CN103903659A - 浮动核电站非能动余热排出系统 - Google Patents

浮动核电站非能动余热排出系统 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种适用于浮动核电站的非能动余热排出系统。该系统由反应堆压力容器1,非能动余热排出换热器8和非能动应急冷却水箱11组成。非能动余热排出换热器8设置在应急冷却水箱11内,换热器进出口与一回路主冷却剂管道相连。应急冷却水箱11设置在压力容器内部,水箱底部通过海水管道与大海相连。水箱内的水位与海平面保持一致,并且足够淹没非能动余热排出换热器8。事故工况下非能动余热排出系统投入运行,依靠水箱内水的蒸发将一回路热量最终带入大气环境。当水箱内水位降低时,海水自动通过海水管道进入水箱内保持水箱水位,实现对反应堆的长期冷却。

Description

浮动核电站非能动余热排出系统
技术领域
[0001] 本发明涉及的是一种核电站的安全系统,具体的说涉及一种适用于浮动核电站,事故工况下能够将海水引入应急冷却水箱,通过水箱内工质的不断蒸发将反应堆衰变热导出的非能动余热排出系统。
背景技术
[0002] 核反应堆停堆以后,仍然会有大量衰变热产生,这部分热量堆积可能导致反应堆压力容器内温度和压力过高而破坏压力边界的完整性。为了导出堆芯余热,核电站中设计了余热导出系统。
[0003] 浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站。浮动核电站的抗震能力更强,受到地震、火山喷发等自然灾害的影响更小,能够最大限度的避免放射性物质的流失。此外浮动核电站漂浮在大海上,可以利用海水淡化技术提供源源不断的淡水资源。但是浮动核电站建造在海上,自身无法提供稳定的电力供应,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。
[0004] 先进核电站的设计中采用非能动的余热排出系统导出堆芯余热,提高核电站的安全性。这些非能动安全系统都是根据陆上核电站进行设计,如AP1000的非能动余热排出系统具有明显的冷却效果,但是需要在安全壳内部设置较大的水箱,而且非能动余热排出系统的工作能力受水箱容量的限制。而浮动核电站设计紧凑,不可能在安全壳内设置较大的非能动余热排出水箱。浮动核电站漂浮在大海上,可以充分利用大海作为冷源。但是反应堆的位置一般在浮动平台的中心,无论将一回路冷却剂引出到海水侧,还是将海水引入到反应堆附近都需要较长的管道。这样会带来较大的流动阻力,不利于稳定自然循环的建立。
发明内容
[0005] 本发明的目的是提供一种在事故工况下导出堆芯余热,保证反应堆的安全,最大限度的减少放射性物质释放的浮动核电站非能动余热排出系统。
[0006] 本发明的目的是这样实现的:
[0007] 包括反应堆压力容器1、非能动余热排出换热器8和非能动应急冷却水箱11,所述的非能动余热排出换热器8位于应急冷却水箱11的底部且位置比反应堆堆芯高;
[0008] 所述的反应堆压力容器I上至少有一组主冷却剂管道与蒸汽发生器2相连,所述的非能动余热排出换热器8的进口管道与一回路主冷却系统管道热管段5相连、出口与相邻环路上一回路主冷却系统管道冷管段6相连;
[0009] 所述的非能动余热排出换热器8的进口管道上设有常开的隔离阀7,所述的非能动余热排出换热器8的出口管道上设有两个并联的常闭隔离阀9和一个止回阀10 ;
[0010] 所述的应急冷却水箱11为开口容器、设置在安全壳内部,应急冷却水箱11部位置比海平面高、内部水位与海平面相当并且足够淹没非能动余热排出换热器8 ;
[0011] 所述的应急冷却水箱11底部通过海水管道13与大海相连,且海水管道上安装有常闭的海水隔离阀14。
[0012] 本发明还可以包括:
[0013] 所述的非能动余热排出换热器8出口管道与一回路主冷却系统冷管段6的连接位置为一回路主泵4出口与反应堆压力容器I之间的冷管段上。
[0014] 所述的非能动应急冷却水箱11内的工质为去离子水,冷却工况下海水隔离阀14打开,海水通过海水管道13进入水箱。
[0015] 本发明能够产生以下有益效果:①本系统运行时,以自然循环的方式进行换热,结构简单而且从不失效;②不需要外部电源供电,非能动余热排出系统回路自然循环驱动力依靠一回路冷却剂受热后温差产生的密度差提供,海水回路的自然循环驱动力由海水和应急冷却水箱之间的水位差提供;③非能动余热排出换热器布置在安全壳内部,减小了一回路冷却剂的流动阻力,可以有效提高系统的自然循环能力依靠水箱内水位与海平面之间的位差,通过海水管道将海水引入应急冷却水箱,水箱内被蒸发的水得到源源不断的补充,可以减小水箱的体积通过水箱内水的蒸发带走堆芯余热,海水只需要补充水箱内水位的降低,需要的海水流量小,可以降低海水侧流动的阻力,提高自然循环的能力。而且海水不需要流出水箱,可以简化海水管道的设置。
附图说明
[0016] 图1浮动核电站非能动余热排出系统的示意图。
具体实施方式
[0017] 以下结合附图对本发明做进一步的说明。
[0018] 如图1所示的浮动核电站非能动余热排出系统,包括反应堆压力容器1,非能动余热排出换热器8和非能动应急冷却水箱11 ;非能动余热排出换热器8位于应急冷却水箱11的底部,位置比反应堆堆芯高,保证一回路主冷却系统具有足够的自然循环驱动压头。反应堆压力容器I上至少有一组主冷却剂管道与蒸汽发生器2相连。非能动余热排出换热器8的进口管道与一回路主冷却系统管道热管段5相连,出口与相邻环路上一回路主冷却系统管道冷管段6相连。非能动余热排出换热器8出口与一回路主冷却系统冷管段6的连接位置为一回路主泵4出口与反应堆压力容器I之间的冷管段上,防止主泵的叶片成为冷却剂自然循环的阻力。非能动余热排出换热器8的进口管道上设有常开的隔离阀7,出口管道上设有两个并联的常闭隔离阀9,隔离阀下游设一个止回阀10,事故状态下应该有至少一个常闭隔离阀能够迅速打开。一回路主冷却系统管道热管段5上设置稳压器3。
[0019] 应急冷却水箱11为开口容器,设置在安全壳内部。水箱顶部位置比海平面高,防止海水隔离阀打开后,大量海水进入水箱导致水箱内的水溢出。水箱内的水位与海平面相当,并且足够淹没非能动余热排出换热器8。应急冷却水箱11底部通过海水管道13与大海相连。海水管道上安装有常闭的隔离阀14,隔离阀应能在事故条件下自动打开。非能动应急冷却水箱11内的工质为去离子水,冷却工况下海水隔离阀14打开,海水通过海水管道13进入水箱,导致水箱内含盐量上升。
[0020] 反应堆正常运行时,非能动余热排出系统处于备用状态。连接非能动余热排出换热器8与一回路主冷却系统热管段5的隔离阀7处于打开状态,非能动余热排出换热器内的压力与一回路主冷却剂压力相同。非能动余热排出换热器出口管道上的两个并联常闭隔离阀9处于关闭状态。非能动余热排出系统内的冷却剂没有流动,冷却剂的温度与水箱内水的温度相同。海水管道上的海水隔离阀14处于关闭状态,将水箱内的去离子水与海水隔离,防止海水的长期腐蚀对传热管的影响。
[0021] 在事故工况下,非能动余热排出换热器出口管道上的常闭隔离阀9迅速打开。非能动余热排出系统内的冷却剂在重力作用下进入一回路主冷却系统冷管段,经过压力容器下降段后进入反应堆堆芯吸热。一回路主冷却系统热管段5内的高温冷却剂流入非能动余热排出换热器,被应急冷却水箱内的水冷却后,温度降低密度增大,在自然循环驱动力的作用下由非能动余热排出换热器出口管道流入反应堆压力容器I。一回路主冷却系统在冷热源密度差的作用下形成稳定的自然循环,将堆芯热量不断的带到应急冷却水箱。
[0022] 应急冷却水箱11内的冷水被加热后逐渐达到饱和温度,依靠水箱内水的蒸发将一回路热量最终带入大气环境。随着水箱内水的不断蒸发,水位下降,导致水箱内水位与海水水位之间形成高度差,海水依靠重力作用自动流入水箱内。因为海水水位保持不变,水箱内的水沸腾越剧烈,产生的水位差越大,海水的流量越大。应急冷却水箱内的水始终能够淹没非能动余热排出换热器,不断的将一回路热量带出,保证对一回路冷却剂的长期冷却。

