CN103000234B - 核电站的被动式辅助冷凝装置 - Google Patents

核电站的被动式辅助冷凝装置 Download PDF

Info

Publication number
CN103000234B
CN103000234B CN201110388009.0A CN201110388009A CN103000234B CN 103000234 B CN103000234 B CN 103000234B CN 201110388009 A CN201110388009 A CN 201110388009A CN 103000234 B CN103000234 B CN 103000234B
Authority
CN
China
Prior art keywords
water
steam
steam generator
heat exchanger
passive type
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201110388009.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN103000234A (zh
Inventor
李相宗
朴相政
崔在暾
金贞镇
柳锡熙
宣晶元
金慈荣
尹卿珉
朴根兑
田圣恩
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Kepco Nuclear Fuel Co Ltd
Original Assignee
Kepco Nuclear Fuel Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Kepco Nuclear Fuel Co Ltd filed Critical Kepco Nuclear Fuel Co Ltd
Publication of CN103000234A publication Critical patent/CN103000234A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN103000234B publication Critical patent/CN103000234B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/16—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants comprising means for separating liquid and steam
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本发明涉及一种核电站的被动式辅助冷凝装置，其包括：蒸汽发生器，利用核反应堆运行时产生的热将供给的水加热并使其变成蒸汽；水冷式热交换器，与所述蒸汽发生器连接，其内部储藏有冷却水，以将所述蒸汽发生器供给的蒸汽冷却冷凝；汽水分离器，其一侧与所述水冷式热交换器连接，另一侧与所述蒸汽发生器连接，即使从所述水冷式热交换器混合流入水和蒸汽，也能使水和蒸汽分离，从而可以仅将水提供给所述蒸汽发生器。由此，即使事故时供电中断，也可以通过在被动式去除堆芯衰变热(或余热)的过程中，防止蒸汽混合到再流入蒸汽发生器的水中，从而防止发生振动或冲击波。

