CN114121313A - 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 - Google Patents
一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN114121313A CN114121313A CN202111424434.0A CN202111424434A CN114121313A CN 114121313 A CN114121313 A CN 114121313A CN 202111424434 A CN202111424434 A CN 202111424434A CN 114121313 A CN114121313 A CN 114121313A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- communicated
- pipeline
- containment
- outlet pipeline
- water tank
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 119
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 38
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 claims abstract description 37
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims abstract description 21
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims abstract description 21
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 23
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 claims description 11
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 10
- 230000009467 reduction Effects 0.000 claims description 9
- 239000007921 spray Substances 0.000 claims description 9
- 238000005507 spraying Methods 0.000 claims description 6
- 238000005422 blasting Methods 0.000 claims description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 abstract description 13
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 12
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 abstract description 8
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 abstract description 5
- 239000010959 steel Substances 0.000 abstract description 5
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 9
- 230000008569 process Effects 0.000 description 9
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 7
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 6
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 5
- 230000001502 supplementing effect Effects 0.000 description 5
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 2
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004075 alteration Effects 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 1
- 238000007600 charging Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 238000010612 desalination reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000005293 physical law Methods 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明属于反应堆技术领域,具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱;所述安全壳顶端设置有顶盖,安全壳内部一侧设置有换料水箱,安全壳内部中部设置有压力容器;本发明提出了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,该系统取消了一回路冷却剂主管道,消除了大破口发生的可能;取消了中压安注系列,简化系统设计;无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计;优化了安全换料设计,采用顶部换料方式,正常运行时,节约换料时间,提升了小堆经济性;事故时,极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性,增强了小堆安全性。
