CN111415764A - 一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，包括核反应堆主体、换热器、热交换设备以及冷却器，所述换热器包括一次高压介质腔、传热介质腔以及二次高压介质腔，所述一次高压介质腔通过管道与核反应堆主体相连接，所述传热介质腔通过管道与冷却器相连接，所述二次高压介质腔通过管道与热交换设备相连接，所述传热介质腔的进出管道上设有压力报警器。本发明设置有带传热介质腔的换热器，传热介质腔内填充铅基合金材料，当换热器因为热应力、材料疲劳等原因出现破损，发生核泄漏以后，通过对铅基合金传热介质腔的压力监控和传递，实现核泄漏报警，而且铅基合金材料有吸收中子的作用，可以避免或者减少核泄漏的危害。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆安全技术领域，更具体地涉及一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统。
背景技术
核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆。核能主要用于发电、核能供热、核动力等。
核电站在运行过程中产生大量放射性物质，如何使这些放射性不对电站工作人员和电站周围居民的健康造成损害，如何使这些放射性不影响核电站所有设备的安全正常运转,如何保证核电站不对环境产生污染等,均属核电站安全所要考虑的问题。核电站安全的主要目标是保护站区工作人员和周围居民在所有运行时和事故时受到的放射性辐照剂量达到合理可行的尽可能低的水平，以及对环境的影响不超过规定的水平。为确保核电站安全，世界上所有发展核电的国家都制定各自的安全标准和规定，包括在核电站选址、设计、建造、运行各阶段所应采取的一系列措施，以及对从建造到退役的整个过程应进行的评价。
应急余热排出系统作为反应堆的专设安全系统之一，它的设计和研究，对提高反应堆的固有安全性具有重要的意义,目前，核电站反应堆的应急余热排出系统一般采用非能动三回路设计，中间回路介质为高压水，中间回路位于一回路与三回路之间，一回路位于反应堆主容器内。该系统设置在蒸汽发生器二次侧，主要设备有：冷凝器、冷却水箱和相应的管道、阀门。在事故工况下，蒸汽发生器的主给水和主蒸汽管线被隔离，应急余热排出系统投运，中间回路水进入蒸汽发生器，受一回路铅加热产生蒸汽，蒸汽通过自然循环进入应急余热排出系统的冷凝器，冷凝器以三回路的冷却水箱为冷源，将蒸汽冷凝成水，冷凝水靠重力返回蒸汽发生器，再次产生蒸汽，形成循环，最终将反应堆余热排往热阱—水箱中的冷却水。该系统运行初期，中间回路的低温水将会对蒸汽发生器造成热冲击，降低蒸汽发生器使用寿命，甚至引发设备失效从而造成事故的恶化。
另外，在核电站反应堆在日常进行换热工作时，由于冷热温差产生的热应力影响以及传热介质和换热设备之间的材料疲劳等原因，很容易造成换热设备破损泄漏，由此带来核反应堆对外界产生核辐射等恶劣影响，因此有必要设计一种新型的核能热力系统，提高核能应用安全性和系统热效率，弥补现存技术的不足。
为了解决上述问题，特此提出本发明。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，避免或者减少核能反应堆进行换热工作时出现的核泄漏进入终端热力系统，同时，利用铅基合金材料进行应急余热处理，实现快速传热，降低系统风险。
本发明的目的通过下述技术方案来实现：
一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，包括核反应堆主体、换热器、热交换设备以及冷却器，所述换热器包括一次高压介质腔、传热介质腔以及二次高压介质腔，所述一次高压介质腔通过管道与核反应堆主体相连接，所述传热介质腔通过管道与冷却器相连接，所述二次高压介质腔通过管道与热交换设备相连接。
