CN103295657A - 核反应堆余热排出系统 - Google Patents

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司胜义
林千
廖亮
申屠军
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Abstract

本发明的目的在于提供一种核反应堆余热排出系统，以增强核反应堆的余热排出的可靠性。其中核反应堆余热排出系统包括反应堆主冷却剂、余热换热器、非能动给水箱以及喷洒器，工质从非能动给水箱中流至余热换热器的入口，吸收由余热换热器传递的反应堆冷却剂的热量，从余热换热器的出口流至喷洒器，再从喷洒器喷洒在非能动给水箱中；非能动给水箱的位高比余热换热器的位置要高。

Description

核反应堆余热排出系统
技术领域
本发明涉及核反应堆的安全保护系统，尤其涉及核反应堆余热排出系统。
背景技术
余热排出系统是反应堆安全保护的一个重要措施。在发生事故时，由于停堆后反应堆持续产生衰变热，需要将衰变热排出，以免反应堆热量积累，堆芯和压力边界由于温度和压力过高而发生损伤。
中国实用新型专利201020227239.X(文献1)公开一种保证核电站安全的安全系统，涉及用于保证核电站安全的安全系统，通过在安全壳上部设置的喷淋子系统，在发生安全事故后，对安全壳内的设备和空间进行喷淋冷却，能够带走安全壳内的热量，降低安全壳内的压力，起到预防安全壳超压的作用。进一步，可以通过地坑吸热水箱吸收热量，保证安全壳不超压。而且在发生事故时可以通过子系统内压力容器内注入冷却水，从而导出反应堆堆芯内的热量。该系统通过向反应堆压力容器的高压、中压、低压注水带走反应堆堆芯的热量，并将热量喷放到安全壳内，再通过安全壳的喷淋来降低安全壳内的温度和压力，并没有有效将热量带走，还需要设置一套系统，将喷淋水的热量带至安全壳外的最终热阱，系统复杂，中间过程多，系统失效概率必然增大。
中国发明专利申请201110037783.7公开一种核电站非能动专设安全系统该系统包括二次侧非能动余热排出热交换器、蒸汽冷凝水箱、非能动堆腔注水系统、非能动高压堆芯补水箱和相关的阀门与管道。在核电站发生设计基准事故和超设计基准事故时，通过有步骤的投入一系列的非能动与能动的安全设施，及时和迅速对反应堆一回路和堆芯进行有效冷却，使核电站顺利进入安全的冷停堆状态。该系统从核电站系统的蒸汽发生器二次侧带走衰变热，带走的热量通过二次侧非能动余热排出热交换器传递给安全壳内的蒸汽冷凝水箱内，安全壳的降温降压功能由安全壳内的喷淋来实现，也就是说，与文献1的不足之初有类似之初，即只是将反应堆堆芯的热量带至安全壳内，反应堆设计要求热量必须传递至最终热阱，因此需要另外的一套设备才能将热量带至安全壳外最终热阱，系统复杂，中间过程多，系统失效概率必然增大；另外，由于二次侧非能动余热排出热交换器并没有储水箱装置，因此其系统内的水装量较少，仅依靠蒸汽发生器的初始水装量，难以保证系统的可靠运行；
发明内容
本发明的目的在于提供一种核反应堆余热排出系统，以增强核反应堆的余热排出的可靠性。
为实现所述目的的核反应堆余热排出系统，其特点是，包括反应堆主冷却剂、余热换热器、非能动给水箱以及喷洒器，工质从非能动给水箱中流至余热换热器的入口，吸收由余热换热器传递的反应堆冷却剂的热量，从余热换热器的出口流至喷洒器，再从喷洒器喷洒在非能动给水箱中；非能动给水箱的位高比余热换热器的位置要高。
所述的核反应堆余热排出系统，其进一步的特点是，非能动给水箱是一个开放式容器，其上部与大气连通。
所述的核反应堆余热排出系统，其进一步的特点是，所述工质为水。
所述的核反应堆余热排出系统，其进一步的特点是，所述余热换热器为反应堆的蒸汽发生器。
所述的核反应堆余热排出系统，其进一步的特点是，蒸汽发生器的出口至喷洒器的部分管路为反应堆的主蒸汽管道。
所述的核反应堆余热排出系统，其进一步的特点是，非能动给水箱至蒸汽发生器的入口的部分管路为反应堆的主给水管道。
所述的核反应堆余热排出系统，其进一步的特点是，喷洒器浸没于非能动给水箱内。
本发明的余热排出系统，可以在反应堆的一些特殊工况下，比如发生事故后，在一定时期内高效地将反应堆主冷却剂的热量带至最终热阱，由于直接将热量带至最终热阱，该系统具有系统简单、可靠性高、中间过程少等优点。