Description
技术领域
本发明涉及反应堆技术领域,具体为一种紧凑式反应堆的非能动安全系统。
背景技术
小型堆(通常电功率小于300MW)凭借投资小,建造周期短,可有效解决中小电网输电问题得到了国际的广泛关注。此外,由于体积小、移动方便,小型堆除可被用于核电站发电外,还可用于城市区域供热、海水淡化、海底勘探、工业用汽和制氢、移动核动力及其他热能利用等。
传统核电厂中采用能动的专设系统配置缓解事故,这一类能动系统严重依赖于外部动力,而一旦外部动力不可用,堆芯余热将无法持续被带出,如无后备措施,电厂最终将发展为严重事故,甚至造成大量放射性释放危害。
福岛事故发生后,非能动技术以其安全性、可靠性、经济性受到越来越多的关注,该技术不依靠外部输入(力、功率或者信号、人工操作),它们的效果取决于自然物理规律(例如重力、自然对流、热传导等)、固有特性(如材料属性等),或者系统内的能量(如化学反应、衰变热等)。非能动系统的应用,使系统处于失效安全状态,提高了系统的安全性,使堆芯熔化的概率降低1至2个数量级。
目前国内外小堆存在两种类型,一种是紧凑式反应堆;一种是一体化反应堆,一体化反应堆压力容器高度较大,且压力容器内部的设备维修复杂,存在换料比较繁琐等特点。因此,本发明提出一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,通过合理的简化设计,充分考虑目前非能动压水堆电厂存在的不足,创新简化了非能动安全系统,优化了安全换料设计,实现了安全壳的无限时冷却,事故期间无需操纵员干预,有效提升电厂的安全性和经济性。
发明内容
本发明的目的在于提供一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,以解决上述背景技术中提出的问题。
为实现上述目的,本发明提供如下技术方案:一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱;所述安全壳顶端设置有顶盖,安全壳内部一侧设置有换料水箱,安全壳内部中部设置有压力容器,压力容器内部设置有堆芯,压力容器两侧设置有蒸汽发生器,蒸汽发生器与压力容器直接连通,蒸汽发生器顶端连通有主蒸汽管线,主蒸汽管线与用汽设备连通;所述换料水箱内部设置有余热排出系统热交换器,所述余热排出系统热交换器底端与余热排出系统出口管线连通,所述余热排出系统出口管线内部设置有余热排出系统出口管线阀门,所述压力容器两侧设置有直接注射管线,直接注射管线与压力容器内部连通,余热排出系统出口管线另一端与一直接注射管线连通,一所述蒸汽发生器出口腔室一侧连通有余热排出系统进口管线,余热排出系统进口管线另一端位于换料水箱内部且与余热排出系统热交换器连通;
所述安全壳外侧设置有非能动安全壳冷却系统,所述顶盖上方设置有分布式喷淋系统,分布式喷淋系统通过隔离阀与非能动安全壳冷却系统连通,所述非能动安全壳冷却系统通过大尺寸自动阀门与顶盖上方空间连通;所述非能动安全壳冷却系统一侧连通有空气管道,空气管道另一端与外部空气连通。
优选的,所述换料水箱顶端上方设置有安全阀,安全阀与安全壳内部连通,所述安全壳内壁设置有集水槽,集水槽底端通过管线与换料水箱内部连通。
优选的,另一所述蒸汽发生器出口腔室一侧连通设置有稳压器,稳压器顶端通过管线与第一级自动卸压系统连通,第一级自动卸压系统另一端通过管线与自动降压系统喷淋头连通,所述自动降压系统喷淋头设置于换料水箱内部。
优选的,所述安全壳内部另一侧设置有补水箱,所述补水箱底端连通有补水箱出口管线,补水箱出口管线与另一直接注射管线连通,所述补水箱出口管线上设置有补水箱出口管线阀门,所述补水箱顶端设置有与压力容器相连的补水箱进口管线。
优选的,一所述蒸汽发生器出口腔室顶端通过管线与第二级自动卸压系统连通,第二级自动卸压系统与安全壳内部连通。
优选的,所述换料水箱底端设置有换料水箱出口管线,换料水箱出口管线另一端与直接注射管线连通,所述换料水箱出口管线内部设置有换料水箱出口管线阀门。
优选的,所述安全壳内部底端设置有地坑滤网,地坑滤网一侧连通有地坑入口管线,地坑入口管线另一端与换料水箱出口管线连通,所述地坑入口管线内部设置有地坑入口管线爆破阀。
优选的,所述非能动安全壳冷却系统一侧设置有最终冷却补水箱,所述最终冷却补水箱通过最终冷却补水箱出口管线与非能动安全壳冷却系统连通,最终冷却补水箱出口管线内部设置有最终冷却补水箱出口管线隔离阀。
与现有技术相比,本发明的有益效果是:
1.采用紧凑的反应堆设计:取消传统反应堆的主管道,消除大破口LOCA,安全壳设计紧凑;设备采用紧凑连接结构,维修便利;换料相比一体化堆更为简便,换料周期缩短,有效提升经济性.
2.采用简化创新的非能动安全系统:非能动安全技术,无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计可实现无限时高效冷却;取消传统反应堆中压系列安注。
3.创新的安全换料设计:地下布置减少外部事件的考虑,采用顶部换料方式;正常运行时,换料区域安全壳顶盖为干式壳体,大大节约换料时间(湿式需要先排水才能再开盖),有效提升电厂经济性;发生事故时,一方面通过共用水箱非能动均布喷淋头实现事故泄漏源项沉降,另一方面大尺寸自动阀门开启实现换料顶盖淹没,实现源项水洗,极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性,增强了紧凑式小堆的安全性。
4.新的无限时安全壳冷却系统设计:匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计,增强换热性能的同时有效降低淹没安全壳的水量,实现钢制安全壳高效冷却;通过巧妙的空气管道设计,有效提升无限时空气的流速,进一步加强长期空气冷却性能,无需操纵员干预实现无限时冷却目的。
附图说明
图1为本发明整体的结构示意图;
图2为本发明非LOCA事故的缓解过程图;
图3为本发明LOCA事故的缓解过程图一;
图4为本发明LOCA事故的缓解过程图二;
