地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统及方法
阅读说明：本技术 地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统及方法 (Passive cooling system and method in built-in cooling tower type containment of underground nuclear power station ) 是由 钮新强 袁博 喻飞 苏毅 刘爽 刘凯 汪建 肖固城 陈玉梅 邓超 于 2021-07-30 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统。它包括高位应急冷却水池、冷却水流量分配环路、冷却装置、冷却水再循环散热系统,安全壳为内部设置有上下柱状通孔的圆柱状密封壳体；柱状通孔内设置冷却装置；高位应急冷却水池的底部高程大于冷却水流量分配环路的高程；高位应急冷却水池、冷却水流量分配环路、冷却装置、冷却水再循环散热系统依次连接呈闭合的回路。本发明具有能实现地下核电站安全壳的非能动冷却功能的优点。本发明还公开了所述的地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的冷却方法。(The invention discloses a passive cooling system in a built-in cooling tower type containment of an underground nuclear power station. The containment is a cylindrical sealed shell with an upper cylindrical through hole and a lower cylindrical through hole arranged inside; a cooling device is arranged in the columnar through hole; the bottom elevation of the high-level emergency cooling water pool is greater than the elevation of the cooling water flow distribution loop; the high-level emergency cooling water pool, the cooling water flow distribution loop, the cooling device and the cooling water recycling and heat dissipation system are sequentially connected to form a closed loop. The passive cooling device has the advantage of realizing the passive cooling function of the containment vessel of the underground nuclear power station. The invention also discloses a cooling method of the passive cooling system in the built-in cooling tower type containment of the underground nuclear power station.)
技术领域
本发明涉及核电技术领域，更具体地说它是一种地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统。本发明还涉及地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却方法，更具体地说它是所述的地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的冷却方法。
背景技术
安全壳作为核电站的第四道屏障，其事故工况下的完整性对整个核电站的安全性至关重要。在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂事故时，高温、高压的蒸汽喷放至安全壳内，使安全壳内压力和温度升高，可能造成安全壳超压破损，导致大量放射性物质外泄。因此，地面核电站普遍设置了安全壳冷却系统为LOCA等事故工况下的安全壳降温降压，例如M310堆型设置了安全壳内喷淋系统，通过喷淋冷凝蒸汽降低安全壳内压力和温度；AP1000设置了非能动的安全壳冷却系统，通过重力等自然力将安全壳内的热量通过钢安全壳传递至安全壳外的大气。
地下核电站是将核电站整体或部分置于地下工程岩洞中，利用岩体及工程措施增加了核反应堆的安全屏障，降低了大量放射性物质释放至环境的可能性。有学者提出，地下核电站可以取消通常意义上的外层混凝土安全壳，利用钢衬里及洞室围岩形成地下核电站安全壳，能有效利用洞室围岩的放射性包容性及抗外部事件干扰能力的提供常规外层混凝土安全壳的功能，具有提高核电站安全性、经济性的功能。由于外层混凝土安全壳的取消，地下核电站安全壳冷却系统的设计出现了与地面电站不同的影响因素。安全壳喷淋系统通过喷淋水泵实现安全壳内的喷淋降温功能，在事故工况下需要有电源才能保障系统的启动，这对系统提出了较高的可靠性和冗余要求，不利于简化核电厂系统，特别是地下核电站，安全壳大小受地下洞室空间大小限制，安全壳喷淋系统难以施展。地下核电站安全壳位于地下洞室内，无法利用大气的自然对流实现非能动的安全壳冷却，因此安全壳外空气冷却方式也不可行。需要针对地下核电站安全壳的特点开发设计非能动冷却系统。
发明内容
本发明的第一目的是为了提供一种地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统，实现地下核电站安全壳的非能动冷却功能。
本发明的第二目的是为了提供所述的地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的冷却方法。
