CN116994783A - 非能动余热导出装置及方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种非能动余热导出装置及方法，所述装置包括：第一换热器，设置在待换热水池内部；第二换热器，设置在待换热水池外部；第二换热器与第一换热器之间通过管道构成与待换热水池互不连通的闭式循环系统，内部充装工作介质水并保持一定真空度；冷却水塔，内部设置有冷却水。第一换热器内的工作介质吸收待换热水池热量，真空条件下在远低于常压沸点时沸腾蒸发进入第二换热器，并与冷却水塔进行热交换后冷凝回流至第一换热器。本发明第二换热器在事故初期堆芯释热率较大时与冷却水塔内冷水直接换热，换热系数远高于空冷换热器，可迅速导出堆水池内堆芯释热；在事故缓解后放空冷却水后形成烟囱效应，可通过空冷方式实现堆水池长期热量导出。

Description

非能动余热导出装置及方法

技术领域

本发明涉及核反应堆冷却装置技术领域，具体涉及一种非能动余热导出装置及方法。

背景技术

实现非能动余热导出功能是当前先进反应堆的重要特征之一，在AP1000、VVER、PIUS、600、SMART、CAREM等先进堆型中均设置了非能动余热排出系统。

在池式反应堆设计中，由于堆水池敞口开式设计的特性，只能在低温常压下运行，事故工况下仍以安全级能动系统导出堆水池内堆芯产生的热量，未达到当前先进堆型实现非能动余热导出的目标；如依靠池水沸腾导出堆水池内堆芯产生热量，则会带来放射性物质向环境排放的问题，极大地降低了环境友好性，产生“邻避效应”。

当前在反应堆工程中应用的非能动余热排出技术大多基于壳式反应堆，应用于安全壳内高温高压环境，已申请专利包括授权公告号为CN105957567B的中国发明专利、授权公告号为CN115240880B的中国发明专利等，虽然上述专利实现了堆芯余热的导出，但是其应用于安全壳内高温高压环境，不适合池式反应堆常压、低温的堆水池内运行环境条件。因此，池式反应堆要实现非能动余热导出功能，必须在低温(约70℃)常压条件下，建立堆水池到室外环境的非能动自然循环导热途径。

公开号为CN111508624A的中国发明专利公开了一种冷却系统，该专利公开了第二换热器放置在所述引风装置内，在所述引风装置内流动的空气的作用下，用于回路中蒸发的工质的冷凝。该专利第二换热器的换热依靠的是水-空气换热的方式，一方面引风装置需要制作的高度很高(大约20-30米)，无疑会增加制作成本并占用较大的空间，另一方面仅依靠引风装置的自然风流动来对第二换热器进行降温，换热系数小，换热效率低下，很难快速地实现对池水温度的降温。此外，自然工况下空冷器的换热系数低，换热能力较差，往往需要增设大功率的风机来提高换热效果，从而无法实现非能动余热导出功能，同时无疑会增加电能的消耗。

发明内容

因此，本发明要解决的技术问题在于克服现有的冷却系统的引风装置需要制作很高而占用较大空间的缺陷，以及仅依靠引风装置的自然风流动来对第二换热器进行降温而换热效率低下的缺陷，从而提供一种非能动余热导出装置及方法。

为实现上述目的，本发明采取的技术方案为：

非能动余热导出装置，包括：

第一换热器，设置在待换热水池内部；

第二换热器，设置在待换热水池外部；所述第二换热器与所述第一换热器之间通过循环管道构成与待换热水池互不连通的闭式循环系统，闭式循环系统内部设置有工作介质；所述第一换热器内的工作介质吸收待换热水池热量，在一定真空度下以较低的沸点发生沸腾相变，工作介质蒸汽进入第二换热器，并与冷却水塔进行热交换后冷凝回流至第一换热器；

冷却水塔，内部设置有冷却水并位于第二换热器的外围，所述冷却水塔适于在初期利用冷却水与第二换热器进行热交换，以满足核设施事故初期快速导出余热的要求，在后期将冷却水放空并形成烟囱结构，利用烟囱效应形成的气流与第二换热器进行热交换，利用空冷实现长期带热。

