CN112216413B - 非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆,所述非能动余热导出系统包括容器、堆芯、第一连接管、第一换热器、第二连接管、第三连接管、第一件和第二件,第一连接管与容器的内部连通,第二连接管与第一换热器连通,第三连接管用于将余热导出,在第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或压力低于预设压力阈值时,第一件断开第一连接管和第二连接管,第二件导通第一连接管和第三连接管;在第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者压力达到或超过预设压力阈值时,第一件导通第一连接管和第二连接管,第二件断开第一连接管和第三连接管。本发明的非能动余热导出系统可实现完全非能动,且余热排出效果好,可靠性高,提高了反应堆的安全性。

Description

非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆安全技术领域,具体地,涉及一种非能动余热导出系统、非能动余热导出方法和具有该非能动余热导出系统的核反应堆。
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。核反应堆有许多用途,当前最重要的用途是产生热能,用以代替其他燃料加热水,产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。
核反应堆与常规热源不同,即使在完全停堆或中止链式核反应后,仍会长期产生大量的衰变热,一旦热量不能及时导出反应堆的安全壳,会发生堆芯燃料熔化,造成放射性裂变产物的大量释放,导致核污染。相关技术中核电站依赖能动设备应对反应堆事故,但在事故工况下,存在失效的可能,不能保证核电站的安全。
发明内容
本申请是基于发明人对以下事实和问题的发现和认识作出的:
在反应堆发生事故时,例如在核电站全厂断电的情况下,为了有效地将余热导出安全壳,相关技术中提出了非能动技术,例如在第三代AP1000中,将水箱布置在安全壳上侧,通过将水箱内的水喷淋到安全壳的外壁上,以对安全壳进行冷却。
然而在全厂断电的情况下,无法通过补水泵及时给水箱内补水,无法对安全壳实现充分冷却。
文献WO2015159273A1还提出了一种从核反应堆排出残热的被动系统,该被动系统采用非能动技术并包括连接位于容器内的第一热交换器和位于容器外的第二热交换器的排出回路,其中排出回路包括控制部,控制部受到其内流体的温度的影响而热膨胀,致动器装置通过控制部的热膨胀而被操作,用于打开冷却导管以允许辅助流体进入冷却导管中而穿过第二热交换器。
然而该文献公开的仅涉及与一回路接触的余热导出系统导出部分,在实际应用中容易影响汽轮机的正常工作和安全性,且余热导出的非能动结构复杂,可靠性低。
本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。
为此,本发明一方面的实施例提出一种非能动余热导出系统,该非能动余热导出系统结构简单、可靠性高,且提高了汽轮机的工作效率和安全性。
本发明的另一方面的实施例还提出一种核反应堆。
本发明的又一方面的实施例还提出一种采用该非能动余热导出系统的非能动余热导出方法。
根据本发明的第一方面的实施例的非能动余热导出系统包括:容器;堆芯,所述堆芯设在所述容器内;第一连接管,所述第一连接管的至少部分位于所述容器外,且所述第一连接管的第一端与所述容器的内部连通;第一换热器,所述第一换热器设在所述容器外,所述第一换热器的出口和所述第一连接管通过连通管连通;第二连接管,所述第二连接管设在所述容器外且所述第二连接管的第二端与所述第一换热器的进口连通;第三连接管,所述第三连接管设在所述容器外,且所述第一连接管的第二端和所述第二连接管的第一端中的至少一个与所述第三连接管相连;第一件和第二件,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件断开所述第一连接管和所述第二连接管,所述第二件导通所述第一连接管和所述第三连接管;在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以导通所述第一连接管和所述第二连接管,所述第二件变形以断开所述第一连接管和所述第三连接管。
根据本发明的实施例的非能动余热导出系统,在核反应堆正常工作时,即第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,第一件断开第一连接管和第二连接管,第二件导通第一连接管和第三连接管,进而容器内的流体可以通过第一连接管和第三连接管导出并利用。在核反应堆发生瞬态或者事故的情况下,容器内的流体温度升高,当第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件通过变形以导通第一连接管和第二连接管,第二件变形以断开第一连接管和第三连接管,从而可以阻挡流体进入至第三连接管内,并使得容器内的流体通过第一连接管和第二连接管流入至第一换热器内,以排出堆芯多余的余热。根据本发明的非能动余热导出系统实现了余热导出的完全非能动,余热导出效果好,可靠性高,提高了反应堆的安全性。
在一些实施例中,所述非能动余热导出系统还包括第二换热器,所述第二换热器的至少部分设在所述容器内,所述第一连接管的第一端与所述第二换热器相连,所述第一换热器的出口和所述第二换热器通过所述连通管连通。