为了实现上述本发明的第一目的，本发明的技术方案为：一种地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统，其特征在于：包括高位应急冷却水池、冷却水流量分配环路、冷却装置、冷却水再循环散热系统，
安全壳为内部设置有上下连通的柱状通孔的圆柱状密封壳体，柱状通孔与安全壳的其他壁面一起构成了密封壳体，以实现放射性物质密封包容功能；柱状通孔作为钢制安全壳的一部分，也作为安全壳穹顶的竖向支撑件，为地下洞室穹顶提供竖向支撑力；
柱状通孔内设置冷却装置，通过壁面冷凝换热-导热-对流换热等换热形式将安全壳内部的热量传递至柱状通孔内部的冷却介质中，再由冷却介质直接或间接将热量导出；
高位应急冷却水池的底部高程大于冷却水流量分配环路的高程；
高位应急冷却水池、冷却水流量分配环路、冷却装置、冷却水再循环散热系统依次连接呈闭合的回路。
在上述技术方案中，柱状通孔设置在安全壳中间位置；
柱状通孔有一个或多个。
在上述技术方案中，柱状通孔呈上、下截面等大的圆柱状结构，或呈上截面大、下截面小的圆台状结构，以增加安全壳上部空间的换热面积。
在上述技术方案中，冷却装置选自安全壳内置冷却塔。
在上述技术方案中，冷却装置包括多个冷却管，多个冷却管纵横交错呈冷却管网；冷却管网贴附在柱状通孔的内壁面上；
冷却管入口与冷却水流量分配环路相接、出口与冷却水再循环散热系统相接。
在上述技术方案中，冷却水流量分配环路包括流量调节阀、冷却水管；冷却水出冷却水池后进入流量分配环路，通过流量调节阀等装置进行流量分配后进入安全壳内置的冷却装置；所述冷却水流量根据安全壳内温度和压力分布进行实时反馈调节；
冷却水管的入水口连接高位应急冷却水池出水口、出水口连接冷却管入水口；
流量调节阀设置在冷却水管上，冷却水管的出口端设置流量调节阀用于分配流量；
冷却水管有多条，所述流量分配环路由至少两条相互独立的冷却水管连接至安全壳内置冷却塔，以增加系统可靠性。
在上述技术方案中，冷却水再循环散热系统是将流经安全壳内冷却塔冷却管网的冷却水收集后，经散热器冷却后回到高位应急冷却水池，以实现冷却水的循环利用；冷却水再循环散热系统包括冷却水流量控制阀组、冷却水放射性检测装置、循环水泵、散热器和温度检测装置等；
冷却水流量控制阀组、冷却水放射性检测装置、循环水泵、散热器和温度检测装置依次连接；
冷却水流量控制阀组与冷却管出口相接；冷却水经冷却管网汇集至冷却水再循环散热系统中，通过冷却管网出口处的冷却水流量控制阀组调整冷却管网中冷却水的流量，从而控制系统的冷却效果与需求量相匹配；
温度检测装置与高位应急冷却水池的入口相接，流出散热器的冷却水，经温度检测装置检测温度满足要求后方可注入高位冷却水池；若冷却水温度过高，则增加散热器功率或减小冷却水进入散热器的流量，调整冷却水的温度至满足要求。
为了实现上述本发明的第二目的，本发明的技术方案为：所述的地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的冷却方法，其特征在于：包括如下步骤，
当发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂事故时，高温、高压的蒸汽喷放至安全壳内，触发内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统启动；
步骤一：高位应急冷却水池中的低温冷却水在重力作用下流入冷却水流量分配环路，经冷却水流量分配环路进行流量分配后流入各内置冷却装置；
步骤二：冷却水在冷却装置的冷却管网中流动时，通过安全壳内壁面冷凝换热、安全壳内壁面导热和安全壳外壁面对流换热的传热过程，将安全壳内部热量传递至冷却水，此时安全壳内部热量减少、温度和压力降低，冷却装置的冷却管网中的冷却水温度升高；
步骤三：升温后的冷却水流出冷却装置的冷却管网并汇集至冷却水再循环散热系统，汇集后的冷却水通过冷却水放射性检测装置检测其放射性活度；
当汇集后的冷却水的放射性活度正常，则冷却水通过循环水泵后进入散热器进行冷却，冷却后注入高位应急冷却水池进行再循环；
当汇集后的冷却水的放射性活度超标，则冷却水进入废水处理系统进行处理。
本发明取得的有益效果是：
1)本发明提供了一种地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统，该系统将安全壳设计为内部有上下柱状通孔的圆柱状密封壳体，在柱状通孔内设置冷却装置以实现对安全壳的冷却，实现了地下核电站在取消外层混凝土安全壳后的安全壳外冷却，保证了钢制安全壳的完整性。
2)本发明中的安全壳上下柱状通孔既可作为安全壳冷却系统的一部分，也可作为竖向支撑件为地下洞室穹顶提供竖向支撑力。
3)地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的冷却水源为高位应急冷却水池，在发生全厂断电事故下依然可在重力作用下实现安全壳的非能动冷却，可简化系统冗余度，提高可靠性。
4)地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统提供了一套冷却水再循环装置，可对升温后的冷却水进行冷却后再循环利用，降低地下核电站在相对较缺水的内陆地区的厂用水。
本发明使用内置冷却塔式安全壳，安全壳采用上下连通的柱状通孔设计，既能保证密闭的安全壳、保证放射性物质包容性，又可以形成内部空腔作为安全壳冷却的空间，通过壁面冷凝换热-导热-对流换热等换热形式将安全壳内部的热量传递至柱状通孔内部的冷却介质中，再由冷却介质直接或间接将热量导出，安全高效地冷却地下核电站安全壳；柱状通孔还可以作为安全壳穹顶的纵向支撑结构件，加强薄壁型安全壳的结构强度；本发明在不改变现有安全壳的尺寸的基础上实现高效冷却地下核电站安全壳，且冷却空间充裕，冷却过程安全、整体结构稳定；克服了现有技术地下核电站洞室型安全壳外侧紧贴洞室岩壁，安全壳外喷淋方式难有空间展开的问题。
附图说明
图1为本发明地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的结构示意图。
图2为本发明地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的安全壳及柱状通孔位置的俯视图。
