CN113539529B - 一种池式反应堆余热排出系统及方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法，该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆设计技术，具体涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法。
背景技术
2011年3月11日，日本福岛发生了举世震惊的福岛核事故。地震发生后，福岛核电站实现了紧急停堆，但是由于海啸淹没了应急柴油发电机，造成了严重的全场断电事故，应急冷却系统无法投入工作，堆芯余热无法排出。进而导致了堆芯熔化，并且燃料包壳与水蒸气发生反应，生成的大量氢气引发了爆炸，导致放射性泄露。福岛事故后，世界对于反应堆余热排出提出了更高的要求。“非能动”以其不依靠外部电源，仅依靠自然循环的特性受到了广泛的应用和研究。目前在第三代反应堆的设计中，都采用了非能动系统，其利用密度差、重力等固有特性，提高了系统运行的可靠性。非能动余热排出系统是安全系统中重要的组成部分，目前已被华龙一号、AP1000等三代堆型所采用。
四代堆方面，铅冷快堆以其优良的中子学性能，热工水力性能和安全性能，被国际四代堆论坛(GIF)列为六种最具发展前景的第四代核能系统之一。铅冷快堆采用铅或铅铋合金作为冷却剂，多采用一体式模块化设计。现阶段铅冷快堆以小型化为主，可以满足多种能源需求。目前国际上正在开展铅冷快堆研究的国家包括有俄罗斯、美国、欧盟、中国等。如果发生和福岛事故一样的全场断电事故，铅冷快堆因为冷却剂的高沸点和热惰性，可以为事故处理提供更长时间的操作裕量。但如果没有有效的余热排出措施，反应堆安全则会受到威胁。因此需要对事故条件下的用于导出堆芯余热的余排系统进行设计，采用密度差、压强差等固有特性，提高系统运行可靠性，降低堆芯熔化风险。
目前应用于铅冷快堆的基于独立余热排出换热器的系统设计是运行时将独立换热器浸没于主回路冷却剂中，依靠换热回路中的水、铅铋等换热工质将热量导出。如欧盟的ELSY、ELFR等。但目前的设计中独立余热排出换热器在正常运行工况下就被浸没在铅/铅铋冷却剂中，并未与主回路隔离。由于铅/铅铋冷却剂温度较高，换热器一直处于被加热状态，对于换热器和相关管道的寿命具有较大影响。且由于冷却剂的加热，换热器内换热工质在正常运行工况下的温度、压力较高，对于换热回路的性能和换热效率造成了很大影响。
因此，有必要提出一种合理可行的适用于池式反应堆的余热排出系统和方法以解决上述问题。
发明内容
本发明的目的是提供一种池式反应堆余热排出系统及方法，以能够导出堆芯衰变热，提高系统运行可靠性，降低堆芯熔化风险。
本发明的技术方案如下：一种池式反应堆余热排出系统，包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离和连通。
进一步，如上所述的池式反应堆余热排出系统，其中，所述池式反应堆采用铅/铅铋冷却剂。
进一步，如上所述的池式反应堆余热排出系统，其中，所述自动压紧/开启装置为单向开启装置，开启方向由独立余热排出换热器隔间侧向冷池侧开启。
更进一步，所述自动压紧/开启装置设有限位装置，开启后无法重新闭合。
更进一步，所述自动压紧/开启装置开启之前，依靠冷池侧铅/铅铋冷却剂对其施加的压力实现自动压紧，当隔间侧压力增大至开启压力，该装置可实现自动打开。
更进一步，所述自动压紧/开启装置上可以设置配重或预压缩弹簧，用于调整其开启压力。
进一步，如上所述的池式反应堆余热排出系统，其中，所述换热回路管线上分别设有上游隔离阀和下游隔离阀，上游隔离阀和下游隔离阀可实现自动开启；备用阶段换热回路管线处于满水状态。
一种采用上述系统实现的池式反应堆余热排出方法，在正常运行工况下，非能动余热排出系统的独立余热排出换热器在隔间中处于隔离备用状态，不与池式反应堆的冷却剂接触；在事故工况下，池式反应堆的冷却剂受热膨胀后进入独立余热排出换热器所在隔间，随着隔间内冷却剂的增加，隔间内部压力升高，隔间的自动锁紧/开启装置打开，隔间与冷却剂的冷池和热池连通，形成自然循环回路；非能动余热排出系统的换热介质通过独立余热排出换热器与池式反应堆的冷却剂进行热交换后，进入堆外冷凝器进行冷却，冷却后的换热介质重新进入独立余热排出换热器，形成另一个自然循环过程，将堆芯余热导出至外部水箱。
本发明的有益效果如下：利用本发明的一种池式反应堆余热排出系统及方法，能够无需人员干预，依靠密度差、压强差等固有特性导出堆芯余热，降低堆芯熔化风险，提高系统运行的可靠性。
本发明通过余热排出换热器隔间的隔间围板，实现了正常工况下换热器与热池的隔离，并利用冷却剂受热膨胀特性，实现了冷却剂自动流入余热排出换热器隔间内；通过自动压紧/开启装置，依靠冷池冷却剂压力实现了正常工况下换热器与冷池的隔离；事故工况下，利用配重、预压缩弹簧等辅助压力调节手段，配合隔间内的逐步升高的冷却剂压力实现自动压紧/开启装置的打开，完成自然循环回路的建立；余排系统利用换热介质在独立余排换热器和冷凝器中被加热和被冷凝过程中所造成的密度差，实现自然循环。整个系统可在严重事故工况下导出堆芯余热，保证堆芯安全。