在一些实施例中,所述第一连接管的一部分位于所述容器内,所述第一连接管的另一部分位于所述容器外,所述第一换热器的出口和所述第一连接管的另一部分通过所述连通管连通。
在一些实施例中,所述第二连接管的第一端包括连接段,所述连接段环绕所述第一连接管的第二端设置,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件设在所述连接段内且位于所述连接段的内壁面和所述第一连接管的第二端的外壁面之间,以断开所述第一连接管和所述第二连接管;所述连接段的外端与所述第三连接管的第一端相连,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件设在所述连接段内且与所述第一连接管和所述第三连接管均间隔布置以导通所述第一连接管和所述第三连接管。
在一些实施例中,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件与所述第三连接管的第一端相对布置。
在一些实施例中,在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可远离所述第一连接管以导通所述第一连接管和所述第二连接管,所述第二件可堵塞所述第三连接管与所述连接段的连接处以断开所述第一连接管和所述第三连接管。
在一些实施例中,在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可和所述第二件一起封堵所述第三连接管与所述连接段的连接处。
在一些实施例中,在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可熔断或可体积变化,所述第二件可熔断或可体积变化。
根据本发明的第二方面的实施例的非能动余热导出系统包括:容器;堆芯,所述堆芯设在所述容器内;第一连接管,所述第一连接管的至少部分设在所述容器外且所述第一连接管的第一端与所述容器的内部连通;第一换热器,所述第一换热器设在所述容器外,所述第一换热器的出口和所述第一连接管通过连通管连通;第二连接管,所述第二连接管设在所述容器外且所述第二连接管的第二端与所述第一换热器的进口连通;第三连接管,所述第三连接管设在所述容器外,且所述第一连接管的第二端和所述第二连接管的第一端中的至少一个与所述第三连接管相连;第一件,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件断开所述第一连接管和所述第二连接管并导通所述第一连接管和所述第三连接管;在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以导通所述第一连接管和所述第二连接管并断开所述第一连接管和所述第三连接管。
根据本发明实施例的非能动余热导出系统,在核反应堆正常工作时,即第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,第一件断开第一连接管和第二连接管,且导通第一连接管和第三连接管,进而容器内的流体可以通过第一连接管和第三连接管导出并利用;在核反应堆发生瞬态或者事故的情况下,容器内的流体温度升高,当第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件通过变形以导通第一连接管和第二连接管,并断开第一连接管和第三连接管,从而阻挡流体进入至第三连接管内,并使得容器内的流体通过第一连接管和第二连接管流入至第一换热器内,以排出堆芯多余的余热。根据本发明的非能动余热导出系统实现了余热导出的完全非能动,余热导出效果好,可靠性高,提高了反应堆的安全性。
在一些实施例中,如图1所示,所述非能动余热导出系统还包括第二换热器,所述第二换热器的至少部分设在所述容器内,所述第一连接管的第一端与所述第二换热器相连,所述第一换热器的出口和所述第二换热器通过所述连通管连通。
在一些实施例中,如图1所示,所述第一连接管的一部分位于所述容器内,所述第一连接管的另一部分位于所述容器外,所述第一换热器的出口和所述第一连接管的另一部分通过所述连通管连通。
在一些实施例中,所述第二连接管的第一端包括连接段,所述连接段环绕所述第一连接管的第二端设置,所述连接段的外端与所述第三连接管的第一端相连,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件设在所述连接段内且位于所述连接段的内壁面和所述第一连接管的第二端的外壁面之间,以断开所述第一连接管和所述第二连接管并导通所述第一连接管和所述第三连接管;在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可远离所述第一连接管的第二端且可堵塞所述第三连接管与所述连接段的连接处,以导通所述第一连接管和所述第二连接管并断开所述第一连接管和所述第三连接管。
在一些实施例中,所述非能动余热导出系统还包括第二件,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件在所述连接段内且与所述第一连接管和所述第三连接管均间隔布置,以和所述第一件一起导通所述第一连接管和所述第三连接管;在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第二件可堵塞所述第三连接管与所述连接段的连接处,以和所述第一件一起断开所述第一连接管和所述第三连接管。
在一些实施例中,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件与所述第三连接管的第一端相对布置。