Description

核电站的被动式辅助冷凝装置
技术领域
本发明涉及一种核电站的被动式辅助冷凝装置，更具体涉及一种作为核电站发生事故时用于冷却堆芯的辅助给水系统的被动式辅助冷凝装置。
背景技术
在核电站，作为确保核反应堆安全性的重要系统，有辅助给水系统。
其中，众所周知的是，在专门的冷却水槽中通过连接蒸汽发生器出口的蒸汽排管进行冷却冷凝之后，向蒸汽发生器供水的被动式冷却系统PAFS(Passive Auxiliary Feedwater System：被动式辅助给水系统)。
另外，韩国公开专利公报第2002-0037105号(2002.05.18公开)公开了现有技术的应急堆芯冷却系统的冷却系统。
在核电站中，作为确保安全性的方法，有使核反应堆的二次系统冷却的方法。
但是，这样的现有的冷却系统由于是只能依靠供电来运行的主动式，因此具有事故时供电中断的情况下不能运行的问题。
如图1所示，为了解决上述问题而开发的被动式辅助给水系统(PAFS)10包括：与核反应堆容器20连接的蒸汽发生器30、以及内部设置有与蒸汽发生器30连接的热交换器40的冷却器50。
蒸汽从蒸汽发生器30的上部排出并流入热交换器40、蒸汽经由冷却器50被冷却冷凝，向蒸汽发生器30的下部再流入时，以水的状态再流入。
但是，经这样的现有的被动式辅助给水系统10的热交换器40，通过冷却器50回收到蒸汽发生器30的水，并非100％的水而是混合有蒸汽的状态，因此存在如下问题：在再流入蒸汽发生器30的路径上引起振动，在剩余的蒸汽被冷凝成水的过程中引起冲击波，从而破坏系统的问题。另外，还有再流入蒸汽发生器30的冷却水的水质下降的问题。
发明内容
要解决的技术问题
本发明的目的在于提供一种核电站的被动式辅助冷凝装置，即使事故时供电中断，也可以通过在被动式去除堆芯衰变热(或余热)的过程中，防止蒸汽混合到再流入蒸汽发生器的水中，从而防止发生振动或冲击波。
技术方案
上述目的通过一种核电站的被动式辅助冷凝装置来实现，所述核电站的被动式辅助冷凝装置的特征在于，包括：蒸汽发生器，利用核反应堆运行时产生的热将供给的水加热并使其变成蒸汽；水冷式热交换器，与所述蒸汽发生器连接，其内部储藏有冷却水，以将所述蒸汽发生器供给的蒸汽冷却冷凝；汽水分离器，其一侧与所述水冷式热交换器连接，另一侧与所述蒸汽发生器连接，即使从所述水冷式热交换器混合流入水和蒸汽，也能使水和蒸汽进行分离，从而可以仅将水提供给所述蒸汽发生器。
在此，优选为，所述汽水分离器包括：汽水流入管，位于下部一侧并与所述水冷式热交换器连接；排水管，位于下部面并与所述蒸汽发生器连接。
优选为，所述汽水分离器为垂直竖立的长圆筒状。
优选为，在所述蒸汽发生器和所述水冷式热交换器之间具有蒸汽管，以使所述蒸汽发生器和所述水冷式热交换器相互连接。
优选为，在所述蒸汽管与所述汽水分离器之间具有旁通管。
优选为，所述旁通管具有调节阀和止回阀。
有益效果
根据本发明，提供一种核电站的被动式辅助冷凝装置，即使事故时供电中断，也可以通过在被动式去除堆芯衰变热(或余热)的过程中，防止蒸汽混合到再流入蒸汽发生器的水中，来防止发生振动或冲击波。
另外，可以提高再流入蒸汽发生器的冷却水的水质。
附图说明
图1为现有技术的核电站的被动式辅助给水系统的结构图。
图2为本发明的核电站的被动式辅助冷凝装置的结构图。
图3为图2的汽水分离器的放大图。
图4为本发明的另一实施例的核电站的被动式辅助冷凝装置的结构图。
附图标记说明
110：蒸汽发生器120：水冷式热交换器
130：蒸汽管    140：汽水分离器
141：汽水流入管143：排水管
150：旁通管    160：调节阀
170：止回阀
具体实施方式
下面根据附图详细说明本发明。
如图2及图3所示，本发明的核电站的被动式辅助冷凝装置100其适用于作为确保核反应堆安全性的重要系统的被动式辅助给水系统(PAFS：Passive Auxiliary Feedwater System)中，其包括：蒸汽发生器110，与核反应堆容器105连接，利用核反应堆运行时产生的热将后述的汽水分离器140供给的水加热并使其变成蒸汽；水冷式热交换器120，与蒸汽发生器110连接，其内部储藏有冷却水1，以将蒸汽发生器110供给的蒸汽进行冷却冷凝；汽水分离器140，其一侧与水冷式热交换器120连接，另一侧与蒸汽发生器110连接，即使从水冷式热交换器120混合流入水3和蒸汽5，水3和蒸汽5也分离，从而可以仅将水3提供给蒸汽发生器110。
从而，在蒸汽发生器110中，通过与一次系统(核反应堆-高温管-蒸汽发生器-冷却泵-低温管-核反应堆)的热交换来产生蒸汽，所产生的蒸汽通过被动式辅助给水系统(PAFS)的水冷式热交换器120并被冷却，冷凝成水并流入汽水分离器140，即使事故时供电中断，核电站的被动式辅助冷凝装置100也可以在辅助给水系统中被动式运行，以冷却堆芯衰变热(或余热)，依靠汽水分离器140来防止蒸汽混合到再流入被动式辅助冷凝装置100的蒸汽发生器110的水中，从而可以防止发生振动或冲击波。而且，可以提高再流入蒸汽发生器110的冷却水的水质。
作为本发明的一实施例，如图3所示，汽水分离器140为垂直竖立的长圆筒状，以便即使从水冷式热交换器120混合流入水3和蒸汽5，也能使水3和蒸汽5分离，可以仅将水3提供给蒸汽发生器110。
如图2所示，水冷式热交换器120包括：冷却器121和热交换器123。所述冷却器121，其内部设置有与蒸汽发生器110连接的热交换器123且在内部储藏有冷却水1；所述热交换器123位于冷却器121的内部且浸于冷却水1中，用于冷却冷凝由蒸汽发生器110供给的蒸汽。
如图2及图3所示，汽水分离器140包括汽水流入管141和排水管143。所述汽水流入管141位于汽水分离器140的下部一侧，以使经由热交换器123的蒸汽被冷却冷凝后以水流入，且与水冷式热交换器120的热交换器123的出口侧连接；所述排水管143位于汽水分离器140的下部面且与蒸汽发生器110的下部连接，以便仅将水3提供给蒸汽发生器110。
从而，通过汽水流入管141，即使以蒸汽5和水3混合的状态从热交换器123流入汽水分离器140的内部，也由于蒸汽5密度相对低而依靠对流浮到汽水分离器140的上部，水3由于相对重而聚集到汽水分离器140的下部，从而可以仅将水3从位于下部面的排水管143排出。在此，在汽水分离器140的内部，浮到上部的蒸汽5在与水3的边界面处逐渐冷凝成水3，从而顺畅地向蒸汽发生器110供水。
更具体说来，优选为，汽水分离器140的直径为冷却器121的直径的约1/10以下。
如图2所示，本发明的核反应堆冷却系统100还包括蒸汽管130，所述蒸汽管130位于蒸汽发生器110与水冷式热交换器120的热交换器123之间，以使蒸汽发生器110与水冷式热交换器120的热交换器123互相连接。
作为本发明的另一实施例，如图4所示，核反应堆冷却系统100还可以包括旁通管150，所述旁通管150从蒸汽管130分支并连接到汽水分离器140。在此，优选为，旁通管150具备调节阀160及止回阀170，优选为，旁通管150连接到汽水分离器140的上部。
由此，聚集到汽水分离器140的蒸汽5通过旁通管150再流入蒸汽管130，可以使其返回到水冷式热交换器120。
根据上述结构，参考图2至图4说明本发明的核电站的被动式辅助冷凝装置100的工作过程。
首先，蒸汽发生器110产生的蒸汽由于密度相对低，所以依靠对流而浮到蒸汽发生器110的上部，通过蒸汽管130流入水冷式热交换器120的热交换器123。
接着，流入热交换器123的蒸汽，经由热交换器123，热被冷却器121内部储藏的冷却水1吸收而被冷却冷凝成水，因重力而下降。
接着，冷却冷凝后的水3通过汽水流入管141流入汽水分离器140内部。在此，流入汽水分离器140的水3的状态大部分为没有完全冷却冷凝的状态，所以以与普通蒸汽5混合在一起的状态流入汽水分离器140。
在汽水分离器140的内部，蒸汽5浮到上部，水3沉到下部，水3通过位于下部面的排水管143排出并再流入蒸汽发生器110。
根据本发明，依靠汽水分离器140来防止再流入被动式辅助冷凝装置100的蒸汽发生器110的水3中混合有蒸汽5，从而可以防止发生振动或冲击波，可以提高再流入蒸汽发生器110的冷却水的水质。