进一步优化技术方案，所述冷却水塔为顶端敞口式塔体结构，所述冷却水塔上设置有冷却水供给系统及冷却水排泄系统。

进一步优化技术方案，所述冷却水塔内竖向设置水塔隔板，所述水塔隔板与冷却水塔的右部形成适于对第二换热器进行盛放的存储通道，所述水塔隔板与冷却水塔的左部形成适于气流通过的流动通道；

所述水塔隔板的底壁与冷却水塔的内壁底端之间具有间距，以使冷却水或气流通过；

所述冷却水塔内的冷却水放空后，流动通道与存储通道之间形成使得气流自动吸入并排放的烟囱结构。

进一步优化技术方案，所述冷却水塔的左部塔壁高度低于右部塔壁高度，所述水塔隔板的顶端与右部塔壁的顶端相平齐；所述水塔隔板与冷却水塔的左侧塔壁之间的间距大于水塔隔板与冷却水塔的右侧塔壁之间的间距，以利于冷空气到达水塔底部。

进一步优化技术方案，所述冷却水塔与待换热水池之间连接有应急注水结构，可在应急状态下或在事故后期对待换热水池进行补水。

进一步优化技术方案，所述循环管道包括上升段管道和下降段管道，所述第一换热器的工作介质输出端通过上升段管道与第二换热器的工作介质输入端相连通，所述第二换热器的工作介质输出端通过下降段管道与第一换热器的工作介质输入端相连通；所述上升段管道上设置有上升段隔离阀，所述下降段管道上设置有下降段隔离阀。

进一步优化技术方案，还包括：

真空机组，分支连接在上升段管道上，所述真空机组适于对闭式循环系统进行抽真空以降低闭式循环系统中工作介质的沸点；

和/或

工作介质补给机组，分支连接在下降段管道上，所述工作介质补给机组适于对闭式循环系统中工作介质进行补给。

进一步优化技术方案，所述装置应用于核设施放射性水池热阱，所述待换热水池为承担热阱功能的安全水池。

进一步优化技术方案，所述装置应用于池式反应堆；所述待换热水池为反应堆水池。

进一步优化技术方案，所述池式反应堆设置在反应堆厂房内部，所述第二换热器、冷却水塔及部分循环管道设置在反应堆厂房外部。

进一步优化技术方案，所述第一换热器通过顶端敞口的安装框定位在待换热水池的侧壁上，以便于检修和更换。

非能动余热导出方法，所述方法基于所述的非能动余热导出装置进行，包括以下步骤：

S1.事故状态下，随着待换热水池的池水温度的升高，通过对流和辐射传热的方式，闭式循环系统内工作介质被加热、蒸发，一定真空度下在远低于常压沸点的条件下发生沸腾相变，导出热量；

S2.工作介质蒸汽进入至第二换热器，并与冷却水塔内的冷却水进行热交换；

S3.经热交换的工作介质蒸汽发生冷凝后返回至第一换热器，再次被待换热水池的池水加热，进入下一个蒸发、冷凝循环，如此反复，将待换热水池的池水热量带至冷却水塔内，避免待换热水池的池水沸腾；

在所述步骤S2中，在初期利用冷却水塔的冷却水与第二换热器进行热交换，以使得待换热水池的池水快速冷却；随着冷却水塔的冷却水温度不断升高，传热温差减小，换热能力逐渐下降，进而在后期将冷却水放空并形成烟囱结构，利用烟囱效应形成的气流与第二换热器进行热交换。

进一步优化技术方案，所述冷却水塔内的冷却水通入至待换热水池，作为应急补水。

本发明技术方案，具有如下优点：

1.本发明提供的非能动余热导出装置，第二换热器与第一换热器之间形成使得工作介质不断反复进行相变的闭式循环系统，并通过建立真空环境降低工作介质沸点，使得在低温(约70℃)条件下发生沸腾相变，带走热量；第一换热器与反应堆水池的池水进行一次热交换，吸收反应堆水池的池水热量，工作介质受热蒸发后进入至第二换热器，在事故初期与冷却水塔的冷却水进行二次换热，即反应堆水池的池水热量由冷却水塔的冷却水吸收，实现核设施事故后余热的快速导出，经换热后的工作介质冷凝回流至第一换热器，形成循环。在事故后期可放空冷却水塔内的水，依靠冷却水塔结构形成烟囱效应，通过空冷方式实现核设施事故后长期热量导出。本发明适用于核设施承担热阱功能的放射性水池，工作介质采用与待换热水池内相同的水，更进一步适用于低温常压池式反应堆，能够利用热管技术在低温(约70℃)条件以非能动的方式导出反应堆水池的池水热量，避免了反应堆水池的池水沸腾。

