非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)技術(shù)綜述

摘 要：隨著核電技術(shù)的發(fā)展，核電站的安全問(wèn)題越來(lái)越受重視。而安全殼作為核電廠專設(shè)安全設(shè)施，可保護(hù)核反應(yīng)堆免于外部事故的危害，事故后作為核反應(yīng)堆放射性包容的最后一道安全屏障，可保護(hù)環(huán)境及公眾免于過(guò)量輻射。反應(yīng)堆事故停堆后，大量蒸汽釋放到安全殼內(nèi)，引起安全殼溫度及壓力迅速升高。為了保持安全殼的完整性和密封性，必須及時(shí)將安全殼熱量導(dǎo)出。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)擔(dān)當(dāng)著提供最終熱阱的角色，保障著事故工況下安全殼的完整性。因此，在未來(lái)的核電站設(shè)計(jì)中，對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的相關(guān)開(kāi)發(fā)甚為重要。文章主要對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的國(guó)內(nèi)外專利申請(qǐng)情況、主要涉及國(guó)內(nèi)外專利申請(qǐng)人分布、國(guó)內(nèi)外申請(qǐng)量的發(fā)展趨勢(shì)等進(jìn)行了統(tǒng)計(jì)分析。

關(guān)鍵詞：非能動(dòng)安全殼冷卻余熱；安全噴淋技術(shù)；核電站

1 背景技術(shù)

安全殼是核電站反應(yīng)堆的重要部分。當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生失水事故或主蒸汽管道破裂事故后，大量的放射性蒸汽釋放到安全殼內(nèi)，安全殼內(nèi)溫度和壓力迅速升高。為了防止由于安全殼超高溫高壓而產(chǎn)生的放射性泄漏，必須及時(shí)地將安全殼內(nèi)剩余熱量導(dǎo)出，以保證安全殼的完整性和密封性。在新一代反應(yīng)堆中，提出了非能動(dòng)安全殼冷卻方法。

目前，技術(shù)上比較成熟的非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)采用安全噴淋系統(tǒng)為主，結(jié)合輔助冷卻方式的反應(yīng)堆非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)，下面就介紹采用安全噴淋冷卻系統(tǒng)為主的反應(yīng)堆非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的原理及其關(guān)鍵技術(shù)。

2 非能動(dòng)安全殼冷卻的安全噴淋技術(shù)

2.1 非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)

圖1為非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的示意圖。安全噴淋系統(tǒng)是非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的主要冷卻技術(shù)，噴淋是安全殼熱量排出的重要手段。非能動(dòng)安全噴淋裝置大致也分成兩種，一種是將噴淋裝置安裝在安全殼內(nèi)部，該噴淋裝置在安全殼外的若干個(gè)蓄壓水箱，蓄壓水箱的出水管連接至集管，集管通過(guò)安全殼貫穿件與安全殼內(nèi)的噴淋環(huán)管連接，在安全殼外的集管上設(shè)有電動(dòng)隔離閥，安全殼內(nèi)的集管上設(shè)有止回閥，安全噴淋裝置主體安裝在安全殼內(nèi)部，會(huì)對(duì)安全殼造成一定的貫穿，從而會(huì)影響安全殼的密封安全性；另一種是將整個(gè)安全噴淋裝置安裝在安全殼外部，這樣可以減少對(duì)安全殼的貫穿，提高安全殼的安全密封性能。

2.2 非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)中的冷卻輔助冷卻技術(shù)

在事故工況下，為了實(shí)現(xiàn)對(duì)安全殼的長(zhǎng)期冷卻，主要采用空氣冷卻輔助系統(tǒng)進(jìn)行。一般的空氣冷卻輔助系統(tǒng)由安全殼外部的屏蔽廠房、空氣導(dǎo)流板及安全殼外壁共同形成，其中空氣導(dǎo)流板在非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)中尤其重要。

3 非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的專利分布情況分析

3.1 專利申請(qǐng)量分析

在VEN數(shù)據(jù)庫(kù)中，使用非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)領(lǐng)域的主要關(guān)鍵詞和分類號(hào)，統(tǒng)計(jì)非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)領(lǐng)域的申請(qǐng)量隨時(shí)間的變化，并用圖2列出了近幾年的專利申請(qǐng)量變化。

從圖2中可以明顯看出，非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)領(lǐng)域在2011年之后申請(qǐng)量有著大幅度提升。經(jīng)過(guò)分析，2011年之后申請(qǐng)量增加的主要原因是由于日本福島核事故的影響。

3.2 專利申請(qǐng)人分析

在VEN數(shù)據(jù)庫(kù)中利用“（or Passive，natural）and（or containment，safe+ shell）and（or cooling，spray+，sprinkle+，residual heat，remain+ heat）”進(jìn)行檢索，并用MEMS命令統(tǒng)計(jì)PA申請(qǐng)人字段，統(tǒng)計(jì)非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)領(lǐng)域全球?qū)＠暾?qǐng)的申請(qǐng)人分布情況，其分布如表1所示。表數(shù)據(jù)表明，申請(qǐng)量排名前幾位的重要申請(qǐng)人多集中在美國(guó)、日本和中國(guó)。

3.3 專利申請(qǐng)區(qū)域分布

在VEN數(shù)據(jù)庫(kù)中利用“（or Passive，natural）and（or containment，safe+shell）and（or cooling，spray+，sprinkle+，residual heat，remain+ heat）”進(jìn)行檢索，并用MEMS 命令統(tǒng)計(jì)PA申請(qǐng)人字段，統(tǒng)計(jì)非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)領(lǐng)域全球?qū)＠暾?qǐng)的申請(qǐng)人分布情況，如圖3所示。

圖3中所顯示的為非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)領(lǐng)域全球主要專利區(qū)域分布示意圖。全球非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)領(lǐng)域，主要的申請(qǐng)人主要集中在美國(guó)、中國(guó)和日本。美國(guó)作為老牌的核電技術(shù)強(qiáng)國(guó)，且其在專利以及知識(shí)產(chǎn)權(quán)保護(hù)制度相對(duì)完善成熟的環(huán)境下，其核電技術(shù)的申請(qǐng)量歷來(lái)都是居于前茅；日本在上世紀(jì)90年代初伴隨其國(guó)內(nèi)核電站大批量的建設(shè)，通過(guò)引入技術(shù)、消化技術(shù)、發(fā)展技術(shù)三個(gè)階段，比如日本的東芝株式會(huì)社高價(jià)控股的美國(guó)傳統(tǒng)核電制造商——美國(guó)西屋電氣等，進(jìn)一步促進(jìn)了日本在核電技術(shù)方面的發(fā)展，使日本儼然成為當(dāng)下核電技術(shù)的新興力量。

4 結(jié)束語(yǔ)

本文主要對(duì)非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)領(lǐng)域的專利申請(qǐng)進(jìn)行了初步分析，主要從其研究現(xiàn)狀、相關(guān)原理及關(guān)鍵技術(shù)、相關(guān)專利分析三個(gè)部分闡述了非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)的特點(diǎn)。通過(guò)上文分析可知，非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)是從上個(gè)世紀(jì)80年代產(chǎn)生的一種新的反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)理念，能夠在嚴(yán)重事故時(shí)保持安全殼的完整性，從而減小發(fā)生放射性泄漏到環(huán)境中的事故概率，大大提高了反應(yīng)堆運(yùn)行安全性。因此，在第四代核反應(yīng)堆研究設(shè)計(jì)中會(huì)更加重視非能動(dòng)安全殼冷卻技術(shù)的研發(fā)。作為本技術(shù)領(lǐng)域的專利審查員，應(yīng)該時(shí)刻關(guān)注本領(lǐng)域技術(shù)的發(fā)展動(dòng)向，孜孜不倦地加強(qiáng)對(duì)本領(lǐng)域知識(shí)的學(xué)習(xí)和積累。以便無(wú)限地接近本領(lǐng)域技術(shù)人員，提高自己的專利審查業(yè)務(wù)能力。

作者簡(jiǎn)介：華艷（1987，8-），籍貫：四川廣安，單位：國(guó)家知識(shí)產(chǎn)權(quán)局專利局專利審查協(xié)作廣東中心。