CN203550643U - 核反应堆非能动冷凝器 - Google Patents

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杨锦春
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Abstract

本实用新型公开了一种核反应堆非能动冷凝器，其包括入口封头、出口封头、传热管束、上管板和下管板，传热管束的两端分别穿过上管板和下管板连接至入口封头和出口封头中，传热管束的传热管包括上部倾斜段、中部连接段和下部倾斜段，上部倾斜段和下部倾斜段的倾斜方向都是沿着流体流动的方向略向下倾斜。与现有技术相比，本实用新型核反应堆非能动冷凝器传热管的上部倾斜段和下部倾斜段都具有一定的倾角，因此能够大大降低流动阻力，有助蒸汽/蒸汽冷凝成的液体向前流动，不会产生积液。

Description

核反应堆非能动冷凝器
技术领域
本实用新型涉及核电站非能动应急冷却水系统，更具体地说，本实用新型涉及一种核反应堆非能动冷凝器。 
背景技术
核安全是核电站设计的首要考虑因素，非能动安全技术已经成为核电站发展的重要方向。核反应堆非能动应急冷却水系统，是在安全壳内放置一个换料水箱，通过一个非能动冷凝器将反应堆一回路的热量导出，换料水箱内的水受热蒸发，然后在钢制安全壳的内壁冷凝，再靠重力流回换料水箱中。因此，该系统能在发生全厂断电等事故工况时，将堆芯余热导出以保证核反应堆的安全。可见，非能动冷凝器是该系统的关键设备。 
请参阅图1，现有的非能动冷凝器为置于换料水箱内的管式热交换器，其管板10安装在换料水箱接头12上，换热管14则按正方形间距从管板10延伸，并按矩形间距在管板10之间延伸。这样的管板10和换热管14具有易于检查和处理的优点。但是，由于换热管14的上下传热管段140、142都为水平管，不利于液体的流动且有可能积液，因此设备的导热能力较低，同时寿命也较短。 
有鉴于此，确有必要提供一种导热性能较强的核反应堆非能动冷凝器。 
实用新型内容
本实用新型的目的在于：提供一种导热性能较强的核反应堆非能动冷凝器。 
为了实现上述发明目的，本实用新型提供了一种核反应堆非能动冷凝器，其包括入口封头、出口封头、传热管束、上管板和下管板，传热管束的两端分别穿过上管板和下管板连接至入口封头和出口封头中，传热管束的传热管包括 上部倾斜段、中部连接段和下部倾斜段，上部倾斜段和下部倾斜段的倾斜方向都是沿着流体流动的方向略向下倾斜。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述上部倾斜段和下部倾斜段与水平面的夹角分别为3～15度。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述中部连接段为竖直段。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述传热管束为C型立式传热管束。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述入口封头和出口封头中的一个或两个为半球形封头。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述上管板和下管板都采用正方形布管方式。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，还包括用于支撑和固定传热管束的框架组件，框架组件一侧的上下端分别与上管板和下管板进行整体焊接，另一侧的底部则由支座组件固定和支撑。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述框架组件上焊接有分别对传热管束的上部倾斜段、中部连接段和下部倾斜段进行固定和支撑的支撑组件。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述入口封头和出口封头分别安装在水箱的支撑壳体组件内，入口封头的出口端直接与上管板焊接在一起，出口封头的入口端直接与下管板焊接在一起。 
作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述上管板和下管板也分别焊接固定在水箱的支撑壳体组件上。 
与现有技术相比，本实用新型核反应堆非能动冷凝器传热管的上部倾斜段和下部倾斜段都具有一定的倾角，因此能够大大降低流动阻力，有助蒸汽/蒸汽 冷凝成的液体向前流动，不会产生积液。 
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本实用新型核反应堆非能动冷凝器及其有益效果进行详细说明，其中： 
图1为现有核反应堆非能动冷凝器的结构示意图。 
图2本实用新型核反应堆非能动冷凝器的结构示意图。 
图3本实用新型核反应堆非能动冷凝器的管板布管结构示意图。 
具体实施方式
为了使本实用新型的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型，并非为了限定本实用新型。 
请参阅图2，本实用新型核反应堆非能动冷凝器包括入口封头2、上管板3、框架组件4、传热管束、支座组件10、下管板12和出口封头14。 
入口封头2为半球形封头，其安装在上支撑壳体组件1内，出口端直接与上管板3焊接在一起。入口封头2的半球形体结构使其可以作为集气箱，对大量流入的气体进行缓和和均匀，从而起到均匀分配的作用。 
出口封头14也为半球形封头，其安装在下支撑壳体组件13内，入口端则直接与下管板12焊接在一起。出口封头14的半球形体结构使其可以作为集液箱，对大量流出的液体进行缓冲，从而起到均匀分配的作用。 
上管板3和下管板12除分别与上管板3和下管板12焊接连接，还分别焊接固定在上支撑壳体组件1和下支撑壳体组件13上。请参阅图3，上管板3和下管板12都采用正方形布管方式。 
传热管束的两端分别穿过上管板3和下管板12连接至入口封头2和出口封 头14中。传热管束为C型立式传热管束，每一根传热管都包括上部倾斜段60、中部连接段62和下部倾斜段64。其中，上部倾斜段60和下部倾斜段64的倾斜方向都是沿着流体流动的方向略向下倾斜，即上部倾斜段60自上管板3略向下倾斜至中部连接段62，下部倾斜段64自中部连接段62略向下倾斜至下管板12；上部倾斜段60和下部倾斜段64的倾斜角度（即传热管与水平面的夹角）都在3～15度之间；中部连接段62为竖直段。 
框架组件4是由一系列型钢焊接而成，其用于支撑和固定C型立式传热管束。框架组件4一侧的上下端分别与上管板3和下管板12进行整体焊接，另一侧的底部则由固定在换料水箱底部的支座组件10固定和支撑。框架组件4上焊接有对C型立式传热管束进行固定和支撑的支撑组件5、7、8、9、11，其中，支撑组件5焊接于框架组件4的上部，用于对上部倾斜段60进行固定和支撑，支撑组件7、8、9间隔地焊接于框架组件4的侧边，用于对中部连接段62进行固定和支撑，支撑组件5焊接于框架组件4的下部，用于对下部倾斜段64进行固定和支撑。这些支撑组件5、7、8、9、11能够有效降低C型立式传热管束在工作中的振动。 
本实用新型核反应堆非能动冷凝器的入口接管与蒸汽发生器的主蒸汽管线相连，出口接管与蒸汽发生器的主给水管线相连。非能动冷凝器整体位于安全壳外换料水箱内，传热管束的顶部低于换料水箱的水面。非能动冷凝器的工作原理是：当二次侧非能动热量导出系统启动后，大量蒸汽进入C型立式传热管内，与管外水箱内的水传递热量，管内发生高压蒸汽冷凝传热，管外是饱和池沸腾。 
由于入口封头2为半球形，因此能够对进入其中的气体进行缓和和均匀，从而将气体均匀分配入各传热管中；传热管内的蒸汽首先经过上部倾斜段60，之后经过中部连接段62，最后经由下部倾斜段64排出传热管，上部倾斜段60和下部倾斜段64的倾角能够大大降低流动阻力，有助蒸汽/蒸汽冷凝成的液体向 前流动，因此不会产生积液。同时，传热管的这种C型结构具有较强的伸缩性，不仅结构简单可以抽出，而且受热时可自由膨胀，从而大大减少温差应力，提高设备的使用寿命，尤其适用于高温高压场合。 
根据上述说明书的揭示和教导，本实用新型所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本实用新型构成任何限制。 

Claims (10)

1.一种核反应堆非能动冷凝器，包括入口封头、出口封头、传热管束、上管板和下管板，传热管束的两端分别穿过上管板和下管板连接至入口封头和出口封头中，其特征在于：所述传热管束的传热管包括上部倾斜段、中部连接段和下部倾斜段，上部倾斜段和下部倾斜段的倾斜方向都是沿着流体流动的方向略向下倾斜。 
2.根据权利要求1所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述上部倾斜段和下部倾斜段与水平面的夹角分别为3～15度。 
3.根据权利要求2所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述中部连接段为竖直段。 
4.根据权利要求3所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述传热管束为C型立式传热管束。 
5.根据权利要求1所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述入口封头和出口封头中的一个或两个为半球形封头。 
6.根据权利要求1至5中任一项所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述上管板和下管板都采用正方形布管方式。 
7.根据权利要求1至5中任一项所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：还包括用于支撑和固定传热管束的框架组件，框架组件一侧的上下端分别与上管板和下管板进行整体焊接，另一侧的底部则由支座组件固定和支撑。 
8.根据权利要求7所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述框架组件上焊接有分别对传热管束的上部倾斜段、中部连接段和下部倾斜段进行固定和支撑的支撑组件。 
9.根据权利要求1至5中任一项所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述入口封头和出口封头分别安装在水箱的支撑壳体组件内，入口封头的 出口端直接与上管板焊接在一起，出口封头的入口端直接与下管板焊接在一起。 
10.根据权利要求9所述的核反应堆非能动冷凝器，其特征在于：所述上管板和下管板也分别焊接固定在水箱的支撑壳体组件上。 
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105203287A (zh) * 2015-10-23 2015-12-30 上海核工程研究设计院 一种c型管束热交换器抗震试验装置
CN107112056A (zh) * 2015-02-10 2017-08-29 纽斯高动力有限责任公司 具有倾斜管板的蒸汽发生器
CN108630328A (zh) * 2017-03-24 2018-10-09 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳内置换热器系统
CN109387089A (zh) * 2018-10-17 2019-02-26 中广核工程有限公司 核电厂非能动冷凝器
CN112700894A (zh) * 2020-12-10 2021-04-23 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 非能动余热排出冷凝器及其安装结构
CN114216355A (zh) * 2021-12-09 2022-03-22 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种非能动换热器

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107112056A (zh) * 2015-02-10 2017-08-29 纽斯高动力有限责任公司 具有倾斜管板的蒸汽发生器
CN105203287A (zh) * 2015-10-23 2015-12-30 上海核工程研究设计院 一种c型管束热交换器抗震试验装置
CN108630328A (zh) * 2017-03-24 2018-10-09 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳内置换热器系统
CN108630328B (zh) * 2017-03-24 2024-05-07 国核示范电站有限责任公司 非能动安全壳内置换热器系统
CN109387089A (zh) * 2018-10-17 2019-02-26 中广核工程有限公司 核电厂非能动冷凝器
WO2020077757A1 (zh) * 2018-10-17 2020-04-23 中广核工程有限公司 核电厂非能动冷凝器
CN109387089B (zh) * 2018-10-17 2020-06-26 中广核工程有限公司 核电厂非能动冷凝器
EP3869134A4 (en) * 2018-10-17 2022-07-20 China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. PASSIVE CAPACITOR FOR A NUCLEAR POWER PLANT
CN112700894A (zh) * 2020-12-10 2021-04-23 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 非能动余热排出冷凝器及其安装结构
CN114216355A (zh) * 2021-12-09 2022-03-22 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种非能动换热器
CN114216355B (zh) * 2021-12-09 2023-08-22 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种非能动换热器

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