CN101441902A - 固有安全池壳结合低温堆核供热站装置及其运行程序 - Google Patents

Abstract

本发明提出的固有安全池壳结合低温堆核供热站装置及其运行程序属于核能集中供热领域。本发明主要包括：在其反应堆一回路中采用分置式布置、强制循环及高效小温差换热，在满足大型城市热网对集中供热参数要求的前提下，尽可能降低壳式供热堆(29)的工作温度，同时通过设备的优化布局及常压大容积水池(47)与壳式供热堆(29)的有机结合，排除堆芯(1)发生失水失冷事故的可能，贯彻了完全的固有安全原则，因而采用成熟的压水堆技术即可保证核供热的绝对安全，使具有发展核电站压水堆经验的企业单位有可能越过研发阶段而直接进入核能供热市场，尽早为节能减排及改善国家能源结构做出实际贡献。

Description

固有安全池壳结合低温堆核供热站装置及其运行程序

技术领域

本发明提出的固有安全池壳结合低温堆核供热站装置及其运动程序属于核能集中供热技术领域，特别涉及到完全实施固有安全原则，可以保证绝对安全的壳式低温堆核供热站。

背景技术

三十多年来，在我国、前苏联、瑞典、加拿大、瑞士、法国等同时对核能集中供热技术进行了广泛的开发研究工作。其中工作做得最深入的是一体化自然循环壳式低温供热堆。为了减少低温堆一回路水流失的可能，它将包括堆芯、主换热器、稳压器等全部一回路设备都放置在一个大尺寸的压力壳内，一回路水靠自然循环，将堆芯发出的热量经由主换热器传给二回路。

在上世纪七十年代前苏联已制造出了六台热功率为500MW的一体化自然循环壳式低温供热堆，但至今都没能投入运行，其主要问题有：

第一，未能实施完全的固有安全原则

一体化自然循环壳式低温堆内堆芯出口水温接近沸点，壳内水能吸纳堆芯余热的热容极小，停堆后为了将堆芯余热排到最终热阱(大气或自然水域)，还必须设置堆芯余热安全冷却系统，并在此系统中保留了一定的人为干与及采用能动系统设备的必要性，而这些环节都有一定的失误概率。尽管此堆的核供热站中采用了并列的若干个安全冷却系统，但由于未能实施完全的固有安全原则，因而只能将堆芯融化事故的发生概率比核电站压水堆再多降低一、两个数量级，但却不能完全排除发生这一事故的可能。虽然其发生的概率极低，然而一旦发生，在城市地区这种事故的后果是完全不可接受的，因而这种供热堆难于获得国家核安全部门签发的建造及运行许可。

第二，经济性差

一回路自然循环条件下水的流速低传热能力弱，因而堆芯比功率降到核电站压水堆相应指标的40％以下。为了尽可能提高自然循环能力及传热性能，必须提高堆内的温度与压力。即使这样，专用的堆内管壳式主换热器的体积仍然很大，反应堆压力壳又大又薄壁，因其刚性小，更增加了制造困难。由于一回路水的内能值很高，为防止其事故流失，又不得不在反应堆压力壳之外增设一个紧贴式的安全保护壳等等。所有这一系列原因使一体化自然循环壳式低温堆核供热站的建造投资增大，远远超过了最初的乐观估计值。

第三，设备庞大运输困难

一个单堆热功能为500MW的一体化自然循环壳式低温供热堆的直径为5.326米，高度达18米多，其尺寸大大超过了热功率为3000MW的核电站压水反应堆。其运输只能走水路，将这类核供热站建于海滨或大江沿岸。我国许多北方城市不具备这种运输条件，从这种意义上说一体化自然循环低温堆核供热站在我国也难于推广应用。

第四，自然循环两相流不稳定性的困扰

上世纪八十年代，在两个高度方向为1∶1的一体化自然循环壳式低温供热堆的热工水力学实验台架上，同时都发现了在设计运行参数附近有较密集的两相流不稳定区。发生这种工况时，不仅热工水力学参数发生一定幅度的振荡，而且通过堆芯负反应性温度系数的作用还会造成堆芯反应性和堆功率的振荡，从安全方面考虑这是绝对不能容许发生的。因而两相流不稳定性的发现，为已经困难重重的一体化自然循环壳式供热堆，特别是其微沸腾工况的技术开发雪上加霜，使其实际推广应用更加遥远无期。

在一体化自然循环壳式低温供热堆的后续研发工作中没能正视上述四个实际问题，为了争取新用户又取向于核能综合利用，如供热兼顾海水淡化、发电、制冷等。为了适当照顾这些工艺过程的效率，反应堆的工作温度与压力在满足供热要求的基础上还要再适度提高，因而使得这些反应堆的安全特性更向现在一代核电站压水堆靠近，进一步增加了获得在城市地区进行建造及运行许可的难度，离实施城市核能集中供热的目标更为相行渐远。所以立足于一体化自然循环壳式低温供热堆的核能集中供热技术的研发工作事实上已连续多年陷于停顿状态，不解决上述背景技术中存在的问题，核能供热技术的开发工作就难于走出目前的困境。

