CN214253887U - 一种非能动余热排出系统及具有余热排出的核电厂 - Google Patents

Abstract

本实用新型涉及一种基于毛细力热管的核电厂一次侧非能动余热排出系统，该核电厂包括安全壳、设置在安全壳内的壳内冷却箱、设置在所述安全壳外的壳外冷却箱、以及设置在所述壳内冷却箱和壳外冷却箱之间的换热热管。换热热管内填充有相变冷媒，包括蒸发段和冷凝段；换热热管的蒸发段与壳内冷却箱连接，冷媒吸收所述壳内冷却箱的热量并汽化。换热热管的冷凝段与所述壳外冷却箱连接散热，冷媒冷凝回流至所述蒸发段。该系统结构简单，每根换热热管都是独立的闭式循环，其换热效率更高、换热及时性更好，从而替换传统的换热器，有效提升冷却效率和可靠性，提供一种安全性高、可靠性高的非能动余热排出系统及具有余热排出的核电厂。

Description

一种非能动余热排出系统及具有余热排出的核电厂

技术领域

本实用新型涉及核电站领域，更具体地说，涉及一种非能动余热排出系统及具有余热排出的核电厂。

背景技术

当反应堆发生意外紧急情况（事故工况）时，反应堆正常的热量排出途径（如通过蒸汽发生器带走热量、通过正常余热排出系统带走热量）受到损坏，无法正常地排出反应堆一次侧和堆芯的热量，反应堆一次侧会出现高温高压的状态，那么堆芯可能进一步升温从而导则燃料损坏，此时就需要应急余热排出系统发挥作用带走反应堆一回路和堆芯热量，所以反应堆会设置应急余热排出系统用于上述紧急情况下的热量排出。

非能动热量排出系统，不依赖电源动力和类似主泵的能动部件，仅依靠自然的驱动力（如自然循环、重力、换热）等，可以自然地排出热量，确保反应堆堆芯保持冷却的状态，具有较高的系统可靠性。

现有非能动一次侧余热排出系统，大多采用换热器，而换热器由多根并联的换热管构成，换热管直径较细，一旦其中一根换热管断裂，会破坏整个闭式水回路系统的封闭性，从而造成系统整体失效。

而且，现有的一次侧非能动余热排出系统，都依赖自然循环，自然循环依赖高位冷却水箱，这些水箱的位置需很大程度上高于热源（反应堆）的位置。为了形成长时间的较大的冷却能力，这些高位冷却水箱往往都体积庞大。强地震、海啸、龙卷风等极端事件很可能导致结构破坏并丧失安全功能。

实用新型内容

本实用新型要解决的技术问题在于，提供一种安全性高、可靠性高的非能动余热排出系统及具有余热排出的核电厂。

本实用新型解决其技术问题所采用技术方案是：构造一种用于核电厂的非能动余热排出系统，所述核电厂包括安全壳，所述非能动余热排出系统包括设置在所述安全壳内的壳内冷却箱、设置在所述安全壳外的壳外冷却箱、以及设置在所述壳内冷却箱和壳外冷却箱之间的换热热管；

所述换热热管内填充有相变冷媒，包括蒸发段和冷凝段；所述换热热管的蒸发段与所述壳内冷却箱连接，所述冷媒吸收所述壳内冷却箱的热量并汽化；所述换热热管的冷凝段与所述壳外冷却箱连接散热，所述冷媒冷凝回流至所述蒸发段。

