CN114171216B - 一种非能动余热排出装置及核反应堆 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种非能动余热排出装置及核反应堆，非能动余热排出装置包括储液箱、曲管和冷却剂；曲管呈S形，曲管的一端连通储液箱的底部，曲管的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段，冷却剂填充在储液箱和曲管内；核反应堆包括水池、设置在水池内的堆芯、上升筒、衰减筒、换热系统和上述的非能动余热排出装置，在核反应堆发生主泵断电事故时，可以依靠核反应堆的水池与储水箱之间的液位差产生的驱动作用，保证在主泵断电后保持一定流量流经堆芯，通过调整储水箱的尺寸可以调整事故后回路流量大小和持续时间，从而无需设置主泵的惰转飞轮，增加核反应堆的抗震性和经济性。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种非能动余热排出装置及核反应堆。
背景技术
核反应堆停堆之后，堆芯仍会产生大量衰变热。在事故停堆后，现有的泳池式反应堆主要依靠能动的方式排出余热，采用的非能动方式是利用主泵惰转维持一段时间的一回路循环。主泵的惰转飞轮会增加主泵的成本和制造难度，遇到地震可能会失灵。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种非能动余热排出装置及核反应堆。
为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：
为解决上述技术问题，本发明提供一种非能动余热排出装置，用于安装在核反应堆的水池内，包括储液箱、曲管和冷却剂；曲管呈S形，曲管的一端连通储液箱的底部，曲管的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段，冷却剂填充在储液箱和曲管内。
进一步，曲管包括依次相连的第一竖直管段、第一U形管段、第二U形管段和第二竖直管段，第一竖直管段的一端连通储液箱的底部，第一U形管段的管口朝上布置，第二U形管段的管口朝下布置，第一U形管段的一端连通第一竖直管段的另一端，第一U形管段的另一端连通第二U形管段的一端，第二U形管段的另一端连通第二竖直管段的一端，第二竖直管段的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段。
进一步，第一竖直管段的一端高于第二U形管段的U形底部。
进一步，第二竖直管段的另一端低于第一U形管段的U形底部。
本发明还提供一种核反应堆，包括水池、设置在水池内的堆芯、上升筒、衰减筒、换热系统和上述的非能动余热排出装置，堆芯、上升筒和衰减筒安装在水池的内部且从下至上依次连通，换热系统的一端连通衰减筒出口的水平管段，换热系统的另一端连通水池；非能动余热排出装置安装在水池的内部且位于衰减筒的上方，曲管的另一端连通衰减筒出口的水平管段。
进一步，换热系统包括主泵、板式换热器和连接管道，主泵的一端连通衰减筒出口的水平管段，主泵的另一端通过连接管道连通板式换热器的一侧，板式换热器的另一侧连通水池。
进一步，曲管的另一端垂直连通衰减筒出口的水平管段。
本发明的有益效果在于：本发明所提供的一种非能动余热排出装置，能用于安装在核反应堆的水池内；并且曲管呈S形，曲管的一端连通储液箱的底部，曲管的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段，冷却剂填充在储液箱和曲管内，利用在曲管处形成的水封作用，避免经过堆芯加热的冷却剂与外界空间直接接触，可以避免在核反应堆的回路开口时向外界环境产生额外的散热量，保证了核反应堆的热效率和经济性，并且在核反应堆发生主泵断电事故时，可以依靠核反应堆的水池与储水箱之间的液位差产生的驱动作用，保证在主泵断电后保持一定流量流经堆芯，通过调整储水箱的尺寸可以调整事故后回路流量大小和持续时间，从而无需设置主泵的惰转飞轮，增加核反应堆的抗震性和经济性。
附图说明
图1为本发明实施例中提供的非能动余热排出装置的结构示意图；
图2为本发明实施例中提供的核反应堆的结构示意图。
具体实施方式
下面结合说明书附图与具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。
实施例一
如图1所示，本实施例的一种非能动余热排出装置1，用于安装在核反应堆的水池2内，本非能动余热排出装置1包括储液箱11、曲管12和冷却剂13，冷却剂13填充在储液箱11和曲管12内。曲管12呈S形，曲管12的一端连通储液箱11的底部，曲管12的另一端用于连通核反应堆的衰减筒出口的水平管段。容易理解的，本实施例的曲管12的形状并非与S形一模一样，而是只曲管12的与S形一样存在至少两个连续的弯折点。
