CN111986824A - 适用于浮动核电站的非能动余热排出系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，包括安全壳，其特征是还包括水箱、上升管和换热器，水箱为壶状结构，水箱的内腔设置有纵向隔板，纵向隔板将水箱的内腔分隔为第一腔室和第二腔室，纵向隔板上开设有一个以上的第一通孔，第二腔室的外侧壁上开设有第二通孔，上升管为L状结构，上升管的垂直段底端与第一腔室的顶部连通，上升管的直径与第二通孔的直径相同，所有第一通孔的面积之和等于第二通孔的面积，水箱通过支架固定在甲板上并使水箱的底部高于反应堆堆芯，换热器位于第一腔室内，换热器的进水口和出水口分别与一回路主冷却剂系统的管道热段和管道冷段相连。本发明结构简单、制作容易、运行稳定、安全可靠。

Description

适用于浮动核电站的非能动余热排出系统
技术领域
本发明涉及堆芯余热导出，具体而言是适用于浮动核电站的非能动余热排出系统。
背景技术
核反应堆停堆以后，裂变产物仍会产生大量的衰变热，热量的累积可能使燃料元件包壳损坏，进而导致放射性释放。为了导出堆芯余热，浮动核电站通常配置有余热排出系统。
余热排出系统包括能动余热排出系统和非能动余热排出系统，其中非能动余热排出系统不需要外部动力驱动，利用液体产生的密度差或位差，提供自然循环的驱动力，将反应堆余热导出。
浮动核电站属于“孤岛”运行，一旦系统故障或丧失厂内电源，能动余热排出系统将无法正常运行。为确保反应堆安全，达到先进核电安全水平，必须配置非能动余热排出系统。
陆上核电站非能动余热排出系统，往往在安全壳内设置足够大的余热排出水箱。而浮动核电站空间有限，无法容纳大水箱；同时，采用大容量的高位水箱对浮动核电站的“稳性”还会产生不利影响。另外，浮动核电站处于恶劣的海洋环境，常年颠簸摇摆，极端海况下，其纵摇达到±30°而横摇甚至达到±45°。当船体发生大角度摇摆时，水箱随之倾斜，使换热器上部裸露，失去冷却海水，降低换热效率甚至引起换热器传热管过热损坏，导致非能动余热排出系统失效。
针对现有技术的上述不足，本发明提出一种结构简单、制作容易、运行稳定、安全可靠并能保证换热器始终浸没于海水之中的适用于浮动核电站的非能动余热排出系统。
发明内容
本发明的目的是提供一种结构简单、制作容易、运行稳定、安全可靠并能保证换热器始终浸没于海水之中的适用于浮动核电站的非能动余热排出系统。
为实现上述目的，本发明采用如下技术方案：
一种适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，包括安全壳，其特征是还包括水箱、上升管和换热器，水箱为壶状结构，水箱的内腔设置有纵向隔板，纵向隔板将水箱的内腔分隔为第一腔室和第二腔室，第一腔室与第二腔室的容积比为1.2:1-1.5:1，纵向隔板上开设有一个以上的第一通孔，第一通孔的轴线位于换热器的下方并且与换热器的底部垂直距离60mm-80mm，第二腔室的外侧壁上开设有第二通孔，第二通孔的中心距离第二腔室的顶部250mm-300mm，第二通孔的直径为200mm-300mm，上升管为L状结构，上升管的垂直段底端与第一腔室的顶部连通，上升管的水平段位于海水平面以下2800mm-3200mm处，上升管的直径与第二通孔的直径相同，上升管的水平段的轴线与水箱的顶部之间的距离为500mm-600mm，所有第一通孔的面积之和等于第二通孔的面积，水箱布置在安全壳的外侧，水箱通过支架固定在核辅设备舱的三层甲板上并使水箱的底部高于反应堆堆芯，换热器位于第一腔室内，换热器的进水口和出水口分别与一回路主冷却剂系统的管道热段和管道冷段相连。
进一步地，所述纵向隔板为垂直隔板。
进一步地，所述第一通孔为6-8个并且均匀布置。
进一步地，所述换热器为盘管换热器。
本发明的工作情况分述如下：
反应堆正常运行时，电动阀和常闭气动阀均处于关闭状态，本发明不工作。