Claims (3)

1.一种浮动核电站非能动余热排出系统,包括反应堆压力容器(I)、非能动余热排出换热器(8)和非能动应急冷却水箱(11),其特征是:所述的非能动余热排出换热器(8)位于应急冷却水箱(11)的底部且位置比反应堆堆芯高; 所述的反应堆压力容器(I)上至少有一组主冷却剂管道与蒸汽发生器(2)相连,所述的非能动余热排出换热器(8)的进口管道与一回路主冷却系统管道热管段(5)相连、出口与相邻环路上一回路主冷却系统管道冷管段(6)相连; 所述的非能动余热排出换热器(8)的进口管道上设有常开的隔离阀(7),所述的非能动余热排出换热器(8)的出口管道上设有两个并联的常闭隔离阀(9)和一个止回阀(10); 所述的应急冷却水箱(11)为开口容器 、设置在安全壳内部,应急冷却水箱(11)部位置比海平面高、内部水位与海平面相当并且足够淹没非能动余热排出换热器(8); 所述的应急冷却水箱(11)底部通过海水管道(13)与大海相连,且海水管道上安装有常闭的海水隔离阀(14)。
2.根据权利要求1所述的浮动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(8)出口管道与一回路主冷却系统冷管段(6)的连接位置为一回路主泵(4 )出口与反应堆压力容器(I)之间的冷管段上。
3.根据权利要求1或2所述的浮动核电站非能动余热排出系统,其特征是:所述的非能动应急冷却水箱(11)内的工质为去离子水,冷却工况下海水隔离阀(14)打开,海水通过海水管道(13)进入水箱。
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