本发明第二换热器利用水-水换热的方式，增大了换热系数，事故初期堆芯释热率较大时第二换热器与冷却水塔内冷水直接换热，大大提高了第二换热器的散热效果，可迅速导出堆水池内池水热量；事故后期堆芯释热率降低，同时水塔内水温升高，达到一定温度后放空冷却水塔，使第二换热器置于大气环境中，利用第二换热器周围的冷却水塔外板形成烟囱效应，实现室外冷空气有组织流向第二换热器进行换热，并形成一定空气流速，通过直接空冷换热实现长期地余热导出。因此，冷却水塔在结构上无需设置过高，占用空间较小；并且本发明无需额外设置大功率风机，为非能动装置。

2.本发明提供的非能动余热导出装置，采用分离式热管技术，以满足反应堆水池到室外环境的热量传输管路布置要求，采用去离子水为工质可适应堆内强辐照环境，建立闭式真空系统可在低温条件下运行。热管系统充液率在20～40％之间、绝对压力5kPa～20kPa之间，可在池水温度65℃～95℃之间实现非能动热量导出。本发明可在低温条件下以非能动的方式运行，将热量导入环境大气，事故工况下反应堆水池内热量导出不依赖外部电源。

3.本发明提供的非能动余热导出装置，仅需定期检查真空度和充液率，事故工况下通过池水温度连锁开启自动投入运行，运行过程中不需要补水和抽真空。

4.本发明提供的非能动余热导出装置，冷却水塔内竖向设置水塔隔板，水塔隔板与冷却水塔的右部形成适于对第二换热器进行盛放的存储通道，水塔隔板与冷却水塔的左部形成适于气流通过的流动通道。水塔隔板的底壁与冷却水塔的内壁底端之间具有间距，以使冷却水或气流通过。第二换热器设置在存储通道内，当冷却水塔的冷却水放空后，第二换热器将存储通道内的空气进行加热，加热后的空气沿着存储通道向上流动，流动通道与存储通道内的空气形成热压差，利用热空气上升的原理，存储通道可将热空气排出，在存储通道底部形成局部负压区，而流动通道则可抽吸外界冷空气对局部负压区进行填补，如此形成自然风冷的效果。

5.本发明提供的非能动余热导出装置，冷却水塔与反应堆水池之间连接有应急注水管道，冷却水塔内的冷却水在应急状态下或事故后期可向反应堆水池补水。

6.本发明提供的非能动余热导出装置，第一换热器通过顶端敞口的安装框定位在反应堆水池的侧壁上，第一换热器可直接放置到安装框的内部，上部连接管道出水面后固定在支架上，支架生根在池壁上。通过安装框和管道支架可实现对第一换热器的定位。在对第一换热器进行拆装维护时，可将第一换热器顶部连接管道与支架拆分，直接通过提升装置将管道连同第一换热器从安装框内向上提出即可，更加便捷地实现对第一换热器的拆卸。

7.本发明提供的非能动余热导出方法，在初期利用冷却水塔的冷却水与第二换热器进行热交换，以使得待换热水池的池水快速冷却。随着事故发展，反应堆堆芯的释热功率迅速下降，24h后约为初期的1/10，冷却水塔内水温不断升高，传热温差减小，换热能力逐渐下降，冷却水塔内水温由初始5℃升至约70℃时，冷凝段热管换热系数约为初期的50％。当冷却水塔内的水温达到一定程度后，放空冷却水，使热管冷凝段置于室外大气环境中，冷凝段热管利用其周围的水塔隔板及冷却水塔外壁形成烟囱结构，依靠烟囱效应形成一定空气流速，将热管冷凝段导出的堆水池热量带入大气环境，使池水长期稳定在一定温度以下。