图5为本发明LOCA事故的缓解过程图三;
图6为本发明LOCA事故的缓解过程图四;
图7为本发明LOCA事故长期缓解过程图。
图中:1、安全壳;2、顶盖;3、换料水箱;4、压力容器;5、堆芯;6、蒸汽发生器;7、主蒸汽管线;8、余热排出系统热交换器;9、余热排出系统进口管线;10、余热排出系统出口管线;11、余热排出系统出口管线阀门;12、直接注射管线;13、安全阀;14、集水槽;15、稳压器;16、第一级自动卸压系统;17、第二级自动卸压系统;18、自动降压系统喷淋头;19、补水箱;20、补水箱出口管线;21、补水箱出口管线阀门;22、补水箱进口管线;23、换料水箱出口管线;24、换料水箱出口管线阀门;25、地坑滤网;26、地坑入口管线;27、地坑入口管线爆破阀;28、非能动安全壳冷却系统;29、分布式喷淋系统;30、隔离阀;31、大尺寸自动阀门;32、最终冷却补水箱;33、最终冷却补水箱出口管线;34、最终冷却补水箱出口管线隔离阀;35、空气管道;36、主泵。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图,对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述,显然,所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例,而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例,本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,都属于本发明保护的范围。
在本发明的描述中,需要说明的是,术语“竖直”、“上”、“下”、“水平”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中,还需要说明的是,除非另有明确的规定和限定,术语“设置”、“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解,例如,可以是固定连接,也可以是可拆卸连接,或一体地连接;可以是机械连接,也可以是电连接;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。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。
如图1-7;本发明提供一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,包括安全壳1、堆芯5、压力容器4、余热排出系统热交换器8和换料水箱3;所述安全壳1顶端设置有顶盖2,安全壳1内部一侧设置有换料水箱3,安全壳1内部中部设置有压力容器4,压力容器4内部设置有堆芯5,压力容器4两侧设置有蒸汽发生器6,蒸汽发生器6与压力容器4直接连通,蒸汽发生器6顶端连通有主蒸汽管线7,主蒸汽管线7与用汽设备连通;所述换料水箱3内部设置有余热排出系统热交换器8,所述余热排出系统热交换器8底端与余热排出系统出口管线10连通,所述余热排出系统出口管线10内部设置有余热排出系统出口管线阀门11,所述压力容器4两侧设置有直接注射管线12,直接注射管线12与压力容器4内部连通,余热排出系统出口管线10另一端与一直接注射管线12连通,一所述蒸汽发生器6出口腔室一侧连通有余热排出系统进口管线9,余热排出系统进口管线9另一端位于换料水箱3内部且与余热排出系统热交换器8连通;
所述安全壳1外侧设置有非能动安全壳冷却系统28,所述顶盖2上方设置有分布式喷淋系统29,分布式喷淋系统29通过隔离阀30与非能动安全壳冷却系统28连通,所述非能动安全壳冷却系统28通过大尺寸自动阀门31与顶盖2上方空间连通;所述非能动安全壳冷却系统28一侧连通有空气管道35,空气管道35另一端与外部空气连通。
进一步的,所述换料水箱3顶端上方设置有安全阀13,安全阀13与安全壳1内部连通,所述安全壳1内壁设置有集水槽14,集水槽14底端通过管线与换料水箱3内部连通。
进一步的,另一所述蒸汽发生器6出口腔室一侧连通设置有稳压器15,稳压器15顶端通过管线与第一级自动卸压系统16连通,第一级自动卸压系统16另一端通过管线与自动降压系统喷淋头18连通,所述自动降压系统喷淋头18设置于换料水箱3内部。
进一步的,所述安全壳1内部另一侧设置有补水箱19,所述补水箱19底端连通有补水箱出口管线20,补水箱出口管线20与另一直接注射管线12连通,所述补水箱出口管线20上设置有补水箱出口管线阀门21,所述补水箱19顶端设置有与压力容器4相连的补水箱进口管线22。
进一步的,一所述蒸汽发生器6出口腔室顶端通过管线与第二级自动卸压系统17连通,第二级自动卸压系统17与安全壳1内部连通。
进一步的,所述换料水箱3底端设置有换料水箱出口管线23,换料水箱出口管线23另一端与直接注射管线12连通,所述换料水箱出口管线23内部设置有换料水箱出口管线阀门24。
进一步的,所述安全壳1内部底端设置有地坑滤网25,地坑滤网25一侧连通有地坑入口管线26,地坑入口管线26另一端与换料水箱出口管线23连通,所述地坑入口管线26内部设置有地坑入口管线爆破阀27。
进一步的,所述非能动安全壳冷却系统28一侧设置有最终冷却补水箱32,所述最终冷却补水箱32通过最终冷却补水箱出口管线33与非能动安全壳冷却系统28连通,最终冷却补水箱出口管线33内部设置有最终冷却补水箱出口管线隔离阀34。
工作原理:正常运行时,反应堆冷却剂流体在堆芯5加热后,将一回路热量传递给蒸汽发生器6管内流体,被冷却后的一回路流体流经下降段后再次进入堆芯5,完成主回路强迫循环(通过主泵驱动)或自然循环(无主泵,通过高度及密度差驱动)流动;蒸汽发生器6给水经一回路流体加热后,经历单相液到单相汽的转变,成为过热蒸汽,经主蒸汽管线7通往用汽设备;稳压器15主要为缓解一回路系统超压而设计,其顶部配置有阀门,正常换料时,顶盖2上方采用干式壳体设计,可直接打开顶盖2进行换料操作,极大简化了换料设计,缩短了换料周期,提升了经济性;
