CN114999683A - 反应堆的一体化安全系统 - Google Patents

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CN114999683A CN202210679708.9A CN202210679708A CN114999683A CN 114999683 A CN114999683 A CN 114999683A CN 202210679708 A CN202210679708 A CN 202210679708A CN 114999683 A CN114999683 A CN 114999683A
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鞠培玲
陈丰
胡鱼旺
彭浩
林继铭
段承杰
崔大伟
郭树生
张伟
李德睿
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本申请涉及一种反应堆的一体化安全系统,该一体化安全系统包括至少一安全结构,每一安全结构包括余热导出回路和第一泄压回路,余热导出回路用于在反应堆丧失正常排热途径时导出反应堆内的余热,以维护系统的安全,第一泄压回路用于在反应堆的堆池内的压力超过设定的安全压力,以导出反应堆内的高压蒸汽,进而降低反应堆的堆池内的压力。本申请通过余热导出回路、第一泄压回路共同构成安全结构,以形成安全系统,且余热导出回路、第一泄压回路共用水箱,如此节约了空间,简化了整体设计,提高了空间利用率,进而改善了目前的反应堆的专设安全系统的结构复杂且空间利用率较低的问题。

Description

反应堆的一体化安全系统
技术领域
本申请涉及核电技术领域,特别是涉及一种反应堆的一体化安全系统。
背景技术
核电领域中,设置反应堆的专设安全系统是保护反应堆安全的重要手段,专设安全系统包括事故余热排放系统、反应堆超压保护系统及反应堆包容系统。其中,事故余热排放系统主要用于堆芯余热导出,反应堆包容系统主要用于放射性物质包容,反应堆包容系统主要用于反应堆超压保护。
目前,设计反应堆的专设安全系统时,因考虑到各个分系统之间的独立性和多重性原则,因此各个分系统之间互不关联,如此,会造成专设安全系统的结构的复杂性增加以及空间利用率较低等问题。
发明内容
基于此,有必要针对目前的反应堆的专设安全系统的结构复杂且空间利用率较低的问题,提供一种反应堆的一体化安全系统。
本申请实施例提供了一种反应堆的一体化安全系统,形成于所述反应堆内的堆池,所述堆池上形成有一容纳腔,所述一体化安全系统包括至少一安全结构,每一所述安全结构包括:余热导出回路,包括换热装置、补液装置、水箱及设于所述水箱内的冷却装置,所述换热装置设于所述容纳腔内,且所述换热装置具有伸出所述容纳腔外的换热进水口和换热出水口;所述换热装置的换热进水口与所述补液装置的补液出水口相连,所述换热装置的换热出水口与所述冷却装置的冷却进水口相连,所述冷却装置的冷却出水口与所述补液装置的补液进水口相连;第一泄压回路,所述第一泄压回路一端与所述容纳腔相连通,另一端与所述水箱相连,且所述第一泄压回路被配置为能够在所述容纳腔内的压力达到预设值时与所述水箱呈连通状态。
在其中一个实施例中,所述第一泄压回路上设有第一安全阀,所述第一安全阀被配置为在所述容纳腔内的压力达到预设值时处于开启状态。
在其中一个实施例中,所述第一泄压回路上还设有与所述第一安全阀间隔设置的第一逆止阀。
在其中一个实施例中,所述反应堆上设有用于罩设全部所述安全结构的安全壳;每一所述安全结构还包括第二泄压回路,所述第二泄压回路包括第一连接管道和安装于所述第一连接管道上的第二安全阀,所述第一连接管道的两端分别连通于所述安全壳的内腔和所述水箱的腔体。
在其中一个实施例中,第二泄压回路还包括第二逆止阀;所述第二逆止阀安装于所述第一连接管道上。
在其中一个实施例中,所述安全壳上设有第二连接管道,所述第二连接管道的一端通过所述安全壳,并伸入所述水箱内,另一端与外界环境相连通;所述第二连接管道上设有第三安全阀。
在其中一个实施例中,所述堆池上设有围绕于所述容纳腔的换热腔;每一所述安全结构还包括注水回路,所述注水回路包括注水进水管,所述注水进水管的一端与所述水箱连接,另一端伸入所述换热腔内,所述注水进水管上设有第一阀门;所述注水回路还包括注水出水管,所述注水出水管的一端伸入所述换热腔内,另一端伸入所述水箱内。
在其中一个实施例中,所述注水出水管上设有第三逆止阀。
在其中一个实施例中,所述水箱包括第一箱体部和连接于所述第一箱体部上方的第二箱体部,所述第一箱体部的横截面的面积小于所述第二箱体部的横截面的面积;所述冷却装置设于所述第一箱体部内;其中,所述第一箱体部的横截面和所述第二箱体部的横截面均与所述反应堆的中心轴线呈角度设置。
