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1、(10)申请公布号 CN 103903657 A (43)申请公布日 2014.07.02 CN 103903657 A (21)申请号 201310695712.5 (22)申请日 2013.12.17 G21C 15/18(2006.01) (71)申请人 中广核核电运营有限公司 地址 518031 广东省深圳市福田区上步中路 科技大厦 18 层 申请人 中国广核集团有限公司 (72)发明人 吴震华 黄卫刚 黄远征 (74)专利代理机构 深圳市瑞方达知识产权事务 所 ( 普通合伙 ) 44314 代理人 张约宗 (54) 发明名称 核电厂非能动最终热阱冷却系统及方法 (57) 摘要 本发明。
2、公开了一种核电厂非能动最终热阱冷 却系统及方法， 核电厂非能动最终热阱冷却系统 包括用于提供冷却水的换料水箱、 安全壳、 依次连 接在所述换料水箱和安全壳之间的冷却水换热装 置和非能动冷却装置。 本发明具有简化建造过程、 节省建设投资、 稳定性高及冷却效果好等特点， 其 在第二代核电站内运行时具有运行初期完全非能 动的特性， 无需外加动力 ； 既可以在全厂失电情 况下冷却， 也可以作为失去冷源事故的缓解手段。 (51)Int.Cl. 权利要求书 2 页 说明书 7 页 附图 2 页 (19)中华人民共和国国家知识产权局 (12)发明专利申请 权利要求书2页 说明书7页 附图2页 (10)申请公。
3、布号 CN 103903657 A CN 103903657 A 1/2 页 2 1. 一种核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 包括用于提供冷却水的换料水 箱 （1） 、 安全壳 （2） 、 依次连接在所述换料水箱 （1） 和安全壳 （2） 之间的冷却水换热装置 （3） 和非能动冷却装置 （4） ； 所述安全壳 （2） 内设置有通过将冷却水注入所述安全壳 （2） 内而对所述安全壳 （2） 进 行冷却的安注管线 （21） ， 所述安全壳 （2） 内顶部设置有通过将冷却水喷淋至所述安全壳 （2） 内而对所述安全壳 （2） 进行冷却的喷淋装置 （22） ， 所述安全壳 （2） 的底部设置有。
4、用于汇 集所述安全壳 （2） 内的水的地坑 （23） ； 所述非能动冷却装置 （4） 包括冷却器 （41） 、 位于所述冷却器 （41） 的上方并通过气导管 （44） 和液导管 （45） 连接所述冷却器 （41） 的冷凝器 （42） 、 以及利用势能对所述冷凝器 （42） 进行冷却的高位水箱 （43） ， 所述冷却器 （41） 、 气导管 （44） 、 冷凝器 （42） 和液导管 （45） 之间 相互连通形成一供闭路循环水流通的循环回路 ； 所述换料水箱 （1） 和所述地坑 （23） 分别通过第一管道 （51） 和第二管道 （52） 连接所述 冷却水换热装置 （3） 的进口端， 所述冷却水换热。
5、装置 （3） 的出口端通过第三管道 （53） 连接 所述冷却器 （41） 的进口端， 所述喷淋装置 （22） 和安注管线 （21） 分别通过第四管道 （54） 和 第五管道 （55） 连接所述冷却器 （41） 的出口端， 且所述第四管道 （54） 和第五管道 （55） 上分 别设置有第一水泵 （61） 和第二水泵 （62） 。 2. 根据权利要求 1 所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所述第一管 道 （51） 至第五管道 （55） 上分别设有控制阀 （71、 72、 73、 74、 75） ， 所述第一管道 （51） 和第二 管道 （52） 上还分别设有单向阀 （81、 82。
6、） 。 3. 根据权利要求 1 所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所述换料水 箱 （1） 和所述冷却器 （41） 的出口端之间还连接有第六管道 （56） ， 所述换料水箱 （1） 、 第一管 道 （51） 、 冷却水换热装置 （3） 、 第三管道 （53） 、 冷却器 （41） 和第六管道 （56） 之间相互连通形 成一换料水箱 （1） 冷却水循环回路 ； 所述第六管道 （56） 上设有控制阀 （76） 。 4. 根据权利要求 1 所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所述冷却水 换热装置 （3） 的进口端位置还设有通过第一管道 （51） 和 / 或第二管道 （。
