CN102592691A - 一种核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置 - Google Patents

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周涛
樊昱楠
王泽雷
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Abstract

本发明公开了属于核电站安全和电气设备技术领域的一种基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置。蒸汽发生器的一端与回路热管段相连，另一端与冷却段相连，回路热管段上缠绕有自限式电热带，回路热管段与上腔室相连，上腔室和下腔室中间设置堆芯，下腔室与循环泵相连，循环泵与冷却段相连。本发明的装置仅靠回路热管段温度的变化，就可以实现补偿自然循环能力，并具有记忆性能，实施方便，控制简单，安全性能好。

Description

一种核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置
技术领域
本发明属于核电站安全和电气设备技术领域，具体涉及一种基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置。
背景技术
当发生严重失流事故后，反应堆必须紧急停堆，防止冷却剂温度上升造成堆芯的损坏。停堆后，一回路水泵的惯性流量将为零，冷却剂仅靠冷热两段之间的密度差所形成的重力压头来驱动，堆芯的发热也只是停堆后的衰变热，并且按照一个负的周期迅速衰减。此时，要保证平衡态的自然循环能有足够的流量和温差带走衰变热，从而避免堆芯过热。
目前在二代压水堆中，主要的处理方式是设置专门的余热导出系统或停堆冷却系统，可以实现对事故的抑制，并能够在某种程度减轻事故的危害。相比二代压水堆，三代核电站AP1000和EPR针对这些严重事故，也设置了相应的事故处理系统。AP1000的突出特点是引入安全系统非能动化理念，设置了非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统、非能动安全壳裂变产物去除与控制系统等诸多非能动安全系统。而EPR安全系统的设计更加复杂，实现了4重冗余，并在设计上考虑了严重事故预防和事故后果的缓解。EPR的专设安全设施主要包括安全壳系统、应急堆芯冷却系统、应急给水系统等。
虽然当今的压水堆都设有针对处理自然循环能力不足的专设安全设施，但随着事故的发生，必须在第一时间内增强冷却剂对堆芯的冷却。而一旦由于某些原因，如安全设施系统出现故障或控制信号无法正确传达到安全设施系统，那么就不能及时的启动余热导出、停堆冷却等系统。基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置，能够直接快速地调节主回路热管段中的冷却剂温度。因此，可以有效缓解事故，保证核电站乃至周围环境的安全。自限式电热带的带芯是一种复杂的高分子复合物，它由多种材料和导电介质负荷而成，经过特定的化学变化和物理处理之后挤出成型，在两条平行导线之间组成一条保持连续平行的加热元件。在加热过程中，这个高分子材料的内部半导体通道的数量---电阻发生了很大的正温度系数(简称PTC效应)变化，且具有特殊的分子记忆能力，而且这种记忆性反应强烈。当环境温度升高时，高分子复合物微分子膨胀，碳粒渐渐分开，引起了电路中断，电阻上升，伴热线自动减少功率输出；当环境温度降低时，高分子复合物微粒间距又收缩变小，碳粒相应连接起来形成电路，伴热线发热功率自动上升；当环境温度处于某一稳定状态时，系统将达到热输出稳定，使其具有温度自限性。它控制温度不会过高亦不会过低，能自动调节。从而，达到了安全可靠的目的。
发明内容
本发明的目的在于提供一种基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置。
一种基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置，其特征在于，蒸汽发生器1的一端与回路热管段4相连，另一端与冷却段5相连，回路热管段4上缠绕有自限式电热带2，回路热管段4与上腔室6相连，上腔室6和下腔室8中间设置堆芯7，下腔室8与循环泵3相连，循环泵3与冷却段5相连。
所述自限式电热带由带芯、防护层和屏蔽层组成；其中，带芯是由混有碳粒的塑料连续均匀地挤塑在两根导线之间构成，导线由2-20股绞合的镀覆锡层或镀覆镍层的铜线组成，带芯外面再包覆一层绝缘材料，绝缘材料为2-20层无碱玻璃纤维、改良性聚烯烃、阻燃聚烯烃、含氟聚烯烃或全氟材料；屏蔽层由镀锡软圆铜线构成；防护层材质为聚烯烃、阻燃聚烯烃、含氟聚烯烃或全氟材料。
本发明的有益效果：本发明装置中的自限式电热带反应灵敏，仅靠回路热管段温度的变化，就可以实现补偿自然循环能力，并具有记忆性能，实施方便，控制简单，安全性能好。
附图说明
图1是本发明基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置示意图；
图中，1-蒸汽发生器、2-自限温电热带、3-循环泵、4-热管段、5-冷却段、6-上腔室、7-堆芯、8-下腔室。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明做进一步说明。
