CN108831573A - 一种核电站二次侧非能动余热排出安全系统 - Google Patents

Abstract

本发明提供的是一种核电站二次侧非能动余热排出安全系统。包括汽轮机、风机、空冷器和应急补水箱，蒸汽发生器通过管道分别连接所述空冷器、汽轮机和应急补水箱，汽轮机的输出带动风机对空冷器进行冷却，蒸汽发生器与空冷器和汽轮机的连接管道上分别设置第一隔离阀和第二隔离阀，应急补水箱的出口管道上设置第三隔离阀再与空冷器的出口管道并联后经止回阀接入蒸汽发生器。本发明能够在核电站全厂断电以及堆芯余热排出能力丧失的事故工况下，实现余热导出。整个过程以非能动的方式运行。利用空冷设备，将安全隐患降低到最小。取代了以往设计中由于水箱布置方式而带来的安全隐患，同时具有结构简单，布置方便等优点。

Description

一种核电站二次侧非能动余热排出安全系统

技术领域

本发明涉及的是一种核电站余热排出系统，具体地说是一种核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统。

背景技术

核电站发生全厂断电事故后，主泵停止工作，反应堆冷却剂流量迅速下降，蒸汽发生器二次侧的给水能力下降，堆芯产生的热量在反应堆冷却剂系统堆积，导致整个系统温度升高。发生全厂断电事故后，余热能否长期有效排出，关系到核电站的安全。以往核电站在断电的事故工况下，仅通过辅助给水系统的气动泵向蒸汽发生器二次侧提供给水。这种依靠能动设备的事故应对措施在事故工况下会有失效的可能，不能保证核电站的安全。非能动技术作为一种成熟可靠的先进技术被广泛认可，应用于核电站断电事故工况下蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出系统。在第三代AP1000中，通过将水箱布置在安全壳上侧，将堆芯热量最终导入到水箱内，但这种结构增大了安全壳结构设计难度以及抗震设计难度，存在较高的安全隐患。

公开号为CN102867548A的专利文件中公开的“一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出系统”，其主要包括蒸汽发生器、换料水箱、非能动余热排出热交换器、压力容器及相关管道与阀门。系统包括两个供水系列，每个供水系列连接一个辅助给水水箱。在全厂断电事故工况下，由于主泵停运，非能动二次侧余热排出系统利用系统在反应堆部分以及在蒸汽发生器部分的温差以及高度差，具有一定的自然循环能力，将反应堆的热量向蒸汽发生器传递，完成反应堆冷却剂回路的自然循环，进而导出余热。上述专利文件中所述的非能动系统通过设置水箱的方式进行余热排出，由于水箱布置方式存在安全隐患，且系统并不是完全采用非能动方式进行余热排出，能动系统可能无法正常工作，在事故工况下冷凝效率较低。且在事故早期直接利用水冷可能造成无法及时排出堆芯余热的隐患。

发明内容

本发明的目的在于提供一种整个过程以非能动的方式运行，结构简单，布置方便的核电站二次侧非能动余热排出安全系统。

本发明的目的是这样实现的：

包括汽轮机、风机、空冷器和应急补水箱，蒸汽发生器通过管道分别连接所述空冷器、汽轮机和应急补水箱，汽轮机的输出带动风机对空冷器进行冷却，蒸汽发生器与空冷器和汽轮机的连接管道上分别设置第一隔离阀和第二隔离阀，应急补水箱的出口管道上设置第三隔离阀再与空冷器的出口管道并联后经止回阀接入蒸汽发生器。

本发明还可以包括：

1.所述空冷器为翅片空冷器。

2.所述的翅片空冷器冷却后的气体通过烟囱处理。

本发明提供了一种核电站二次侧非能动余热排出系统，在发生全厂断电，同时能动堆芯余热排出系统丧失工作能力，蒸汽发生器连接的隔离阀开启，利用小部分从蒸汽发生器出来的高温高压蒸汽进入汽轮机做功为驱动力，带动汽轮机叶轮转动输出机械能从而带动风机转动，排送气体到空冷器，最后利用蒸汽与凝水的密度差流回实现整个循环；蒸汽发生器下方设置有止回阀，防止回流。整个系统以非能动的方式经行空冷运行，实现长期导出堆芯余热，维持核电站反应堆余热排出安全状态的余热排出系统。

本发明的技术方案主要包括汽轮机、风机、翅片空冷器、应急补水箱；所述的翅片空冷器与蒸汽发生器通过管道相连接，所述的蒸汽发生器的部分蒸汽与应急补水箱连接。本发明的主要特点体现在：

1.如上所述的核电站非能动余热排出系统，翅片空冷器除被作为冷却蒸汽的设备，靠重力流出的冷却水还作为应急补水的一部分提供给蒸汽发生器。

2.如上所述的核电站非能动余热排除系统，少部分由蒸汽发生器排出的高温高压气体进入汽轮机，将热能转换为机械能带动叶轮转动。

3.如上所述的核电站非能动余热排出系统，利用风机实现整个空冷过程，依靠汽轮机输出的机械功带动风机工作，在断电的事故工况下仍然可以长期运行工作。其中，所述的风机排出的空气作为冷却介质输送到翅片空冷器，冷却主管路的蒸汽。

