一种用于压水堆的非动能安全壳冷却系统的制作方法

本发明属于核电站安全壳设计领域，尤其是涉及一种用于压水堆的非动能安全壳冷却系统。

背景技术：
第三代核电技术中的安全壳作为核电事故的外部屏蔽结构，是事故预防和缓解的重要环节。根据非能动型安全壳的内部有效空间与热功率成比例的特点，一直以来安全壳均是以放大尺寸的形式进行设计和安全分析，安全壳的尺寸越来越大，其投资经济性、维护便捷性以及建造周期性等都大为不同。根据M.Gavrilas及林诚格等对非能动型安全壳的介绍和分析可知，事故初期会有大量的水从一回路经由破口位置以射流和闪蒸的形式进入安全壳内部，只在1-5秒内安全壳内的压力迅速飙升并且在短期内达到最大压力，由于设计了一种压力触发开关，当安全壳内部压力达到一定高压时触发冷却水系统，使安全壳外开始流淌冷却水，在安全壳外部产生水膜，外部水膜在安全壳发热的情况下通过热量蒸发散热，以传热方式给壳内降温和蒸汽凝结，再次将壳内的压力限定在安全压力范围内。但是，根据实验数据得知，这种散热保安全的方式存在两点不足：一是由于一回路经由破口位置以射流和闪蒸的形式进入安全壳内部，只在1-5秒时间可以供人们采取措施，时间太短，需要延长在事故过程中安全壳内压力从正常到所能承受最大压力的时间；二是事故中安全壳内压力迅速上升的时候，安全壳的温度并不会迅速上升，冷却水系统开始为安全壳降温的效率不高。为此，安全壳结构形式重点应解决好的问题：一是一回路瞬态喷放蒸汽不致使安全壳内压力迅速超限；二是安全壳的热量载出能力需要大大提高。

技术实现要素：
本发明的目的是在投入经费不增加太多的基础上，能够通过安全壳内外部的结构变化，来实现更有效包容较大喷放量的蒸汽来提高安全性。技术方案：通过多种方式综合进行对核电站安全壳的安全性防护。一是在安全壳壳体内部和/或壳体外部增加2-20个冷凝容器；二是在冷凝容器中放置按比例溶解空气的不饱和溶液，对吸收安全壳内的干燥空气起到控制作用。实施方式：核电站有钢制安全壳、堆芯地坑、壳顶水箱及分水器12、导流板等组成。在安全壳体内和/或外增加了2-20个冷凝容器，安全壳体内还增加了2-20根气流引管，气流引管连通安全壳体内部和冷凝容器内部；冷凝容器内有汽水混合物，汽水混合物满足一定的体积质量比关系，每个冷凝容器内部还有一根溢流管与冷凝容器外部相通，气流引管和溢流管能够将水和/或气流引入或排出冷凝容器；溢流管在冷凝容器外部与液位计和电动开关阀相连，并通过电动开关阀连接到堆芯地坑。安全壳体内部和/或外部布置的冷凝容器内存有五分之一至三分之一汽水混合物满足一定的体积质量比关系，即溶解一定量空气的不饱和冷却液。根据实验分析,我们发现当出现故障前，安全壳内全部充满着干燥的空气，安全壳内的压力较小，干燥空气通过安全壳壳体的散热能力较低；当热蒸汽进入安全壳内，空间的压力迅速上升,在安全壳内和/或外部设置的冷凝容器中的压力并没有马上上升,安全壳内部和冷凝容器内部产生了压力差，由于该压力差的作用，气液混合的热蒸汽通过安全壳体内部的气流引管进入连通着冷凝容器内部的气流引管，安全壳内部的压力得到暂时的缓冲，冷凝容器内部的压力上升；气液混合的热蒸汽进入冷凝容器的同时也带着部分干燥的空气，使安全壳内压力升高的速度进一步得到延缓；气液混合的热蒸汽通过冷凝液体时，由于冷凝作用，一部分液滴进入冷凝液之中，一部分空气在压力的作用下，也进入了不饱和液体之中，还有一小部分到达冷凝容器的气体空间，气体空间的压力上升，但是这一部分较干燥的气体被液体吸收一部分，另一部分扩散到气体空间时,和正常状态比较也被大大被压缩了体积；气液混合的热蒸汽中的水也被冷却液冷凝后吸收，冷凝容器内的液位升高，当液位达到一定高度时就会触动液位计，液位计开启，输出电信号，打开电动开关阀，使得冷凝容器内多余的水以溢流的方式直接流淌至堆芯地坑内，冷凝容器内部得到减压,可以继续接收冷凝容器外部的气液混合的热蒸汽。