CN209843262U - 一种核电厂核燃料余热导出系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型属于核电厂余热导出技术领域，具体涉及一种核电厂核燃料余热导出系统，用于导出核电厂的反应堆的堆芯和乏燃料池中的余热，其特征是：包括并联设置的四条冷却列，所述冷却列的上游、下游连接反应堆冷却剂系统和乏燃料池形成冷却液的循环回路，每条所述冷却列上沿冷却液流经方向依次设置一个泵前截止阀、一个冷却泵、一个泵后止回阀、一个泵后截止阀、一个换热器前截止阀、一个换热器、一个换热器后截止阀。多条冷却列并联的配置方案，提高了核电厂机组的冗余性和安全性，集中了核电厂的核燃料余热导出功能，提升了设备的使用效率，降低了投资成本。

Description

一种核电厂核燃料余热导出系统

技术领域

本实用新型属于核电厂余热导出技术领域，具体涉及一种核电厂核燃料余热导出系统。

背景技术

乏燃料池冷却系统和余热排出系统是核电站的重要辅助系统，对于保持核电站、乏燃料的安全性非常重要。应需特别注意的是，目前普遍商运的压水堆多参考了法国CPY堆型，其余热排出系统、乏燃料池冷却系统的设计均基于了部分堆芯换料的管理方案。停堆换料期间，部分堆芯停留在换料水池内，达到燃耗的乏燃料卸至乏燃料池内。为了保证安全，停堆换料期间，余热排出系统和乏燃料池冷却系统需持续稳定运行。现有的核电厂核燃料余热导出系统，包括一个乏燃料池，一个换料水池，一个燃料转运舱以及一个燃料装载井。每个相邻的水体之间都设有水闸门。水闸门设有气密性装置。气密性装置包括一个抗震的压缩空气储罐，能保证失气状态下水闸门的密封。乏燃料池与燃料转运舱以及燃料装载井之间的水闸门气密性装置设有带保险的放气口，可以保证在乏燃料池液位下降工况下，通过连通乏燃料池和转运舱以及装载井水体，达到为乏燃料池补水的目的。

随着换料装备技术的发展，核电厂基本采用了整堆倒料的换料方式。这缩短了换料大修时间，提升了核电厂的经济性。此时，余热排出系统可以停运并使得检修难度降低，但乏燃料池冷却系统需持续运行。甚至由于全部堆芯燃料组件进入了乏燃料池，造成了乏燃料池热负荷短时间大幅升高，原一用一备的系统配置方案不再能满足冷却要求，而必须采用两列同时运行的方式才能满足要求。这就造成了乏燃料池冷却系统冗余度的降低，隐性上对乏燃料贮存造成风险。

而由于空间有限，目前主流的改进方案为增加一台乏燃料池冷却泵或增加一个冷却列，一定程度上提高了冗余度，但能动冗余度并没有得到完整的提升，同时由于改造的工作量相对较大，余热排出系统运行时间短，造成设备利用率低以及运行投资成本高。

实用新型内容

针对现有的乏燃料池冷却系统和余热排出系统的问题，本实用新型的目的是提出一种集成化的核电厂核燃料余热导出系统，即适用于新建核电厂的应用，也适用于在役核电厂的改进，具有冗余度高，运行方式灵活，设备利用率高，投资成本低等优点。

为达到以上目的，本实用新型采用的技术方案是一种核电厂核燃料余热导出系统，用于导出核电厂的反应堆的堆芯和乏燃料池中的余热，其中，包括并联设置的四条冷却列，所述冷却列的上游、下游连接反应堆冷却剂系统和乏燃料池形成冷却液的循环回路，每条所述冷却列上沿冷却液流经方向依次设置一个泵前截止阀、一个冷却泵、一个泵后止回阀、一个泵后截止阀、一个换热器前截止阀、一个换热器、一个换热器后截止阀。

