一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統技術方案

本發明專利技術公開了一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，包括依次設置的熱量初始導出環節和至少一個熱量最終導出環節，所述熱量初始導出環節和熱量最終導出環節均包括內設冷卻水的水池，所述熱量初始導出環節的水池內設置有乏燃料組件；所述熱量初始導出環節通過傳熱裝置將乏燃料的熱量傳遞至熱量最終導出環節后向外放熱。本發明專利技術基于分離式熱管原理和抗重力熱管原理，以海水等為最終熱阱，實現了乏燃料衰變熱的長期、長距離、高效和非能動導出，規避了事故工況下乏燃料水池失冷的風險，保護了乏燃料組件的安全，進一步保護了核電站的安全。

Long distance passive heat pipe cooling system for nuclear power station spent fuel pool

The invention discloses a nuclear power plant in the spent fuel pool of multistage long distance passive heat pipe cooling system, including the initial heat derivation step are sequentially arranged and at least one final heat derived link, the heat and heat are derived from the initial link link includes internal cooling water tank, the heat from the initial part of the pool is arranged in the spent fuel assembly; the heat transfer device through the initial derivation step will fuel the heat to heat the final derivation step out after the release. The invention of separate type heat pipe principle and anti gravity heat pipe based on the principle of using seawater as the heat sink and the spent fuel decay heat, long distance, high efficiency and long-term passive export, to avoid the accident condition of the spent fuel pool cooling loss risk, protect the safety of spent fuel assembly, further protection the safety of nuclear power station.

