CN104464845A - 核电站安全壳热量导出系统 - Google Patents

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魏淑虹
郑华
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    • 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
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • 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
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    • 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

本发明公开了一种核电站安全壳热量导出系统，其包括水源、通过进水管道与水源连接的热量导出泵以及连接在热量导出泵下游的冷却水出水管道，所述水源为安全壳系统自有水源；还包括连接在热量导出泵与冷却水出水管道之间的非能动热量排出系统；所述非能动热量排出系统用于对热量导出泵输送的热水进行冷却，并利用导出的热量发电，为安全壳热量导出系统中的能动设备提供动力。与现有技术相比，本发明核电站安全壳热量导出系统以安全壳系统自有水源为水源，利用非能动热量排出系统将安全壳热量导出并转化为系统中能动设备的动力，因此解决了现有热量导出系统对外部冷源和电源的依赖性问题。

Description

核电站安全壳热量导出系统
技术领域
本发明涉及核电站的安全设备，更具体地说，涉及一种应用在核电站超设计基准事故下的核电站安全壳热量导出系统。
背景技术
随着核电技术的广泛使用，核电站的安全也得到越来越广泛地关注。
现有核电站中，核反应堆结构是：在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器；压力容器与蒸汽发生器连接，通过一回路、二回路系统进行常规冷却。在核反应堆发生超设计基准事故时，二回路系统可能会停止运行，导致反应堆堆芯所产生的大量热能无法导出，反应堆芯将逐渐熔化并掉入压力容器底部；此时如果熔融物碎片得不到冷却，高温熔融物将会熔穿压力容器，并通过破口进入堆腔，进而烧蚀地基混凝土，并释放出大量的不凝结气体(H2、CO2、CO等)。这会给安全壳带来两种后果：1)安全壳因不凝气体持续聚集导致超压失效，放射性物质进入大气，破坏环境；2)熔融物将安全壳底板熔穿，放射性物质进入地基，污染土壤和水质。由于安全壳是放射性外泄的最后一道包容屏障，因此，事故后安全壳热量的导出以及放射性包容功能显得尤为重要，必须采取相关措施来防止安全壳失效。
目前，常用核电站超设计基准事故缓解方法都是通过能动方式对安全壳内进行喷淋或对反应堆堆腔进行注水，以降低安全壳和压力容器的温度和压力。但是，现有方法都对冷源和电源等支持系统的依赖性很高，一旦核电站发生全厂断电或最终热阱丧失等超设计基准事故，就会因为不能及时引入外部冷源和电源而无法对安全壳进行冷却，导致最为严重的核泄漏事故。虽然有些核电站本着多样性设计理念，也设置了应急柴油机作为电源，但着并不能完全满足冷却系统的用电需求，而且也无法保证冷源，所以仍旧无法确保安全壳的安全。
有鉴于此，确有必要提供一种能够克服上述问题的核电站安全壳热量导出系统。
发明内容
本发明的目的在于提供一种不依赖外部电源和冷源支持的核电站安全壳热量导出系统，以在超设计基准事故下顺利导出堆芯和安全壳的热量，避免出现核泄漏事故。
为了实现上述目的，本发明提供了一种核电站安全壳热量导出系统，其包括水源、通过进水管道与水源连接的热量导出泵以及连接在热量导出泵下游的冷却水出水管道，所述水源为安全壳系统自有水源；还包括连接在热量导出泵与冷却水出水管道之间的非能动热量排出系统；所述非能动热量排出系统用于对热量导出泵输送的热水进行冷却，并利用导出的热量发电，为安全壳热量导出系统中的能动设备提供动力。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述非能动热量排出系统是一个基于布雷顿热力循环的全封闭循环回路。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述非能动热量排出系统包括换热器、透平、强制空气冷却器、空压机和发电机；换热器连接在热量导出泵和冷却水出水管道之间，透平和空压机同轴连接至发电机；非能动热量排出系统的循环回路中以超临界介质作为流体工质，经加热后膨胀做功，进而转化为电能，驱动系统中的能动设备持续运转。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述注水与喷淋系统工作时，从热量导出泵中流出的水经非能动热量排出系统的换热器进行热量交换后，热量传递至超临界介质；超临界介质驱动透平和与透平同轴的空压机旋转并带动发电机，发电机产生的电能提供至热量导出泵和强制空气冷却器，强制空气冷却器对发电后的临界介质进行进一步冷却。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述超临界介质为CO2。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述核电站安全壳热量导出系统内部还设有为系统中各设备提供初始动力的蓄电池。