一种核电站的安全壳冷却系统的制作方法
【专利摘要】本发明提供一种核电站的安全壳冷却系统，其包括注水箱；所述注水箱内装有高压气体和水；所述注水箱经配置利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压。本发明提供的核电站的安全壳冷却系统，以大气为最终热阱，利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
【专利说明】
一种核电站的安全壳冷却系统
技术领域
[0001]本发明涉及核电站安全保护系统，具体涉及一种核电站的安全壳冷却系统。
【背景技术】
[0002]传统压水堆在失水事故或安全壳内蒸汽管道破裂事故时，利用安全壳喷淋系统排出安全壳内热量，降低安全壳压力和温度，以达到维持安全壳的完整性。在发生上述事故时，第三代非能动压水堆核电站利用钢制安全壳作为一个传热表面，蒸汽在安全壳内表面冷凝并加热内表面，然后通过导热将热量传递至钢壳体。受热的钢壳外表面通过对流、辐射和蒸发等热传递机制，由水和空气冷却。水由安全壳顶部水箱提供，热量以显热和水蒸气的形式通过自然循环的空气带出，来自环境的空气通过一个常开流道进入，沿安全壳外壁上升，最终通过一个高位排气口返回环境，实现带走安全壳内热量的目的。
[0003]在传统压水堆中，最终热阱功能的实现需依赖旋转机械，第三代非能动压水堆核电站的安全壳冷却系统中，安全壳顶部水箱的抗震设计要求高。若能设计一种结构简单的安全壳冷却系统，并以大气为最终热阱，将使核电站的安全保护系统更加安全可靠。
【发明内容】
[0004]本发明针对现有技术的不足，提出一种核电站的安全壳冷却系统。
[0005]核电站的安全壳冷却系统包括注水箱;所述注水箱内装有高压气体和水;所述注水箱经配置利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，从而维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点;所述注水箱设有补水接口和出口；所述补水接口与外部水源连通，用以使外部水源向所述注水箱内补水，以维持安全壳冷却系统的长期运行;所述出口与安全壳相对应，用于使所述注水箱内的高压气体和水洒到安全壳外表面。
[0006]优选地，还包括喷淋装置;所述喷淋装置包括喷淋集管和喷头;所述喷淋集管的一端与所述出口连通，另一端与所述喷头连通;所述注水箱内的高压气体和水经所述出口流入所述喷淋集管，并通过所述喷头洒到安全壳外表面。
[0007]优选地，所述出口通过注水管线与所述喷淋集管连接。
[0008]优选地，所述注入管线上设有注入管线隔离阀，用以控制所述注入管线的通断。
[0009]优选地，所述出口处设有出口隔离阀，用以控制所述出口的开关。
[0010]优选地，所述补水接口通过补水管线与外部水源连接。
[0011 ]优选地，所述补水管线上设有止回阀。
[0012]优选地，基于冗余性考虑，所述注水箱的个数为至少两个，至少两个注水箱分别通过一路注入管线与喷淋装置连通，用于保证系统的可用性。
[0013]优选地，安全壳所在的屏蔽厂房的顶部设有排汽口。当安全壳冷却系统运行时，注水箱中的水被注入喷淋集管，经过喷头洒到安全壳外表面，水在安全壳外表面吸热蒸发成汽体，经排汽口流入大气，带出安全壳内的热量。
[0014]与现有技术相比，本发明具有以下有益效果:
[0015]1、本发明提供的核电站的安全壳冷却系统，以大气为最终热阱，利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
【附图说明】
[0016]图1为符合本发明优选实施例的核电站的安全壳冷却系统的示意图。
【具体实施方式】
[0017]为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和【具体实施方式】对本发明作进一步详细的说明。
[0018]如图1所示，核电站的安全壳冷却系统包括注水箱(4、f);所述注水箱(4、f )内装有高压气体和水;所述注水箱(4、40经配置利用高压注射将水洒到安全壳I外表面对安全壳I进行冷却，保证安全壳I不超压，从而维持安全壳I的完整性，具有简单和可靠的优点;所述注水箱(4、f )设有补水接口(10、1(/ )和出口；所述补水接口(10、1(/ )与外部水源连通，用以使外部水源向所述注水箱(4、4Q内补水，以维持安全壳冷却系统的长期运行;所述出口与安全壳I相对应，用于使所述注水箱(K )内的高压气体和水洒到安全壳I外表面。
[0019]优选地，还包括喷淋装置;所述喷淋装置包括喷淋集管11和喷头12;所述喷淋集管11的一端与所述出口连通，另一端与所述喷头12连通;所述注水箱(4、4Q内的高压气体和水经所述出口流入所述喷淋集管11，并通过所述喷头12洒到安全壳I外表面。
[0020]优选地，所述出口通过注水管线(53')与所述喷淋集管11连接。
[0021]优选地，所述注入管线(5、5')上设有注入管线隔离阀(7、70，用以控制所述注入管线(5、5')的通断。
[0022]优选地，所述出口处设有出口隔离阀(6、60，用以控制所述出口的开关。
[0023]优选地，所述补水接口)通过补水管线(9、Υ)与外部水源连接。