在其中一个实施例中,所述反应堆的一体化安全系统还包括插设于所述水箱上的导热装置,所述导热装置用于与外界环境进行热交换。
本申请的一种反应堆的一体化安全系统包括至少一安全结构,每一安全结构包括余热导出回路和第一泄压回路,余热导出回路用于在反应堆丧失正常排热途径时导出反应堆内的余热,以维护系统的安全。具体地,补液装置内的液体流入换热装置内,以和堆池内的余热进行第一次热交换,进而导出堆池内的余热,换热装置内的液体吸收热量以后形成蒸汽,蒸汽流入到冷却装置内,以和水箱内的液体进行第二次热交换,进而在冷却装置内冷却形成液体再流回补液装置中,补液装置中的液体再次流回到换热装置内进行热交换,如此以建立冷却循环导出堆池内的余热。
第一泄压回路用于在反应堆的堆池内的压力超过设定的安全压力,以导出反应堆内的高压蒸汽,进而降低反应堆的堆池内的压力。具体地,因反应堆的堆池内的压力超过预设压力值,第一泄压回路与水箱连通,堆池内的高压蒸汽通过第一泄压回路流入水箱中,与水箱内的液体进行热交换以冷凝形成液体,进而降低了反应堆的堆池内的压力。
综上,本申请通过余热导出回路、第一泄压回路共同构成安全结构,以形成安全系统,且余热导出回路、第一泄压回路共用水箱,如此节约了空间,简化了整体设计,提高了空间利用率,进而改善了目前的反应堆的专设安全系统的结构复杂且空间利用率较低的问题。
附图说明
图1为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的结构示意图;
图2为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的余热导出回路的结构示意图;
图3为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的第一泄压回路的结构示意图;
图4为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的第二泄压回路的结构示意图;
图5为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的注水回路的结构示意图。
附图标记说明:10、堆池;11、容纳腔;20、安全壳;30、换热腔;100、余热导出回路;110、换热装置;120、补液装置;130、水箱;131、第一箱体部;132、第二箱体部;140、冷却装置;200、第一泄压回路;210、第一安全阀;220、第一逆止阀;230、第一隔离阀;240、第二隔离阀;300、第二泄压回路;310、第一连接管道;320、第二安全阀;330、第二逆止阀;340、第二连接管道;350、第三安全阀;400、注水回路;410、注水进水管;411、第一阀门;420、注水出水管;421、第三逆止阀;422、第二阀门;500、导热装置;510、热管。
具体实施方式
为使本申请的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂,下面结合附图对本申请的具体实施方式做详细的说明。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本申请。但是本申请能够以很多不同于在此描述的其它方式来实施,本领域技术人员可以在不违背本申请内涵的情况下做类似改进,因此本申请不受下面公开的具体实施例的限制。
在本申请的描述中,需要理解的是,术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”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申请和简化描述,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申请的限制。
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。在本申请的描述中,“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。
在本申请中,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;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申请中的具体含义。
在本申请中,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。
需要说明的是,当元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件,它可以直接在另一个元件上或者也可以存在居中的元件。当一个元件被认为是“连接”另一个元件,它可以是直接连接到另一个元件或者可能同时存在居中元件。本文所使用的术语“垂直的”、“水平的”、“上”、“下”、“左”、“右”以及类似的表述只是为了说明的目的,并不表示是唯一的实施方式。
