本发明属于反应堆系统部件设计
技术领域：
，具体涉及一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统。
背景技术：
：液态金属冷却池式反应堆采用一体化池式结构，使用新型冷却剂液态金属作为冷却剂，具有良好的中子学性能、热工水力性能和固有安全性，是未来先进裂变反应堆的重要发展方向。国际原子能机构(IAEA)推荐的六种最具发展潜力的堆型中，铅冷快堆和钠冷快堆都为液态金属冷却池式反应堆，目前国内外正在积极开展铅冷反应堆、铅铋冷却反应堆和钠冷反应堆的设计和研发。近年来，非能动安全系统的研究和发展很迅速，在第三代和第四代反应堆的设计中，大部分都设计了较多的非能动安全系统。非能动安全系统采用密度差、自身重力等固有特性工作，可有效提高系统运行的可靠性，减小因电源故障而引起的系统失效。国际原子能机构(IAEA)给出的非能动系统定义中，明确指出非能动系统是指“完全由非能动部件组成的系统，或者是利用有限的能动部件启动后续非能动过程的系统”。事故余热排出系统是液态金属冷却池式反应堆的重要专设安全系统之一。在正常运行工况下，堆芯余热借助主热传输系统的一次和二次回路的自然循环排到最终热阱。非能动事故余热排出系统主要功能是在发生不能通过主热传输系统将余热排出的事故工况下，如全厂断电、主热交换器给水中断或地震，从堆芯带走贮存的热量和裂变产物的衰变热。目前，国内外已对不同类型反应堆的非能动余热排出系统的特性进行了大量有价值的研究，并提出了诸多具有代表性的设计方案，主要有如下几种：(1)AP1000非能动余热排出系统。该系统采用重力驱动的非能动方式，系统简化，运行能力较高，最终热阱为容积较大的水箱，排热能力大。但是这种系统需要在堆芯上方配置一个较大的水箱，以及配套安全壳冷却系统，非能动余热排出系统中的水直接注入堆芯，会影响一回路的冷却剂。(2)高温气冷堆非能动余热排出系统。该系统依靠辐射、导热和自然对流即可将热量载出，系统不需要进行任何能动操作即可运行。但是这种系统的冷却水与堆芯的距离较近才能具有良好的排热能力，同时需要设置三回路空气自然循环，水冷壁与堆芯和压力容器间需构成封闭区间。(3)独立热交换器IHEX。该系统可较为直接的带走堆芯余热，为事故情况下裂变气体的排出提供通道。但是这种系统增大了反应堆容器的内部空间，尤其适用液态重金属作冷却剂时，容器空间内部大小问题与反应堆经济性直接相关，同时系统的运行对于热池内一回路冷却剂流动影响较大。(4)反应堆容器空气冷却系统RVACS。该系统完全依靠空气的自然循环，系统可靠性高，具有固有安全性，可简化反应堆容器内部结构，壁面容器穿孔，使系统设计更容易，可提高反应堆经济性。但是这种系统排热能力相对较差，对于大型反应堆，需要加设其他冷却系统，同时一旦主容器和安全容器发生破裂，堆坑内的放射性物质存在逸出的风险。技术实现要素：本发明的目的是针对液态金属冷却池式反应堆事故余热排出的需要，克服目前现有技术系统结构复杂，影响反应堆经济性和排热能力不强的不足，提供一种结构简单、可靠性高、具有独立性和冗余安全性的非能动事故余热排出系统。本发明采用的技术方案如下：一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统，包括冷却剂进口1、重力式热管2、上隔板3、下隔板4、箱体5、冷却剂出口6、气体上升管7、排气烟囱8和热隔离层9，其中冷却剂进口1位于箱体5的中部和堆顶屏蔽盖13的上方，冷却剂出口6位于箱体5的顶部；重力式热管2由下部的蒸发段15、中部的绝热段16和上部的冷凝段17组成，蒸发段15位于堆坑14内，绝热段16跨越堆顶屏蔽盖13，冷凝段17位于堆顶屏蔽盖13的上部，所有的重力式热管2均位于箱体5内部；上隔板3位于重力式热管2绝热段16的上沿，下隔板4位于重力式热管2绝热段16的下沿；气体上升管7连接冷却剂出口6，穿过安全壳18与排气烟囱8相连，环境空气作为最终热阱；热隔离层9位于箱体5外侧，堆坑14内侧为圆柱形不锈钢箔薄板。