CN112700893A - 余热排出系统与方法及核电系统 - Google Patents

Abstract

本发明实施例提供了一种余热排出系统与方法及核电系统，涉及核电技术领域；其中，上述余热排出系统应用于核电系统，核电系统包括蒸汽发生器，余热排出系统包括：与蒸汽发生器连接的冷凝器；冷却水箱，冷却水箱中设有放置冷凝器的容置腔，容置腔通过设于冷却水箱的第一开口与第二开口与外部空间连通；第一开口处设有伸入至容置腔中的导流结构，第二开口经导流结构与第一开口连通。本发明实施例提供的余热排出系统，能够在事故早期通过冷却效率较高的水冷方式将堆芯余热及时导出，而在事故后期，可以不需要额外补水或使用其他能动设备，通过空冷方式一直维持堆芯余热的导出，有效保证反应堆的安全性。

Description

余热排出系统与方法及核电系统

技术领域

本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种余热排出系统与方法及核电系统。

背景技术

压水堆核电站通常具有一回路与二回路，其中一回路用于将堆芯产生的热量通过蒸汽发生器传递到二回路，进而在蒸汽发生器的二次侧产生蒸汽。实际应用中，压水堆核电站可能面临全厂断电等事故工况，造成二次侧主给水丧失事故(Loss of Main Feed WaterAccident)，蒸汽发生器传热能力下降，进而导致堆芯余热在一回路中堆积，影响到压水堆核电站的安全。

为在上述事故工况下导出堆芯余热，通常会为压水堆配设二次侧非能动余热排出系统(即在蒸汽发生器的二次侧设置不依赖外来动力源的余热排出系统)。现有技术中，二次侧非能动余热排出系统多采用水冷结构，但是当水冷结构中的水量用完后，难以继续将堆芯余热进行导出，进而带来堆芯余热导出持续性较差，难以充分保证压水堆核电站安全的问题。

发明内容

本发明实施例提供一种余热排出系统与方法及核电系统，以解决现有二次侧非能动余热排出系统堆芯余热导出持续性较差，难以充分保证压水堆核电站安全的问题。

为了解决上述技术问题，本发明是这样实现的：

本发明实施例提供了一种余热排出系统，应用于核电系统，所述核电系统包括蒸汽发生器，所述余热排出系统包括：

冷凝器，所述冷凝器通过管路与所述蒸汽发生器连接；

冷却水箱，所述冷却水箱中设有放置所述冷凝器的容置腔，所述容置腔通过设于所述冷却水箱的第一开口和第二开口与外部空间连通；所述第一开口处设有伸入至所述容置腔中的导流结构，所述第二开口经所述导流结构与所述第一开口连通；所述冷凝器至少部分位于所述导流结构围成的空间中。

