核反应堆安全壳冷却系统的制作方法

本实用新型涉及核反应堆冷却技术领域，尤其涉及一种基于非能动的核反应堆安全壳冷却系统。

背景技术：

安全壳是核反应堆重要的一道安全屏障，对于事故后防止放射性物质释放到大气中具有重要的作用，同时又可以防止异物撞击保护一回路的安全。当核反应堆出现事故后，安全壳内温度升高，如果不能及时的将安全壳内的温度散发出去将会出现更为严重的后果。为了快速散热，有些核反应堆使用钢制安全壳，对于钢制安全壳的反应堆来说，在钢制安全壳的顶部设置水箱，事故发生后，水箱的水从安全壳顶部向下流，通过液膜蒸发/对流冷却钢制安全壳本身，同时通过空气的自然对流对液膜进行。但是钢制安全壳的成本比较高，现有的核电厂压水反应堆一般采用混凝土安全壳作为反应堆最后一道屏蔽设施，从而防止事故后放射性物质进入周边环境。然而由于混凝土本身的导热性能很差，且混凝土安全壳厚度较厚，因此无法直接依靠混凝土壁的热传导将反应堆事故后的热量有效导出到周围环境。

技术实现要素：

本实用新型的目的是提供一种核反应堆安全壳冷却系统，以对核反应堆的安全壳进行非能动式降温。

为了实现上述目的，本实用新型公开了一种核反应堆安全壳冷却系统，用于对核反应堆的安全壳进行冷却，包括冷却水池和至少一组换热器；所述冷却水池设置于所述安全壳的上方；所述换热器设置于所述安全壳所围合的容置空间内，每一组所述换热器包括分别与所述冷却水池连通的换热管和绝热管，所述换热管与所述绝热管底部连通，所述换热管用于与所述容置空间内的环境进行热交换，所述绝热管的外壁具有热绝缘特性。

与现有技术相比，本实用新型核反应堆安全壳冷却系统在安全壳内设置换热器，该换热器包括换热管和绝热管，冷却水池内储存有常温的冷却水，由于冷却水池位于安全壳的上方，冷却水池内的冷却水在重力作用下进入换热管和绝热管。核事故初期，安全壳内的容置空间的温度大幅上升，换热管周围的高温空气和蒸汽遇到冷的换热管管壁冷却成水流下，这是一放热过程，放出的热量进入换热管内的冷却水中，换热管内的水被逐渐加热，换热管内的水受热温度升高，密度变小，在重力驱动下沿着换热管上升进入冷却水池中，由于从换热管进入冷却水池中的水温度较高，这部分水会升至冷却水池的顶部，进而将高温的冷却水携带的热量散发到外部空间中。由于绝热管与外部热绝缘，绝热管内的冷却水一直保持着常温，当换热管中的水上升至冷却水池后，由与其连通的绝热管为其补充常温冷却水，然后，冷却水池底部较冷的冷却水进入绝热管，为绝热管补充冷却水，从而冷却水在冷却水池、绝热管、换热管中形成自然循环，将安全壳内的热量不断带出安全壳，从冷却水池散发到外部空间中，而且当冷却水池内的水蒸发干后还可利用空气作为换热媒介，仍以换热管和绝热管作为循环回路不断将安全壳内的热量散发出去；由此可知，本实用新型核反应堆安全壳冷却系统工作时无需借助外部能量，是一种非能动的系统，利用重力和物质的热密度特性循环工作，不受能源用尽的限制；另外，既可以实现事故初期安全壳内大量余热的排出，又可以实现冷却水池内冷却水蒸干条件下利用空气冷却的方式对安全壳进行长期冷却。

较佳地，所述换热管和所述绝热管均呈竖向放置。

较佳地，所述安全壳内设置有多组所述换热器，每一组所述换热器之间互相独立。

较佳地，每一组所述换热器包括多根所述换热管和一根所述绝热管；每一组所述换热器的多根所述换热管的上端和下端均通过连通器连通；每一组所述换热器内，所述绝热管的下端与多根所述换热管的下端的连通器连通。

