一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统的制作方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及核反应堆安全技术领域，尤其涉及一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统。
【背景技术】
[0002]安全壳是核电厂在发生事故时，防止放射性物质外泄的最后一道安全屏障。我国目前正在研发的大型先进压水堆所采用与AP1000类似的技术。AP1000是由美国西屋公司研发的第三代核电系统，采用了非能动安全壳冷却系统，该冷却系统采用了双层安全壳结构，外层为混凝土壳，内层为钢制安全壳，钢制安全壳的内部总容积仅数千立方米。事故情况下，一旦反应堆内释放出高温高压介质时，其升温升压进程较快，短时间内即可能达到该系统设计的承压极限，导致安全壳内放射性物质向环境释放的可能性加大，必须快速消除安全壳内部的高温高压介质，先进压水堆AP1000的设计中初次引入了非能动安全壳冷却系统，即在发生冷却剂丧失事故和主蒸汽管道破裂事故等向安全壳释放大量能量的事故后，安全壳内压力升高，在达到安全壳高压整定值后自动触发非能动安全壳冷却系统投入，冷却水从安全壳顶部的储水箱流出，经过流量分配装置分配后在钢制安全壳外表面形成液膜。沿竖直表面的降液膜流动具有高换热系数、高热流密度、动力消耗小等优点，能将安全壳内的热量通过一系列能量传递最终排向环境，降低了安全壳内部压力，保证了安全壳的完整性，进而增加了核电厂的安全性。
[0003]中国专利CN102081976A公开一种大容量完全非能动安全壳冷却系统。该安全壳冷却系统可利用传感器收集安全壳相关的热工参数，跟踪冷却过程，在安全壳上方设置多个用以储存不同冷却剂的储藏箱，通过冷却剂种类的选择及冷却剂流量的调节实现对安全壳冷却功率的动态控制；通过采用广义非能动控制单元，该安全壳冷却系统的启动及整个运行过程可完全不依赖于外部动力供应，因此具有完全的非能动特性。该发明使用了多种低沸点冷却剂，使系统变得复杂，并且增加了建造和维护成本。
[0004]由于上述问题的存在，本发明人对现有的非能动安全壳冷却系统设计技术进行研宄和改进，以期设计出一种结构简单、能提高安全壳壁面换热能力，增加核安全性的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统。
【发明内容】
[0005]为了解决上述技术问题，本发明人进行了锐意研宄，采用如下技术方案:该非能动冷却系统包括内层安全壳、外层安全壳和设置在外层安全壳顶部的冷却装置、在内层安全壳上设置的热管导液装置，和在所述内层安全壳、外层安全壳之间设置的疏导空气流通方向的导流装置，冷却剂从顶部喷洒在内层安全壳上形成液膜，通过热管导液装置一方面可以抑制液膜的断裂，提高液膜与空气进行的热交换效率，从而将安全壳表面的热量排出安全壳内；另一方面，可以将未被液膜覆盖的安全壳表面上的热量导入内层安全壳与外层安全壳的换热空间最终排出安全壳内，从而完成本发明。
[0006]本发明目的在于提供以下方面:
[0007](I) 一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，该系统包括内层安全壳3、外层安全壳5和设置在外层安全壳5顶部的冷却装置，其中，
[0008]在所述内层安全壳3外侧壁上设置有热管导液装置4。
[0009](2)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4为一个或多个，其形状为肋片状，并沿内层安全壳3外侧壁的周向呈类环形设置。
[0010](3)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4沿内层安全壳3外侧壁的预定位置间隔设置。
[0011](4)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4的剖面结构为矩形、倒梯形、倒三角形或近似的倒三角形。
[0012](5)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4包括外部导热层43和内部吸液回流层44。
[0013](6)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4中的传热介质优选为超导介质。
[0014](7)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述内部吸液回流层44由泡沫金属或纳米级金属制成。
[0015](8)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述金属为铜。
[0016]根据本发明提供的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，具有如下有益效果:
[0017](I)本发明提供的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，是通过热管导液装置的高效导热和及时排液的综合特性来抑制液膜破裂的，具有高效换热和非能动安全的特性；
[0018](2)本发明提供的非能动安全壳冷却系统中的热管导液装置以超导介质作为传热工质，实现了热量的快速传递与导出；并且在热管导液装置发生破裂的情况下，还可以通过该热管导液装置的外部导热层将安全壳壁面的热量导出，使得安全壳运行可靠安全；
[0019](3)本发明中，热管导液装置不受重力、毛细力等影响，设计灵活性好，从而使得该非能动安全壳冷却系统具有结构简单、安装方便等特点；
[0020](4)本发明提供的非能动安全壳冷却系统使用范围广，不仅适用于AP1000，还适用于其他安全壳冷却系统。
【附图说明】
[0021]图1示出根据本发明一种优选实施方式的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统的结构示意图；
[0022]图2示出根据本发明一种优选实施方式的热管导液装置的结构示意图；
[0023]图3示出根据本发明一种优选实施方式的热管导液装置的剖面形状示意图。
[0024]附图标号说明:
[0025]1-冷却剂存储箱
[0026]2-喷淋设备
[0027]3-内层安全壳
[0028]4-热管导液装置
[0029]41-热端
[0030]42-冷端
[0031]43-外部导热层
[0032]44-内部吸液回流层
[0033]5-外层安全壳
[0034]6-空气入口
[0035]71-空气下降通道
[0036]72-空气上升通道
[0037]8-导流装置
[0038]9-空气出口
[0039]10-冷凝汇集装置
【具体实施方式】
[0040]下面通过对本发明进行详细说明，本发明的特点和优点将随着这些说明而变得更为清楚、明确。
[0041]在这里专用的词“示例性”意为“用作例子、实施例或说明性”。这里作为“示例性”所说明的任何实施例不必解释为优于或好于其它实施例。尽管在附图中示出了实施例的各种方面，但是除非特别指出，不必按比例绘制附图。
[0042]本发明中，所述安全壳是指核反应堆安全壳，是构成压水反应堆最外围的建筑，指包容了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备的外壳建筑，用以容纳反应堆压力容器以及部分安全系统(包括一回路主系统、设备和停堆冷却系统)，将其与外部环境完全隔离，期望能实现安全保护屏障的功能，所述安全壳顶部呈半球形，内径为30m?40m，壁厚为0.5m?lm，高约60?70m，其强度是按抗震I类设计；安全壳按结构分为单层和双层壳，双层壳的内层称为主安全壳，主要承受事故压力，外层称