优选地，所述换热热管包括密闭外壳、设置在所述外壳内壁的吸液芯、以及填充在所述密闭外壳内的所述相变冷媒。

优选地，所述相变冷媒为含钠或钾冷媒。

优选地，所述壳内冷却箱为壳内冷却水箱；所述壳外冷却箱为壳外冷却水箱。

优选地，所述壳内冷却箱的进口与所述核电厂的稳压器出口连接、所述壳内冷却箱的出口与所述核电厂的冷管段连接。

优选地，在所述壳内冷却箱的进口处、所述壳内冷却箱的出口处设置有电动开闭阀。

优选地，所述换热热管通过贯穿件设置在所述安全壳上，其中，所述蒸发段插入所述壳内冷却水箱中，所述冷凝段插入所述壳外冷却水箱中。

优选地，所述换热热管为多根，并且按设置角度并排设置。

本实用新型还构造了一种具有余热排出的核电厂，包括安全壳、设置在所述安全壳内的压力容器、以及连接在所述压力容器的热管段的稳压器；其特征在于，还包括上述非能动余热排出系统；所述非能动余热排出系统的壳内冷却箱的进口与所述稳压器出口连接、所述非能动余热排出系统的壳内冷却箱的出口与所述压力容器的冷管段连接。

优选地，在所述壳内冷却箱的进口处、所述壳内冷却箱的出口处设置有电动开闭阀。

实施本实用新型至少具有以下有益效果：通过采用换热热管，系统结构简单，每根换热热管都是独立的闭式循环，其换热效率更高、换热及时性更好，从而替换传统的换热器，有效提升冷却效率和可靠性。

进一步的，安全壳外冷却箱位于低位，不会对构筑物造成太大的支撑压力，补水方便，同时消除了构筑物结构强度和稳定性的隐患，核电厂正常运行期间也不会对反应堆造成重力势头，从而提高了核电厂的安全性和可靠性。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本实用新型作进一步说明，附图中：

图1是本实用新型一些实施例的用于核电厂的非能动余热排出系统结构示意图；

图2是图1中的换热热管的纵截面示意图；

图3是图1中的换热热管的横截面示意图。

具体实施方式

如图1所示，是本实用新型的一种用于核电厂的非能动余热排出系统，该核电厂包括安全壳10，非能动余热排出系统包括设置在安全壳10内的壳内冷却箱20、设置在安全壳10外的壳外冷却箱30、以及设置在壳内冷却箱20和壳外冷却箱30之间的换热热管40。

该安全壳10内的壳内冷却箱20布置于安全壳内的地面，安全壳内冷却箱20两端分别设置有第一电动开闭阀门501和第二电动开闭阀门502，从反应堆稳压器80顶部接出一条管道，连接至安全壳内冷却箱20顶部，该管道上设置第一电动开闭阀门501。从反应堆冷管道90上，接出一条管道，连接至安全壳内冷却箱20的底部，该管道上设置第二电动开闭阀门502。安全壳内冷却箱20的作用在于，提供一个空间，引入反应堆一次侧的高温高压蒸汽或水，让这些高温高压蒸汽或水在这里被换热热管的蒸发段401冷凝，冷却后的低温水重新回到反应堆二次侧，重新带走反应堆一次侧的热量。

该安全壳外冷却箱30，布置于安全壳10外的地面。换热热管的冷凝段402伸入安全壳内冷却箱20的内部液体区。其作用在于，提供一个冷却源，用于冷却换热热管的冷凝段402，从而导出换热热管40中的热量。

进一步的，在安全壳内冷却箱20的进口处设置有电动开闭阀501、安全壳内冷却箱20的出口处设置有电动开闭阀502。

进一步的，壳内冷却箱20的进口与核电厂的稳压器80出口连接、壳内冷却箱20的出口与核电厂的冷管段90连接。进一步的，稳压器80为气罐式稳压器、电加热式稳压器。

进一步的，壳内冷却箱20为壳内冷却水箱；壳外冷却箱30为壳外冷却水箱。

换热热管40设置在壳内冷却箱20和壳外冷却箱30之间，如图2所示，换热热管40内填充有相变冷媒，包括蒸发段401和冷凝段402；换热热管的蒸发段401与壳内冷却箱20连接，冷媒吸收壳内冷却箱20的热量并汽化；换热热管的冷凝段402与壳外冷却箱30连接散热，冷媒冷凝回流至蒸发段401。