较佳地，所述冷却水池包括若干独立的分水池，每一所述分水池与一组所述换热器连通。

较佳地，若干个所述分水池呈环形布置。

较佳地，所述冷却水池的底壁上设置有若干通孔，所述换热管通过第一连接管穿出所述安全壳与其中一个所述通孔连接，所述绝热管通过第二连接管穿出所述安全壳与另外一个所述通孔连接。

较佳地，所述核反应堆安全壳冷却系统还包括设置于位于所述安全壳外部的所述第一连接管和所述第二连接管内的隔离阀，所述隔离阀用于阻止所述安全壳内泄漏的放射性物质溢出。

较佳地，所述隔离阀为电磁阀。

较佳地，所述核反应堆安全壳冷却系统还包括可充电电源、控制器和核泄漏检测器，所述控制器、所述核泄漏检测器以及所述隔离阀分别与所述可充电电源连接，所述核泄漏检测器设置于所述安全壳外部的所述第一连接管和所述第二连接管处，当所述核泄漏检测器检测到有放射性物质溢出所述安全壳时，所述控制器控制所述隔离阀关闭。

附图说明

图1为本实用新型核反应堆安全壳冷却系统其中一实施例的平面结构示意图。

图2为本实用新型核反应堆安全壳冷却系统另一实施例的平面结构示意图。

图3为本实用新型核反应堆安全壳冷却系统之水冷的循环示意图。

图4为本实用新型核反应堆安全壳冷却系统之空冷的热循环示意图。

图5为本实用新型核反应堆安全壳冷却系统之冷却水池的俯视图。

图6为本实用新型核反应堆安全壳冷却系统之隔离阀的控制原理图。

具体实施方式

为详细说明本实用新型的技术内容、结构特征、实现原理及所实现目的及效果，以下结合实施方式并配合附图详予说明。

本实用新型实施例公开了一种核反应堆安全壳冷却系统，如图1所示，用于对核反应堆的安全壳1进行冷却，该核反应堆安全壳冷却系统包括冷却水池2和至少一组换热器3。冷却水池2设置于安全壳1的上方，冷却水池2内的冷却水为常温水。换热器3设置于安全壳1所围合的容置空间10内，即换热器3与安全壳1内的核反应堆用蒸汽发生器11、主泵12和压力容器13等设备位于同一空间，充分利用了安全壳1内的闲置空间。每一组换热器3包括分别与冷却水池2连通的换热管30和绝热管31，换热管30与绝热管31底部连通，换热管30用于与容置空间10内的环境进行热交换，绝热管31的外壁具有热绝缘特性，本实施例中，绝热管31的外壁包覆有绝热材料，可以选用玻璃纤维、石棉、岩棉、硅酸盐等，还可选用新型绝热材料气凝胶毡、真空板等。

具有上述结构的核反应堆安全壳冷却系统的工作原理和工作过程为：请再次参阅图1和图3，正常情况下，在冷却水池2内蓄满水，由于冷却水池2位于安全壳1的上方(最好是顶部)，冷却水池2内的冷却水在重力作用下进入换热管30和绝热管31。核事故初期，安全壳1内的容置空间10的温度大幅上升，换热管30周围的高温空气和蒸汽遇到冷的换热管30管壁冷却成水流下，这是一放热过程，放出的热量进入换热管30内的冷却水中，换热管30内的水被逐渐加热，换热管30内的水受热温度升高，密度变小，在重力驱动下沿着换热管30上升进入冷却水池2中，由于从换热管30进入冷却水池2中的水温度较高，这部分热水会升至冷却水池2的顶部，进而将高温的冷却水携带的热量散发到外部空间中。由于绝热管31与外部热绝缘，绝热管31内的冷却水一直保持着常温，当换热管30中的水上升至冷却水池2后，由与其连通的绝热管31为其补充常温冷却水，然后，冷却水池2底部较冷的冷却水进入绝热管31，为绝热管31补充冷却水，从而冷却水在冷却水池2、绝热管31、换热管30中形成自然循环，将安全壳1内的热量不断带出安全壳1，从冷却水池2散发到外部空间中，而且当冷却水池2内的水蒸发干后还可利用空气作为换热媒介，仍以换热管30和绝热管31作为循环回路不断将安全壳1内的热量散发出去，请参阅图2和图4，其过程是：冷却水池2的水蒸发干后，外部冷空气由冷却水池2进入换热器3，换热管30周围的热空气遇到换热管30的外壁冷却成水，将热量传递到换热管30内，从而使得换热管30内的冷空气温度升高，密度变小，密度变小的热空气从换热管30溢出到冷却水池2，换热管30内的热空气溢出的同时绝热管31为其补充冷空气，周而复始形成散热循环。由此可知，本实用新型核反应堆安全壳冷却系统工作时无需借助外部能量，是一种非能动的系统，利用重力和物质的热密度特性循环工作，不受能源用尽的限制。另外，既可以实现事故初期安全壳1内大量余热的排出，又可以实现冷却水池2内冷却水蒸干条件下利用空气冷却的方式对安全壳1进行长期冷却。本实施例中，安全壳1由混凝土材料制成，但也不以此为限。