进一步，

所述冷却列包括第一冷却列、第二冷却列、第三冷却列、第四冷却列；

所述第一冷却列包括第一泵前截止阀、第一冷却泵、第一泵后止回阀、第一泵后截止阀、第一换热器前截止阀、第一换热器、第一换热器后截止阀；

所述第二冷却列包括第二泵前截止阀、第二冷却泵、第二泵后止回阀、第二泵后截止阀、第二换热器前截止阀、第二换热器、第二换热器后截止阀；

所述第三冷却列包括第三泵前截止阀、第三冷却泵、第三泵后止回阀、第三泵后截止阀、第三换热器前截止阀、第三换热器、第三换热器后截止阀；

所述第四冷却列包括第四泵前截止阀、第四冷却泵、第四泵后止回阀、第四泵后截止阀、第四换热器前截止阀、第四换热器、第四换热器后截止阀；

所述第一冷却列的上游一端和所述第二冷却列的上游一端通过第二隔离阀连接，所述第一冷却列的下游一端和所述第二冷却列的下游一端通过第四隔离阀连接，在所述第一泵后截止阀、所述第一换热器前截止阀之间和所述第二泵后截止阀、所述第二换热器前截止阀之间通过设有第三隔离阀的管线连接；

所述第二冷却列的上游一端至所述第三冷却列的上游一端之间依次通过第六隔离阀和第九隔离阀连接，还包括与所述第九隔离阀并联的第八隔离阀，所述第八隔离阀是止回阀，所述第二冷却列的下游一端和所述第三冷却列的下游一端通过第七隔离阀连接；

所述第三冷却列的上游一端与所述第四冷却列的上游一端通过第十一隔离阀连接，所述第三冷却列的下游一端和所述第四冷却列的下游一端通过第十三隔离阀连接，在所述第三泵后截止阀、所述第三换热器前截止阀之间和所述第四泵后截止阀、所述第四换热器前截止阀之间通过设有第十二隔离阀的管线连接；

在所述第四泵前截止阀与第十一隔离阀之间设有连通所述反应堆冷却剂系统的管线，实现四条所述冷却列的上游一端与所述反应堆冷却剂系统的连通，在该管线上设有第十隔离阀；

在所述第四换热器后截止阀和所述第十三隔离阀之间设有连通所述反应堆冷却剂系统的管线，实现四条所述冷却列的下游一端与所述反应堆冷却剂系统的连通，在该管线上设有第十四隔离阀，该管线通过并联的第十五隔离阀和第十六隔离阀接入所述反应堆冷却剂系统；

在所述第二隔离阀和所述第一泵前截止阀之间设有连通所述乏燃料池的管线，实现四条上述冷却列的上游一端与所述乏燃料池的连通，在该管线上设有第一隔离阀；

在所述第一换热器后截止阀和所述第四隔离阀之间设有连通所述乏燃料池的管线，实现四条上述冷却列的下游一端与所述乏燃料池的连通，在该管线上设有第五隔离阀。

进一步，

还包括除盐和净化回路，所述除盐和净化回路包括一台除盐器，设置在所述除盐器上游的除盐器进口过滤器和设置在所述除盐器下游的除盐器出口过滤器；

所述除盐器进口过滤器的上游通过入口调节阀并联两个入水管线，一个所述入水管线通过第二十隔离阀连接在所述第三隔离阀与所述第二冷却列连接的管线上，另一个所述入水管线通过第十九隔离阀连接在所述第一泵后截止阀和所述第一换热器前截止阀之间的管线上；

所述除盐器出口过滤器的下游通过出口截止阀并联两个出水管线，一个所述出水管线通过第十八隔离阀连接在所述第二隔离阀与所述第二冷却列连接的管线上，另一个所述出水管线通过第十七隔离阀连接在所述第一泵后截止阀和所述第一隔离阀之间的管线上。

进一步，

所述第一隔离阀、第二隔离阀、第三隔离阀、第四隔离阀、第五隔离阀、第六隔离阀、第七隔离阀、第十七隔离阀、第十八隔离阀、第十九隔离阀、第二十隔离阀、入口调节阀、出口截止阀、第一泵前截止阀、第一泵后截止阀、第一换热器前截止阀、第一换热器后截止阀、第二泵前截止阀、第二泵后截止阀、第二换热器前截止阀、第二换热器后截止阀为手动阀门；

所述第九隔离阀、第十隔离阀、第十三隔离阀、第十四隔离阀、第十五隔离阀、第十六隔离阀、第三泵前截止阀、第三泵后截止阀、第三换热器前截止阀、第三换热器后截止阀、第四泵前截止阀、第四泵后截止阀、第四换热器前截止阀、第四换热器后截止阀为电动阀门。