图3为本发明实施例1中的单柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的安全壳结构示意图。
图4为本发明实施例2中的四柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的结构示意图。
图5为本发明实施例2中的四柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的安全壳及柱状通孔位置的俯视图。
图中：1-高位应急冷却水池、2-冷却水流量分配环路、3-安全壳内置冷却塔、4-冷却水再循环散热系统、2.1-流量调节阀、2.2-冷却水管、2.21-冷却水管Ⅰ、2.22-冷却水管Ⅱ、3-冷却装置、3.1-冷却管、4.1-冷却水流量控制阀组、4.2-冷却水放射性检测装置、4.3-循环水泵、4.4-散热器、4.5-温度检测装置、5-安全壳、5.1-柱状通孔、5.2-安全壳内壁面、5.3-安全壳外壁面。
具体实施方式
下面结合附图详细说明本发明的实施情况，但它们并不构成对本发明的限定，仅作举例而已。同时通过说明使本发明的优点更加清楚和容易理解。
现以本发明应用于某地下核电站的安全壳的冷却为实施例对本发明进行详细说明，对本发明应用于其它地下核电站的安全壳的冷却同样具有指导作用。
实施例1：
本实施例中的某地下核电站的安全壳采用单柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统，即柱状通孔5.1有一个。
如图1所示，本实施例单柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统包括高位应急冷却水池1、冷却水流量分配环路2、安全壳内置冷却塔、冷却水再循环散热系统4。
所述高位应急冷却水池1底部高程大于冷却水流量分配环路2高程，所述水池水装量至少大于冷却系统100％流量开启情况下72小时的用水量。
所述冷却水流量分配环路2入口连接高位应急冷却水池出水口1.1，冷却水出冷却水池后进入流量分配环路，通过流量调节阀2.1等装置进行流量分配后进入安全壳内置冷却塔；所述冷却水流量根据安全壳内温度和压力分布进行实时反馈调节；所述冷却水流量分配环路2由至少两条相互独立的冷却水管2.2(本实施例中两条相互独立的冷却水管2.2分别为冷却水管Ⅰ2.21和冷却水管Ⅱ2.22)连接至安全壳内置冷却塔，以增加系统可靠性。
所述安全壳内置冷却塔为设置在安全壳中间位置柱状通孔3.1内部的冷却装置，所述冷却装置是指贴附在柱状通孔内壁面上的冷却管网，所述冷却管网是由纵横交错的冷却管3.1组成，该冷却管3.1入口与冷却水流量分配环路2出口相接。所述柱状通孔5.1与安全壳其他壁面一起构成了密封壳体，以实现放射性物质密封包容功能；所述柱状通孔5.1为上、下截面等大的圆柱状。
所述冷却水再循环散热系统4将流经安全壳内冷却塔的冷却管网的冷却水收集后，经散热器4.4冷却后回到高位应急冷却水池，以实现冷却水的循环利用。所述冷却水再循环散热系统包括冷却水流量控制阀组4.1、冷却水放射性检测装置4.2、循环水泵4.3、散热器4.4和温度检测装置4.5等。
本实施例单柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的运行流程为：
当发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂事故时，高温、高压的蒸汽喷放至安全壳内，触发内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统启动；
步骤一：高位应急冷却水池1中的低温冷却水在重力作用下流入流量分配环路2，经流量分配后流入内置冷却塔；
步骤二：冷却水在冷却管网中流动时，通过安全壳内壁面冷凝换热、安全壳壁面导热和安全壳外壁面对流换热的传热过程，将安全壳内部热量传递至冷却水，此时安全壳内部热量减少、温度和压力降低，冷却水温度升高；
步骤三：升温后的冷却水流出冷却管网并汇集至冷却水再循环散热系统4；汇集后的冷却水通过放射性检测装置4.2检测其活度，若活度正常则通过循环水泵4.3后进入散热器4.4进行冷却，冷却后注入高位冷却水池1进行再循环；若放射性活度超标，则进入废水处理系统进行处理。
本实施例通过调节所述冷却管网3.3出口处的流量调节阀3.4可调整冷却管网3.3中冷却水的流量，从而控制系统的冷却效果与需求量相匹配。
本实施例中，流出散热器4.4的冷却水，经测温装置4.5检测温度满足要求后方可注入高位冷却水池1；若温度过高，则需增加散热器功率或减小冷却水进入散热器的流量。
如图2所示，本实施例单柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的上下通孔(即柱状通孔5.1)位于安全壳5中间位置。
图3显示了本实施例单柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的安全壳结构。
以上显示和描述了本发明的基本原理和主要结构特征。本发明不受上述实例的限制，在不脱离本发明精神和范围的前提下，本发明还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入要求保护的本发明的范围内。本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其等效物界定。
实施例2：
如图4所示：本实施例的结构及运行流程与实施例1基本相同，不同之处在于：本实施例中的某地下核电站的安全壳采用多柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统，即柱状通孔5.1有多个。
本实施例中多柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统的钢制安全壳设置有多个上下通孔(即柱状通孔5.1)，每个上下通孔(即柱状通孔5.1)都可设置冷却装置3。
图5显示了本实施例多柱式地下核电站内置冷却塔式安全壳内非能动冷却系统安全壳的上下通孔所处的位置。
其它未说明的部分均属于现有技术。
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