发明内容

针对上述问题，本发明提出一种固有安全的池壳结合低温堆核供热站，可以实施完全的固有安全原则，确保核能供热的绝对安全。其主要手段是将分置式强制循环壳式供热堆29与常压大容积水池47有机结合，优化传热系统设计，在满足城市大型集中供热参数要求的前提下，最大限度地降低壳式供热堆29的工作温度与压力，从根本上改善供热堆的安全性、可靠性及经济性。为此目的本发明采取了下列各项措施：

1、优化一回路设备布置，确保堆芯永不失水

供热堆一回路设备采用堆外分置式布置，可以给设备选型带来极大的方便条件，但实施分置式布置的前提是它必须保证在任何事故条件下都能确保堆芯不失水。

为此，如图1所示，在池壳结合低温堆核供热站中，将壳式供热堆29布置在地面标高以下，而一回路的其它设备，包括主换热器12、一回路循环泵10、一回路稳压器26以及各设备之间的联结管道与伐门，都布置于地面标高以上。将堆芯1布置于供热堆壳体6之内的底部，而一回路水的进、出管咀及堆入口伐门7与堆出口伐门8布置在供热堆壳体6的上方，因而从标高来说，在全部核供热站设备中堆芯位于最低位置，从而在一回路设备及管道等任何部位发生断裂时，都可确保堆芯不失水。

池壳结合低温堆核供热站一回路的水压和温度都很低，在常规供暖锅炉工作参数的范围之内，金属材料既没有冷脆危险，也远离高温蠕变的威胁。低压管道应力水平低，而且一回路管道相对细而长，三维空间布置走向，管系本身具有很大弹性及高度的热膨胀补偿能力，所以实际上池壳结合低温堆一回路设备及管道发生大尺寸破裂的可能性是极其微小的。

2、在低温供热堆的一回路系统内采用强制循环

池壳结合壳式低温供热堆的一回路设备采用分置式布置的第一个优点体现在可以方便地采用强制循环，以达到下列各项重要目标：

a)减少堆芯核燃料的初始装载量

由于采用强制循环增强水的传热能力，与一体化自然循环壳式供热堆相比，本发明池壳结合低温堆的堆芯平均体积比功率可以提高一倍以上，相应地大幅度减小堆芯体积与核燃料的初始装载量，有利于减少核供热站的初始投资及燃料管理负担。

b)排除两相流不稳定性的困扰

在本发明池壳结合低温堆的一回路系统中采用强制循环，彻底排除了一体化自然循环壳式供热堆所遇到的两相流不稳定性的困扰及其它需要进行研究试验的课题，使池壳结合低温堆核供热站中的热源技术特征完全与技术成熟的核电站压水堆相同。

c)排除对供热堆压力壳制造地点与核供热站选址的运输条件限制。

池壳结合低温供热堆通过传热系统优化设计，并由于采用了分置式及强制循环，减小了堆芯尺寸，并把一回路的主换热器12及一回路稳压器26移出堆壳以外，使功率为500MW壳式低温供热堆的壳体直径不大于3米，适合常规铁路与公路运输，为核供热在我国广大城市地区推广排除了设备运输条件对核供热站选址的限制。

3、优化主传热系统设备，最大限度地降低壳式低温供热堆的工作温度与压力

一回路循环泵10与主换热器12虽属反应堆一回路系统设备，但在池壳结合低温堆核供热站系统中工作温度与压力都很低，而且它们的任何故障都不会导致堆芯失水，因而为这些设备的选型提供了更多的便利条件。

在池壳结合低温堆核供热站中，主换热器12与热网换热器16都选用了常规的高效板式换热器，这种换热器是由模压成洗衣板型连续波形槽的多个平板换热元件叠置而成的，每相邻两板之间，为传热流体形成了三维翻滚流道，流体放热热阻极小，因而在较低的流动速度之下即可达到很高的总传热系数，其值可比管壳式换热器成倍地提高。同时它是由平板换热元件组成的，无焊接，造价低，适于用以实现小温差换热。半个多世纪以来，板式换热器在世界各地多种行业中都积累了很多成功的运动经验，尤其在城市集中供热系统中更得到了广泛的应用，在多年的实践中证明了它的可靠性和经济性。

在池壳结合低温堆核供热站中的主换热器12和热网换热器16都采用了相同规格型号的板式换热器，在满足城市大型热网供、回水温度分别为150℃和70℃的条件下，选定每个板式换热器的传热温压为5℃，那么堆芯出入口即可分别降至160℃和80℃，与一体化自然循环壳式供热堆堆芯出入口水温分别为208℃和131℃相比大幅度下降，通过多种渠道对供热堆的安全性、经济性与可靠性都可发挥了至关重要的决定性作用。