附图说明
图1为示例性的本发明的一种池式反应堆余热排出系统的组成示意图；
图2-1、图2-2为本发明实施例中一种自动压紧/开启装置的结构示意图。
图中，1.堆芯；2.热池；3.冷池；4.独立余热排出换热器；5.余热排出换热器隔间；6.隔间围板；7.绝热围板；8.自动压紧/开启装置；9.反应堆容器；10.下游隔离阀；11.堆外冷凝器；12.水箱；13.换热回路管线；14.上游隔离阀；15.预压缩弹簧；16.限位装置；17.活塞；18.阀瓣。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
示例性的本发明提供的一种池式反应堆余热排出系统的结构组成如图1所示，该池式反应堆为铅/铅铋冷却反应堆，密闭的反应堆容器9内底部内置堆芯1，整个反应堆容器9被绝热围板7分隔为热池2和冷池3。正常运行工况下，冷池冷却剂经过堆芯加热进入热池，然后热池内的冷却剂经过蒸汽发生器换热后，进入冷池。容器内部同时为独立余热排出换热器4设置了余热排出换热器隔间5，独立余热排出换热器4安装于该隔间内，隔间上部的隔间围板6高度高于正常运行工况下热池液位，将独立余热排出换热器4与热池2隔离，此时独立余热排出换热器4不处于加热状态。在隔间5下部安装有自动锁紧/开启装置8，在正常运行工况下将隔间与冷池3进行隔离。堆外冷凝器11布置于水箱12内，备用状态下处于满水状态，水箱12内充满水，布置于相对独立余热排出换热器4的较高位置。换热回路管线13与独立余热排出换热器4、上游隔离阀14、下游隔离阀10和堆外冷凝器11连通，形成非能动余热排出系统的闭合循环回路，上游隔离阀14、下游隔离阀10可实现自动开启和截断，如根据反应堆停堆信号自动开启，备用阶段换热回路管线13处于满水状态。
自动压紧/开启装置8的一个具体实施例如图2-1、图2-2所示，自动压紧/开启装置8为单向开启装置，开启方向由独立余热排出换热器隔间侧向冷池侧开启，且开启后无法重新闭合。装置设计有预压缩弹簧15、限位装置16、活塞17、阀瓣18。在正常运行工况下，阀瓣18依靠冷池侧铅/铅铋冷却剂对其施加的压力实现自动压紧(如图2-1所示)，当冷却剂进入换热器隔间5后，内侧压力逐步增大。配合预压缩弹簧施加的力，内侧压力逐步超过冷池侧压力，该装置可实现自动打开。开启后依靠限位装置16的弹出，防止活塞17向上运动导致装置关闭(如图2-2所示)。同时可采取在装置上设计配重及调整预压缩弹簧压力等方式，调整其开启压力。
在正常运行工况下，独立余热排出换热器4处于隔离备用状态，依靠隔间上部的隔间围板6实现换热器与热池2内冷却剂的隔离，依靠隔间下部的自动压紧/开启装置8实现换热器与冷池3内冷却剂的隔离。独立余热排出换热器4、换热回路管线13、堆外冷凝器11内部均为满水状态，且独立余热排出换热器不处于被加热状态。
事故工况下，由于堆芯1余热无法导出，铅/铅铋冷却剂温度升高、体积膨胀，热池2内铅/铅铋冷却剂液面逐步高于隔间围板6并进入余热排出换热器隔间5内，此时自动压紧/开启装置8隔间侧压力仍小余冷池3侧压力，该装置处于关闭状态。随着隔间内冷却剂液位上升，隔间侧压力逐步升高，同时利用配重、预压缩弹簧等压力调节手段，自动锁紧/开启装置8打开，并且由于设计有限位装置，装置开启后无法关闭，隔间与冷池3和热池2连通，形成铅/铅铋冷却剂的自然循环回路。换热回路方面，事故后上游隔离阀14、下游隔离阀10自动开启，独立余热排出换热器4内的换热介质与进入余热排出换热器隔间5的铅/铅铋冷却剂进行热交换，换热介质进入堆外冷凝器11进行冷却，冷却后的换热介质重新进入独立余热排出换热器4，形成另一个换热介质的自然循环过程，进而通过此非能动余热排出系统将堆芯余热导出至水箱12。整个系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性，降低堆芯熔化风险，保证反应堆的安全。
对于本领域技术人员而言，显然本发明的结构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 (8)
1.一种池式反应堆余热排出系统，包括设置在反应堆容器（9）内的独立余热排出换热器（4），所述独立余热排出换热器（4）通过换热回路管线（13）与设置在反应堆容器外部高位水箱（12）内的堆外冷凝器（11）连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器（9）通过绝热围板（7）分割为热池（2）和冷池（3），其特征在于，所述独立余热排出换热器（4）设置在隔间（5）内，隔间上部的隔间围板（6）高于正常运行工况下热池（2）的冷却剂液位高度，在所述隔间（5）下部设有自动压紧/开启装置（8），可实现与冷池（3）的隔离和连通。