在一些实施例中,在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可熔断或可体积变化,所述第二件可熔断或可体积变化。
根据本发明的第三方面的实施例的核反应堆包括上述任一实施例的非能动余热导出系统。
根据本发明实施例的核反应堆的余热排出效果好,安全性高。
根据本发明的第四方面的实施例的非能动余热导出方法,采用第一方面的任一实施例的所述的非能动余热导出系统,所述非能动余热导出方法包括以下步骤:
在所述第一连接管内的流体温度未达到所述预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力未达到预设压力阈值时,所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管和所述第三连接管连通,所述第一连接管内的余热可通过所述第三连接管导出并利用;
随着所述第一连接管内的流体温度的升高且直至所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值,或者随着所述第一连接管内的压力的升高直至所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以使所述第一连接管和所述第二连接管连通,所述第二件变形以使所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管内的余热可通过第二连接管排出。
根据本发明的第五方面的实施例的非能动余热导出方法,采用上述第二方面的任一实施例的所述的非能动余热导出系统,所述非能动余热导出方法包括以下步骤:
在所述第一连接管内的流体温度未达到所述预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力未达到预设压力阈值时,所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管和所述第三连接管连通,所述第一连接管内的余热可通过所述第三连接管通往汽轮机以驱动所述汽轮机;
随着所述第一连接管内的流体温度的升高且直至所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值,或者随着所述第一连接管内的压力的升高直至所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以使所述第一连接管和所述第二连接管连通且使所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管内的余热可通过第二连接管排出。
根据本发明的实施例的非能动余热导出方法,实现了余热导出的完全非能动,余热导出效果好,可靠性高,提高了反应堆的安全性。
在一些实施例中,所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可远离所述第一连接管以连通所述第一连接管和所述第二连接管。
在一些实施例中,所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可部分熔断或可体积变化以连通所述第一连接管和所述第二连接管。
附图说明
图1是根据本发明实施例的非能动余热导出系统的示意图。
图2是图1中A的一个示例性放大示意图。
图3是图1中A的另一个示例性的放大示意图。
图4是图1中A的又一个示例性的放大示意图。
附图标记:
100、非能动余热导出系统;
1、容器;11、堆芯;12、控制组件;13、顶盖;14、主泵;
2、第二换热器;21、第一连接管;
3、第一换热器;31、第二连接管;32、连通管;
4、汽轮机;41、第三连接管;
5、连接段;51、第一件;52、第二件;521、支架。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例,所述实施例的示例在附图中示出。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的,旨在用于解释本发明,而不能理解为对本发明的限制。
下面参考图1至图4描述根据本发明实施例的非能动余热导出系统。
根据本发明实施例的非能动余热导出系统100包括容器1、堆芯11、第一连接管21、第一换热器3、第二连接管31、第三连接管41、第一件51和第二件52。如图1所示,堆芯11设在容器1内,第一连接管21的至少部分设在容器1外且第一连接管21的第一端(如图1中第一连接管21的左端)与容器1的内部连通。
第一换热器3设在容器1外,第一换热器3的出口和第一连接管21通过连通管32连通。第一换热器3的出口位于第一换热器3的下端。
第二连接管31设在容器1外,第二连接管31的第二端(如图1中第二连接管31的右端)与第一换热器3的进口连通,第一换热器3的进口位于第一换热器3的上端。
第三连接管41设在容器1外且第三连接管41的第二端(如图1中第三连接管41的下端)用于将流体导出并利用。第一连接管21的第二端和第二连接管31的第一端中的至少一个与第三连接管41相连。
如图1和图2所示,在第一连接管21内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管21内的压力低于预设压力阈值时,第一件51断开第一连接管21和第二连接管31,第二件52导通第一连接管21和第三连接管41,即第一连接管21和第二连接管31之间通过第一件51封堵,第一连接管21和第三连接管41之间通过第二件52导通。
