的内侧表面之间的环形空间向下，在安全壳容器28和非能动安全壳冷却系统的导 风板34之间的非能动安全壳冷却系统的冷却环形空间58向上，并且通过在屏蔽建筑30的 顶部中心处的空气出口结构38流出；或者空气冷却换热器定位在安全壳建筑22外侧。非 能动安全壳冷却系统流动路径设计为充分大到获得传递乏燃料和堆芯衰变热所需的空气 流动、同时保持安全壳压力在三天的水协助冷却之后低于安全壳容器设计压力。
[0033] 当核电站正在常规操作且乏燃料池24和安全壳内换料储水槽48中的水被维持在 常规温度时（小于或等于120 °F (48. 9°C )，冷却环路50将在低容量下操作且245fa制冷 剂将蒸发使得制冷剂压力小于或等于50psia(3. 4bar)，在这种操作模式下，从水到空气的 热传递被在水、制冷剂、和空气之间的低温差以及制冷剂蒸汽密度低的事实限制，制冷剂蒸 汽密度低将导致蒸汽立管中的较高流动速度。如果乏燃料池的常规冷却失效、或温度增加， 则更多的制冷剂将蒸发，环路中的压力将增加，从而增加制冷剂蒸汽密度和温度，且因此增 加到空气的热传递。
[0034] 注意到，如果周围空气温度低，则冷却环路可能过度冷却乏燃料池和安全壳内换 料储水槽的水。在可能发生这种情形的应用中，故障开启隔离阀62能够被添加到冷却环路 50,以使得操作者能够隔离冷却环路和终止热传递。
[0035] 优选地，在乏燃料池24和安全壳内换料储水槽48中沉浸的换热器52 (蒸发器） 不同于在非能动安全壳冷却系统的冷却环形空间58或安全壳建筑22外侧中的空气冷却换 热器54 (冷凝器）。蒸发换热器52优选地具有分别附连到较低和较高头管66和68的竖 直管64。每根管64优选地包含入口孔以防止平行流动路径在冷却剂正在沸腾时不稳定。 安全壳内换料储水槽换热器（冷凝器及其相关蒸发器）被尺寸化为将足够的热量传递到环 境，使得在初始排放之后，在非能动安全壳冷却水储槽38排放三天之后的安全壳增压将不 会超过安全壳设计压力。
[0036] 乏燃料蒸发器换热器52也由附连到较低和较高头管66和68的竖直管64构 成。每根管也包含入口孔以防止平行流动路径在冷却剂正在沸腾时不稳定。乏燃料池 蒸发器换热器52将尺寸化为将足够的热量传递到环境，使得乏燃料池水温度将不超过 200° F(93. 3°〇〇
[0037] 冷凝换热器54的乏燃料池和安全壳内换料储水槽由分别附连到较低和较高头管 66和68的竖直管换热器64构成，其中，竖直管带有竖直翅片以增加其有效表面面积，但仍 允许空气向上流动穿过管束。优选地，翅片应该是稍微波浪形的以生成空气紊流，从而增加 有效的管对空气传热系数。冷凝器54邻近于安全壳外壳28外侧表面定位，且在导风板入 口流动引导件72的正上方定位在非能动安全壳冷却系统的导风板34内侧；或布置在安全 壳建筑28的外侧。
[0038] 图5提供了换热器52和54的示意侧视图，换热器52沉浸在安全壳内换料储水槽 48内的水中，筛网74围绕换热器管以防止在管64之间的流动区域积垢。在冷凝器换热器 54中的管翅片在图5A中提供的放大剖视图中示出。
[0039] 因此，本发明通过在核电站的现场和场外动力故障的情况下延长乏燃料能够被非 能动地冷却的天数，补充了在共同悬置的申请序列号No. 14/195, 890 (代理人案号No. NPP 2012-002)中提出的发明。在自然循环下利用在冷却环路内的制冷剂在延长的时间段增 强了该过程的效率。此外，当前采用的能动乏燃料池冷却系统将从在此描述的系统获得一 些附加的冷却益处，这将降低乏燃料池水温度且因此减少在当前成分冷却水系统上的热载 荷。
