CN103617815A - 压水堆核电站非能动余热排出系统 - Google Patents

Abstract

本发明提供的是一种压水堆核电站非能动余热排出系统。包括非能动余热导出系统和非能动应急水箱冷却系统；所述的非能动余热导出系统包括蒸汽管、非能动余热排出换热器和凝水管，所述非能动余热排出换热器位于非能动余热导出系统的应急冷却水箱的下部位置；所述的非能动应急水箱冷却系统包括应急冷却水箱、冷却盘管、上升管、空气冷却换热器以及下降管，所述冷却盘管位于应急冷却水箱的上部位置。在事故工况下或正常停堆需要进行余热排出时，通过对二次侧蒸汽的冷凝将堆芯衰变热量导出，保证了反应堆的安全，降低放射性物质向环境释放的概率。使用应急冷却水箱作为中间缓冲设备，同时满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却的要求。

Description

压水堆核电站非能动余热排出系统

技术领域

本发明涉及的是一种核电站的安全系统，具体的说是一种压水堆核电站非能动余热排出系统。

背景技术

核反应堆停堆以后，仍然会有大量衰变热产生，这一部分衰变热在很长一段时间内需要使用专设的余热排出系统将其排放到最终热阱中，避免由于热量堆积，压力容器内温度和压力过高而破坏压力边界的完整性。现代核电站使用了大量的能动设备来实现余热排出的功能，然而这些设备的可靠运行需要外加稳定的动力源，一旦系统发生故障或出现全厂断电的严重事故时，能动的设备将无法正常运行。

随着核电发展水平的提高，先进核电站的设计中都采用了非能动技术来提高系统的安全性。非能动安全系统完全依靠系统的固有特性和自然规律来保障反应堆的安全，结构简单而且从不失效，使反应堆发生事故以后不必过分依赖运行人员的判断和外部能源的供给就能完成相应的安全功能。现有非能动余热排出系统大多通过对一回路冷却剂的直接冷却实现余热排出的功能，如AP1000，这种余热排出方式具有明显的换热效果，但是对换热器设计的要求较高，增加了一回路放射性冷却剂泄漏的概率。而且压水堆核电站反应堆停堆初期衰变功率比较大，需要及时将大量热量导出堆芯，停堆后期衰变热较少，但是需要保持对反应堆的长期冷却。因此在核电站非能动余热排出系统的设计中应该考虑应急冷却和长期冷却两个方面的要求。

发明内容

本发明的目的在于提供一种能降低放射性物质向环境释放的概率的压水堆核电站非能动余热排出系统。

本发明的目的是这样实现的：

包括非能动余热导出系统和非能动应急水箱冷却系统；所述的非能动余热导出系统包括蒸汽管13、非能动余热排出换热器15和凝水管17，所述非能动余热排出换热器15位于非能动余热导出系统的应急冷却水箱12的下部位置，蒸汽管13连接于主蒸汽管道底部与非能动余热排出换热器15的进口之间，凝水管17连接于非能动余热排出换热器15的出口与蒸汽发生器排污孔20之间；所述的非能动应急水箱冷却系统包括应急冷却水箱12、冷却盘管11、上升管5、空气冷却换热器8以及下降管9，所述冷却盘管11位于应急冷却水箱12的上部位置，冷却盘管11的进口通过下降管9与空气冷却换热器8出口相连，冷却盘管11的出口通过上升管5与空气冷却换热器8进口相连。

本发明还可以包括：

1、所述的非能动余热排出换热器15为一组C型冷却管，进口为蒸汽腔室14、出口为凝水腔室16，所述凝水腔室16的海拔略低于蒸汽发生器1的水位。

2、所述非能动余热导出系统的蒸汽管13自主蒸汽管道2底部沿一定的倾斜角度向下连接到C型冷却管的蒸汽腔室14。

3、所述的凝水管17上设有两个并联的常闭隔离阀，第一隔离阀16为能动隔离阀，第二隔离阀17为非能动隔离阀，两个并联的常闭隔离阀下游设一个止回阀22。

4、所述的应急冷却水箱12为开口容器，设置在安全壳内部，顶部位置比蒸汽发生器1略高，水箱内的水足够淹没冷却盘管11，水箱顶部设有排气孔4。

5、所述的空气冷却热交换器8位于空气冷却塔7中，空气冷却热交换器8的海拔高于冷却盘管11的海拔。

6、所述的空气冷却塔7位于安全壳外部，空气冷却塔7下部为冷空气进口，上部为热空气出口。

7、所述的上升管5上设有膨胀箱6，所述膨胀箱6的位置位于非能动应急水箱冷却系统回路的最高点。

8、所述的下降管9上设有常闭第三隔离阀10，所述第三隔离阀10能在事故条件下自动打开。

9、所述的主蒸汽管道2上设有常开的电动隔离阀3，蒸汽发生器1给水管道上设有常开的电动隔离阀21，所述常开的电动隔离阀3和常开的电动隔离阀21能在事故条件下自动关闭。

