CN106663478B - 从核反应堆排出残热的被动系统 - Google Patents

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Abstract

一种从核反应堆排出残热的系统包括:第一热交换器,其将热量从反应堆的初级流体转移到次级流体;第二热交换器,其中次级流体被穿越冷却导管的辅助流体冷却;以及控制部,受到控制部中的次级流体的加热的影响而热膨胀,该加热是因初级流体的温度增加到超过预设的阈值而导致的;控制部被连接到机械式的致动器装置,该致动器装置通过控制部的热膨胀而移动,以打开冷却导管并且允许辅助流体进入到冷却通道中而穿过第二热交换器。

Description

从核反应堆排出残热的被动系统
技术领域
本发明涉及一种用于从核反应堆排出残热的系统,即被动系统。
背景技术
公知的是,在核反应堆中,需要在反应堆停止之后排出残热。为了安全的原因,用于排出残热的系统必须特别可靠并且优选是多元化的。
过去,主要使用主动系统,即,需要电能来运行的系统,然而如今逐渐使用被动系统,即,不需要电能来运行的系统,但是这样的被动系统还需要操作员或者控制逻辑和电力供应装置的干预,以变成可运行的。
发明内容
本发明的一个目的是提供一种用于从核反应堆排出残热的系统,其不需要能量供应来运行,并且其在反应堆的温度超过预设的参考值时,独立于操作员或者进程逻辑而运行。
因此,本发明涉及一种如所附权利要求1中的必要条款中以及在从属权利要求中的附加技术特征中限定的用于从核反应堆排出残热的系统。
因此,根据本发明的排出残热的系统是完全被动的系统,其不需要用于其运行的能量供应,且不需要操作员或控制逻辑来驱动。
附图说明
参照附图在以下非限制实施例中描述本发明,在附图中:
图1是设有根据本发明的用于排出残热的系统的核反应堆的示意图;
图2是图1的残热排出系统的细节的比例放大的示意图,其中为了清楚起见而去除了一部分;
图3是沿投影面III-III截取的、图2的细节的剖视图;
图4和图5分别是图1的残热排出系统的两个变型方案的部分示意图,其中为了清楚起见而去除了一部分。
具体实施方式
图1以非常示意的形式示出了一种本身基本上是已知类型的核反应堆1。
反应堆1包括由顶盖3覆盖的容器2;容器2内设置有由初级流体5(例如由钠、铅、铅-铋共晶体或熔盐构成)冷却的芯4,该初级流体填充容器2到自由表面6;容器2还容置主热交换器(公知且未示出),该主热交换器经由次级冷却流体在其中循环的回路将芯4中产生的能量转移到外部,并且容器2还容置其他部件,由于这些部件与本发明无关,所以未示出。
反应堆1设有残热排出系统10,其包括:至少一个第一热交换器11,容置在容器2中;以及第二热交换器12,定位在容器2的外部且处于比热交换器11高的位置(即,离地面较高),且通过排出回路13连接到热交换器11。
优选地,若干热交换器11被成角度间隔开地容置在容器2中,虽然以下为了简化起见,仅涉及单个热交换器11。
热交换器11与初级流体5相互作用,该热交换器尤其浸入到初级流体5中,从而将热量从初级流体5转移到在排出回路13以及热交换器11、12中循环的次级流体15。热交换器11可以是已知类型的热交换器,例如卡口管交换器(bayonet tube exchanger)或者螺旋线圈交换器。
热交换器11经由次级流体15在其中循环的排出回路13连接到热交换器12,热交换器12被定位在容器2的外部,且位于相对热交换器11较高的位置(即,离地面较高)处。
在热交换器12中,次级流体15被辅助流体16(由图1中的箭头16示意性地表示)冷却,该辅助流体16在冷却导管17中循环并且穿越或撞击热交换器12。而且,热交换器12可以是已知类型的;优选地,热交换器12具有上部热歧管18、下部冷歧管19以及布置在歧管18、19之间的多个管道20(优选地为鳍片管道)。
排出回路13包括:热分支21,其将热交换器11的出口与热交换器12的热歧管18的入口连接;以及冷分支22,其将热交换器12的冷歧管19的出口连接到热交换器11的入口。
热分支21尤其包括直(直线型)管道部23,其从歧管18伸出,并且沿着直线轴线A在轴向相对两端24、25之间延伸,也就是在一个近端24(借助于连接装置26固定到歧管18)与远端25之间延伸。
歧管18被固定到保持和支撑结构27,以便构成系统10的固定点。特别地,歧管18借助管道部23被固定到连接装置26附近的结构27。管道部23被轴向滑动地容置在横向引导装置28中;管道部23被机械地限制,以借助引导装置28沿着其轴线A行进。管道部23被设计成尤其受到在管道部23中循环的次级流体15中的温度增加的影响而沿着轴线A、在横向引导装置28内可热膨胀;由于近端24被固定到歧管18,如果发生热膨胀,管道部23沿着轴线A纵向膨胀,远端25沿着轴线A相对于近端24移动。有利地,排出回路13是密封且无阀的。
在图1的非限制性示例中,冷却热交换器12的辅助流体16是在冷却导管17中自然循环的空气。特别地,热交换器12沿着冷却导管17被插入,该冷却导管17例如被限定在还容置和支撑热交换器12的结构27内;冷却导管17有利地连接到适于将热量释放到外部空气的烟囱29。冷却导管17设有一个或多个挡板(shutter)30,这些挡板拦截流经冷却导管17的气流;挡板30特别地布置在热交换器12与烟囱29之间。
