CN203366761U - 带有水封的二次侧余热排出系统 - Google Patents

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曹建华
卢向晖
蒋晓华
傅先刚
孙吉良
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Abstract

本实用新型公开了一种带有水封的二次侧余热排出系统，连接于蒸汽发生器的主蒸汽管线和冷凝回流管线之间，带有水封的二次侧余热排出系统包括用于盛装冷却水的冷却水箱、设置于冷却水箱内且位于冷凝回流管线上方的冷凝器及出口管道；冷凝器的管侧入口通过进口管道与主蒸汽管线相连通，冷凝器的管侧出口与出口管道的一端连通，出口管道上设有常闭的隔离阀，出口管道的另一端向下延伸并弯曲向上与冷凝回流管线连通。带有水封的二次侧余热排出系统通过于出口管道的一端向下延伸并弯曲向上与冷凝回流管线连通，使得冷凝水于出口管道的下端形成水封，阻断两侧气体的流通，从而保证了系统的稳定运行，提高压水堆的可靠性和安全性。

Description

带有水封的二次侧余热排出系统
技术领域
本实用新型涉及一种核反应堆安全设备，尤其涉及压水堆的二次侧余热排出系统。
背景技术
随着煤炭、石油等不可再生能源日渐枯竭，对替代能源的需求越来越紧迫。风能、水能及太阳能等可再生能源环保低碳，但开发成本大、回报率低，远不能达到人类的需求。
核能储备丰富，对环境影响较小，是比较理想的替代能源。早在1951年美国就开始利用核能进行发电，迄今已有60多年的发展历史。目前我国大陆已投运核电机组12座，装机容量共约1016万KW。
核电机组正常工作时，低碳经济、绿色环保。但当核设施内发生意外状况而导致放射性物质外泄时，后果不堪设想。从1986年前苏联切尔诺贝利核事故到2011年日本福岛核电站事故，均造成了不可估量的损失和全世界的恐慌，时至今日仍让人谈之色变。如何能够发展安全的核能技术，提高核电机组的安全性，是核电领域一重要的课题。
以现有核电站中使用较多的的压水堆为例，其工作原理为：核燃料在反应堆内发生裂变而产生大量热能，把高压状态下的一次侧水升温至300℃左右；一次侧水经一回路将热量传递到蒸汽发生器中的二次侧水中，二次侧水受热气化成蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机旋转发电后进入冷凝器冷凝成液态的二次侧冷凝水，再次进入蒸汽发生器中。申请号为201120001424.1的中国发明专利公开了一种用于核电站的应急给水系统。如图1所示：该应急给水系统包括设置在核电站安全壳外的敞口冷却水箱和设置在冷却水箱内的冷凝器，冷凝器的管侧入口与主蒸汽管线连接，冷凝器的管侧出口与主给水管线连接。
根据申请号为201120001424.1的中国实用新型专利公开的用于核电站的应急给水系统，在事故工况下，如二次侧水循环二回路发生泄漏，蒸汽发生器内液面低于给水管线，冷凝器和回流管线内的冷凝水在重力作用下经主给水管线进入蒸汽发生器，此时，蒸汽发生器与冷凝器之间形成直接相通的气体回路，造成蒸汽倒流，影响系统运行稳定性。
实用新型内容
本实用新型的目的是提供一种压水堆的可靠性和安全性的二次侧余热排出系统。
为了实现上有目的，本实用新型公开了一种带有水封的二次侧余热排出系统，连接于蒸汽发生器的主蒸汽管线和冷凝回流管线之间，所述带有水封的二次侧余热排出系统包括用于盛装冷却水的冷却水箱、设置于所述冷却水箱内且位于所述冷凝回流管线上方的冷凝器及出口管道；所述冷凝器的管侧入口通过进口管道与所述主蒸汽管线相连通，所述冷凝器的管侧出口与出口管道的一端连通，所述出口管道上设有常闭隔离阀，所述出口管道的另一端向下延伸并弯曲向上与所述冷凝回流管线连通。
