CN203826013U - 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统 - Google Patents

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关仲华
陈智
宋丹戎
李庆
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    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本实用新型公布了一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，包括安装在船舶内的反应堆，反应堆的热管道连接在蒸汽发生器上形成热管道循环；蒸汽发生器的顶部冷却管经过在冷凝器后返回蒸汽发生器的底部形成冷却管循环；还包括一个安装在船舶外侧的余热排出换热器，余热排出换热器连接在冷凝器上。本实用新型反应堆的热量经过三次交换、三个热交换循环系统相互配合，形成不同的温差，冷热段流体的密度差异产生的自然驱动力获得循环动力，反应堆堆芯的余热经过热管道导入蒸汽发生器、在经过冷凝器导入余热排出换热器，而余热排出换热器与海水直接相连，获得足够的水源支持余热长期的非能动导出，提高了非能动余热导出的效率，彻底实现了余热的非能动导出，解决了安全隐患。

Description

一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统
技术领域
本实用新型涉及浮动式反应堆，具体是一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统。
背景技术
浮动核电站可用在没有电网、人烟罕至,靠近海的地方，包括在南极和北极地区的石油开发中。它也能在不需要建造大型电网系统的边远地区提供电力，以及用在能源密集型的海水淡化领域。中东属于结构性缺水地区，水是当地最攸关生死的东西，而浮动核电站就是解决这个问题的答案。由于俄罗斯核设施的安全性仍是个未知数，这样的计划引发了包括绿色和平组织和贝洛纳基金会在内的众多环保组织的抗议。人们担心如果核电站遭到别的船的撞击，核废料有可能溅入水中。更大的担心是，由于核电站需要陆地上先提供电力，它才能运转，如果出现猛烈的暴风 雨，输电线路被切断，核电站就无法运作。一旦应急发电机失灵，随之而来的可能就是像1986年苏联切尔诺贝利核电站那样的灾难。如果核反应堆的中心区出现过热的情况，驳船的底部有可能熔化，核物质就会进入水中，引发放射性物质的爆炸。关心核问题科学家联盟核安全中心主任戴维洛赫鲍姆说，爆炸形成的烟云所产生的危害可能比切尔诺贝利核电站爆炸的危害还要大，因为相对于放射性尘埃来说，放射性水滴更容易被人体吸收。俄罗斯原子能公司已经获准在2010年底之前，在白海东南部港口城市北德文斯克建设一个浮动的核电站。美国加利福尼亚州蒙特雷国际关系学院的俄罗斯核能问题专家克里斯蒂娜说：“俄罗斯人从美国能源部、瑞典和挪威那里学习了很多关于核安全的知识，不过这些国家可能都希望(俄罗斯人)能关注浮动核电站之外的东西。”她还说，希望筹建过程能够更透明一些。她说：“也许最终事实证明，这是一个伟大的项目，不过我还是希望他们能够事先进行全面的研究，确保安全。”对此，俄罗斯联邦原子能署署长谢尔盖·基里延科说，这座浮动核电站采用了最新的安全技术，能够抵抗强烈地震的袭击，根本不用担心他其他船只碰撞会导致核废料泄漏。
浮动式反应堆修建于海上，可向海外孤岛提供能源，亦可为海上石油钻井平台提供热、电、水等需求。海上核设施处于孤立状态，外围辅助设施有限，因此需要在设计时需保证反应堆自身具有足够的安全性。目前，俄罗斯的浮动式核电站存在一个安全隐患：俄罗斯KLT-40S浮动式核电站设计时采用能动+非能动方式导出反应堆余热，其设计结构如图1所示。KLT-40S非能动余热排出系统换热器浸泡在水池中，该水池位于反应堆上方船体隔间内，由于受船体空间限制，该非能动余热排出系统换热水池的储水量有限，其设计能力只可保证持续24小时的非能动余热导出，24小时后必须通过交流电源支持能动余热泵提供动力导出反应堆余热。
实用新型内容
本实用新型的目的在于提供应用于一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，解决目前俄罗斯KLT-40S浮动式核电站存在的散热能力受到限制的问题。
本实用新型的目的通过下述技术方案实现：
一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，包括安装在船舶内的反应堆，反应堆的热管道连接在蒸汽发生器上形成热管道循环；蒸汽发生器的顶部冷却管经过在冷凝器后返回蒸汽发生器的底部形成冷却管循环；还包括一个安装在船舶外侧的余热排出换热器，余热排出换热器连接在冷凝器上。本实用新型是对现有技术做出的改进，目前的浮动式核电站，其非能动的余热导出是采用热交换的方式，将反应堆的热通过管道进入到热交换器，热交换器与驳船上水箱中的水进行热交换，但是这种热交换的方式受到水箱容量的限制，不能够完全实现非能动的换热，因此，本实用新型采取了不同的结构，将反应堆的热量经过热管道输出并经过蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成高温蒸汽，进行一次高温热交换，降低一次热量；蒸汽发生器中的高温高压气体作为第二次热交换的热源，经过冷却管输送到冷凝器，在冷凝器中形成冷却水，将热量传递给余热排出换热器，余热排出换热器经过冷凝器进行热交换，并在海水中将热量释放；如此，反应堆的热量经过三次交换、三个热交换循环系统相互配合，形成不同的温差，冷热段流体的密度差异产生的自然驱动力获得循环动力，反应堆堆芯的余热经过热管道导入蒸汽发生器、在经过冷凝器导入余热排出换热器，而余热排出换热器与海水直接相连，获得足够的水源支持余热长期的非能动导出，提高了非能动余热导出的效率，彻底实现了余热的非能动导出，解决了安全隐患。