7、52） 泵取所述换料 水箱 （1） 中的冷却水和 / 或地坑 （23） 中的水的第三水泵 （63） 。 5. 根据权利要求 1 所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所述冷凝器 （42） 包括盘管， 所述盘管一端通过所述气导管 （44） 连接至所述冷却器 （41） 上端， 所述盘管 另一端通过所述液导管 （45） 连接至所述冷却器 （41） 的下端 ； 且所述气导管 （44） 通过所述 冷却器 （41） 与所述液导管 （45） 连通 ； 所述冷却水换热装置 （3） 包括至少一个换热器 （31） ； 所述第一管道 （51） 和第二管道 （52） 的一端分别连接所述换料水箱 （1） 。
8、和地坑 （23） ， 所述第一管道 （51） 和第二管道 （52） 的另一端均连接所述换热器 （31） 的进口端 ； 所述第三管道 （53） 一端连接所述换热器 （31） 的出口端， 另一端连接所述冷却器 （41） 的进口端。 6. 根据权利要求 5 所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所述换热器 （31） 连接有用于接通冷源的进水管 （32） 和出水管 （33） ； 所述冷源通过所述进水管 （32） 进 入所述换热器 （31） ， 与通过所述换热器 （31） 的进口端进入所述换热器 （31） 中的水进行热 交换后， 通过所述出水管 （33） 流出所述换热器 （31） 。 7.。
9、 根据权利要求 1 所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所述高位水 权 利 要 求 书 CN 103903657 A 2 2/2 页 3 箱 （43） 和所述冷却器 （41） 之间设有第七管道 （57） ， 所述第七管道 （57） 一端连接所述高位 水箱 （43） ， 另一端延伸至所述冷凝器 （42） 上方 ； 所述第七管道 （57） 上设有控制阀。 8. 根据权利要求 1 所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所述第四管 道 （54） 和第五管道 （55） 之间还设有将所述第四管道 （54） 和第五管道 （55） 连通的第八管道 （58） ； 所述第八管道 （5。
10、8） 一端于所述第一水泵和安全壳 （2） 之间连接在所述第四管道 （54） 上， 所述第八管道 （58） 另一端于所述第二水泵与安全壳 （2） 之间连接在所述第五管道 （55） 上。 9. 根据权利要求 1-8 任一项所述的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 其特征在于， 所 述换料水箱 （1） 内设置有探测所述换料水箱 （1） 内水位的液位浮球 （11） 、 和 / 或探测所述 换料水箱 （1） 内的温度变化的温度探测器 （12） 。 10. 一种核电厂非能动最终热阱冷却方法， 其特征在于， 包括以下步骤 ： S1、 通过第一管道 （51） 和 / 或第二管道 （52） 将换料水箱 （1） 的冷。
11、却水和 / 或安全壳 （2） 的地坑 （23） 中的水注入冷却水换热装置 （3） 中进行换热， 所述换料水箱 （1） 的冷却水 和 / 或地坑 （23） 中的水经换热后变成热水 ； S2、 将所述热水通过第三管道 （53） 输入到非能动冷却装置 （4） 的冷却器 （41） 内， 对非 能动冷却装置 （4） 的闭路循环水加热， 所述热水经冷却器 （41） 后变回冷却水 ； 其中， 闭路循环水加热过程中产生蒸汽， 蒸汽由气导管 （44） 输入到冷凝器 （42） 内， 蒸 汽在冷凝器 （42） 内经高位水箱 （43） 喷下的水冷却， 冷却后的闭路循环水从冷凝器 （42） 通 过液导管 （45） 流入。