出口管道的一端与冷凝器的管侧出口连通，另一端向下延伸并弯曲向上与冷凝回流管线连通，在系统运行的过程中，从冷凝器流出的冷凝水进入出口管道后，在出口管道的低于冷凝回流管线的延伸段和弯曲向上的弯曲段形成水封，水封的设置阻断水封两侧气体的流通，防止经冷凝器但未冷凝为液态冷凝水的蒸汽流入所述蒸汽发生器，同时防止蒸汽发生器二次侧蒸汽经冷凝回流管线倒流入冷凝器中。所述水封通过防止蒸汽发生器与冷凝器之间产生蒸汽回路，从而保证了系统的稳定运行，提高压水堆的可靠性和安全性。
较佳的，所述进口管道与所述主蒸汽管线的接口位置位于所述主蒸汽管线的主蒸汽隔离阀上游；在发生紧急状况时，在主蒸汽隔离阀关闭的情况下，所述带有水封的二次侧余热排出系统仍可正常工作，从而进一步提高压水堆的安全性。
较佳的，所述出口管道与所述冷凝回流管线的接口位置位于所述冷凝回流管线的给水隔离阀下游；在发生紧急状况时，在给水隔离阀关闭的情况下，所述带有水封的二次侧余热排出系统仍可正常工作，从而进一步提高压水堆的安全性。
较佳的，所述冷却水箱位于核反应堆安全壳外的高位；所述冷却水箱设置于核反应堆安全壳外的高位，位于冷却水箱内的冷凝器同样位于高位，蒸汽发生器内的蒸汽向上流动并进入冷凝器，于冷凝器内冷凝为液态的冷凝水后，冷凝水从高位依靠自身重力向下流动，经回路管道进入冷凝回流管线并最终流入蒸汽发生器，回路依靠蒸汽上升、冷凝水向下的原理，无需外部动力驱动即可实现二次侧回路的循环流动。
较佳的，所述进口管道上设有常开隔离阀。
较佳的，所述冷凝器呈竖直或倾斜地设置于所述冷却水箱内，且所述管侧入口高于所述管侧出口。
具体地，所述冷却水箱的侧壁高于所述冷凝器；所述冷却水箱用于盛装冷却水，所述冷却水箱的侧壁高于所述冷凝器，使得冷却水可以淹没所述冷凝器，增大冷却水与所述冷凝器的接触面积，提高所述冷凝器的冷凝效果。
较佳的，所述出口管道上设有逆止阀，所述逆止阀位于所述常闭隔离阀及冷凝回流管线之间；逆止阀用于防止气体和液体回流，保证二次侧回流有序进行。
附图说明
图1为申请号为201120001424.1的中国实用新型专利的示意图。
图2为本实用新型带有水封的二次侧余热排出系统应用于压水堆的的示意图。
具体实施方式
为详细说明本实用新型的技术内容、构造特征、所实现目的及效果，以下结合实施方式并配合附图详予说明。
如图2所示的为本实用新型带有水封的二次侧余热排出系统应用于压水堆的示意图。压水堆包括设置在安全壳A00内的压力容器100、蒸汽发生器200、一次侧循环通道300、稳压器400和设置在安全壳A00外的带有水封的二次侧余热排出系统500。具体地：
安全壳A00通常由水泥、混凝土等制成，用于防止反应堆内的放射性物质溢出。
压力容器100包括堆腔110和第一热交换腔120。堆腔110用于容置反应堆堆芯，供核燃料组件在其内部发生核裂变或核聚变等产生核反应热；第一热交换腔120用于盛放一次侧水，且第一热交换腔120的侧壁上开设有供低温水流入的第一进口121和供高温水流出的第一出口122。压力容器100的侧壁为防止放射性物质外泄的材质制成，一般选用钢质材料。
一次侧循环通道300包括低温管线310、高温管线320及连接于低温管线310和高温管线320之间的第一热交换管线330。低温管线310通过第一进口121与第一热交换腔120相连通，高温管线320通过第一出口122与第一热交换腔120相连通，第一热交换管线330用于于蒸汽发生器200内与二次侧水进行热交换以降温。一次侧循环通道300与第一热交换腔120构成一次侧回路。
