CN214377694U - 反应堆的应急余热排出系统 - Google Patents

反应堆的应急余热排出系统 Download PDF

Info

Publication number
CN214377694U
CN214377694U CN202023043652.3U CN202023043652U CN214377694U CN 214377694 U CN214377694 U CN 214377694U CN 202023043652 U CN202023043652 U CN 202023043652U CN 214377694 U CN214377694 U CN 214377694U
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat
liquid
cooling
heat exchange
pipeline
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202023043652.3U
Other languages
English (en)
Inventor
南金秋
鞠培玲
石康丽
谭璞
张立德
陈钊
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
China Nuclear Power Institute Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, CGN Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN202023043652.3U priority Critical patent/CN214377694U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN214377694U publication Critical patent/CN214377694U/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本实用新型公开了反应堆的应急余热排出系统,包括至少一组排热回路,排热回路包括换热装置、冷却装置以及补液装置;换热装置设置在安全壳内,在事故工况下导出压力容器内的热量;冷却装置设置在安全壳外,包括冷凝器以及冷却箱;冷却箱为内设冷却液体的密闭容器,其上设有用于与外界换热的换热组件,换热组件为密闭结构,插设在冷却装置上;补液装置设置在安全壳外,通过管道连通冷凝器和换热装置,以形成回路。本实用新型提供的应急余热排出系统的最终热阱为空气,封闭的冷却装置利用液体的相变传热方式,实现三回路的闭式循环,不消耗冷却液,从而缩小冷却装置的整体体积,同时由于与大气隔离,确保放射物质不会泄漏污染环境,降低维修压力。

