CN108010593A - 一种核电宝及其非能动余热排出系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电宝及其非能动余热排出系统，该系统包括独立热交换器、冷凝器、储水罐、稳压罐、以及连接管道和阀门，其中，所述独立热交换器进出口分别设置独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道，独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道之间布置冷凝器，储水罐通过连接管道和第一隔离阀与独立热交换器进水管道相连，储水罐外盘绕来自蒸汽发生器的蒸汽管道，稳压罐通过连接管道与独立热交换器进水管道相连，所述冷凝器和独立热交换器之间设置第二隔离阀和节流孔板。整个系统仅第一和第二隔离阀属于能动设备，在系统启动后，无需外动力运行。本系统结构紧凑、体积小、安全可靠，可以实现对反应堆余热的长期冷却。

Description

一种核电宝及其非能动余热排出系统
技术领域
本发明涉及核反应堆的安全系统，尤其涉及一种适用于反应堆事故工况下的事故余热排出系统和使用该系统的核电宝。
背景技术
国际原子能机构(IAEA)将“小型”核电机组定义为300MWe以下的机组，其开发运用已经有几十年的历史。近年来，为了满足工业的电力负荷需求，满足那些远离主电网的偏远地区用电需求，国际原子能机构启动了小型反应堆的开发计划。在第四代国际论坛GIF提出的第四代核能系统概念中至少有一半属于中小型反应堆。
小型反应堆燃料周期长，无需进行厂内换料，能够为实现燃料供应、国家能源安全以及核不扩散的承诺提供保障。采用铅基反应堆核心技术设计的只有集装箱大小的迷你型核电源装置“核电宝”，满足了海岛海洋平台、偏远地区分布式供电需求。
为了缓解可能发生的设计基准事故，核反应堆的设计中包含了多项安全系统设施，以将事故限制在一定的范围内，防止其继续恶化成更严重的事故。事故余热排出系统即是其中一个很重要的安全设施。
事故余热排出系统也可称作停堆冷却系统，当反应堆停堆或出现故障停用时，由它保证堆芯的冷却。既要能保证燃料的余热能够传递给大量主冷却剂，又要确保余热能够从主冷却剂带出，传递给最终热阱，使得主系统结构在达到温度限制时，其安全性不会受到威胁。
事故余热排出系统主要是在反应堆二回路出现故障、遭遇地震、全厂断电等事故工况时，堆芯余热无法通过一回路、二回路正常导出的情况下，将堆芯余热排出反应堆。
发明内容
本发明的目的在于提供一种非能动余热排出系统，在事故工况下非能动地导出堆芯余热，保证反应堆的安全，最大限度的减少放射性物质的释放。
针对核电宝小型化、高安全性的要求，本发明的目的还在于提供一种使用非能动余热排出系统的核电宝。
为此，本发明一方面提供了一种非能动余热排出系统，包括独立热交换器、冷凝器、储水罐、稳压罐、以及连接管道和阀门，其中，所述独立热交换器进出口分别设置独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道，独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道之间布置冷凝器，储水罐通过连接管道和第一隔离阀与独立热交换器进水管道相连，储水罐外盘绕来自蒸汽发生器的蒸汽管道，稳压罐通过连接管道与独立热交换器进水管道相连，所述冷凝器和独立热交换器之间设置第二隔离阀和节流孔板，其中，该余热排出系统在未投入工作时，所述独立热交换器内充满非凝结气，冷却水被存储在储水罐中，由隔离阀与独立热交换器进水管道隔开，通过来自蒸汽发生器的蒸汽进管和蒸汽出管中的高温蒸汽使其维持在相应压力下的饱和温度下，其中，所述隔离阀由特定事故触发自动开启，在冷凝器中被凝结的水在隔离阀上面形成液位，覆盖稳压罐的连接管道后，触发隔离阀开启。
进一步地，上述隔离阀和所述隔离阀在系统启动时触发开启，冷凝器的冷却为能动冷却方式或非能动冷却方式，热阱为大气、湖泊、海洋或水池。
进一步地，本余热排出系统用于池式或管路式核能系统，所述独立热交换器根据反应堆一次侧布置方式选择性地布置在热池或冷池。
进一步地，上述节流孔板位于冷凝器和隔离阀下方，用于控制独立热交换器进水管道内的流速和阻挡非凝结气向下流动。