在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51变形以导通第一连接管21和第二连接管31,第二件52变形以断开第一连接管21和第三连接管41,即第一连接管21和第二连接管31之间通过第一件51导通,第一连接管21和第三连接管41之间通过第二件52封堵。
根据本发明实施例的非能动余热导出系统100,在核反应堆正常工作时,即第一连接管21内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管21内的压力低于预设压力阈值时,第一件51断开第一连接管21和第二连接管31,第二件52导通第一连接管21和第三连接管41,进而容器1内的流体可以通过第一连接管21和第三连接管41导出并利用;在核反应堆发生瞬态或者事故的情况下,容器1内的流体温度升高,即第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51可以通过变形以导通第一连接管21和第二连接管31,第二件52通过变形以断开第一连接管21和第三连接管41,从而阻挡流体进入至第三连接管41内,并使得容器1内的流体可以通过第一连接管21和第二连接管31流入至第一换热器3内,以排出堆芯11多余的余热。根据本发明的非能动余热导出系统100实现了余热导出的完全非能动,余热导出效果好,可靠性高,提高了反应堆的安全性。
在一些实施例中,如图1所示,非能动余热导出系统100还包括第二换热器2,第二换热器2的一端伸入至容器1内,第一连接管21的第一端(如图1中第一连接管21的左端)与第二换热器2的上端相连,第一换热器3的出口和第二换热器2通过连通管32连通。可选地,第三连接管41的第二端(如图1中第三连接管41的下端)可以连接汽轮机4,以将容器1内导出的余热转化为动能,从而将余热得以利用。当然,第三连接管41的第二端也可以连接其他设备,以将余热应用于该其他设备。
由此,在图1所示的实施例中,第一件51和第二件52设在二回路中以将二回路的余热排出。
在另一些实施例中,第一连接管21的一部分伸入至容器1内,第一连接管21的另一部分伸出于容器1外,第一换热器3的出口和第一连接管21伸出于容器1外的部分通过连通管32连通。可选地,第三连接管41的第二端(如图1中第三连接管41的下端)可以连接换热器。换言之,在该实施例中,第一件51和第二件52设在一回路中以将一回路的余热排出。
在一些实施例中,如图2所示,第二连接管31的第一端(如图2中第二连接管31的左端)包括连接段5,连接段5环绕第一连接管21的第二端(如图2中第一连接管21的上端)设置。在第一连接管21内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管21内的压力低于预设压力阈值时,第一件51设在连接段5内且位于连接段5的内壁面和第一连接管21的第二端(如图2中第一连接管21的上端)的外壁面之间,以断开第一连接管21和第二连接管31。
连接段5的外端与第三连接管41的第一端(如图2中第三连接管41的上端)相连,在第一连接管21内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管21内的压力低于预设压力阈值时,第二件52设在连接段5内且与第一连接管21和第三连接管41均间隔布置以导通第一连接管21和第三连接管41。
如图1和图2所示,由于第一件51位于第一连接管21的第二端的外壁面和连接段5的内壁面之间,以断开第一连接管21和第二连接管31,避免流体在第一连接管21和第二连接管31内流动。第二件52与第一连接管21和第三连接管41均间隔布置,从而形成可以供流体在第一连接管21和第三连接管41之间流动的间隙,在核反应堆正常工作时,第一换热管内的流体通过第一连接管21和第三连接管41流入至汽轮机或其他设备内。
在一些实施例中,在第一连接管21内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管21内的压力低于预设压力阈值时,第二件52与第三连接管41的第一端相对布置。换言之,如图2或3所示,第二件52位于第三连接管41的第一端管口的正上方且间隔布置,第二件52的外径不小于第三连接管41的内径,第二件52的周向间隔布置有支架521,以用于将第二件52间隔的支撑在第三连接管41的第一端管口的正上方。在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第二件52可以通过变形向正下方移动到第三连接管41的第一端,以实现第一连接管21与第三连接管41断开连通的目的。
在一些实施例中,如图2所示,在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51可远离第一连接管21以导通第一连接管21和第二连接管31,第二件52可堵塞第三连接管41与连接段5的连接处以断开第一连接管21和第三连接管41。具体地,第一件51可以朝靠近第三连接管41的第一端的方向(如图2中的下方)移动,以使第一连接管21和第二连接管31连通。第二件52可以向下移动,以封堵第三连接管41的第一端,以使第一连接管21与第三连接管41断开。