12、冷却器 （41） ； S3、 通过第四管道 （54） 上的第一水泵 （61） 和 / 或第五管道 （55） 上的第二水泵 （62） 将 所述冷却水经过喷淋装置 （22） 和 / 或安注管线 （21） 注入所述安全壳 （2） 内， 对所述安全壳 （2） 进行降温 ； 对所述安全壳 （2） 降温后的冷却水变为热水再汇集在所述安全壳 （2） 的地坑 （23） 中， 以回流至冷却水换热装置 （3） 再进行循环冷却工作。 权 利 要 求 书 CN 103903657 A 3 1/7 页 4 核电厂非能动最终热阱冷却系统及方法 技术领域 0001 本发明涉及一种核电厂最终热阱冷却系统， 尤其涉及一种核电厂。
13、非能动最终热阱 系统及方法。 背景技术 0002 核反应堆的一个特点是在停堆后仍需要对堆芯进行冷却， 因为核燃料有自衰变余 热， 虽然比人控裂变产生的热量小的多， 但是如果长时间得不到冷却， 也会使得堆芯达到上 千度的温度， 导致核燃料棒融化， 然后是烧穿外层保护的钢壳、 混凝土结构等， 造成核泄漏。 而在反应堆停堆的情况下， 余热冷却系统的泵所需的电力就需要从外部输入。一般情况会 准备多路外电网输入， 同时每台机组一般有 2 台应急柴油发电机供电， 而且同一电厂内的 其他机组的应急柴油发电机也可以互相备用。 0003 日本福岛在强烈的地震后， 第一核电厂的外电网全部瘫痪了， 自身的应急柴油发。
14、 电机在运行一小时后， 也因为海啸的袭击而全部丧失， 这就导致失去所有外部电源供应， 堆 芯失去强迫冷却手段。反思福岛核电站事故， 安全壳冷却系统需要电源支持和脆弱的应急 电源是最终导致堆芯融化的两大原因。 0004 国际上对安全壳内降温的方式一般采用新一代核电站 AP1000 的安全理念使用了 被动安全的概念。 例如在停堆散热的问题上， 在反应堆顶部就建有一个数千吨的水箱了。 一 旦发生像福岛这样备用电源全部丧失的极端事故， 仍可让安全壳顶部的水箱内的水淋洒在 钢制安全壳表面进行降温。 但是， 这种降温方式对于第二代核电站的建设来说其耗能多、 建 造水箱和钢制安全壳耗费的钢材量巨大， 制作难。
15、度较高。 发明内容 0005 本发明要解决的技术问题在于， 提供一种简化建造过程、 节省建设投资、 稳定性高 及冷却效果好的核电厂非能动最终热阱冷却系统及方法。 0006 本发明解决其技术问题所采用的技术方案是 ： 提供一种核电厂非能动最终热阱冷 却系统， 包括用于提供冷却水的换料水箱、 安全壳、 依次连接在所述换料水箱和安全壳之间 的冷却水换热装置和非能动冷却装置 ； 0007 所述安全壳内设置有通过将冷却水注入所述安全壳内而对所述安全壳进行冷却 的安注管线， 所述安全壳内顶部设置有通过将冷却水喷淋至所述安全壳内而对所述安全壳 进行冷却的喷淋装置， 所述安全壳的底部设置有用于汇集所述安全壳内。
16、的水的地坑 ； 0008 所述非能动冷却装置包括冷却器、 位于所述冷却器的上方并通过气导管和液导管 连接所述冷却器的冷凝器、 以及利用势能对所述冷凝器进行冷却的高位水箱， 所述冷却器、 气导管、 冷凝器和液导管之间相互连通形成一供闭路循环水流通的循环回路 ； 0009 所述换料水箱和所述地坑分别通过第一管道和第二管道连接所述冷却水换热装 置的进口端， 所述冷却水换热装置的出口端通过第三管道连接所述冷却器的进口端， 所述 喷淋装置和安注管线分别通过第四管道和第五管道连接所述冷却器的出口端， 且所述第四 说 明 书 CN 103903657 A 4 2/7 页 5 管道和第五管道上分别设置有第一水。
17、泵和第二水泵。 0010 优选地， 所述第一管道至第五管道上分别设有控制阀， 所述第一管道和第二管道 上还分别设有单向阀。 0011 优选地， 所述换料水箱和所述冷却器的出口端之间还连接有第六管道， 所述换料 水箱、 第一管道、 冷却水换热装置、 第三管道、 冷却器和第六管道之间相互连通形成一换料 水箱冷却水循环回路 ； 所述第六管道上设有控制阀。 0012 优选地， 所述冷却水换热装置的进口端位置还设有通过第一管道和 / 或第二管道 泵取所述换料水箱中的冷却水和 / 或地坑中的水的第三水泵。 0013 优选地， 所述冷凝器包括盘管， 所述盘管一端通过所述气导管连接至所述冷却器 上端， 所述盘。
