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CN1292145A - 核发电设备的安全外壳和核发电设备内冷凝器的运行方法 - Google Patents

核发电设备的安全外壳和核发电设备内冷凝器的运行方法 Download PDF

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CN1292145A CN99803488A CN99803488A CN1292145A CN 1292145 A CN1292145 A CN 1292145A CN 99803488 A CN99803488 A CN 99803488A CN 99803488 A CN99803488 A CN 99803488A CN 1292145 A CN1292145 A CN 1292145A
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Abstract

本发明涉及一种核发电设备的安全外壳和核发电设备内冷凝器的运行方法;为了将一沸水—核反应堆发电设备的安全外壳(1)的一个建筑物冷凝器(16)周围的不可冷凝气体排出;进而保持建筑物冷凝器(16)的工作性能;设有一根排出管(22),它使安全外壳(1)的上部与一个设置在该安全外壳(1)内的冷凝腔室(4)连通。不可冷凝气体通过该排出管自动流入冷凝腔室(4)中。该建筑物冷凝器(16)可由此构造得简单且低廉。

Description

核发电设备的安全外壳和 核发电设备内冷凝器的运行方法
本发明涉及一种核发电设备的安全外壳,其具有一冷凝腔室,一压力室和一个设置在压力室上部的冷凝器。本发明还涉及一种核发电设备内的冷凝器的运行方法。
现代化核发电设备的安全设计就是要实现在故障情形下就可能对核发电设备造成的不利影响予以限制,并且不会给环境带来负担。其中很重要的一点,就是要在各种运行状态下都要保证核发电设备的重要部分受到足够的冷却。为提高安全性,为冷却设置的应急冷却装置通常设计作为被动部件,它与外部的能量源无关,并仅仅基于物理规律起作用。
从德国西门子公司于1996年2月出版的西门子动力杂志(订购号A96001-U90-A314),第18页至22页中的论文“SWR 1000-未来的沸水反应堆”可知一种用于沸水反应堆的革新化改造和安全设计。在其所述的沸水反应堆中,反应堆压力壳设置在安全外壳,即反应堆防事故外壳中央。为紧急冷却沸水反应堆,在安全外壳的内腔中设置了一封闭的冷凝室和一个安置在其上面的感潮港池(Flutbecken)。该感潮港池向反应堆压力壳设置于其中的中央区域开放,并和该中央区域一起构成压力室。在感潮港池的上方,亦即在压力室或安全外壳的上部设有一所谓的“建筑物冷凝器”。该“建筑物冷凝器”与一个设置在安全外壳上方的冷却池内的冷却液相连通,并用于将热量从压力室中导出。
该建筑物冷凝器的效率对不可冷凝气体(如氮气或氢气)的存在反应灵敏,而尤其在严重的故障情况下会产生氢气。不可冷凝气体会减弱建筑物冷凝器在将压力室中有可能存在的蒸汽中的热量导引到冷却池时所起作用。氢气由于其低比重会富集在压力室上部,使得建筑物冷凝器周围的不可冷凝气体有很高的浓度。由于在此情形下,建筑物冷凝器的散热作用有缺陷,这一高浓度会导致安全外壳内的压力升高。
为了在故障情形下将热量从压力室散出,已公知的方案是,使压力室通过一个流动路径与一个设置在感潮港池中的冷凝器连通。通过这一流动路径,在故障情形下位于压力室中的热蒸汽与不可冷凝气体一起进入冷凝器。在那儿,蒸汽通过散热到冷却池中得以冷却和冷凝。这样在冷凝器中就形成由液体和不可冷凝气体组成的混合物。为了不会对环境造成放射性影响,再将混合物放在安全外壳中。通常设有一个气体-液体-分离装置,以便将不可冷凝气体分离除去。为了使不可冷凝气体不会再泄入压力室中,将其导入冷凝室并使之密封在其中。液体也可选择用于冷却反应堆压力壳或同样被导入冷凝腔室中。为此通常将多个控制阀设置在相应的管道中。这一方案或类似的用于在故障情形下散热的设计方案例如记载在US-PS 5102617,US-PS 5149492,US-PS 5570401,EP 0681 300 A1和EP 0 620 560 A1中。所有公知的设计方案都有一共同点,那就是将待冷却蒸汽与不可冷凝气体一起导入冷凝器中。