附图说明
图1是本发明实施例1的核反应堆余热排出系统的系统框图。
图2是本发明实施例2的核反应堆余热排出系统的系统框图。
具体实施方式
实施例1
图1所示，核反应堆的余热排出系统包括反应堆主冷却剂1、余热换热器2、非能动给水箱4、喷洒器5组成。反应堆主冷却剂1与反应堆堆芯组成回路，以带走堆芯热量，反应堆主冷却剂1与余热换热器2接触，以进行热交换。余热换热器2、非能动给水箱4、喷洒器5通过管道构成换热工质流动回路，非能动给水箱4及与之联通的余热排出系统内的工质为水，也可以替换为其他可行的工质。
余热换热器2通过管道连接喷洒器5，喷洒器5浸没于非能动给水箱4内。
余热排出系统管道3上设置阀门，阀门可以采取不同种类的阀门(如止回阀、电动阀、爆破阀等)和不同布置方式(如串联、并联、并联加串联等)的组合，以实现各种功能性控制。
如图2所示，余热换热器2可以是反应堆的蒸汽发生器，也可以是独立设置的余热排出换热器。
非能动给水箱4是一个开放式容器，其上部与大气连通，非能动水箱4中的水被加热后蒸发，将热量排放到大气中。
非能动给水箱4的底部通过管路和阀门直接与余热换热器2的入口相连，形成循环，这样的系统在一定时期内能高效地带走反应堆主冷却剂的余热。
非能动给水箱4的位高比余热换热器2高，以实现重力驱动。
工质吸收余热换热器2传递的反应堆冷却剂1的热量，从余热换热器2的出口流至喷洒器5，再从喷洒器5喷洒在非能动给水箱4中，以加热非能动给水箱4中的工质，在借助于重力从非能动给水箱4中流至余热换热器2的入口，如此循环换热，直接将反应堆堆芯内的热量带至大气中。
实施例2
如图2所示，在实施例2中，以反应堆的蒸汽发生器24作为余热换热器，余热换热器24的进出口分别连接到反应堆的主给水管道9及主蒸汽管道28上，利用主蒸汽管道28和主给水管道29靠近蒸汽发生器的部分作为余热排出系统的一部分。
在反应堆发生事故后，可通过余热排出系统排出堆芯的余热，具体过程如下：
反应堆发生事故停堆，主蒸汽管道28与汽机之间的隔离阀关闭，隔离主蒸汽管道，以使主蒸汽管道28仅起到余热排出系统的一部分的作用。同样主给水隔离阀关闭，隔离主给水管道29，以使主给水管道29仅起到余热排出系统的一部分的作用。
反应堆主冷却剂22流经堆芯21，通过管路23带走堆芯热量，并进入蒸汽发生器24内，通过蒸汽发生器24的传热管将热量传递给二次侧，二次侧将主给水管道29中的工质(例如为水，也可以是其他适用的工质)产生蒸汽，并由余热排出系统的管道(包括部分主蒸汽管道28)由喷洒器27喷洒至非能动给水箱26内。
非能动给水箱26内的工质由于重力驱动经过管道进入蒸汽发生器24，再次带走蒸汽发生器一次侧主冷却剂的热量，流出蒸汽发生器24，经过喷洒器27进入非能动给水箱26。
随着热量的持续传递，非能动给水箱26内的温度慢慢升高，压力保持大气压力，非能动给水箱26内的水源开始蒸发并逐渐减少，直至其重力不足以驱动余热排出系统形成循环，到此，余热排出系统完成在一段时期内的反应堆余热高效排出。
图1和图2所示的实施例并非对本发明的限制，上述各部件之间的连接方式不限此一种，凡能达到类似效果的连接方式均属于本发明的范围之内。

Claims (7)

1.核反应堆余热排出系统，其特征在于，包括反应堆主冷却剂、余热换热器、非能动给水箱以及喷洒器，工质从非能动给水箱中流至余热换热器的入口，吸收由余热换热器传递的反应堆冷却剂的热量，从余热换热器的出口流至喷洒器，再从喷洒器喷洒在非能动给水箱中；非能动给水箱的位高比余热换热器的位置要高。
2.如权利要求1所述的核反应堆余热排出系统，其特征在于，非能动给水箱是一个开放式容器，其上部与大气连通。
3.如权利要求1所述的核反应堆余热排出系统，其特征在于，所述工质为水。
4.如权利要求1所述的核反应堆余热排出系统，其特征在于，所述余热换热器为反应堆的蒸汽发生器。
5.如权利要求4所述的核反应堆余热排出系统，其特征在于，蒸汽发生器的出口至喷洒器的部分管路为反应堆的主蒸汽管道。
6.如权利要求4所述的核反应堆余热排出系统，其特征在于，非能动给水箱至蒸汽发生器的入口的部分管路为反应堆的主给水管道。
7.如权利要求1所述的核反应堆余热排出系统，其特征在于，喷洒器浸没于非能动给水箱内。
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