CN108335764A - 一种小型堆乏燃料冷却和净化系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种小型堆乏燃料冷却和净化系统，冷却净化回路从抑压池中取水送入安注水箱内，安注水箱内存放乏燃料，冷却净化回路对安注水箱内的水进行冷却，将其中的乏燃料余热带出，同时，冷却净化回路对安注水箱内的冷却水进行净化；安注水箱内存放的乏燃料移出，冷却净化回路将安注水箱内的水抽取至抑压池。实施本发明的小型堆乏燃料冷却和净化系统，能够解决使用安注水箱存储乏燃料带来的水源补给问题，为乏燃料冷却提供充足的水源，满足小型堆换料时乏燃料的冷却要求；实现小型堆换料时暂存乏燃料的安注水箱的水净化功能；结构设计合理，安全可靠，且易于维修和维护。

Description

一种小型堆乏燃料冷却和净化系统
技术领域
本发明涉及核电领域，尤其涉及一种小型堆乏燃料冷却和净化系统。
背景技术
在反应堆换料时，需将换下的乏燃料进行冷却，排出余热。乏燃料一般存放在乏燃料水池中进行冷却，而在小型反应堆中，考虑到紧凑化设计且每次换料时乏燃料数量较少，因而乏燃料水池的设计方法不再适用。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于，提供一种小型堆乏燃料冷却和净化系统，能够解决使用安注水箱存储乏燃料带来的水源补给问题，为乏燃料冷却提供充足的水源，满足小型堆换料时乏燃料的冷却要求；实现小型堆换料时暂存乏燃料的安注水箱的水净化功能；结构设计合理，安全可靠，且易于维修和维护。
为了解决上述技术问题，本发明的实施例提供了一种小型堆乏燃料冷却和净化系统，包括：安全壳；设置在安全壳中的抑压池；设置在安全壳的外部，且与抑压池相连的冷却净化回路；与冷却净化回路相连接的安注水箱回路，其中：安注水箱回路包括：安注水箱，安注水箱分别通过安注水箱回水管线和安注水箱取水管线接入至冷却净化回路，其中：冷却净化回路从抑压池中取水送入安注水箱内，安注水箱内存放乏燃料，冷却净化回路对安注水箱内的水进行冷却，将其中的乏燃料余热带出，同时，冷却净化回路对安注水箱内的冷却水进行净化；安注水箱内存放的乏燃料移出，冷却净化回路将安注水箱内的水抽取至抑压池。
其中，冷却净化回路：包括：能够与抑压池相连通的抑压池取水管线、与抑压池取水管线相连通的抑压池回水管线，抑压池回水管线能够与抑压池相连通；以及接入至抑压池取水管线中的净化管线，净化管线为抑压池取水管线的旁路管线。
其中，抑压池取水管线通过抑压池取水管线隔离阀与抑压池相连，抑压池取水管线中至少接入依次相连的过滤器、循环泵以及热交换器。
其中，抑压池回水管线通过抑压池回水管线隔离阀与抑压池相连，抑压池回水管线与热交换器相连。
其中，安全壳上设有安全壳贯穿件，抑压池取水管线和抑压池回水管线分别由安全壳贯穿件连通至抑压池。
其中，安注水箱回水管线通过安注水箱回水管线隔离阀连接至安注水箱，安注水箱取水管线通过安注水箱取水管线隔离阀连接至安注水箱；其中：反应堆换料前，打开抑压池取水管线隔离阀，关闭抑压池回水管线隔离阀，打开安注水箱回水管线隔离阀，关闭安注水箱取水管线隔离阀，循环泵从抑压池内取水送入安注水箱内，直至安注水箱内的水量达到乏燃料储存的要求。
其中，反应堆换料完成后，将安注水箱内存放的乏燃料移出，关闭抑压池取水管线隔离阀，打开抑压池回水管线隔离阀，关闭安注水箱回水管线隔离阀，打开安注水箱取水管线隔离阀，由循环泵将安注水箱内的水抽取送入抑压池。
其中，净化管线中至少接入依次相连的前置过滤器、除盐床以及后置过滤器；净化管线中还接入用以进行流量调节的流量调节阀。
其中，安注水箱回水管线连接在安注水箱的顶部位置，安注水箱取水管线伸入到安注水箱的底部。
其中，冷却净化回路设为两条，安注水箱回路设为两条。
本发明所提供的小型堆乏燃料冷却和净化系统，具有如下有益效果：
第一、冷却净化回路从抑压池中取水送入安注水箱内，安注水箱内存放乏燃料，冷却净化回路对安注水箱内的水进行冷却，将其中的乏燃料余热带出，同时，冷却净化回路对安注水箱内的冷却水进行净化；安注水箱内存放的乏燃料移出，冷却净化回路将安注水箱内的水抽取至抑压池。也就是说，使用安注水源及抑压池水源作为换料水源，充分利用了现有水源。当暂存乏燃料的安注水箱内水量不足时，可从抑压池取水为安注水箱提供补水，在此过程中，用抑压池水作为乏燃料的冷却水源，提供了足够的乏燃料冷却所需水量，用安注水箱作为乏燃料暂存池，抑压池与安注水箱共用的冷却回路，以实现换料时对安注水箱的冷却。
第二、可实现船上小型堆换料时乏燃料的冷却功能，满足乏燃料的冷却要求。
第三、可实现船上小型堆换料时暂存乏燃料的安注水箱水净化功能。
第四、结构设计合理，安全可靠，且易于维修和维护。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明实施例小型堆乏燃料冷却和净化系统的结构示意图。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
参见图1，为本发明小型堆乏燃料冷却和净化系统的实施例一。
本实施例中的小型堆乏燃料冷却和净化系统，包括：安全壳1；设置在安全壳1中的堆芯2和围绕堆芯2而设的抑压池3；设置在安全壳1的外部，且与抑压池3相连的冷却净化回路A；与冷却净化回路A相连接的安注水箱回路B，其中：安注水箱回路B包括：安注水箱10，安注水箱10分别通过安注水箱回水管线10a和安注水箱取水管线10b接入至冷却净化回路A，其中：冷却净化回路A从抑压池3中取水送入安注水箱10内，安注水箱10内存放乏燃料，冷却净化回路A对安注水箱101内的水进行冷却，将其中的乏燃料余热带出，同时，冷却净化回路A对安注水箱10内的冷却水进行净化；安注水箱10内存放的乏燃料移出，冷却净化回路A将安注水箱10内的水抽取至抑压池3。
具体实施时，安全壳1内设置了抑压池3，抑压池3内存储有一定硼浓度的水。安全壳1外设置了与抑压池3相连接的冷却净化回路A. 其中，安全壳1上设有安全壳贯穿件11，抑压池取水管线A1和抑压池回水管线A2分别由安全壳贯穿件11连通至抑压池3。如此，能够保证安全壳1的密封性和安全性。
进一步的，冷却净化回路A：包括：能够与抑压池3相连通的抑压池取水管线A1、与抑压池取水管线A1相连通的抑压池回水管线A2，抑压池回水管线能够A2与抑压池3相连通；以及接入至抑压池取水管线A1中的净化管线A3，净化管线A3为抑压池取水管线A1的旁路管线。
本实施例中的冷却净化回路A设为两条，也就是说，抑压池取水管线A1和抑压池回水管线A2也分别设为两条，如此满足单一故障准则。
抑压池取水管线A1通过抑压池取水管线隔离阀12与抑压池3相连，抑压池取水管线A1中至少接入依次相连的过滤器4、循环泵5以及热交换器6。抑压池回水管线A2通过抑压池回水管线隔离阀13与抑压池3相连，抑压池回水管线A2与热交换器6相连。可以理解的是：上述任一条抑压池取水管线A1均设有包含上述功能的结构件。例如：本实施例中的系统共有两台循环水泵5，当对抑压池水进行冷却时，用于对抑压池水进行循环输送。当反应堆换料时，用于抽取抑压池3的水送到安注水箱10内。再如：系统设有两台热交换器6，用于冷却抑压池水和存储乏燃料的安注水箱10内的水.
进一步的，安注水箱回路B同样设为两条，安注水箱回水管线10a和安注水箱取水管线10b也相应的设为两条，如此满足单一故障准则。其中：安注水箱10的作用是：当反应堆换料时，安注箱内存放乏燃料，冷却净化回路能够对其进行冷却净化。
安注水箱回水管线10a通过安注水箱回水管线隔离阀15，16连接至安注水箱10，安注水箱取水管线10b通过安注水箱取水管线隔离阀17，18连接至安注水箱10。
优选的，安注水箱回水管线10a连接在安注水箱10的顶部位置，安注水箱取水管线10b伸入到安注水箱10的底部。如此设置的作用是：防止安注水箱回水管线10a发生破裂时，导致安注水箱10内水位下降，乏燃料裸露。
进一步的，接入至其中一条抑压池取水管线A1中的净化管线A3为抑压池取水管线A1的旁路管线，如此能够防止因净化管线A3故障而导致的冷却功能的丧失。具体实施时，净化管线A3中至少接入依次相连的前置过滤器7、除盐床8以及后置过滤器9；净化管线A3中还接入用以进行流量调节的流量调节阀14。
其中，前置过滤器7为除盐床前置过滤器，后置过滤器9为除盐床后置过滤器。净化管线A3作为冷却净化回路A中的一支路，其作用是对安注水箱10内的冷却水进行净化，流量调节阀14能够对净化管线A3的流量进行控制。
以下以冷却净化回路A、安注水箱回路B中的一条管路为例说明小型堆乏燃料冷却和净化系统的工作原理。具体实施时，打开抑压池取水管线隔离阀12，关闭抑压池回水管线隔离阀13，打开安注水箱回水管线隔离阀15，关闭安注水箱取水管线隔离阀17，循环泵5从抑压池3内取水送入安注水箱10内，直至安注水箱10内的水量达到乏燃料储存的要求。
反应堆换料时，换下的乏燃料暂存在安注水箱10内，关闭抑压池取水管线隔离阀12，关闭抑压池回水管线隔离阀13，打开安注水箱回水管线隔离阀15，打开安注水箱取水管线隔离阀17，冷却净化回路A（包括过滤器4，循环泵5，热交换器6）对安注水箱10进行冷却，将乏燃料余热带出。
反应堆换料时，净化管线A3（包括除盐床前置过滤器7，除盐床8，除盐床后置过滤器9）对安注水箱10内的冷却水进行净化，净化回路的流量由流量调节阀14调节控制。如若安注水箱10内的水量不足时，抑压池取水管线隔离阀12打开，安注水箱冷却回路的取水管线隔离阀17/18关闭，循环泵5从抑压池3取水并送往安注水箱10。当安注水箱10补水完毕后，关闭抑压池取水管线隔离阀12，安注水箱10通过冷却净化回路A进行循环冷却和净化。
反应堆换料完成后，将暂存在安注水箱10内的乏燃料移出并进行后续处理，此时关闭抑压池取水管线隔离阀12，打开抑压池回水管线隔离阀13，关闭安注水箱回水管线隔离阀15或16，打开安注水箱取水管线隔离阀17或18，由循环泵5将安注水箱内的水抽取送入抑压池3。
实施本发明的小型堆乏燃料冷却和净化系统，具有如下有益效果：
第一、冷却净化回路从抑压池中取水送入安注水箱内，安注水箱内存放乏燃料，冷却净化回路对安注水箱内的水进行冷却，将其中的乏燃料余热带出，同时，冷却净化回路对安注水箱内的冷却水进行净化；安注水箱内存放的乏燃料移出，冷却净化回路将安注水箱内的水抽取至抑压池。也就是说，使用安注水源及抑压池水源作为换料水源，充分利用了现有水源。当暂存乏燃料的安注水箱内水量不足时，可从抑压池取水为安注水箱提供补水，在此过程中，用抑压池水作为乏燃料的冷却水源，提供了足够的乏燃料冷却所需水量，用安注水箱作为乏燃料暂存池，抑压池与安注水箱共用的冷却回路，以实现换料时对安注水箱的冷却。
第二、可实现船上小型堆换料时乏燃料的冷却功能，满足乏燃料的冷却要求。
第三、可实现船上小型堆换料时暂存乏燃料的安注水箱水净化功能。
第四、结构设计合理，安全可靠，且易于维修和维护。

Claims (10)

1.一种小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，包括：
安全壳；
设置在安全壳中的抑压池；
设置在所述安全壳的外部，且与所述抑压池相连的冷却净化回路；
与所述冷却净化回路相连接的安注水箱回路，其中：所述安注水箱回路包括：安注水箱，所述安注水箱分别通过安注水箱回水管线和安注水箱取水管线接入至所述冷却净化回路，其中：
所述冷却净化回路从所述抑压池中取水送入所述安注水箱内，所述安注水箱内存放乏燃料，所述冷却净化回路对所述安注水箱内的水进行冷却，将其中的乏燃料余热带出，同时，所述冷却净化回路对所述安注水箱内的冷却水进行净化；
所述安注水箱内存放的乏燃料移出，所述冷却净化回路将所述安注水箱内的水抽取至所述抑压池。
2.如权利要求1所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述冷却净化回路：包括：能够与所述抑压池相连通的抑压池取水管线、与所述抑压池取水管线相连通的抑压池回水管线，所述抑压池回水管线能够与所述抑压池相连通；以及
接入至所述抑压池取水管线中的净化管线，所述净化管线为所述抑压池取水管线的旁路管线。
3.如权利要求2所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述抑压池取水管线通过抑压池取水管线隔离阀与所述抑压池相连，所述抑压池取水管线中至少接入依次相连的过滤器、循环泵以及热交换器。
4.如权利要求3所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述抑压池回水管线通过抑压池回水管线隔离阀与所述抑压池相连，所述抑压池回水管线与所述热交换器相连。
5.如权利要求4所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述安全壳上设有安全壳贯穿件，所述抑压池取水管线和所述抑压池回水管线分别由所述安全壳贯穿件连通至所述抑压池。
6.如权利要求4所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述安注水箱回水管线通过安注水箱回水管线隔离阀连接至所述安注水箱，所述安注水箱取水管线通过安注水箱取水管线隔离阀连接至所述安注水箱；其中：
反应堆换料前，打开所述抑压池取水管线隔离阀，关闭所述抑压池回水管线隔离阀，打开所述安注水箱回水管线隔离阀，关闭所述安注水箱取水管线隔离阀，所述循环泵从所述抑压池内取水送入所述安注水箱内，直至所述安注水箱内的水量达到乏燃料储存的要求。
7.如权利要求4所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，反应堆换料完成后，将所述安注水箱内存放的乏燃料移出，关闭所述抑压池取水管线隔离阀，打开所述抑压池回水管线隔离阀，关闭所述安注水箱回水管线隔离阀，打开所述安注水箱取水管线隔离阀，由所述循环泵将所述安注水箱内的水抽取送入所述抑压池。
8.如权利要求2所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述净化管线中至少接入依次相连的前置过滤器、除盐床以及后置过滤器；
所述净化管线中还接入用以进行流量调节的流量调节阀。
9.如权利要求1所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述安注水箱回水管线连接在所述安注水箱的顶部位置，所述安注水箱取水管线伸入到安注水箱的底部。
10.如权利要求1所述的小型堆乏燃料冷却和净化系统，其特征在于，所述冷却净化回路设为两条，所述安注水箱回路设为两条。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112053791A (zh) * 2020-09-15 2020-12-08 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112071454A (zh) * 2020-09-15 2020-12-11 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的非能动联合排热系统
CN113345608A (zh) * 2021-04-28 2021-09-03 中广核研究院有限公司 乏燃料水池冷却和净化系统

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN87106445A (zh) * 1986-09-19 1988-04-06 株式会社日立制作所 核动力装置
JPH0271193A (ja) * 1988-09-06 1990-03-09 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH09318783A (ja) * 1996-05-27 1997-12-12 Hitachi Ltd 原子炉プラントの冷却設備
JPH10246794A (ja) * 1997-03-04 1998-09-14 Fuji Electric Co Ltd 圧力管型原子炉の燃料交換装置
CN1892922A (zh) * 2005-06-30 2007-01-10 株式会社东芝 反应堆安全壳和沸水反应堆发电站
JP2007163204A (ja) * 2005-12-12 2007-06-28 Toshiba Corp 原子炉建屋および原子炉建屋の改造方法
CN102831942A (zh) * 2012-08-28 2012-12-19 中广核工程有限公司 核电站乏燃料水池应急冷却系统
CN104064230A (zh) * 2013-03-21 2014-09-24 中广核（北京）仿真技术有限公司 核反应堆双端安注系统
CN104347124A (zh) * 2013-07-26 2015-02-11 中广核工程有限公司 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统
CN204242601U (zh) * 2014-11-19 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN106251918A (zh) * 2016-08-31 2016-12-21 中广核研究院有限公司 一种长时效非能动安全壳冷却系统
CN106683725A (zh) * 2017-01-05 2017-05-17 中广核研究院有限公司 一种用于燃料转运的装置以及相应的核电平台

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN87106445A (zh) * 1986-09-19 1988-04-06 株式会社日立制作所 核动力装置
JPH0271193A (ja) * 1988-09-06 1990-03-09 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH09318783A (ja) * 1996-05-27 1997-12-12 Hitachi Ltd 原子炉プラントの冷却設備
JPH10246794A (ja) * 1997-03-04 1998-09-14 Fuji Electric Co Ltd 圧力管型原子炉の燃料交換装置
CN1892922A (zh) * 2005-06-30 2007-01-10 株式会社东芝 反应堆安全壳和沸水反应堆发电站
JP2007163204A (ja) * 2005-12-12 2007-06-28 Toshiba Corp 原子炉建屋および原子炉建屋の改造方法
CN102831942A (zh) * 2012-08-28 2012-12-19 中广核工程有限公司 核电站乏燃料水池应急冷却系统
CN104064230A (zh) * 2013-03-21 2014-09-24 中广核（北京）仿真技术有限公司 核反应堆双端安注系统
CN104347124A (zh) * 2013-07-26 2015-02-11 中广核工程有限公司 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统
CN204242601U (zh) * 2014-11-19 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统
CN106251918A (zh) * 2016-08-31 2016-12-21 中广核研究院有限公司 一种长时效非能动安全壳冷却系统
CN106683725A (zh) * 2017-01-05 2017-05-17 中广核研究院有限公司 一种用于燃料转运的装置以及相应的核电平台

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112053791A (zh) * 2020-09-15 2020-12-08 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112071454A (zh) * 2020-09-15 2020-12-11 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的非能动联合排热系统
CN112071454B (zh) * 2020-09-15 2023-01-03 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的非能动联合排热系统
CN113345608A (zh) * 2021-04-28 2021-09-03 中广核研究院有限公司 乏燃料水池冷却和净化系统

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