从EP 0 492 899 A1中已知,在冷凝腔室和压力室之间设置一流动路径。当两室之间的压差达到一定值时,流动路径自动打开,以便于在故障情形下为了散热和降压将热蒸汽导入冷凝腔室中。该流动路径设计为一根U型管,它也可称为冷凝管。该U型管的两根支管带有各自开口地分别设置在压力室或冷凝腔室中。在U型或虹吸管式弯曲段内存有液体,这样只要压力室中的压力没有明显超过冷凝腔室中的压力,由该U型管构成的流动路径就会关闭。
本发明的目的在于提供一种核发电设备的具有一冷凝器的安全外壳,以及一种冷凝器的运行方法,其中冷凝器的效率在很大程度上不会受不可冷凝气体的影响。
为了实现上述提供安全外壳的目的,按照本发明,在第一实施形式中,安全外壳包括一冷凝腔室,一压力室以及一个与压力室连通的冷凝器,其中,一根设置在安全外壳中的排出管将压力室的上部与冷凝腔室连通。
在第二实施形式中,在安全外壳的内腔中设有一冷凝器和一根排出管,该排出管将围绕冷凝器的区域与冷凝腔室连通。
上述两个实施形式具有共同的发明思想,亦即,要通过防止不可冷凝气体以过高浓度与冷凝器接触,来保证冷凝器有高效率。原则上,冷凝器既可以设置在压力室中又可以设置在压力室之外。如果设置在压力室之外,就通过一流动路径将热蒸汽从压力室上部引出并输入该冷凝器中。按照第一实施形式,不可冷凝气体事先通过排出管从压力室上部排出到冷凝腔室中。当冷凝器设置在压力室内时,按照第二实施形式,不可冷凝气体借助排出管直接从冷凝器周围排出。此时该冷凝器尤其可设置在压力室上部。
上述两个实施形式的共同之处还有,所述排出管设计为一简单的管并完全设置在安全外壳内部。利用该排出管,使压力室和冷凝腔室之间直接连通。在由排出管构成的流动路径中尤其不用接入其他部件。
通过排出管的设置,在上述两个实施形式中,不可冷凝气体有针对性地直接排出到冷凝腔室中。该冷凝腔室用冷却液体充填到一定液面高度,构成所谓的水容器。
不可冷凝气体例如是氢气或不活泼气体,例如空气或氮气。空气或氮气在冷凝器区域内比较好地与蒸汽混合。冷凝器的散热性能由此显著地受到影响。由于散热减弱,压力室内的压力持续升高直至蒸汽/不活泼气体的混合物通过排出管自动溢流到冷凝腔室中。蒸汽在这一水容器内冷凝,不可冷凝气体留在冷凝腔室的气腔内。蒸汽/不活泼气体混合物流入冷凝腔室直至不可冷凝气体的浓度减小到冷凝器又能排出所有输入的热量为止。
如果存在氢气,则它会由于其低比重汇集在压力室上部。当存在大量氢气时,冷凝器就会被氢气围绕。冷凝器的效率就会明显受影响,通过冷凝器散走的热量也会变小。随后就象存在不活泼气体一样导致压力室内的压力升高,并导致近乎纯净的氢气溢流到冷凝腔室中。大量的氢气由此被导入冷凝腔室中。冷凝器在氢气流出后又主要被蒸汽围绕,从而能很好地将蒸汽热量散走。
不可冷凝气体留在相对于压力室基本上封闭的冷凝腔室内,不能再泄入压力室中。不可冷凝气体在冷凝器区域内的浓度因此很小。从而保证了,冷凝器的功效在很大程度上不受不可冷凝气体的影响。
设置排出管的主要优点在于冷凝器的结构可以变得简单。尤其可针对近乎纯净的饱和蒸汽来设计冷凝器的热交换容量。冷凝器的热交换表面因此可以比没有排出管时设计得更简单,也更小。热交换表面通常是捆绑成束的热交换管。
另一优点是,冷凝腔室的整个气室可用于存储例如在一故障情形下释放出的氢气。因而在故障情形下,安全外壳内的压力升高比氢气缺乏通过排出管溢流的可能性时的压力升高要小。
排出管的上端优选设置在冷凝器的上方,这样由于其低比重而汇聚在冷凝器上方的压力室最上部内的氢气可有针对性排出。
为了排出管有特别简单的结构且无需维护,可靠工作,它优选构成一条始终打开的流动路径。从而无需设置阀门,闸门或其他类似关闭机构。
在一有利的改进设计中,排出管的下端插入冷凝腔室的冷却液体中。与不可冷凝气体通过排出管一起导入冷凝腔室中的蒸汽由此冷凝,并随即直接导入冷凝腔室中。
在一更优选的实施形式中,排出管的下端在例如从压力室通入冷凝腔室中的冷凝管下方插入冷却液体中。设置这些冷凝管是为了将大量的蒸汽从压力室中引出并导入冷凝腔室中,使之在那儿冷凝,使得压力室中的压力,进而安全外壳内的压力得以减少。冷凝管因而可比排出管插入冷凝腔室中的冷却液体更深,排出管内的水柱要比冷凝管内的水柱低。排出管插入较浅,使得在小故障情形下产生的少量蒸汽仅仅通过排出管转移到冷凝腔室中,而明显更大的冷凝管由于水堵塞保持关闭。
冷凝器比较有利的是与一个外冷却池连通。这样一个冷凝器也可称为建筑物冷凝器。通过它,热量从安全外壳内散发到安全外壳周围。冷却池在此尤其可设置在安全外壳外面,位于其上方。
为实现前述提供一种核发电设备内的冷凝器的运行方法的目的,按照本发明,不可冷凝气体自动从冷凝器周围排出,冷凝器的效率在很大程度上不受不可冷凝气体的影响。
本发明方法的其他改进设计由从属权利要求给出。本发明方法具有和本发明安全外壳相同的优点。