进一步的，换热热管40包括密闭外壳、设置在外壳内壁的吸液芯4002、以及填充在密闭外壳内的相变冷媒。换热热管40的结构如图3所示，它是圆管状、两端封闭，每个换热热管都是单一的封闭单元。换热热管金属壁面4001内侧有一层多孔吸液结构，该多孔吸液结构为吸液芯4002。

换热热管一般由蒸发段401和冷凝段402组成，可以根据应用需要在这两段中间布置绝热段403。换热热管吸液芯4002内装有液体工作介质，该液体工作介质为相变冷媒，系统通过该工作介质的相变实现高效传热。液体工作介质流经蒸发段吸收热量而汽化，蒸汽在换热热管中心蒸汽通道内流向冷凝段放出热量，冷凝成液体。多孔吸液芯4002内换热的作用使冷凝后的液体工作介质流回蒸发段。如此循环反复，热量从换热热管的蒸发段401传至冷凝段402。

换热热管是依靠自身内部工作液体相变来实现传热的传热元件，具有很高的导热性、优良的等温性、远距离传输等优点。另外，换热热管自重轻、无运动部件，因此基本上不需要维修，环境适应性好。

进一步的，相变冷媒为含钠或钾冷媒。其内部进行蒸发和冷凝换热，其换热效率更高、换热及时性更好，可以有效增加冷却效率和可靠性。

进一步的，换热热管40通过贯穿件设置在安全壳上，其中，蒸发段401插入壳内冷却箱20中，冷凝段402插入壳外冷却箱30中。

进一步的，换热热管为多根，并且按设置角度并排设置。其中，每根换热热管都是独立的闭式循环，若其中一根破裂，在堵管之后，可以继续使用其他所有换热热管，也可对每根热管独立检测和维修，维修只针对单根毛细力热管、对换热器整体无影响，因此维修可以更快捷、代价更小。换热热管可水平放置，可在安全壳周边均匀布置，也可进一步优化放置方式。

一种具有余热排出的核电厂，包括安全壳10、设置在安全壳内的压力容器100、以及连接在压力容器100的热管段的稳压器80；其特征在于，还包括上述项非能动余热排出系统；非能动余热排出系统的壳内冷却箱20的进口与稳压器80出口连接、非能动余热排出系统的壳内冷却箱20的出口与压力容器的冷管段90连接。

进一步的，在安全壳壳内冷却箱20的进口处设置有电动开闭阀501、安全壳壳内冷却箱20的出口处设置有电动开闭阀502。

在发生反应堆正常的热量排出途径受到损坏的情况下，打开稳压器80顶部管道上通向安全壳内冷却箱20的第一阀门501，同时打开冷管段90上通向安全壳内冷却箱20的第二阀门502，那么反应堆稳压器80的高温高压蒸汽或者水将进入安全壳内冷却箱20。高温高压蒸汽或水在安全壳内冷却箱20接触换热热管的蒸发段401，在这里将热量传递给换热热管40。水蒸气冷凝之后，自动向下流动，沉积在安全壳内冷却箱20中，并通过冷管段90流回到压力容器100。低温水在压力容器100内重新带走反应堆堆芯的热量，形成高温水蒸气或水，再次进入到稳压器80。

对于换热热管40而言，只要其蒸发段401和冷凝段402存在温差，蒸发和冷凝就会自动执行。安全壳内冷却箱20的高温高压的蒸汽在换热热管蒸发段401外壁面冷凝，同时将管内的钠或者钾冷却剂蒸发为蒸汽态，金属蒸汽流向冷凝段402，在冷凝段402被安全壳外冷却箱30的水进行冷却，金属蒸汽被冷凝成液态金属，液态金属通过多孔吸液芯内换热的作用流回蒸发段401。如此循环反复，热量从换热热管的蒸发段401传至冷凝段402。

换热热管的冷凝段402置于安全壳外冷却箱30的冷却水中，冷却水将换热热管冷凝段402中蒸汽冷却，冷却水可能因为吸热而自动蒸发。可设置进一步的补水装置，对安全壳外冷却箱30进行补水。