进一步，

所述第三冷却列和所述第四冷却列设置于所述反应堆的安全壳之内或之外。

进一步，

各条所述冷却列之间互为备份。

更进一步，

反应堆在正常堆功率运行期间所述乏燃料池的余热使用所述第一冷却列导出，所述第二冷却列、第三冷却列、第四冷却列为所述第一冷却列提供备用；同时在正常功率运行期间所述乏燃料池通过重力高差，保持所述第三冷却列、第四冷却列充满水，防止其接入一回路时的误稀释风险；(一回路是直接从反应堆导出热量的回路装置，属于反应堆冷却剂系统。)

整堆倒料时，核电厂停堆初期，在经蒸汽发生器初步冷却和降压后，使用所述第三冷却列、第四冷却列共同导出从所述堆芯和所述反应堆冷却剂系统排出的热量，将所述反应堆冷却剂温度降至冷停堆值；维持所述反应堆冷却剂系统的冷停堆温度；维持冷却剂通过堆芯的强制循环；所述乏燃料池的余热使用所述第一冷却列导出，所述第二冷却列为所述第一冷却列、第三冷却列、第四冷却列提供备用；在全部堆芯核燃料进入所述乏燃料池后，所述第一冷却列、第二冷却列同时运行带走所述乏燃料池内的余热，所述第三冷却列、第四冷却列为所述第一冷却列、第二冷却列提供备用。

进一步，

所述第一冷却列、第二冷却列的设计温度为100℃、设计压力为1.0MPa，所述第三冷却列、第四冷却列的设计温度为180℃、设计压力为6.21MPa；所述第七隔离阀和所述第九隔离阀作为所述第一、二冷却列和所述第三、四冷却列设计温度和设计压力的分界。

本实用新型的有益效果在于：

1.本实用新型所提供的核电厂核燃料余热导出系统涵盖了原乏燃料池冷却系统以及余热排出系统的基本的冷却功能，即可承担核电厂功率运行期间的乏燃料池余热导出、又可带走停堆换料过程中堆芯和反应堆冷却剂系统的余热以及整个堆芯卸入乏燃料池后的燃料组件余热。

2.本实用新型所提供的核电厂核燃料余热导出系统所采用的多条冷却列并联的配置方案，提高了核电厂机组的冗余性和安全性，集中了核电厂的核燃料余热导出功能，提升了设备的使用效率，降低了投资成本。

3.本实用新型所提供的核电厂核燃料余热导出系统对于目前的二代、三代乏燃料池冷却系统以及余热导出系统具有很高的参考性，在改造量尽可能小的前提下，便于现有运行电厂的改造以提高乏燃料池冷却系统以及余热导出系统的安全性。

附图说明

图1是本实用新型具体实施方式中所述的一种核电厂核燃料余热导出系统的示意图；

图2是本实用新型具体实施方式中所述的除盐和净化回路的示意图；

图中：001-第一隔离阀，002-第二隔离阀，003-第三隔离阀，004-第四隔离阀，005-第五隔离阀，006-第六隔离阀，007-第七隔离阀，008-第八隔离阀，009-第九隔离阀，010-第十隔离阀，011-第十一隔离阀，012-第十二隔离阀，013-第十三隔离阀，014-第十四隔离阀，015-第十五隔离阀，016-第十六隔离阀，017-第十七隔离阀，018-第十八隔离阀，019-第十九隔离阀，020-第二十隔离阀，021-入口调节阀，022-出口截止阀，101-第一泵前截止阀，102-第一冷却泵，023-堆芯和反应堆冷却剂系统，024-乏燃料池，103-第一泵后止回阀，104-第一泵后截止阀，105-第一换热器前截止阀，106-第一换热器，107-第一换热器后截止阀，201-第二泵前截止阀，202-第二冷却泵，203-第二泵后止回阀，204-第二泵后截止阀，205-第二换热器前截止阀，206-第二换热器，207-第二换热器后截止阀，301-第三泵前截止阀，302-第三冷却泵，303-第三泵后止回阀，304-第三泵后截止阀，305-第三换热器前截止阀，306-第三换热器，307-第三换热器后截止阀，401-第四泵前截止阀，402-第四冷却泵，403-第四泵后止回阀，404-第四泵后截止阀，405-第四换热器前截止阀，406-第四换热器，407-第四换热器后截止阀，501-除盐器，502-除盐器进口过滤器，503-除盐器出口过滤器。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本实用新型作进一步描述。