18、管另一端通过所述液导管连接至所述冷却器的下端 ； 且所述气导管通过所述 冷却器与所述液导管连通 ； 0014 所述冷却水换热装置包括至少一个换热器 ； 所述第一管道和第二管道的一端分 别连接所述换料水箱和地坑， 所述第一管道和第二管道的另一端均连接所述换热器的进口 端 ； 所述第三管道一端连接所述换热器的出口端， 另一端连接所述冷却器的进口端。 0015 优选地， 所述换热器连接有用于接通冷源的进水管和出水管 ； 所述冷源通过所述 进水管进入所述换热器， 与通过所述换热器的进口端进入所述换热器中的水进行热交换 后， 通过所述出水管流出所述换热器。 0016 优选地， 所述高位水箱和所述冷却器之。
19、间设有第七管道， 所述第七管道一端连接 所述高位水箱， 另一端延伸至所述冷凝器上方 ； 所述第七管道上设有控制阀。 0017 优选地， 所述第四管道和第五管道之间还设有将所述第四管道和第五管道连通的 第八管道 ； 所述第八管道一端于所述第一水泵和安全壳之间连接在所述第四管道上， 所述 第八管道另一端于所述第二水泵与安全壳之间连接在所述第五管道上。 0018 优选地， 所述换料水箱内设置有探测所述换料水箱内水位的液位浮球、 和 / 或探 测所述换料水箱内的温度变化的温度探测器。 0019 本发明还提供一种核电厂非能动最终热阱冷却方法， 包括以下步骤 ： 0020 S1、 通过第一管道和 / 或第。
20、二管道将换料水箱的冷却水和 / 或安全壳的地坑中的 水注入冷却水换热装置中进行换热， 所述换料水箱 1 的冷却水和 / 或地坑中的水经换热后 变成热水 ； 0021 S2、 将所述热水通过第三管道输入到非能动冷却装置的冷却器内， 对非能动冷却 装置的闭路循环水加热， 所述热水经冷却器后变回冷却水 ； 0022 其中， 闭路循环水加热过程中产生蒸汽， 蒸汽由气导管输入到冷凝器内， 蒸汽在冷 凝器内经高位水箱喷下的水冷却， 冷却后的闭路循环水从冷凝器通过液导管流入冷却器 ； 0023 S3、 通过第四管道上的第一水泵和 / 或第五管道上的第二水泵将所述冷却水经过 喷淋装置和 / 或安注管线注入所述。
21、安全壳内， 对所述安全壳进行降温 ； 对所述安全壳降温 后的冷却水变为热水再汇集在所述安全壳的地坑中， 以回流至冷却水换热装置再进行循环 冷却工作。 0024 本发明通过冷却水换热装置和非能动冷却装置实现冷却水在换料水箱和安全壳 之间循环， 通过第一水泵和第二水泵将冷却水输入至安全壳内， 以达到冷却安全壳的作用， 具有简化建造过程、 节省建设投资、 稳定性高及冷却效果好等特点， 其在第二代核电站内运 说 明 书 CN 103903657 A 5 3/7 页 6 行时具有运行初期完全非能动的特性， 无需外加动力 ； 既可以在全厂失电情况下冷却， 也可 以作为失去冷源事故的缓解手段。 0025 冷。
22、却水在换料水箱、 冷却水换热装置、 非能动冷却装置和安全壳之间形成的冷却 回路在外部环境和安全壳内流体形成双重界面， 可容忍单侧泄漏， 即仅冷凝器发生泄漏时， 系统整体的密封不受影响， 不会导致安全壳地坑水向环境泄漏。 附图说明 0026 下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明， 附图中 ： 0027 图 1 是本发明的核电厂非能动最终热阱冷却系统一实施例的结构示意图 ； 0028 图 2 是本发明的核电厂非能动最终热阱冷却系统一实施例的管道连接图 ； 0029 图 3 是本发明的核电厂非能动最终热阱冷却系统另一实施例的管道连接图。 具体实施方式 0030 为了对本发明的技术特征、 目的和。
23、效果有更加清楚的理解， 现对照附图详细说明 本发明的具体实施方式。 0031 如图 1-3 所示， 本发明一实施例的核电厂非能动最终热阱冷却系统， 包括换料水 箱 1、 安全壳 2、 依次连接在换料水箱 1 和安全壳 2 之间的冷却水换热装置 3 和非能动冷却 装置4 ； 换料水箱1用于装冷却水， 为系统提供冷却水， 以对安全壳2进行冷却 ； 冷却水换热 装置 3 用于与冷却水进行热交换 ； 冷却水经热交换后变热后可经非能动冷却装置 4 进行冷 却， 再进入安全壳 2 或流回换料水箱 1 中。 0032 通常， 安全壳2的壁厚在1米左右， 热阻极大、 密封性好， 能够将放射性物质阻挡在 其内，。