4、强化常压大容积水池的安全功能

在任何一个核电站压水堆系统中也都有一个常压大容积水池，但其主要功能仅为储存反应堆卸料燃料元件、在反应堆卸料时为燃料元件运输通道充水以及用做安全备用水源等。

在本发明池壳结合低温堆核供热站中，将常压大容积水池47内全部存水的巨大热容量，都有效地用来即时吸纳堆芯余热。为此在常压大容积水池47中，将堆芯余热冷却器36置于其底部，换热部分采用横放的U型管束，以便于补偿由于一回路热水突然进入而造成的管束变形。因为堆芯出口最高水温仅为160℃，因而其突然进入不会造成过大的热冲击。池内冷水由堆芯余热冷却器36的下方进入，从管束载出热量后沿池内热水浮升筒37升至常压大容积水池47的水面，于是池水形成了载出余热的自然循环流动通道。

由于水的热导较低，所以堆芯余热冷却器36加热的水浮升至水池的上部，而与下部的低温水形成一个相对稳定的热水与冷水的分层结构。这种常压大容积水池47内的设备布置方案，可将池内全部水的热容都有效地用来吸纳堆芯余热。

堆芯余热功率的变化特点是停堆后的初始值较高，但在其后随时间过程中衰减很快，大致呈指数规律，然后其衰减速度随时间逐渐趋缓，停堆约24小时后其衰减速度进一步放慢，但堆芯余热功率份额已降至0.5％以下。

核反应堆的停堆安全冷却系统应具有将堆芯余热散致最终热阱(大气或自然水域)的能力。如果在堆芯余热冷却系统内没有中间蓄热机构，那么此系统的每级传热设备都要满足停堆后堆芯余热初始值的传热能力要求。即使这一系统启动的概率很低，堆芯余热功率初始值持续时间也很短，但是为了有效防止堆芯烧毁，这些要求也必须满足。同时还要确保需要时全部堆芯余热安全冷却系统各部分都能应急可靠启动瞬时投入运行。所以近年来由于对核动力反应堆安全要求的提高，新建核电站堆芯余热安全冷却系统的投资也越来越明显增大。

在本发明固有安全池壳结合低温堆核供热站中，可使常压大容积水池47内的存水吸纳停堆后大约前24小时内的全部余热，因而大大地简化了其停堆安全冷却系统的设计要求。

为保持池水温度不致过高，在池壳结合低温堆核供热站中设立了池水冷却系统。投入运行时，池水从常压大容积水池47上方的池水吸入口46进入，然后依次经伐门45、置于核供热站排气通风烟囱40之内的池水空冷管排43、出口的伐门39进入池内的冷水下降管38。此下降管一直向下沿伸至水池底部，以有利于保持池内冷热水分层结构，并增加池水自然循环运动头。池水冷却系统的池水循环及核供热站排气烟囱40内的空气流动都依靠各自的自然对流循环。

由于池水吸纳堆芯余热的缓冲能力，使池水冷却系统的设计传热能力保持在停堆24小时后堆芯的余热功率水平即可满足要求，池水吸入口46处的设计水温也可取池水蓄热后的温度，提高了池水空冷管排43的设计传热温压，因而使其总传热面积不致过大。

在池水冷却系统中，池水的流通通道处于常开状态，而空气入口闸门(42)和空气出口闸门(44)在核供热站正常功率运行条件下处于关闭状态，因而池水冷却系统处于备用状态。

当发生全厂断电事故或一回路循环泵(10)停转时，空气入口闸门(42)和空气出口闸门(44)自然开启，从而即时使池水冷却系统投入运行。

5、池壳结合，自然地确保堆芯永不失冷

把反应堆一回路内最高水温降至160℃以下的最大优越性，体现在通过壳式供热堆29与常压大容积水池47的结合，在其停堆安全冷却系统中实施了完全的固有安全原则，确保核供热的绝对安全，为其在广大城市地区推广应用创立了必要的前提条件。

在常压大容积水池47与壳式供热堆29的有机结合中起关键联系作用的是壳内单向伐31及池内单向伐34及49。这三个单向伐的结构原理都是相同的，即当伐门壳体内压力高于伐门壳体外部压力时，在内、外压差作用下，伐门密封件被推向上方关闭伐门。而当伐门壳体内外压力相等时，伐门密封件失去向上的推力后，因自身重力作用而下落，于是使用单向伐自然地转换成开启状态。这些单向伐的关闭与开启，只取决于伐门壳体内外的压力，是随其压力分布状况的改变而自然动作的。为实施此动作过程，不需要人为因素或任何能动部件的介入，其动作只依赖于自然规律的作用，因而可完全排除失效或失误的可能。