核电领域中,设置反应堆的专设安全系统是保护反应堆安全的重要手段,专设安全系统包括事故余热排放系统、反应堆超压保护系统及反应堆包容系统等系统组成。
相关技术中,余热排放系统在堆内设有独立热交换器,由两套相互独立的冷却通道构成,每个通道由一回路(独立热交换器)、二回路(空气冷却器钠侧)和三回路(空气回路)组成,三个回路依靠自然循环流动,将堆芯余热排到最终的大气热阱。
反应堆超压保护系统由补偿容器、液封器和连接反应堆容器的管道组成,采用由有机硅油液柱形成一定静压力的液封器与堆容器连接,当堆内氩气压力超标时就自动冲开液封器内的有机硅油液面向密封的小室卸压。从而保护主容器和保护容器,避免其中的气体超压,防止其压力边界受破坏,进而实现反应堆的超压保护。
反应堆包容系统是一种由多个包容小室组成的、内外部相联合的双层包容系统,其在反应堆厂房内形成几个放射性氩气、钠气溶胶包容小室,并与外部封闭厂房相联合。从而在发生放射性物质泄漏和引起钠火事故的工况下,限制和缓解放射性氩气和放射性钠气溶胶向环境排放,进而实现用于放射性物质包容的功能。
上述的反应堆的专设安全系统的设计因考虑到各个分系统之间的独立性和多重性原则,因此各个分系统之间互不关联,如此,会造成专设安全系统的结构的复杂性增加以及空间利用率较低等问题。
基于此,本申请发明人经过深入研究,设计出一种反应堆的一体化安全系统,以解决上述问题。
图1为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的结构示意图。
本申请一实施例提供了一种反应堆的一体化安全系统,如图1所示,该一体化安全系统形成于反应堆内的堆池10,堆池10上形成有一容纳腔11,一体化安全系统包括至少一安全结构,每一安全结构包括余热导出回路100和第一泄压回路200。
余热导出回路100包括换热装置110、补液装置120、水箱130及设于水箱130内的冷却装置140,换热装置140设于容纳腔11内,且换热装置110具有伸出容纳腔11外的换热进水口和换热出水口。换热装置110的换热进水口与补液装置120的补液出水口相连,换热装置110的换热出水口与冷却装置140的冷却进水口相连,冷却装置140的冷却出水口与补液装置120的补液进水口相连。
第一泄压回路200的一端与容纳腔11相连通,另一端与水箱130相连,且第一泄压回路200被配置为能够在容纳腔11内的压力达到预设值时与水箱130呈连通状态。
需要说明的是,余热导出回路100用于在反应堆丧失正常排热途径时导出反应堆内的余热,以维护系统的安全。具体地,补液装置120内的液体流入换热装置110内,以和堆池10的容纳腔11内的高温蒸汽进行第一次热交换,进而导出容纳腔11内的余热,换热装置110内的液体吸收热量以后形成蒸汽,蒸汽流入到冷却装置140内,以和水箱130内的液体进行第二次热交换。进而在冷却装置140内冷却形成液体再流回补液装置120中,补液装置120中的液体再次流回到换热装置110内进行热交换,如此以建立冷却循环导出堆池10的容纳腔11内的余热。
第一泄压回路200用于在堆池10的容纳腔11内的压力超过设定的安全压力,以导出容纳腔11内的高压蒸汽,进而降低堆池10的容纳腔11内的压力。具体地,因堆池10的容纳腔11内的压力超过预设压力值,第一泄压回路200与水箱130连通,容纳腔11内的高压蒸汽通过第一泄压回路200流入水箱130中,与水箱130内的液体进行热交换以冷凝形成液体,进而降低了容纳腔11内的压力。
综上,本申请的反应堆的一体化安全系统通过余热导出回路100、第一泄压回路200共同构成安全结构,以形成安全系统,且余热导出回路100、第一泄压回路200共用水箱130。如此,节约了空间,简化了整体设计,提高了空间利用率,进而改善了目前的反应堆的专设安全系统的结构复杂且空间利用率较低的问题。
图2为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的余热导出回路的结构示意图。
在一些实施例中,如图2所示,余热导出回路100还包括第一隔离阀230和第二隔离阀240,第一隔离阀230的两端分别连通于换热装置110的换热进水口与补液装置120的补液出水口,第二隔离阀240的两端分别连通于换热装置110的换热出水口与冷却装置140的冷却进水口。如此,通过第一隔离阀230控制换热装置110的换热进水口与补液装置120的补液出水口之间的通断,第二隔离阀240控制换热装置110的换热出水口与冷却装置140的冷却进水口之间的通断。
可以理解的是,反应堆正常运行时,第一隔离阀230和第二隔离阀240均处于关闭状态,此时余热导出回路100处于备用状态。当反应堆发生丧失正常排热途径的事故时,开启第一隔离阀230和第二隔离阀240,以启用余热导出回路100导出反应堆内的余热,进而维护系统的安全。