非能动应急水箱冷却系统内流动的工质为水或其它载热工质。

本发明提供了一种通过蒸汽发生器二次侧将堆芯衰变热导出的压水堆核电站非能动余热排出系统，利用应急冷却水箱作为中间缓冲设备，同时满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却的要求。本发明的有益效果是：

（1）通过对蒸汽发生器二次侧蒸汽的冷凝将堆芯衰变热量导出，保证了反应堆的安全；

（2）使用应急冷却水箱作为中间缓冲设备，同时满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却的要求；

（3）使用空气冷却环路对应急冷却水箱进行冷却，将热量最终排入大气环境中，降低了水箱的温度，提高换热效率，同时可以减小水箱的体积；

（4）非能动余热排出系统连接在蒸汽发生器二次侧，保证了一回路主冷却系统边界的完整性，有效控制事故条件下放射性物质的扩散。

附图说明

附图是本发明的结构示意图。

具体实施方式

以下结合附图对本发明做进一步的说明。

附图所示的压水堆核电站非能动余热排出系统，包括非能动余热导出系统和非能动应急水箱冷却系统，非能动余热导出系统由蒸汽管13，非能动排出换热器15和凝水管17组成，非能动余热排出换热器15位于应急冷却水箱12的下部位置；非能动余热排出换热器15为一组C型冷却管，C型冷却管的进口为蒸汽腔室14，蒸汽腔室14与蒸汽管13相连，C型冷却管的出口为凝水腔室16，凝水腔室16的海拔略低于蒸汽发生器1的水位，通过凝水管17与蒸汽发生器排污孔20相连；蒸汽管13与主蒸汽管道2底部相连，并沿一定的倾斜角度向下连接到蒸汽腔室14，防止蒸汽在管内凝结而阻塞蒸汽管；凝水管17上设有两个并联的常闭隔离阀，隔离阀16为能动隔离阀，用于正常余热排出时手动打开，隔离阀17为非能动隔离阀，用于事故条件下自动打开，隔离阀下游设有一个止回阀22；应急冷却水箱12为开口容器，设置在安全壳内部，位置比蒸汽发生器1略高，水箱内的水足够将冷却盘管11淹没，在水箱顶部设有排气孔4，可用于排出水箱内的空气或水蒸气；主蒸汽管道2上设有常开的电动隔离阀3，蒸汽发生器1给水管道上设有常开的电动隔离阀21，隔离阀3和隔离阀21应能在事故条件下自动关闭。

非能动应急水箱冷却系统由冷却盘管11，上升管5，空气冷却换热器8以及下降管9组成；冷却盘管11位于应急冷却水箱12的上部位置，冷却盘管11的进口通过下降管9与空气冷却换热器8出口相连，冷却盘管11的出口通过上升管5与空气冷却换热器8进口相连，形成应急水箱冷却回路将水箱内的热量排入大气环境中；空气冷却塔7位于安全壳外部，下部为冷空气进口，上部为热空气出口；上升管5上设有膨胀箱6，位于非能动应急水箱冷却系统回路的最高点，用于平衡回路内温度变化引起的体积变化，并提供一个稳定的运行压力；在下降管9上设有常闭隔离阀10，事故状态下可以自动打开；非能动应急水箱冷却系统内流动的工质为水或其它载热工质。

正常运行时，连接余热排出系统出口的两个凝水隔离阀门18、19都处于关闭状态，非能动余热排出回路内充满水，蒸汽管道13内具有一定水位，使得蒸汽只能通过主蒸汽管3向二回路系统流动；应急水箱冷却回路中隔离阀10处于关闭状态，回路内没有流量；空气冷却塔7内的空气流量几乎为零。

在事故工况下或正常停堆需要进行余热排出时，常开主给水阀门21和主蒸汽阀门3自动关闭，连接C型冷却管的常闭非能动阀门18或常闭能动阀门19以及应急水箱冷却回路下降段上的常闭阀门10自动打开。余热排出系统内的冷水在重力作用下通过蒸汽发生器排污孔20流入蒸汽发生器二次侧，蒸汽通过蒸汽管13进入非能动余热排出换热器15内冷凝。由于凝水腔室的海拔比蒸汽发生器水位低，所以稳定运行时在C型冷却管内会形成一个稳定的水位。随着冷凝水的增多，当C型冷却管内冷凝水的水位高于蒸汽发生器水位时，冷凝水在水位高度差的作用下经凝水管流入蒸汽发生器二次侧，蒸汽发生器内的蒸汽在C型冷却管内蒸汽冷凝产生的负压作用下进入非能动余热排出换热器15，如此形成汽水回路的循环。由于蒸汽发生器1的冷却作用，蒸汽发生器一次侧出口冷却剂温度降低，一回路冷却剂在自然循环密度差的作用下流动，将反应堆余热导出。