在正常运行条件下，一回路内水压为15bar，在这个压力作用下池内单向伐34及49处于关闭状态，因而常压大容积水池47与壳式供热堆29是相互隔离的。

当一回路循环泵10正常工作时，推动一回路水循环。水流通过堆芯1时，由于其稠密的燃料元件栅格及燃料元件组件入口流量分配孔板的作用，形成一定的堆芯流动阻力。壳内单向伐31的内腔通过堆芯余热冷却器36管内侧与堆芯1入口侧联通，在无流量的条件下，其压力与堆芯入口相等。而壳内单向伐31伐体外侧的压力则与堆芯出口压力相等。堆芯出入口压差作用于壳内单向伐31的密封件使其推至伐体的顶部。因而只要一回路循环泵10正常工作，壳内单向伐31即处于关闭状态，阻断一回路水通过堆芯余热冷却器36的流动而使其处于备用状态。

当一回路循环泵10停止运转后，一回路水的流量迅速降为零，同时堆芯流动阻力亦消失，这时壳内单向伐31自然开启，于是瞬时自然地开通了堆芯余热冷却系统，堆壳内的水由壳内单向伐31进入，依次经过堆出口的伐门51、堆芯余热冷却器36的入口联箱48、堆芯余热冷却器36，在流经换热管束时一回路水的热量传给池水。一回路水降温后再经过出口联箱35、堆芯余热冷却器回水管道33、堆入口的伐门32回到堆壳四周的冷水下降通道4，降至堆底后进入堆芯1，在堆芯1中载出余热升温后沿堆芯吊兰5升至堆壳上方，于是完成了一回路水对堆芯余热冷却的自然循环。在上述堆芯余热冷却通道内，做为热源的堆芯1处于底部，而堆芯余热冷却器36位于上方，构成了自然循环条件。一回路循环泵10推动的强制循环停止后，堆芯余热就是依靠这一自然循环过程由堆芯1传入常压大容积水池47的。

立足于上述壳式供热堆29与常压大容积水池47的有机结合，在本发明的核供热站中开发出了非常简便易行、安全可靠的运行程序，现对其冷态启动过程、正常停堆过程及事故停堆过程分别叙述如下：

在核供热站的冷态启动过程中，壳式供热堆29与常压大容积水池47自然隔离，阻断堆芯余热冷却器36的反应堆一回路水流道，并使停堆安全冷却系统全部回复到积极备用状态。所有这些都是随主传热系统启动而自然发生的过程，不需要任何人为因素或能动系统设备的介入，贯彻了完全的固有安全原则，其具体过程包括：

1)在一回路系统加压时，在伐体内压作用下池内单向伐49、34自然关闭，致使壳式供热堆29的一回路系统与常压大容积水池47内的池水相互隔离；

2)启动一回路循环泵10和二回路循环泵14，这时，壳式供热堆29的壳内单向伐31在伐体内压作用下自然关闭，阻断了堆芯余热冷却器36内一回路水的流动，因而，堆芯余热冷却系统自然关闭，并回复到积极备用状态；

3)启动壳式供热堆29，通过控制棒传动机构30提升控制棒2，使壳式供热堆29达到物理临界，然后投入壳式供热堆29的自动控制系统，维持堆芯1内平均水温不变，以便充分利用壳式供热堆29的内在自调节功能，并按此方式逐渐提升壳式供热堆29的功率，使其达到所需要的水平向热网供热；

在核供热站的正常停堆过程中，随一回路循环泵10的停闭，即时自然地启动全部停堆安全冷却系统，保证对堆芯余热无限期的安全冷却，其具体过程包括：

1)壳式供热堆29通过降落控制棒2达成物理停堆，然后进入堆芯1的剩余发热工况；

2)为经济地将核供热站主传热系统内存水的热容有效地用于供热，在物理停堆后的若干小时内继续保持主传热系统的正常工作状态。只有待堆芯1出入口水温降到远低于100℃时再停闭一回路循环泵10及二回路循环泵14；

3)随一回路循环泵10的停闭，供热堆的壳内单向伐31自然转为开启状态，瞬时自然开通堆芯余热冷却系统，同时通过一回路循环泵10与核供热站排气烟囱40内的空气入口闸门42和空气出口闸门44的连锁保护线路的作用，使此二空气闸门自然打开，瞬时启动了池水冷却系统，从而确保了对堆芯1余热的无限期安全冷却能力；

4)当核供热站完成全年供暖任务后转入季节停堆时，通过一回路稳压器26为一回路卸压并联通大气，这时池内单向伐34与49自然开启，使壳式供热堆29与常压大容积水池47直接联通，使堆芯1内的核燃料元件与常压大容积水池47内储存的反应堆卸料元件处于相同的安全存储状态；

在事故停堆过程中，无论其初始事件是全供热站事故停电或是主传热系统设备的机电故障，只要一回路循环泵10一停，全部停堆安全冷却系统便即时自然开通，保证对堆芯1剩余发热的无限期安全冷却能力。其具体过程如下：

