适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构及其设计方法与流程

文档序号:18904453发布日期:2019-10-18 22:29阅读:267来源:国知局
适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构及其设计方法与流程

本发明涉及海上浮动堆专设安全设施技术领域,具体地指一种适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构及其设计方法。



背景技术:

海上浮动堆的发展越来越快,但是海上浮动堆相对于陆上核电站而言,有诸多限制因素,如空间有限、安全壳材料选择、设备重量、吃水深度等,因此,合理优化配置海上浮动堆的系统设计方案尤为关键。海上浮动堆的安全问题一直备受大家关注,尤其在大破口失水事故情况下,大量的高温高压介质和放射性介质会释放到安全壳内,安全壳承担着包容这些高温高压的放射性介质的作用,因此必须有措施对安全壳进行降温降压,以确保安全壳的完整性。基于上述问题,对浮动堆安全壳的冷却设计方法开展了一系列研究,首先调研了陆上核电站的技术方法,发现陆上核电站多采取安全壳喷淋再循环的方式进行冷却,此时需要配置两台喷淋热交换器、过滤器和相连接的管道、阀门等附件,确保再循环阶段喷淋泵的入口不能吸入颗粒碎片杂质,而且必须给喷淋泵配置可靠电源,这样会增加系统的复杂度。在船上有限的空间,如果采取陆上核电站的安全壳冷却系统设计方案,设备布置和供电需求会增加负担。

基于这些问题,考虑对浮动堆的安全壳冷却设计进行优化,针对船上空间有限、液舱较多的环境要求,提出一种新的适用于浮动堆安全壳非能动冷却系统设计方案。



技术实现要素:

本发明的目的是为了解决上述背景技术存在的不足,而提出的一种适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构及其设计方法,以解决上述背景技术中提出的问题。

为实现上述目的,本发明所设计的适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构,包括安全壳,其特殊之处在于,所述安全壳内部设置有反应堆压力容器、主管道、蒸汽发生器、稳压器和主泵,所述安全壳上方设置顶部水箱,所述顶部水箱用于提供大破口失水事故工况下安全壳的冷却功能及作为安全壳屏蔽水层,所述安全壳底部设置用于调节平衡船体且具有冷却安全壳底部的功能的压载水箱,所述安全壳两侧设置用于冷却安全壳侧壁及作为安全壳屏蔽水层的侧壁水箱。

进一步地,所述主管道用于连接反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器和主泵,构成封闭的环路,同时作为一回路系统压力边界的组成部分,参与构成了包容放射性物质的一道安全屏障。

更进一步地,所述顶部水箱上表面均匀设置有顶部水箱开孔,所述顶部水箱开孔用于导出顶部水箱中的水受到安全壳顶部壁面加热蒸发的热量。

更进一步地,所述侧壁水箱上表面均匀设置有侧壁水箱开孔,所述侧壁水箱开孔用于导出侧壁水箱中的水受到安全壳侧壁加热蒸发的热量。

更进一步地,所述顶部水箱、侧壁水箱与压载水舱通过流道连通,所述侧壁水箱与水箱补水系统有一个接口,并设置有补水闸阀进行隔离,补水闸阀用于对顶部水箱和侧壁水箱及压载水舱的充水后,关闭使其与安全壳周围的水空间隔离。

更进一步地,所述顶部水箱开孔的孔径为1.0~1.5m,间距为1.2~1.8m。

更进一步地,所述侧壁水箱开孔的孔径为0.5~0.75m,间距为0.6~0.9m。

更进一步地,所述侧壁水箱内设置有液位表,所述液位表用于测量顶部水箱和侧壁水箱的水位变化,所述顶部水箱内设置有温度计,所述温度计用于测量顶部水箱中的水温度变化。

本发明还提出一种基于上述适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构的设计方法,其特征在于:所述安全壳的尺寸为:长度为a,宽度为b,高度为c,所述a、b、c均为自然数,单位为米,所述顶部水箱(6)的尺寸满足:长度为a,宽度为1.5b,高度为0.25c,所述压载水舱(7)的尺寸满足:长度为a,宽度为1.5b,高度为0.25c,所述侧壁水箱(9)的尺寸满足:长度为0.25a,宽度为1.5b,高度为1.5c。