【技術實現步驟摘要】

本專利技術涉及一種冷卻系統，具體地說，涉及一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統。
技術介紹
目前壓水堆核電站中，乏燃料水池中的水由泵驅動循環，通過管線流出，經過熱交換器冷卻后再流回乏燃料水池，帶出乏燃料水池的衰變熱。這種冷卻方式，需要有電源才能保證泵的正常運行。在事故工況下，全廠失電，泵不能工作，原有冷卻手段失效。隨后，乏燃料水池將會沸騰、蒸干，乏燃料裸露，乏燃料包殼燒毀，致使放射性泄漏。
技術實現思路
本專利技術要解決的技術問題在于，提供一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統。本專利技術解決其技術問題所采用的技術方案是：一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，包括依次設置的熱量初始導出環節和至少一個熱量最終導出環節，所述熱量初始導出環節和熱量最終導出環節均包括內設冷卻水的水池，所述熱量初始導出環節的水池內設置有乏燃料組件；所述熱量初始導出環節通過傳熱裝置將乏燃料的熱量傳遞至熱量最終導出環節后向外放熱。進一步地，所述傳熱裝置設置在熱量初始導出環節和各熱量最終導出環節之間，包括至少一組用于進行換熱的分離式熱管組件，所述的熱量最終導出環節的末端設置有至少一組向外放熱的抗重力熱管管束。進一步地，當熱量最終導出環節為兩個以上時，各個熱量最終導出環節并聯設置。進一步地，所述熱量初始導出環節和熱量最終導出環節之間還連接有至少一個熱量中間傳遞環節，熱量中間傳遞環節包括內設冷卻水的水池，所述熱量初始導出環節的熱量通過傳熱裝置依次傳遞至各熱量中間傳遞環節和熱量最終導出環節后向外放熱。進一步地，所述傳熱裝置依次設置在熱量初始導出環節、熱量中間傳遞環節、熱量最終導出環節之間，包括至少一組用于相鄰兩環節之間進行換熱的分離式熱管組件，所述的熱量最終導出環節的末端設置有至少一組向外放熱的抗重力熱管管束。進一步地，當熱量中間傳遞環節為兩個以上時，各熱量中間傳遞環節串聯或并聯設置。進一步地，所述分離式熱管組件包括位于前一環節水池內的蒸發段、位于后一環節水池內的冷凝段、上升管、下降管及循環工質，所述冷凝段所述上升管兩端分別穿過或跨過相鄰水池側壁連通蒸發段和冷凝段的上部，所述下降管兩端穿過相鄰水池側壁分別連通蒸發段和冷凝段的下部；所述循環工質在所述蒸發段、所述上升管、所述冷凝段、所述下降管形成的循環通道內流動。進一步地，在豎直方向上，所述分離式熱管組件的蒸發段的位置低于其冷凝段位置。進一步地，所述抗重力熱管管束的蒸發段位于水池內，冷凝段位于水池外，包括多根平行設置且穿過水池的熱管，所述熱管包括管殼、吸液芯及工質，所述熱管內為負壓環境，所述吸液芯由毛細多孔材料制成。進一步地，所述抗重力熱管管束在豎直方向上，其蒸發段的位置高于冷凝段位置。相比現有技術，本專利技術所述的用于核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，具有以下有益效果：本專利技術可實現將乏燃料衰變熱通過分離式熱管、水池和抗重力熱管長距離非能動導出到海水、河水或湖水等理想熱阱中，實現了事故工況下乏燃料水池的長期安全可控，保護了核電站的安全。另外，本專利技術的冷卻系統無需人工干預，自動啟動，降低了人員的輻照風險和誤操作風險，結構簡單，高效可靠，實現了經濟性和安全性的統一。附圖說明圖1是本專利技術實施例1的核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統實施例示意主視圖；圖2是本專利技術實施例1的核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統實施例軸測示意圖。圖中所示：1-熱量初始導出環節；10-第一水池；11-乏燃料組件；12-第一分離式熱管組件；121-第一蒸發段；122-第一下降管；123-第一冷凝段；124-第一上升管；2-熱量中間傳遞環節；20-第二水池；21-第二分離式熱管組件；211-第二蒸發段；212-第二下降管；213-第二冷凝段；214-第二上升管；3-熱量最終導出環節；30-第三水池；31-抗重力熱管管束；311-第三蒸發段；312-第三冷凝段。具體實施方式下面將結合附圖及實施例對本專利技術作進一步說明。實施例1如圖1-2所示一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，包括依次設置的熱量初始導出環節1、一個熱量中間傳遞環節2和一個熱量最終導出環節3，熱量初始導出環節1、一個熱量中間傳遞環節2和一個熱量最終導出環節3分別包括內裝冷卻水的第一水池10、第二水池20、第三水池30，所述第一水池10內設置有乏燃料組件11，乏燃料組件11被第一水池10內的冷卻水淹沒，所述熱量初始導出環節1和熱量中間傳遞環節2之間設置有至少一組第一分離式熱管組件12，所述第一分離式熱管組件12的數量可根據現場情況，如乏燃料的熱功率、分離式熱管的散熱能力及乏燃料水池內的空間等進行合理設置。所述第一分離式熱管組件12包括第一蒸發段121、第一上升管124、第一冷凝段123、第一下降管122及循環工質，其內為負壓環境。第一上升管124兩端分別連通蒸發段第一121和第一冷凝段123的上部，第一下降管122兩端分別連通第一蒸發段121和第一冷凝段123的下部。循環工質在第一蒸發段121、第一上升管124、第一冷凝段123、第一下降管122形成的循環通道內流動。在豎直方向上，所述第一分離式熱管組件12的第一蒸發段121的位置低于第一冷凝段123位置。所述第一分離式熱管組件12的第一蒸發段121設置在第一水池10靠近池壁和池底的位置，第一分離式熱管組件12的第一冷凝段123設置在熱量中間傳遞環節2的第二水池20內。第一分離式熱管組件12的第一下降管122穿過第一水池10和第二水池20的側壁，且不影響其密封。第一分離式熱管組件12的第一上升管124穿過第一水池10和第二水池20，且不影響其密封?？梢岳斫獾?，根據實際情況，第一分離式熱管組件12的上升管124也可以不穿過而是跨過第一水池10和第二水池20連通蒸發段第一121和第一冷凝段123的上部。所述熱量中間傳遞環節2和所述熱量最終導出環節3之間至少設置有一組第二分離式熱管組件21，具體數量可根據現場情況，如分離式熱管的散熱能力及水池內的空間等進行合理設置。所述第二分離式熱管組件21的結構和連接方式與所述第一分離式熱管組件12相同，包括第二蒸發段211、第二上升管214、第二冷凝段213、第二下降管212及循環工質，其內為負壓環境。所述第二分離式熱管組件21的第二蒸發段211設置在第二水池20內，第二分離式熱管組件21的第二冷凝段213設置在所述熱量最終導出環節3的第三水池30內。第二分離式熱管組件21的第二下降管212穿過第二水池20和第三水池30，且不影響其密封。所述第二分離式熱管組件21的第二上升管214穿過第二水池20和第三水池30，且不影響其密封?？梢岳斫獾?，根據實際情況，第二分離式熱管組件21的第二上升管214也可以不穿過而是跨過第二水池20和第三水池30。所述的熱量最終導出環節3的末端設置有至少一組向外放熱的抗重力熱管管束31。所述抗重力熱管管束31的第三蒸發段311設置在第三水池30內，抗重力熱管管束31的第三冷凝段312設置在海水中?？怪亓峁芄苁?1的數量可根據實際需要設置。所述抗重力熱管管束31包括多根平行設置且穿過第三水池30的熱管，熱管包括管殼、吸液芯及工質，熱管內為負壓環境，吸液芯由毛細多孔材料制成?？怪亓峁芄苁?1本文檔來自技高網...

