一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统的制作方法

本实用新型涉及核电站安全领域，特别涉及一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统。

背景技术：

核电站的核反应堆有三道屏障，第一道为燃料包壳，第二道为压力容器，第三道为水泥防护层。一般情况下，这三道屏障能够有效的保证核电站的安全，但是某些事故下会发生核电站防护层破裂的情况，从而放射性颗粒产物会从防护层裂孔中扩散而出，进入大气环境，从而危害周边居民安全。目前，尚未有可行之有效同时方便实施的防止放射性颗粒产物扩散的系统及方法。

本发明人对核电站防护装置进行研究，以提供一种具有安全、高效、实施方便、控制简单和可模块化组装等特点的防止核电站放射性产物扩散的系统。

技术实现要素：

为了解决上述问题，本发明人进行了锐意研究，结果发现：在水泥防护层外部设置包含内壳层和外壳层的防扩散装置，两壳层(内壳层和外壳层)之间为可允许冷却剂通过的密闭的中空通道，同时在两壳层上开设相对应的多个通孔，通过连接两壳层上相对应的通孔形成贯穿中空通道的孔道。当核电站放射性颗粒产物从水泥防护层扩散而出经过防扩散装置时，在湍流扩散和热泳力的作用下，这些放射性颗粒产物会沉积在防扩散装置的孔道内，防止放射性颗粒产物的进一步扩散，从而完成本实用新型。

本实用新型的目的在于提供以下技术方案：

1、一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统，其中，所述系统包括防扩散装置100、台座200以及供冷系统；

其中，所述防扩散装置100设置在核反应堆外部，用于防止放射性颗粒产物的扩散，其包含内壳层110和外壳层120，内壳层110和外壳层120之间为可允许冷却剂流通的密闭的中空通道130；

所述台座200安装在防扩散装置100下方，用于支撑防扩散装置100，台座200为块状结构，其上表面为平面结构以对防扩散装置100的中空通道130进行密封，并汇集中空通道130中的冷却剂至供冷系统；

所述供冷系统与防扩散装置100和台座200相连，其向防扩散装置100的中空通道130提供冷却剂，并通过台座200对冷却剂进行汇集回收。

根据本实用新型提供的一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统，具有以下有益效果：

(1)本实用新型中一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统相当于核反应堆的第四道屏障，当核电站放射性颗粒产物从水泥防护层(最外层)扩散而出经过第四道屏障时，在湍流扩散和热泳力的作用下，这些放射性颗粒产物会沉积在第四道屏障内的孔道内，可有效避免在严重事故情况下发生放射性颗粒产物扩散的风险；

(2)本实用新型中防扩散装置的内壳层和外壳层为半球形结构，冷却剂喷头设置在防扩散装置的顶部，此种设计便于冷却剂在中空通道中由上至下流动，且使内壳层的内部空间较大，保证了内壳层与核反应堆的水泥防护层(最外层)的空间距离；

(3)本实用新型中供冷系统的设计实现了冷却剂的循环利用，极大降低了使用成本；

(4)本实用新型中的防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统设计原理清晰，结构简单，可以经济地被规模化地制造出来，具有安全、高效、实施方便、控制简单和可模块化组装等特点，可有效防止核电站放射性颗粒产物的扩散。

附图说明

图1示出本实用新型中一种优选实施方式的防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统的示意图；

图2示出本实用新型中一种优选实施方式的防扩散装置俯视图图；

图3示出本实用新型中一种优选实施方式的孔道结构示意图；

图4示出本实用新型中孔道为圆柱体的结构示意图；

图5示出本实用新型中一种优选实施方式的防扩散装置示意图。

附图标号说明：

100-防扩散装置；

110-内壳层；

120-外壳层；

130-中空通道；

140-孔道；

150-保温层；

200-台座；

310-冷却剂源；

320-泵机；

330-冷却剂喷头；

340-冷却剂接收器。

具体实施方式

下面通过对本实用新型进行详细说明，本实用新型的特点和优点将随着这些说明而变得更为清楚、明确。

如图1所示，本实用新型提供了一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统，该系统包括防扩散装置100、台座200以及供冷系统；

其中，所述防扩散装置100设置在核反应堆外部，用于防止放射性颗粒产物的扩散，其包含内壳层110和外壳层120，内壳层110和外壳层120之间为可允许冷却剂流通的密闭的中空通道130；

所述台座200安装在防扩散装置100下方，用于支撑防扩散装置100，台座200为块状结构，上表面为平面结构以对防扩散装置100的中空通道130进行密封，并汇集中空通道130中的冷却剂至供冷系统；