实施例1
一种基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置(如图1所示)，其特征在于，蒸汽发生器1的一端与回路热管段4相连，另一端与冷却段5相连，回路热管段4上缠绕有自限式电热带2，回路热管段4与上腔室6相连，上腔室6和下腔室8中间设置堆芯7，下腔室8与循环泵3相连，循环泵3与冷却段5相连；自限式电热带2是由带芯、防护层和屏蔽层组成。其中，带芯是由混有特定比例碳粒的塑料连续均匀地挤塑在两根导线之间构成，导线由多股绞合的镀覆锡层或镀覆镍层的铜线组成；带芯外面再包覆一层绝缘材料，绝缘材料为多层无碱玻璃纤维、改良性聚烯烃、阻燃聚烯烃、含氟聚烯烃、全氟材料；如有特殊需要可在基本型外面再包覆屏蔽层和防护层。屏蔽层由镀锡软圆铜线构成。防护层常用的材料为聚烯烃、阻燃聚烯烃、含氟聚烯烃、全氟材料。
基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置工作原理如下：
自限式电热带2属并联型带状物，所以在加热带内任何局部都具有单独适应环境温度变化的自动调节功能；将自限式电热带2以螺旋式缠绕在回路热管段4上；自限式电热带2和回路热管段4之间通过热传导作用来控制温度变化；当反应堆紧急停堆后，循环泵3停止工作；反应堆的功率不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速衰减，堆芯7的衰变热也是按照功率的衰减程度减小；冷却剂仅靠冷热两段之间的密度差所形成的重力压头来驱动自然循环，自然循环流量的大小除了与回路本身的结构有关外，还与冷却剂的热物理状态等因素有关；由于堆芯7的衰变热按照负周期逐渐衰减，因此在停堆后期，回路自然循环能力逐渐减弱，靠自然循环带走的堆芯释热小于堆芯衰变产生的热量，此时，回路中冷却剂的温度较低，缠绕在上面的自限式电热带2的电阻发生正温度系数变化，伴热线自动增大功率输出；加热回路热管段4中的冷却剂，增大回路热管段4和冷却段5的温差，从而保证自然循环有足够的能力带走衰变热而避免堆芯过热。
上述基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置的工作过程如下：
当机组正常运行时，循环泵3正常工作，回路中进行的是强迫循环；此时，回路热管段4的温度很高，自限式电热带2中的高分子复合物微分子膨胀，碳粒渐渐分开，引起了电路中断；缠绕在回路热管段4的自限式电热带2不会发生PTC效应，对回路热管段4的温度调节不起任何作用。
当发生严重失流事故停堆后，循环泵3停止工作；反应堆的功率不是立刻降为零，而是按照一个负的周期迅速衰减，堆芯7的衰变热也是按照功率的衰减程度减小。在停堆前期，由于一回路本身的结构设计和堆芯释热量相对较大，平衡态的自然循环能力足够带走堆芯7热量，以保证堆芯7不会发生过热事故。此时，回路中冷却剂的温度较高，自限式电热带2中的高分子复合物微分子膨胀，碳粒渐渐分开，引起了电路中断。缠绕在回路热管段4的自限式电热带2不会发生PTC效应，对回路热管段4的温度调节不起任何作用。
停堆后期，回路自然循环能力逐渐减弱。靠自然循环带走的堆芯释热小于堆芯衰变产生的热量，热量会在堆芯7累积易发生堆芯过热事故。此时，回路热管段4中冷却剂的温度较低，缠绕在上面的自限温电热带2的电阻发生正温度系数(简称PTC效应)的变化。即电热带中的高分子复合物微粒间距又收缩变小，碳粒相应连接起来形成电路，伴热线发热功率自动上升。此时，自限式电热带2加热与其接触的回路热管段4，增大了回路热管段4和冷却段5的温差，从而增强了平衡态的自然循环。冷却剂流经冷却段5，在自然循环的作用进入下腔室8，经过堆芯7并带走衰变热。此后，温度升高的冷却剂经过上腔室6流入热管段4，最终到达蒸汽发生器1完成一个循环。在一定范围内，堆芯7释热越小，自限式电热带2的伴线功率越大，即对一回路自热循环能力的补偿越大。
当热管段的温度处于某一稳定状态时，自限式电热带2将达到热输出稳定，使热管段的温度不会因为过高而造成的流动不稳定，也不会因为温度过低而造成自然循环能力的减弱。维持了自然循环，带走堆芯热量，达到安全目的。

Claims (2)

1.一种基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置，其特征在于，蒸汽发生器(1)的一端与回路热管段(4)相连，另一端与冷却段(5)相连，回路热管段(4)上缠绕有自限式电热带(2)，回路热管段(4)与上腔室(6)相连，上腔室(6)和下腔室(8)中间设置堆芯(7)，下腔室(8)与循环泵(3)相连，循环泵(3)与冷却段(5)相连。
2.根据权利要求1所述一种基于自限式电热带的核电站停堆后期增强堆芯冷却的补偿装置，其特征在于，所述自限式电热带由带芯、防护层和屏蔽层组成；其中，带芯是由混有碳粒的塑料连续均匀地挤塑在两根导线之间构成，导线由2-20股绞合的镀覆锡层或镀覆镍层的铜线组成，带芯外面再包覆一层绝缘材料，绝缘材料为2-20层无碱玻璃纤维、改良性聚烯烃、阻燃聚烯烃、含氟聚烯烃或全氟材料；屏蔽层由镀锡软圆铜线构成；防护层材质为聚烯烃、阻燃聚烯烃、含氟聚烯烃或全氟材料。
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