图3为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的第一泄压回路的结构示意图。
在一些实施例中,如图3所示,第一泄压回路200上设有第一安全阀210,第一安全阀210被配置为在容纳腔11内的压力达到预设值时处于开启状态。如此,当容纳腔11内的压力达到预设值时,第一安全阀210开启,容纳腔11和水箱130连通,容纳腔11内的高压蒸汽通过第一安全阀210流入水箱130中冷凝降压。其中,水箱130内的冷却水量足够冷凝高压蒸汽而不发生沸腾,从而避免堆池10超压。
具体至一些实施例中,第一泄压回路200上还设有与第一安全阀210间隔设置的第一逆止阀220。如此,利用第一逆止阀220的单向导流的特性,以使容纳腔11的高压蒸汽只能单向地从容纳腔11流入到水箱130内,进而防止水箱130内的液体倒吸而流入到容纳腔11内。
图4为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的第二泄压回路的结构示意图。
在一些实施例中,如图4所示,反应堆上设有用于罩设全部安全结构的安全壳20,每一安全结构还包括第二泄压回路300,第二泄压回路300包括第一连接管道310和安装于第一连接管道310上的第二安全阀320,第一连接管道310的两端分别连通于安全壳20的内腔和水箱130的腔体。
需要说明的是,安全壳20用于发生事故时包容放射性物质,防止放射性物质外泄,进而保护环境,由此可见,一旦安全壳20发生破损后果将十分严重。第二泄压回路300用于实现安全壳20的超压保护,具体地,当安全壳20内的安全结构发生损坏,例如管道破裂,此时,管道内的蒸汽就会外泄至安全壳20内。当蒸汽压力达到第二安全阀320的预设压力时,第二安全阀320开启,高压蒸汽通过第一连接管道310流入到水箱130内冷凝降压,进而降低安全壳20内的压力,防止安全壳20超压破损,从而实现安全壳20的超压保护。
值得一提的是,第二泄压回路300作为安全系统的一部分,可以有效保证安全壳200内承压和密封的要求,提高安全性,且与余热导出回路100、第一泄压回路200共用水箱130,如此,进一步节约了空间,简化了整体设计,提高了空间利用率。
具体至一些实施例中,第二泄压回路300还包括第二逆止阀330,第二逆止阀330安装于第一连接管道上310。如此,利用第二逆止阀330的单向导流的特性,以使安全壳20内的高压蒸汽只能单向地从安全壳20内流入到水箱130内,进而防止水箱130内的液体倒吸而流入到安全壳20内。
在一些实施例中,如图1所示,安全壳20上设有第二连接管道340,第二连接管道340的一端通过安全壳20,并伸入水箱130内,另一端与外界环境相连通,第二连接管道340上设有第三安全阀350。如此,以借助于第三安全阀350对水箱130进行超压保护。
具体地,水箱130内的液体与蒸汽进行热交换而吸收蒸汽的热量,从而实现蒸汽的冷凝,与此同时,水箱130内的液体因吸收热量以后形成气体,因气体聚集于水箱130内,进而会增大水箱130内的压强。当水箱130内的压强达到第三安全阀350的预设压力值时,第三安全阀350开启,气体通过第二连接管道340排出到外界环境,进而实现对水箱130的超压保护。同时,对于一些无法被水箱130内的液体冷凝的蒸汽,这些蒸汽中可能存在一些放射性的物质,也可通过第二连接管道340排出到外界环境,进而减小放射性物质泄漏,从而保护环境。
图5为本申请一个实施例提供的反应堆的一体化安全系统的注水回路的结构示意图。
在一些实施例中,如图5所示,堆池10上设有围绕于容纳腔11的换热腔30,每一安全结构还包括注水回路400,注水回路400包括注水进水管410,注水进水管410的一端与水箱130连接,另一端伸入换热腔30内。注水进水管410上设有第一阀门411,注水回路400还包括注水出水管420,注水出水管420的一端伸入换热腔30内,另一端伸入水箱130内。其中,第一阀门411用于控制注水进水管410内液体的通断,示例地,第一阀门411包括自动隔离阀,具体设计可根据实际情况做灵活变动,在此不做限定。
注水回路400用于在事故工况下导出反应堆内的余热,例如发生余热导出回路100失效等事故工况。具体地,第一阀门411开启,水箱130内的液体通过注水进水管410流入到换热腔30内,通过堆池10的外壁以和容纳腔11内的蒸汽进行热交换,进而导出容纳腔11内的余热,同时液体也因吸收了热量而形成气体。气体经过注水出水管420流入到水箱130内,以和水箱130内的液体进行热交换冷凝形成液体,再流入到换热腔30内,进而形成冷却循环导出堆池10内的余热。
需要强调的是,注水回路400、余热导出回路100和第一泄压回路200共同构成安全系统的一部分,当余热导出回路100无法使用时,可启用注水回路400导出余热,提高了反应堆的安全性,同时注水回路400与余热导出回路100、第一泄压回路200共用水箱130,提高了空间利用率。