可选地，所述第一开口处还设有位于所述冷却水箱外部的出气通道，所述出气通道与所述导流结构围成的空间相互连通。

可选地，所述第一开口与所述第二开口位于所述冷却水箱的顶部。

可选地，所述导流结构的横截面形状为环形。

可选地，所述第二开口的数量为多个，多个所述第二开口环绕所述导流结构间隔布置。

可选地，所述第二开口处设有进气结构，所述进气结构包括风阀或止回阀。

可选地，连接所述冷凝器与所述蒸汽发生器的管道上设有温度计。

可选地，所述冷却水箱的数量为多个，多个所述冷却水箱通过连通管线相互连通。

本发明实施例还提供了一种核电系统，包括蒸汽发生器与上述的余热排出系统；

所述蒸汽发生器与所述冷凝器通过管道相连。

本发明实施例还提供了一种余热排出方法，应用于上述的余热排出系统，包括：

当获取到预设事故工况信号时，将余热从所述蒸汽发生器导至所述冷凝器；

由所述冷却水箱中的冷却水对所述冷凝器进行冷却，所述冷却水被加热所产生的水蒸汽沿所述导流结构从所述第一开口排出；

当所述冷却水箱中的水位下降至水位阈值时，从所述第二开口导入的冷空气对所述冷凝器进行冷却，所述冷空气被加热所产生的热空气沿所述导流结构从所述第一开口排出。

本发明实施例提供的余热排出系统，在事故早期能够通过水冷方式将堆芯余热及时导出，而在事故后期，由于冷却水箱上设置有经导流结构连通的第一开口和第二开口，随着冷却水箱中的水位降低，空气能够从第二开口进入被冷凝器加热后从第一开口排出，由于导流结构内外冷热空气的密度差驱动空气在冷却水箱内持续流过冷凝器，从而带走冷凝器的热量。可见，在事故后期可通过空冷方式一直维持堆芯余热的导出，而不需要额外补水或使用其他能动设备，有效保证反应堆的安全性。

附图说明

图1为本发明实施例提供的余热排出系统结构示意图；

图2为某压水堆核电站堆芯衰变热功率变化曲线。

图中示出：蒸汽发生器1、主蒸汽管道2、主给水管道3、第一隔离阀4、第一蒸汽管线5、第二隔离阀6、第一安全壳贯穿件7、第一温度计8、第三隔离阀9、第二蒸汽管线10、冷凝器11、第一回水管线12、第四隔离阀13、第二温度计14、第二回水管线15、第二安全壳贯穿件16、第五隔离阀17、冷却水箱18、连通管线19、第六隔离阀20、导流结构21、第二开口22、第一开口23、烟囱24、主蒸汽系统25、辅助给水系统26。

具体实施方式

为使本发明要解决的技术问题、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图及具体实施例进行详细描述。在下面的描述中，提供诸如具体的配置和组件的特定细节仅仅是为了帮助全面理解本发明的实施例。因此，本领域技术人员应该清楚，可以对这里描述的实施例进行各种改变和修改而不脱离本发明的范围和精神。另外，为了清楚和简洁，省略了对已知功能和构造的描述。

本发明实施例提供的余热排出系统，应用于核电系统，如图1所示，所述核电系统包括蒸汽发生器1，所述余热排出系统包括：

冷凝器11，所述冷凝器11通过管路与所述蒸汽发生器1连接；

冷却水箱18，所述冷却水箱18中设有放置所述冷凝器11的容置腔，所述容置腔通过设于所述冷却水箱18的第一开口23和第二开口22与外部空间连通；所述第一开口23处设有伸入至所述容置腔中的导流结构21，所述第二开口22经所述导流结构21与所述第一开口23连通；所述冷凝器11至少部分位于所述导流结构21围成的空间中。

压水堆核电站在正常运行期间，上述的余热排出系统处于隔离备用状态。而在电站发生全厂断电事故后，一回路上主泵停运，一回路通过自然循环模式通过蒸汽发生器1二次侧的给水和排出蒸汽导出堆芯余热；当二次侧出现完全丧失给水的情况时，可将余热排出系统投入运行。

与现有技术中常见的二次侧非能动余热排出系统相似，本实施例中，位于蒸汽发生器1、冷凝器11及两者之间连接管道中的流动介质自然循环，将余热从蒸汽发生器1的二次侧导至冷凝器中。本实施例中，冷凝器11为水冷-空冷两用冷凝器；冷却水箱18中预先储存有冷却水，在余热排出系统运行的早期，通过冷却水对冷凝器11进行冷却，冷却水由于吸收热量沸腾产生的水蒸汽通过第一开口23排放到大气环境中；余热排出系统运行的后期，冷却水箱18中的水位降低至一定程度，大气环境或外部气源中的冷气体从第二开口22进入到冷却水箱18内，由导流结构21将气体引至冷凝器11处，然后由于冷凝器11传热管内部的蒸汽加热效果，导流结构21内外通道内空气产生密度差形成自然循环冷却模式，加热后的气体从第一开口23排到大气环境。此外，本实施例中将冷凝器11的整体或部分设置在导流结构21围成的空间中，使得在冷凝器11处产生的蒸汽或加热气体更容易经导流结构21与第一开口23进行排出。