附图说明

为了更清楚地说明本发明具体实施方式或现有技术中的技术方案，下面将对具体实施方式或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图是本发明的一些实施方式，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明提供的非能动余热导出装置的结构示意图；

图2为本发明提供的非能动余热导出装置的冷却水塔的结构示意图；

图3为本发明提供的非能动余热导出装置的冷却水塔排空后进行空气换热的示意图；

图4为本发明提供的非能动余热导出装置应用于核设施放射性水池热阱时的结构示意图。

附图标记：

1、热管蒸发段，2、热管冷凝段，3、真空机组，4、上升段管道，5、下降段管道，6、第一上升段隔离阀，7、第二上升段隔离阀，8、第一下降段隔离阀，9、第二下降段隔离阀，10、充水阀门，11、抽真空阀门，12、温度测量仪表，13、压力测量仪表，14、液位测量仪表，15、冷却水塔，16、水塔隔板，17、反应堆水池，18、应急注水管道，19、应急注水阀门，20、应急排水管道，21、应急排水阀门，22、反应堆厂房，23、反应堆堆芯，24、充水口。

具体实施方式

下面将结合附图对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例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“左”、“右”、“内”、“外”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。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。

在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“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，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

此外，下面所描述的本发明不同实施方式中所涉及的技术特征只要彼此之间未构成冲突就可以相互结合。

实施例1

如图1至图3所示，以待换热水池为反应堆水池为例，反应堆水池(即为池式反应堆水池)的外围罩设有反应堆厂房22，以形成密闭的环境，有效地增强了装置整体的安全性。反应堆堆芯23设置在反应堆水池内部，反应堆水池内充装有池水。

本实施例公开了一种非能动余热导出装置，包括：第一换热器、第二换热器和冷却水塔15。

第一换热器放置在反应堆水池内部，并淹没在反应堆水池的池水内部。

第二换热器设置在反应堆水池外部，第二换热器与第一换热器之间通过循环管道构成与反应堆水池互不连通的闭式循环系统，闭式循环系统内部设置有工作介质，并保持一定真空环境。第一换热器内的工作介质吸收反应堆水池热量，在一定真空度下在远低于常压沸点的温度下发生沸腾相变，工作介质蒸汽携带热量进入第二换热器，并与冷却水塔15进行热交换后冷凝回流至第一换热器。

其中，本实施例中工作介质采用的是去离子水，可适应堆内强辐照环境。工作介质包括但不限于水，也可以是甲醇、乙醇或其他冷却剂。

冷却水塔15的内部设置有冷却水并位于第二换热器的外围，冷却水塔15适于在初期利用冷却水与第二换热器进行热交换，在后期将冷却水放空并形成烟囱结构，利用烟囱效应形成的气流与第二换热器进行热交换。

上述非能动余热导出装置，第二换热器与第一换热器之间形成使得工作介质不断反复进行相变的闭式循环系统；第一换热器与反应堆水池的池水进行一次热交换，吸收反应堆水池的池水热量，工作介质受热蒸发后进入至第二换热器并与冷却水塔15的冷却水进行二次换热，即反应堆水池的池水热量由冷却水塔15的冷却水吸收，经换热后的工作介质冷凝回流至第一换热器，形成循环。

本发明利用水-水换热的方式，增大了换热系数，相对于现有技术中水-空气的换热方式，换热能力大约提高100倍。事故初期堆芯释热率较大时第二换热器与冷却水塔内冷水直接换热，大大提高了第二换热器的散热效果，可迅速导出堆水池内池水热量；事故后期堆芯释热率降低，同时水塔内水温升高，达到一定温度后放空冷却水塔，使第二换热器置于大气环境中，利用第二换热器周围的冷却水塔外板形成烟囱效应，实现室外冷空气有组织流向第二换热器进行换热，并形成一定空气流速，通过直接空冷换热实现长期地余热导出。

作为一种进一步改进的实施方式，第一换热器和第二换热器均为热管换热器，第一换热器为热管蒸发段1，第二换热器为热管冷凝段2。热管蒸发段1放置在反应堆水池水内，并竖向放置在水面以下。热管冷凝段2放置在室外的冷却水塔15内，换热管为翅片式。热管冷凝段2位于冷却水塔的水面以下，并倾斜布置，相对于竖向设置的热管，一方面倾斜设置的热管冷凝段2内的工作介质与冷却水塔的冷却水接触时间更长，另一方面能够保证冷凝后的工作介质顺利流入至下降段管道5。

