[发明专利]用于核电厂的非能动安全壳空气冷却

说明书

相关申请的交叉引用

本申请与与其同时提交的共同未决的专利申请序列No._____(代理人案号NPP2011-006)相关。

技术领域

本发明涉及用于核反应堆电厂的非能动安全壳冷却系统，并且更特别地涉及依靠在金属安全壳的表面上的自然空气流动的非能动安全壳空气冷却系统。

背景技术

核能在1950年代以来在发电中起着重要作用，并且由于其高效、安全以及保护环境而胜过热力和水力电厂。由放射性物料的核裂变实现通过核能发电。由于核反应的波动性，核电厂在实践中被要求设计成使得即使对于能够想到的最恶劣的事故，也要保障公众的健康和安全。对于利用轻水作为冷却剂的电厂，最恶劣的事故被认为是在反应堆冷却系统中的最大管道的双端断裂并且被称为失水事故(LOCA)。

为了防止事故，这些电厂利用安全壳系统，所述安全壳系统设计成物理地容纳水、蒸气以及可能从反应堆冷却系统逸出的任何夹带的裂变产物。安全壳系统通常被认为包含提供最大可靠性并且完全防止可能发生的任何事故的所有结构、系统和装置。工程化的保护系统被特别设计成减轻事故的后果。基本上，安全壳系统的设计目标是在发生事故的情况下无放射性物料从核电厂逸出，以使得周围密集人口的生命不受危险。

近来，反应堆制造商已经给出非能动电厂设计，即，在发生事故的情况下将关闭而无需操作员干预或厂外能量的电厂。西屋电气有限公司给出AP1000非能动电厂设计，所述AP1000非能动电厂设计采用使用大型钢壳的非能动安全壳冷却系统。安全壳冷却系统在不大可能的失水事故发生的情况下抑制很可能将在安全壳内发生的压力上升。非能动安全壳冷却系统是工程化的安全性能系统。其目的是在安全壳内发生失水事故或蒸气管道断裂事故之后通过从安全壳气氛中移除热能而降低安全壳温度和压力。非能动安全壳冷却系统也用作针对导致安全壳压力和温度显著增加的其他事件的传热装置。非能动安全壳冷却系统还通过降低安全壳气氛和外部环境之间的压差，由此减小用于裂变产物从安全壳泄漏到大气的驱动力，从而限制放射性释放(事故后)。为了实现前述目的，安全壳建筑物由钢制成，以提供高效的从安全壳内到安全壳外的热传递。在正常操作期间，通过持续的自然空气循环从安全壳容器移除热量。然而，在事故期间，需要更多的热量移除，并且通过由非能动安全壳冷却系统储水槽提供的水的蒸发来补充空气冷却。

包围AP1000反应堆系统的AP1000安全壳系统10在图1中示意性示出，所述AP1000反应堆系统包括反应堆容器12、蒸气发生器14、增压器16和一次冷却剂循环泵18；它们都通过管路20连接。安全壳系统10部分地包括被混凝土屏蔽建筑物24围绕的钢圆顶安全壳容器包封体22，所述混凝土屏蔽建筑物提供用于钢圆顶安全壳容器22的结构防护。

非能动安全壳冷却系统的主要部件是非能动安全壳冷却储水槽26、空气挡板28、空气入口30、空气出口32以及水分配系统34。非能动安全壳冷却储水槽26被结合到屏蔽建筑物结构24中，位于钢圆顶安全壳容器22上方。位于钢圆顶安全壳容器22和混凝土屏蔽建筑物24之间的空气挡板28限定冷却空气流动路径，所述冷却空气流动路径大约在钢圆顶安全壳容器22的顶部的高度处穿过屏蔽建筑物24中的开口进入。在进入屏蔽建筑物24之后，空气路径在空气挡板28的一侧向下行进并且在邻近于钢圆顶安全壳容器的较低部分的高度处围绕空气挡板反转方向，而后在挡板和钢圆顶安全壳容器22之间向上流动并且在屏蔽建筑物24的顶部中的排出开口32处离开。排出开口32被非能动安全壳冷却储水槽26围绕。

在不大可能的事故发生的情况下，非能动安全壳冷却系统提供由于重力而从非能动安全壳冷却储水槽排出并且在钢圆顶安全壳容器22上形成膜的水。水膜蒸发，从而从钢圆顶安全壳建筑物22移除热量。

非能动安全壳冷却系统能够在发生导致安全壳增压的设计基准事件之后从安全壳气氛移除足够的热能(包括随后的衰变热量)，以使得安全壳压力在所需的至少72小时维持低于设计值而无需操作员行动。

在围绕钢圆顶安全壳容器22的屏蔽建筑物24和空气挡板28之间形成的空气流动路径导致自然空气循环沿安全壳容器的外侧钢表面向上。当流动空气被安全壳钢表面加热时，并且当空气被加热并蒸发被施加到安全壳表面的水时，这种自然空气循环被浮力驱动。流动空气也增强自水表面发生的蒸发。在发生事故的情况下，被加热的安全壳钢表面传递到空气的对流热量仅占所需总热量传递的小部分，所述总热量传递主要由来自安全壳钢表面的湿润区域的水的蒸发实现，这样冷却在表面上的水、然后冷却安全壳钢、然后冷却内侧安全壳气氛以及冷凝在安全壳内的蒸气。