【技術保護點】
一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，其特征在于，包括依次設置的熱量初始導出環節(1)和至少一個熱量最終導出環節(3)，所述熱量初始導出環節(1)和熱量最終導出環節(3)均包括內設冷卻水的水池，所述熱量初始導出環節(1)的水池內設置有乏燃料組件(11)；所述熱量初始導出環節(1)通過傳熱裝置將乏燃料的熱量傳遞至熱量最終導出環節(3)后向外放熱。

【技術特征摘要】
1.一種核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，其特征在于，包括依次設置的熱量初始導出環節(1)和至少一個熱量最終導出環節(3)，所述熱量初始導出環節(1)和熱量最終導出環節(3)均包括內設冷卻水的水池，所述熱量初始導出環節(1)的水池內設置有乏燃料組件(11)；所述熱量初始導出環節(1)通過傳熱裝置將乏燃料的熱量傳遞至熱量最終導出環節(3)后向外放熱。2.根據權利要求1所述的核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，其特征在于：所述傳熱裝置設置在熱量初始導出環節(1)和各熱量最終導出環節(3)之間，包括至少一組用于進行換熱的分離式熱管組件，所述的熱量最終導出環節(3)的末端設置有至少一組向外放熱的抗重力熱管管束(31)。3.根據權利要求1所述的核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，其特征在于：當熱量最終導出環節(3)為兩個以上時，各個熱量最終導出環節(3)并聯設置。4.根據權利要求1所述的核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，其特征在于：所述熱量初始導出環節(1)和熱量最終導出環節(3)之間還連接有至少一個熱量中間傳遞環節(2)，熱量中間傳遞環節(2)包括內設冷卻水的水池，所述熱量初始導出環節(1)的熱量通過傳熱裝置依次傳遞至各熱量中間傳遞環節(2)和熱量最終導出環節(3)后向外放熱。5.根據權利要求4所述的核電站乏燃料水池多級長距離非能動熱管冷卻系統，其特征在于：所述傳熱裝置依次設置在熱量初始導出環節(1)、熱量中間傳遞環節(2)、熱量最終導...

【專利技術屬性】
技術研發人員：湯勇，曹睿，陳燦，萬珍平，張守杰，李俊峰，胡定科，
申請(專利權)人：華南理工大學，
類型：發明
國別省市：廣東;44