一种核电厂安全壳冷却过滤系统的制作方法

1.本发明属于核设备技术领域，涉及一种核电厂安全壳冷却过滤系统。


背景技术：

2.核电厂发生事故后，安全壳内温度、压力可能会上升，并超过安全壳压力限值，最终导致安全壳损坏，使得放射性物质向环境释放。因此，安全壳作为核电厂的最后一道屏障，其有效冷却一直是业界关注的重点。
3.目前，国内外三代大型压水堆核电厂大多采用双层安全壳的设计，并为双层安全壳设计了许多种冷却方案。例如，ap1000核电厂在安全壳顶部增加高位水箱，水箱可以向钢制安全壳和混凝土壳之间的环形空间内注水；vver核电厂设置了安全壳非能动热量导出系统，通过重力、对流换热等原理导出安全壳内热量等。这是一种“堵”的方式，通过主动为安全壳冷却降压，避免安全壳超压损坏，达到“避免”放射性物质向环境释放的目的。
4.同时，大多数核电厂还采用了安全壳过滤排放系统，通过过滤、排气、降压，防止安全壳发生超压失效。例如areva采用的文丘里水洗器、edf采用的沙堆过滤器等。这是一种“疏”的方式，通过直接将安全壳内气体过滤后排放，防止潜在的安全壳超压失效，减少放射性物质释放到外界。
5.由此可见，以上两种系统非“堵”即“疏”，非“疏”即“堵”。