具体至一些实施例中,注水出水管420上设有第二阀门422,第二阀门422用于控制注水出水管420内液体的通断,示例地,第一阀门411包括自动隔离阀,在此不做限定。
具体至一些实施例中,注水出水管420上设有第三逆止阀421,如此,利用第三逆止阀421的单向导流的特性,以使气体只能单向地从换热腔30内流入到水箱130内,进而防止水箱130内的液体倒吸而流入到换热腔30内。
在一些实施例中,如图1所示,水箱130包括第一箱体部131和连接于第一箱体部131上方的第二箱体部132,第一箱体部131的横截面的面积小于第二箱体部132的横截面的面积。冷却装置140设于第一箱体部131内,其中,第一箱体部131的横截面和第二箱体部132的横截面均与反应堆的中心轴线呈角度设置,其角度范围大于0°且小于180°。
可以理解的是,第一箱体部131的横截面的面积小于第二箱体部132的横截面的面积,以此使水箱130被构造成下窄上宽的结构,同时冷却装置140设于第一箱体部131内。以使水箱130内的液体充分淹没冷却装置140,提高热交换效率,同时,第二箱体部132内存在容纳空间用于容纳气体,充分利用空间,增大气体的容纳空间。
在一些实施例中,如图1所述,反应堆的一体化安全系统还包括插设于水箱130上的导热装置500,导热装置500用于与外界环境进行热交换。如此,通过导热装置500与外界环境进行热交换,以将水箱130内的热量导出到热陷大气中。
具体地,水箱130内的液体与蒸汽进行热交换而吸收蒸汽的热量,从而实现蒸汽的冷凝,与此同时,水箱130内的液体因吸收热量以后形成气体,气体聚集于水箱130内的上方,且气体和导热装置500进行热交换。导热装置500吸收气体的热量以后,气体液化形成液体返回水箱被再次利用,同时导热装置500吸收热量以后与外界环境进行热交换,以将热量导入外界环境。
具体至一些实施例中,导热装置500包括至少一个热管510,热管510插设于水箱130上,且至少部分热管510设于水箱130内,另一部分热管510设于外界环境。热管510包括封闭的管体(图中未示出)和设于管体内的吸液芯(图中未示出),管体内设有冷却液。
如此,水箱130内的液体吸收蒸汽的热量形成气体,气体上升,并与管体内的冷却液进行热交换,以使气体液化形成液体返回水箱130内,同时冷却液在管体内汽化形成气体。上升至管体上方以和外界环境进行热交换液化形成液体,液体被吸液芯吸收流回到管体下方,以再次进行热交换,从而循环使用,节约水资源。
本申请实施例提供了一种反应堆的一体化安全系统,如图1所示,该一体化安全系统包括至少一安全结构,每一安全结构包括余热导出回路100和第一泄压回路200。余热导出回路100用于在反应堆丧失正常排热途径时导出反应堆内的余热,以维护系统的安全,第一泄压回路200用于在反应堆的堆池内的压力超过设定的安全压力,以导出反应堆内的高压蒸汽,进而降低反应堆的堆池10内的压力。如此,通过余热导出回路100、第一泄压回路200共同构成安全结构,以形成安全系统,且余热导出回路100、第一泄压回路200共用水箱130,如此节约了空间,简化了整体设计,提高了空间利用率,进而改善了目前的反应堆的专设安全系统的结构复杂且空间利用率较低的问题。
以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合,为使描述简洁,未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述,然而,只要这些技术特征的组合不存在矛盾,都应当认为是本说明书记载的范围。
以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式,其描述较为具体和详细,但并不能因此而理解为对申请专利范围的限制。应当指出的是,对于本领域的普通技术人员来说,在不脱离本申请构思的前提下,还可以做出若干变形和改进,这些都属于本申请的保护范围。因此,本申请专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种反应堆的一体化安全系统,形成于所述反应堆内的堆池,所述堆池上形成有一容纳腔,其特征在于,所述一体化安全系统包括至少一安全结构,每一所述安全结构包括:
余热导出回路,包括换热装置、补液装置、水箱及设于所述水箱内的冷却装置,所述换热装置设于所述容纳腔内,且所述换热装置具有伸出所述容纳腔外的换热进水口和换热出水口;所述换热装置的换热进水口与所述补液装置的补液出水口相连,所述换热装置的换热出水口与所述冷却装置的冷却进水口相连,所述冷却装置的冷却出水口与所述补液装置的补液进水口相连;
第一泄压回路,所述第一泄压回路一端与所述容纳腔相连通,另一端与所述水箱相连,且所述第一泄压回路被配置为能够在所述容纳腔内的压力达到预设值时与所述水箱呈连通状态。