[0040] 虽然已经详细描述本发明的特定实施方式，但是本领域技术人员将理解的是，对 这些细节的各种修改和替换可以依据公开内容的全部教导形成。因此，所公开的具体实施 方式仅意味着示意性而非限制由所附权利要求的全部宽度给出的本发明的范围及其任何 以及所有等价方案。
【主权项】
1. 一种核电站，包括： 核蒸汽供给系统； 用于密封地容置核蒸汽供给系统的安全壳（28); 包括水的存储器（48)，所述存储器容置在安全壳（28)内或容置在安全壳的附近； 沉浸在存储器（48)内且由水冷却的乏核燃料；和 从存储器内延伸到安全壳（28)外部的虹吸管（56)，以用于将存储器中的热量传递到 安全壳外侧的空气。2. 根据权利要求1所述的核电站，其中，虹吸管（56)包括第一和第二换热器（52,54)， 第二换热器比第一换热器位于更高高度，其中，第一换热器至少部分地浸入存储器（48) 内，使得在第一换热器的第一侧上的存储器中的水与在第一换热器的第二侧上的工作流体 热连通，第一换热器的第二侧通过工作流体循环的闭合环路与第二换热器的第一侧流体连 通，使得在第二换热器的第一侧上的工作流体与在第二换热器的第二侧上的安全壳外侧的 周围空气热连通（70)。3. 根据权利要求2所述的核电站，其中，工作流体是制冷剂。4. 根据权利要求3所述的核电站，其中，制冷剂是245fa。5. 根据权利要求2所述的核电站，其中，安全壳外侧的闭合环路的一部分包括翅片管 (70)〇6. 根据权利要求2所述的核电站，其中，安全壳（28)包括基本围绕安全壳（22)延伸 且具有基本竖直壁的钢外壳，所述基本竖直壁从安全壳的较低部分延伸到安全壳的较高部 分。7. 根据权利要求6所述的核电站，包括导风板（34)，导风板基本围绕安全壳（28)的竖 直壁延伸且与所述竖直壁隔开，空气入口（72)位于导风板的较低高度处且空气出口位于 导风板的较高高度处，第二换热器（54)被支撑在安全壳的竖直壁和导风板之间的环形空 间（58)内。8. 根据权利要求7所述的核电站，其中，第二换热器（54)被支撑在环形空间（58)的较 低部分中或在安全壳（22)外侧。9. 根据权利要求2所述的核电站，其中，第一换热器（52)包括多个第一换热器，第二换 热器（54)包括多个第二换热器，且闭合环路包括多个闭合环路，所述多个闭合环路与具有 第一换热器中的至少一个和第二换热器中的至少一个的每个闭合环路并行操作。10. 根据权利要求9所述的核电站，其中，每个第二换热器（54)围绕安全壳（28)的外 侧隔开。11. 根据权利要求2所述的核电站，其中，闭合环路包括用于切断工作流体的循环的阀 (62)。12. 根据权利要求1所述的核电站，其中，存储器是在安全壳（28)内的换料储水槽 (48)，并且第一换热器（52)在安全壳内且第二换热器（54)在安全壳外侧。13. 根据权利要求1所述的核电站，其中，存储器是在安全壳外侧且在安全壳附近的乏 燃料池（24)。
【专利摘要】一种用于冷却核电站的安全壳内换料储水槽和乏燃料池的非能动冷却系统，其能够延长核电站能够被安全地维护而无需操作员介入的天数。冷却系统在闭合环路循环中采用虹吸管，闭合环路通过自然循环围绕在乏燃料和安全壳内换料水内的换热器与安全壳外侧的周围大气之间的冷却环路循环制冷剂。
【IPC分类】G21C15/02, G21C15/12
【公开号】CN105210152
【申请号】CN201480022376
【发明人】L·E·康韦, G·L·塞德拉切克
【申请人】西屋电气有限责任公司
【公开日】2015年12月30日
【申请日】2014年3月10日
【公告号】EP2973594A1, WO2014159155A1