进一步地，安全壳1内设置有多组换热器3，每一组换热器3之间互相独立，在使用过程中，即使某一组换热器3损坏，不影响其他换热器3的正常工作，从而确保安全壳1的温度不会超过安全警戒线。另外，请结合参阅图1和图5，冷却水池2包括若干独立的分水池20，每一分水池20与一组换热器3连通，即每一个独立的分水池20与每一组换热器3一一对应，这样即使某一个分水池20出现漏洞，只会使该分水池20的冷却水流干，不影响其他分水池20内的冷却水。本实施例中，多个分水池呈环形布置，以与安全壳的顶部界面相适配。

为了有效提高冷却水在换热管30和绝热管31内的流动性能，本实施例中，换热管30和绝热管31均呈竖向放置。另外，由于换热管30担负热量交换的工作，为了提高换热管30的换热效率，每一组换热器3包括多根换热管30和一根绝热管31，每一组换热器3的多根换热管30的上端和下端均通过连通器34连通。在每一组换热器3内，绝热管31的下端与多根换热管30的下端的连通器34连通。

安装换热器3时，在冷却水池2的底壁上设置若干通孔21，换热管30通过第一连接管32穿出安全壳1与其中一个通孔21连接，绝热管31通过第二连接管33穿出安全壳1与另外一个通孔21连接。将作为接口作用的通孔21设置在冷却水池2上，即使安全壳1收到飞机撞击或海啸事故也不会对通孔21造成堵塞，有效保证换热器3的正常工作。

在安全壳1内的换热管30和绝热管31出现破裂事故情况下，安全壳1内的放射性物质会通过换热管30和绝热管31溢出到外部空间，为了避免这一现象发生，本实施例中，如图2所示，于安全壳1外部的第一连接管32和第二连接管33内均设置有隔离阀41，较佳地，该隔离阀为电磁阀。当有放射性物质从第一连接管32和第二连接管33溢出时，关闭隔离阀41，阻止安全壳1内泄漏的放射性物质溢出安全壳1，当然，隔离阀41关闭后也关闭了该换热器3的循环工作。对于安装有多组换热器3的实施例而言，某一组换热器3被关闭后还有其他换热器3正常工作。另外，为了及时检测核泄漏，本实用新型核反应堆安全壳冷却系统另一较佳实施例中，如图6所示，还包括可充电电源40、控制器42和核泄漏检测器43，控制器42、核泄漏检测器43以及隔离阀41分别与可充电电源40连接，核泄漏检测器43设置于安全壳1外部的第一连接管32和第二连接管33处，当核泄漏检测器43检测到有放射性物质溢出安全壳1时，控制器42控制隔离阀41关闭。对于多组换热器3的实施例，在每一组换热器3对应的第一连接管32和第二连接管33处均设置有核泄漏检测器43，当检测到某一组换热器3有核泄漏时，只需关闭该组换热器3。

以上所揭露的仅为本实用新型的较佳实例而已，当然不能以此来限定本实用新型之权利范围，因此依本实用新型申请专利范围所作的等同变化，仍属于本实用新型所涵盖的范围。