Description

反应堆的应急余热排出系统
技术领域
本实用新型涉及核反应堆安全处理技术领域,尤其涉及一种反应堆的应急余热排出系统。
背景技术
应急余热排出系统作为专设安全系统之一,用于反应堆紧急停堆时排出堆芯余热,因此研究设计应急余热排出系统有助于提高反应堆的固有安全性。现有的应急余热排出系统的最终热阱为冷源水箱中的冷却水,该冷源水箱为开放式,随着冷却水的不断蒸发排往大气,冷却箱122最终将烧干,因此,需要配备额外的补水系统,或配备容量较大的水池,其成本较大,且提高系统的复杂程度,若放射性物质泄漏到冷源水箱中,将会造成环境污染,因此,该应急余热排出系统存在一定的使用风险。同时,现有的应急余热排出系统将补水箱设置在冷源水箱的冷却水中,增加了设备的检修和维护难度,且容易产生设备腐蚀。
实用新型内容
本实用新型要解决的技术问题在于,针对现有技术的缺陷,提供一种反应堆的应急余热排出系统。
本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是:
反应堆的应急余热排出系统,所述反应堆包括安全壳,以及设置在所述安全壳内的压力容器;所述应急余热排出系统包括至少一组排热回路,所述排热回路包括换热装置、冷却装置以及补液装置;
所述换热装置设置在所述安全壳内,在事故工况下导出所述压力容器内的热量;
所述冷却装置设置在所述安全壳外,包括通过管道与所述换热装置连通的冷凝器、以及供所述冷凝器设置于其中的冷却箱;所述冷却箱为内设冷却液体的密闭容器,其上设有用于与外界换热的换热组件,所述换热组件为密闭结构,插设在所述冷却装置上;
所述补液装置设置在所述安全壳外,通过管道连通所述冷凝器和换热装置,以形成回路。
优选地,所述换热装置、所述补液装置和所述冷却装置的设置高度依次递增,所述冷凝器浸泡在所述冷却箱的冷却液体内。
优选地,所述换热组件包括至少一个热管,所述热管为密闭管体,包括两端贯通的管壳以及设于所述管壳两端用于密封的端盖;
所述管壳内设有环状吸液芯,在所述热管内充盈有吸热介质,所述吸热介质为液体介质。
优选地,所述环状吸液芯紧贴所述管壳内壁设置,所述环状吸液芯为多孔材料吸液芯。
优选地,所述管道包括注液通道和蒸汽通道,所述补液装置与所述换热装置通过所述注液通道连通,所述注液通道上设有第一隔离阀;所述换热装置与所述冷凝器之间通过所述蒸汽通道连通,所述蒸汽通道上设有第二隔离阀。
优选地,所述第一隔离阀和所述第二隔离阀均为电动隔离阀。
优选地,所述补液装置包括充满液体的补液箱,所述补液箱分别与所述换热装置和所述冷却装置连通。
优选地,所述补液装置还包括与所述补液箱连通的用于收集不凝气体的集气罐,所述集气罐设于所述补液箱上方。
优选地,所述换热装置包括至少一个传热管,所述传热管为套管结构,包括相互套设的第一管路和第二管路,所述第一管路和所述第二管路底部连通设置。
优选地,设于中心的所述第一管路与所述补液装置连通设置,套设在所述第一管路外的所述第二管路与所述冷却装置连通设置。
本实用新型具有以下有益效果:本实用新型提供的应急余热排出系统的最终热阱为空气,封闭的冷却装置利用液体的相变传热方式,将堆芯余热通过换热组件排放到大气中,从而实现三回路的闭式循环,不消耗冷却液,从而缩小了冷却装置的整体体积,同时由于与大气隔离,确保放射物质不会泄漏污染环境,降低维修压力,保证了反应堆余热的长期排出。
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是本实用新型一个实施例的整体结构示意图;
图2是本实用新型一个实施例的传热管内部结构示意图;
图3是本实用新型一个实施例的热管内部结构示意图。
具体实施方式
为了对本实用新型的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解,现对照附图详细说明本实用新型的具体实施方式。
本实用新型提供了一种反应堆的应急余热排出系统,具体可用于铅铋快堆的应急余热排出。其中,反应堆可包括安全壳20,以及设置在安全壳20内的压力容器30。本实用新型利用应急余热排出系统,在反应堆紧急停堆时排出堆芯余热。具体的,参考图1,在一些实施例中,应急余热排出系统包括排热回路10,排热回路10包括相互连通的换热装置11、冷却装置12以及补液装置13,在本实用新型中,换热装置11设于安全壳20内,冷却装置12和补液装置13设于安全壳20外,且换热装置11、冷却装置12和补液装置13三者相对独立设置。其中,在事故工况下,补液装置13向换热装置11中注入液体,设置在安全壳20内的换热装置11利用液体的蒸发吸热,形成蒸汽并传输至冷却装置12,经冷却装置12的冷凝作用后,冷凝后的液体回到补液装置13中,从而换热装置11、冷却装置12和补液装置13三者通过管道14连通形成回路。若干组排热回路10采用并联设计,分别与安全壳20内的压力容器30连通以进行热交换。
在排热回路10中,换热装置11、补液装置13和冷却装置12的设置高度依次递减,即补液装置13中的液体能够在重力作用下自动流至换热装置11 中,同时冷却装置12中冷凝后的液体也能自动回流至补液装置13中,从而实现非能动的余热排出。
具体的,补液装置13设置在安全壳20外,包括充满液体的补液箱131,在一些实施例中,补液箱131内的液体为常温水,补液箱131分别与换热装置11和冷却装置12连通。其中,管道14包括注液通道141,补液箱131与换热装置11通过注液通道141连通,用于将补液箱131中的水引流至换热装置11中。进一步的,注液通道141上还设有第一隔离阀1411,在反应堆正常工作时保持常闭状态,当反应堆紧急停堆,需要该应急余热排出系统投入使用时,打开第一隔离阀1411后,液态水即可流入换热装置11中,参与排热工作。在一些实施例中,补液装置13还包括与补液箱131连通的集气罐132,该集气罐132设于补液箱131上方,用于收集补液箱131中的不凝气体。
进一步的,在一些实施例中,换热装置11设置在反应堆内,用于接收补液箱131中的常温水,利用水的蒸发吸热在事故工况下吸收并导出压力容器 30内的热量。具体的,换热装置11由一个或多个传热管111组成,参考图3,传热管111为套管结构,包括相互套设的第一管路1111和第二管路1112,第一管路1111和第二管路1112底部连通设置。在一些实施例中,设于中心的第一管路1111与补液装置13连通设置,套设在所述第一管路1111外的第二管路1112与冷却装置12连通设置,图3示出了常温水在传热管111的相变路径,常温水自第一管路1111进入换热装置11,在吸热汽化后,水蒸气通过与第一管路1111连通的第二管路1112蒸发离开换热装置11,其中,管道14包括蒸汽通道142,离开换热装置11的水蒸气通过与换热装置11和冷却装置12连通的蒸汽通道142进入冷却装置12,在一些实施例中,蒸汽通道142上设有第二隔离阀1421,在反应堆的正常工作下,该第二隔离阀1421可保持常开状态。
在本实用新型中,第一隔离阀1411和第二隔离阀1421可均为电动隔离阀。