图2示出了某一百万千瓦级压水堆核电站停堆后，堆芯衰变热热功率变化规律(图中实线为由各个点拟合而成的方程曲线)，从中可看出，事故早期的衰变热功率要大于后期的衰变热功率。本发明实施例提供的余热排出系统，能够在事故早期通过冷却效率较高的水冷方式将堆芯余热及时导出，而在事故后期，随着堆芯余热导出，其对冷却效率的要求逐渐降低，可以不需要额外补水或使用其他能动设备，通过空冷方式一直维持堆芯余热的导出，有效保证反应堆的安全性。因此，上述余热排出系统能够很好地适用在压水堆核电站的全厂断电等事故工况。

可选地，所述第一开口23处还设有位于所述冷却水箱18外部的出气通道，所述出气通道与所述导流结构21围成的空间相互连通。

上述出气通道可以是由烟囱24及连接烟囱24与冷却水箱18的管道构成，以在将冷却水箱18中产生的蒸汽或加热气体排出至大气环境时，建立冷热通道的密度高度差更大，获得更佳的冷却效果。

可选地，所述第一开口23与所述第二开口22位于所述冷却水箱18的顶部。

如图1所示，第一开口23与第二开口22均位于冷却水箱18的上端面；另外，上述的导流结构21从第一开口23处向下延伸，并与冷却水箱18的内底面存在一定的间隙；在空冷过程中，外部气体，如大气环境中的空气从第二开口22中进入到冷却水箱18中，经上述间隙到达导流结构21围成的空间中，并吸收冷凝器11中的热量，最后经第一开口23排出。将第一开口23与第二开口22设置在顶部，可以增大气体在冷却水箱18中的流动路径，更加充分地吸收并带走余热。

当然，在一些可行的实施方式中，第二开口22也可以存在于冷却水箱18的侧壁上。由于冷却水箱18一般不会完全充满冷却水，正常备用液位水平可能位于如图1所示的正常水位Ln，在正常水位Ln与冷却水箱18的上壁之间存在一定的距离，第二开口22可以设于相应位置的侧壁上。当然，若在第二开口22处设置止回阀，第二开口22也可以在正常水位Ln以下的位置上。

可选地，所述导流结构21的横截面形状为环形。

本实施例中，导流结构21实质上是一圆形导流管结构，以便于进行安装，以及匹配冷凝器11的形状。当然，在一些可选的实施例中，导流结构21也可是横截面为多边形(例如矩形等)的管状结构，或者是仅与冷却水箱18内底面存在间隙的板状结构，根据实际需要进行选择。

可选地，所述第二开口22的数量为多个，多个所述第二开口22环绕所述导流结构21间隔布置。

通过在导流结构21的周围设置多个第二开口22，使得在空冷的过程中，外部气体能够较均匀地到达冷凝器11的不同位置进行吸热，提升余热排放效果。

在一些可行的实施例中，冷凝器11的至少1/2的高度伸入到导流结构21围成的空间中，使得气体在被加热后能够及时有效地经导流结构21从第一开口23中排出。

可选地，所述第二开口22处设有进气结构，所述进气结构包括风阀或止回阀。

设置进气结构能够有效减小在正常运行工况下，冷却水箱18中冷却水的蒸发损失。余热排出系统运行过程中，当冷却水箱18内的水量下降到一定程度，进气结构由于压差作用处于开启状态，外部气体进入到冷却水箱18中。进一步可选地，进气结构还可以包括空气过滤装置等结构，根据实际需要进行设置。

可选地，连接所述冷凝器11与所述蒸汽发生器1的管道上设有温度计。

设置温度计可以对管道上的温度进行监测，有助于及时发现发生蒸汽泄漏或误操作启动了余热排出系统的情况。

本实施例中，蒸汽发生器1上连接有主蒸汽管道2与主给水管道3，其中：主蒸汽管道2连接主蒸汽系统25，用于对汽轮机等进行做功；主给水管道3连接辅助给水系统26，用于向蒸汽发生器1给水等，主给水管道3上还设有第一隔离阀4。