进一步地，上述核电宝用非能动余热排出系统还包括第一泄压阀和第二泄压阀，其中所述第一泄压阀用于独立热交换器出汽管道的泄压，所述第二泄压阀用于第二泄压阀的泄压。
进一步地，上述反应堆冗余设置多套余热排出系统。
根据本发明的另一方面，提供了一种使用上述非能动余热排出系统的核电宝。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1)该系统运行除依靠隔离阀启动外，以非能动循环的方式进行换热，不需要外部电源供电结构简单从不失效；
2)储水罐中的水依靠蒸汽发生器中的旁流蒸汽维持在设置压力饱和温度下，可以减少冷却水与独立热交换器间的温差，启动时不会引起独立热交换器较大的热应力，有助于降低换热管的壁厚(设计压力)，提供热交换器的换热效率；
3)稳压罐在运行初期起到收集系统内非凝结气的作用，在事故后期随着换热量的减少，系统压力降低，非凝结气膨胀会重新回到热交换系统中减低冷凝器的换热效率，这对于液态金属反应堆能够起到防止事故后期一次侧冷却剂凝固的风险；
4)该系统采用独立的热交换器，独立热交换器根据反应堆总体的布置可以放置在热池，也可以放置在冷池，对于池式堆和回路式堆都能够适用，灵活性高。
除了上面所描述的目的、特征和优点之外，本发明还有其它的目的、特征和优点。下面将参照图，对本发明作进一步详细的说明。
附图说明
构成本申请的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。在附图中：
图1是根据本发明的核电宝用非能动余热排出系统的原理图。
附图标记说明
1、独立热交换器；2、独立热交换器出汽管道；
3、独立热交换器进水管道；4、冷凝器；
5、储水罐；6、稳压罐；
7、第二隔离阀；8、第一隔离阀；
9、节流孔板；10、第一泄压阀；
11、第二泄压阀；12、蒸汽进管；
13、蒸汽出管；14、蒸汽绕管；
15、连接管道；16、连接管道。
具体实施方式
需要说明的是，在不冲突的情况下，本申请中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施例来详细说明本发明。
如图1所示，核电宝用非能动余热排出系统包括独立热交换器1、冷凝器4、储水罐5、稳压罐6以及相关的连接管道和阀门等，其中，所述独立热交换器1进出口分别设置独立热交换器出汽管道2和独立热交换器进水管道3，独立热交换器出汽管道2和独立热交换器进水管道3之间布置冷凝器4。
储水罐5通过连接管道15和第一隔离阀8与独立热交换器进水管道3相连；储水罐5外盘绕来自蒸汽发生器的蒸汽进管12和蒸汽出管13；稳压罐6通过连接管道16与独立热交换器进水管道3相连；所述冷凝器4和独立热交换器1之间设置第二隔离阀7和节流孔板9。
在本系统未投入工作时，所述独立热交换器1内充满非凝结气(包括空气、氮气、氩气等非凝结类气体)，冷却水被储存在储水罐5中，由第一隔离阀8与热交换系统隔开，通过来自蒸汽发生器的蒸汽进管12和蒸汽出管13中的高温蒸汽使其维持在相应压力下的饱和温度下。
当特定的事故发生时，自动触发第一隔离阀8开启，存储于储水罐5中的高压高温饱和水将发生闪蒸，水汽充满由独立热交换器1和冷凝器4构成的热交换系统，水汽在冷凝器4中被凝结成水，同时将原本处于热交换系统中的非凝结气压缩入稳压罐6中；在冷凝器4中被凝结的水在第二隔离阀7上面形成液位，覆盖稳压罐6的连接管16后，触发第二隔离阀7开启，凝结水重新进入独立热交换器1中形成蒸汽进入冷凝器4冷凝。
初始状态下的非凝结气在余热排出系统运行过程中被收集进入稳压罐6中；随着独立热交换器1换热量的降低，系统压力将降低，稳压罐6中的非凝结气将重新被压回独立热交换器进水管道3中，起到降低独立热交换器1和冷凝器4换热能力的作用。节流孔板9位于冷凝器4和第二隔离阀7下方，起到控制独立热交换器进水管道3内的流速，以及阻挡非凝结气向下流动的作用。
本系统执行部件，包括第二隔离阀7，第一隔离阀8，第一泄压阀10和第二泄压阀11的设置均要满足单一故障准则，防止单个阀门失效，而使得整个系统失去其安全功能。
本系统除在启动时需触发开启第二隔离阀7和第一隔离阀8外，无需外动力执行；冷凝器4冷却也可以依靠能动和非能动等多种冷却方式，最终热阱可以是大气，也可以是湖泊、海洋或水池等。
本系统布置灵活，可以适用于池式或管路式核能系统，及小型化核能装置，以及根据反应堆总体设计要求，可以设置多套冗余设计，提高余热排出的可靠性；所述的独立热交换器1根据反应堆一次侧布置不同，可以布置在反应堆热池，也可以布置在冷池。
为简化原理图和描述，以上执行部件只进行单个部件的描述，在实际系统中，根据设计需求进行冗余设计增加数量。
本系统的工作特性是：在该余热排出系统未投入工作时，所述独立热交换器1内充满非凝结气包括空气、氮气、氩气等非凝结类气体，冷却水被储存在储水罐5中，由第一隔离阀8与热交换系统隔开，通过来自蒸汽发生器的蒸汽进管12和蒸汽出管13中的高温蒸汽使其维持在相应压力下的饱和温度下；当发生特定事故时，自动触发第一隔离阀8开启，存储于储水罐5中的高压高温饱和水将发生闪蒸，水汽充满由独立热交换器1和冷凝器4构成的热交换系统，水汽在冷凝器4中被凝结成水，同时将原本处于热交换系统中的非凝结气压缩入稳压罐6中；在冷凝器4中被凝结的水在第二隔离阀7上面形成液位，覆盖稳压罐6的连接管16后，触发第二隔离阀7开启，凝结水重新进入独立热交换器1中形成蒸汽进入冷凝器4冷凝，随着独立热交换器1换热量的降低，系统压力将降低，稳压罐6中的非凝结气将重新被压回独立热交换器进水管道3中，起到降低独立热交换器1和冷凝器4换热能力的作用。
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (7)

1.一种非能动余热排出系统，包括独立热交换器(1)、冷凝器(4)、储水罐(5)、稳压罐(6)、以及连接管道和阀门，其中，所述独立热交换器(1)进出口分别设置独立热交换器出汽管道(2)和独立热交换器进水管道(3)，独立热交换器出汽管道(2)和独立热交换器进水管道(3)之间布置冷凝器(4)，储水罐(5)通过连接管道(15)和第一隔离阀(8)与独立热交换器进水管道(3)相连，储水罐(5)外盘绕来自蒸汽发生器的蒸汽管道，稳压罐(6)通过连接管道(16)与独立热交换器进水管道(3)相连，所述冷凝器(4)和独立热交换器(1)之间设置第二隔离阀(7)和节流孔板(9)，其中，该余热排出系统在未投入工作时，所述独立热交换器(1)内充满非凝结气，冷却水被存储在储水罐(5)中，由隔离阀(8)与独立热交换器进水管道(3)隔开，通过来自蒸汽发生器的蒸汽进管(12)和蒸汽出管(13)中的高温蒸汽使其维持在相应压力下的饱和温度下，其中，所述隔离阀(8)由特定事故触发自动开启，在冷凝器(4)中被凝结的水在隔离阀(7)上面形成液位，覆盖稳压罐的连接管道后，触发隔离阀(7)开启。
2.根据权利要求1所述的非能动余热排出系统，其特征在于，所述隔离阀(7)和所述隔离阀(8)在系统启动时触发开启，冷凝器(4)的冷却为能动冷却方式或非能动冷却方式，热阱为大气、湖泊、海洋或水池。
3.根据权利要求1所述的非能动余热排出系统，其特征在于，用于池式或管路式核能系统，所述独立热交换器(1)根据反应堆一次侧布置方式选择性地布置在热池或冷池。
4.根据权利要求1所述的非能动余热排出系统，其特征在于，所述节流孔板(9)位于冷凝器(4)和隔离阀(7)下方，用于控制独立热交换器进水管道(3)内的流速和阻挡非凝结气向下流动。
5.根据权利要求1所述的非能动余热排出系统，其特征在于，还包括第一泄压阀(10)和第二泄压阀(11)，其中所述第一泄压阀(10)用于独立热交换器出汽管道(2)的泄压，所述第二泄压阀(11)用于第二泄压阀(11)的泄压。
6.根据权利要求1所述的非能动余热排出系统，其特征在于，反应堆冗余设置多套余热排出系统。
7.一种核电宝，其特征在于，包括根据权利要求1至6中任一项所述的非能动余热排出系统。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109411100A (zh) * 2018-11-21 2019-03-01 中科瑞华（安徽）中子能源技术有限公司 一种小型铅基反应堆用非能动余热排出系统
CN113140348A (zh) * 2021-03-05 2021-07-20 国科中子能(青岛)研究院有限公司 一种反应堆核电源及具有其的移动载具

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102623072A (zh) * 2012-03-30 2012-08-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统
US20140016734A1 (en) * 2012-07-13 2014-01-16 Korea Atomic Energy Research Institute Passive safety system of integral reactor
CN103778976A (zh) * 2012-10-22 2014-05-07 中国核动力研究设计院 一种设置于蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统
CN204480678U (zh) * 2014-12-29 2015-07-15 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 一种核电站非能动余热排出系统
WO2016078421A1 (zh) * 2014-11-19 2016-05-26 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN105810256A (zh) * 2014-12-29 2016-07-27 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 一种核电站非能动余热排出系统
CN107067868A (zh) * 2017-06-09 2017-08-18 安徽中科超安科技有限公司 一种核电站事故应急救援模拟训练系统

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102623072A (zh) * 2012-03-30 2012-08-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统
US20140016734A1 (en) * 2012-07-13 2014-01-16 Korea Atomic Energy Research Institute Passive safety system of integral reactor
CN103778976A (zh) * 2012-10-22 2014-05-07 中国核动力研究设计院 一种设置于蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统
WO2016078421A1 (zh) * 2014-11-19 2016-05-26 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN204480678U (zh) * 2014-12-29 2015-07-15 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 一种核电站非能动余热排出系统
CN105810256A (zh) * 2014-12-29 2016-07-27 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 一种核电站非能动余热排出系统
CN107067868A (zh) * 2017-06-09 2017-08-18 安徽中科超安科技有限公司 一种核电站事故应急救援模拟训练系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
辜峙;宋勇;王刚;金鸣;赵柱民;: "自然循环铅铋冷却快堆失热阱瞬态研究" *
陈薇;张亚男;曹夏昕;阎昌琪;张往锁;: "二次侧非能动余热排出系统设计及验证分析" *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109411100A (zh) * 2018-11-21 2019-03-01 中科瑞华（安徽）中子能源技术有限公司 一种小型铅基反应堆用非能动余热排出系统
CN113140348A (zh) * 2021-03-05 2021-07-20 国科中子能(青岛)研究院有限公司 一种反应堆核电源及具有其的移动载具

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