再参照图2和图3,挡板30绕各自的旋转轴线R旋转以逐渐打开冷却导管17(从挡板30封闭冷却导管17的关闭位置开始)。
例如,挡板30被安装在各自的旋转轴31上,旋转轴31铰接到结构27并且限定各自的旋转轴线R。有利地,每个轴31相对于各自的挡板30的重心偏置,挡板30一般相对于竖直平面倾斜地安装。管道部23的远端25连接到机械式的致动器装置32。特别地,致动器装置32包括连杆33,连杆33沿着各自的纵轴线延伸并且在各自相对的纵向端机械地连接到管道部23的远端25和各自的挡板30。特别地,连杆33借助钩34连接到管道部23,钩34定位在远端25处并且一体地连接到管道部23。
每个挡板30相对于结构27而与各自的轴31一体地枢转。第一杆35一体地连接到轴31(并且还连接到挡板30)。第二杆36铰接在杆35上,并且与杆35指示性地形成直角。小齿轮37连接到杆35以与轴31和杆35、36一起形成连接杆-曲轴组件。杆36沿连杆33的纵轴线定向。
系统10以如下方式运行。
在反应堆1正常运行期间,挡板30是关闭的并且封闭冷却导管17,从而防止冷却导管17中的空气通过热交换器12循环。由于不可避免的通过挡板30的空气泄露以及通过结构27的热损失,热交换器12稍微地冷却次级流体15,由于密度的变化这将导致经由冷分支22供应热交换器11的排出回路13中的自然循环。定位在容器2中的热交换器11将次级流体15加热到接近初级流体5的温度;然而,次级流体15到达热交换器12的热歧管18,从而通过排出回路13的热分支21、特别是流经管道部23而循环。
如果初级流体5的温度增加到超过预设标定阈值,而且次级流体15在热交换器11中加热;次级流体15因此加热管道部23,由于歧管18是系统10的固定点,通过热膨胀导致钩34沿轴线A移动δ,其中连杆33一体地连接到管道部23。因此,管道部23限定可热膨胀的控制部40,尤其是通过热膨胀可纵向延伸;管道部23、即控制部40的纵向膨胀(当初级流体5的温度超过预设阈值时发生)使致动器装置32运行以移动挡板30,挡板30限定各自的可动构件41以选择性地打开/关闭冷却导管17。特别是,每个连杆33的移动δ操作小齿轮37,进而引起杆35、轴31以及挡板30的旋转,挡板30开始打开。初级流体5的温度增加得越多,挡板30的开口打开得越大,并且由辅助流体16(在该情况下为空气)导致的热量的排出越多。
初级流体5的后续冷却在受到重力作用的挡板30的相应关闭之后,该重力作用是因挡板30的轴31(以及因此旋转轴线R)相对于挡板30的各自的重心的定位不相称而导致的。
因此,系统10允许初级流体5进行温度调节,而不需要操作员或控制逻辑的干预。
根据本发明的范围中的一个优选的技术方案,其尤其适于在铅-铋或纯铅冷却的反应堆的应用场合,一定量的水初始被引入到排出回路13,以便达到在热交换器11内沸腾的预设计的压力;排出回路13随后被密封。随着挡板30关闭,排出回路13基本上充满加压的过热蒸气,这些过热蒸气进入热交换器12;在热交换器12中,处于过热蒸气形式的次级流体15随着小冷凝流的形成而被冷却到饱和温度,该小冷凝流通过排出回路13的冷分支22返回到热交换器11。由于热交换器11的出口处的蒸气的过热温度有所增加并且挡板30逐渐打开,热交换器12中的冷凝物的形成有所增加,结果热交换器11的功率有所增加。形成的冷凝物有所增加的结果是次级流体15的压力有所减小,以及在冷分支22中循环的冷凝物与在热分支21中循环的过热蒸气之间的密度差有所增大,并且具有提高自然循环性能的效果。由于排出回路13仅填充有蒸气,相应的质量是非常有限的,因此,甚至在热交换器11的管子发生破裂的情况下,反应堆1内释放的水蒸气的质量也是有限的,并且不会产生重大的安全事故。密封排出回路13以及去除了所有类型的阀的可能性还增加了系统10的可靠性。
在图4的变型方案中,其中与已经描述的内容相似或相同的细节由相同的附图标记指示,在冷却导管17中循环并且冷却热交换器12的辅助流体16是液体,例如水。冷却导管17将保持辅助流体16的罐42连接到热交换器12。阀43沿冷却导管17被定位。
致动器装置32包括可动构件41,该可动构件由阀43的挡板44构成并且连接到杆33,该杆借助定位在末端25处的钩34连接到管道部23。
在这种情况下,钩34的纵向移动(由管道部23、即控制部40的热膨胀引起,此外还由初级流体5、因此由次级流体15的温度增加引起)拖拽挡板44并且打开阀43;因此,辅助流体16在重力的作用下从罐42排放到热交换器12中。
与图4的实施例相比,图5的变型方案的不同之处在于,容纳及支撑结构27被成形为同时允许空气循环且容纳水,因此允许使用空气和水两者作为辅助流体16。在反应堆正常运行的条件下,热交换器12由循环通过结构27的空气冷却。当初级流体5的温度增加时,致动器装置32打开阀43;辅助流体16(水)因此在重力的作用下从罐42排放到热交换器12中,从而借助混合的空气-水操作增加了其性能。当容纳在罐42中的辅助流体16的储备耗尽时,热交换器12可以再次仅借助空气进行冷却。
最后,可理解的是,在不超出所附权利要求书的范围的情况下,可以对在此描述和示出的从核反应堆排出残热的系统做出另外的改型和变型。