Claims (4)

1.一种核电站的被动式辅助冷凝装置，其特征在于，包括：
蒸汽发生器，利用核反应堆运行时产生的热将供给的水加热并使其变成蒸汽；
水冷式热交换器，与所述蒸汽发生器连接，其内部储藏有冷却水，以将所述蒸汽发生器供给的蒸汽冷却冷凝；
汽水分离器，其一侧与所述水冷式热交换器连接，另一侧与所述蒸汽发生器连接，即使从所述水冷式热交换器混合流入水和蒸汽，也使水和蒸汽进行分离，从而仅将水提供给所述蒸汽发生器；
蒸汽管，其设置在所述蒸汽发生器和所述水冷式热交换器之间，以使所述蒸汽发生器和所述水冷式热交换器相互连接；
旁通管，其设置在所述蒸汽管与所述汽水分离器之间。
2.如权利要求1所述的核电站的被动式辅助冷凝装置，其特征在于，所述汽水分离器包括：
汽水流入管，位于下部一侧并与所述水冷式热交换器连接；
排水管，位于下部面并与所述蒸汽发生器连接。
3.如权利要求1或2所述的核电站的被动式辅助冷凝装置，其特征在于，所述汽水分离器为垂直竖立的长圆筒状。
4.如权利要求1所述的核电站的被动式辅助冷凝装置，其特征在于，所述旁通管具有调节阀和止回阀。
CN201110388009.0A 2011-09-08 2011-11-29 核电站的被动式辅助冷凝装置 Active CN103000234B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020110091160A KR101250516B1 (ko) 2011-09-08 2011-09-08 원자력 발전소의 피동형 보조응축장치
KR10-2011-0091160 2011-09-08

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN103000234A CN103000234A (zh) 2013-03-27
CN103000234B true CN103000234B (zh) 2015-09-02

Family

ID=47748281

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201110388009.0A Active CN103000234B (zh) 2011-09-08 2011-11-29 核电站的被动式辅助冷凝装置

Country Status (6)

Country Link
US (1) US9761333B2 (zh)
JP (1) JP5603851B2 (zh)
KR (1) KR101250516B1 (zh)
CN (1) CN103000234B (zh)
FR (1) FR2980028B1 (zh)
WO (1) WO2013035920A1 (zh)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105427910B (zh) * 2015-12-28 2018-07-06 中国核动力研究设计院 一种基于山体深埋式核电站的集成冷却水源系统
US11081242B2 (en) * 2016-09-30 2021-08-03 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. Coolant tank, and passive containment cooling system comprising same
FR3062235B1 (fr) * 2017-01-26 2019-06-07 Societe Technique Pour L'energie Atomique Reacteur nucleaire integrant un echangeur de chaleur primaire de securite
FR3090083B1 (fr) * 2018-12-13 2020-12-04 Commissariat A L Energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Condenseur de secours pour générateur de vapeur
KR102314119B1 (ko) * 2020-05-13 2021-10-19 한국원자력연구원 이동형 증기 공동 냉각장치