所述供冷系统与防扩散装置100和台座200相连，供冷系统向防扩散装置100的中空通道130提供冷却剂，并通过台座200对冷却剂进行回收。

在一种优选的实施方式中，所述内壳层110和外壳层120为三角形结构、梯形结构、矩形结构或半球形结构，优选为半球形结构。半球形结构的设置便于冷却剂在中空通道130中由上至下流动，且使内壳层110的内部空间较大，保证了内壳层110与核反应堆的水泥防护层(最外层)的空间距离，当放射性颗粒产物从水泥防护层扩散而出时，可在内壳层110与水泥防护层的空间距离内减缓向外部的扩散速度。

在进一步优选的实施方式中，所述内壳层110的材质为金属材料，优选为铝或钢，厚度为1cm～3cm；所述外壳层120的材质为金属材料，优选为铝或钢，厚度为1cm～3cm。此厚度的金属材料一方面可以降低传热热阻，使流道面维持较低温度，另一方面可以抵抗来自外部或内部的冲击。

在更进一步优选的实施方式中，所述内壳层110和外壳层120之间的中空通道130的宽度为0.8m～1m。此宽度范围的中空通道130，可容纳足够量的冷却剂，实现内壳层110和外壳层120的制冷。

在一种优选的实施方式中，所述防扩散装置100的内壳层110和外壳层120上开设多个相对应的通孔，通过贯穿中空通道130的孔道140连接两壳层上相对应的通孔。同时，孔道140可使冷却剂在中空通道130中以湍流形式流动，加强冷却剂对内壳层110和外壳层120的冷却效果。当核电站放射性颗粒产物从水泥防护层扩散而出经过防扩散装置100时，在湍流扩散和热泳力的作用下，这些放射性颗粒产物会沉积在防扩散装置100的孔道140内，防止放射性颗粒产物的进一步扩散。

在一种优选的实施方式中，内壳层110和外壳层120上的通孔分别垂直于内壳层110和外壳层120或内壳层110和外壳层120的切线(当内壳层110和外壳层120为半球形结构时)。如图2所示，所述通孔为圆形、三角形、矩形等简单的几何形状，优选为圆形，在加工方便的同时，便于通孔的清理。

与通孔形状相对应，所述孔道140的主截面(孔道140的长度方向上的截面)为圆形、三角形、矩形等简单的几何形状，但其整体形状可为但不限于圆柱体、棱柱体结构。如图3所示，优选地，孔道140的主截面为圆形，在孔道140的长度方向上，圆形截面的半径以先增大后减小的趋势逐渐变化，内壳层110和外壳层120上对应通孔的表面积可相等或不相等。此结构的孔道140相对于常规的圆柱体孔道(图4)具有更大的表面积和体积，有效降低放射性颗粒产物进入孔道140后的速度，使放射性颗粒产物更容易沉积在孔道140的表面。

在一种优选的实施方式中，所述孔道140的长度为0.8m～1m，与中空通道130的宽度相对应，保证了在热泳力的作用下，放射性颗粒产物充分沉积在孔道的表面。

在一种优选的实施方式中，所述通孔在内壳层110和外壳层120上均匀分布。内壳层110上单个通孔的表面积为0.008～0.03m²(若通孔为圆形，半径为0.05～0.1m)，内壳层110上所有通孔的表面积之和与内壳层110的总表面积之比为1:25～1:35。

外壳层120上单个通孔的表面积为0.008～0.03m²(若通孔为圆形，半径为0.05～0.1m)，外壳层120上所有通孔的表面积之和与外壳层120的总表面积之比为1:30～1:40。在维持内壳层110和外壳层120抗冲击强度的同时，通孔(或孔道140)的数目越多，对放射性颗粒产物的防扩散效率越高、效果越好。其中，通孔的表面积即为通孔在内壳层110外表面或外壳层120外表面的面积，并非孔道140的表面积。

在进一步优选的实施方式中，孔道140的表面布置多孔介质，以进一步充分吸收放射性颗粒产物。其中，所述多孔介质选自泡沫铝、二甲基硅橡胶、泡沫镍、或石墨烯中任意一种或多种，优选为石墨烯。

在一种优选的实施方式中，如图5所示，所述防扩散装置100还包括保温层150，所述保温层150设置在外壳层120外部，以降低外壳层120与环境的热传递，保持防扩散装置100中的低温环境。其中，所述保温层150选用传热效果差的材料，如硅酸盐纤维板(如硅酸铝纤维板)或岩棉板，其厚度为20～40mm。保温层150上设置与外壳层120对应的多个通孔，使防扩散装置100内部和外部实现气体流通。

在本实用新型中，如图1所示，所述台座200与防扩散装置100相连的上表面为斜面结构，所述斜面结构作为中空通道130的底部，主要作用是使冷却剂在重力的作用下顺着斜面结构下流，便于冷却剂的回收。