综上所述，热量从反应堆堆芯导出的路径为：反应堆堆芯→反应堆压力容器100→反应堆稳压器80→安全壳内冷却箱20→换热热管40→安全壳外冷却箱30→冷却水→大气环境。整个过程为非能动作用过程，无需能动的泵等驱动力；也不依赖自然循环，无需热源和冷源构建高度差。整个过程只需要开启安全壳内冷却水箱的进出口阀门，无需其他人为操作。

实施本实用新型至少具有以下有益效果：通过采用钠换热热管或者钾换热热管，系统结构简单，每根换热热管都是独立的闭式循环，其换热效率更高、换热及时性更好，从而替换传统的换热器，有效提升冷却效率和可靠性。系统启动过程简单，事故后自然启动，无需人员操作，而且每根换热热管相互独立，检测和维修更加快捷，经济代价更小。

进一步的，安全壳外冷却水箱位于低位，不会对构筑物造成太大的支撑压力，补水方便，同时消除了构筑物结构强度和稳定性的隐患，核电厂正常运行期间也不会对反应堆造成重力势头，从而提高了核电厂的安全性和可靠性。

可以理解的，以上实施例仅表达了本实用新型的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本实用新型专利范围的限制；应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本实用新型构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本实用新型的保护范围；因此，凡跟本实用新型权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本实用新型权利要求的涵盖范围。

Claims (10)

1.一种用于核电厂的非能动余热排出系统，所述核电厂包括安全壳，其特征在于，所述非能动余热排出系统包括设置在所述安全壳内的壳内冷却箱、设置在所述安全壳外的壳外冷却箱、以及设置在所述壳内冷却箱和壳外冷却箱之间的换热热管；

所述换热热管内填充有相变冷媒，包括蒸发段和冷凝段；所述换热热管的蒸发段与所述壳内冷却箱连接，所述冷媒吸收所述壳内冷却箱的热量并汽化；所述换热热管的冷凝段与所述壳外冷却箱连接散热，所述冷媒冷凝回流至所述蒸发段。

2.根据权利要求1所述的非能动余热排出系统，其特征在于，所述换热热管包括密闭外壳、设置在所述外壳内壁的吸液芯、以及填充在所述密闭外壳内的所述相变冷媒。

3.根据权利要求2所述的非能动余热排出系统，其特征在于，所述相变冷媒为含钠或钾冷媒。

4.根据权利要求1-3任一项所述的非能动余热排出系统，其特征在于， 所述壳内冷却箱为壳内冷却水箱；所述壳外冷却箱为壳外冷却水箱。

5.根据权利要求4所述的非能动余热排出系统，其特征在于，所述壳内冷却箱的进口与所述核电厂的稳压器出口连接、所述壳内冷却箱的出口与所述核电厂的冷管段连接。

6.根据权利要求5所述的非能动余热排出系统，其特征在于，在所述壳内冷却箱的进口处、所述壳内冷却箱的出口处设置有电动开闭阀。

7.根据权利要求4所述的非能动余热排出系统，其特征在于，所述换热热管通过贯穿件设置在所述安全壳上，其中，所述蒸发段插入所述壳内冷却水箱中，所述冷凝段插入所述壳外冷却水箱中。

8.根据权利要求4所述的非能动余热排出系统，其特征在于，所述换热热管为多根，并且按设置角度并排设置。

9.一种具有余热排出的核电厂，包括安全壳、设置在所述安全壳内的压力容器、以及连接在所述压力容器的热管段的稳压器；其特征在于，还包括权利要求1-8任一项所述非能动余热排出系统；所述非能动余热排出系统的壳内冷却箱的进口与所述稳压器出口连接、所述非能动余热排出系统的壳内冷却箱的出口与所述压力容器的冷管段连接。

10.根据权利要求9所述的核电厂，其特征在于，在所述壳内冷却箱的进口处、所述壳内冷却箱的出口处设置有电动开闭阀。

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