冷却装置12设置在安全壳20外,包括冷凝器121以及供冷凝器121设置于其中的冷却箱122。其中,冷凝器121分别连通换热装置11和补液箱131,冷却箱122为内设冷却液体的密闭容器,其上设有用于与外界换热的换热组件123,换热组件123为密闭结构,插设在冷却装置12上。其中,冷凝器121 浸泡在冷却箱122的冷却液体中,蒸汽经冷凝器121与冷却液体进行换热,从而将蒸汽冷凝为液体回流至补液箱131中。进一步的,当冷却箱122中的冷却液体不断吸收冷凝器121释放的热量升温至饱和温度时,冷却122箱中产生的蒸汽与插设在冷却箱122上的换热组件123进行换热,从而将冷却箱 122中的热量经过换热组件123传输到热阱-空气中。具体的,换热组件123 由一个或多个热管1231组成,参考图3,热管1231为密闭管体,具体呈圆柱状,包括贯通的管壳12311以及设于管壳12311两端用于密封的端盖12312。管壳12311内设有环状吸液芯12313,以及在热管1231内充盈的吸热介质,吸热介质为沸点低、易挥发的液体介质,如钠、钾等液态金属。其中,环状吸液芯12313紧贴管壳12311内壁设置,环状吸液芯12313为多孔材料吸液芯,该多孔材料吸液芯通常由多孔金属纤维制成。在一些实施例中,优选若干热管1231垂直插设在冷却箱122顶部,一端设于冷却箱122内,另一端自冷却箱122延伸至外界空气中。进一步的,图3示出了热管1231内吸热介质的相变路径,热管1231自下而上分别包括蒸发段1231a、绝热段1231b和冷凝段1231c。具体的,设于冷却箱122内的蒸发段1231a设于冷却液的液面上方,从而在应急余热排出系统投入运行时,蒸发段1231a内的液态介质吸收冷却箱122内的热量形成蒸汽,蒸汽从绝热段1231b向上流动至热管1231上部的冷凝段1231c,与外界空气换热后冷凝成液态介质,液态介质再依靠毛细力和重力作用沿多孔材料吸液芯回流到蒸发段1231a,形成热管1231内部介质的闭合循环,最终将反应堆内释放的热量经过冷凝器121、冷却箱122和热管1231传输到外部空气中。
在反应堆正常运行时,第二隔离阀1421处于常开状态,第一隔离阀1411 处于常闭状态,便于事故工况下迅速投入使用。当反应堆因事故工况丧失正常排热路径的工况下,第一隔离阀1411开启,补液箱131中的水依靠重力通过注液通道141注满整个传热管111第一管路1111。传热管111中的冷却水吸收一回路释放的热量形成蒸汽,蒸汽通过蒸汽通道142进入冷凝器121中,冷凝器121中的蒸汽向冷却箱122中的冷却液体释放热量后冷凝成水重新回到补液箱131,形成二回路闭式循环。在循环过程中,随着压力的升高,不凝气体在集气罐132中被不断滞留。冷却箱122中冷却液体不断吸收冷凝器121 释放的热量升温至饱和温度时,冷却箱122内所产生的蒸汽与插设于其上的换热组件123进行换热,利用热管1231内介质的汽化吸热、冷凝放热的相变传热方式,将冷却箱122内的热量从热管1231下端的蒸发段1321a传输到热管1231上端的冷凝段1231c,冷凝段1231c再与外部空气进行换热,最终将反应堆释放的热量经过冷凝器121、冷却箱122和热管1231传输到热阱——空气中。
以上实施例仅表达了本实用新型的几种实施方式,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,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,本实用新型专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种反应堆的应急余热排出系统,所述反应堆包括安全壳(20),以及设置在所述安全壳(20)内的压力容器(30);其特征在于,所述应急余热排出系统包括至少一组排热回路(10),所述排热回路(10)包括换热装置(11)、冷却装置(12)以及补液装置(13);
所述换热装置(11)设置在所述安全壳(20)内,在事故工况下导出所述压力容器(30)内的热量;
所述冷却装置(12)设置在所述安全壳(20)外,包括通过管道(14)与所述换热装置(11)连通的冷凝器(121)、以及供所述冷凝器(121)设置于其中的冷却箱(122);所述冷却箱(122)为内设冷却液体的密闭容器,其上设有用于与外界换热的换热组件(123),所述换热组件(123)为密闭结构,插设在所述冷却装置(12)上;
所述补液装置(13)设置在所述安全壳(20)外,通过管道(14)连通所述冷凝器(121)和换热装置(11),以形成回路。
2.根据权利要求1所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述换热装置(11)、所述补液装置(13)和所述冷却装置(12)的设置高度依次递增,所述冷凝器(121)浸泡在所述冷却箱(122)的冷却液体内。
3.根据权利要求2所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述换热组件(123)包括至少一个热管(1231),所述热管(1231)为密闭管体,包括两端贯通的管壳(12311)以及设于所述管壳(12311)两端用于密封的端盖(12312);
所述管壳(12311)内设有环状吸液芯(12313),在所述热管(1231)内充盈有吸热介质,所述吸热介质为液体介质。
4.根据权利要求3所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述环状吸液芯(12313)紧贴所述管壳(12311)内壁设置,所述环状吸液芯(12313)为多孔材料吸液芯。
5.根据权利要求4所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述管道(14)包括注液通道(141)和蒸汽通道(142),所述补液装置(13)与所述换热装置(11)通过所述注液通道(141)连通,所述注液通道(141)上设有第一隔离阀(1411);所述换热装置(11)与所述冷凝器(121)之间通过所述蒸汽通道(142)连通,所述蒸汽通道(142)上设有第二隔离阀(1421)。
6.根据权利要求5所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述第一隔离阀(1411)和所述第二隔离阀(1421)均为电动隔离阀。
7.根据权利要求6所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述补液装置(13)包括充满液体的补液箱(131),所述补液箱(131)分别与所述换热装置(11)和所述冷却装置(12)连通。
8.根据权利要求7所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述补液装置(13)还包括与所述补液箱(131)连通的用于收集不凝气体的集气罐(132),所述集气罐(132)设于所述补液箱(131)上方。
9.根据权利要求2所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,所述换热装置(11)包括至少一个传热管(111),所述传热管(111)为套管结构,包括相互套设的第一管路(1111)和第二管路(1112),所述第一管路(1111)和所述第二管路(1112)底部连通设置。
10.根据权利要求9所述的反应堆的应急余热排出系统,其特征在于,设于中心的所述第一管路(1111)与所述补液装置(13)连通设置,套设在所述第一管路(1111)外的所述第二管路(1112)与所述冷却装置(12)连通设置。
CN202023043652.3U 2020-12-16 2020-12-16 反应堆的应急余热排出系统 Active CN214377694U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202023043652.3U CN214377694U (zh) 2020-12-16 2020-12-16 反应堆的应急余热排出系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202023043652.3U CN214377694U (zh) 2020-12-16 2020-12-16 反应堆的应急余热排出系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN214377694U true CN214377694U (zh) 2021-10-08