24、 即使发生核泄漏事故， 放射性物质也能被限制在安全壳 2 范围内， 无法向外界逸散。 安全壳 2 内设置有安注管线 21， 冷却水可通过该安注管线 21 注入安全壳 2 内而对安全壳 2 进行冷却 ； 安全壳 2 内顶部设置有喷淋装置 22， 冷却水可通过喷淋装置 22 喷淋至安全壳 2 内而对安全壳 2 进行冷却 ； 安全壳 2 的底部设置地坑 23， 用于汇集安全壳 2 内的水， 并可排 出安全壳 2， 从而将安全壳 2 内的热量导出。 0033 核电厂非能动最终热阱冷却系统通过非能动冷却装置 4 的设置， 实现系统在应急 冷却情况下 （如冷却水换热装置 3 失效、 核电厂电力故障或失电等。
25、） 对安全壳 2 进行冷却。 非能动冷却装置 4 包括冷却器 41、 通过气导管 44 和液导管 45 连接冷却器的冷凝器 42、 以 及利用势能对冷凝器42进行冷却的高位水箱43， 该高位水箱43用于装冷却水， 利用势能淋 至冷凝器 42 上而冷却冷凝器 42 中的水 ； 冷凝器 42 的设置位置高于冷却器 41 的设置位置， 从而冷凝器 42 位于冷却器 41 的上方， 该上方包括正上方、 斜上方等位置。该冷却器 41、 气 导管 44、 冷凝器 42 和液导管 45 之间相互连通形成一供闭路循环水流通的循环回路。作为 一种实施方式， 冷凝器 42 可包括盘管， 盘管一端通过气导管 44 。
26、连接至冷却器 41 上端， 盘管 另一端通过液导管 45 连接至冷却器 42 的下端 ； 且气导管 44 通过冷却器 41 与液导管 45 连 通。在实际运用中， 高位水箱 43 可设置在山顶等高于冷却器 41 的位置上。 0034 闭路循环水在冷却器 41 内可与进入冷却器 41 的冷却水进行热交换， 以冷却经过 该冷却器 41 的冷却水。当冷却水已在冷却水换热装置 3 热交换而变热水后流经该冷却器 41， 该热水在该冷却器 41 中可与其闭路循环水进行热交换， 闭路循环水受热可汽化， 通过 说 明 书 CN 103903657 A 6 4/7 页 7 气导管 44 流至冷凝器 42 中， 。
27、冷凝后回复成液态水经液导管 45 自动流回冷却器 41 中， 热水 则通过与闭路循环水热交换后回冷。闭路循环水可在吸热汽化 - 放热冷凝之间反复， 而不 需动力。 0035 换料水箱 1 和安全壳 2 的地坑 23 分别通过第一管道 51 和第二管道 52 连接冷却 水换热装置3的进口端， 换料水箱1内的冷却水通过第一管道51流至冷却水换热装置3， 地 坑 23 内的水通过第二管道 52 流至冷却水换热装置 3。冷却水换热装置 3 的出口端通过第 三管道 53 连接冷却器 41 的进口端， 换料水箱 1 内的冷却水和地坑 23 内的水经过冷却水换 热装置 3 后再通过该第三管道 53 进入冷却。
28、器 41。而喷淋装置 22 和安注管线 21 则分别通 过第四管道 54 和第五管道 55 连接冷却器 41 的出口端， 使得经过冷却器 41 的冷却水可分 别经过第四管道 54、 第五管道 55 进入安全壳 2 内， 对安全壳 2 进行冷却。且， 在第四管道 54 和第五管道 55 上分别设置有第一水泵 61 和第二水泵 62， 通过第一水泵 61 和第二水泵 62 工作可将冷却水注入安全壳 2 中。 0036 冷却水换热装置3的进口端位置还设有第三水泵63， 用于通过第一管道51泵取换 料水箱 1 内的冷却水、 通过第二管道 52 泵取地坑 23 中的水或泵取前述两种中的水。换料 水箱 1。
29、 内进一步可设置有液位浮球 11， 用于探测换料水箱 1 内水位 ； 或者， 换料水箱 1 内设 置有温度探测器 12， 用于探测换料水箱 1 内的温度变化 ； 可以理解地， 换料水箱 1 内也可同 时设有该液位浮球 11 和温度探测器 12。 0037 上述的第一管道 51 至第五管道 55 上分别设有控制阀 71、 72、 73、 74、 75， 以控制各 管道内的水流量或开关管道。优选地， 第四管道 54 上的控制阀 74 于第一水泵 61 和喷淋装 置 22 之间、 临近喷淋装置 22 设置 ； 第五管道 55 上的控制阀 75 也可于第二水泵 62 和安注 管线 21 之间、 临近安。