具体来说，在本实施例中，曲管12包括依次相连的第一竖直管段121、第一U形管段122、第二U形管段123和第二竖直管段124，第一竖直管段121的一端连通储液箱11的底部，第一U形管段122的管口朝上布置，第二U形管段123的管口朝下布置，第一U形管段122的一端连通第一竖直管段121的另一端，第一U形管段122的另一端连通第二U形管段123的一端，第二U形管段123的另一端连通第二竖直管段124的一端，第二竖直管段124的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段。值得注意的是，第一竖直管段121的一端高于第二U形管段123的U形底部；第二竖直管段124的另一端低于第一U形管段122的U形底部。那么，在使用时，当整个非能动余热排出装置1与核反应堆连通，曲管12处形成的水封作用，避免经过堆芯加热的冷却剂13与外界空间直接接触，可以避免在核反应堆的回路开口时向外界环境产生额外的散热量，保证了核反应堆的热效率和经济性，并且在核反应堆发生主泵断电事故时，可以依靠核反应堆的水池2与储水箱之间的液位差产生的驱动作用，保证在主泵断电后保持一定流量流经堆芯，通过调整储水箱的尺寸可以调整事故后回路流量大小和持续时间，从而无需设置主泵的惰转飞轮，增加核反应堆的抗震性和经济性。
实施例二
如图2所示，本实施例的一种核反应堆，包括水池2、设置在水池2内的堆芯3、上升筒4、衰减筒5、换热系统6和实施例一中的非能动余热排出装置1。其中堆芯3、上升筒4和衰减筒5安装在水池2的内部且从下至上依次连通，换热系统6的一端连通衰减筒5出口的水平管段，换热系统6的另一端连通水池2；非能动余热排出装置1安装在水池2的内部且位于衰减筒5的上方，曲管12的另一端连通衰减筒5出口的水平管段。也即是说，冷却液在水池2内，从堆芯3、上升筒4和衰减筒5依次流动换热之后，会通过衰减筒5出口的水平管段进入换热系统6，经过换热系统6的换热冷却之后再次进入水池2，并且向下流动至堆芯3底部，从而进行再次换热。
进一步地，本实施例的换热系统6包括主泵61、板式换热器62和连接管道63，主泵61的一端连通衰减筒5出口的水平管段，主泵61的另一端通过连接管道63连通板式换热器62的一侧，板式换热器62的另一侧连通水池2。容易理解的是，换热系统6的板式换热器62可以根据实际需要换成其他换热器。
进一步，曲管12的另一端垂直连通衰减筒5出口的水平管段。由于冷却剂13流经堆芯3、上升筒4和衰减筒5时压降的影响，冷却剂13在U型曲管12段形成水封现象，将堆芯3流出的高温冷却剂13与外界环境通过储水箱中低温冷却剂13进行隔离，减小系统的散热量。
并且，在系统正常运行时，堆芯3部分会产生少量不凝性裂变气体，在多用途非能动余热排出装置1的作用下，不凝裂变气体在浮升力作用下流入至U型曲管12内，并将气体储存在U型管顶部。
而且在发生池外回路管道破口事故时，由于池外回路所处高度普遍低于水池2液位高度，所以水池2内的冷却剂13在虹吸作用下将不断的流出水池2，但在多用途非能动余热排出装置1的作用下，水池2液位降至U型曲管12与主回路连接处时虹吸作用会被破坏，从而保证水池2事故下的冷却剂13储量。
本发明的装置并不限于具体实施方式中的实施例，只要是本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新及保护的范围。
Claims (4)
1.一种非能动余热排出装置，其特征在于，用于安装在核反应堆的水池内，包括储液箱、曲管和冷却剂；所述曲管呈S形，包括依次相连的第一竖直管段、第一U形管段、第二U形管段和第二竖直管段，所述第一竖直管段的一端连通所述储液箱的底部，所述第一U形管段的管口朝上布置，所述第二U形管段的管口朝下布置，所述第一U形管段的一端连通所述第一竖直管段的另一端，所述第一U形管段的另一端连通所述第二U形管段的一端，所述第二U形管段的另一端连通所述第二竖直管段的一端，所述第二竖直管段的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段；所述第一竖直管段的一端高于所述第二U形管段的U形底部，所述第二竖直管段的另一端低于所述第一U形管段的U形底部，所述冷却剂填充在所述储液箱和所述曲管内。
2.一种核反应堆，包括水池、设置在所述水池内的堆芯、上升筒、衰减筒和换热系统，其特征在于，还包括如权利要求1所述的非能动余热排出装置，所述堆芯、所述上升筒和所述衰减筒安装在所述水池的内部且从下至上依次连通，所述换热系统的一端连通所述衰减筒出口的水平管段，所述换热系统的另一端连通所述水池；所述非能动余热排出装置安装在所述水池的内部且位于所述衰减筒的上方，所述曲管的另一端连通所述衰减筒出口的水平管段。
3.根据权利要求2所述的核反应堆，其特征在于，所述换热系统包括主泵、板式换热器和连接管道，所述主泵的一端连通所述衰减筒出口的水平管段，所述主泵的另一端通过所述连接管道连通所述板式换热器的一侧，所述板式换热器的另一侧连通所述水池。
4.根据权利要求2所述的核反应堆，其特征在于，所述曲管的另一端垂直连通所述衰减筒出口的水平管段。
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