非LOCA事故后,一次侧非能动余热排出系统将触发;余热排出系统出口管线10上的余热排出系统出口管线阀门11自动打开,经堆芯5加热的一回路热流体通过余热排出系统进口管线9进入余热排出系统热交换器8进行冷却,冷却后的流体流经余热排出系统出口管线10流入堆芯5,形成完整的自然循环闭式回路;余热排出系统热交换器8通过导热、对流换热,将热量传递至换料水箱3,对换料水箱3内的水持续加热,当换料水箱3中的压力上升到一定值时,上方的安全阀13将自动打开,将蒸汽排放至安全壳1内,以降低换料水箱3中的压力。安全阀13开启后,换料水箱3中的蒸汽遇到安全壳1内壁面后冷凝,再通过集水槽14回流至换料水箱3,可以延缓水箱液位下降速率,降低对水箱水量的需求,有效缓解非LOCA事故,事故进程详见图2;
LOCA事故发生的短期内详见图3,可通过余热排出系统热交换器8移除堆芯5余热;当稳压器15压力降低至一定值或安全壳1高压力等信号会触发CMT动作,CMT水位降至低水位时,第一级自动卸压系统16中的阀门自动开启,稳压器15中的蒸汽通过管线排入至换料水箱3中,对系统进行有效卸压;当稳压器15水位下降至一定位置或安注信号触发时,补水箱19将投运,将通过补水箱19入口管线和补水箱出口管线20以及直接注射管线12向堆芯5持续注入冷却水,有效保证堆芯5的淹没液位,保证堆芯5持续冷却;若系统压力进一步降低或CMT水位降低至低低水位更低水位时叠加第一级自动卸压系统16已开启,第二级自动卸压系统17将自动开启,将一回路流体排放至安全壳1内,以对系统彻底卸压,此时排放出的蒸汽遇到安全壳1内壁面后冷凝,再通过集水槽14回流至换料水箱3;LOCA事故的前期进程详见图4至图6;
LOCA事故后期,系统压力进一步降低,换料水箱出口管线23上的换料水箱出口管线阀门24将开启,通过换料水箱出口管线23和直接注射管线12向堆芯5持续注入冷却水;当压力容器4液位持续降低、安全壳1地坑水位不断上升,在换料水箱3水位达到低水位时,开启地坑入口管线爆破阀27,地坑水经淹没在水中的地坑滤网25由地坑入口管线26和直接注射管线12注入压力容器4,实现长期的充排冷却。事故进程详见图7;
当发生安全壳1内质能释放(如:LOCA或蒸汽管道破口等事故后),通过非能动安全壳冷却系统28中湿式壳体的淹没水对安全壳1进行冷却;同时安全壳1高压力等信号自动开启干式顶盖2区域的分布式喷淋系统29中的隔离阀30(详见图4),对通过安全壳1泄漏的放射性进行沉降,同时自动开启大尺寸自动阀门31,对换料顶盖2进行淹没(详见图5),实现事故后安全壳1泄漏放射性水洗,也同步对顶盖2区域进行降温降压;当非能动安全壳冷却系统28中冷却水液位下降到一定值时,最终冷却补水箱出口管线隔离阀34自动打开,将最终冷却补水箱32中的冷却水注入非能动安全壳冷却系统28(详见图6),保证非能动安全壳冷却系统28中的水位;当最终冷却补水箱32与非能动安全壳冷却系统28中的冷却水全部排空时,此后空气依靠巧妙设计的空气管道35流入混凝土与钢制安全壳1形成的狭窄流道(详见图7),有效提升空气流速,提高自然对流换热能力,实现无需操纵员干预情况下反应堆和安全壳1内余热的无限时移出。
值得注意的是:整个装置通过总控制按钮对其实现控制,由于控制按钮匹配的设备为常用设备,属于现有常识技术,在此不再赘述其电性连接关系以及具体的电路结构。
尽管已经示出和描述了本发明的实施例,对于本领域的普通技术人员而言,可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型,本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。
Claims (8)
1.一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:包括安全壳(1)、堆芯(5)、压力容器(4)、余热排出系统热交换器(8)和换料水箱(3);所述安全壳(1)顶端设置有顶盖(2),安全壳(1)内部一侧设置有换料水箱(3),安全壳(1)内部中部设置有压力容器(4),压力容器(4)内部设置有堆芯(5),压力容器(4)两侧设置有蒸汽发生器(6),蒸汽发生器(6)与压力容器(4)直接连通,蒸汽发生器(6)顶端连通有主蒸汽管线(7),主蒸汽管线(7)与用汽设备连通;所述换料水箱(3)内部设置有余热排出系统热交换器(8),所述余热排出系统热交换器(8)底端与余热排出系统出口管线(10)连通,所述余热排出系统出口管线(10)内部设置有余热排出系统出口管线阀门(11),所述压力容器(4)两侧设置有直接注射管线(12),直接注射管线(12)与压力容器(4)内部连通,余热排出系统出口管线(10)另一端与一直接注射管线(12)连通,一所述蒸汽发生器(6)出口腔室一侧连通有余热排出系统进口管线(9),余热排出系统进口管线(9)另一端位于换料水箱(3)内部且与余热排出系统热交换器(8)连通;
所述安全壳(1)外侧设置有非能动安全壳冷却系统(28),所述顶盖(2)上方设置有分布式喷淋系统(29),分布式喷淋系统(29)通过隔离阀(30)与非能动安全壳冷却系统(28)连通,所述非能动安全壳冷却系统(28)通过大尺寸自动阀门(31)与顶盖(2)上方空间连通;所述非能动安全壳冷却系统(28)一侧连通有空气管道(35),空气管道(35)另一端与外部空气连通。
2.根据权利要求1所述的一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:所述换料水箱(3)顶端上方设置有安全阀(13),安全阀(13)与安全壳(1)内部连通,所述安全壳(1)内壁设置有集水槽(14),集水槽(14)底端通过管线与换料水箱(3)内部连通。
3.根据权利要求1所述的一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:另一所述蒸汽发生器(6)出口腔室一侧连通设置有稳压器(15),稳压器(15)顶端通过管线与第一级自动卸压系统(16)连通,第一级自动卸压系统(16)另一端通过管线与自动降压系统喷淋头(18)连通,所述自动降压系统喷淋头(18)设置于换料水箱(3)内部。
