CN101719385B - 超导热管式核电热冷联产系统 - Google Patents

Abstract

超导热管式核电热冷联产系统发明属于核电站安全技术与节能减排技术领域。该系统的组成为：在安全壳后设置用于换热的超导介质热管，一回路冷却剂通过超导介质热管将热量传给二回路循环工质；二回路循环工质吸收热量后，有三条由阀门控制的可选择路径：二回路循环工质送入氨吸收式制冷系统用于冷用户制冷或被送入热用户采暖；流入空冷塔散热，然后返回超导介质热管；经由汽水分离器的分离，分离出的“汽”进入汽轮机，冷凝后用于冷用户制冷或者送入热用户采暖，分离出的“水”直接返回超导介质热管，完成循环。本发明通过超导介质热管、氨吸收式制冷系统的综合特性来实现核电站余热的排出以及回收利用，具有高效换热、大规模节能和非能动安全的特性。

Description

超导热管式核电热冷联产系统

技术领域

本发明属于核电站安全技术与节能减排技术领域，特别涉及一种利用超导介质热管高效导出核电站余热、并通过氨吸收式制冷系统实现热量的回收利用的超导热管式核电热冷联产系统。

背景技术

目前，AP1000首个自主化依托项目——三门核电正在我国顺利进行。该技术采用先进的非能动设计，大大提高了核电站的安全性和经济性，促使AP1000成为未来核电发展的重要方向之一。核电发展到今天的AP1000，经历了二代、二代+，其余热排出一直是核电设计重点关注的问题。核电站正常运行时，汽轮机不断地排出乏汽，释放热量；停堆时，由于燃料元件中裂变产物的继续衰变，很长一段时间内，反应堆依然会向外释放出大量热量。为了保证机组正常余热的排出、停堆堆芯的及时冷却，核电站设置了余热排出系统。

按照地理位置的不同，核电站分为两类：沿海核电和内陆核电。现阶段，我国核电以沿海核电为主。对于沿海核电，大海充当热阱，直接将余热排掉，这不仅造成了大量的能源浪费，还造成了严重的热污染。例如，美国佛罗里达州的比斯坎湾，一座核电站排放的温排水使附近水域水温增加了8℃，造成1.5km海域内生物消失。相对于沿海核电，内陆核电没有类似大海的热阱作用环境，而且可利用的地域水有限，一般选择设立冷却塔，通过循环冷却水携带热量与周围大气换热来冷却停堆蒸汽或乏汽。冷却过程中，冷却塔最终排出30℃的温度较高的气体，当遇到塔外温度偏低的空气时，很容易形成白色的水蒸气，出现“白烟”现象，导致局部地区的空气温度和湿度升高。此外，冷却塔长期运行产生的湿热气体，一定程度上加剧了全球气候变暖。可以看出，内陆核电存在的热污染现象和能源浪费问题更加严重。

随着国内电力需求的日益增长、沿海核电的趋于饱和，再加上非能动的核电安全技术、核电运行长期积累的丰富经验以及国外内陆核电的成功运行等有力保证和借鉴，大功率核电、内陆核电成为我国核电发展的必然要求，也是AP1000核电技术发展的必然方向。其中，内陆核电的大气扩散条件差于沿海核电，对正常余热的高效排出要求更高；而大功率核电的容量大，余热多，能源浪费和热污染现象严重，对余热的回收利用要求更迫切。

为此，从核电的特点和AP1000正常余热排出系统的实际出发，利用超导热管的优势，借鉴火电热冷联产的做法，建立超导热管式核电热冷联产系统，将核电余热高效导出，并回收利用于工业制冷或民用制冷，实现了节能减排的目标，也使核电真正成为节能环保能源。

发明内容

本发明的目的是提出一种高效、节能、环保的核电热冷联产系统，其突出特征在于，所述核电热冷联产系统是利用超导介质热管、氨吸收式制冷系统组成的综合结构来导出余热、实现热冷联产。

