[发明专利]双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法及装置

说明书

技术领域

本发明涉及反应堆设计技术，具体涉及一种双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法及装置。

背景技术

从上世纪八十年代开始，美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究，其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表。无论从安全性还是经济性考虑，采用非能动安全壳热量导出系统来提高核电厂的安全水平是大势所趋，采用非能动安全壳热量导出系统，保证在超设计基准事故情况下安全壳的长期排热，可以维持安全壳的完整性，缓解严重事故的后果。使反应堆达到或具有三代核电站的安全水平。设置非能动安全壳热量导出系统可以满足我国核安全法规HAF102(2004)《核动力厂设计安全规定》中规定的严重事故下保持安全壳完整性和安全壳排热的要求，满足EUR和URD中关于要保证超设计基准事故下安全壳的长期冷却的要求。

国内外第三代核电站安全壳采用两大类技术来保证核电站第三道屏障(安全壳)的完整性，防止大量放射性物质外泄。一种是内部金属安全壳，外部为预应力混凝土安全壳，此技术方案用在AP1000的建造中，事故后为了使安全壳降温降压，顶置水箱对内部金属安全壳进行喷淋达到降温目的；另一种是双层混凝土安全壳，为了使安全壳冷却具有非能动冷却功能，需要在内部采用换热器和外部水箱进行连接，依靠自然循环的方式进行换热。

这些系统的流程通常是，内部换热器(安全壳内的换热器)受到安全壳内高温气体(最高150℃)的加热，换热器内的工质受热膨胀向上流动，进入安全壳外冷却水箱(或淹没在冷却水箱中的外部换热器冷却)，冷却后低温、密度较高的工质沿下降管从安全壳外部水箱(或淹没在冷却水箱中的外部换热器)向下流动进入内部换热器，整个过程依靠自然循环完成热量导出功能。经定量数值计算表明，外部水箱温度对换热系统的功率影响明显，外部水箱温度越低，安全壳导热系统功率越高，见图1的系统循环流量和换热功率随外部水箱温度的变化关系。因此，在工程实践中，需要通过降低外部换热水箱温度来提高安全壳导热系统的换热能力。

发明内容

本发明的目的是为了提高双层混凝土安全壳非能动热量导出系统的换热能力，而提出相应的强化换热方法及装置。

本发明的技术方案如下：一种双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法，所述的安全壳非能动热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器组，以及通过上升管和下降管与所述的换热器组相连接的设置在安全壳外的换热水箱，该强化换热方法通过增设换热结构，利用空气自然冷却的方式对安全壳外部的所述上升管或换热水箱中的工质进行降温处理，使得下降管入口温度有所降低，从而提高安全壳非能动热量导出系统的换热能力。

进一步，如上所述的双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法，其中，该方法所述的换热结构包括设置在安全壳外部的所述上升管上的换热器，通过空气对所述换热器进行自然冷却，经空气冷却后的工质再进入所述换热水箱。

进一步，如上所述的双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法，其中，该方法所述的换热结构包括设计成弯曲盘旋状的所述上升管，弯曲盘旋状的上升管设置在空气导流罩中，冷空气从空气导流罩的下端进入，对上升管内的工质进行冷却后，从空气导流罩的上端排出，经空气冷却后的工质再进入所述换热水箱。

进一步，如上所述的双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法，其中，该方法所述的换热结构包括设置在所述换热水箱外壁的若干翅片，通过若干翅片强化所述换热水箱与安全壳外界空气的换热，从而降低换热水箱中工质的温度。

一种双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热装置，所述的安全壳非能动热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器组，以及通过上升管和下降管与所述的换热器组相连接的设置在安全壳外的换热水箱，该强化换热装置包括利用空气自然冷却的方式对安全壳外部的所述上升管或换热水箱中的工质进行降温处理的换热结构。

进一步，如上所述的双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热装置，其中，所述的换热结构包括设置在安全壳外部的所述上升管上的换热器，所述换热器与所述换热水箱连接。

进一步，如上所述的双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热装置，其中，所述的换热结构包括弯曲盘旋状的所述上升管，弯曲盘旋状的上升管设置在空气导流罩中。

进一步，如上所述的双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热装置，其中，所述的换热结构包括设置在所述换热水箱外壁的若干翅片。