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述水源为设置在安全壳下部的换料水箱或是位于安全壳外的安全壳地坑。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述冷却水出水管道包括对安全壳内进行喷淋的喷淋管道、对反应堆堆坑注水的堆坑注水管道和返回水源的再循环冷却管道；喷淋管道和堆坑注水管道穿过安全壳后伸入安全壳内部，再循环冷却管道则连接回水源。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，每条穿过安全壳的冷却水出水管道都在贯穿安全壳的前后位置处都分别设有隔离阀。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，所述进水管道与水源的底部连接，其取水口处设有过滤网。
作为本发明核电站安全壳热量导出系统的一种改进，在换料水箱和热量导出泵之间的进水管道上还设有控制阀。
与现有技术相比，本发明核电站安全壳热量导出系统以安全壳系统自有水源为水源，利用非能动热量排出系统将安全壳热量导出并转化为系统中能动设备的动力，因此解决了现有热量导出系统对外部冷源和电源的依赖性问题。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站安全壳热量导出系统及其有益技术效果进行详细说明，其中：
图1为本发明核电站安全壳热量导出系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案和有益技术效果更加清晰明白，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并不是为了限定本发明。
请参考图1，本发明核电站安全壳热量导出系统包括一个或多个系列，每一系列均包括设置在所述安全壳10下部的换料水箱31、通过进水管道20与换料水箱31连接的热量导出泵32、连接在热量导出泵32下游的冷却水出水管道以及用于对热量导出泵32输送的热水进行冷却的非能动热量排出系统40。多个系列可共用一个换料水箱31。
进水管道20与换料水箱31的底部连接，其取水口处设有过滤网311。在换料水箱31和热量导出泵32之间的进水管道20上还设有控制阀35。
冷却水出水管道包括对安全壳10内进行喷淋的喷淋管道33、对反应堆堆坑注水的堆坑注水管道34、返回换料水箱31的再循环冷却管道30；三条冷却水出水管道34、31、30都至少有一段伸入安全壳10内，并各自在贯穿安全壳10的前后位置处都分别设有隔离阀36。
非能动热量排出系统40设在热量导出泵32下游的管道上，对进入喷淋管道33、堆坑注水管道34和再循环冷却管道30三条冷却水出水管道之前的热水进行冷却。非能动热量排出系统40是一个基于布雷顿热力循环的全封闭循环回路，其包括换热器41、透平42、强制空气冷却器43、空压机44、发电机45以及蓄电池(图未示)；换热器41连接在热量导出泵32和冷却水出水管道之间，透平42和空压机44同轴连接至发电机45，强制空气冷却器43对发电后的临界介质进行进一步冷却。非能动热量排出系统40的循环回路中以超临界介质(例如，超临界CO2)作为流体工质，经加热后膨胀做功，进而转化为电能，驱动系统中的能动设备持续运转；因此，非能动热量排出系统40不仅可以带出安全壳10的热量，而且使用这些热量进行发电，再利用所发的电能为系统内的自身设备运转以及热量导出泵32等其他能动设备提供电源。
在核电站正常运行期间，本发明核电站安全壳热量导出系统处于备用状态。当发生全厂交流电完全丧失或正常冷链完全丧失的工况而需要核电站安全壳热量导出系统投运时，本发明核电站安全壳热量导出系统内设定的蓄电池首先提供初始动力，完成系统启动；系统启动后，注水与喷淋系统的热量导出泵32从安全壳10下部的换料水箱31中取水，所取的水通过喷淋管道33对安全壳10进行喷淋，导出安全壳10的热量；随后，喷淋后的水又回流至换料水箱31，这样，换料水箱31中的水温会越来越高，高温水具有极大的热能，在再次经热量导出泵32抽取后，高温水与非能动热量排出系统40的换热器41进行热量交换，将热量传递至超临界介质；超临界介质驱动透平42与其同轴的空压机44旋转并带动发电机45，发电机45产生的电能提供给热量导出泵32和强制空气冷却器43，从而保证在外部电源切断的情况下，本发明核电站安全壳热量导出系统仍然能持续地正常工作，不断地将安全壳10的热量导出或消耗掉，有效地保证核电站的安全。当堆芯出口温度超过650℃时，进入严重事故管理导则，此时操纵员可同时手动开启堆坑注水管道34上的隔离阀36，向反应堆堆坑直接注入冷却水，对压力容器外部进行冷却，带走堆芯熔融物的衰变热，以防止压力容器熔穿。
针对不同的核电站，也可以不以安全壳10下部的换料水箱31为水源，改为以位于安全壳外的安全壳地坑为水源，这种情况下，返回安全壳地坑的再循环冷却管道就无需再穿过安全壳10。由于事故后从一、二回路破口流出的水会经安全壳内的回流通道进入安全壳内换料水箱31或是安全壳地坑，因此水源能够得到补充而不会耗尽。
与现有技术相比，本发明核电站安全壳热量导出系统至少具有以下优点：
1)热阱多样化，系统配置简单，而且在极端事故工况下(全厂交流电完全丧失或正常冷链丧失等工况)，不需额外的外部冷源和电源介入，即可投入自持运行并带出堆芯及安全壳的热量，能够确保安全壳的完整性，保证核电站的安全；
2)不影响核电站正常运行期间的运行操作，仅在超设计基准工况下，操纵员手动切换系统至自持运行模式，投入运行即可。
根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (10)