30、注管线 21 设置。第一管道 51 和第二管道 52 上还分别设有单向阀 81、 82， 通过在第一管道 51 上设置单向阀 81， 可防止第一管道 51 内冷却水流回换料水箱 1 中 ； 通过在第二管道 52 上设置单向阀 81， 防止第二管道 52 内的水流回地坑 23 中。 0038 进一步地， 第四管道54和第五管道55之间还可设有第八管道58， 用于将第四管道 54 和第五管道 55 连通。该第八管道 58 一端于第一水泵 61 和安全壳 2 之间连接在第四管 道 54 上， 另一端于第二水泵 62 与安全壳 2 之间连接在第五管道 55 上。优选地， 第八管道 58 一端于第一水泵。
31、 61 和第四管道 54 上控制阀 74 之间而连接第四管道 54， 第八管道 58 另 一端于第二水泵 62 和第五管道 55 上的控制阀 75 之间而连接第五管道 55。该第八管道 58 上也可根据需要设置控制阀 78。 0039 当第一水泵 61 损坏不工作时， 需要采用喷淋装置 22 对安全壳 2 进行冷却， 通过第 二水泵 62 工作， 仍可将冷却水自第五管道 55 流到第八管道 58， 再从第八管道 58 流到第四 管道 54 后流至喷淋装置 22 ； 其中， 在不需要安注管线 21 冷却安全壳 2 时， 可将第五管道 55 上的控制阀 75 关闭， 反之则开启第五管道 55 上的。
32、控制阀 75。同样， 当第二水泵 62 损坏不 工作时， 需要采用安注管线 21 冷却安全壳 2， 可通过第一水泵 61 工作， 将冷却水自第四管 道 54 流到第八管道 58， 再从第八管道 58 流到第五管道 55 后流至安注管线 21 ； 其中， 在不 需要喷淋装置 22 冷却安全壳 2 时， 可将第四管道 54 上的控制阀 74 关闭， 反之则开启第四 管道 54 上的控制阀 74。 0040 进一步地， 换料水箱 1 和冷却器 41 的出口端之间还连接有第六管道 56， 换料水箱 1、 第一管道 51、 冷却水换热装置 3、 第三管道 53、 冷却器 41 和第六管道 56 之间相互。
33、连通形 说 明 书 CN 103903657 A 7 5/7 页 8 成一换料水箱 1 冷却水循环回路， 换料水箱 1 内的冷却水可经第一管道 51 流至冷却水换热 装置3， 进行热交换后变热水， 热水流至冷却器41经冷却后变回冷却水， 然后经第六管道56 可再流回换料水箱 1 内。该第六管道 56 上设有控制阀 76， 用于开关该第六管道 56 或控制 该第六管道 56 内水流量。 0041 高位水箱 43 和冷却器 41 之间设有第七管道 57， 第七管道 57 一端连接高位水箱 43， 另一端延伸至冷凝器 42 上方， 通过第七管道 57 可将高位水箱 43 内的冷却水淋至冷凝 器 42。
34、 上， 将冷凝器 42 内部的汽化水冷凝回液态水。为将高位水箱 43 内的冷却水更加均匀 淋到冷凝器 42 上方， 可在该第七管道 57 位于冷凝器 42 上方的一端设置喷淋头 431。此外， 在第七管道 57 上也设有控制阀 （未图示） ， 用于开关该第七管道 57 或控制该第七管道 57 内 水流量。 0042 上述各水泵及控制阀等均可通过单片机控制、 高能蓄电池供电。 其中， 冷却水换热 装置 3 包括至少一个换热器 31 ； 如图 2 所示， 作为一种选择性实施方式， 冷却水换热装置 3 包括一个换热器31。 作为另一种选择性实施方式， 如图3所示， 冷却水换热装置3可包括两 个换热器。
35、 31， 当其中一换热器 31 故障不能使用时， 则启动另一换热器 31 工作， 或两换热器 31 同时工作， 当其中一换热器 31 故障时不影响系统的热交换工作。该换热器 31 的数量根 据需要设置， 不限于一个或两个。 0043 第一管道51和第二管道52的一端分别连接换料水箱1和地坑23， 第一管道51和 第二管道 52 的另一端均连接换热器 31 的进口端 ； 第三管道 53 一端连接换热器 31 的出口 端， 另一端连接冷却器 41 的进口端。换热器 31 连接有用于接通冷源的进水管 32 和出水管 33 ； 冷源通过进水管 32 进入换热器 31， 与通过换热器 31 的进口端进入。
36、换热器 31 中的水进 行热交换后， 通过出水管 33 流出换热器 31。冷源可为大海、 河流或水库等水域。 0044 在正常情况下， 该核电厂非能动最终热阱冷却系统的冷却方法是通过第三水泵 63 将换料水箱 1 的冷却水或 / 和， 安全壳 2 的地坑 23 中的水注入冷却水换热装置 3 中进行换 热。在冷却水换热装置 3 中， 冷源通过进水管 32 进入换热器 31， 与注入冷却水换热装置 3 中的换料水箱 1 或 / 和地坑 23 的水进行热交换后， 通过出水管 33 排回冷源中并将热量带 走。 0045 特别地， 该核电厂非能动最终热阱冷却系统适用在应急情况下 （如冷却水换热装 置 3。