进一步的，在所述换热器中，所述一次高压介质腔中填充一次高压介质，所述传热介质腔填充传热介质，二次高压介质腔填充二次高压介质，一次高压介质将热量传递给传热介质，传热介质将热量传递给二次高压介质，所述一次高压介质和二次高压介质，不直接进行热量传递。
优选的,所述传热介质腔的进出管道上设有压力报警器。
进一步的，核反应堆主体中包括反应器，所述反应器通过管道与换热器的进出口相连接。
进一步的，还设有稳压器，所述稳压器安装在连接反应器和换热器之间的管道上。
进一步的，还设有驱动泵，所述驱动泵安装在连接换热器和冷却器之间的管道上。
优选的，所述传热介质腔填充有铅基合金材料；所述驱动泵是电磁泵。
进一步的，所述冷却器置于冷却水池中。
优选的，所述热交换设备为终端热力系统。
进一步的，所述核反应堆主体和换热器之间的管道上设置有水泵；所述换热器和热交换设备之间的管道上设置有水泵。
与现有核能热力系统相比，本发明的有益效果在于：
1.本发明中的带有压力监测及应急余热排出的核能热力系统设置有带传热介质腔的换热器，传热介质腔内填充铅基合金材料，铅基合金材料一直处于液体状态，当带传热介质腔的换热器因为热应力、材料疲劳等原因出现破损，发生核泄漏以后，通过铅基合金传热介质腔的压力监控和传递，实现核泄漏报警，而且铅基合金材料有吸收中子的作用，可以避免或者减少核泄漏的危害。
2.换热器填充铅基合金材料的传热介质腔进出口连接外部冷却器或者蒸汽发生器，可以作为核反应的应急余热排出换热系统使用，利用铅基低熔点合金材料的高导热性、优良的流动性和耐高温性实现应急余热的及时排出。
附图说明
通过阅读参照以下附图对非限制性实施例所作的详细描述，本发明的其它特征、目的和优点将会变得更明显：
图1为本发明核能热力系统整体框图。
图2为实施例2一种换热器的爆炸图。
图3为实施例2所述夹层结构正面结构示意图。
图4为实施例2所述换热器正面结构示意图。
以下是本核能热力系统中附图的标注，通过附图说明和对应的标注，可以清楚地理解本产品。
1-核反应堆；11-稳压器；12-反应器；2-换热器；20一次高压介质腔20；21-传热介质腔；211-夹层结构；212-一次腔；213-二次腔；214-进出孔；22-二次高压介质腔；23-上汇集管；24-下汇集管；25-固定夹板；26-上导杆；27-下导杆；28-卡槽；29-紧固螺栓及螺母；3-压力报警器；30-固定孔；31-一次高压进出口；32-二次高压进出口；33-进出水接头；4-驱动泵；5-热交换设备；6-冷却水池；61-冷却器；7-水泵。
具体实施方式
为使本发明实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解，下面结合具体实施方式，进一步阐述本发明。
实施例1
参照图1，一种带有压力监测及应急余热排出的核能热力系统，包括核反应堆主体1、换热器2、热交换设备5以及冷却器61，所述换热器2包括一次高压介质腔20、传热介质腔21以及二次高压介质腔22，所述一次高压介质腔20通过管道与核反应堆主体1相连接，所述一次高压介质腔20中填充高压介质，所述高压介质将核反应堆主体1中的热量带出，所述传热介质腔21通过管道与冷却器61相连接，所述二次高压介质腔22通过管道与热交换设备5相连接；在换热器2中，所述传热介质腔21填充传热介质，在换热器2中，一次高压介质腔20填充一次高压介质，一次高压介质将热量传递给传热介质腔21中的传热介质，二次高压介质腔22填充二次高压介质，所述传热介质将热量传递给二次高压介质，所述一次高压介质和二次高压介质，不直接进行热量传递。同时，一次高压介质腔20和二次高压介质腔22为相对独立的结构腔体，两个结构腔体之间没有包含或重叠的部分。
优选的，所述热交换设备5为终端热力系统，所述二次高压介质为高温热水，这种结构的好处在于，核电站发生故障时，应急余热排出系统启动，核反应堆主体1释放热量，核反应堆出现核泄漏时，一次高压介质有可能携带泄漏物质，一次高压介质与传热介质进行热量交换，传热介质在于二次高压介质进行热量交换，避免泄漏物质污染终端热力系统，在实现快速传热的同时，降低了终端热力系统的风险。