2.根据权利要求1所述的反应堆的一体化安全系统,所述第一泄压回路上设有第一安全阀,所述第一安全阀被配置为在所述容纳腔内的压力达到预设值时处于开启状态。
3.根据权利要求2所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,所述第一泄压回路上还设有与所述第一安全阀间隔设置的第一逆止阀。
4.根据权利要求1所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,所述反应堆上设有用于罩设全部所述安全结构的安全壳;
每一所述安全结构还包括第二泄压回路,所述第二泄压回路包括第一连接管道和安装于所述第一连接管道上的第二安全阀,所述第一连接管道的两端分别连通于所述安全壳的内腔和所述水箱的腔体。
5.根据权利要求4所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,第二泄压回路还包括第二逆止阀;
所述第二逆止阀安装于所述第一连接管道上。
6.根据权利要求4所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,所述安全壳上设有第二连接管道,所述第二连接管道的一端通过所述安全壳,并伸入所述水箱内,另一端与外界环境相连通;
所述第二连接管道上设有第三安全阀。
7.根据权利要求1所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,所述堆池上设有围绕于所述容纳腔的换热腔;
每一所述安全结构还包括注水回路,所述注水回路包括注水进水管,所述注水进水管的一端与所述水箱连接,另一端伸入所述换热腔内,所述注水进水管上设有第一阀门;
所述注水回路还包括注水出水管,所述注水出水管的一端伸入所述换热腔内,另一端伸入所述水箱内。
8.根据权利要求7所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,所述注水出水管上设有第三逆止阀。
9.根据权利要求1所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,所述水箱包括第一箱体部和连接于所述第一箱体部上方的第二箱体部,所述第一箱体部的横截面的面积小于所述第二箱体部的横截面的面积;
所述冷却装置设于所述第一箱体部内;
其中,所述第一箱体部的横截面和所述第二箱体部的横截面均与所述反应堆的中心轴线呈角度设置。
10.根据权利要求1所述的反应堆的一体化安全系统,其特征在于,所述反应堆的一体化安全系统还包括插设于所述水箱上的导热装置,所述导热装置用于与外界环境进行热交换。
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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

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101463440B1 (ko) * 2013-04-22 2014-11-21 한국원자력연구원 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전
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
CN107293338B (zh) * 2016-04-12 2023-06-23 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆安全系统
CN214377694U (zh) * 2020-12-16 2021-10-08 中广核研究院有限公司 反应堆的应急余热排出系统
CN113517079A (zh) * 2021-04-30 2021-10-19 上海核工程研究设计院有限公司 一体化小型反应堆的非能动余热排出装置及方法
CN113808764B (zh) * 2021-08-03 2023-09-19 中国核电工程有限公司 安全壳内堆芯余热导出方法和系统
CN114121313A (zh) * 2021-11-26 2022-03-01 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
CN114999683A (zh) * 2022-06-16 2022-09-02 中广核研究院有限公司 反应堆的一体化安全系统

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

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