专利名称:一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统的制作方法
技术领域：
[0001]本发明涉及加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，属于加速器驱动次临界堆的安全设施技术领域：
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背景技术：
加速器驱动次临界堆是目前致力于嬗变放射性核废物、有效利用核资源及产出核能量的理想装置。主要由质子加速器、散裂靶、次临界反应堆三个部分组成，是一种铅铋冷却的池式快堆。其基本原理是由加速器产生的质子束流轰击设在次临界堆中的重金属靶件(铅铋合金)，引起散裂反应，再通过核内级联和核外级联产生中子，I个能量为IGeV的质子在厚靶上约产生30个中子，散裂中子靶为次临界堆提供外源中子。
在核反应堆中，冷却剂在外部驱动力或自然循环驱动力的驱使下实现循环流动，通过导热、对流换热和辐射换热的方式实现热量传递，由一回路和二回路组成的热量传输系统实现此功能。其中，一回路的功能是由一回路冷却剂将堆芯中因核裂变产生的热量传输给二回路冷却剂，从而冷却堆芯，防止燃料棒烧毁。二回路的功能是由二回路冷却剂将一回路系统的热量传递给热阱，实现全系统的最终冷却。
当遭遇地震、全厂断电、蒸汽发生器损坏、二回路失效、一回路边界破裂等事故工况时，堆芯的余热无法通过一回路、二回路导出。为了能够顺利地释放出堆芯余热，避免堆芯裂变燃料熔化，必须设置一个事故余热排出系统。
国外设计的加速器驱动次临界堆的事故余热排出系统通常是在反应堆安全容器外侧设置一个反应容器空气冷却系统，用于事故时排出堆芯余热，如欧盟的XADS、MYRRHA和EA都是采用这种形式。这种形式虽然可以在铅铋温度超过限值时排出堆芯的余热，但是由于反应容器空气冷却系统是由温差引起的完全非能动系统，只有铅铋和容器壁温度较高时，才能有效的带走余热，在反应堆刚停堆时，该系统不能有效启动，不能及时的导出堆芯热量。
国内已建成的池式钠冷快堆-中国实验快堆的事故余热排出系统是一套独立的热传输系统，有独立的一回路和二回路，且采用自然循环的方式进行冷却，在系统的主管道中不设任何阀门，具有较好的非能动安全特性。但是空气热交换器的进出口风门的启动是能动的，在一定程度上降低了系统的非能动性。
国外已建成的池式钠冷快堆的事故余热排出系统通常是在二回路并联一个辅助冷却系统，用于事故时排出堆芯余热。这种设计虽然可以在事故时排出堆芯余热，但是由于辅助冷却系统与二回路并联，当两个系统共用的部分出现故障时，可能导致辅助冷却系统失效，从而无法带走余热。
发明内容
本发明的技术解决问题针对现有的加速器驱动次临界堆的事故余热排出系统非能动性差、有效性差的问题，提供一种依靠自然循环就能将堆芯的余热有效的排出，具有非能动性、安全特性和独立性，而且可以提供很大的可靠性的复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统。
本发明的技术解决方案一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，由反应堆堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统组成，在反应堆出现紧急事故，所有能动冷却系统都无法启动时，一方面可以由堆芯直接冷却系统从反应堆堆芯带走热量，防止堆芯熔化；另一方面由安全容器辅助冷却系统直接从安全容器的表面带走热量，防止容器温度过高而烧毁；所述反应堆堆芯直接冷却系统与主冷却回路相连，包括安装在反应堆堆芯的铅铋池内的独立热交换器、反应堆堆芯的安全壳外部的空气热交换器、第一排气烟 及连接管道，独立热交换器和空气热交换器通过连接管道连接，环境空气作为最终热阱，通过安全壳外部的空气热交换器冷却铅铋，由第一排气烟 排到大气环境；所述反应堆安全容器辅助冷却系统是在安全容器的外侧直接接触环境空气，包括冷空气下降管道、热空气上升管道、第二排气烟 ，所述冷空气下降管道和热空气上升管道由一层绝热壁隔离开；环境空气作为最终热阱，冷空气直接通过冷空气下降管道进入安全壳内部，热空气通过热空气上升管道从上部出口流出安全壳，由第二排气烟 排到大气环境。
所述反应堆堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统均具有非能动特性。目前非能动余热排出系统很多是基于空气在排气烟囱中的自然循环，本发明充分利用该原理，设计了两套复合系统最终热阱都是环境空气，可以共用安全壳外部的排气烟囱，非但没有增加额外设施，反而提高了系统的充分利用，同时可以冷却反应堆堆芯和反应堆安全容器，即同时保证堆芯安全和安全容器的完整。