本实用新型提供的一种核电厂核燃料余热导出系统(如图1所示)，用于导出核电厂的反应堆的堆芯和乏燃料池024中的余热，该系统包括并联设置的四条冷却列，四条冷却列的上游、下游连接反应堆冷却剂系统和乏燃料池024形成冷却液的循环回路，在每条冷却列上沿冷却液流经方向依次设置一个泵前截止阀(泵前截止阀靠近冷却列的上游一端)、一个冷却泵、一个泵后止回阀、一个泵后截止阀、一个换热器前截止阀、一个换热器、一个换热器后截止阀(换热器后截止阀靠近冷却列的下游一端)。

冷却列分别为第一冷却列、第二冷却列、第三冷却列、第四冷却列；

第一冷却列包括第一泵前截止阀101、第一冷却泵102、第一泵后止回阀103、第一泵后截止阀104、第一换热器前截止阀105、第一换热器106、第一换热器后截止阀107；

第二冷却列包括第二泵前截止阀201、第二冷却泵202、第二泵后止回阀203、第二泵后截止阀204、第二换热器前截止阀205、第二换热器206、第二换热器后截止阀207；

第三冷却列包括第三泵前截止阀301、第三冷却泵302、第三泵后止回阀303、第三泵后截止阀304、第三换热器前截止阀305、第三换热器306、第三换热器后截止阀307；

第四冷却列包括第四泵前截止阀401、第四冷却泵402、第四泵后止回阀403、第四泵后截止阀404、第四换热器前截止阀405、第四换热器406、第四换热器后截止阀407；

第一冷却列的上游一端和第二冷却列的上游一端通过第二隔离阀002连接，第一冷却列的下游一端和第二冷却列的下游一端通过第四隔离阀004连接，在第一泵后截止阀104、第一换热器前截止阀105之间和第二泵后截止阀204、第二换热器前截止阀205之间通过设有第三隔离阀003的管线连接；

第二冷却列的上游一端至第三冷却列的上游一端之间依次通过第六隔离阀006和第九隔离阀009连接，还包括与第九隔离阀009并联的第八隔离阀008，第八隔离阀008是止回阀，第二冷却列的下游一端和第三冷却列的下游一端通过第七隔离阀007连接；第八隔离阀008用于核电厂正常堆功率运行期间对乏燃料池024对第三冷却列、第四冷却列入口管线的充水保压，以防止误稀释风险；

第一冷却列和第二冷却列之间通过第二隔离阀002、第四隔离阀004可以实现互相隔离；

第三冷却列的上游一端与第四冷却列的上游一端通过第十一隔离阀011连接，第三冷却列的下游一端和第四冷却列的下游一端通过第十三隔离阀013连接，在第三泵后截止阀304、第三换热器前截止阀305之间和第四泵后截止阀404、第四换热器前截止阀405之间通过设有第十二隔离阀012的管线连接；

在第四泵前截止阀401与第十一隔离阀011之间设有连通反应堆冷却剂系统的管线，实现四条冷却列的上游一端与反应堆冷却剂系统的连通，在该管线上设有第十隔离阀010；

第三冷却列和第四冷却列之间通过第十一隔离阀011、第十三隔离阀013可以实现互相隔离；

在第四换热器后截止阀407和第十三隔离阀013之间设有连通反应堆冷却剂系统的管线，实现四条冷却列的下游一端与反应堆冷却剂系统的连通，在该管线上设有第十四隔离阀014，该管线通过并联的第十五隔离阀015和第十六隔离阀016接入反应堆冷却剂系统；

在第二隔离阀002和第一泵前截止阀101之间设有连通乏燃料池024的管线，实现四条上述冷却列的上游一端与乏燃料池024的连通，在该管线上设有第一隔离阀001；

在第一换热器后截止阀107和第四隔离阀004之间设有连通乏燃料池024的管线，实现四条上述冷却列的下游一端与乏燃料池024的连通，在该管线上设有第五隔离阀005。

第一隔离阀001、第二隔离阀002、第三隔离阀003、第四隔离阀004、第五隔离阀005、第六隔离阀006、第七隔离阀007、第十七隔离阀017、第十八隔离阀018、第十九隔离阀019、第二十隔离阀020、入口调节阀021、出口截止阀022、第一泵前截止阀101、第一泵后截止阀104、第一换热器前截止阀105、第一换热器后截止阀107、第二泵前截止阀201、第二泵后截止阀204、第二换热器前截止阀205、第二换热器后截止阀207为手动阀门；

第九隔离阀009、第十隔离阀010、第十三隔离阀013、第十四隔离阀014、第十五隔离阀015、第十六隔离阀016、第三泵前截止阀301、第三泵后截止阀304、第三换热器前截止阀305、第三换热器后截止阀307、第四泵前截止阀401、第四泵后截止阀404、第四换热器前截止阀405、第四换热器后截止阀407为电动阀门。

第一、第二冷却列和第三、第四冷却列通过上游的电动隔离阀以及手动隔离阀、以及下游的手动隔离阀实现隔离。第一、第二冷却列主要应对乏燃料池024中乏燃料余热的导出，因此主要配置了手动的隔离阀；第三、第四冷却列主要应对反应堆停堆过程至整堆芯卸料至乏燃料池024之前燃料余热的导出，应对温度、压力较第一、二冷却列较高，并执行一定的安全功能，因此主要配置了电动的隔离阀。不同的冷却列设备配置，是充分考虑了停堆换料的事件序列，以减少设备投资成本，提高电厂的经济性。

第三冷却列和第四冷却列设置于反应堆的安全壳之内或之外。

各条冷却列之间互为备份，以进行检修或试验。

第一、二冷却列和第三、四冷却列的冷却泵和换热器的设计参数应考虑不同的设计工况。第一、二冷却列的设计工况以正常换料工况下的最大热负荷为准，第三、四冷却列的设计工况以停堆时的最大堆芯余热为准。同时泵的有效汽蚀裕量应能满足交叉运行时的要求

还包括除盐和净化回路(如图2所示)，除盐和净化回路包括一台除盐器501，设置在除盐器501上游的除盐器进口过滤器502和设置在除盐器501下游的除盐器出口过滤器503；

除盐器进口过滤器502的上游通过入口调节阀021并联两个入水管线，一个入水管线通过第二十隔离阀020连接在第三隔离阀003与第二冷却列连接的管线上，另一个入水管线通过第十九隔离阀019连接在第一冷却列的第一泵后截止阀104和第一换热器前截止阀105之间的管线上；入口调节阀021用于保证除盐和净化回路在整个工作寿期内工作流量的稳定；

除盐器出口过滤器503的下游通过出口截止阀022并联两个出水管线，一个出水管线通过第十八隔离阀018连接在第二隔离阀002与第二冷却列连接的管线上，另一个出水管线通过第十七隔离阀017连接在第一冷却列的第一泵后截止阀104和第一隔离阀001之间的管线上；

除盐和净化回路即可以对乏燃料池024进行净化处理，同时在有需求的情况下，可以对反应堆换料水池、或一回路进行净化处理，以保证换料操作的正常开展。

除盐和净化回路设置了两个入水管线(即净化回路入口)和两个出水管线(即净化回水)，以满足不同的净化工况。如需减少一回路打开后释放进入反应堆换料水池内的杂质，提升反应堆换料水池透明度时，可以关闭第二隔离阀002、第三隔离阀003、第四隔离阀004、第十七隔离阀017、第十九隔离阀019，打开第十八隔离阀018、第二十隔离阀020，利用第二冷却列带动一回路水循环净化，同时利用第一冷却列冷却乏燃料池024内的乏燃料。正常情况下，关闭第二隔离阀002、第三隔离阀003、第四隔离阀004、第十八隔离阀018、第二十隔离阀020，打开第十七隔离阀017、第十九隔离阀019，利用第一冷却列冷却乏燃料池024内的乏燃料，并净化乏燃料池024的池水。

反应堆在正常堆功率运行期间乏燃料池024的余热使用第一冷却列导出，第二冷却列、第三冷却列、第四冷却列为第一冷却列提供备用；同时在正常功率运行期间乏燃料池024通过重力高差，保持第三冷却列、第四冷却列充满水，防止其接入一回路时的误稀释风险；

整堆倒料时，核电厂停堆初期，在经蒸汽发生器初步冷却和降压后，使用第三冷却列、第四冷却列共同导出从堆芯和反应堆冷却剂系统排出的热量，将反应堆冷却剂温度降至冷停堆值；维持反应堆冷却剂系统的冷停堆温度；维持冷却剂通过堆芯的强制循环；乏燃料池024的余热使用第一冷却列导出，第二冷却列为第一冷却列、第三冷却列、第四冷却列提供备用；在全部堆芯核燃料进入乏燃料池024后，第一冷却列、第二冷却列同时运行带走乏燃料池024内的余热，第三冷却列、第四冷却列为第一冷却列、第二冷却列提供备用。

现有的系统检修时，应尽量避免系统需求运行时展开。如第三、四冷却列的检修，应尽量选择全部堆芯核燃料卸入乏燃料池024后展开，同时避免第三、四冷却列同时检修，以防止需要第三或第四冷却列投运以冷却乏燃料池024内的乏燃料。

第一、二冷却列和第三、四冷却列的冷却泵和换热器的设计参数应考虑不同的设计工况。第一、二冷却列的设计工况以正常换料工况下的最大热负荷为准，第三、四冷却列的设计工况以停堆时的最大堆芯余热为准。同时冷却泵的有效汽蚀裕量应能满足交叉运行时的要求。

第一、二冷却列和第三、四冷却列的设计参数也应考虑不同的主要应对工况。第一、二冷却列的设计温度为100℃、设计压力为1.0MPa，第三、四冷却列的设计温度为180℃、设计压力为6.21MPa。第七隔离阀007和第九隔离阀009作为第一、二冷却列和第三、四冷却列设计温度和设计压力的分界，应满足全压设计要求。

本实用新型所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本实用新型的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本实用新型的技术创新范围。

Claims (8)

1.一种核电厂核燃料余热导出系统，用于导出核电厂的反应堆的堆芯和乏燃料池(024)中的余热，其特征是：包括并联设置的四条冷却列，所述冷却列的上游、下游连接反应堆冷却剂系统和乏燃料池(024)形成冷却液的循环回路，每条所述冷却列上沿冷却液流经方向依次设置一个泵前截止阀、一个冷却泵、一个泵后止回阀、一个泵后截止阀、一个换热器前截止阀、一个换热器、一个换热器后截止阀。

2.如权利要求1所述的核电厂核燃料余热导出系统，其特征是：

所述冷却列包括第一冷却列、第二冷却列、第三冷却列、第四冷却列；

所述第一冷却列包括第一泵前截止阀(101)、第一冷却泵(102)、第一泵后止回阀(103)、第一泵后截止阀(104)、第一换热器前截止阀(105)、第一换热器(106)、第一换热器后截止阀(107)；

所述第二冷却列包括第二泵前截止阀(201)、第二冷却泵(202)、第二泵后止回阀(203)、第二泵后截止阀(204)、第二换热器前截止阀(205)、第二换热器(206)、第二换热器后截止阀(207)；

所述第三冷却列包括第三泵前截止阀(301)、第三冷却泵(302)、第三泵后止回阀(303)、第三泵后截止阀(304)、第三换热器前截止阀(305)、第三换热器(306)、第三换热器后截止阀(307)；

所述第四冷却列包括第四泵前截止阀(401)、第四冷却泵(402)、第四泵后止回阀(403)、第四泵后截止阀(404)、第四换热器前截止阀(405)、第四换热器(406)、第四换热器后截止阀(407)；

所述第一冷却列的上游一端和所述第二冷却列的上游一端通过第二隔离阀(002)连接，所述第一冷却列的下游一端和所述第二冷却列的下游一端通过第四隔离阀(004)连接，在所述第一泵后截止阀(104)、所述第一换热器前截止阀(105)之间和所述第二泵后截止阀(204)、所述第二换热器前截止阀(205)之间通过设有第三隔离阀(003)的管线连接；

所述第二冷却列的上游一端至所述第三冷却列的上游一端之间依次通过第六隔离阀(006)和第九隔离阀(009)连接，还包括与所述第九隔离阀(009) 并联的第八隔离阀(008)，所述第八隔离阀(008)是止回阀，所述第二冷却列的下游一端和所述第三冷却列的下游一端通过第七隔离阀(007)连接；

所述第三冷却列的上游一端与所述第四冷却列的上游一端通过第十一隔离阀(011)连接，所述第三冷却列的下游一端和所述第四冷却列的下游一端通过第十三隔离阀(013)连接，在所述第三泵后截止阀(304)、所述第三换热器前截止阀(305)之间和所述第四泵后截止阀(404)、所述第四换热器前截止阀(405)之间通过设有第十二隔离阀(012)的管线连接；

在所述第四泵前截止阀(401)与第十一隔离阀(011)之间设有连通所述反应堆冷却剂系统的管线，实现四条所述冷却列的上游一端与所述反应堆冷却剂系统的连通，在该管线上设有第十隔离阀(010)；