优选地,所述顶部水箱开孔的半径为0.1a,长度为0.16a;所述侧壁水箱开孔的半径为0.0625a,长度为0.25a。

与现有技术相比,本发明的有益效果可总结如下:

1、本发明采用非能动的安全壳冷却设计方法,充分利用了船体液舱的功能,既做到了安全壳的屏蔽功能,又可作为事故后期安全壳长期冷却的功能,该设计方法将适用于浮动堆安全壳冷却系统的设计。

2、本发明简化了系统的配置,减少了换热器、过滤器及相连接的管道、阀门等附件,减轻了船体重量,有利于船上设备的空间配置,减少了泵和阀门等能动设备的控制,有效降低了人因错误的可能性,简化了测量与控制系统的设计。

3、本发明不需要对能动设备持续供电,减少了电力消耗,有利于节约能源,即使在失去电源的情况下,依然可以起到安全保护的作用。

4、本发明结构简单而紧凑,系统设备与测量仪表简化,安装方便,节约空间,适用于浮动堆空间有限的舱室条件。

附图说明

图1是本发明适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构的主视图。

图2是本发明适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构的俯视图。

图中各编号对应的名称为:1-安全壳、2-反应堆压力容器、3-主管道、4-蒸汽发生器、5-稳压器、6-顶部水箱、7-压载水舱、8-主泵、9-侧壁水箱、10-补水闸阀、11-顶部水箱开孔、12-侧壁水箱开孔、13-液位表、14-温度计。

具体实施方式

为了使本发明技术方案及有益效果更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。

如图1、图2所示,本发明提供一种适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构,

安全壳1内部空间布置有反应堆压力容器2、主管道3、蒸汽发生器4、稳压器5、主泵8,其中反应堆压力容器2、蒸汽发生器4、稳压器5和主泵8通过主管道3连接起来,组成一个封闭式的双环路系统。反应堆压力容器2用于包容反应堆堆芯组件,保证冷却剂压力边界完整,防止放射性物质释放到安全壳内。主管道3用于连接反应堆压力容器2、蒸汽发生器4、稳压器5和主泵8,构成封闭的环路,同时作为一回路系统压力边界的组成部分,参与构成了包容放射性物质的一道安全屏障。蒸汽发生器4用于带走反应堆堆芯产生的热量,构成一回路压力边界,防止放射性物质向安全壳和二回路系统泄漏。稳压器5用于稳定反应堆冷却剂系统的压力。主泵8用于提供反应堆冷却剂的驱动压头,保证反应堆冷却剂的循环流动。安全壳1采用钢质安全壳结构,用于包容反应堆及一回路系统发生事故时产生的高温高压放射性物质,并能抵御飞射物的冲击。安全壳顶部设置有顶部水箱6,顶部水箱6用于提供大破口失水事故工况下安全壳的冷却功能及兼作安全壳屏蔽水层。安全壳顶部水箱6的上表面排列有5×7分布的圆孔11,顶部水箱开孔11用于导出顶部水箱6中的水受到安全壳1顶部壁面加热蒸发的热量。安全壳1底部设置有压载水舱7,压载水舱7用于调节平衡船体且具有冷却安全壳1底部的功能。安全壳1侧面均设置有侧壁水箱9,侧壁水箱9用于冷却安全壳1侧壁及兼作安全壳屏蔽水层,并提供水箱充水管接口。且侧壁水箱9的上表面均匀排列有7个圆孔12,侧壁水箱开孔12用于导出侧壁水箱9中的水受到安全壳顶侧壁加热蒸发的热量。侧壁水箱9与水箱补水系统有一个接口,并设置有补水闸阀10进行隔离,补水闸阀10用于对顶部水箱6和侧壁水箱9及压载水舱7的充水后,关闭使其与安全壳1周围的水空间隔离。侧壁水箱9内还设置有液位表13,液位表13用于测量顶部水箱6和侧壁水箱9的水位变化。安全壳1的顶部水箱6内设置有温度计14,温度计14用于测量顶部水箱6中的水温度变化。其中安全壳顶部水箱6、侧壁水箱9与压载水舱7通过小口径流道处于连通状态。整个系统在完成安装后,首先向安全壳顶部水箱6、压载水舱7、侧壁水箱9中充入足够的水,关闭补水闸阀10。测量与控制系统监测液位表13和温度计14的读数,整个系统处于备用状态。当反应堆发生大破口失水事故后,由于反应堆压力容器中的高温高压放射性介质迅速释放到安全壳1内,安全壳1内部空间的温度和压力急剧升高,此时一系列专设安全系统投入运行,安全壳1钢质壁面会由于内部的高温而产生十分大的热量,由于钢质结构的导热性能良好,安全壳1内部产生大部分热量会通过安全壳壁面传递至安全壳顶部水箱6、侧壁水箱9与压载水舱7中,顶部水箱6和侧壁水箱9中贮存的水温度会迅速升高,如果温度足够高,甚至会产生气泡,所产生的气泡则通过顶部水箱开孔11和侧壁水箱开孔11带出,通过液位表13和温度计14可以实时监测顶部水箱6和侧壁水箱9中的液位和温度状态,以判断安全壳的冷却状态。当水箱中的液位和温度保持稳定,不再持续升高时,可以实现安全壳的冷却功能。