2.如权利要求1所述的池式反应堆余热排出系统，其特征在于，所述池式反应堆采用铅/铅铋冷却剂。
3.如权利要求1或2所述的池式反应堆余热排出系统，其特征在于，所述自动压紧/开启装置（8）为单向开启装置，开启方向由独立余热排出换热器隔间侧向冷池侧开启。
4.如权利要求3所述的池式反应堆余热排出系统，其特征在于，所述自动压紧/开启装置（8）设有限位装置，开启后无法重新闭合。
5.如权利要求4所述的池式反应堆余热排出系统，其特征在于，所述自动压紧/开启装置（8）开启之前，依靠冷池侧冷却剂对其施加的压力实现自动压紧，当隔间侧压力增大至开启压力，该装置可实现自动打开。
6.如权利要求5所述的池式反应堆余热排出系统，其特征在于，所述自动压紧/开启装置（8）上设置配重或预压缩弹簧，用于调整其开启压力。
7.如权利要求1所述的池式反应堆余热排出系统，其特征在于，所述换热回路管线（13）上分别设有上游隔离阀（14）和下游隔离阀（10），上游隔离阀（14）和下游隔离阀（10）可实现自动开启；备用阶段换热回路管线（13）处于满水状态。
8.一种采用权利要求1-7中任意一项所述系统实现的池式反应堆余热排出方法，其特征在于，在正常运行工况下，非能动余热排出系统的独立余热排出换热器在隔间中处于隔离备用状态，不与池式反应堆的冷却剂接触；在事故工况下，池式反应堆的冷却剂受热膨胀后进入独立余热排出换热器所在隔间，随着隔间内冷却剂的增加，隔间内部压力升高，隔间的自动锁紧/开启装置打开，隔间与冷却剂的冷池和热池连通，形成自然循环回路；非能动余热排出系统的换热介质通过独立余热排出换热器与池式反应堆的冷却剂进行热交换后，进入堆外冷凝器进行冷却，冷却后的换热介质重新进入独立余热排出换热器，形成另一个自然循环过程，将堆芯余热导出至外部水箱。
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Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20130026038A (ko) * | 2011-09-05 | 2013-03-13 | 한국원자력연구원 | 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템 |
| CN104575635A (zh) * | 2014-12-12 | 2015-04-29 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于大型池式钠冷快堆非对称布置的事故余热排出系统 |
| CN106062883A (zh) * | 2014-01-31 | 2016-10-26 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 具有铅冷快速反应堆的反应堆系统 |
| 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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2021
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Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20130026038A (ko) * | 2011-09-05 | 2013-03-13 | 한국원자력연구원 | 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템 |
| CN106062883A (zh) * | 2014-01-31 | 2016-10-26 | 俄罗斯联邦诺萨顿国家原子能公司 | 具有铅冷快速反应堆的反应堆系统 |
| CN104575635A (zh) * | 2014-12-12 | 2015-04-29 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于大型池式钠冷快堆非对称布置的事故余热排出系统 |
| 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 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 全厂断电事故下模块化小堆非能动余热排出系统实验研究;张妍;鲁晓东;彭传新;白雪松;昝元锋;卓文彬;闫晓;;核动力工程(S2);第132-137页 * |
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| GR01 | Patent grant | ||
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