1)壳式供热堆的控制棒传动机构30因断电或一回路循环泵10停泵而与控制棒2脱扣，致使其靠自重下落，形成物理停堆；

2)同时一回路循环泵10因事故断电或机电故障而停转，一回路水流量速降至零，一回路流经堆芯1的阻力压差消失，致使壳内单向伐31自然转入开启状态，堆芯1的水经伐门51、堆心余热冷却器入口管道50进入堆芯余热冷却器36，将热量传给常压大容积水池47内的水，然后再由堆芯余热冷却器回水管道33、伐门32返回壳式供热堆29，这样就自然启动了堆芯余热冷却系统；

3)因事故断电或一回路循环泵10停止转动，核供热站排气烟囱40中由电磁力吸合的空气入口闸门42和空气出口闸门44的密封闸板靠自重下落，自然打开了空气冷却通道，自然循环的空气流对池水空冷管排43进行冷却，最终将堆芯余热由核供热站排气烟囱40的出口排入大气，自然形成对堆芯余热无限期的安全冷却能力。

附图说明

图1是本发明固有安全池壳结合低温堆核供热站装置及其运行程序的示意图。

如图1所示，本发明固有安全池壳结合低温堆核供热站是由主传热系统及停堆安全冷却系统两大部分组成的。

主传热系统的功能是将堆芯1发出的热量安全地送入城市集中供热热网，它包括反应堆一回路壳式供热堆29、堆出口伐门8、一回路供水管道28、伐门25、主换热器12、伐门11、一回路稳压器26及其联结管27、一回路循环泵10、一回路回水管道9、堆入口伐门7；主换热器12的二次水侧、伐门24及21、热网换热器16、伐门15、二回路稳压器22及其联结管23、二回路循环泵14、伐门13及热网换热器16的热网水侧、热网回水管道18及其阀门17、热网供水管道20及其伐门19。

停堆安全冷却系统的功能是在计划停堆或事故停堆后保证堆芯余热的安全冷却，它包括堆芯余热冷却系统(包括壳内单向伐31、伐门51、堆芯余热冷却器入口管道50、池内单向伐49、入口联箱48、堆芯余热冷却器36、出口联箱35、池内单向伐34，堆芯余热冷却器回水管道33、伐门32)与池水冷却系统(包括常压大容积水池47、池内热水浮升筒37、池水吸入口46、伐门45、池水空冷管排43、伐门39、冷水下降管38、核供热站排气烟囱40及其空气进口41、空气入口闸门42、空气出口闸门44)。

本发明固有安全池壳结合低温堆核供热站的热源为一个壳式供热堆29，它是由供热堆壳体6、置于壳内下方的堆芯1、控制棒2及控制棒传动机构30、堆芯吊兰5等部件构成的。一回路水流经堆芯1被加热到160℃，沿推芯吊兰5内腔上升通道流向供热堆壳体6内的上方，然后由其上方的一次水出口管咀及堆出口伐门8再经一回路供水管道28及伐门25进入主换热器12，在此将热量传给二回路水，然后由主换热器一次水出口及其伐门11进入一回路循环泵10，经升压后再由一回路回水管道9及堆的入口伐门7返回壳式供热堆29，再沿壳内环形的冷水下降通道4重新回到壳内底部堆芯1的入口，进入堆芯1，于是完成了一回路水的全过程循环。为保持一回路内水压力的稳定，设有一回路稳压器26，通过联结管27与一回路管道相联。

为保证用户的放射性安全，在核供热站内设置了独立的二回路，内充无离子高纯度水，其工作压力略高于一回路，二回路稳压器22内液位也略高于一回路稳压器26内的液位，这样可确保在任何工况下主换热器12发生泄漏时，具有微放射性的一回路水都可靠地被限制在一回路压力边界之内。同时二回路的压力也高于热网水压力，因而当热网换热器16发生泄漏时，确保杂质含量高的热网水不进入核供热站的相关系统。二回路水的水质最高，漏入其它系统时不影响后者的正常工作，也无需对相关系统的大量水进行水处理。

板式换热器独特结构的另一特点，即其泄漏机制与监控方式，也为核供热站的运行管理带来了一定的方便条件。板式换热器的主要泄漏机制为液体从平板换热元件周边的两板间密封槽直接漏出换热器以外。当发生这种泄漏时，泄漏地点及漏率很容易直接观测，而且漏出的液体并不与相邻系统介质混合，漏出物收集后可直接送入水处理系统，不影响相邻系统的整体水质，因而发生泄漏时需要进行的水处理量最小。

在本发明中，保障堆芯1永不失水的一个重要原因是一回路水温低，潜在内能小。堆芯入口一侧的水大致占一回路水总容积的一半，其水温只有80℃，低于常压水的沸点。堆芯出口侧的水占另一半，水温为160℃，在瞬时失压情况下其闪蒸份额也只有十分之一左右。同时一回路水的总容积也比一体化自然循环壳式供热堆小得多。因此，池壳结合低温堆核供热站即使在概率极低的一回路管道或设备大破口的事故条件下，不仅堆芯不会失水，而且也没有必要在堆周围增建任何形式的承压安全壳，只靠一回路密封厂房即可包容全部漏出的水和汽，充分体现了降低一回路水温对简化核供热站系统设计所发挥的重要作用。在本发明固有安全低温堆核供热站中，在主传热系统中的一回路、二回路及热网回路内均采用强制循环，以提高核供热站的整体效率。而在停堆安全冷却系统中，反应堆一回路水、池水及冷却空气流均采用自然循环，以自然保障其工作的可靠性。