通过设置的冷凝容器，能够使安全壳内部的压力在最初的一回路经由破口位置以射流和闪蒸的形式进入安全壳内部的热蒸汽阶段，延长安全壳内的压力升高到最大压力的时间，使人们进行应急处理的时间得到延长。随着安全壳外部水膜开始降膜时，水膜与外界空气相互作用，空气由导流板下端的湿井与水膜直接接触换热，空气温度增加、含湿量增加后其密度减小，在浮力和重力的共同作用下在安全壳外部的上升段内向上流动，气流流动速度变大，水膜与空气之间的对流蒸发换热增强，由于安全壳内部渗入热蒸汽，使空气中湿度增加，蓄能能力增加，当安全壳外部水膜蒸发吸收热量增大时，安全壳壳体被进一步降温,而安全壳内部由于壁面温度降低，安全壳内部能够更长时间保持在混合气体中的水蒸汽湿度较大的状态，虽然安全壳外部水膜蒸发吸热量增大，使安全壳内部凝结增强，但是，根据气体状态方程可知，在定容器内，气流的湿度增加，质量增加，降低相同的温度时，会吸收更多的热能。使安全壳外水膜的散热效率处于一种较高的状态，使安全壳内部的气流的压力能够更长时间的维持在一个稳定的水平，安全壳壳体热量载出能力得到增强。本发明与现有的压水堆安全壳相比，有如下优点：安全壳有效容积大幅度减小，安全壳结构更紧凑，减小加工、建设等投资。下面以AP1000的安全壳内自由容积58300m3计算，压水堆事故时的最高工作压力是0.5MPa，温度峰值160℃。当直接冷凝器内有水50吨，内部总容积7764m3，此时可节省内部有效空间17％。如果采用图2的形式，直接接触冷凝器容器不受安全壳限制，其结构更加合理。原型中安全壳湿井内未蒸发的冷却水有效利用，全部用于壳内热量载出，且蒸发后的水蒸气能够有效增加空气的浮力。上升段内的气流温度增加，使得气流的浮力增大导致速度增加，钢制安全壳外部热量载出能力提升。附图说明图1为安全壳内部设置冷凝容器的示意图；图2为安全壳外部设置冷凝容器的示意图；图3为安全壳内和外部设置冷凝容器的示意图。说明:1-气流引管；2-总管；3-冷凝容器；4-换热管组；5-流散器；6-堆芯地坑；7-溢流管；8-液位计；9-电动开关阀；10-导流板；11-钢制安全壳；12-壳顶水箱及分水器。具体实施方式通过多种方式综合进行对核电站安全壳的安全性防护。一是在钢制安全壳11内部和外部各增加2个冷凝容器3；二是在冷凝容器3中放置按比例溶解空气的不饱和溶液，对吸收安全壳内的干燥空气起到控制作用。实施例一：核电站有气流引管1、总管2、冷凝容器3、换热管组4、流散器5、堆芯地坑6、溢流管7、液位计8、电动开关阀9、导流板10、钢制安全壳11、壳顶水箱及分水器12等组成。在安全壳体内外各增加了2个冷凝容器3，安全壳体内还增加了4根气流引管，气流引管连通安全壳体内部和冷凝容器3内部；冷凝容器3内有汽水混合物，汽水混合物满足一定的体积质量比关系，每个冷凝容器3内部还有一根溢流管7与冷凝容器3外部相通，气流引管和溢流管7能够将水和/或气流引入或排出冷凝容器3；溢流管7在冷凝容器3外部与液位计8和电动开关阀9相连，并通过电动开关阀9连接到堆芯地坑6。安全壳体内部和/或外部布置的冷凝容器3内存有五分之一至三分之一汽水混合物满足一定的体积质量比关系，即溶解一定量空气的不饱和冷却液。根据实验分析,我们发现当出现故障前，安全壳内全部充满着干燥的空气，安全壳内的压力较小，干燥空气通过钢制安全壳11的散热能力较低；当热蒸汽进入安全壳内，空间的压力迅速上升,在安全壳内和/或外部设置的冷凝容器3中的压力并没有马上上升,安全壳内部和冷凝容器3内部产生了压力差，由于该压力差的作用，气液混合的热蒸汽通过安全壳体内部的气流引管进入连通着冷凝容器3内部的气流引管，安全壳内部的压力得到暂时的缓冲，冷凝容器3内部的压力上升；气液混合的热蒸汽进入冷凝容器3的同时也带着部分干燥的空气，使安全壳内压力升高的速度进一步得到延缓；气液混合的热蒸汽通过冷凝液体时，由于冷凝作用，一部分液滴进入冷凝液之中，一部分空气在压力的作用下，也进入了不饱和液体之中，还有一小部分到达冷凝容器3的气体空间，气体空间的压力上升，但是这一部分较干燥的气体被液体吸收一部分，另一部分扩散到气体空间时,和正常状态比较也被大大被压缩了体积；气液混合的热蒸汽中的水也被冷却液冷凝后吸收，冷凝容器3内的液位升高，当液位达到一定高度时就会触动液位计8，液位计8开启，输出电信号，打开电动开关阀9，使得冷凝容器3内多余的水以溢流的方式直接流淌至堆芯地坑6内，冷凝容器3内部得到减压,可以继续接收冷凝容器3外部的气液混合的热蒸汽。