上述连接所述冷凝器11与所述蒸汽发生器1的管道，包括排热蒸汽管线与冷凝水回水管线；所述排热蒸汽管线的两端分别连接所述主蒸汽管道2与所述冷凝器11的第一接口，所述冷凝水回水管线的两端分别连接所述主给水管道3与所述冷凝器11的第二接口。

上述核电系统还包括安全壳；所述排热蒸汽管线包括相互连通的第一蒸汽管线5与第二蒸汽管线6；所述冷凝水回水管线包括相互连通的第一回水管线12与第二回水管线15；其中，第一蒸汽管线5通过第一安全壳贯穿件7贯穿安全壳，第二回水管线15通过第二安全壳贯穿件16贯穿安全壳；第二蒸汽管线10、第一回水管线12分别连接冷凝器11的第一接口、冷凝器11的第二接口。

第一蒸汽管线5、第二蒸汽管线10分别连接在第二隔离阀6的两端，第二蒸汽管线10上设有第三隔离阀9，第二隔离阀6与第三隔离阀9之间设有第一温度计8。第一回水管线12与第二回水管线15分别连接至第四隔离阀13的两端，第二回水管线15上设有第五隔离阀17，安全壳与第四隔离阀13之间设有第二温度计14。可选地，第三隔离阀9为常关流量调节隔离阀，第五隔离阀17为止回阀。通过第一温度计8和第二温度计14可以监测是否因发生蒸汽泄漏或误操作启动了余热排出系统。

实际应用中，上述温度计的个数与位置可以根据实际需要进行调整。

为更好实现排热蒸汽管线与冷凝水回水管线中流动介质的自然循环，上述管线的布置存在高度差及坡度的变化；如图1所示，在一可行实施方式中，上述管线的局部高点位于第三隔离阀9与冷却水箱18之间，局部低点位于第四隔离阀13与第二温度计14之间。当然，在实际应用中，上述局部高点与局部低点可以根据实际需要进行确定。

可选地，所述冷却水箱18的数量为多个，多个所述冷却水箱18通过连通管线19相互连通。

本实施例中，设有三个冷却水箱18并通过连通管线19两两相连，在连通管线19上设有第六隔离阀20，第六隔离阀20可以是常关隔离阀。每个冷却水箱18中均配有相应的冷凝器11，以分别对不同的蒸汽发生器1进行连接与导热。通过连通管线19，可以平衡不同冷却水箱18中的水位，有效应对某一蒸汽发生器1换热异常等事故工况，保证余热能够有效被排出。

当然，在实际应用中，冷却水箱18的数量可以根据实际需要进行选择。

在一可行的实施方式中，还可以设置备用水箱，备用水箱仅用于蓄水，其中并不设置冷凝器11等部件，其与冷却水箱18相互连通，用于在冷却水箱18中冷却水消耗后对冷却水箱18进行补水。

本发明实施例提供余热排出系统，能够在发生全厂断电同时完全丧失能动给水功能的事故工况下，通过非能动方式长期稳定运行，导出堆芯余热，维持反应堆处于安全状态。

本发明实施例还提供了一种核电系统，包括蒸汽发生器1与上述的余热排出系统；所述蒸汽发生器1与所述冷凝器11通过管道相连。

具体地，核电系统还包括连接至蒸汽发生器1的主蒸汽管道2与主给水管道3，其中：主蒸汽管道2连接主蒸汽系统25，用于对汽轮机等进行做功；主给水管道3连接辅助给水系统26。冷凝器11的进口和出口分别通过管道连接到蒸汽发生器1的主蒸汽管道2上。