4.根据权利要求1所述的一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:所述安全壳(1)内部另一侧设置有补水箱(19),所述补水箱(19)底端连通有补水箱出口管线(20),补水箱出口管线(20)与另一直接注射管线(12)连通,所述补水箱出口管线(20)上设置有补水箱出口管线阀门(21),所述补水箱(19)顶端设置有与压力容器(4)相连的补水箱进口管线(22)。
5.根据权利要求1所述的一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:一所述蒸汽发生器(6)出口腔室顶端通过管线与第二级自动卸压系统(17)连通,第二级自动卸压系统(17)与安全壳(1)内部连通。
6.根据权利要求1所述的一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:所述换料水箱(3)底端设置有换料水箱出口管线(23),换料水箱出口管线(23)另一端与直接注射管线(12)连通,所述换料水箱出口管线(23)内部设置有换料水箱出口管线阀门(24)。
7.根据权利要求6所述的一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:所述安全壳(1)内部底端设置有地坑滤网(25),地坑滤网(25)一侧连通有地坑入口管线(26),地坑入口管线(26)另一端与换料水箱出口管线(23)连通,所述地坑入口管线(26)内部设置有地坑入口管线爆破阀(27)。
8.根据权利要求1所述的一种紧凑式反应堆的非能动安全系统,其特征在于:所述非能动安全壳冷却系统(28)一侧设置有最终冷却补水箱(32),所述最终冷却补水箱(32)通过最终冷却补水箱出口管线(33)与非能动安全壳冷却系统(28)连通,最终冷却补水箱出口管线(33)内部设置有最终冷却补水箱出口管线隔离阀(34)。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202111424434.0A CN114121313B (zh) | 2021-11-26 | 2021-11-26 | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202111424434.0A CN114121313B (zh) | 2021-11-26 | 2021-11-26 | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN114121313A true CN114121313A (zh) | 2022-03-01 |
CN114121313B CN114121313B (zh) | 2024-06-18 |
Family
ID=80370417
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202111424434.0A Active CN114121313B (zh) | 2021-11-26 | 2021-11-26 | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN114121313B (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN115240880A (zh) * | 2022-08-01 | 2022-10-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种可实现持续排热的非能动余热排出系统及方法 |
CN115240879A (zh) * | 2022-07-05 | 2022-10-25 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种双层安全壳反应堆安全系统及反应堆系统 |
WO2023241096A1 (zh) * | 2022-06-16 | 2023-12-21 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆的一体化安全系统 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL6808981A (zh) * | 1967-06-26 | 1968-12-27 | ||
CN104361914A (zh) * | 2014-11-19 | 2015-02-18 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
CN204242601U (zh) * | 2014-11-19 | 2015-04-01 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
CN112885490A (zh) * | 2021-03-17 | 2021-06-01 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种一体化非能动先进小堆 |
CN216623785U (zh) * | 2021-11-26 | 2022-05-27 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 |
-
2021
- 2021-11-26 CN CN202111424434.0A patent/CN114121313B/zh active Active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL6808981A (zh) * | 1967-06-26 | 1968-12-27 | ||
CN104361914A (zh) * | 2014-11-19 | 2015-02-18 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
CN204242601U (zh) * | 2014-11-19 | 2015-04-01 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
