CN207624391U - 一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开了一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，包括抑压池，抑压池包括抑压水池和抑压气池，抑压水池的内部设有余排热交换器，通过抑压水池内的冷却水将高温的冷却剂冷却，抑压水池的内部的另一侧设有冷却水热交换器，通过冷却水热交换器冷却抑压水池内的冷却水。本实用新型，通过抑压池降低安全壳内的压力，并且在抑压水池内设置余排热交换器并通过其与冷却水的配合将堆芯和冷却剂系统内的高温的冷却剂进行冷却，只需通过该热量导出装置即可完成抑压、排除余热两种功能，且结构紧凑、布局合理，解决了抑压系统和余热排出系统占用空间大的问题。

Description

一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置

技术领域

本实用新型涉及核反应堆安全设备，具体涉及一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置。

背景技术

随着科技的发展、核技术的成熟，核电站已经逐渐成为国家发展的重要能源保障，但是核电站一旦发生事故后，对周围人员、环境所造成的危害是巨大的，因此，人们对核电站的安全越来越重视。

核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置，是核电站的心脏。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。

而核反应堆安全壳是构成压水反应堆最外围的建筑，用以容纳反应堆压力容器以及部分安全系统，将其与外部环境完全隔离，能够实现安全保护屏障的功能。在现有技术中，当发生高能流体排放的设计基准事故后，安全壳内充满高温高压的混合气体，沸水堆中使用抑压系统快速降温降压以防止安全壳超过设计压力造成更重大的事故；而在正常停堆及紧急停堆工况下，可通过独立设置的余热排出系统安全可靠地排出堆芯的余热和设备显热。但由于抑压系统与余热排出系统独立设置，因此增加了占用核电站的内部空间，尤其是对于一些在特定的空间内设置的装置，如海上浮动堆核动力装置等，对于空间的充分利用了非常必要的。

由此可见，现有技术中的核反应堆安全设备存在结构设计不合理导致整体装置占用空间大的问题。

实用新型内容

本实用新型所要解决的技术问题是目前的核反应堆安全设备存在结构设计不合理导致整体装置占用空间大的问题。

为了解决上述技术问题，本实用新型所采用的技术方案是提供了一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，包括设置在安全壳外部的抑压池，

所述抑压池包括互相隔离设置的抑压水池和抑压气池，所述抑压水池通过第一控制阀与所述安全壳连通，所述抑压气池通过第二控制阀与所述安全壳连通，

所述抑压水池的内部与所述安全壳连接的一侧设有余排热交换器，通过所述抑压水池内的冷却水将导入到所述余排热交换器内的堆芯和冷却剂系统内的冷却剂进行冷却，所述余排热交换器上设有用于控制所述冷却剂进入到所述余排热交换器的第三控制阀，以及控制冷却后的所述冷却剂重新融入到堆芯和冷却系统内的第四控制阀，

所述抑压水池的内部的另一侧设有冷却水热交换器，通过所述冷却水热交换器冷却所述抑压水池内的冷却水，所述冷却热交换器通过第五控制阀启动。

在上述方案中，所述抑压水池的底部与堆坑连通，并通过设置在所述抑压水池的侧壁上的控水阀控制其内部的冷却水的通断。

在上述方案中，所述第一控制阀为安全隔膜阀或阀门。

在上述方案中，所述第二控制阀为安全隔膜阀或真空破坏阀。

在上述方案中，所述余排热交换器、冷却热交换器均为C型管传热管束。

本实用新型，通过抑压池降低安全壳内的压力，并且在抑压水池内设置余排热交换器并通过其与冷却水的配合将堆芯和冷却剂系统内的高温的冷却剂进行冷却，只需通过该热量导出装置即可完成抑压、排除余热两种功能，且结构紧凑、布局合理，解决了抑压系统和余热排出系统占用空间大的问题。

附图说明

图1为本实用新型的结构示意图。

具体实施方式

下面结合具体实施例和说明书附图对本实用新型予以详细说明。

如图1所示，本实用新型提供了一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置包括设置在安全壳10外部的抑压池，该装置适合多种场所，主要适用于海上浮动堆核动力装置。

抑压池包括互相隔离设置的抑压水池20和抑压气池21，抑压水池20通过第一控制阀30与安全壳10连通，第一控制阀30可为安全隔膜阀或阀门等，抑压气池21通过第二控制阀31与安全壳10连通，第二控制阀31可为安全隔膜阀或真空破坏阀等。

具体实现过程如下：

当发生高能流体排放的设计基准事故后，安全壳10内充满高温高压的混合气体，当混合气体达到一定的压力时，第一控制阀30打开，混合气体通过第一控制阀30进入到抑压水池20并通过抑压水池20内的冷却水冷却，安全壳10降温降压，防止出现爆破现象。

冷却后的混合气体上升至抑压气池21内，当抑压气池21里充满越来越多的冷却的混合气体后，压力开始上升，为了防止抑压气池21破坏，即防止放射性核素泄露，因此设置了第二控制阀31，当抑压气池21里的压力达到一定值时第二控制阀31打开，将抑压气池21里冷却后的混合气体重新排入到安全壳10内，实现抑压气池21的降压，同时冷却的混合气体进入到安全壳10内，可进一步的降低安全壳10内的温度。

抑压水池20的内部与安全壳10连接的一侧设有余排热交换器40，通过抑压水池20内的冷却水将导入到余排热交换器40内的堆芯和冷却剂系统内的冷却剂进行冷却，余排热交换器40上设有用于控制冷却剂进入到余排热交换器40的第三控制阀32，以及控制冷却后的冷却剂重新融入到堆芯和冷却系统内的第四控制阀33。

具体实现过程如下：

正常停堆及紧急停堆工况下，堆芯及冷却剂系统内的高温的冷却剂通过第三控制阀32进入余排热交换器40内，余排热交换器40的外侧为冷却水，余排热交换器40为C型传热管束，传热效果好，将高温的冷却剂的热量传递给抑压水池20里的低温的冷却水，高温高压的冷却剂得到冷却并通过第四控制阀33重新回到堆芯和冷却剂系统内，结构简单，便于自动化控制。

抑压水池20的内部的另一侧设有冷却水热交换器50，通过冷却水热交换器50冷却抑压水池20内的冷却水，冷却热交换器通过第五控制阀34连通外部水源。

具体实现过程如下：

冷却水热交换器50为C型传热管束，传热效果好，由于安全壳10里的高温高压气体以及堆芯和冷却剂系统里冷却剂的热量都传递给了抑压水池20里的冷却水，导致冷却水的温度升高，当抑压水池20内的冷却水的温度升高到一定限度时，第五控制阀34打开，低温的海水流入到冷却水热交换器50的内部对冷却水进行冷却，从而起到降温的效果，降低冷却水温度的装置，采用自然界中的海水，合理利用资源，节省成本。

抑压水池20的底部与堆坑连通，并通过设置在抑压水池20侧壁上的控水阀35控制其内部的冷却水的通断，在接到堆芯补水信号后，控水阀35打开，引导抑压水池20内的水流进入堆坑，且事故后再循环阶段保证堆坑与抑压水池20连通，必要时辅助淹没堆坑，进一步保证安全。

本实用新型，通过抑压池降低安全壳内的压力，并且在抑压水池内设置余排热交换器并通过其与冷却水的配合将堆芯和冷却剂系统内的高温的冷却剂进行冷却，只需通过该热量导出装置即可完成抑压、排除余热两种功能，且结构紧凑、布局合理，解决了抑压系统和余热排出系统占用空间大的问题。

本实用新型不局限于上述最佳实施方式，任何人应该得知在本实用新型的启示下作出的结构变化，凡是与本实用新型具有相同或相近的技术方案，均落入本实用新型的保护范围之内。

Claims (5)

1.一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，包括设置在安全壳外部的抑压池，其特征在于，

所述抑压池包括互相隔离设置的抑压水池和抑压气池，所述抑压水池通过第一控制阀与所述安全壳连通，所述抑压气池通过第二控制阀与所述安全壳连通，

所述抑压水池的内部与所述安全壳连接的一侧设有余排热交换器，通过所述抑压水池内的冷却水将导入到所述余排热交换器内的堆芯和冷却剂系统内的冷却剂进行冷却，所述余排热交换器上设有用于控制所述冷却剂进入到所述余排热交换器的第三控制阀，以及控制冷却后的所述冷却剂重新融入到堆芯和冷却系统内的第四控制阀，

所述抑压水池的内部的另一侧设有冷却水热交换器，通过所述冷却水热交换器冷却所述抑压水池内的冷却水，所述冷却热交换器通过第五控制阀启动。

2.如权利要求1所述的一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，其特征在于，所述抑压水池的底部与堆坑连通，并通过设置在所述抑压水池的侧壁上的控水阀控制其内部的冷却水的通断。

3.如权利要求1所述的一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，其特征在于，所述第一控制阀为安全隔膜阀或阀门。

4.如权利要求1所述的一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，其特征在于，所述第二控制阀为安全隔膜阀或真空破坏阀。

5.如权利要求1所述的一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，其特征在于，所述余排热交换器、冷却热交换器均为C型管传热管束。