[0024]优选地，所述补水管线(9W)上设有止回阀(8、80。
[0025]优选地，基于冗余性考虑，所述注水箱(K)的个数为至少两个，至少两个注水箱分别通过一路注入管线与喷淋装置连通，用于保证系统的可用性。
[0026]优选地，安全壳I所在的屏蔽厂房2的顶部设有排汽口3。当安全壳冷却系统运行时，注水箱(4、V )中的水被注入喷淋集管11，经过喷头12洒到安全壳I外表面，水在安全壳I外表面吸热蒸发成汽体，经排汽口 3流入大气，带出安全壳I内的热量。
[0027]与现有技术相比，本实施例具有以下有益效果:
[0028]1、本实施例提供的核电站的安全壳冷却系统，以大气为最终热阱，利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
[0029]本实施例的核电站的安全壳冷却系统的工作原理如下:核电站的安全壳冷却系统设置在安全壳外，电站正常运行时，安全壳冷却系统处于备用状态，高压注水箱出口隔离阀(6、6')和注入管线隔离阀(7、70关闭，高压注水箱被隔离，排汽口3始终处于常开状态。
[0030]当发生事故且需要安全壳冷却系统作为热阱时，高压注水箱出口隔离阀(6、60和注入管线隔离阀(7、7')打开，高压注水箱(4、4,)中水在高压气体的作用下，通过注入管线(5、50进入喷淋集管11，并经过喷头12洒到安全壳I的外表面，水在重力的作用下沿着安全壳I外表面向下流动，流动过程中不断吸热转变为蒸汽，随后脱离安全壳表面向上流动，最终经过排汽口 3流入大气，从而将安全壳I的热量带出。
[0031]当需要安全壳冷却系统长期运行时，可通过补水接口(10、1(/)连接其他可用水源，利用栗加压向喷淋集管供水，维持安全壳冷却系统的长期运行。此外，可以关闭注入管线隔离阀^^。，打开高压注水箱出口隔离阀⑷^”’通过补水接口丨^^⑴”向高压注水箱补水。
[0032]上述过程的安全壳冷却系统利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点
[0033]本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的系统而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
[0034]本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
[0035]显然，本领域的技术人员可以对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，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包括这些改动和变型在内。
【主权项】
1.一种核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，包括注水箱;所述注水箱内装有高压气体和水;所述注水箱经配置利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压;所述注水箱设有补水接口和出口 ；所述补水接口与外部水源连通，用以使外部水源向所述注水箱内补水;所述出口与安全壳相对应，用于使所述注水箱内的高压气体和水洒到安全壳外表面。2.如权利要求1所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，还包括喷淋装置;所述喷淋装置包括喷淋集管和喷头;所述喷淋集管的一端与所述出口连通，另一端与所述喷头连通;所述注水箱内的高压气体和水经所述出口流入所述喷淋集管，并通过所述喷头洒到安全壳外表面。3.如权利要求2所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，所述出口通过注水管线与所述喷淋集管连接。4.如权利要求3所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，所述注入管线上设有注入管线隔离阀，用以控制所述注入管线的通断。5.如权利要求1所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，所述出口处设有出口隔离阀，用以控制所述出口的开关。6.如权利要求1所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，所述补水接口通过补水管线与外部水源连接。7.如权利要求6所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，所述补水管线上设有止回阀。8.如权利要求1所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，所述注水箱的个数为至少两个。9.如权利要求1所述的核电站的安全壳冷却系统，其特征在于，安全壳所在的屏蔽厂房的顶部设有排汽口。
【文档编号】G21C15/18GK105825899SQ201610297957
【公开日】2016年8月3日
【申请日】2016年5月6日
【发明人】武心壮, 夏栓, 邱健, 施伟, 王建平, 刘春丽, 苑景田, 江浩, 黄秀杰
【申请人】上海核工程研究设计院