1.一种核电站安全壳热量导出系统，包括水源、通过进水管道与水源连接的热量导出泵以及连接在热量导出泵下游的冷却水出水管道，所述水源为安全壳系统自有水源，其特征在于：还包括连接在热量导出泵与冷却水出水管道之间的非能动热量排出系统；所述非能动热量排出系统用于对热量导出泵输送的热水进行冷却，并利用导出的热量发电，为安全壳热量导出系统中的能动设备提供动力。
2.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述非能动热量排出系统是一个基于布雷顿热力循环的全封闭循环回路。
3.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述非能动热量排出系统包括换热器、透平、强制空气冷却器、空压机和发电机；换热器连接在热量导出泵和冷却水出水管道之间，透平和空压机同轴连接至发电机；非能动热量排出系统的循环回路中以超临界介质作为流体工质，经加热后膨胀做功，进而转化为电能，驱动系统中的能动设备持续运转。
4.根据权利要求3所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述注水与喷淋系统工作时，从热量导出泵中流出的水经非能动热量排出系统的换热器进行热量交换后，热量传递至超临界介质；超临界介质驱动透平和与透平同轴的空压机旋转并带动发电机，发电机产生的电能提供至热量导出泵和强制空气冷却器，强制空气冷却器对发电后的临界介质进行进一步冷却。
5.根据权利要求3所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述超临界介质为CO2。
6.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述核电站安全壳热量导出系统内部还设有为系统中各设备提供初始动力的蓄电池。
7.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述水源为设置在安全壳下部的换料水箱或是位于安全壳外的安全壳地坑。
8.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述冷却水出水管道包括对安全壳内进行喷淋的喷淋管道、对反应堆堆坑注水的堆坑注水管道和返回水源的再循环冷却管道；喷淋管道和堆坑注水管道穿过安全壳后伸入安全壳内部，再循环冷却管道则连接回水源。
9.根据权利要求8所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：每条穿过安全壳的冷却水出水管道都在贯穿安全壳的前后位置处都分别设有隔离阀。
10.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述进水管道与水源的底部连接，其取水口处设有过滤网；在换料水箱和热量导出泵之间的进水管道上还设有控制阀。
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