所述反应堆堆芯直接冷却系统采用冗余设计，由两个相互独立、结构相同的环路组成，每个环路均包含一台安装在铅铋池内的独立热交换器、安全壳外部的空气热交换器和第一排气烟 。独立热交换器属于非能动的铅铋-铅铋热交换器，空气热交换器属于非能动的铅铋-空气热交换器。空气热交换器的风门长期打开，不需要设置驱动装置。
所述安全容器与内侧的反应容器之间有个狭窄间隙，在反应堆正常运行时，狭窄间隙呈真空或者充有少量氩气，真空或气体的导热率很小，保证反应容器向安全容器的传热较少，这样从安全容器散失的热量较少，可以更好的利用反应堆功率，提高热效率；在出现紧急事故时，由于堆芯余热无法正常排出，使得铅铋温度升高发生热膨胀，超过温度限值时，溢出进入反应容器与安全容器之间的狭窄间隙，铅铋的导热率较大，可以在间隙形成良好的导热层，保证反应容器向安全容器的有效传热，进而带走堆芯余热。
所述反应堆安全容器辅助冷却系统不需要任何的换热装置、驱动装置和供电设施，是由空气温差形成的自然循环，属于完全非能动设计，使得系统可靠性更高。
所述反应堆安全容器辅助冷却系统的触发信号是温度，一方面是铅铋的温度引发热膨胀，另一方面是安全容器的温度引发热传导、热对流和热辐射，从而加快空气的流动。
本发明与现有技术相比的优点在于本发明具有三个特点第一，非能动性包含两套非能动的冷却系统，均依靠自然循环进行冷却，不需要借助交流电源，最大限度的提高系统的非能动安全特性，与国内钠冷池式快堆相比，反应堆堆芯直接冷却系统的空气热交换器3的风门长期打开，不需要设置驱动装置；第二，独立性包含的两套装置，冷却方式不同，物理原理不同，系统之间互相独立，均可以独立地有效地带走堆芯余热，而且不依靠主热传输系统就能将堆芯余热排出；第三，高可靠性，本发明考虑了同时冷却堆芯和安全容器，降低了池内冷却剂和安全容器的最大可能温度(具体参见表1、2、3)，也考虑了每套系统设计冗余的独立环路，使得在各种事故工况下，都能提供足够的余热冷却能力。综上，本发明具有非能动性、独立性和高可靠性的特点，能满足加速器驱动次临界堆的安全设计要求。
图I为本发明系统原理图。
具体实施方式
如图I所示，本发明由两套非能动的、独立的冷却系统组成，每套系统都依靠自然循环进行冷却，不需要借助交流电源，包括反应堆堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统。
反应堆堆芯直接冷却系统由两个相互独立、结构相同的环路组成，所述两个相互独立、结构相同的环路，属于同一个系统，只是运行时相互之间是独立的，具有冗余性的特点，为了提高系统的可靠性和有效性。每个环路均包含一台安装在铅铋池内的独立热交换器2、安全壳外部的空气热交换器3、第一排气烟 4及测量、控制仪表12。其中，测量、控制仪表12属于反应堆测控系统的一部分，在反应堆堆芯直接冷却系统运行期间一直工作，目的是为了更好的监测系统的运行状况，以便及时得到反应堆堆芯的冷却状态，为系统的运行控制提供参数。
在反应堆堆芯I的铅铋池11内安装有独立热交换器2，反应堆堆芯I的安全壳8外部有空气热交换器3，独立热交换器2和空气热交换器3通过连接管道连接，环境空气作为最终热阱，通过安全壳8外部的空气热交换器3冷却铅铋，由第一排气烟囱4排到大气环境。
加速器驱动次临界堆为池式结构，作为一回路边界的反应堆容器为双层结构，类似于保温瓶胆形状，内层为反应容器9，外层为安全容器5。反应容器9包容一回路冷却剂和覆盖气体，支撑堆顶盖和堆内所有结构，将核反应限制在金属容器包裹的区域内进行，是防止放射性物质外泄的重要屏障；安全容器5主要是在反应容器9发生泄漏时，包容一回路冷却剂和其循环。
反应堆安全容器辅助冷却系统，是一个独立的辅助冷却系统，触发信号是温度，包括冷空气下降管道6、热空气上升管道7、第二排气烟囱4’、狭窄间隙10。不需要任何的换热装置、驱动装置和供电设施等，冷空气直接通过冷空气下降管道6进入安全壳8内部，热空气通过热空气上升管道7从上部出口流出安全壳，由第二排气烟 4’排到大气环境。本发明的反应堆安全容器辅助冷却系统是由空气温差形成的自然循环，属于完全非能动设计，使得系统可靠性更高。基于铅铋的热膨胀和空气的对流等自然机理，完全不依赖于能动设施和操作员的操作。
本发明中的铅铋池11内的独立热交换器2是一种非能动的浸入式的铅铋-铅铋热交换器，安全壳8外部的空气热交换器3是一种非能动的铅铋-空气热交换器，均是逆流热交换装置。空气热交换器3长期启动，不需要设置驱动装置。
安全容器5与反应容器9之间的狭窄间隙10，在反应堆正常运行时呈真空状态或者充有少量氩气，作为一个独立的隔 热层(保温层)；在出现紧急事故时，铅铋温度升高发生热膨胀，当其温度超过限值时，就会溢出反应容器9，进入狭窄间隙10，铅铋充满间隙时，在反应容器9和安全容器5中间建立了一个良好的热传导，热量可以很好的传递给外侧空气。
下面以某加速器驱动次临界堆所设计的事故余热排出系统为例，提供几种典型事故工况下的系统运行策略，以阐述系统的具体工作方式和所提供的技术方案。