应急冷却水箱12底部的冷水吸收蒸汽冷凝释放出的热量后温度升高，密度减小，产生驱动力向水箱上部流动。这部分热水被冷却盘管11冷却后温度降低，密度增大，重新流回水箱底部，在水箱内部形成自然循环将热量不断传递到应急水箱冷却回路中。随着水箱内温度的升高，水体积膨胀，水位上升，水箱顶部的空气通过排气孔4排出水箱。在反应堆停堆初期，大量蒸汽冷凝可能导致水箱内的水发生过冷沸腾产生少量蒸汽，这部分蒸汽同样通过水箱上部的排气孔4排出。

在自然循环驱动压头的作用下，水箱冷却回路内的冷却剂循环流动，将水箱12内的热量传递到空气冷却热交换器8。空气沿冷却塔7底部入口进入，在空气冷却换热器管外被加热，密度变小而浮升，热空气由冷却塔7上部出口流出。最终将热量导入大气环境中。

反应堆停堆初期衰变热功率较大，而水箱内水的温度较低，可以将蒸汽发生器产生的大量饱和蒸汽冷凝为饱和水；反应堆停堆后期蒸汽产量减小，水箱内水温度的升高使得水箱冷却回路内冷却工质的流量增大，自然循环能力增强，可以保证对水箱的长期冷却。

Claims (10)

1.一种压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：包括非能动余热导出系统和非能动应急水箱冷却系统；所述的非能动余热导出系统包括蒸汽管（13）、非能动余热排出换热器（15）和凝水管（17），所述非能动余热排出换热器（15）位于非能动余热导出系统的应急冷却水箱（12）的下部位置，蒸汽管（13）连接于主蒸汽管道底部与非能动余热排出换热器（15）的进口之间，凝水管（17）连接于非能动余热排出换热器（15）的出口与蒸汽发生器排污孔（20）之间；所述的非能动应急水箱冷却系统包括应急冷却水箱（12）、冷却盘管（11）、上升管（5）、空气冷却换热器（8）以及下降管（9），所述冷却盘管（11）位于应急冷却水箱（12）的上部位置，冷却盘管（11）的进口通过下降管（9）与空气冷却换热器（8）出口相连，冷却盘管（11）的出口通过上升管（5）与空气冷却换热器（8）进口相连。

2.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的非能动余热排出换热器（15）为一组C型冷却管，进口为蒸汽腔室（14）、出口为凝水腔室（16），所述凝水腔室（16）的海拔略低于蒸汽发生器（1）的水位。

3.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述非能动余热导出系统的蒸汽管（13）自主蒸汽管道（2）底部沿一定的倾斜角度向下连接到C型冷却管的蒸汽腔室（14）。

4.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的凝水管（17）上设有两个并联的常闭隔离阀，第一隔离阀（16）为能动隔离阀，第二隔离阀（17）为非能动隔离阀，两个并联的常闭隔离阀下游设一个止回阀（22）。

5.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的应急冷却水箱（12）为开口容器，设置在安全壳内部，顶部位置比蒸汽发生器（1）略高，水箱内的水足够淹没冷却盘管（11），水箱顶部设有排气孔（4）。

6.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的空气冷却热交换器（8）位于空气冷却塔（7）中，空气冷却热交换器（8）的海拔高于冷却盘管（11）的海拔。

7.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的空气冷却塔（7）位于安全壳外部，空气冷却塔（7）下部为冷空气进口，上部为热空气出口。

8.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的上升管（5）上设有膨胀箱（6），所述膨胀箱（6）的位置位于非能动应急水箱冷却系统回路的最高点。

9.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的下降管（9）上设有常闭第三隔离阀（10），所述第三隔离阀（10）能在事故条件下自动打开。

10.根据权利要求1所述的压水堆核电站非能动余热排出系统，其特征是：所述的主蒸汽管道（2）上设有常开的电动隔离阀（3），蒸汽发生器（1）给水管道上设有常开的电动隔离阀（21），所述常开的电动隔离阀（3）和常开的电动隔离阀（21）能在事故条件下自动关闭。

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