37、 失效、 核电厂电力故障或失电等） 对安全壳 2 进行冷却。因此， 本发明还提供一种核电 厂非能动最终热阱冷却方法， 由上述的核电厂非能动最终热阱冷却系统工作实现， 参考图 1-3， 该方法可包括以下步骤 ： 0046 S1、 通过第一管道51和/或第二管道52将换料水箱1的冷却水和/或安全壳2的 地坑 23 中的水注入冷却水换热装置 3 中进行换热， 换料水箱 1 的冷却水和 / 或地坑 23 中 的水经换热后变成热水。换热主要在冷却水换热装置 3 的换热器 31 中实现 ； 第一管道 51 和第二管道 52 的开启或关闭分别可通过其上的控制阀 71、 72 控制。 0047 S2、 将热水。
38、通过第三管道 53 输入到非能动冷却装置 4 的冷却器 41 内， 对非能动冷 却装置 4 的闭路循环水加热， 热水经冷却器 41 后变回冷却水。 0048 其中， 闭路循环水加热过程中产生蒸汽， 蒸汽由气导管 44 输入到冷凝器 42 内， 蒸 汽在冷凝器 42 内经高位水箱 43 喷下的水冷却， 冷却后的闭路循环水从冷凝器 42 通过液导 管 45 流入冷却器 41。冷却后的闭路循环水主要通过位差自动从冷凝器 42 通过液导管 45 说 明 书 CN 103903657 A 8 6/7 页 9 流入冷却器 41。 0049 第三管道 53 的开启或关闭通过其上的控制阀 73 控制。热水通过。
39、第三管道 53 输 入到非能动冷却装置 4 中可由设置在冷却水换热装置 3 的进口端位置的第三水泵 63 工作 实现。 0050 S3、 通过第四管道 54 上的第一水泵 61 和 / 或第五管道 55 上的第二水泵 62 将冷 却水经过喷淋装置 22 和 / 或安注管线 21 注入安全壳 2 内， 对安全壳 2 进行降温 ； 对安全壳 2 降温后的冷却水变为热水再汇集在安全壳 2 的地坑 23 中， 以回流至冷却水换热装置 3 再 进行循环冷却工作。同样， 第四管道 54 和第五管道 55 的开启或关闭分别可通过其上的控 制阀 74、 75 控制。 0051 以下以几种具体冷却模式来说明本发。
40、明的冷却方法。 0052 应急喷淋模式 ： 在正常的安全壳2喷淋控制失效的情况下， 无法对安全壳2内温度 进行降温， 此时换料水箱 1 的冷却水、 或者安全壳 2 的地坑 23 中的水、 或者换料水箱 1 的冷 却水和地坑 23 中的水通过第三水泵 63 注入冷却水换热装置 3 中的换热器 31 进行换热后 变成热水 ； 打开第三管道53上的控制阀， 热水通过换热器31的出口端输入到非能动冷却装 置 4 的冷却器 41 内， 对非能动冷却装置 4 的闭路循环水加热， 闭路循环水加热过程中会产 生蒸汽， 蒸汽由气导管 44 输入到冷凝器 42 内， 遇到高位水箱 43 内的喷淋下的水， 蒸汽放热。
41、 冷凝， 由于存在位差， 冷却后的闭路循环水自动从冷凝器 42 通过液导管 45 流入冷却器 41， 热水经冷却器 41 后变回冷却水 ； 同时关闭第六管道 56 上的控制阀、 第五管道 55 上的控制 阀， 通过第一水泵 61 和第二水泵 62 将冷却水注入安全壳 2 内， 通过喷淋装置 22 对安全壳 2 进行降温， 水再汇集在安全壳 2 的地坑 23 以回流至换热器 31 再进行循环冷却工作。 0053 应急安注模式 ： 在正常的安全壳 2 安全注入系统失效的情况下， 无法维持反应堆 水装量。 此时换料水箱1中的冷却水、 或者安全壳2的地坑23中的水、 或者换料水箱1的冷 却水和地坑 2。
42、3 中的水通过第三水泵 63 注入冷却水换热装置 3 中的换热器 31 进行换热后 变成热水 ； 打开第三管道53上的控制阀， 热水通过换热器31的出口端输入到非能动冷却装 置 4 的冷却器 41 内， 对非能动冷却装置 4 的闭路循环水加热， 闭路循环水加热过程中会产 生蒸汽， 蒸汽由气导管 44 输入到冷凝器 42 内， 遇到高位水箱 43 内的喷淋下的水， 蒸汽放热 冷凝， 由于存在位差， 冷却后的闭路循环水自动从冷凝器 42 通过液导管 45 流入冷却器 41， 热水经冷却器 41 后变回冷却水 ； 同时关闭第六管道 56 上的控制阀、 第四管道 54 上的控制 阀， 通过第一水泵 6。