下面借助附图对本发明一实施例予以详细说明。这张唯一的附图示出一个沸水反应堆-核发电设备的安全外壳的简略截面,在其上面设有一冷却池。
按照图1,在一封闭的安全外壳1(或称反应堆防事故外壳)内设有一反应堆压力壳2。在安全外壳1内除了反应堆压力壳2外,作为其他内部件在其四侧还设有一冷凝腔室4和一个设置在其上面的感潮港池8。该感潮港池8相对于安全外壳1内腔向上开口。这一内腔也可称为压力室6,它与感潮港池8一起构成一共同的压力腔。
冷凝腔室4和感潮港也8分别被冷却液体f,尤其是水充满到液位n处。在感潮港池8内的最大液位n由溢流管10的上端确定。该溢流管10将感潮港池8与冷凝腔室4连通并通入冷凝腔室4的冷却液体f中。只要最大液位n被超过,冷却液体f就从感潮港池8排至冷凝腔室4中。该感潮港池8另外通过一根涨溢管12与反应堆压力壳2连通,并可以在应急情况下向其提供充足的冷却液体f。
冷凝腔室4相对于压力室6基本上封闭。它仅仅通过一根冷凝管14与压力室6连通。冷凝管14浸入冷凝腔室4的液体f中,使得在冷凝腔室4和压力室6之间没有气体交换。冷凝管14通过一段由其内部的水柱构成的堵塞水15保持关闭。仅仅在故障情形下,当压力室6中的压力升高时,有待冷凝的蒸汽才通过冷凝管14流入冷凝腔室4中。在图的左半侧,在安全外壳1的上部,亦即在压力室6的上部设有一称为建筑物冷凝器的冷凝器16,该冷凝器16构造为具有许多热交换管的热交换器,并与一个冷却池18连通。该冷凝器16原则上也可设置在安全外壳1之外的冷却池18中,并通过管道与安全外壳的内腔,尤其是压力室6相连。冷却池18设置在安全外壳1之外,亦即设置在其顶盖20上。冷凝器16在安全外壳1的内部吸收其周围的热量,并将其进一步传递给冷却池18。安全外壳1内的热量由此可被排放到外界环境中。
优选在冷凝器16的区域内设置一根排出管22。重要的一点是,该排出管的上端24要设置在压力室6的上部,尤其是位于冷凝器16上方的一高度处。它的下端26浸入冷凝腔室4的冷却液体f中。该排出管22可以是一根简单而且无内部构件的管,它构成一条从压力室6到冷凝腔室4中冷却液体f的畅通的流动路径。无内部构件意味着在这条流动路径中不会接入阀门或其他机构或部件。
排出管22在冷却液体f中的插入深度要比溢流管10的和比其横截面明显更大的冷凝管14的插入深度小。排出管22的下端26因此设置得高于冷凝管14或溢流管10的排出口28。
在故障情形下,例如在安全外壳1内的蒸汽管断裂,进而导致蒸汽溢出时,安全外壳1内的温度和压力升高。通过不同的应急冷却装置(在图中仅仅示出冷凝器16,带有相应涨溢管12的感潮港池8),可保证安全外壳1内的故障情形下最终压力不会超过一许可的极限值。这首先通过冷却和冷凝蒸汽来实现。冷凝器16在此扮演一个重要角色,它将热量从安全外壳1内排到外面。
在故障情形下,有时会释放出不可冷凝气体,尤其是氢气。它们会汇聚在安全外壳1的上部,亦即压力室6的上部。这会导致安全外壳1内的压力升高。基于排出管22的设置和其上端24处压力的升高,由蒸汽和不可冷凝气体组成的混合物通过排出管22从压力室6上部排入冷凝腔室4中。一同带入的蒸汽在冷凝腔室4中被冷凝。通过排出管22因而避免了在围绕冷凝器16的区域内富集有不可冷凝气体,冷凝腔室4的整个气腔可供容纳这些不可冷凝气体。
由于不可冷凝气体会显著减小冷凝器16的热交换性能,这在原理上会影响冷凝器16的效率。在不可冷凝气体存在时,热交换器16在单位时间和单位面积内散发到冷却池18的蒸汽热量都比在没有不可冷凝气体时的显著少。由于不可冷凝气体从冷凝器16的四周被排出,该冷凝器16可针对饱和蒸汽来设计。它不需要有大面积的特殊构造的热交换面,而这在不可冷凝气体存在时却是必需的,以便能将足够的热量排走。因此按照本发明的冷凝器16可以构造得简单,紧凑且低廉。
由于排出管22的插入深度相比较于冷凝管14的要小一些,只要压力室6内相对于冷凝腔室4内的压力只有一较小的过压,压力室6内的蒸汽就会仅仅通过排出管22流入冷凝腔室4中。只有在压力室6和冷凝腔室4之间的压差较大时(这仅仅在例外情况下才会暂时发生),蒸汽才会通过冷凝管14流入冷凝腔室4中。冷凝管14具有一个大的流动横截面,因此能够在最短的时间内将大量的蒸汽导入冷凝腔室4中去冷凝。
按照目前一新的想法,在一个具有一冷凝器16的安全外壳1内部,不可冷凝气体从冷凝器16的有效作用区域通过一条流动路径自动排入冷凝腔室4中。该流动路径在此由一简单的排出管22构成。排出管22的作用方式纯粹是被动的,亦即无需外部控制手段。该排出管22也不需要活动的部件,因而可无需维护。通过设置排出管22,保证了冷凝器16的工作性能,并使得其结构可更简单。