本发明的技术方案为：在反应堆堆芯的安全壳后设置用于换热的超导介质热管，一回路冷却剂在安全壳内吸收反应堆堆芯的余热，并通过超导介质热管将热量传给二回路循环工质；二回路循环工质吸收热量后，有三条由阀门控制的可选择路径：其一为，二回路循环工质一部分送入氨吸收式制冷系统充当热源，用于冷用户制冷，另一部分被送入热用户采暖，然后返回超导介质热管，共同实现余热的回收；其二为，流入空冷塔的空冷散热器，然后返回超导介质热管；其三为，经由汽水分离器的分离，分离出的“汽”进入汽轮机并驱动发动机做功，冷凝后经过氨吸收式制冷系统用于冷用户制冷，或者直接送入热用户采暖，然后返回超导介质热管，分离出的“水”直接返回超导介质热管，完成循环。

所述二回路循环工质选取为水。

所述冷用户和热用户的热源分配比例由阀门控制可调。

所述超导介质热管具有高温特性和高效导热特性，特别能够用于核电站严重事故工况下堆芯余热的排出。

所述氨吸收式制冷系统具有良好的低品质热源适用性，不仅能够用于反应堆停堆余热的回收，而且特别适用于核电站正常运行时汽轮机乏汽余热的利用。

所述核电站余热排出利用装置，具有非能动的安全系统运行方式。超导热管应用温差传热的原理导热，氨吸收式制冷系统应用气化吸热的原理制冷，均具有非能动性，提高了核电站运行的安全性、可靠性。

本发明与现有技术相比，具有以下突出优点及效果：

(1)本发明提供的超导热管式核电热冷联产系统，是通过超导介质热管、氨吸收式制冷系统的综合特性来实现核电站余热的排出以及回收利用，具有高效换热、大规模节能和非能动安全的特性。

(2)超导介质热管是以无机热超导材料为传热工质，利用其分子的震荡来实现热量传递的换热元件。本发明选用超导介质热管做核电站的主要换热元件，主要有以下几点考虑：首先，超导介质热管具有超常的热敏感性和高效的导热特性，导热系数约是一般金属的一万倍，是常规热管的十倍，作为核电站的主要换热元件，可以高效、快速地传递热量，能够保证核电站在较高的循环效率下运行，更有利于严重事故时堆芯余热的及时、高效排出。其次，超导介质热管利用内部介质的高频振动传热，管壳内不易结垢，管壳不易冻裂，故障率低，可以保证核电站安全、稳定地运行。相对而言，常规热管、常规换热器由于介质与管材的不相容性，容易产生不凝性气体影响换热，严重时出现局部超温引发爆管；低温环境下，还存在管壳冻裂的危险。再有，超导介质热管具有高温运行特性和广泛的温度适应性，在-70℃至1700℃之间的温度下均能正常工作。特有的高温运行特性，使得超导介质热管特别能够用于核电站严重事故下堆芯热量的排出，以防止放射性物质的泄露。

(3)所述氨吸收式制冷系统，是利用核电站的低品位余热，应用制冷剂气化吸热的原理来实现制冷的循环系统。对热源的品质要求低，特别能够用于核电站乏汽余热的回收利用。可制取的温度范围广(-50℃至10℃)，不仅可以用于普通居民的空调制冷，还可以用于0℃以下的工业制冷，特别适用于化工、冶金和轻工业等工业领域的制冷。另外，系统采用溶液循环，取代了一般压缩式制冷循环的压缩机，省去了动力设备，减少了能源消耗，消除了噪声污染。