在核供热站正常的供热运行条件下，核供热站的排气烟囱40中的空气入口闸门42及空气出口闸门44处于关闭状态，以有利于防冻保温，只有在停堆及主传热系统停闭之后池水冷却系统才自然投入运行。

附图中的伐门11、25、13、24、15、21、17、19、51、32、45、39都是管道的截止伐，正常运行时处于开启状态，这些伐门只用于对损坏设备的隔离或相关设备的维修工作。

综上所述，本发明池壳结合低温堆核供热站具有下列各项优点：

1)率先在压水堆体系内实现了完全的固有安全原则，将堆芯1的事故融化概率降为零，保障了核供热的绝对安全，为在广大的城市地区推广应用核能集中供热建立了必要的前提条件；

2)在停堆安全冷却系统中由于排除了失效失误的可能，再没必要按冗余原则重复设置任何备用的堆芯余热冷却系统设备；由于强化了常压大容积水池47的安全功能，使池水冷却系统的设计传热能力由壳式供热堆29额定功率的百分之十以上降至千分之五以下；由于大幅度地降低壳式供热堆29一回路存水的内能值，排除了在反应堆压力壳之外增建任何承压安全壳的必要性，所有这些因素都使核供热站的系统大为简化，有利于提高核供热的安全性、可靠性及经济性；

3)在完全的固有安全原则基础上，建立了池壳结合低温堆核供热站非常简捷方便、安全可靠的运行程序。其停堆安全冷却系的工况是随主传热系统的状态变化而自然地进行转换的，运行人员无需介入，在各种事故工况发生时，不需要人为进行紧急处理即可保障核安全，使该供热站的控制管理过程变得轻松简便，适合作为一个民用项目进行推广应用；

4)本发明由于在池壳结合低温堆核供热站中排除了堆芯1失水失冷的可能性，因而在其热源部份采用成熟的核电站压水堆技术，在其主传热系统中采用优质的标准型设备，即能保证核供热的绝对安全，因而把核供热项目从科研课题转变成一个在近期内可以实施的工业项目，使具有设计建造核电站压水堆经验的企业可以直接进入核能供热领域，冲破已连续多年的核能供热研发工作的停顿状态，使核能集中供热早日为节能减排及改善国家能源结构做出实际贡献。

具体实施方式

本发明池壳结合低温堆核供热站的反应堆一回路采用了分置式及强制循环，通过优化设备布置方案与在停堆安全冷却系统中实施了完全的固有完全原则，排除了堆芯失水失冷的可能性，因而采用成熟的核电站压水堆技术即可以保证核供热的绝对安全。

虽然设计壳式低温供热堆及优化集中供热系统参数都是工作量非常巨大的任务，但立足于现有成熟的核电站压水堆设计及板式换热器广泛的使用经验，还是可以比较准确地估算出本发明池壳结合低温堆核供热站的主要技术参数的。

为此，取供热量最大的供热堆单堆热功率为500MW，城市大型热网最高的供、回水温度要求为150℃/70℃，根据板式换热器的使用经验取其传热温压为5℃，那么即可以得出二回路的供回水温度为155℃/75℃，而一回路堆芯的出入口温度分别为160℃/80℃。为了增加核供热反应堆的安全裕度，这里低温供热堆的堆芯在大幅降低温度水平之后再取其平均体积比功率及燃料元件棒平均线功率密度为核电站压水堆相应数值的90％，这样即可估算得其堆芯等效直径为φ1810，高度为2米，低温堆压力壳直径不大于3米，高度约10米，在保留堆芯出口平均水温过冷度为37℃的条件下可确定堆内压力为15bar。

在表1中列出了池壳结合低温堆核供热站的主要技术参数，同时也列出了一体化自然循环壳式堆核供热站和核电站压水堆的相应参数，以便于做具体的对比与分析。

城市集中供热的负荷稳定，每昼夜只缓慢升降一次，且可预报。如果供热压水堆的自动控制原则定为保持堆芯平衡温度不变，更可以充分发挥其功率自调节性能的优势，简化运行管理。例如，当热网负荷增加时，其回水温度下降，经两级传热系统致使堆芯入口水温下降。通过堆芯负反应性温度系数的作用，堆芯功率自然相应上升，因而在相当大的功率变化范围内，堆芯功率可以自然跟随热网负荷的变化，在此过程中不但不需要人为操作，甚至连堆芯功率自动调节棒的位置都没有多大变化。