蒸汽发生器200包括第二热交换腔210，第二热交换腔210用于盛放二次侧水。蒸汽发生器200的侧壁上开设有供高温管线320通过的第二进口220和供低温管线310通过的第二出口230，第一热交换管线330容置于第二热交换腔210内以实现与第二热交换腔210内二次侧水的热交换以降温。蒸汽发生器200还包括主蒸汽管线240和冷凝回流管线250，主蒸汽管线240和冷凝回流管线250上分别设置有主蒸汽隔离阀241和冷凝回流隔离阀251。其中主蒸汽管线240连接于蒸汽发生器200的顶部并与蒸汽发生器200相通，冷凝回流管线250连接于蒸汽发生器200的侧壁并与蒸汽发生器200相通，冷凝回流管线250位于主蒸汽管线240下方；冷凝器520的顶部与主蒸汽管线510连通，冷凝器520的底部与冷凝回流管线520连通。
稳压器400连接于一次侧循环通道300并与一次侧循环通道300相连通，用于保证一次侧循环通道300内保持高压，使得一次侧水在高温状态下仍保持液态。在本实施例中，稳压器400连接于高温管线320。
带有水封的二次侧余热排出系统500连接于主蒸汽管线240和冷凝回流管线250之间。带有水封的二次侧余热排出系统500包括用于盛放冷却水的冷却水箱510、设置于冷却水箱510内的冷凝器520、进口管道530及出口管道540。较佳的，冷却水箱510的侧壁高于设置于冷却水箱510内的冷凝器520，从而使得冷却水箱510内的冷却水可以淹没冷凝器520，增大冷却水与冷凝器520的接触面积，提高冷凝器520的冷凝效果。冷凝器520上开设有管侧入口521和管侧出口522。在本实施例中，冷凝器520呈竖直地设置于冷却水箱510内，当然，冷凝器520也可倾斜地放置于冷却水箱510内，无论如何放置，只需保证管侧入口521位于管侧出口522上方即可。管侧入口521通过进口管道530与主蒸汽管线240相通，进口管道530与主蒸汽管线240的接口位置位于主蒸汽隔离阀241上游；管侧出口522通过出口管道540与冷凝回流管线250相通，出口管道540与冷凝回流管线250的接口位置位于冷凝回流隔离阀251下游。
进一步地，进口管道530上设置有一常开隔离阀531，出口管道540上从上向下设置有一常闭隔离阀541和一逆止阀542，逆止阀542位于常闭隔离阀541与冷凝回流管线250之间。常闭隔离阀541是本实用新型带有水封的二次侧余热排出系统的启动阀门，打开常闭隔离阀541，即可启动本实用新型带有水封的二次侧余热排出系统；逆止阀542用于防止蒸汽或冷凝水倒流进入冷凝器520，从而保证系统有序进行。
本实用新型提供的带有水封的二次侧余热排出系统500，出口管道540的上端与管侧出口522相连接从而与冷凝器520相连通；出口管道550的下端向下延伸形成延伸段543，延伸段543的下端低于冷凝回流管线250，随后弯曲向上形成弯曲段544，弯曲段544的上端与冷凝回流管线250相连通。在系统运行的过程中，从冷凝器520流出的冷凝水进入出口管道540后，在出口管道540的低于冷凝回流管线250的延伸段543和弯曲向上的弯曲段544形成水封，水封的设置阻断两侧气体的流通，防止经冷凝器520但未冷凝为液态冷凝水的蒸汽流入所述蒸汽发生器200，同时防止蒸汽发生器200内的蒸汽经冷凝回流管线250倒流入冷凝器520中。所述水封通过防止蒸汽发生器200与冷凝器520之间产生蒸汽回路，从而保证了系统的稳定运行，提高压水堆的可靠性和安全性。
结合附图2对具有本实用新型带有水封的二次侧余热排出系统的压水堆的工作过程做一详细描述：
压力容器100内保持高压状态。堆腔内容置反应堆堆芯，供核燃料组件在其内部发生核裂变或核聚变等产生核反应热；第一热交换腔120内盛有一次侧水，一次侧水吸收裂变产生的热量升温至300℃左右，压力容器内的高压使得高温的一次侧水保持液态。
高温的一次侧水经第一出口122进入高温管线320，随后进入第二热交换腔210内的第一热交换管线330，与第二热交换腔210内的二次侧水进行热交换，热交换后降温的一次侧水进入低温管线320，随后再次流回第一热交换腔120内再次吸收核裂变产生的热量。以上完成一次侧水的一次热交换循环。该热交换循环往复进行，通过一次侧水将核裂变产生的热量传递到二次侧水。