(4)该系统具有结构简单、运行可靠、稳定性好、噪声小等特点。

(5)该系统适用范围广，特别是适用于水资源不足、大气散热条件较差的环境，为内陆核电的发展提供了方向。

(6)该系统可以提供不同温度、不同大小的冷量和热量。

所有上述特点说明，该核电站余热排出利用装置具有市场化推广应用的条件，应是发展具有节能减排概念的先进核电站的重要技术之一。

附图说明

图1为超导热管式核电热冷联产系统的基本构造图。

图2为超导介质热管结构示意图。

图3为氨吸收式制冷系统示意图。

图中标号：

1-反应堆堆芯；2-安全壳；3-超导介质热管；4-稳压器；5-第一阀门；6-第二阀门；7-第三阀门；8-汽水分离器；9-汽轮机；10-第四阀门；11-第五阀门；12-氨吸收式制冷系统；13-冷用户；14-热用户；15-空冷散热器；16-空冷塔；17-备用补水；18-加热端；19-散热端；20-发生器；21-冷凝器；22-膨胀阀；23-蒸发器；24-吸收器；25-溶液热交换器。

具体实施方式

本发明提供了一种超导热管式核电热冷联产系统，下面通过附图说明和具体实施方式对本发明做进一步说明。

该系统是在常规核电站的设计基础上，增加余热排出利用装置来实现余热再利用的热、电、冷三联产系统。本核电站余热排出利用装置，采用超导介质热管、氨吸收式制冷系统组成的综合结构，将核电站正常运行的乏汽余热、反应堆停堆余热高效导出，并有效利用于制冷、供暖。

图1为超导热管式核电热冷联产系统的基本构造图，图中点画线包围的区域是超导热管式余热排出利用装置。

在反应堆堆芯1的安全壳2后设置用于换热的超导介质热管3，并在安全壳2与超导介质热管3之间设置稳压器4，一回路冷却剂在安全壳2内吸收反应堆堆芯1的余热，并通过超导介质热管3将热量传给二回路循环工质；二回路循环工质吸收热量后，有三条由阀门控制的可选择路径：其一为，二回路循环工质一部分送入氨吸收式制冷系统12充当热源，用于冷用户13制冷，另一部分被送入热用户14采暖，然后返回超导介质热管3，共同实现余热的回收；其二为，流入空冷塔16的空冷散热器15，然后返回超导介质热管3；其三为，经由汽水分离器8的分离，分离出的“汽”进入汽轮机9并驱动发动机做功，冷凝后经过氨吸收式制冷系统12用于冷用户13制冷，或者直接送入热用户14采暖，然后返回超导介质热管3，分离出的“水”直接返回超导介质热管3，完成循环。

本发明具有以下几种运行方式：

(1)核电站反应堆停闭后，堆芯的链式裂变反应中止，但是由于燃料元件裂变产物的继续衰变，较长的一段时间内仍然会释放出大量的余热。关闭第一阀门5、第二阀门6，汽轮机9、空冷塔16停止运行；开启第三阀门7、第四阀门10、第五阀门11。此时的工作流程为：一回路冷却剂在安全壳2内吸收反应堆堆芯1余热，并通过超导介质热管3将热量传给二回路循环工质。二回路循环工质选取为水，吸收热量后，一部分被送入氨吸收式制冷系统12充当热源，用于冷用户13制冷，另一部分被送入热用户14采暖，共同实现余热的回收。通过改变第四阀门10、第五阀门11的开度大小，可以改变冷、热用户的热源分配比例。

(2)核电站正常运行时，汽轮机排出乏汽释放余热，如果直接送入空冷塔将热量散失到大气会造成大量的能源浪费。基于氨吸收式制冷系统可适用于低品质热源的特性，本发明提出核电站正常运行时也投入超导热管式核电热冷联产系统，用于堆芯热量的导出、汽轮机乏汽余热的回收利用。此时，关闭第二阀门6、第三阀门7，开启第一阀门5、第四阀门10、第五阀门11。工作流程为：一回路冷却剂在安全壳2内吸收反应堆堆芯1热量，并通过超导介质热管3将热量传递给二回路循环工质水。二回路循环工质吸热后送入汽水分离器8分离，分离出的蒸汽进入汽轮机9做功，并生成乏汽，其中一部分送入氨吸收式制冷系统12释放热量，实现冷用户13制冷，另一部分送给热用户14换热、采暖；分离出的热水返回超导介质热管3继续吸热。核电站正常运行过程中，如果一回路压力出现波动，稳压器4自动实现调整，非能动稳定压力。