实际应用中，在电站发生全厂断电事故后，主泵停运，一回路通过自然循环模式通过蒸汽发生器1二次侧的给水和排出蒸汽导出堆芯余热，当发生完全丧失给水时，蒸汽发生器二次侧因液位低而触发蒸汽排大气阀门关闭，进行启动上述余热排出系统。

本发明实施例提供的核电系统，能够在发生全厂断电同时电厂丧失全部能动堆芯余热排出能力的设计扩展工况(Design Extension Conditions，DEC)下，利用二次侧的蒸汽/水或冷热空气的密度差为驱动力，以非能动方式运行，在事故早期堆芯衰变热大的时候通过水冷方式，冷却冷凝器内蒸汽，以导出堆芯衰变热；当冷却水箱内水量蒸发完以后开启进气口(对应第二开口)和出气口(对应第一开口)的阀门，实现空气冷却方式持续冷却冷凝器内的蒸汽，保证DEC工况下堆芯余热的长期导出，维持反应堆在安全状态。

本发明实施例还提供了一种余热排出方法，应用于上述的余热排出系统，包括：

当获取到预设事故工况信号时，将余热从所述蒸汽发生器1导至所述冷凝器11；

由所述冷却水箱18中的冷却水对所述冷凝器11进行冷却，所述冷却水被加热所产生的水蒸汽沿所述导流结构21从所述第一开口23排出；

当所述冷却水箱18中的水位下降至水位阈值时，从所述第二开口22导入的冷空气对所述冷凝器11进行冷却，所述冷空气被加热所产生的热空气沿所述导流结构21从所述第一开口23排出。

当获取到预设事故工况信号时，可以控制位于上述排热蒸汽管线与冷凝水回水管线上的释放阀打开，将余热从蒸汽发生器1导至冷凝器11。

值得注意的是，上述水位阈值可以对应露出导流结构21与冷却水箱18内底面之间间隙的水位值，也可以并非是一特定水位值，在实际应用中，当冷却水箱18中会在水位下降一定深度后形成负压，此时外部空气即可通过第二开口22进入到冷却水箱18中。

上述余热排出方法可在事故工况前期通过水冷方式及时排出堆芯余热，在中后期通过空冷方式维持堆芯余热的导出，保证反应堆安全性。

以下就余热排出方法的一具体应用实施方式进行说明：

在电站正常运行期间，整个余热排出系统处于隔离备用状态。此时分别位于第一蒸汽管线5和第二蒸汽管线上的安全壳隔离阀(第二隔离阀6)和流量调节隔离阀(第三隔离阀9)处于关闭状态，第二回水管线15上的安全壳外隔离阀(第四隔离阀13)处于关闭状态，第二蒸汽管线10内处于氮气微正压保护状态，水冷-空冷两用冷凝器11传热管内部以及第一回水管线12和第二回水管线15内处于充满水状态。安全壳外冷却水箱18充水到正常备用液位水平(如图1所示液位)，进气口(第二开口22)和出气口(第一开口23)处于关闭状态，连通管线19上的第六隔离阀20处于关闭状态。通过第二蒸汽管线10和第二回水管线15上的第一温度计8和第二温度计14可以监测系统是否因发生蒸汽泄漏或误操作启动余热排出系统。

在电站发生全厂断电事故后，主泵停运，一回路通过自然循环模式通过蒸汽发生器1二次侧的给水和排出蒸汽导出堆芯余热，当发生完全丧失给水时，蒸汽发生器二次侧液位低触发蒸汽排大气阀门关闭，启动余热排出系统，此时首先开启第一蒸汽管线5上的安全壳外隔离阀和第二蒸汽管线10上的流量调节隔离阀，大约20秒后开启第二回水管线15上的安全壳外隔离阀，两用冷凝器11传热管内、第一回水管线12以及第二回水管线15的预留存水回流到蒸汽发生器1二次侧补充水量，并通过两用冷凝器11传热管内部的蒸汽冷凝，导出堆芯余热。热量传导到冷却水箱18内的水中，在余热排出系统运行的早期阶段，冷却水箱18内的水沸腾成为蒸汽通过出气口排到大气环境中，当冷却水箱18内的水量下降到一定程度，冷却水箱18顶部的进气口由于压差作用处于开启状态，水冷-空冷两用冷凝器11处于空气冷却模式，大气环境中的空气从进风口进入冷却水箱18，由导流结构21将空气引入两用冷凝器11底部，然后由于两用冷凝器11传热管内部的蒸汽加热效果，导流结构21内外通道内空气产生密度差驱动空冷模式的自然循环冷却模式，加热后的空气从出风口通过烟囱24排到大气环境。由于空气冷却模式采用的是空气，因此可以在事故的中长期阶段不需要任何其他能动设备来维持冷却的长期进行。