在所述第四换热器后截止阀(407)和所述第十三隔离阀(013)之间设有连通所述反应堆冷却剂系统的管线，实现四条所述冷却列的下游一端与所述反应堆冷却剂系统的连通，在该管线上设有第十四隔离阀(014)，该管线通过并联的第十五隔离阀(015)和第十六隔离阀(016)接入所述反应堆冷却剂系统；

在所述第二隔离阀(002)和所述第一泵前截止阀(101)之间设有连通所述乏燃料池(024)的管线，实现四条上述冷却列的上游一端与所述乏燃料池(024)的连通，在该管线上设有第一隔离阀(001)；

在所述第一换热器后截止阀(107)和所述第四隔离阀(004)之间设有连通所述乏燃料池(024)的管线，实现四条上述冷却列的下游一端与所述乏燃料池(024)的连通，在该管线上设有第五隔离阀(005)。

3.如权利要求2所述的核电厂核燃料余热导出系统，其特征是：

还包括除盐和净化回路，所述除盐和净化回路包括一台除盐器(501)，设置在所述除盐器(501)上游的除盐器进口过滤器(502)和设置在所述除盐器(501)下游的除盐器出口过滤器(503)；

所述除盐器进口过滤器(502)的上游通过入口调节阀(021)并联两个入水管线，一个所述入水管线通过第二十隔离阀(020)连接在所述第三隔离阀(003)与所述第二冷却列连接的管线上，另一个所述入水管线通过第十九隔离阀(019)连接在所述第一泵后截止阀(104)和所述第一换热器前截止阀(105)之间的管线上；

所述除盐器出口过滤器(503)的下游通过出口截止阀(022)并联两个出水管线，一个所述出水管线通过第十八隔离阀(018)连接在所述第二隔离阀(002)与所述第二冷却列连接的管线上，另一个所述出水管线通过第十七隔离阀(017)连接在所述第一泵后截止阀(104)和所述第一隔离阀(001)之间的管线上。

4.如权利要求3所述的核电厂核燃料余热导出系统，其特征是：

所述第一隔离阀(001)、第二隔离阀(002)、第三隔离阀(003)、第四隔离阀(004)、第五隔离阀(005)、第六隔离阀(006)、第七隔离阀(007)、第十七隔离阀(017)、第十八隔离阀(018)、第十九隔离阀(019)、第二十隔离阀(020)、入口调节阀(021)、出口截止阀(022)、第一泵前截止阀(101)、第一泵后截止阀(104)、第一换热器前截止阀(105)、第一换热器后截止阀(107)、第二泵前截止阀(201)、第二泵后截止阀(204)、第二换热器前截止阀(205)、第二换热器后截止阀(207)为手动阀门；

所述第九隔离阀(009)、第十隔离阀(010)、第十三隔离阀(013)、第十四隔离阀(014)、第十五隔离阀(015)、第十六隔离阀(016)、第三泵前截止阀(301)、第三泵后截止阀(304)、第三换热器前截止阀(305)、第三换热器后截止阀(307)、第四泵前截止阀(401)、第四泵后截止阀(404)、第四换热器前截止阀(405)、第四换热器后截止阀(407)为电动阀门。

5.如权利要求2所述的核电厂核燃料余热导出系统，其特征是：所述第三冷却列和所述第四冷却列设置于所述反应堆的安全壳之内或之外。

6.如权利要求1所述的核电厂核燃料余热导出系统，其特征是：各条所述冷却列之间互为备份。

7.如权利要求2所述的核电厂核燃料余热导出系统，其特征是：

反应堆在正常堆功率运行期间所述乏燃料池(024)的余热使用所述第一冷却列导出，所述第二冷却列、第三冷却列、第四冷却列为所述第一冷却列提供备用；同时在正常功率运行期间所述乏燃料池(024)通过重力高差，保持所述第三冷却列、第四冷却列充满水，防止其接入一回路时的误稀释风险。

8.如权利要求2所述的核电厂核燃料余热导出系统，其特征是：所述第一冷却列、第二冷却列的设计温度为100℃、设计压力为1.0MPa，所述第三冷却列、第四冷却列的设计温度为180℃、设计压力为6.21MPa；所述第七隔离阀(007)和所述第九隔离阀(009)作为所述第一、二冷却列和所述第三、四冷却列设计温度和设计压力的分界。