Claims (12)

1.一种核发电设备的安全外壳(1),其具有一个内腔(4,6,8)和一个冷凝器(16),在内腔(4,6,8)里具有一个冷凝腔室(4)和一个压力室(6),而冷凝器(16)与压力室(6)相连,其特征在于,在内腔(4,6,8)里设有一排出管(22),它将压力室(6)的上部与冷凝腔室(4)连通。
2.一种核发电设备的安全外壳(1),其具有一个内腔(4,6,8),在内腔(4,6,8)里具有一个冷凝腔室(4)和一个压力室(6),以及一个尤其设置在压力室(6)内的冷凝器(16),其特征在于,一排出管(22)将围绕冷凝器(16)的区域与冷凝腔室(4)连通。
3.如权利要求2所述的安全外壳(1),其特征在于,排出管(22)的上端(24)设置在冷凝器(16)的上方。
4.如上述任一项权利要求所述的安全外壳(1),其特征在于,所述排出管(22)构成一始终畅通的流动路径。
5.如上述任一项权利要求所述的安全外壳(1),其特征在于,冷凝腔室(4)含有冷却液体(f),排出管(22)的下端(26)浸入其中。
6.如上述任一项权利要求所述的安全外壳(1),其特征在于,设有一冷凝管(14),它通入冷凝腔室(4)中并在排出管(22)的下端(26)下面终结。
7.如权利要求1至5中任一项所述的安全外壳(1),其中,所述冷凝器(16)与一个外部冷却池(18)连通。
8.一种核发电设备内的冷凝器(16)的运行方法,其特征在于,不可冷凝气体自动从冷凝器(16)周围环境中排出。
7.如权利要求6所述的方法,其中,不可冷凝气体从冷凝器(16)上方的区域中被排出。
9.如权利要求8所述的方法,其特征在于,不可冷凝气体被导入一个冷凝腔室(4),尤其是一个位于冷凝腔室(4)中的冷却液体(f)中。
10.如权利要求7所述的方法,其特征在于,在一个冷凝管(14)的出口(28)上方的不可冷凝气体被导入位于冷凝腔室(4)的冷却液体(f)中。
11.如权利要求8至10中任一项所述的方法,其特征在于,在一个冷凝管(14)的出口(28)上方的不可冷凝气体被导入位于冷凝腔室(4)的冷却液体(f)中。
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