在一些实施例中,在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51可和第二件52一起封堵第三连接管41与连接段5的连接处。可选地,如图2所示,第一件51位于第二件52的上方,第一件51为环状件,第一件51的外周壁与连接部的内周壁相连,第一件51的内周壁与第一连接管21的外壁面相连,第二件52为圆形件,且在第一件51向下移动时,第二件52的外周壁与第一件51的内周壁贴合,进而实现第一件51和第二件52共同封堵于第三连接管41的第一端的目的。
在一些实施例中,如图2所示,在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51可熔断或可体积变化,第二件52可熔断或可体积变化。具体地,第一件51和第二件52可以受热熔断以使第二件52或者第一件51和第二件52共同移动到第三连接管41的第一端进而对第三连接管41的第一端进行封堵,或者第一件51和第二件52可以受热膨胀以使第二件52或者第一件51和第二件52移动到第三连接管41的第一端进而对第三连接管41的第一端进行封堵。
根据本发明实施例的非能动余热导出方法,采用上述实施例的非能动余热导出系统100,非能动余热导出方法包括以下步骤:
在第一连接管21内的流体温度未达到预设温度阈值时或者压力未达到预设压力阈值时,第一连接管21和第二连接管31不连通,第一连接管21和第三连接管41连通,第一连接管21内的余热可通过第三连接管41通往汽轮机4以驱动汽轮机4;
随着第一连接管21内的流体温度的升高且直至第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51变形以使第一连接管21和第二连接管31连通,第二件52变形以使第一连接管21和第二连接管31不连通,第一连接管21内的余热可通过第二连接管31排出。
在另一些实施例中,如图1所示,非能动余热导出系统100包括容器1、堆芯11、第一连接管21、第一换热器3、第二连接管31、第三连接管41和第一件51。堆芯11设在容器1内,第一连接管21的至少部分设在容器1外且第一连接管21的第一端(如图1中第一连接管21的左端)与容器1的内部连通。第一换热器3设在容器1外,第一换热器3的出口和第一连接管21通过连通管32连通。第一换热器3的出口位于第一换热器3的下端。第二连接管31设在容器1外,第二连接管31的第二端(如图1中第二连接管31的右端)与第一换热器3的进口连通,第一换热器3的进口位于第一换热器3的上端。第三连接管41设在容器1外且第三连接管41的第二端(如图1中第三连接管41的下端)用于将流体导出并利用。
如图2和图3所示,在第一连接管21内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管21内的压力低于预设压力阈值时,第一件51断开第一连接管21和第二连接管31并导通第一连接管21和第三连接管41;在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51变形以导通第一连接管21和第二连接管31并断开第一连接管21和第三连接管41。
可选地,如图3所示,第一件51为双层结构且相互连接,上层部分和下层部分通过支架521连接,上层部分设在连接段5内且位于连接段5的内壁面和第一连接管21的第二端的外壁面之间,以断开第一连接管21和第二连接管31;下层部分与第一连接管21和第三连接管41均间隔布置,从而形成可以供流体在第一连接管21和第三连接管41之间流动的间隙。
可选地,如图4所示,第一件51包括连接件和阻挡件,连接件设于阻挡件上方,连接件环绕在第一连接管21邻近连接部的内壁上,连接件与阻挡件连接,且连接件受热时可以带动阻挡件移动。在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值时,连接件受热带动阻挡件向下移动,以封堵第一连接管21和第三连接管41,同时导通第一连接管21设第二连接管31,以实现第一连接管21内的高温流体可以通过第一连接管21和第二连接管31进入至第一换热器3内,以排出堆芯11多余的余热。
在一些实施例中,如图1所示,非能动余热导出系统100还包括顶盖13、控制棒组件和主泵14,容器1的顶部开口,顶盖13设在容器1的顶部以在容器1的顶部开口处密封容器1。控制棒组件设在堆芯11上方,控制棒组件的一部分位于容器1内,且控制棒组件的顶部伸出顶盖13并与顶盖13相连。主泵14和第二换热器2沿容器1的周向间隔布置。
根据本发明实施例的非能动余热导出方法,采用上述实施例的非能动余热导出系统100,非能动余热导出方法包括以下步骤:
在第一连接管21内的流体温度未达到预设温度阈值或者压力未达到预设压力阈值时,第一连接管21和第二连接管31不连通,第一连接管21和第三连接管41连通,第一连接管21内的余热可通过第三连接管41通往汽轮机4以驱动汽轮机4;
随着第一连接管21内的流体温度的升高且直至第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51变形以使第一连接管21和第二连接管31连通且使第一连接管21和第二连接管31不连通,第一连接管21内的余热可通过第二连接管31排出。
下面参考附图描述根据本发明一些具体示例的非能动余热导出系统。
如图1至图4所示,非能动余热导出系统100包括容器1、堆芯11、顶盖13、控制棒组件和主泵14。容器1的顶部开口,顶盖13设在容器1的顶部以在容器1的顶部开口处密封容器1,堆芯11设在容器1内,控制棒组件设在堆芯11上方,控制棒组件的一部分位于容器1内,且控制棒组件的顶部伸出顶盖13并与顶盖13相连。主泵14和第二换热器2沿容器1的周向间隔布置。