Claims (12)

1.一种用于从被初级流体(5)冷却的核反应堆(1)排出残热的系统(10),该系统包括:至少一个第一热交换器(11),与所述初级流体(5)相互作用,用于将热量转移到在所述第一热交换器(11)中循环的次级流体(15);以及至少一个第二热交换器(12),经由排出回路(13)连接到所述第一热交换器(11),并且其中所述次级流体(15)被辅助流体(16)冷却,所述辅助流体流过所述第二热交换器(12)并在冷却导管(17)中循环;所述系统(10)的特征在于,所述排出回路(13)包括控制部(40),所述控制部受到所述控制部(40)中的第二流体(15)的加热的影响而热膨胀,该加热是因所述初级流体(5)的温度上升到超过预设的阈值而导致的;所述控制部(40)被连接到机械式的致动器装置(32),所述致动器装置通过所述控制部(40)的热膨胀而被操作,用于打开所述冷却导管(17),并且允许所述辅助流体(16)进入到所述冷却导管(17)中而穿过所述第二热交换器(12)。
2.根据权利要求1所述的系统,其中所述控制部(40)由所述排出回路(13)的热分支(21)的直管道部(23)限定,所述直管道部沿着直线形的轴线(A)延伸。
3.根据权利要求2所述的系统,其中所述直管道部(23)在横向引导装置(28)内沿所述轴线(A)能够热膨胀,并且具有:近端(24),固定到所述第二热交换器(12)的歧管(18),所述歧管限定所述系统(10)的固定点;以及远端(25),与所述近端(24)沿轴向相对并且连接到所述致动器装置(32)。
4.根据权利要求3所述的系统,其中所述致动器装置(32)包括至少一个连杆(33),所述至少一个连杆在各自的纵向相对两端分别连接到所述直管道部(23)的远端(25)以及连接到至少一个可动构件(41),所述至少一个可动构件能移动以选择性地打开/关闭所述冷却导管(17)。
5.根据权利要求4所述的系统,其中所述第二热交换器(12)被自然循环中的空气冷却,所述可动构件(41)是挡板(30),所述挡板经由旋转轴(31)被铰接到容置所述冷却导管(17)的支撑结构(27),并且布置在所述冷却导管(17)中,用于拦截在所述冷却导管(17)中循环的气流;所述连杆(33)连接到所述挡板(30),用于引起所述挡板(30)的旋转和打开。
6.根据权利要求4所述的系统,其中所述第二热交换器(12)由液体冷却,所述液体在所述冷却导管(17)中循环,并且当沿着所述冷却导管(17)定位的阀(43)打开时,所述液体在重力的作用下从罐(42)排放;并且其中所述可动构件(41)是所述阀(43)的挡板(44),所述连杆(33)连接到所述挡板(44),用于引起所述阀(43)的打开。
7.根据权利要求6所述的系统,其中所述液体是水。
8.根据权利要求6所述的系统,其中所述第二热交换器(12)由在所述冷却导管(17)中循环的所述液体以及通过相同的冷却导管(17)自然循环的空气冷却。
9.根据权利要求8所述的系统,其中所述液体是水。
10.根据权利要求1所述的系统,其中所述次级流体(15)是所述第一热交换器(11)中的沸水和所述第二热交换器(12)中的冷凝的过热蒸气;并且其中所述排出回路(13)初始以预设的蒸气压被填充。
11.根据权利要求1所述的系统,其中所述排出回路(13)是密封的和无阀的。
12.根据权利要求1所述的系统,其中所述辅助流体(16)在所述冷却导管(17)中以自然循环的方式循环。
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Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2639721C1 (ru) * 2016-12-29 2017-12-22 Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И.Лейпунского" Устройство ввода газа в тяжелый жидкий металл
CN108730604B (zh) * 2017-04-14 2024-06-07 国家电力投资集团公司 非能动阀门系统
US10937557B2 (en) * 2017-10-17 2021-03-02 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems and methods for airflow control in reactor passive decay heat removal
CN112216413B (zh) * 2020-09-04 2023-11-03 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆
CN112216412B (zh) * 2020-09-04 2023-11-03 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动的自调节余热导出系统、方法和液态金属反应堆
CZ2020656A3 (cs) * 2020-12-08 2022-01-26 Újv Řež, A. S. Pasivní systém se zvýšenou spolehlivostí pro odvod zbytkového tepla z jaderného reaktoru a způsob na něm prováděný