CN112885490A (zh) * | 2021-03-17 | 2021-06-01 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种一体化非能动先进小堆 |
CN216623785U (zh) * | 2021-11-26 | 2022-05-27 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
杨灵均;冷洁;毕树茂;邓坚;刘余;朱大欢;蒋孝蔚;: "先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究", 核科学与工程, no. 03, 15 June 2020 (2020-06-15) * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2023241096A1 (zh) * | 2022-06-16 | 2023-12-21 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆的一体化安全系统 |
CN115240879A (zh) * | 2022-07-05 | 2022-10-25 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种双层安全壳反应堆安全系统及反应堆系统 |
CN115240880A (zh) * | 2022-08-01 | 2022-10-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种可实现持续排热的非能动余热排出系统及方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN114121313B (zh) | 2024-06-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN107293341B (zh) | 池式反应堆 | |
CN114121313A (zh) | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 | |
CN101719386B (zh) | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 | |
CN101315815B (zh) | 快速增殖与转化核燃料的方法与装置 | |
CN107393605A (zh) | 一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法 | |
JP2015519583A (ja) | モジュール式小型炉の安全系統 | |
WO2022194247A1 (zh) | 一体化非能动反应堆 | |
CN101154472A (zh) | 一体化低温核供热堆 | |
KR100813939B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형비상노심냉각설비 | |
CN107492400B (zh) | 干式反应堆供热系统 | |
CN109273112B (zh) | 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出系统 | |
US20230197300A1 (en) | Passive waste heat removal system on secondary side of marine environmental reactor | |
CN107093473B (zh) | 一种核反应堆用余热排出系统 | |
CN205656860U (zh) | 低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统 | |
KR101250479B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법 | |
CN216623785U (zh) | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 | |
CN113990535B (zh) | 一种一体化熔盐堆换热器及其非能动余热排出系统 | |
CN209729520U (zh) | 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统 | |
US3156625A (en) | Core for a supercritical pressure power reactor | |
CN209843263U (zh) | 一种钠冷快堆中间回路非能动事故余热排出系统 | |
Zeman et al. | TEPLATOR DEMO: Basic design of the primary circuit | |
CN215450910U (zh) | 一种一体化非能动先进小堆 | |
US3211623A (en) | Neutronic reactor and fuel element therefor | |
CN85100182A (zh) | 采用双层压力壳的核电站轻水堆 | |
WO2022233141A1 (zh) | 核电厂非能动专设安全系统及供水系统 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
CB02 | Change of applicant information | ||
CB02 | Change of applicant information |
Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd. Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai Applicant before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd. |
|
GR01 | Patent grant |