非能动余热导出系统100还包括第一换热器3、第一连接管21、第二换热器2、第二连接管31、第三连接管41、第一件51和第二件52。
如图1和图2所示,第二换热器2的下端伸入至容器1内,第二换热器2的上端伸出至顶盖13的上方,第一连接管21设在容器1外且第一连接管21的左端与第二换热器2的上端相连。第一换热器3设在容器1外,第一换热器3的下端和第二换热器2的上端通过连通管32连接。第二连接管31设在容器1外且第二连接管31右端与第一换热器3的上端相连;第三连接管41设在容器1外且第三连接管41的下端适于与汽轮机4相连。
如图2所示,第二连接管31的左端包括连接段5,连接段5环绕第一连接管21的上端设置,第一件51位于第二件52的上方,第一件51为环状件,第一件51的外周壁与连接部的内周壁相连,第一件51的内周壁与第一连接管21的外壁面相连,第二件52为圆形件,在第一件51向下移动时,第二件52的外周壁与第一件51的内周壁贴合。
如图2所示,在第一连接管21内的流体温度低于预设温度阈值或者第一连接管21内的压力低于预设压力阈值时,第一件51封堵在第一连接管21和第二连接管31之间,第二件52间隔设置于第一连接管21和第三连接管41之间,从而在核反应堆正常工作时,第一换热管内的流体可以通过第一连接管21和第三连接管41流入至汽轮机内。
如图2所示,在第一连接管21内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者第一连接管21内的压力达到或超过预设压力阈值时,第一件51和第二件52受热熔断以使第一件51和第二件52共同向下移动到第三连接管41的上端进而对第三连接管41的第一端进行封堵,或者第一件51和第二件52可以受热膨胀以使第一件51和第二件52移动到第三连接管41的上端进而对第三连接管41的上端进行封堵。具体地,连接部的内周壁上设置有用于供第一件51和第二件52朝第三连接管41的上端移动的滑槽,以使第一件51和第二件52受热时可以沿滑槽移动,以封堵第一连接管21和第三连接管41,导通第一连接管21和第二连接管31。
本发明另一方面实施例的核反应堆,包括上述实施例的非能动余热导出系统100,根据本发明实施的核反应堆的余热排出效果好,安全性高。
在本说明书的描述中,参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中,对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的实施例或示例。而且,描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。此外,在不相互矛盾的情况下,本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例或示例以及不同实施例或示例的特征进行结合和组合。
此外,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是至少两个,例如两个,三个等,除非另有明确具体的限定。
在本发明中,除非另有明确的规定和限定,术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解,例如,可以是固定连接,也可以是可拆卸连接,或成一体;可以是机械连接,也可以是电连接或彼此可通讯;可以是直接相连,也可以通过中间媒介间接相连,可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系,除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言,可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
在本发明中,除非另有明确的规定和限定,第一特征在第二特征“上”或“下”可以是第一和第二特征直接接触,或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且,第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方,或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方,或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。
尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例,可以理解的是,上述实施例是示例性的,不能理解为对本发明的限制,本领域的普通技术人员在本发明的范围内可以对上述实施例进行变化、修改、替换和变型。

Claims (12)

1.一种非能动余热导出系统,其特征在于,包括:
容器;
堆芯,所述堆芯设在所述容器内;
第一连接管,所述第一连接管的至少部分位于所述容器外,且所述第一连接管的第一端与所述容器的内部连通;
第一换热器,所述第一换热器设在所述容器外;
第二连接管,所述第二连接管设在所述容器外且所述第二连接管的第二端与所述第一换热器的进口连通;
第三连接管,所述第三连接管设在所述容器外,且所述第一连接管的第二端和所述第二连接管的第一端中的至少一个与所述第三连接管相连;
第一件和第二件,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件断开所述第一连接管和所述第二连接管,所述第二件导通所述第一连接管和所述第三连接管;在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以导通所述第一连接管和所述第二连接管,所述第二件变形以断开所述第一连接管和所述第三连接管;