蒸汽发生器200内常压的二次侧水吸收一次侧水的热量后迅速气化成蒸汽，蒸汽进入蒸汽发生器200顶部的主蒸汽管线240，随后经进口管道530进入冷凝器520冷凝成液态的冷凝水，冷凝水经管侧出口522流出进入出口管道540，在出口管道540的低于冷凝回流管线250的延伸段543和弯曲向上的弯曲段544形成水封;当出口管道540内聚集冷凝水较多、液面高于冷凝回流管线250时，在液压作用下，推挤弯曲段544内的冷凝水向上进入冷凝回流管线250；冷凝水随后经冷凝回流管线250流回蒸汽发生器200。完成二次侧水的一次热交换循环。该热交换循环进行，通过二次侧水吸收一次侧水的热量气化成蒸汽，以实现对堆芯的降温。
出口管道540的一端与冷凝器520的管侧出口533连通，另一端向下延伸形成下端低于冷凝回流管线250的延伸段543，随后弯曲向上形成弯曲段544，弯曲段544与冷凝回流管线250连通，在系统运行的过程中，从冷凝器520流出的冷凝水进入出口管道540后，在出口管道540的低于冷凝回流管线250的延伸段543和弯曲向上的弯曲段544形成水封，水封的设置阻断水封两侧气体的流通，防止经冷凝器520但未冷凝为液态冷凝水的蒸汽流入蒸汽发生器200，同时防止蒸汽发生器200内的蒸汽经冷凝回流管线250倒流入冷凝器520中。所述水封通过防止蒸汽发生器200与冷凝器520之间产生蒸汽回路，从而保证了系统的稳定运行，提高压水堆的可靠性和安全性。
以上所揭露的仅为本实用新型的优选实施例而已，当然不能以此来限定本实用新型之权利范围，因此依本实用新型申请专利范围所作的等同变化，仍属本实用新型所涵盖的范围。

Claims (8)

1.一种带有水封的二次侧余热排出系统，连接于蒸汽发生器的主蒸汽管线和冷凝回流管线之间，所述带有水封的二次侧余热排出系统包括用于盛装冷却水的冷却水箱、设置于所述冷却水箱内且位于所述冷凝回流管线上方的冷凝器及出口管道；所述冷凝器的管侧入口通过进口管道与所述主蒸汽管线相连通，所述冷凝器的管侧出口与出口管道的一端连通，所述出口管道上设有常闭隔离阀，其特征在于：所述出口管道的另一端向下延伸并弯曲向上与所述冷凝回流管线连通。
2.如权利要求1所述的带有水封的二次侧余热排出系统，其特征在于：所述进口管道与所述主蒸汽管线的接口位置位于所述主蒸汽管线的主蒸汽隔离阀上游。
3.如权利要求1所述的带有水封的二次侧余热排出系统，其特征在于：所述出口管道与所述冷凝回流管线的接口位置位于所述冷凝回流管线的给水隔离阀下游。
4.如权利要求1所述的带有水封的二次侧余热排出系统，其特征在于：所述冷却水箱位于核反应堆安全壳外的高位。
5.如权利要求1所述的带有水封的二次侧余热排出系统，所述进口管道上设有常开隔离阀。
6.如权利要求1所述的带有水封的二次侧余热排出系统，其特征在于：所述冷凝器呈竖直或倾斜地设置于所述冷却水箱内，且所述管侧入口高于所述管侧出口。
7.如权利要求6所述的带有水封的二次侧余热排出系统，其特征在于：所述冷却水箱的侧壁高于所述冷凝器。
8.如权利要求1所述的带有水封的二次侧余热排出系统，其特征在于：所述出口管道上设有逆止阀，所述逆止阀位于所述常闭隔离阀及冷凝回流管线之间。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
CN108181099A (zh) * 2017-12-27 2018-06-19 西安交通大学 一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及其试验方法
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