技术实现要素：

6.本发明的目的是提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，以能够在核电厂发生安全壳内质能释放类事故时，长期、有效的为安全壳降温、降压，降低安全壳损伤风险，提高核电厂对事故缓解的能力，从而提高核电厂的安全性。
7.为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，所述的安全壳冷却过滤系统包括安全壳内壳、安全壳外壳、环形空间、空冷系统、环绕水池系统、过滤排放系统，
8.所述的安全壳内壳与所述的安全壳外壳之间形成所述的环形空间；
9.所述的空冷系统由安全壳外向所述的环形空间内通入空气以对安全壳进行空冷；
10.所述的环绕水池系统向所述的环形空间内通入冷水，接触所述的安全壳内壳以对安全壳进行水冷；
11.所述的过滤排放系统对所述的安全壳内壳内的气体进行过滤后排放至所述的环形空间内。
12.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的安全壳内壳为钢制，所述的安全壳外壳为混凝土材质。
13.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的空冷系统包括管道和排出口，空气自所述的管道进入所述的环形空间，在完成空冷后自所述的环形空间顶部上方的所述的排出口排放到大气。
14.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的管道包括垂直向下的入口管道和与之连接的水平管道。
15.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的环绕水池系统包括冷水水箱、水泵、喷淋头，所述的冷水水箱接触所述的安全壳内壳，所述的水泵将所述的冷水水箱内储存的冷水输送到所述的喷淋头上并由所述的喷淋头喷淋冷水到所述的安全壳内壳上。
16.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的冷水水箱位于所述的环形空间内的底部，所述的喷淋头位于所述的环形空间内的顶部。
17.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的过滤排放系统包括排放管线、过滤器、排放口，所述的安全壳内壳内的气体通过所述的排放管线上的所述的过滤器过滤后，经位于所述的环形空间内的所述的排放口排放至所述的环形空间内。
18.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的过滤器和所述的排放口位于所述的环形空间内的底部。
19.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的安全壳冷却过滤系统还包括水池补水系统，用于对所述的环绕水池系统的水源进行补水。
20.在一种优选的实施方案中，本发明提供一种核电厂安全壳冷却过滤系统，其中所述的水池补水系统包括外置换料水箱、电动隔离阀，所述的外置换料水箱内储存的水经所述的电动隔离阀的控制补入所述的环绕水池系统的水源。
21.本发明的有益效果在于，本发明的核电厂安全壳冷却过滤系统能够在核电厂发生安全壳内质能释放类事故时，长期、有效的为安全壳降温、降压，降低安全壳损伤风险，提高核电厂对事故缓解的能力，从而提高核电厂的安全性。
22.本发明的核电厂安全壳冷却过滤系统可实现可“堵”可“疏”的功能，克服核电厂系统过于繁复的缺陷，对提高核电厂的安全性和经济性有较高的价值。
23.本发明的有益效果具体体现在：
24.(1)系统非能动冷却整体采用了非能动的环绕水池和空冷相结合的方案，水池冷水蒸发带热、冷空气对流换热和辐射换热多种带热手段结合，可以更加有效的带走安全壳热量；
25.(2)环绕水池系统由非能动水池和能动喷淋组成，其中能动喷淋通过汲取水池中的水将冷水喷洒在钢制安全壳外壁，形成液膜带走安全壳的热量，能动和非能动相结合的方案使得系统整体效率更高、可靠性更高；
26.(3)过滤排放系统设置在环绕水池中，减少了系统繁复程度，可以更加快速、便捷的过滤排放安全壳内气体，增强了核电厂的安全性；
27.(4)水池补水系统水源来自外置换料水箱，增加了换料水箱功能；
28.(5)本发明能够更为长期、有效、可靠的带走安全壳热量，有益于降低核电厂概率安全分析中大量放射性释放频率，非能动的系统方案有利于减小人因失效概率。
附图说明
29.图1为示例性的本发明的核电厂安全壳冷却过滤系统的组成结构图。
具体实施方式
30.示例性的本发明的核电厂安全壳冷却过滤系统的组成结构如图1所示，包括安全壳内壳1、安全壳外壳2、环形空间5、空冷系统、环绕水池系统、过滤排放系统、水池补水系统。
31.钢制的安全壳内壳1与混凝土材质的安全壳外壳2之间形成环形空间5。
32.空冷系统由安全壳外，依次经垂直向下的入口管道6、水平管道7(贯穿安全壳外壳2)向环形空间5内通入空气以对安全壳进行空冷，完成空冷后的空气自环形空间5顶部上方的排出口3排放到大气。可在安全壳多个方位上布置多个空冷系统，但应注意安全壳外壳2强度。空冷系统是非能动的，主要通过冷空气对流换热和辐射换热的方式带走安全壳热量。安全壳内发生事故后，安全壳内壳1受热温度升高，环形空间5中的冷空气通过安全壳内壳1对流换热和辐射换热温度也上升，沿着环形空间5上升到排出口3后排入大气。入口管道6可以是圆形或方形，并且可以在安全壳外布置多个入口管道6，其形状可以根据换热需求和流动特性确定，个数应主要关注安全壳外壳2的强度。
33.环绕水池系统包括冷水水箱8、水泵9、喷淋头4，冷水水箱8接触安全壳内壳1，水泵9将冷水水箱8内储存的冷水输送到喷淋头4上并由喷淋头4喷淋冷水到安全壳内壳1外壁上以对安全壳进行水冷。冷水水箱8位于环形空间5内的底部(水箱液位高度高于安全壳内壳1内反应堆主回路)，喷淋头4位于环形空间5内的顶部。环绕水池系统是能动和非能动相结合的，非能动部分通过冷水水箱8与安全壳内壳1接触传热，蒸汽蒸发带走热量，能动部分通过水泵9和喷淋头4将冷水喷洒在安全壳内壳1外形成液膜带走热量。具体的，非能动部分冷水水箱8中的冷水与安全壳内壳1下部直接接触，热量通过安全壳内壳1从安全壳内传递给冷水水箱8中的冷水使其自然蒸发带走热量，蒸发的水蒸气从环形空间5自下而上从排出口3排入大气。冷水水箱8的液面最高处标高应低于水平管道7的底标高。能动部分可根据需要由操纵员打开水泵9，喷淋管线从冷水水箱8中将水喷洒在安全壳内壳1外层，形成液膜，液膜受热蒸发形成蒸汽带走热量，然后通过排出口3排入大气；同时液膜受热冷凝的水顺着安全壳内壳1外侧又流回冷水水箱8。
34.过滤排放系统包括排放管线10、排放阀门11、过滤器12、排放口13，安全壳内壳1内的气体通过排放管线10上的排放阀门11、过滤器12，经过滤后，经位于环形空间5内的排放口13排放至环形空间5内。过滤器12和排放口13位于环形空间5内的底部。对安全壳进行过滤排放操作时，打开排放管线10上的排放阀门11，安全壳内气体进入过滤器12，冷水水箱8中的冷水可以进入过滤器12(冷水水箱8可以持续补充过滤器12中所需用水)，气体过滤完成后干净的气体通过排放口13进入到环形空间5，进而通过排出口3排入大气。
35.非能动的水池补水系统包括外置换料水箱15、电动隔离阀14，外置换料水箱15内储存的水经电动隔离阀14的控制补入环绕水池系统的冷水水箱8，外置换料水箱15底部标高应高于冷水水箱8顶部标高，电动隔离阀14正常运行时处于常开。当冷水水箱8中水低于一定液位之后，外置换料水箱15中的冷水自动向冷水水箱8注入进行补水。
36.显然，本领域的技术人员可以对本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，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。