在一种优选的实施方式中，台座200为实心结构，为钢或其他耐腐蚀的金属材料制成，所述金属材料可为单一金属或合金材料。

本实用新型中，如图1所示，所述供冷系统包括冷却剂源310、泵机320、冷却剂喷头330和冷却剂接收器340。

所述冷却剂源310与泵机320和冷却剂接收器340相连，用于冷却剂的储存和制备。

所述泵机320为供冷系统的动力部件，其与冷却剂源310和冷却剂喷头330相连，将冷却剂源310中的冷却剂传送至冷却剂喷头330。

所述冷却剂喷头330安装在防扩散装置100顶部，与中空通道130连通，可向其四周喷出冷却剂，使冷却剂在中空通道130中由上向下流动。冷却剂喷头330的冷却剂流量满足使得冷却剂能够充满中空通道130。

所述冷却剂接收器340设置在台座200的一端，其与中空通道130的底部连通，将台座200汇集的冷却剂导出中空通道130，并输送回冷却剂源310，实现冷却剂的循环利用。

本实用新型中，所述冷却剂可为液态冷却剂或气态冷却剂，所述液态冷却剂选自海水、处理后的污水或者普通饮用水；所述气态冷却剂选自低温氮气、二氧化碳或空气。冷却剂优选为液态冷却剂，更优选为海水或处理后的污水。其中，处理后的污水是指去除污水中不溶解的悬浮固体和漂浮物质后的污水，或者去除污水中不溶解的悬浮固体和漂浮物质后，进一步通过微生物的代谢作用进行物质转化，将污水中的各种复杂的有机物氧化降解为简单的物质后的未达到饮用级别的污水。

在一种优选的实施方式中，所述冷却剂的温度控制在0～100℃。

本实用新型的另一方面是提供一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的方法，优选通过上述系统进行，所述方法包括以下步骤：

冷却剂喷头330将泵机320从冷却剂源310输送来的冷却剂喷入中空通道130中，使中空通道130维持较低的温度，当高温放射性颗粒产物从孔道140经过时，在热泳力的作用下沉积在孔道140中；冷却剂流过中空通道130后落到台座200的上表面上，并汇流至冷却剂接收器340，最后输送至冷却剂源310完成一次循环，重复进行此过程。

本实用新型的再一方面是提供一种核反应堆，该核反应堆外部设置有上述防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统，所述系统包括防扩散装置100、台座200以及供冷系统；

其中，所述防扩散装置100设置在核反应堆外部，用于防止放射性颗粒产物的扩散，其包含内壳层110和外壳层120，内壳层110和外壳层120之间为可允许冷却剂流通的密闭的中空通道130；

所述台座200安装在防扩散装置100下方，用于支撑防扩散装置100，台座200为块状结构，上表面为平面结构以对防扩散装置100的中空通道130进行密封，并汇集防扩散装置100中的冷却剂至供冷系统；

所述供冷系统与防扩散装置100和台座200相连，供冷系统向防扩散装置100的中空通道130提供冷却剂，并通过台座200对冷却剂进行回收。

实施例

实施例1

一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统，该系统包括防扩散装置100、台座200以及供冷系统，所述供冷系统包括冷却剂源310、泵机320、冷却剂喷头330和冷却剂接收器340。

防扩散装置100设置在核反应堆外部，其包括半球形的内壳层110和外壳层120，两壳层之间为使冷却剂流通的密闭中空通道130，内壳层110和外壳层120均为厚度为2cm的钢板，中空通道130的宽度为0.8m。内壳层110和外壳层120上设置对应通孔，所述两壳层上的对应通孔通过圆柱形孔道140连接，内壳层110上单个通孔的表面积为0.01m²，内壳层110上所有通孔的表面积之和与内壳层110的总表面积之比为1:30；外壳层120上单个通孔的表面积为0.01m²，外壳层120上所有通孔的表面积之和与外壳层120的总表面积之比为1:35。单个孔道140的表面积为0.284m²，体积为0.008m³。

防扩散装置100顶部安装有冷却剂喷头330，所述冷却剂喷头330与中空通道130连通，将泵机320从冷却剂源310输送来的冷却剂喷入中空通道130中，使中空通道130维持较低的温度。

所述台座200安装在防扩散装置100下方，为实心结构，其与中空通道130相连的上表面为斜面结构，在重力的作用下，冷却剂能够顺着斜面下流到冷却剂接收器340，冷却剂接收器340将回收的冷却剂传送至冷却剂源310。