本发明在池壳结合低温堆核供热站的停堆安全系统中实施了完全的固有安全原则，无论是计划停堆还是事故停堆，其全过程都无需人为操控，整个供暖季节内都不需要增添燃料无件或其它辅料，供热站全部需要的运行人员极少，因而为核供站的管理及防恐安全保卫工作都带来了很大的方便条件。

此外，核供热站的设计及营建单位应组织专门机构，负责技术要求较高的专业工作，如燃料管理，包括现场的燃料元件更换及倒料，派专人指导监督供热堆的物理启动过程等，这样可以进一步减少地方用户的负担，有利于简化运行管理并提高核供热站的安全性及可靠性。

我国广大三北地区的城市为冬季采暖都需要燃烧大量的有机燃料，而且将其燃烧产物直接就地排放，由此而造成的环境污染早已超过了可容忍的限度。

核供热站在运行过程中不向环境排放任何粉尘、CO₂及其它有害氧化物气体，连对周围环境的放射性影响也只相当于燃煤或环境本底剂量的万分之一。同时核能供热成本低于任何有机燃料，所以它是我国急需的集中供热清洁能源。

表1 两种壳式低温堆核供热站与核电站压水堆主要技术参数对照表

 

NO	项目	单位	池壳结合强制循环低温堆	一体化自然循环低温堆	核电站压水堆
						1	热功率	MW	500	500	3000
2	堆壳外经	mm	φ3000	φ5326	φ4536
						3	堆高度	M	10	18.37	13
4	堆芯等效直径	mm	φ1810	φ2784	φ3160
						5	堆芯高度	M	2.00	3.0	3.55
6	堆芯平均体积比功率	kW/L	97.0	27.39	107.8
						7	燃料棒平均线功率密度	W/cm	150	96.8	166.7
8	燃料棒直径	mm	9.1	13.6	9.1
						9	燃料棒平均表面热负荷	W/cm2	52.46	22.66	58.31
10	堆内压力	bar	15	20	152
						11	一回路出入口水温	℃	160/80	208/131	321/291
12	二回路出入口水温	℃	155/75	158/88
						13	热网供回水温度	℃	150/70	150/70

图1明细表

1、堆芯

2、控制棒

3、热水上升筒

4、冷水下降通道

5、堆芯吊兰

6、供热堆壳体

7、堆入口伐门

8、堆出口伐门

9、一回路回水管道

10、一回路循环泵

11、伐门

12、主换热器

13、伐门

14、二回路循环泵

15、伐门

16、热网换热器

17、伐门

18、热网回水管道

19、伐门

20、热网供水管道

21、伐门

22、二回路稳压器

23、联结管

24、伐门

25、伐门

26、一回路稳压器

27、联结管

28、一回路供水管道

29、壳式供热堆

30、控制棒传动机构

31、壳内单向伐

32、伐门

33、堆芯余热冷却器回水管道

34、池内单向伐

35、出口联箱

36、堆芯余热冷却器

37、池内热水浮升筒

38、冷水下降管

39、伐门

40、排气烟囱

41、空气进口

42、空气入口闸门

43、池水空冷管排

44、空气出口闸门

45、伐门

46、池水吸入口

47、常压大容积水池

48、入口联箱

49、池内单向伐

50、堆芯余热冷却器入口管道

51、伐门

Claims (4)

1、一种固有安全池壳结合低温堆核供热站装置，堆芯(1)设置于供热堆壳体(6)内的底部，设有控制棒(2)，而控制棒传动机构(30)则布置于壳式供热堆(29)的顶部，其特征在于：

1)在其一回路中采用一回路循环泵(10)、高效板式的主换热器(12)、一回路稳压器(26)，并将全部这些设备布置于地面标高以上，而壳式供热堆(29)则布置于地面标高以下，以便最大限度地降低壳式供热堆(29)的工作温度并排除堆芯(1)失水的可能；

2)在常压大容积水池(47)内，底部设有卧式U形管束的堆芯余热冷却器(36)，中部设有池内热水浮升筒(37)，使池水巨大的热容可全部参与有效地吸纳堆芯(1)的余热；

在供热堆壳体(6)内，于通向堆芯余热冷却系统的管端入口处设有壳内单向伐(31)，该伐在一回路循环泵(10)工作时处于关闭状态，而在一回路循环泵(10)停运时则自然开启，即时开通堆芯余热冷却系统，从而确保堆芯(1)永不失冷；

在常压大容积水池(47)中，于堆芯余热冷却器入口管道(50)及堆芯余热冷却器回水管道(33)上分别设有池内单向伐(34)和(49)，此二单向伐在一回路内充压时处于关闭状态，而当一回路卸压时则自然开启，使常压大容积水池(47)及壳式供热堆(29)直接联通；

3)为保证停堆后对堆芯(1)余热无限期的安全冷却能力，在该核供热站排气烟囱(40)的下部装有池水空冷管排(43)及其上方的空气出口闸门(44)和其下方的空气入口闸门(42)。当核供热站正常运行时，此二闸门在电磁力的作用下处于关闭状态，以利于保温防冻；而当系统断电或一回路循环泵(10)停闭时闸板靠自重作用下落，使其处于开启状态，自然打开池水空冷管排(43)的空冷通道，使池水冷却系统自然地投入运行。