4.如上所述的核电站非能动余热排出系统，其中，所述的翅片空冷器冷却后的气体通过烟囱处理，液体依靠自身重力沿凝水下降管道流回。

与现有技术相比，本发明的有益效果如下：

(1)本发明采用完全非能动的形式，在保证安全功能的基础上，提高了系统的可靠性，降低了核电站事故发生的概率，提高了核电站的安全性。

(2)本发明的二次侧非能动余热排出系统，保证了断电的事故工况下，反应堆堆芯余热能够被很好地排出，降低了断电事故工况下发生爆炸的概率，降低了二次侧放射性泄露的风险。

(3)本发明中的二次侧余热排出系统，采用空冷形式，具有结构简单，便于布置，可控性较强，安全性较好；克服传统水箱带来的安全隐患，如占用体积大、布置在安全壳上部、结构难以设计等。

(4)本发明在设有应急补水箱的同时，翅片空冷器的排出水也能通过主管路流回给水入口，减小因为补水不足造成蒸汽发生器出现故障的概率，有效将事故发生的概率降低到最小。

本发明利用高温高压蒸汽作为驱动力，带动汽轮机叶轮转动输出机械能从而带动风机转动，利用风机将排送气体到空冷器，利用蒸汽和凝水的密度差流回蒸汽发生器，实现整个循环。该系统能够在核电站全厂断电以及堆芯余热排出能力丧失的事故工况下，实现余热导出。整个过程以非能动的方式运行。利用空冷设备，将安全隐患降低到最小。取代了以往设计中由于水箱布置方式而带来的安全隐患，同时具有结构简单，布置方便等优点。

附图说明

图1为本发明的核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统示意图。

具体实施方式

下面举例对本发明做更详细的描述。

图1体现了本发明的整体结构，图中：1为蒸汽发生器、2为汽轮机、3为风机、4为翅片空冷器、5为应急补水箱、6为烟囱，7为第二隔离阀、8为第一隔离阀、9为第三隔离阀、10为止回阀、11为蒸汽上升管道、12为凝水下降管道，图中还包括其他的阀门与管道。

蒸汽上升管段与汽轮机进气之间布置第二隔离阀7，蒸汽上升管段与翅片空冷器之间布置第一隔离阀8，蒸汽发生器下方设置止回阀10。

空冷器4布置在风机3正上方，其中，汽轮机2与风机3之间采用同轴布置方式。

空冷器采用翅片管或者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分别设置有进气口和排气口。

翅片空冷器设置在设备上端，翅片空冷器后面接凝水下降管段，利用蒸汽凝水密度差形成循环。

翅片空冷器上侧的烟囱6为核电站排放废气的烟囱或其它烟囱。

蒸汽发生器上方的蒸汽上升管段一个支路连接汽轮机进气口，另一个支路连接空冷器进气口，汽轮机出气口连接有乏气排出管段，空冷器出气口连接有凝水下降管段，凝水下降管段另一侧接回蒸汽发生器。

包括非能动应急补水箱5，所述的应急补水箱通过安全注入管线与蒸汽发生器连通，注入管线上设有由蒸汽发生器压力低信号触发开启的第三隔离阀9，提高了事故后应急水源的可靠性。本发明的冷却过程采用空冷设备，由于翅片空冷器4具有结构简便、体积较小等优点，便于布置在安全壳内，减少了外部灾害对传统换热水箱安全性的影响，克服了水箱换热难以布置、可控性差的缺点。

同时，本发明的二次侧非能动余热排出系统的管线上游连接汽轮机2及风机3，高温高压的蒸汽大部分进入换热设备进行自然循环换热，通入汽轮机的蒸汽带动叶轮做功，风机转动，将空气导入翅片空冷器。另外，本发明的二次侧非能动余热排出系统，内置的应急水箱直接作为事故后的蒸汽发生器的供水来源，翅片空冷器中冷却的水依靠自身重力作用经过凝水下降管道流回蒸汽发生器，作为补水来源，保证了循环的完整性。由于本发明的二次侧非能动余热排出系统，所述的应急补水箱通过管线与设置在上方的翅片空冷器相连接，共同作为补水装置，在保证安全性的前提下，不仅简化了系统的设备，又提高了核电站设计的经济性。本发明的二次侧非能动余热排出系统，能够在事故发生断电情况下，不依靠系统外力，进行余热排出冷却，能够实现长期余热排出。

Claims (3)

1.一种核电站二次侧非能动余热排出安全系统，包括汽轮机、风机、空冷器和应急补水箱，其特征是：蒸汽发生器通过管道分别连接所述空冷器、汽轮机和应急补水箱，汽轮机的输出带动风机对空冷器进行冷却，蒸汽发生器与空冷器和汽轮机的连接管道上分别设置第一隔离阀和第二隔离阀，应急补水箱的出口管道上设置第三隔离阀再与空冷器的出口管道并联后经止回阀接入蒸汽发生器。

2.根据权利要求1所述的核电站二次侧非能动余热排出安全系统，其特征是：所述空冷器为翅片空冷器。

3.根据权利要求1或2所述的核电站二次侧非能动余热排出安全系统，其特征是：所述的翅片空冷器冷却后的气体通过烟囱处理。