Family

ID=77985330

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202023043652.3U Active CN214377694U (zh) 2020-12-16 2020-12-16 反应堆的应急余热排出系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN214377694U (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2023241096A1 (zh) * 2022-06-16 2023-12-21 中广核研究院有限公司 反应堆的一体化安全系统

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2023241096A1 (zh) * 2022-06-16 2023-12-21 中广核研究院有限公司 反应堆的一体化安全系统

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20120294407A1 (en) Nuclear Power Plant, Fuel Pool Water Cooling Facility and Method Thereof
JP3121178B2 (ja) 原子炉の受動式冷却装置
KR101654096B1 (ko) 자가진단 사고대처 무인 원자로
CN103377728B (zh) 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统
CN205177415U (zh) 核电厂乏燃料水池非能动热管冷却系统
CN106816186A (zh) 一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出系统
CN107464590A (zh) 船用压水堆二次侧非能动余热排出系统
CN107170493B (zh) 一种非能动安全壳热量导出系统
CN104916334A (zh) 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统
JP2012233711A (ja) 原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置
WO2022135245A1 (zh) 反应堆非能动安全系统
CN107492400B (zh) 干式反应堆供热系统
CN107403650A (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统
CN214377694U (zh) 反应堆的应急余热排出系统
CN210837199U (zh) 余热排出系统与核电系统
JPH06242279A (ja) 原子炉格納設備
JP4309578B2 (ja) 原子力設備における格納容器および復水器の運転方法
CN106251918B (zh) 一种长时效非能动安全壳冷却系统
US20230223160A1 (en) Reactor secondary side passive residual heat removal system
CN207624389U (zh) 换热器位于水箱外船用压水堆二次侧非能动余热排出系统
JPH02247598A (ja) 熱発生部材用冷却装置
JPH0224594A (ja) 原子炉格納構造物の受動冷却装置
CN207250149U (zh) 海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统
CN112700893A (zh) 余热排出系统与方法及核电系统
CN208111094U (zh) 一种冷却系统

Legal Events

Date Code Title Description
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant