一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳的制作方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及属于核安全技术领域，特别涉及一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，具体说是一种利用超疏水表面及浮点式结构强化核反应堆安全壳的冷凝传热技术，主要用于核反应堆失水事故。
【背景技术】
[0002]核能作为一种可再生、无污染的能源被世界各国广泛关注和利用，但世界上几次核事故也将核电安全性提到了前所未有的高度。当核反应堆发生事故时，为了确保在其他主动性冷却系统不能正常工作情况下仍然能将安全壳内热量排除，实现有效控制安全壳内温度、压力，以保证安全壳的完整性，从而控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，保护周边环境免遭放射性物质的伤害。非能动安全壳就是为达到这个目的而设计的，目前非能动核电站，例如AP1000的安全壳冷却系统主要采用钢-混凝土安全壳，为进一步提高安全壳的性能，需设计一种高导热能力的非能动核安全壳，高效的非能动安全壳一方面可以降低发生事故时安全壳内的峰值压力，安全系数得以提高，另一方面在水箱水容量一定的情况下，可以维持更长的喷淋时间，即可以减小水的每小时用量。
[0003]与传统的非能动安全壳相比，超疏水表面的浮点式非能动核安全壳具有以下几个优点:(1)浮点式凸起结构增大了冷凝换热面积；(2)浮点式凸起对冷凝液膜具有扰动作用；(3)超疏水表面具有自清洁、防腐蚀及抗氧化等优良特性；(4)超疏水表面可使蒸汽的冷凝由膜态冷凝变为珠状冷凝，大大减薄了液膜厚度。这样的非能动安全壳不仅特性优异，而且操作简单，技术可靠，经济安全，因此具有很好的应用前景。
【发明内容】
[0004]本发明的目的是提供一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，其特征在于，所述非能动核安全壳在圆柱体I两端分别连接穹顶2及下封头4组成，其中，圆柱体I和穹顶2的内表面利用模具，采用化学处理，制备出具有一定间距的浮点式凸起结构3 ;在安全壳的穹顶2外表面上方，设置冷却水喷头5，喷出的水在安全壳的外表面形成液膜，液膜蒸发吸热，从而实现将反应堆内部的热传递到周围环境中。
[0005]所述浮点式凸起结构3为微纳米多尺度凸起；具有超疏水特性；所谓超疏水是指液体与固体表面的接触角大于150度；如果浮点式凸起结构为半球形，那么凸起所占的安全壳的面积S。= π r 2，而半球形凸起的表面积为S1= 4 π r 2/2 = 2 π r2，这样无论结构的半径大小如何，其表面积就都是所占安全壳表面的2倍，因此当凸起结构的间距很小时，凸起结构的面积就向安全壳2倍的表面积接近，因此凸起的存在，大大增加了安全壳的表面积，所传递的热量也会相应的增加；根据传递的热量等于换热系数h、冷凝面积s及温差AT三者的乘积，传递的热量Q = hSA T ;其次浮点式凸起结构还对安全壳的侧壁起强化壁面的冷凝换热作用；即对于传统的安全壳而言，当蒸汽在壁面冷凝时，凝结的部分液体会沿着壁面向下流动，流动的液膜较厚且附着在壁面上，属于层流，换热效果很差，不利于蒸汽的冷凝换热，而浮点式凸起结构的存在，对液膜具有扰动作用，可使液膜处于紊流状态，因此强化了壁面的冷凝换热。
[0006]所述非能动安全壳及其浮点式凸起结构材料为不锈钢和/或镍。
[0007]本发明的有益效果在于:1、通过浮点式凸起结构与金属板的一体化制备，从而消除了凸起结构和金属基板的接触热阻，能够确保高效散热。2、安全壳表面的浮点式凸起结构扩展了安全壳的冷凝换热面积，从而能大大提高安全壳非能动散热效率，保证了安全壳的完整性及安全性。3、所设计的浮点式凸起结构对液膜具有扰动作用，可以强化安全壳的冷凝换热能力。由于强化了换热，可以减少外部水箱的喷淋时间及用水量，继而在设计外部水箱时可以减小水箱体积，不仅减小了水箱重量，降低造了价，而且进一步提高了核电站安全性。4、所设计的安全壳内表面具有超疏水特性，可使蒸汽的冷凝由膜态冷凝变为珠状冷凝，可减薄蒸汽冷凝过程中形成的液膜厚度，大大提高了蒸汽的冷凝效率，从而降低发生事故时安全壳内的温度和压力，使安全壳更加安全，同时超疏水性表面具有很好的自清洁性、抗腐蚀及抗氧化特性，以确保安全壳不因腐蚀及氧化破坏而缩短使用寿命，进一步提高了安全性。总之，有益效果在于提高安全壳的抗腐蚀性和蒸汽在安全壳内的冷凝传热，进一步提高现有非能动安全壳的安全性能，该安全壳操作简单，技术可靠，经济安全，不仅可降低事故发生时安全壳内的峰值压力，而且可延长一定水量的使用时间。
【附图说明】
[0008]图1为一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳。
[0009]图2为制备表面浮点式结构所用模具。
[0010]图3为安全壳上的浮点式凸起结构。
[0011]图4为普通和超疏水不锈钢板表面的液滴接触情况，其中(a)普通不锈钢板表面，(b)超疏水不锈钢板表面。
[0012]图5为超疏水表面的滴弹跳过程不意图。
【具体实施方式】
[0013]本发明提供了一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，下面将结合【附图说明】本发明的【具体实施方式】。
[0014]图1为一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳的部分示意图，所述非能动核安全壳在圆柱体I两端分别连接穹顶2及下封头4组成，其中，圆柱体I和穹顶2的内表面利用模具(如图2所示)，采用化学处理，制备出间隔分布的浮点式凸起结构3 (如图3所示)；形成内表面均是微纳米多尺度结构，具有超疏水特性，所谓超疏水是指液体与固体表面的接触角大于150度；当反应堆一回路主蒸汽管道发生破口事故时，大量高温蒸汽进入安全壳内部，并与安全壳内空气发生自然对流换热，使安全壳内的温度和压力升高。由于安全壳中心部分蒸汽流速较高，故蒸汽主要由中部上冲至安全壳顶部，并与浮点式超疏水表面接触，发生珠状冷凝换热并形成小液滴，一部分小液滴直接从安全壳内表面滑落，另一部分液滴与其他液滴汇合后弹跳离开浮点式凸起结构表面(如图3、4所示)，还有一部分形成液膜沿壁面流下。蒸汽在冷凝过程中放出热量，通过导热的方式将热量传递到安全壳外表面，由喷头5喷出的水在安全壳的外表面形成液膜，液膜蒸发吸热，达到利用非能