(3)核电站发生严重事故时，切除氨吸收式制冷系统，而转入冷却塔散热，以实现堆芯余热的安全导出。此时，开启第二阀门6，关闭第一阀门5、第三阀门7、第四阀门10、第五阀门11。工作流程为：一回路冷却剂在安全壳2内吸收反应堆堆芯1余热，并通过超导介质热管3将热量传递给二回路循环冷却工质，由二回路循环冷却工质经空冷散热器15在空冷塔16中与周围大气换热，导出热量。必要时投入备用补水17增加循环冷却工质流量，保证堆芯余热及时被带走。

图2为单个超导介质热管的结构示意图。工作过程如下：在加热端18，超导介质接收热流体的热量，依靠分子震荡将热能以近似于声波的速度快速传递到散热端19，输送给冷流体，完成热量的高效传递。设计时，根据核电站容量的大小、外界安装空间的大小，可以选取一个或多个超导介质热管，按照一定的排列方式组成换热装置。运行时，如果某一个或者某几个超导介质热管发生破损，其他热管不受影响，运行可靠性高。另外，超导介质热管不受重力、毛细力等影响，设计灵活性好，安装过程中也不会受到安装位置的限制。

图3为氨吸收式制冷系统示意图。制冷系统的热量来自于：汽轮机乏汽余热或者核电站堆芯停堆余热。工作流程为：稀溶液在发生器20接收热源导入的热量，一部分水生成高压水蒸气，送入冷凝器2 1被冷却成高压冷剂水，剩余溶液变成浓溶液，经溶液热交换器25送入吸收器24。高压冷剂水通过膨胀阀22的节流降压后，在蒸发器23吸收被冷却介质的热量，实现冷用户13制冷。吸收热量的冷剂水或水蒸气，被送入吸收器24与浓溶液混合，形成的稀溶液又进入下一次循环。溶液热交换器25利用浓溶液预热稀溶液，实现了内部能量的充分利用，提高了循环效率。

本发明安全性好，实施方便，控制简单，运行可靠。

Claims (5)

1.超导热管式核电热冷联产系统，其特征在于，在安全壳(2)后设置用于换热的超导介质热管(3)，一回路冷却剂在安全壳(2)内吸收反应堆堆芯(1)的余热，并通过超导介质热管(3)将热量传给二回路循环工质；二回路循环工质吸收热量后，有三条由阀门控制的可选择路径：其一为，二回路循环工质一部分送入氨吸收式制冷系统(12)充当热源，用于冷用户(13)制冷，另一部分被送入热用户(14)采暖，然后返回超导介质热管(3)，共同实现余热的回收；其二为，流入空冷塔(16)的空冷散热器(15)，然后返回超导介质热管(3)；其三为，经由汽水分离器(8)的分离，分离出的“汽”进入汽轮机(9)并驱动发动机做功，冷凝后经过氨吸收式制冷系统(12)用于冷用户(13)制冷，或者直接送入热用户(14)采暖，然后返回超导介质热管(3)，分离出的“水”直接返回超导介质热管(3)，完成循环。

2.根据权利要求1所述的超导热管式核电热冷联产系统，其特征在于，所述二回路循环工质选取为水。

3.根据权利要求1所述的超导热管式核电热冷联产系统，其特征在于，所述冷用户(13)和热用户(14)的热源分配比例由阀门控制可调。

4.根据权利要求1所述的超导热管式核电热冷联产系统，其特征在于，所述超导介质热管(3)具有高温特性和高效导热特性，能够用于核电站严重事故工况下堆芯余热的排出。

5.根据权利要求1所述的超导热管式核电热冷联产系统，其特征在于，所述氨吸收式制冷系统(12)具有良好的低品质热源适用性，不仅能够用于反应堆停堆余热的回收，而且适用于核电站正常运行时汽轮机乏汽余热的利用。

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