43、1 和第二水泵 62 将冷却水注入安全壳 2 内， 通过安注管线 21 对安全壳 2 进行降温， 水再汇集在安全壳 2 的地坑 23 以回流至换热器 31 再进行循环冷却工作。 0054 应急喷淋、 安注模式 ： 在正常的安全壳 2 喷淋控制和安全注入系统失效的情况下， 此时换料水箱 1 中的冷却水、 或者安全壳 2 的地坑 23 中的水、 或者换料水箱 1 的冷却水和 地坑 23 中的水通过第三水泵 63 注入冷却水换热装置 3 中的换热器 31 中进行换热后变成 热水 ； 打开第三管道 53 上的控制阀， 热水通过换热器 31 的出口端输入到非能动冷却装置 4 的冷却器 41 内， 对非能。
44、动冷却装置 4 的闭路循环水加热， 闭路循环水加热过程中会产生蒸 汽， 蒸汽由气导管 44 输入到冷凝器 42 内， 遇到高位水箱 43 内的喷淋下的水， 蒸汽放热冷 凝， 由于存在位差， 冷却后的闭路循环水自动从冷凝器 42 通过液导管 45 流入冷却器 41， 热 水经冷却器 41 后变回冷却水 ； 同时第六管道 56 上的控制阀， 通过第一水泵 61 和第二水泵 62将冷却水注入安全壳2内， 通过喷淋装置22和安注管线21对安全壳2进行降温， 水再汇 说 明 书 CN 103903657 A 9 7/7 页 10 集在安全壳 2 的地坑 23 以回流至换热器 31 再进行循环冷却工作。 。
45、0055 此外， 通过本发明的核电厂非能动最终热阱冷却系统实现的冷却方法海包括应急 冷却模式 ： 在极端情况或者自然灾害的情况下， 冷却水换热装置 3 的冷源入口无法工作或 者被堵塞， 安全壳 2 没有冷源的供应， 此时换料水箱 1 中的冷却水通过第三水泵 63 注入冷 却水换热装置 3 中， 而此时 , 冷却水换热装置 3 无法与冷源换热， 反而因为其它热源使之升 温， 而需要通过第一管道 51 将换料水箱 1 中的冷却水输入冷却水换热装置 3， 冷却水流经 冷却水换热装置 3 的换热器 31 进行热交换而带走冷却水换热装置 3 的热量， 冷却水由于吸 热变成热水。第三管道 53 的控制阀打。
46、开， 热水通过换热器 31 的出口端经第三管道 53 输入 到非能动冷却装置 4 的冷却器 41 内， 对非能动冷却装置 4 的闭路循环水加热， 闭路循环水 加热过程中会产生蒸汽， 蒸汽由气导管 44 输入到冷凝器 42 内， 遇到高位水箱 43 喷淋下的 水， 蒸汽放热冷凝， 由于存在位差， 冷却后的闭路循环水自动从冷凝器 42 通过液导管 45 流 入冷却器 41， 同时关闭第四管道 54 上的控制阀、 第五管道 55 上的控制阀， 热水经冷却器 41 后变回冷却水通过第六管道 56 回流至换料水箱 1 中再进行循环冷却工作。 0056 冷却水在换料水箱 1、 冷却水换热装置 3、 非能动。
47、冷却装置 4 和安全壳 2 之间形成 的冷却回路在外部环境和安全壳 2 内流体形成双重界面， 可容忍单侧泄漏， 即仅冷凝器 42 发生泄漏时， 系统整体的密封不受影响， 不会导致安全壳地坑 23 水向环境泄漏。结合传热 学的发展， 本发明可用于传统的预应力安全壳 2 冷却 ； 无需建设大型钢制安全壳， 可简化建 造过程， 节省建设投资， 没有钢铁腐蚀导致安全壳减薄甚至穿孔的可能， 能确保安全壳冷却 连续进行。该冷却回路可以用于二代核电站的安全升级， 避免向安全壳 2 内直接注水， 防止 安全壳 2 超压， 避免放射性向环境排放。 0057 以上所述仅为本发明的实施例， 并非因此限制本发明的专利范围， 凡是利用本发 明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换， 或直接或间接运用在其他相关的技 术领域， 均同理包括在本发明的专利保护范围内。 说 明 书 CN 103903657 A 10 1/2 页 11 图 1 图 2 说 明 书 附 图 CN 103903657 A 11 2/2 页 12 图 3 说 明 书 附 图 CN 103903657 A 12 。