当反应堆正常运行时，本发明处于备用工况状态；当反应堆遭遇地震、全厂断电、蒸汽发生器损坏、二回路失效、一回路边界破裂等事故工况时，本系统处于工作工况(冷却工况)状态；且反应堆堆芯直接冷却系统立即启动冷却堆芯，反应堆安全容器辅助冷却系统随后进入工作状态。经过初步设计计算，在反应堆事故停堆之后，反应堆堆芯直接冷却系统立即启动，可以带走额定运行功率2%的热量，对堆芯进行长期冷却；当停堆之后24小时或铅铋温度达到500°C时，反应堆安全容器辅助冷却系统可以有效的带走堆芯余热。
(I)本发明处于备用工况时，反应堆堆芯直接冷却系统中的中间二回路的液态铅铋和空气热交换器3中的空气温升均受一回路铅铋温升自动控制，保持三回路空气有一定强度的自然对流。即中间二回路的液态铅铋维持在一定温度，且与一回路铅铋温度接近，这时反应堆堆芯直接冷却系统处于动态平衡。反应堆安全容器辅助冷却系统的狭窄间隙10，呈真空状态或者充有少量氩气，作为一个独立的隔热层，空气流速同样很小，冷却能力很差。备用工况时反应堆堆芯直接冷却系统的主要技术特性和参数见表I。
表I备用工况时反应堆堆芯直接冷却系统的主要技术特性和参数
权利要求
1.一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，其特征在于由反应堆堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统组成，在反应堆出现紧急事故，所有能动冷却系统都无法启动时，一方面可以由堆芯直接冷却系统从反应堆堆芯(I)带走热量，防止堆芯熔化；另一方面由安全容器辅助冷却系统从安全容器(5)的表面带走热量，防止容器温度过高而烧毁；所述反应堆堆芯直接冷却系统与主冷却回路直接相连，包括安装在反应堆堆芯(I)的铅铋池(11)内的独立热交换器(2)、反应堆堆芯(I)的安全壳(8)外部的空气热交换器(3)、第一排气烟 (4)及连接管道，独立热交换器(2)和空气热交换器(3)通过连接管道连接，环境空气作为最终热阱，通过安全壳(8)外部的空气热交换器(3)冷却铅铋，由第一排气烟囱(4)排到大气环境；所述反应堆安全容器辅助冷却系统是在安全容器(5)的外侧直接接触环境空气，包括冷空气下降管道￠)、热空气上升管道(7)、第二排气烟囱(4’)，所述冷空气下降管道(6)和热空气上升管道(7)由一层绝热壁隔离开；环境空气作为最终热阱，冷空气通过冷空气下降管道(6)进入安全壳(8)内部，热空气通过上升管道(7)从上部出口流出安全壳(8)，由第二排气烟囱(4’ )排到大气环境。
2.根据权利要求
I所述的复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，其特征在于所述反应堆堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统可以共用安全壳(8)外部的排气烟囱，即第一排气烟囱(4)和第二排气烟囱(4’ )合二为一。
3.根据权利要求
I所述的复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，其特征在于所述的堆芯直接冷却系统采用冗余设计，由两个相互独立、结构相同的环路组成，每个环路均包含一台安装在铅铋池(11)内的独立热交换器(2)、安全壳(8)外部的空气热交换器⑶和第一排气烟囱⑷；独立热交换器⑵属于非能动的铅铋-铅铋热交换器，空气热交换器(3)属于非能动的铅铋-空气热交换器。
4.根据权利要求
I所述的复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，其特征在于所述的反应堆安全容器辅助冷却系统不需要任何的换热装置、驱动装置和供电设施，是由空气温差形成的自然循环，属于完全非能动设计。
5.根据权利要求
I所述的复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，其特征在于所述反应堆安全容器辅助冷却系统的触发信号是温度。
专利摘要
一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出系统，它由反应堆堆芯直接冷却系统和反应堆安全容器辅助冷却系统组成。反应堆堆芯直接冷却系统与主回路相连，由独立热交换器、空气热交换器、排气烟囱和连接管道组成。另外，反应堆安全容器辅助冷却系统是通过安全容器外侧的环境空气实现自然冷却，冷空气通过下降管道到达容器底部，热空气通过上升管道流出安全壳，该过程具有非能动特点。本发明具有高效性，非能动性、独立性和高可靠性，符合加速器驱动次临界堆的安全设计要求。
文档编号G21C15/18GKCN102623072SQ201210089223
公开日2012年8月1日 申请日期2012年3月30日
发明者柏云清, 汪卫华, 盛美玲, 金鸣 申请人:中国科学院合肥物质科学研究院导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan