CN205428504U - 核电厂事故条件下自启动应急发电系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型属于核电站应急保障技术领域，具体涉及一种核电厂事故条件下自启动应急发电系统，目的是开发一种核电厂严重事故下自启动的应急发电系统，确保核电厂在发生事故时，能在不依赖空气的条件下，自动启动为主要设备供电，提高核电厂的安全性。其特征在于：它由核反应堆系统、乏燃料水池、热交换器、透平、电机、冷却器、压气机组成。核反应堆系统与乏燃料水池通过管线相连通。热交换器置于乏燃料水池内。热交换器的出口与透平的入口相连，透平与电机通过轴连接。透平的出口与冷却器的入口相连，冷却器的出口与压气机的入口相连，压气机的出口与热交换器的入口相连。本实用新型在核电厂被海水整体淹没的情况下自行启动，保障核电厂的安全。

Description

核电厂事故条件下自启动应急发电系统

技术领域

本实用新型属于核电站应急保障技术领域，具体涉及一种核电厂事故条件下自启动应急发电系统。

背景技术

安全是核电发展的基石。核电厂在发生事故时，利用应急电源为堆芯余热冷却提供动力，同时为重要仪器仪表供电是缓解事故后果的重要措施。目前核电厂一般通过配置多组柴油机作为事故条件下的应急电源。但柴油机必须在有空气的环境下才能正常工作，当发生海啸时，柴油机可能整体淹没在海水中，无法正常启动工作，不能为事故条件下的核电厂提供有效保障，无法有效确保核电厂的安全性。

实用新型内容

本实用新型的目的是开发一种核电厂事故条件下自启动的应急发电系统，确保核电厂在发生事故时，能在不依赖空气的条件下，自动启动为主要设备供电，提高核电厂的安全性。

本实用新型是这样实现的：

核电厂事故条件下自启动应急发电系统，由核反应堆系统、乏燃料水池、热交换器、透平、电机、冷却器、压气机组成；核反应堆系统与乏燃料水池通过管线相连通；热交换器置于乏燃料水池内；热交换器的出口与透平的入口相连，透平与电机通过轴连接；透平的出口与冷却器的入口相连，冷却器的出口与压气机的入口相连，压气机的出口与热交换器的入口相连。

如上所述的核反应堆系统为压水堆、沸水堆、钠冷快堆或高温气冷堆。

如上所述的电机既是发电机，也是启动电机。

如上所述的核电厂事故条件下自启动应急发电系统还包括压力外壳，所述的所述透平、电机、压气机同轴布置于压力外壳内，电机位于透平和压气机之间，电机与压气机之间采用轴连接。

本实用新型的有益效果是：

本实用新型包括核反应堆系统、乏燃料水池、热交换器、透平、电机、冷却器和压气机。本实用新型可作为特种应急电源，在核电厂发生事故时，为核电厂主要设备提供持续稳定的电力。本实用新型以核电厂自有系统作为热源，利用超临界二氧化碳实现热能-机械能-电能的转换，可在几十到一百摄氏度的温度范围内发电，效率超过10％，而且可完全不依赖空气，即使在核电厂被海水整体淹没的情况下仍能自行启动，为核电厂提供应急电力，保障核电厂的安全。由于本实用新型可解决当前柴油机应急电源必须依赖空气的问题，显著提升核电厂的安全性，市场推广应用潜力巨大。

附图说明

图1为核电厂事故条件下自启动应急发电系统的连接关系图；

图2为旋转设备的布置示意图。

其中：1.核反应堆系统，2.乏燃料水池，3.热交换器，4.透平，5.发电机，6.冷却器，7.压气机，8.压力外壳。

具体实施方式

下面结合附图对本实用新型的结构原理和内容作进一步的详细说明。

如图1所示，核电厂事故条件下自启动应急发电系统，由核反应堆系统1、乏燃料水池2、热交换器3、透平4、电机5、冷却器6、压气机7组成。核反应堆系统1与乏燃料水池2通过管线相连通。热交换器3置于乏燃料水池2内。热交换器3的出口与透平4的入口相连，透平4与电机5通过轴连接。透平4的出口与冷却器6的入口相连，冷却器6的出口与压气机7的入口相连，压气机7的出口与热交换器3的入口相连。

本实施例中，核反应堆系统1包括压水堆、沸水堆、钠冷快堆和高温气冷堆。

本实施例中，电机5既是发电机，也是启动电机。

本实施例中，热交换器3吸收的热量既可来自于乏燃料水池2，也可来自于内置换料水箱、安全壳和地坑。

如图2所示，本系统还包括压力外壳8。所述透平4、电机5、压气机7同轴布置于压力外壳8内，电机5位于透平4和压气机7之间，电机5与压气机7之间采用轴连接。

在本实施例中，热交换器3、透平4、电机5、冷却器6和压气机7均采用现有设备实现。

核电厂发生事故丧失外部电源时，乏燃料水池2由于缺乏循环水冷却而温度逐渐升高。此时，电机5在配备的高可靠性电池的驱动下启动，带动压气机7旋转，使超临界二氧化碳工质在连接热交换器3、透平4、冷却器6和压气机7的回路内循环流动，并通过热交换器3从乏燃料水池2吸收热量，将热能通过透平4带动电机5产生电能，为核电厂主要设备供电。

当乏燃料水池2的温度升高到80-120℃时，系统可稳定输出100-1000kW的电力。如果温度进一步升高，系统稳定输出的电功率将更高。

Claims (4)

1.核电厂事故条件下自启动应急发电系统，其特征在于：它由核反应堆系统(1)、乏燃料水池(2)、热交换器(3)、透平(4)、电机(5)、冷却器(6)、压气机(7)组成；核反应堆系统(1)与乏燃料水池(2)通过管线相连通；热交换器(3)置于乏燃料水池(2)内；热交换器(3)的出口与透平(4)的入口相连，透平(4)与电机(5)通过轴连接；透平(4)的出口与冷却器(6)的入口相连，冷却器(6)的出口与压气机(7)的入口相连，压气机(7)的出口与热交换器(3)的入口相连。

2.根据权利要求1所述的核电厂事故条件下自启动应急发电系统，其特征在于：所述的核反应堆系统(1)为压水堆、沸水堆、钠冷快堆或高温气冷堆。

3.根据权利要求1所述的核电厂事故条件下自启动应急发电系统，其特征在于：所述的电机(5)既是发电机，也是启动电机。

4.根据权利要求1所述的核电厂事故条件下自启动应急发电系统，其特征在于：它还包括压力外壳(8)，所述的透平(4)、电机(5)、压气机(7)同轴布置于压力外壳(8)内，电机(5)位于透平(4)和压气机(7)之间，电机(5)与压气机(7)之间采用轴连接。