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1252606A (zh) * 1998-08-25 2000-05-10 东芝株式会社 热贮存型负荷正常化发电系统及其使用该系统的发电方法
JP2006138744A (ja) * 2004-11-12 2006-06-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の冷却装置
CN101719386A (zh) * 2009-12-21 2010-06-02 肖宏才 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
KR20100134277A (ko) * 2009-06-15 2010-12-23 한국수력원자력 주식회사 경수로의 피동형 이차측 응축계통
CN201946323U (zh) * 2011-01-05 2011-08-24 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于核电站的应急给水系统

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2584228B1 (fr) * 1985-07-01 1987-12-24 Framatome Sa Dispositif de refroidissement de secours a surete intrinseque d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.
US5398267A (en) * 1993-10-12 1995-03-14 Reinsch; Arnold O. W. Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
TW353753B (en) * 1997-07-18 1999-03-01 Toshiba Corp Reactor internal equipment hoisting apparatus
KR100419194B1 (ko) * 2000-11-13 2004-02-19 한국전력공사 원자로보호용기와 압축탱크를 이용한 비상노심냉각 방법과장치
FR2827997B1 (fr) * 2001-07-24 2005-10-07 Framatome Anp Procede et dispositif d'alimentation d'au moins un generateur de vapeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression pendant les periodes d'arret du reacteur
US7608938B2 (en) * 2006-10-12 2009-10-27 General Electric Company Methods and apparatus for electric power grid frequency stabilization

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1252606A (zh) * 1998-08-25 2000-05-10 东芝株式会社 热贮存型负荷正常化发电系统及其使用该系统的发电方法
JP2006138744A (ja) * 2004-11-12 2006-06-01 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の冷却装置
KR20100134277A (ko) * 2009-06-15 2010-12-23 한국수력원자력 주식회사 경수로의 피동형 이차측 응축계통
KR101022164B1 (ko) * 2009-06-15 2011-03-17 한국수력원자력 주식회사 경수로의 피동형 이차측 응축계통
CN101719386A (zh) * 2009-12-21 2010-06-02 肖宏才 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN201946323U (zh) * 2011-01-05 2011-08-24 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于核电站的应急给水系统

Also Published As

Publication number Publication date
US9761333B2 (en) 2017-09-12
US20130064341A1 (en) 2013-03-14
CN103000234A (zh) 2013-03-27
FR2980028A1 (fr) 2013-03-15
JP2013057656A (ja) 2013-03-28
KR101250516B1 (ko) 2013-04-03
FR2980028B1 (fr) 2016-07-29
WO2013035920A1 (ko) 2013-03-14
KR20130027749A (ko) 2013-03-18
JP5603851B2 (ja) 2014-10-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103000234B (zh) 核电站的被动式辅助冷凝装置
CN103903659B (zh) 浮动核电站非能动余热排出系统
KR101447514B1 (ko) 해상 소형 원전용 안전 시스템
US20180350472A1 (en) Passive safe cooling system
CN106531244B (zh) 一种可用于浮动核电站的非能动安全壳冷却系统
CN104733060A (zh) 一种船用核动力装置的非能动余热排出系统
KR101463440B1 (ko) 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
US10115488B2 (en) Passive safety equipment for a nuclear power plant
EP2581913B1 (en) Core catcher having an integrated cooling path
CN207909507U (zh) 一种非能动余热排出系统
CN105047236A (zh) 反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统
CN104205239B (zh) 用于排除压水核反应堆的残余能量的系统
CN103247356A (zh) 原子能发电站的水喷射余热排除系统
KR101404647B1 (ko) 가압경수로의 피동형 원자로 및 격납용기 응축시스템
CN104205238A (zh) 用于排放压水核反应堆的残余能量的系统
KR101250474B1 (ko) 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템
CN109273112B (zh) 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出系统
CN205235471U (zh) 环氧树脂用油水分离器
CN206595042U (zh) 核电站蒸汽发生器冷却及循环装置
CN110085334B (zh) 热管式非能动余热排出系统
RU96283U1 (ru) Система пассивного отвода тепла через парогенератор
CN103456375A (zh) 带有非能动流量控制装置的二次侧余热排出系统
KR101502393B1 (ko) 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전
CN109256223A (zh) 一种余热排出系统和方法
CN203397712U (zh) 带有非能动流量控制装置的二次侧余热排出系统

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant