CN108766599A - 一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统 - Google Patents

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曹夏昕
胡俭
李娜
丁铭
喻新利
周旭华
孙中宁
阎昌琪
孟兆明
张楠
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Abstract

本发明公开了一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，属于核电站安全技术领域，系统包括蒸汽发生器、蒸汽上升管段、凝水下降管段、空冷器、气‑气喷射器、气‑液喷射器、补水箱、给水管段、烟囱以及相关的管道与阀门。当核电站发生全厂断电事故时，本系统利用蒸汽上升管段与凝水下降管段的密度差，通过非能动的方式将堆芯余热导出到大气环境(最终热阱)。在事故早期，本系统利用气‑气喷射器增加冷却循环驱动力以及增强空冷器的换热能力，保证在事故早期及时排出堆芯余热。在事故后期，本系统利用空气的自然循环长期地导出堆芯余热，确保核电站的安全。

Description

一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统
技术领域
本发明属于核电站安全技术领域，具体涉及一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统。
背景技术
余热排出系统是保证核电站安全的重要专设安全设施。当核电站发生停堆事故时，对于传统核电站中，大多核电站采用能动系统来排出堆芯余热。当核电站发生全厂断电事故时，这种依靠能动设备的事故应对措施在复杂的事故环境条件下会有失效的可能，则机组将丧失排出堆芯余热的能力，从而危及反应堆的安全甚至造成堆芯熔毁。
在核电站的设计中，非能动技术作为一种成熟可靠的先进技术已被广泛提出和认可，在AP1000和ACP1000的设计中设置了非能动余热排出系统，利用冷热管段内蒸汽和水的密度差，通过非能动的自然循环方式导出堆芯余热。上述非能动余热排出系统其排热时间受限于安全壳内或外的冷却水箱的水容积。其冷源为安全壳内或安全壳外储存的冷却水，并没有形成从堆芯到环境(最终热阱)的非能动余热排出渠道，导致系统无法长期有效地排出堆芯余热。且在安全壳高处布置一个大的冷却水箱，会存在一定的安全隐患。
公告号为CN104916334A的专利文件中公开的“压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统”，其主要包括蒸汽发生器、换热器、空气冷却塔及相关管道与阀门。换热器里安装分离式热管蒸发段，空气冷却塔里安装热管冷凝段。蒸汽发生器通过冷热管段蒸汽和水的密度差进行自然循环，换热器内热管回路蒸发段的传热工质吸收由蒸发器产生的蒸汽冷凝释放的热量，发生蒸发或沸腾，产生的蒸汽在热管冷凝段冷凝，形成非能动的自然循环。热管冷凝段置于空气冷却塔内，将热量持续导出到大气环境(最终热阱)。上述专利文件中所述系统通过空气的自然循环带走堆芯余热，由于空气自然循环所能提供的驱动压头较小，且利用空气对冷却介质蒸汽进行冷凝时，由于空气侧换热系数较小，冷凝效率较低，导致空冷器体积庞大，且在事故早期直接空冷可能造成无法及时排出堆芯余热的隐患。
针对目前存在的问题，本系统利用蒸汽发生器产生的一小部分蒸汽引射大量的空气，通过空冷的方式来冷凝绝大部分蒸汽发生器产生的蒸汽，另外利用蒸汽通过气-液喷射器引射补水箱中的水，通过非能动的方式对蒸汽发生器进行补水，来补偿蒸汽发生器内水位的降低。本系统不仅能够避免在安全壳高处放置一个大的冷凝水箱所带来的安全隐患，而且本系统以大气环境为最终热阱，在事故早期，采用喷射技术利用少部分蒸汽引射空气，为循环提供强有效的驱动力，明显提高事故早期系统的排热能力，有效地减小了空冷器体积，保证核电站的安全。同时，在事故后期利用空气的自然循环可以长期有效地导出堆芯余热。从而，将会使事故条件下核电站的非能动余热排出系统更加安全可靠。
发明内容
本发明的目的在于提供在核电站发生全厂断电事故时，使堆芯能得到长期有效地非能动冷却，确保核电站的安全的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统。
本发明的目的通过以下技术方案来实现：
一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，包括蒸汽发生器、蒸汽上升管段、凝水下降管段、空冷器、气-气喷射器、气-气喷射器入口管段、气-气喷射器出口管段、气-液喷射器、气-液喷射器入口管段、气-液喷射器出口管段、补水箱、给水管段、烟囱以及相关的管道与阀门。蒸汽上升管段一端与蒸汽发生器相连接，另一端与空冷器进汽分配上封头相连接且布置有隔离阀；凝水下降管段一端与空冷器凝水收集下封头相连接，另一端与给水管段连接且布置有隔离阀；气-气喷射器入口管段一端与蒸汽上升管段连接且设置有隔离阀，另一端与气-气喷射器工作喷嘴相连接；气-气喷射器出口管段一端与喷射器出口相连接，另一端与烟囱入口管段相连接且设置隔离阀；气-液喷射器蒸汽入口管段一端与蒸汽上升管段相连接且设置有隔离阀，另一端与气-液喷射器工作喷嘴相连接；气-液喷射器引射水入口管段一端补水箱相连接且设置有隔离阀，另一端与气-液喷射器引射入口连接；气-液喷射器出口管段与蒸汽发生器相连且设置有止回阀。
进一步，如上所述的补水箱位于蒸汽发生器的下方，补水箱上端与蒸汽上升管段相连接且设置有隔离阀，补水箱下端与气-液喷射器引射水入口管段相连接且布置有隔离阀；上述隔离阀在蒸汽发生器水位降低到一定值时自动打开，使得蒸汽发生器与补水箱形成连通回路，利用蒸汽发生器产生的蒸汽通过气-液喷射器引射补水箱内的水，对蒸汽发生器进行非能动补水。
进一步，如上所述的给水管段上设置有止回阀，防止蒸汽发生器中的水或蒸汽倒流。
进一步，如上所述空冷器上方布置有气-气喷射器，每一个空冷器搭配一个气-气喷射器使用，采用一组多或多组并联的方式布置在蒸汽发生器上方。
进一步，如上所述空冷器采用翅片管或其他强化换热管，采用竖直或者水平向下倾斜方式布置，有利于凝水及时排入到凝水下降管道，防止空冷器中换热管发生堵塞。
进一步，如上所述的气-气喷射器布置在空冷器上方，结构上包括工作喷嘴、接受室、混合段和扩散段。其工作过程为高温高压的蒸汽通过喷嘴近似绝热膨胀，速度提高压力降低，在喷嘴出口形成低压区，将外部的空气引射进空冷器筒体进行热交换；在混合段中，蒸汽和空气进行混合，混合的后的气体具有比较高压力，在扩散段中混合气体的压力将进一步提升。此过程不需要消耗机械能，运行可靠性高。
进一步，如上所述的气-气喷射器优点在于：高压蒸汽通过引射外部的空气，大大增加了空冷器中空气的质量流量和流动速度，有效的增强了空冷器的换热能力。同时，高压的蒸汽通过气-气喷射器引射外部空气可以为冷却回路提供较大的驱动力，能够快速有效的带走空冷器的管束中蒸汽的热量。
本发明的有益效果在于：
当核电站发生全厂断电事故时，本系统可以通过非能动的方式长期有效地排出堆芯余热，确保核电站的安全。
本系统利用蒸汽发生器产生的一小部分蒸汽引射足量的空气，通过空冷的方式来冷凝蒸汽发生器产生的绝大部分蒸汽，不仅避免了蒸汽直接排放造成浪费，同时大大增加了系统的运行时间。
本系统利用蒸汽发生器产生的蒸汽通过气-液喷射器引射补水箱内的水对蒸汽发生器进行非能动补水，避免了在高处布置补水箱，补水方式更加安全可靠。
本系统采用空冷器通过空冷的方式排出堆芯余热，避免在安全壳高处布置较大的冷却水箱，消除了安全隐患。同时，本系统以大气环境为最终热阱，有效地解决了核电站非能动余热排出系统无法长期持续运行的难题。
本系统采用喷射技术通过非能动的方式有效地提高了空冷器的换热系数，大大减小了空冷器的体积。
本系统采用喷射技术利用少部分蒸汽引射空气，为循环提供强有效的驱动力，提高事故早期系统的排热能力，避免了事故早期直接空冷可能造成无法及时排出余热的隐患。同时，本系统在事故后期也可利用空气的自然循环长期有效地导出堆芯余热，确保核电站的安全。
附图说明
图1为本发明一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统的结构示意图。
具体实施方式
下面结合附图，对本发明的具体实施方式作进一步说明：
本发明提供的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统。结合图1，所述系统包括：蒸汽发生器1、蒸汽上升管段101、凝水下降管段102、空冷器3、气-气喷射器7、气-气喷射器入口管段104、气-气喷射器出口管段105、气-液喷射器11、气-液喷射器入口管段107、气-液喷射器出口管段110、补水箱13、给水管段103、烟囱9以及相关的管道与阀门。其中，蒸汽上升管段101一端与蒸汽发生器1相连接，另一端与空冷器3进汽分配上封头相连接且布置有隔离阀2；凝水下降管段102一端与空冷器3凝水收集下封头相连接，另一端与给水管段103连接且布置有隔离阀4；气-气喷射器入口管段104一端与蒸汽上升管段101连接且设置有隔离阀6，另一端与气-气喷射器7的工作喷嘴相连接；气-气喷射器出口管段105一端与气-气喷射器7的出口相连接，另一端与烟囱入口管段相连接且设置隔离阀8；补水箱入口管段108一端与蒸汽上升管段101相连接且设置有隔离阀12；补水箱下端与气-液喷射器11的引射水入口管段109相连接且布置有隔离阀14；气-液喷射器11的出口管段110与给水管段103相连接，且给水管段103上布置有止回阀5。
当核电站发生全厂断电事故时，系统投入运行。蒸汽上升管段101上的隔离阀2自动打开，蒸汽发生器1内的水加热产生高温高压蒸汽，通过蒸汽上升管段101进入空冷器3进行热交换，将热量传递给大气环境(最终热阱)，冷凝的水流入凝水下降管段102，然后通过给水管段103回到蒸汽发生器1内。当蒸汽发生器1中的水位降低达到一定水位时，隔离阀10、隔离阀12和隔离阀14均自动打开，蒸汽发生器1和补水箱13构成连通回路，利用高温高压的蒸汽通过气-液喷射器11来引射补水箱13中的水，气-液喷射器11的出口管段110与给水管段103相连接，从而实现非能动的方式对蒸汽发生器1进行补水，补偿蒸汽发生器1内水位的降低。
随着事故的进行，补水箱13中的水会被逐渐耗尽，蒸汽发生器1中的水位也会随之下降。当蒸汽发生器1中的水位降低到临界值时，隔离阀6、隔离阀10、隔离阀12和隔离阀14均自动关闭，此时系统已经运行了较长时间，堆芯的衰变热功率也下降到了一个较低水平。系统可通过空冷器3进口和烟囱9出口空气的密度差进行自然循环，长期导出堆芯余热。
本系统利用蒸汽上升管段101与冷凝管段102中蒸汽和凝水的密度差，通过非能动的自然循环将蒸汽发生器1里的热量导入到大气环境(最终热阱)。本系统不仅能在事故早期利用气-气喷射器7为冷却循环增加较大的驱动力以及增强空冷器的换热能力，保证能在事故早期及时排除堆芯余热。同时，在事故后期也可利用空气的自然循环长期地导出堆芯余热，确保核电站的安全。
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 (10)

1.一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：系统包括蒸汽发生器、蒸汽上升管段、凝水下降管段、空冷器、气-气喷射器、气-气喷射器入口管段、气-气喷射器出口管段、气-液喷射器、气-液喷射器入口管段、气-液喷射器出口管段、补水箱、给水管段、烟囱以及相关的管道与阀门。
2.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：蒸汽上升管段与空冷器进汽分配封头相连接且布置有隔离阀，空冷器凝水收集封头与凝水下降管段连接且布置有隔离阀。
3.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：空冷器布置在蒸汽发生器上方，采用竖直或者水平向下倾斜方式布置，进汽分配封头高于凝水收集封头。
4.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：空冷器采用翅片管或其它管外强化换热管作为换热元件，空冷器筒体上部和下部设置有渐缩式开口。
5.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：气-气喷射器布置在空冷器上方，在结构上包括工作喷嘴、接受室、混合段和扩散段。
6.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：气-气喷射器入口管段一端与蒸汽上升管线连接且设置有隔离阀，另一端与气-气喷射器工作喷嘴相连接；气-气喷射器出口管段一端与喷射器出口相连接，另一端与烟囱入口管段相连接且设置隔离阀。
7.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：气-液喷射器蒸汽入口管线与蒸汽上升管段相连接且设置有隔离阀，气-液喷射器引射水入口管线与补水箱相连接且设置有隔离阀，气-液喷射器出口管线与蒸汽发生器相连且设置有止回阀。
8.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：补水箱布置在蒸汽发生器下方。
9.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：给水管段上设置有止回阀，凝水只能从凝水下降管段流向蒸汽发生器。
10.根据权利要求1所述的一种采用喷射技术的核电站非能动余热排出系统，其特征在于：烟囱为核电站排放废气的烟囱或其它烟囱。
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