当浮动核电站发生全厂断电事故时，反应堆停堆，管道热段上的两个串联电动阀开启,管道冷段上的两个并联的常闭气动阀开启一个，本发明投入运行，反应堆内的冷却剂从管道热段通过进水口进入换热器，经换热器被海水冷却后，经出水口流回管道冷段。本发明第二腔室的第二通孔连通大海，可充分利用大海作为热阱，第一腔室则通过上升管与大海相连。海水通过第二通孔进入第二腔室，再通过隔板下部的第一通孔进入第一腔室并向上方流动，冷却换热器后通过上升管流回大海。本发明的换热器的一次侧(管内)自然循环驱动力依靠反应堆内的冷却剂受热后因温度差而产生的密度差提供；换热器的二次侧(管外)的驱动力依靠第一腔室和第二腔室海水的密度差所产生的热推动压头提供。当换热器的一次侧(管内)的冷却剂温度降至100℃以下，并持续72小时后，其他安全系统投入，电动阀和常闭气动阀关闭，本发明停止运行。
本发明调试或维修前，应开启排气阀排除管道及换热器中的不凝结气体。
本发明采用纵向隔板将水箱的内腔分隔为第一腔室和第二腔室，第一腔室减去换热器体积后的有效容积与第二腔室相当。当摇摆的船体向外侧倾斜时，第一腔室高于第二腔室，但纵向隔板限制了第一腔室向第二腔室流入的海水量，保证第一腔室内的海水不会过度流失，从而使换热器的上部不至于裸露；当摇摆的船体向内侧倾斜时，第二腔室高于第一腔室，第二腔室向第一腔室补充海水，保证了第一腔室冷却水源的充足，同时通过第二通孔源源不断地向第二腔室补充海水。
本发明在第一腔室的顶部设置上升管，工作时第一腔室内包围换热器的海水由于温度升高，密度降低，热海水在密度差的作用下通过上升管排向大海，同时，第二腔室向第一腔室补充冷海水，形成海水循环。
采用本发明，能保证换热器始终浸没于海水之中，并且包围换热器的海水在不断地循环之中，从而有效导出堆芯余热。
本发明结构简单、制作容易、运行稳定、安全可靠。
附图说明
图1为本发明的结构示意图；
图2为本发明的水箱、上升管和换热器结构示意图；
图3为本发明的纵向隔板结构示意图。
图中：1-安全壳；2-水箱；2.1-第一腔室；2.2-第二腔室；2.2.1-第二通孔；3-上升管；4-换热器；4.1-进水口；4.2-出水口；5-纵向隔板；5.1-第一通孔；6-管道热段；7-管道冷段；8-支架；9-电动阀；10-排气阀；11-常闭气动阀；12-止回阀。
具体实施方式
以下结合附图及实施例对本发明作进一步的说明，但该实施例不应理解为对本发明的限制。
如图所示的一种适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，包括安全壳1，还包括水箱2、上升管3和换热器4，水箱2为壶状结构，水箱2的内腔设置有纵向隔板5，纵向隔板5将水箱2的内腔分隔为第一腔室2.1和第二腔室2.2，第一腔室与第二腔室的容积比为1.2:1-1.5:1，纵向隔板5上开设有一个以上的第一通孔5.1，第一通孔5.1的轴线位于换热器4的下方并且与换热器4的底部垂直距离60mm-80mm，第二腔室2.2的外侧壁上开设有第二通孔2.2.1，第二通孔2.2.1的中心距离第二腔室2.2的顶部250mm-300mm，第二通孔2.2.1的直径为200mm-300mm，上升管3为L状结构，上升管3的垂直段底端与第一腔室2.1的顶部连通，上升管3的水平段位于海水平面以下2800mm-3200mm处，上升管3的直径与第二通孔2.2.1的直径相同，上升管3的水平段的轴线与水箱2的顶部之间的距离为500mm-600mm，所有第一通孔5.1的面积之和等于第二通孔2.2.1的面积，水箱2布置在安全壳1的外侧，水箱2通过支架8固定在核辅设备舱的三层甲板上并使水箱2的底部高于反应堆堆芯，换热器4位于第一腔室2.1内，换热器4的进水口4.1和出水口4.2分别与一回路主冷却剂系统的管道热段6和管道冷段7相连。
优选的实施例是：在上述方案中，所述纵向隔板5为垂直隔板。
