一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统的制作方法

本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统。

背景技术

事故热阱水箱是核电厂安全壳非能动冷却系统(pccs)的重要组成部分，其可吸收热量的多少，直接决定核电厂事故惰性的大小。第三代核电系统多具有非能动安全壳热量导出系统，如：ap600&1000-pcs、abwrii-pccs、ahwr-pccs、esbwr-pccs、swr1000-pccs、wwer640-pccs及wwer1000-pccs等。而众多专利申请，例如us5,049,353(美国西屋公司，1991年)、us5,282,230(美国ge公司，1994年)、us5,295,168(美国ge公司，1994年)、us5,499,278(美国ge公司，1996年)、us6,069,930(美国ge公司，2000年)均公开了这样的非能动安全壳热量导出系统。这些非能动安全壳热量导出系统均具有独享或共享的事故热阱水箱，但其容量普遍有限。且现有技术尚无针对事故热阱水箱设立子冷却系统以提高非能动安全壳冷却系统性能的报道。

技术实现要素：

本发明的目的是针对核安全控制的要求，提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，以显著抑制热阱水体沸腾，延长非能动安全壳冷却系统有效运行时间，提高核电厂固有安全性和系统冷却的可靠性。

为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，所述的非能动冷却系统包括热阱水箱、多根重力热管形成的重力热管束、冷却塔，

所述的热阱水箱下部空间装盛热阱水体，上部空间形成气体空间；

所述的冷却塔置于所述的热阱水箱的上方，用于将所述的热阱水箱通过所述的重力热管导出的热量进一步通过热交换从所述的重力热管导出；

每根所述的重力热管贯穿所述的热阱水箱和所述的冷却塔，用于将所述的热阱水体中的热量导出到所述的冷却塔的内部空间中，其下部浸没在所述的热阱水体中，上部位于所述的冷却塔的内部空间中；

所述的重力热管束位于所述的冷却塔内部空间中的部分的体积占所述的冷却塔内部空间体积的比例在30％以上。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的冷却塔的侧壁形成双曲面形状的薄壁。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的重力热管束形成的包络面与所述的冷却塔的内表面形状相似。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的热阱水箱上部边缘处设置有沿箱体竖直侧壁面向外的延伸结构，所述的延伸结构包括由加强筋支撑形成的，与所述的热阱水箱的上表面平行的维修平台。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的维修平台在接近外周处分布有多个设备运输孔，所述的设备运输孔可用作所述的非能动冷却系统安装及运行维修时的设备通道，其直径最少比所述的重力热管直径大50％。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的非能动冷却系统还包括冷却塔支架，其位于所述的热阱水箱与所述的冷却塔之间，用于支撑所述的冷却塔。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的冷却塔支架中至少有一段为可移除冷却塔支架，用于将其移除后对所述的冷却塔进行拆装与维修。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中位于所述的可移除冷却塔支架上方的一段冷却塔侧壁形成冷却塔柔性覆面，用于方便对其拆卸后进行所述的冷却塔的拆装与维修。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的冷却塔的进气通道上设置有进气风扇和/或所述的冷却塔的出气通道上设置有排气风扇。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，其中所述的冷却塔的出气通道处设置有多个冷却喷头，用于事故后存在可用水源时，对所述的重力热管束进行喷淋冷却，所述的冷却喷头由喷淋冷却管线提供冷却水。

本发明的有益效果在于，利用本发明的核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统，能够提高非能动安全壳冷却系统的热导出效率，从而显著抑制热阱水体沸腾，延长非能动安全壳冷却系统有效运行时间，提高核电厂核反应堆安全壳的固有安全性和系统冷却的可靠性。

本发明具有以下几点突出优势：(1)重力热管形成的重力热管束具有较大的换热面积，总面积可达事故热阱水箱表面积的4-5倍，可显著抑制热阱水体沸腾，延长非能动安全壳冷却系统有效运行时间；(2)冷却塔自然通风为非能动过程，重力热管为非能动设备，利用其加强核电厂事故热阱性能，可提高核电厂固有安全性；(3)各支重力热管彼此独立设置，可使系统冷却功能具有更高的可靠性。

附图说明

图1为示例性的本发明的核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统的轴向剖视图。

图2为示例性的本发明的核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统的轴向半剖图。

图3为示例性的本发明的核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统的立体图。

具体实施方式

以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。

示例性的本发明的核电厂事故热阱水箱非能动冷却系统如图1-3所示，包括热阱水体1、热阱水箱2、冷却塔3、冷却塔支架4、重力热管5、重力热管上下段连接面6、热管贯穿件7、热阱水箱排气孔8、维修平台9、加强筋10、冷却塔内部空间11、热阱水箱气体空间12、设备运输孔13、冷却塔柔性覆面14、可移除冷却塔支架15、排气风扇16、进气风扇17、冷却喷头18、喷淋冷却管线19。

热阱水箱2下部空间装盛热阱水体1，上部空间形成热阱水箱气体空间12。热阱水箱2的侧壁上段开有热阱水箱排气孔8，用于排出热阱水箱气体空间12中的气体。热阱水箱2上部边缘处设置有沿箱体竖直侧壁面向外的延伸结构，该延伸结构包括由加强筋10支撑形成的，与热阱水箱2的上表面平行的维修平台9。维修平台9在接近外周处分布有多个设备运输孔13，用作非能动冷却系统安装及运行维修时的设备通道，其直径最少比重力热管5直径大50％。

冷却塔3置于热阱水箱2的上方，并通过在它们中间设置的冷却塔支架4支撑。冷却塔3用于将热阱水箱2通过重力热管5导出的热量进一步通过热交换从重力热管5导出。冷却塔3的侧壁形成双曲面形状的薄壁(冷却塔3的侧壁对重力热管束5的上段形成包围)。冷却塔支架4中至少有一段为可移除冷却塔支架15，且可移除冷却塔支架15上方的一段冷却塔3侧壁形成冷却塔柔性覆面14。可移除冷却塔支架15和冷却塔柔性覆面14共同用于将其移除后对冷却塔3进行拆装与维修。冷却塔3的进气通道上设置有进气风扇17，冷却塔3的出气通道上设置有排气风扇16。冷却塔3的出气通道处设置有多个冷却喷头18，用于事故后存在可用水源时，对重力热管5进行喷淋冷却，冷却喷头18由喷淋冷却管线19提供冷却水。

重力热管5贯穿热阱水箱2和冷却塔3，用于将热阱水体1中的热量导出到冷却塔3的内部空间中。重力热管5由上下两段组成。重力热管5下段穿过热管贯穿件7(设置于热阱水箱2顶板上)固定于热阱水箱2顶板，且末端浸没在热阱水体1中；重力热管5上段在重力热管上下段连接面6处与重力热管5下段相连。重力热管上下段连接面6位于热阱水箱2顶板上方的冷却塔内部空间11中。

重力热管束由多根长度不同的重力热管5组成，重力热管5间保持一定间距。重力热管束位于冷却塔内部空间11中的部分的体积占冷却塔内部空间11体积的比例在30％以上。重力热管束形成的包络面与冷却塔3的内表面形状相似。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。