图2示出了某一百万千瓦级压水堆核电站堆芯衰变热功率变化曲线，根据图2所示的堆芯衰变热热功率变化规律和水冷-空冷两用冷凝器的冷却性能，在水冷阶段的较优冷却效果正好与事故早期的较大衰变热水平匹配，随着事故进程，堆芯衰变热越来越小，冷却水箱18内的水装量也越来越少最后完全蒸干，此时通过空气冷却模式，正好可以满足事故后期较小的衰变热功率，此时余热排出系统可以不需要额外补水和其他能动设备运行，即可一直维持堆芯余热的导出，保证反应堆的完整性。

以上所述的是本发明的优选实施方式，应当指出对于本技术领域的普通人员来说，在不脱离本发明所述的原理前提下还可以作出若干改进和润饰，这些改进和润饰也在本发明的保护范围内。

Claims (10)

1.一种余热排出系统，应用于核电系统，所述核电系统包括蒸汽发生器，其特征在于，所述余热排出系统包括：

冷凝器，所述冷凝器通过管路与所述蒸汽发生器连接；

冷却水箱，所述冷却水箱中设有放置所述冷凝器的容置腔，所述容置腔通过设于所述冷却水箱的第一开口和第二开口与外部空间连通；所述第一开口处设有伸入至所述容置腔中的导流结构，所述第二开口经所述导流结构与所述第一开口连通；所述冷凝器至少部分位于所述导流结构围成的空间中。

2.根据权利要求1所述的余热排出系统，其特征在于，所述第一开口处还设有位于所述冷却水箱外部的出气通道，所述出气通道与所述导流结构围成的空间相互连通。

3.根据权利要求1所述的余热排出系统，其特征在于，所述第一开口与所述第二开口位于所述冷却水箱的顶部。

4.根据权利要求1所述的余热排出系统，其特征在于，所述导流结构的横截面形状为环形。

5.根据权利要求4所述的余热排出系统，其特征在于，所述第二开口的数量为多个，多个所述第二开口环绕所述导流结构间隔布置。

6.根据权利要求1所述的余热排出系统，其特征在于，所述第二开口处设有进气结构，所述进气结构包括风阀或止回阀。

7.根据权利要求1所述的余热排出系统，其特征在于，连接所述冷凝器与所述蒸汽发生器的管道上设有温度计。

8.根据权利要求1所述的余热排出系统，其特征在于，所述冷却水箱的数量为多个，多个所述冷却水箱通过连通管线相互连通。

9.一种核电系统，其特征在于，包括蒸汽发生器与如权利要求1至8中任一项所述的余热排出系统；

所述蒸汽发生器与所述冷凝器通过管道相连。

10.一种余热排出方法，应用于如权利要求1至8中任一项所述的余热排出系统，其特征在于，包括：

当获取到预设事故工况信号时，将余热从所述蒸汽发生器导至所述冷凝器；

由所述冷却水箱中的冷却水对所述冷凝器进行冷却，所述冷却水被加热所产生的水蒸汽沿所述导流结构从所述第一开口排出；

当所述冷却水箱中的水位下降至水位阈值时，从所述第二开口导入的冷空气对所述冷凝器进行冷却，所述冷空气被加热所产生的热空气沿所述导流结构从所述第一开口排出。

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