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP1078376A1 (en) * 1998-05-12 2001-02-28 Ansaldo Energia S.P.A. Cooling system for a nuclear reactor
US7219687B2 (en) * 2003-10-31 2007-05-22 Honeywell International, Inc. Resettable bi-stable thermal valve
FR2956728A1 (fr) * 2010-02-22 2011-08-26 Commissariat Energie Atomique Ventilation d'un capteur solaire thermique
CN102272856A (zh) * 2008-11-17 2011-12-07 纽斯高动力有限公司 蒸汽发生器流动旁通系统
CN103280247A (zh) * 2013-05-21 2013-09-04 中国科学院上海应用物理研究所 一种氟盐冷却高温堆的非能动余热排出系统
CN103337264A (zh) * 2013-07-17 2013-10-02 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆缓冲盐事故余热排出系统
CN103617815A (zh) * 2013-12-05 2014-03-05 哈尔滨工程大学 压水堆核电站非能动余热排出系统

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04142497A (ja) * 1990-10-04 1992-05-15 Toshiba Corp 崩壊熱除去系の空気冷却器
FR2725508B1 (fr) 1994-10-05 1997-01-03 Commissariat Energie Atomique Dispositif de controle du flux de chaleur par vanne thermique
JP2003262690A (ja) 2002-03-11 2003-09-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 崩壊熱除去システム
JP2004020376A (ja) 2002-06-17 2004-01-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉用冷却器
KR100594840B1 (ko) * 2003-05-21 2006-07-03 한국원자력연구소 풀 직접 냉각방식의 피동 안전등급 액체금속로잔열제거방법 및 잔열제거시스템
KR100951398B1 (ko) * 2008-03-25 2010-04-08 한국원자력연구원 히트 파이프 열교환기를 구비한 잔열제거 계통
KR100966854B1 (ko) * 2009-01-14 2010-06-29 한국원자력연구원 부분잠김형 열교환기를 사용하는 소듐냉각 고속로의 완전 피동형 잔열제거계통

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP1078376A1 (en) * 1998-05-12 2001-02-28 Ansaldo Energia S.P.A. Cooling system for a nuclear reactor
US7219687B2 (en) * 2003-10-31 2007-05-22 Honeywell International, Inc. Resettable bi-stable thermal valve
CN102272856A (zh) * 2008-11-17 2011-12-07 纽斯高动力有限公司 蒸汽发生器流动旁通系统
FR2956728A1 (fr) * 2010-02-22 2011-08-26 Commissariat Energie Atomique Ventilation d'un capteur solaire thermique
CN103280247A (zh) * 2013-05-21 2013-09-04 中国科学院上海应用物理研究所 一种氟盐冷却高温堆的非能动余热排出系统
CN103337264A (zh) * 2013-07-17 2013-10-02 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆缓冲盐事故余热排出系统
CN103617815A (zh) * 2013-12-05 2014-03-05 哈尔滨工程大学 压水堆核电站非能动余热排出系统

Also Published As

Publication number Publication date
KR102366575B1 (ko) 2022-02-23
WO2015159273A1 (en) 2015-10-22
US10734123B2 (en) 2020-08-04
JP2017515128A (ja) 2017-06-08
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