采用上述系统进行防止放射性颗粒产物扩散的测试分析，在冷却剂为海水时，冷却剂喷头330处的入口温度为10～15℃，冷却剂接收器340处的出口温度为60～90℃，放射性颗粒产物温度为200～300℃，放射性颗粒产物扩散速度为10～15m/s，结果表明，采用上述系统对放射性颗粒产物的吸收率为10％～20％。

实施例2

一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统，该系统包括防扩散装置100、台座200以及供冷系统，所述供冷系统包括冷却剂源310、泵机320、冷却剂喷头330和冷却剂接收器340。

防扩散装置100设置在核反应堆外部，其包括半球形的内壳层110和外壳层120，两壳层之间为使冷却剂流通的密闭中空通道130，内壳层110和外壳层120均为厚度为2cm的钢板，中空通道130的宽度为0.8m。内壳层110和外壳层120上设置对应通孔，所述两壳层上的对应通孔通过圆柱形孔道140连接，内壳层110上单个通孔的表面积为0.01m²，内壳层110上所有通孔的表面积之和与内壳层110的总表面积之比为1:30；外壳层120上单个通孔的表面积为0.01m²，外壳层120上所有通孔的表面积之和与外壳层120的总表面积之比为1:35。单个孔道140的表面积为0.284m²，体积为0.008m³。圆柱形孔道140的表面涂覆多孔介质以进一步吸附放射性颗粒产物，其中，所述多孔介质为石墨烯。

防扩散装置100顶部安装有冷却剂喷头330，所述冷却剂喷头330与中空通道130连通，将泵机320从冷却剂源310输送来的冷却剂喷入中空通道130中，使中空通道130维持较低的温度。

所述台座200安装在防扩散装置100下方，为实心结构，其与中空通道130相连的上表面为斜面结构，在重力的作用下，冷却剂能够顺着斜面下流到冷却剂接收器340，冷却剂接收器340将回收的冷却剂传送至冷却剂源310。

采用上述系统进行防止放射性颗粒产物扩散的测试分析，在冷却剂为海水时，冷却剂喷头330处的入口温度为10～15℃，冷却剂接收器340处的出口温度为60～90℃，放射性颗粒产物温度为200～300℃，放射性颗粒产物扩散速度为10～15m/s，结果表明，圆柱形孔道140表面涂覆多孔介质后，系统对放射性颗粒产物的吸收率为40％～60％。

实施例3

一种防止核电站放射性颗粒产物扩散的系统，该系统包括防扩散装置100、台座200以及供冷系统，所述供冷系统包括冷却剂源310、泵机320、冷却剂喷头330和冷却剂接收器340。

防扩散装置100设置在核反应堆外部，其包括半球形的内壳层110和外壳层120，两壳层之间为使冷却剂流通的密闭中空通道130，内壳层110和外壳层120均为厚度为2cm的钢板，中空通道130的宽度为0.8m。内壳层110和外壳层120上设置对应通孔，所述两壳层上的对应通孔通过孔道140连接。孔道140的主截面为圆形，在孔道140的长度方向上，圆形截面的半径以先增大后减小的趋势逐渐变化，孔道140表面积较常规圆柱体表面积大。内壳层110上单个通孔的表面积为0.03m²，内壳层110上所有通孔的表面积之和与内壳层110的总表面积之比为1:35；外壳层120上单个通孔的表面积为0.03m²，外壳层120上所有通孔的表面积之和与外壳层120的总表面积之比为1:40。单个孔道140的表面积为0.709m²。

防扩散装置100顶部安装有冷却剂喷头330，所述冷却剂喷头330与中空通道130连通，将泵机320从冷却剂源310输送来的冷却剂喷入中空通道130中，使中空通道130维持较低的温度。

所述台座200安装在防扩散装置100下方，为实心结构，其与中空通道130相连的上表面为斜面结构，在重力的作用下，冷却剂能够顺着斜面下流到冷却剂接收器340，冷却剂接收器340将回收的冷却剂传送至冷却剂源310。

采用上述系统进行防止放射性颗粒产物扩散的测试分析，在冷却剂为海水时，冷却剂喷头330处的入口温度为10～15℃，冷却剂接收器340处的出口温度为60～90℃，放射性颗粒产物温度为200～300℃，放射性颗粒产物扩散速度为10～15m/s，结果表明，单个孔道的表面积较大时，系统对放射性颗粒产物的吸收率为30％～40％。

在本实用新型的描述中，需要说明的是，术语“上”、“下”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于本实用新型工作状态下的方位或位置关系，仅是为了便于描述本实用新型和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本实用新型的限制。

以上结合了优选的实施方式对本实用新型进行了说明，不过这些实施方式仅是范例性的，仅起到说明性的作用。在此基础上，可以对本实用新型进行多种替换和改进，这些均落入本实用新型的保护范围内。