第二换热器,所述第二换热器的至少部分设在所述容器内,所述第一连接管的第一端与所述第二换热器相连,所述第一换热器的出口和所述第二换热器通过连通管连通;
所述第二连接管的第一端包括连接段,所述连接段环绕所述第一连接管的第二端设置,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件设在所述连接段内且位于所述连接段的内壁面和所述第一连接管的第二端的外壁面之间,以断开所述第一连接管和所述第二连接管;
所述连接段的外端与所述第三连接管的第一端相连,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件设在所述连接段内且与所述第一连接管和所述第三连接管均间隔布置以导通所述第一连接管和所述第三连接管;
在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可远离所述第一连接管以导通所述第一连接管和所述第二连接管,所述第二件可堵塞所述第三连接管与所述连接段的连接处以断开所述第一连接管和所述第三连接管。
2.根据权利要求1所述的非能动余热导出系统,其特征在于,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件与所述第三连接管的第一端相对布置。
3.根据权利要求1所述的非能动余热导出系统,其特征在于,在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可和所述第二件一起封堵所述第三连接管与所述连接段的连接处。
4.根据权利要求1所述的非能动余热导出系统,其特征在于,在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可熔断或可体积变化,所述第二件可熔断或可体积变化。
5.一种非能动余热导出系统,其特征在于,包括:
容器;
堆芯,所述堆芯设在所述容器内;
第一连接管,所述第一连接管的至少部分设在所述容器外且所述第一连接管的第一端与所述容器的内部连通;
第一换热器,所述第一换热器设在所述容器外;
第二连接管,所述第二连接管设在所述容器外且所述第二连接管的第二端与所述第一换热器的进口连通;
第三连接管,所述第三连接管设在所述容器外,且所述第一连接管的第二端和所述第二连接管的第一端中的至少一个与所述第三连接管相连;
第一件,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件断开所述第一连接管和所述第二连接管并导通所述第一连接管和所述第三连接管;在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以导通所述第一连接管和所述第二连接管并断开所述第一连接管和所述第三连接管;
所述第二连接管的第一端包括连接段,所述连接段环绕所述第一连接管的第二端设置,所述连接段的外端与所述第三连接管的第一端相连,
在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第一件设在所述连接段内且位于所述连接段的内壁面和所述第一连接管的第二端的外壁面之间,以断开所述第一连接管和所述第二连接管并导通所述第一连接管和所述第三连接管;
在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可远离所述第一连接管的第二端且可堵塞所述第三连接管与所述连接段的连接处,以导通所述第一连接管和所述第二连接管并断开所述第一连接管和所述第三连接管;
第二换热器,所述第二换热器的至少部分设在所述容器内,所述第一连接管的第一端与所述第二换热器相连,所述第一换热器的出口和所述第二换热器通过连通管连通;
第二件,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件在所述连接段内且与所述第一连接管和所述第三连接管均间隔布置,以和所述第一件一起导通所述第一连接管和所述第三连接管;
在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第二件可堵塞所述第三连接管与所述连接段的连接处,以和所述第一件一起断开所述第一连接管和所述第三连接管。
6.根据权利要求5所述的非能动余热导出系统,其特征在于,在所述第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力低于预设压力阈值时,所述第二件与所述第三连接管的第一端相对布置。
7.根据权利要求5所述的非能动余热导出系统,其特征在于,在所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可熔断或可体积变化,所述第二件可熔断或可体积变化。
8.一种核反应堆,其特征在于,包括根据权利要求1-7中任一项所述的非能动余热导出系统。
9.一种非能动余热导出方法,其特征在于,采用根据权利要求1-5中任一项所述的非能动余热导出系统,所述非能动余热导出方法包括以下步骤:
在所述第一连接管内的流体温度未达到所述预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力未达到预设压力阈值时,所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管和所述第三连接管连通,所述第一连接管内的余热可通过所述第三连接管导出并利用;