优选的，所述传热介质腔的进出管道上设有压力报警器3，用于监测管道内的压力变化，一旦换热器2破损发生核泄漏，压力报警器3发出警报信息，整个系统停止运转，传热介质腔上设置有压力排泄口，可以将传热介质排出，避免泄漏物质进一步污染终端热力系统。
进一步的，所述传热介质腔21填充有铅基合金材料，所述铅基合金材料是一种低熔点、在低温环境下呈液体状态的合金材料，由铅、铟、锡配制而成，具有吸收核反应中子的作用，能够进一步避免泄漏物质进一步污染终端热力系统。
具体的，所述核反应堆主体1中包括反应器12，所述反应器12通过管道与换热器2的进出口相连接。
所述核反应堆主体1和换热器2之间的管道上设置有水泵7，所述水泵7用于驱动一次高压介质在核反应堆主体1和换热器2之间流动。
优选的，还设有稳压器11，所述稳压器11安装在反应器12和换热器2连接的管道上，用于调节和稳定系统压力。
所述换热器2和热交换设备5之间的管道上设置有水泵7，所述水泵7用于驱动二次高压介质在换热器2和热交换设备5之间流动。
优选的，所述一次高压介质和二次高压介质在各自的管路中均为顺时针流动。
换热器2可以是带夹层结构的板式换热器、壳管式换热器以及其他形式的换热器。
所述带夹层结构的换热器2是一种冷热流体进行热交换的设备，其冷热流体之间的夹层里面填充铅基合金材料，并设置有进出孔。
所述带夹层结构的换热器2可以是带夹层结构的板式换热器、壳管式换热器以及其他形式的换热器。
还设有驱动泵4，所述驱动泵4安装在连接换热器2和冷却器61管道上，用于驱动传热介质在换热器2和冷却器61之间的管道中流动。
进一步的，所述驱动泵4是电磁泵，所述电磁泵4是驱动铅基合金材料流动的动力设备，主要用过磁场和电场的相互作用产生电磁力驱动合金材料流动，用于驱动铅基合金在换热器2和冷却器61之间的管道中流动。
所述带夹层结构的换热器2分别与反应器12和热交换设备5连接，其夹层结构上的进出孔与冷却器61连接。
所述热交换设备5是蒸汽发生器、散热器任何能够吸收热量的设备中的一种。
所述冷却器61置于冷却水池6中，所述冷却水池是水箱、蒸汽发生器中的任何一种，用于将冷却水池6中的热量及时运出系统。
本发明设置有热交换设备5和冷却器61，传热介质在传递热量的同时也能够通过冷却器61及时对传热介质进行降温处理，增加核反应中热量传递的效率，能够及时将核反应的热量散出。
本实施例中，所述系统利用带有充满铅基合金材料的换热器作为核反应堆的换热设备，当换热器因为热应力、材料疲劳等原因出现破损，发生核泄漏以后，通过传热介质腔的压力监控和传递，实现核泄漏报警，而且铅基合金材料有吸收中子的作用，可以避免或者减少核泄漏的危害。与此同时，换热器传热介质腔进出口连接外部换热器或者蒸汽发生器，可以作为核反应的应急余热排出换热系统使用，利用铅基合金材料的高导热性、优良的流动性和耐高温性实现应急余热的及时排出。
实施例2
参照图2，一种换热器，带有夹层结构，所述换热器包括一次高压介质腔20、传热介质腔21以及二次高压介质腔22，所述传热介质腔21包括若干个叠在一起的夹层结构211，所述夹层结构211设有空腔，所述空腔内填充传热介质，所述夹层结构211设有一次腔212和二次腔213，所述一次腔212和二次腔213穿过夹层结构211的侧壁，所述一次腔212和二次腔213的侧壁位于空腔内，若干个夹层结构211的一次腔212形成包含一个腔体的一次高压介质腔，若干个二次腔213形成包含一个腔体的二次高压介质腔，相邻夹层结构211的一次腔212之间设有垫圈，相邻夹层结构211的二次腔213之间设有垫圈，所述垫圈为了密封性，防止一次高压介质和二次高压介质漏出。
所述夹层结构211上下两端分别设有进出孔214，所述进出孔214与空腔相连通，同时，进出孔214分别与上汇集管23和下汇集管24相连通。所述上汇集管23和下汇集管24设有进出口。