通过设置的冷凝容器3，能够使安全壳内部的压力在最初的一回路经由破口位置以射流和闪蒸的形式进入安全壳内部的热蒸汽阶段，延长安全壳内的压力升高到最大压力的时间，使人们进行应急处理的时间得到延长。随着安全壳外部水膜开始降膜时，水膜与外界空气相互作用，空气由导流板10下端的湿井与水膜直接接触换热，空气温度增加、含湿量增加后其密度减小，在浮力和重力的共同作用下在安全壳外部的上升段内向上流动，气流流动速度变大，水膜与空气之间的对流蒸发换热增强，由于安全壳内部渗入热蒸汽，使空气中湿度增加，畜能能力增加，当安全壳外部水膜蒸发吸收热量增大时，安全壳壳体被进一步降温,而安全壳内部由于壁面温度降低，安全壳内部能够更长时间保持在混合气体中的水蒸汽湿度较大的状态，虽然安全壳外部水膜蒸发吸热量增大，使安全壳内部凝结增强，但是，根据气体状态方程可知，在定容器内，气流的湿度增加，质量增加，降低相同的温度时，会吸收更多的热能。使安全壳外水膜的散热效率处于一种较高的状态，使安全壳内部的气流的压力能够更长时间的维持在一个稳定的水平，钢制安全壳11热量载出能力得到增强。本发明中，直接接触冷凝器内气体和水的初始比例最重要，如果比例失调将导致达不到有效控制壳内压力的效果。下面提供其计算过程：直接接触冷凝器内的初始空气体积为Va，单位为m3，Va需满足的的关系是：式中，m为初始水的质量，单位为kg；Ra为空气的气体常数；hfg为汽化潜热；pt为事故时安全壳内的最大绝对压力，单位为atm；t为事故时最高温度，单位为℃。此时直接接触式冷凝容器3的体积为：本发明与现有的压水堆安全壳相比，有如下优点：安全壳有效容积大幅度减小，安全壳结构更紧凑，减小加工、建设等投资。以AP1000的安全壳内自由容积(58300m3)计算，压水堆事故时的最高工作压力是0.5MPa，温度峰值160℃。当直接冷凝器内有水50吨，内部总容积7764m3，此时可节省内部有效空间17％。如果采用图2钢制安全壳11外部设置冷凝容器3的形式，冷凝器容器不受安全壳限制，其结构更加简单合理。冷凝容器3有部分设置在钢制安全壳11外部，增加的2-20根气流引管1中有部分气流引管1的一头连通钢制安全壳11的内部，另一头和钢制安全壳11外部的冷凝容器3的内部相联；如果采取这种外置式结构，其堆芯地坑6必须为深层封闭式地坑。原型中钢制安全壳11湿井内未蒸发的冷却水有效利用，全部用于壳内热量载出，且蒸发后的水蒸气能够有效增加空气的浮力。上升段内的气流温度增加，使得气流的浮力增大导致速度增加，钢制安全壳11外部热量载出能力提升。参考文件：[1]M.Gavrilas,N.E.Todreas,M.J.Driscoll.Containmentpassive-coolingdesignconcepts.Progressinnuclearenergy.Vol.32,No.3/4.pp.647-655[2]林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000.原子能出版社.北京.2008:195-197对比文件[3]Licheng,Fanhuanran,Zhaoruichang.Theoutsidetransportphenomenaofthepassivecontainmentcoolingsystem，ASME2013HeatTransferConference，Minneapolis,American:2013(EI)