本发明还提出一种适用于浮动堆安全壳非能动冷却结构的设计方法,通过fluent软件对上述系统进行建模计算,设计出适用于浮动堆安全壳的冷却结构。安全壳1采用钢质安全壳,其自身具有一定的导热能力,考虑船体最大摇摆角度为22.5°,即在船体摇摆22.5°时,能够保证所有水舱的水不至于漏出来。假设安全壳长度为a,宽度为b,高度为c,a、b、c均为自然数,单位为米,则外部水舱的总长度为1.5a,总宽度为1.5b,总高度为1.5c。安全壳顶部水箱6的长度为a,宽度为1.5b,高度为0.25c,压载水舱7的长度为a,宽度为1.5b,高度为0.25c,侧壁水箱9的长度为0.25a,宽度为1.5b,高度为1.5c。顶部水箱开孔11呈5×7排布,其半径为0.1a,长度为0.16a,侧壁水箱开孔12呈1×7排布,其半径为0.0625a,长度为0.25a。计算结果表明在事故工况下,安全壳内部的热量可以通过以上设计的水舱结构顺利导出,已达到冷却安全壳的目的。

本发明针对船上空间有限、液舱较多的环境要求,在安全壳周围区域需要布置足够的屏蔽层,以降低安全壳外区域的辐射剂量水平。这些屏蔽层利用了安全壳周围的液舱,在液舱中装有足够的水,这些水作为屏蔽功能的同时,也具备良好的冷却功能。浮动堆安全壳采用的钢质安全壳,其导热性能要优于陆上核电站混凝土安全壳。因此,可以通过在安全壳外部区域设置包围安全壳的液舱,并在液舱中存储足够的水,当反应堆发生大破口失水事故的情况下,安全壳的温度急剧升高,在事故后期可以通过安全壳壁面的导热,将安全壳内部的热量通过安全壳壁面传递给安全壳外部区域的水箱中,再通过水箱中的水将热量通过水箱的排气孔排到外部空间,从而实现安全壳长期冷却的过程。基于上述现象,采用一种适用于浮动堆安全壳非能动冷却的设计方法不仅可以减少换热器、过滤器、管道和阀门等附件的配置,结构简单、安装、维修方便,有利于船上设备的空间布置,而且可以不需要提供电力持续供给,依靠水箱以非能动的方式长期导热,节约了大量的电力消耗。

尽管已经示出和描述了本发明的实施例,对于本领域的普通技术人员而言,可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型,本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。

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