优选的实施例是：在上述方案中，所述第一通孔5.1为6-8个并且均匀布置。
优选的实施例是：在上述方案中，所述换热器4为盘管换热器。
本发明的工作过程如下：当浮动核电站发生全厂断电事故时，反应堆停堆，管道热段6上的两个串联电动阀9开启,管道冷段7上的两个并联的常闭气动阀11开启一个，本发明投入运行，反应堆内的冷却剂从管道热段6通过进水口4.1进入换热器4，经换热器4被海水冷却后，经出水口4.2流回管道冷段7。本发明第二腔室2.2的第二通孔2.2.1连通大海，可充分利用大海作为热阱，第一腔室2.1则通过上升管3与大海相连。海水通过第二通孔2.2.1进入第二腔室2.2，再通过隔板5下部的第一通孔5.1进入第一腔室2.1并向上方流动，冷却换热器4后通过上升管3流回大海。本发明的换热器4的一次侧(管内)自然循环驱动力依靠反应堆内的冷却剂受热后因温度差而产生的密度差提供；换热器4的二次侧(管外)的驱动力依靠第一腔室2.1和第二腔室2.2海水的密度差所产生的热推动压头提供。当换热器4的一次侧(管内)的冷却剂温度降至100℃以下，并持续72小时后，其他安全系统投入，电动阀9和常闭气动阀11关闭，本发明停止运行。
本说明书中未做详细描述的内容，属于本专业技术人员公知的现有技术。

Claims (5)

1.一种适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，包括安全壳(1)，其特征在于：还包括水箱(2)、上升管(3)和换热器(4)，水箱(2)为壶状结构，水箱(2)的内腔设置有纵向隔板(5)，纵向隔板(5)将水箱(2)的内腔分隔为第一腔室(2.1)和第二腔室(2.2)，第一腔室与第二腔室的容积比为1.2:1-1.5:1，纵向隔板(5)上开设有一个以上的第一通孔(5.1)，第一通孔(5.1)的轴线位于换热器(4)的下方并且与换热器(4)的底部垂直距离60mm-80mm，第二腔室(2.2)的外侧壁上开设有第二通孔(2.2.1)，第二通孔(2.2.1)的中心距离第二腔室(2.2)的顶部250mm-300mm，第二通孔(2.2.1)的直径为200mm-300mm，上升管(3)为L状结构，上升管(3)的垂直段底端与第一腔室(2.1)的顶部连通，上升管(3)的水平段位于海水平面以下2800mm-3200mm处，上升管(3)的直径与第二通孔(2.2.1)的直径相同，上升管(3)的水平段的轴线与水箱(2)的顶部之间的距离为500mm-600mm，所有第一通孔(5.1)的面积之和等于第二通孔(2.2.1)的面积，水箱(2)布置在安全壳(1)的外侧，水箱(2)通过支架(8)固定在核辅设备舱的三层甲板上并使水箱(2)的底部高于反应堆堆芯，换热器(4)位于第一腔室(2.1)内，换热器(4)的进水口(4.1)和出水口(4.2)分别与一回路主冷却剂系统的管道热段(6)和管道冷段(7)相连。
2.根据权利要求1所述的适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，其特征在于：所述纵向隔板(5)为垂直隔板。
3.根据权利要求1或2所述的适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，其特征在于：所述第一通孔(5.1)为6-8个并且均匀布置。
4.根据权利要求1或2所述的适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，其特征在于：所述换热器(4)为盘管换热器。
5.根据权利要求3所述的适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，其特征在于：所述换热器(4)为盘管换热器。
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