作为一种进一步改进的实施方式，第一换热器并联设置有至少两个，通过至少两个第一换热器与池水进行换热，有效地增强了换热效果。第二换热器并联设置有至少两个，通过至少两个第二换热器与池水进行换热，有效地增强了换热效果。

当热管冷凝段2设置有两个时，两个热管冷凝段2可倾斜对称布置。

第一换热器上设置有液位测量仪表14，液位测量仪表14用于对初始状态下第一换热器的充入液体的位置进行检测。

作为一种具体的实施方式，冷却水塔15为顶端敞口式塔体结构，冷却水塔15上设置有冷却水供给系统及冷却水排泄系统。冷却水供给系统用于向冷却水塔15内部供给冷却水；冷却水排泄系统用于在冷却水塔15内部的冷却水达到一定温度而与工作介质换热效果较差时，将冷却水排出，以实现冷却水塔15的放空，进而使得冷却水塔15形成烟囱结构。

更为具体地，冷却水塔15布置在主厂房屋面，依托主厂房结构搭建，内部充装一定量的冷却水；底部设置排水阀及管道，连通堆水池并设置放空口。

作为一种进一步改进的实施方式，冷却水塔15内竖向设置水塔隔板16，水塔隔板16与冷却水塔15的右部形成适于对第二换热器进行盛放的存储通道，水塔隔板16与冷却水塔15的左部形成适于气流通过的流动通道。水塔隔板16的底壁与冷却水塔15的内壁底端之间具有间距，以使冷却水或气流通过。冷却水塔15内的冷却水放空后，流动通道与存储通道之间形成使得气流自动吸入并排放的烟囱结构。本实施例中的第二换热器设置在存储通道内，当冷却水塔15的冷却水放空后，第二换热器将存储通道内的空气进行加热，加热后的空气沿着存储通道向上流动，流动通道与存储通道内的空气形成热压差，利用热空气上升的原理，存储通道可将热空气排出，在存储通道底部形成局部负压区，而流动通道则可抽吸外界冷空气对局部负压区进行填补，如此形成自然风冷的效果。

作为一种进一步改进的实施方式，冷却水塔15的左部塔壁高度低于右部塔壁高度，水塔隔板16的顶端与右部塔壁的顶端相平齐；水塔隔板16与冷却水塔15的左侧塔壁之间的间距大于水塔隔板16与冷却水塔15的右侧塔壁之间的间距。在同等流量下，增大了热空气的流速，如此设置使得外界冷空气更易被吸入至冷却水塔15内部。

作为一种进一步改进的实施方式，冷却水塔15与反应堆水池之间连接有应急注水结构，可在应急状态下或在事故后期对待换热水池进行补水。应急注水结构包括应急注水管道18、应急注水阀门19、应急排水管道20、应急排水阀门21。其中，应急注水管道18的一端与冷却水塔15的侧壁底部相连通，应急注水管道18的另一端直接插入至反应堆水池内。应急注水阀门19设置在应急注水管道18上，用于控制应急注水管道18的通断。应急注水管道18上还设置有应急排水管道20，应急排水管道20上设置有应急排水阀门21。本实施例中的冷却水塔15内的冷却水可作为反应堆水池的应急补水，当应急注水阀门19打开后，可通过补水管道向反应堆水池供给冷却水，进而避免反应堆水池失水导致堆芯裸露，造成堆芯融化。当反应堆水池不需要应急注水时，保持应急注水阀门19常闭，打开应急排水阀门21，将冷却塔内的水排空。

作为一种具体的实施方式，循环管道包括上升段管道4和下降段管道5，第一换热器的工作介质输出端通过上升段管道4与第二换热器的工作介质输入端相连通，第二换热器的工作介质输出端通过下降段管道5与第一换热器的工作介质输入端相连通。上升段管道的一端与蒸发段的第一换热器上封头连接，另一端与冷凝段的第二换热器上封头连接。下降段管道的一端与冷凝段的第二换热器下封头连接，另一端与蒸发段的第一换热器下封头连接。上升段管道4上设置有上升段隔离阀，下降段管道5上设置有下降段隔离阀。上升段隔离阀和下降段隔离阀均为常闭电动隔离阀。

作为一种进一步改进的实施方式，上升段隔离阀并联设置有两个，分别为第一上升段隔离阀6和第二上升段隔离阀7。下降段隔离阀并联设置有两个，分别为第一下降段隔离阀8和第二下降段隔离阀9。当某一上升段隔离阀或下降段隔离阀出现故障时，可采用另外的上升段隔离阀或下降段隔离阀。此外，上升段隔离阀并联设置的数量不限于两个，下降段隔离阀并联设置的数量不限于两个。

作为一种进一步改进的实施方式，上述非能动余热导出装置还包括真空机组3，真空机组3分支连接在上升段管道4上，真空机组3适于对闭式循环系统进行抽真空，以降低闭式循环系统中工作介质的沸点。即通过对上升段管道4进行抽真空的方式，实现对闭式循环系统的抽真空，进而第一换热器内的工作介质与池水换热后更易沸腾蒸发。

更为具体地，真空机组3通过真空抽气管路与上升段管道4相连接，上升段管道4上设置有抽真空阀门11、温度测量仪表12和压力测量仪表13，抽真空阀门11用于控制真空抽气管路的通断，温度测量仪表12用于检测真空抽气管路及上升段管道4内的温度状况，压力测量仪表13用于检测真空抽气管路及上升段管道4内的压力状况。

作为一种进一步改进的实施方式，上述非能动余热导出装置还包括工作介质补给机组，工作介质补给机组分支连接在下降段管道5上。工作介质补给机组适于对闭式循环系统中工作介质进行补给。工作介质补给机组包括补给箱、补给管道及充水阀门10，补给箱和真空机组设置在同一箱体内，补给管道与下降段管道5的侧部相连接，补给管道上设置有充水阀门10。补给箱上还设置有充水口24，充水口24处设置有充水口阀门。在进行补水前，真空机组3对闭式循环系统进行抽真空，打开充水口阀门和充水阀门10，因外界的压力大于闭式循环系统内部的压力，待补给的工作介质可采用非能动的方式自动流至下降段管道5内，实现工作介质的补给。

池式反应堆设置在密闭设置的反应堆厂房22内部，第二换热器、冷却水塔15及部分循环管道设置在反应堆厂房22外部。

作为一种进一步改进的实施方式，第一换热器通过顶端敞口的安装框定位在反应堆水池的侧壁上，第一换热器上连接有第一段上升段管道和第一段下降段管道，第一段上升段管道与位于反应堆厂房22外部的第二段上升段管道之间通过快装接头可拆卸连接，同时在水面以上设有管段固定支架；第一段下降段管道与位于反应堆厂房22外部的第二段下降段管道之间通过快装接头可拆卸连接，同时在水面以上设有管段固定支架。本实施例中的第一换热器可直接放置到安装框的内部，通过安装框可实现对第一换热器的直接定位，通过第一段上升管段和第一段下降管段的支架实现竖向固定，无需在堆水池水下池壁上设置换热器设备支架，安装定位十分方便。在对第一换热器进行拆装维护时，可将两个快装接头拆卸下来，直接通过提升装置将第一换热器连同第一段上升段管段和第一段下降管段从安装框内向上提出即可，更加便捷地实现对第一换热器的拆卸。

上述非能动余热导出装置，每个模块包含两台热管蒸发段1、两台热管冷凝段2、一个上升段管道4、一个下降段管道5、并联设置在上升段管道4上的第一上升段隔离阀6和第二上升段隔离阀7、并联设置在下降段管道5上的第一下降段隔离阀8和第二下降段隔离阀9。各模块共用真空机组3，通过抽真空阀门11对系统进行抽真空，保证系统预设的真空度，通过充水阀门10向系统内补水，保证系统预设的充液率。

在布置方式上，热管蒸发段在堆水池内周向排列，依次分布。每个热管蒸发段采用单排或多排(根据堆水池内构件布置情况)竖向排列的传热管连接到热管蒸发段的上、下封头内，换热管可以采用光管、径向或轴向翅片管，以强化传热。热管冷凝段布置在反应堆厂房屋面冷却水塔内的冷水中，事故初期与冷水换热，事故后期放空冷却水后直接与室外大气环境换热，换热管的类型为径向或轴向翅片管，以强化传热。

实施例2

本实施例公开了一种非能动余热导出方法，该方法基于实施例1的非能动余热导出装置进行，非能动余热导出装置采用非能动热管技术，在池式反应堆发生事故，池水温度异常升高时，系统无需操纵员干预自动投入运行，利用真空条件下系统内去离子水沸腾蒸发和重力回流建立自然循环，实现反应堆水池内池水热量的连续非能动导出，避免池水沸腾并将池水稳定在一定温度以下。

非能动余热导出装置采用非能动设计理念，将热管蒸发段1置于反应堆水池17内，将热管冷凝段2置于反应堆厂房22外的冷却水塔15内，冷却水塔15内设置水塔隔板16，热管蒸发段1和热管冷凝段2之间通过上升段管道4和下降段管道5连接，组成闭式循环系统，系统内部采用去离子水作为工作介质。

非能动余热导出方法，包括以下步骤：

S1.事故状态下，随着待换热水池的池水温度的升高，通过对流和辐射传热的方式，闭式循环系统内去离子水被加热、蒸发，真空条件下在远低于常压环境的沸点下发生沸腾。

S2.工作介质蒸汽沿上升段管道4进入室外的第二换热器，并与冷却水塔15内的冷却水通过对流和辐射传热进行热交换。

S3.经热交换的工作介质发生冷凝后沿下降段管道5返回至第一换热器，再次被反应堆水池的池水加热，进入下一个蒸发、冷凝循环，如此反复，将反应堆水池的池水热量带至冷却水塔15内，避免反应堆水池的池水沸腾。

在步骤S2中，在初期利用冷却水塔15的冷却水与第二换热器进行热交换，以使得待换热水池的池水快速冷却。随着事故发展，反应堆堆芯的释热功率迅速下降，24h后约为初期的1/10，冷却水塔15内水温不断升高，传热温差减小，换热能力逐渐下降，冷却水塔内水温由初始5℃升至约70℃时，冷凝段热管换热系数约为初期的50％。当冷却水塔15内的水温达到一定程度后，放空冷却水，使热管冷凝段2置于室外大气环境中，此时如图3所示，热管冷凝段2利用其周围的水塔隔板16及冷却水塔15外壁形成烟囱结构，依靠烟囱效应形成一定空气流速，将热管冷凝段2导出的堆水池热量带入大气环境，使池水长期稳定在一定温度以下。

反应堆水池在池水下降可能导致堆芯裸露的情况下，本发明可直接将冷却水塔15内的冷却水通入至待换热水池，作为应急补水。

实施例3

如图4所示，本实施例适用于核设施放射性水池热阱，尤其涉及低温常压运行条件下承担热阱功能的各类安全水池，能够利用热管技术以非能动的方式导出水池的热量，避免池水沸腾，降低水池建造规模。

在实施例1的基础上，本实施例与实施例1的不同之处在于核设施放射性水池热阱的外围可设置密封厂房或不设置密封厂房，核设施放射性水池热阱为敞口形式，核设施放射性水池热阱内充装有池水。

显然，上述实施例仅仅是为清楚地说明所作的举例，而并非对实施方式的限定。对于所属领域的普通技术人员来说，在上述说明的基础上还可以做出其他不同形式的变化或变动。这里无需也无法对所有的实施方式予以穷举。而由此所引申出的显而易见的变化或变动仍处于本发明创造的保护范围之中。

Claims (13)

1.非能动余热导出装置，其特征在于，包括：

第一换热器，设置在待换热水池内部；

第二换热器，设置在待换热水池外部；所述第二换热器与所述第一换热器之间通过循环管道构成与待换热水池互不连通的闭式循环系统，闭式循环系统内部设置有工作介质；所述第一换热器内的工作介质吸收待换热水池热量而蒸发，工作介质蒸汽进入第二换热器，并与冷却水塔(15)进行热交换后冷凝回流至第一换热器；