2、一种根据权利要求1所述的固有安全池壳结合低温堆核供热站装置的正常工况运行程序，其特征在于：

在正常运行的启动及停堆过程中，停堆安全冷却系统功能状态的改变是随主传热系统工况的转换而自然发生的，无需任何人为操作，因而最大限度地简化了运行控制程序，并提高了安全性和可靠性，正常运行程序包括核供热站的启动及停堆两个部分：

A.启动程序

在核供热站的冷态启动过程中，壳式供热堆(29)与常压大容积水池(47)自然隔离，堆芯余热冷却器(36)的反应堆一回路水流道被阻断，并使停堆安全冷却系统全部自然地回复到积极备用状态，其具体过程包括：

1)一回路系统加压后，在伐体内压作用下池内单向伐(49、34)自然关闭，致使壳式供热堆(29)的一回路系统与常压大容积水池(47)内的池水隔离；

2)启动一回路循环泵(10)和二回路循环泵(14)，这时，壳式供热堆(29)的壳内单向伐(31)在伐体内压作用下自然关闭，阻断了堆芯余热冷却器(36)内一回路水的流动通道，因而，堆芯余热冷却系统自然关闭，并回复到积极备用状态；

3)启动壳式供热堆(29)，通过控制棒传动机构(30)提升控制棒(2)，使壳式供热堆(29)达到物理临界，然后投入壳式供热堆(29)的自动控制系统，维持堆芯(1)内平均水温不变，以便充分利用壳式供热堆(29)的内在自调节功能，并按此方式逐渐提升壳式供热堆(29)的功率，使其达到所需要的水平向热网供热；

B.正常停堆程序

在核供热站的正常停堆过程中，随一回路循环泵(10)的停闭，即时自然地启动全部停堆安全冷却系统，保证对堆芯余热无限期的安全冷却，其具体过程包括：

1)壳式供热堆(29)通过降落控制棒(2)达成物理停堆，然后进入堆芯(1)的剩余发热工况；

2)为经济地将核供热站主传热系统内存水的热容有效地用于供热，在物理停堆后的若干小时内继续保持主传热系统的正常工作状态，只有待堆芯(1)出入口水温降到低于100℃时再停堆关闭一回路循环泵(10)及二回路循环泵(14)；

3)关闭一回路循环泵(10)，这时供热堆的壳内单向伐(31)自然转为开启状态，瞬时开通堆芯余热冷却系统，同时通过一回路循环泵(10)与通风烟囱内的空气入口闸门(42)和空气出口闸门(44)的连锁保护线路的作用，使此二空气闸门自然打开，瞬时启动了池水冷却系统，从而确保了对堆芯(1)余热的无限期安全冷却能力；

4)当核供热站完成全年供暖任务后转入季节停堆时，通过一回路稳压器(26)为一回路卸压并联通大气，这时池内单向伐(34)与(49)自然开启，使壳式供热堆(29)与常压大容积水池(47)直接联通，使堆芯(1)内的核燃料元件与常压大容积水池(47)内储存的反应堆卸料元件处于相同的安全存储状态。

3、根据权利要求1所述的固有安全池壳结合低温堆核供热站装置的事故停堆运行程序，其特征在于：

当发生全供热站停电或主传热系统设备的其他机电故障时，停堆安全冷却系统即时自然地投入运行，保证对堆芯(1)不间断的安全冷却，在此全过程中无需任何人为因素及能动系统设备的介入，即可保证对堆芯(1)的剩余发热进行无限期的安全冷却，从而贯彻了完全的固有安全原则，确保核供热的绝对安全，其具体过程如下：

1)因全厂事故断电或一回路循环泵10停闭，壳式供热堆(29)的控制棒传动机构(30)与控制棒(2)自然脱扣，致使其靠自重下落，造成物理停堆；

2)同时一回路循环泵(10)因事故断电或机电故障而停转，一回路水流量速降至零，一回路流经堆芯(1)的阻力压差消失，壳内单向伐(31)自然转入开启状态，堆芯(1)的水经伐门(51)、堆心余热冷却器入口管道(50)进入堆芯余热冷却器(36)，将热量传给常压大容积水池(47)内的水，再由堆芯余热冷却器回水管道(33)、伐门(32)返回壳式供热堆(29)，这样就自然启动了堆芯余热冷却系统；

3)因事故断电或一回路循环泵(10)停止转动，排气烟囱(40)中由电磁力吸合的空气入口闸门(42)和空气出口闸门(44)的密封闸板靠自重下落，自然打开了空气冷却通道，自然循环的空气流对池水空冷管排(43)进行冷却，最终将堆芯余热由排气烟囱(40)的出口排入大气，自然形成对堆芯余热无限期的安全冷却能力。

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