随着所述第一连接管内的流体温度的升高且直至所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值,或者随着所述第一连接管内的压力的升高直至所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以使所述第一连接管和所述第二连接管连通,所述第二件变形以使所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管内的余热可通过第二连接管排出。
10.一种非能动余热导出方法,其特征在于,采用根据权利要求5-7中任一项所述的非能动余热导出系统,所述非能动余热导出方法包括以下步骤:
在所述第一连接管内的流体温度未达到所述预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力未达到预设压力阈值时,所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管和所述第三连接管连通,所述第一连接管内的余热可通过所述第三连接管通往汽轮机以驱动所述汽轮机;
随着所述第一连接管内的流体温度的升高且直至所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值,或者随着所述第一连接管内的压力的升高直至所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件变形以使所述第一连接管和所述第二连接管连通且使所述第一连接管和所述第二连接管不连通,所述第一连接管内的余热可通过第二连接管排出。
11.根据权利要求9或10所述的非能动余热导出方法,其特征在于,所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值,或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可远离所述第一连接管以连通所述第一连接管和所述第二连接管。
12.根据权利要求9或10所述的非能动余热导出方法,其特征在于,所述第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者所述第一连接管内的压力达到或超过预设压力阈值时,所述第一件可部分熔断或可体积变化以连通所述第一连接管和所述第二连接管。
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Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1999059160A1 (en) * 1998-05-12 1999-11-18 Ansaldo Energia S.P.A. Cooling system for a nuclear reactor
CN105810256A (zh) * 2014-12-29 2016-07-27 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 一种核电站非能动余热排出系统
CN106663478A (zh) * 2014-04-18 2017-05-10 意大利国家新技术能源和可持续经济发展署(Enea) 从核反应堆排出残热的被动系统
CN107533870A (zh) * 2015-04-17 2018-01-02 韩国原子力研究院 自我诊断应对事故的无人核反应堆
CN108730604A (zh) * 2017-04-14 2018-11-02 国家电力投资集团公司 非能动阀门系统
CN110517796A (zh) * 2019-07-08 2019-11-29 华北电力大学 一种改进的非能动余热排出系统

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100597722B1 (ko) * 2004-01-02 2006-07-10 한국원자력연구소 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1999059160A1 (en) * 1998-05-12 1999-11-18 Ansaldo Energia S.P.A. Cooling system for a nuclear reactor
CN106663478A (zh) * 2014-04-18 2017-05-10 意大利国家新技术能源和可持续经济发展署(Enea) 从核反应堆排出残热的被动系统
CN105810256A (zh) * 2014-12-29 2016-07-27 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 一种核电站非能动余热排出系统
CN107533870A (zh) * 2015-04-17 2018-01-02 韩国原子力研究院 自我诊断应对事故的无人核反应堆
CN108730604A (zh) * 2017-04-14 2018-11-02 国家电力投资集团公司 非能动阀门系统
CN110517796A (zh) * 2019-07-08 2019-11-29 华北电力大学 一种改进的非能动余热排出系统

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