所述余热排出换热器顶部位于船舶的所有运行工况最低吃水线C以下。只有余热排出换热器顶部在船舶的吃水线以下才能发挥其最大的换热能力，且不能过低，以免降低余热排出换热器与堆芯之间的位差。
所述冷凝器的中心线水平位置B高于蒸汽发生器的中心线水平位置A。在多次的模拟实验过程中发现，冷凝器的位置与循环的动力之间存在一定的联系，当冷凝器的中心线水平位置B高于蒸汽发生器的中心线水平位置A时，高温气体向上升，然后在冷凝器中冷凝成水，交换出热量，冷凝水会向下流动，如此利用水的重力作为循环动力的一部分，有利于循环的持续性，反之，当冷凝器的中心线水平位置B低于蒸汽发生器的中心线水平位置A时，冷凝成的水重力会成为循环的阻力，当这个阻力增大的时候，会阻止循环的产生。
在所述热管道上还安装有一个故障检测执行器、以及阀门开关，当故障检测执行器检测到反应堆故障信号时，触发阀门开关打开。当故障检测执行器接收到故障信号时发出触发信号，触发阀门开通，使得热管循环开启。
在所述船舶内还设置有反应堆安全壳、以及第二安全壳。
本实用新型与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1本实用新型一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，将反应堆的热量经过热管道输出并经过蒸汽发生器，将蒸汽发生器中的水变成高温蒸汽，进行一次高温热交换，降低一次热量；蒸汽发生器中的高温高压气体作为第二次热交换的热源，经过冷却管输送到冷凝器，在冷凝器中形成冷却水，将热量传递给余热排出换热器，余热排出换热器经过冷凝器进行热交换，并在海水中将热量释放；如此，反应堆的热量经过三次交换、三个热交换循环系统相互配合，形成不同的温差，冷热段流体的密度差异产生的自然驱动力获得循环动力，反应堆堆芯的余热经过热管道导入蒸汽发生器、在经过冷凝器导入余热排出换热器，而余热排出换热器与海水直接相连，获得足够的水源支持余热长期的非能动导出，提高了非能动余热导出的效率，彻底实现了余热的非能动导出，解决了安全隐患；
2本实用新型一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，只有当余热排出换热器顶部在船舶的所有运行工况的最低吃水线以下，且不能过低，以免降低余热排出换热器与堆芯之间的位差。
附图说明
图1为本实用新型原理示意图。
附图中标记及相应的零部件名称：
1—船舶，2—反应堆，3—热管道，4—蒸汽发生器，5—冷凝器，6—冷却管，7—余热排出换热器，8—故障检测执行器，9—阀门开关，10—反应堆安全壳，11—第二安全壳。
具体实施方式
下面结合实施例对本实用新型作进一步的详细说明，但本实用新型的实施方式不限于此。
实施例
如图1所示的原理图，本实用新型一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，包括船舶1，在船舶内安装有反应堆2，反应堆2外有反应堆安全壳10，反应堆2上连接有热管道3，热管道3从反应堆2导出，并依次经过阀门开关9、故障检测执行器8、蒸汽发生器4、热管道3、阀门开关9进入反应堆2，形成热管道循环，在蒸汽发生器4上进行热交换，蒸汽发生器4内产生的热蒸汽经过冷凝管6进入到冷凝器5，在冷凝器5中进行热交换，高温蒸汽降低热量冷凝成水，冷凝水通过冷凝管6回到蒸汽发生器4底部，冷凝器5的中心线高度B与蒸汽发生器4的中心线高度A之间存在高度差，这个高度差的范围为1～2m，冷凝器5的冷凝器出口上连接有余热排出换热器7，余热排出换热器7穿过船舶1放置在海水中，将热量交换到海水中。
以上所述，仅是本实用新型的较佳实施例，并非对本实用新型做任何形式上的限制，凡是依据本实用新型的技术实质上对以上实施例所作的任何简单修改、等同变化，均落入本实用新型的保护范围之内。 

Claims (5)

1.一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，包括安装在船舶（1）内的反应堆（2），其特征在于：反应堆（2）的热管道（3）连接在蒸汽发生器（4）上形成热管道循环；蒸汽发生器（4）的顶部冷却管（6）经过在冷凝器（5）后返回蒸汽发生器（4）的底部形成冷却管循环；还包括一个安装在船舶（1）外侧的余热排出换热器（7）；余热排出换热器（7）连接在冷凝器（5）上。
2.根据权利要求1所述的一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，其特征在于：所述余热排出换热器顶部（7）位于船舶（1）所有运行工况的最低吃水线C以下。
3.根据权利要求1所述的一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，其特征在于：所述冷凝器（5）的中心线水平位置B高于蒸汽发生器（4）的中心线水平位置A。
4.根据权利要求1至3中任意一项所述的一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，其特征在于：在所述热管道（3）上还安装有一个故障检测执行器（8）、以及阀门开关（9），当故障检测执行器（8）检测到反应堆故障信号时，触发阀门开关（9）打开。
5.根据权利要求4所述的一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统，其特征在于：在所述船舶（1）内还设置有反应堆安全壳（10）、以及第二安全壳（11）。
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