冷却水塔(15)，内部设置有冷却水并位于第二换热器的外围，所述冷却水塔(15)适于在初期利用冷却水与第二换热器进行热交换，在后期将冷却水放空并形成烟囱结构，利用烟囱效应形成的气流与第二换热器进行热交换。

2.根据权利要求1所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述冷却水塔(15)为顶端敞口式塔体结构，所述冷却水塔(15)上设置有冷却水供给系统及冷却水排泄系统。

3.根据权利要求2所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述冷却水塔(15)内竖向设置水塔隔板(16)，所述水塔隔板(16)与冷却水塔(15)的右部形成适于对第二换热器进行盛放的存储通道，所述水塔隔板(16)与冷却水塔(15)的左部形成适于气流通过的流动通道；

所述水塔隔板(16)的底壁与冷却水塔(15)的内壁底端之间具有间距，以使冷却水或气流通过；

所述冷却水塔(15)内的冷却水放空后，流动通道与存储通道之间形成使得气流自动吸入并排放的烟囱结构。

4.根据权利要求3所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述冷却水塔(15)的左部塔壁高度低于右部塔壁高度，所述水塔隔板(16)的顶端与右部塔壁的顶端相平齐；所述水塔隔板(16)与冷却水塔(15)的左侧塔壁之间的间距大于水塔隔板(16)与冷却水塔(15)的右侧塔壁之间的间距。

5.根据权利要求1所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述冷却水塔(15)与待换热水池之间连接有应急注水结构。

6.根据权利要求1所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述循环管道包括上升段管道(4)和下降段管道(5)，所述第一换热器的工作介质输出端通过上升段管道(4)与第二换热器的工作介质输入端相连通，所述第二换热器的工作介质输出端通过下降段管道(5)与第一换热器的工作介质输入端相连通；所述上升段管道(4)上设置有上升段隔离阀，所述下降段管道(5)上设置有下降段隔离阀。

7.根据权利要求6所述的非能动余热导出装置，其特征在于，还包括：

真空机组(3)，分支连接在上升段管道(4)上，所述真空机组(3)适于对闭式循环系统进行抽真空以降低闭式循环系统中工作介质的沸点；

和/或

工作介质补给机组，分支连接在下降段管道(5)上，所述工作介质补给机组适于对闭式循环系统中工作介质进行补给。

8.根据权利要求1至7中任意一项所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述装置应用于核设施放射性水池热阱，所述待换热水池为承担热阱功能的安全水池。

9.根据权利要求8所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述装置应用于池式反应堆；所述待换热水池为反应堆水池。

10.根据权利要求9所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述池式反应堆设置在反应堆厂房(22)内部，所述第二换热器、冷却水塔(15)及部分循环管道设置在反应堆厂房(22)外部。

11.根据权利要求1至7中任意一项所述的非能动余热导出装置，其特征在于，所述第一换热器通过顶端敞口的安装框定位在待换热水池的侧壁上，便于检修和更换。

12.非能动余热导出方法，其特征在于，所述方法基于权利要求1至11中任意一项所述的非能动余热导出装置进行，包括以下步骤：

S1.事故状态下，随着待换热水池的池水温度的升高，通过对流和辐射传热的方式，闭式循环系统内工作介质被加热、蒸发，一定真空度下在低于常压沸点的条件下发生沸腾相变，导出热量；

S2.工作介质蒸汽进入至第二换热器，并与冷却水塔(15)内的冷却水进行热交换；

S3.经热交换的工作介质蒸汽发生冷凝后返回至第一换热器，再次被待换热水池的池水加热，进入下一个蒸发、冷凝循环，如此反复，将待换热水池的池水热量带至冷却水塔(15)内，避免待换热水池的池水沸腾；

在所述步骤S2中，在初期利用冷却水塔(15)的冷却水与第二换热器进行热交换，以使得待换热水池的池水快速冷却；随着冷却水塔(15)的冷却水温度不断升高，传热温差减小，换热能力逐渐下降，进而在后期将冷却水放空并形成烟囱结构，利用烟囱效应形成的气流与第二换热器进行热交换。

13.根据权利要求12所述的非能动余热导出方法，其特征在于，所述冷却水塔(15)内的冷却水在应急状态下可通入至待换热水池，作为应急补水。