所述上汇集管23的进出口连接有压力报警器。
还包括两个固定夹板25，所述固定夹板25上下两端设有固定孔30，所述固定夹板25的侧面设有卡槽28，所述固定夹板25位于传热介质腔21的两侧，所述上导杆26和下导杆27穿过固定孔30，所述紧固螺栓及螺母29与卡槽28相匹配，通过上导杆26、下导杆27以及紧固螺栓及螺母29将若干个夹层结构211紧密叠夹在一起。在固定夹板25上与一次高压介质腔20相对应的位置上设有一次高压进出口31，在固定夹板25上与一次高压介质腔20相对应的位置上设有一次高压进出口31，在固定夹板25上与二次高压介质腔20相对应的位置上设有二次高压进出口32。
所述一次高压进出口31和二次高压进出口32连接有进出水接头33。
以上显示和描述了本发明的基本原理和主要特征和本发明的优点，对于本领域技术人员而言，显然本发明不限于上述示范性实施例的细节，而且在不背离本发明的精神或基本特征的情况下，能够以其他的具体形式实现本发明。因此，无论从哪一点来看，均应将实施例看作是示范性的，而且是非限制性的，本发明的范围由所附权利要求而不是上述说明限定，因此旨在将落在权利要求的等同要件的含义和范围内的所有变化囊括在本发明内。不应将权利要求中的任何附图标记视为限制所涉及的权利要求。
此外，应当理解，虽然本说明书按照实施方式加以描述，但并非每个实施方式仅包含一个独立的技术方案，说明书的这种叙述方式仅仅是为清楚起见，本领域技术人员应当将说明书作为一个整体，各实施例中的技术方案也可以经适当组合，形成本领域技术人员可以理解的其他实施方式。
Claims (10)
1.一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，其特征在于：包括核反应堆主体(1)、换热器(2)、热交换设备(5)以及冷却器(61)，所述换热器(2)包括一次高压介质腔(20)、传热介质腔(21)以及二次高压介质腔(22)，所述一次高压介质腔(20)通过管道与核反应堆主体(1)相连接，所述传热介质腔(21)通过管道与冷却器(61)相连接，所述二次高压介质腔(22)通过管道与热交换设备(5)相连接。
2.根据权利要求1所述核能热力系统，其特征在于：在所述换热器(2)中，所述一次高压介质腔(20)中填充一次高压介质，所述传热介质腔(21)填充传热介质，二次高压介质腔(22)填充二次高压介质，一次高压介质将热量传递给传热介质，传热介质将热量传递给二次高压介质，所述一次高压介质和二次高压介质，不直接进行热量传递。
3.根据权利要求1或2所述核能热力系统，其特征在于：所述传热介质腔(21)的进出管道上设有压力报警器(3)。
4.根据权利要求1或2所述核能热力系统，其特征在于：核反应堆主体(1)中包括反应器(12)，所述反应器(12)通过管道与换热器(2)的进出口相连接。
5.根据权利要求4所述核能热力系统，其特征在于：还设有稳压器(11)，所述稳压器(11)安装在连接反应器(12)和换热器(2)之间的管道上。
6.根据权利要求1或2所述核能热力系统，其特征在于：还设有驱动泵(4)，所述驱动泵(4)安装在连接换热器(2)和冷却器(61)之间的管道上。
7.根据权利要求6所述核能热力系统，其特征在于：所述传热介质腔填充有铅基合金材料；所述驱动泵(4)是电磁泵。
8.根据权利要求7所述核能热力系统，其特征在于：所述冷却器(61)置于冷却水池(6)中。
9.根据权利要求2所述核能热力系统，其特征在于：所述热交换设备(5)为终端热力系统。
10.根据权利要求2所述核能热力系统，其特征在于：所述核反应堆主体(1)和换热器(2)之间的管道上设置有水泵(7)；所述换热器(2)和热交换设备(5)之间的管道上设置有水泵(7)。
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