更进一步的，所述的非能动事故余热排出系统采用冗余设计，由4个相互独立、结构相同的环路组成，每个环路均包含一台由冷却剂进口1、重力式热管2、上隔板3、下隔板4和箱体5组成的事故余热热交换器、气体上升管7和排气烟囱8；4个环路沿主容器10的中轴线对称布置，且彼此之间的周向距离相等。更进一步的，所述的上隔板3、堆顶屏蔽盖18和下隔板4上开有重力式热管2的通过小孔，重力式热管2与上隔板3、堆顶屏蔽盖18和下隔板4的连接部位装设有膨胀节，并做好密封处理。更进一步的，所述的系统中除了排气烟囱8的风门需要外部电源驱动或人为开启外，不需要任何其他的换热装置、驱动装置和供电设施，由空气温差形成自然循环排出对堆内事故余热，属于非能动设计。在反应堆正常运行和冷停堆时，为了保障反应堆的经济性和确保反应堆内液态金属的液态水平，需要关闭风门。当反应堆发生全厂断电、主热交换器给水中断或地震等设计基准事故时，需要打开风门，使系统投入正常运行。由于风门的开启需要外部电源驱动或认为开启，这种能动部件在一定程度上增大了系统对应急电源或人力的依赖性，但是根据国际原子能机构(IAEA)关于非能动系统的定义，即使设置了需要外部电源驱动或人力开启的风门，也没有改变该系统的非能动性。本发明的工作原理为：当反应堆出现紧急事故，如主热交换器给水中断、全厂断电或地震事故，堆芯余热不能通过二回路排出。此时烟囱8的风门打开，非能动系统投入运行，反应堆主容器10内的液态金属温度上升，随着主容器10壁面温度上升，通过反应堆容器间的热传导和热辐射，安全容器11与重力式热管2蒸发段15之间的辐射传热，将堆芯12的余热传递给重力式热管2蒸发段15，利用重力式热管2优良的热传导性能和等温性，重力式热管2蒸发段15的热量迅速传递给冷凝段17；此时堆坑18内的冷空气自冷却剂进口1进入箱体5，自下向上冷却重力式热管2的冷凝段17后变成热空气，靠空气本身温差引起的密度差驱动热空气向上流动，热空气由冷却剂出口6进入空气上升管7，由空气上升管7引出安全壳18，由排气烟囱8排入大气，将热量传递给最终热阱大气，事故余热排出系统内空气通过自然对流可以完全带走堆芯余热，最终排入大气，并对堆芯、反应堆容器进行长期冷却。与现有的技术相比，本发明的优点在于：(1)放射性屏蔽性能好。本发明采用重力式热管使吸热的蒸发段和放热的冷凝段完全分开，同时由于热管采用封闭式设计，即使出现局部破裂也不会导致放射性物质在热管内的迁徙逸出，因此即使主容器和安全容器发生破裂，放射性物质进入堆坑，系统也能完全的确保放射性物质不会从堆坑内逸出。与国内外设计的非能动余热排出系统RVACS采用气体管道进入堆坑导出反应堆余热相比，本发明对放射物质的屏蔽性能更佳。(2)排热性能更好。本发明充分利用重力式热管极高的导热性、良好的等温性，在辐射传热过程中，热量损失更小，可提高系统的自然循环性能。与国内外设计的独立热交换器IHEX相比，本发明的系统运行不会给堆池内的冷却剂流动带来影响；与非能动余热排出系统RVACS相比，本发明不存在管束的传热热阻和空气的流动阻力，更有利于热量的排出和系统内自然循环的形成。(3)试验和检修更为方便。本发明布置在堆坑的主容器外部，系统设计具有独立性，这有利于在线试验或离线试验，以检查管道失效时的修复。同时系统检修更为方便，一旦热管出现破裂，仅需单独更换单根热管即可，不会影响整个系统的运行。附图说明图1是本发明的一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统结构示意图。图2是本发明的箱体切面图。图3是本发明的冷却剂出口示意图。图中，1为冷却剂进口，2为重力式热管，3为上隔板，4为下隔板，5为箱体，6为冷却剂出口，7为气体上升管，8为排气烟囱，9为热隔离层，10为主容器，11为安全容器，12为堆芯，13为堆顶屏蔽盖，14为堆坑，15为重力式热管蒸发段，16为重力式热管绝热段、17为重力式热管蒸发段，18为安全壳。具体实施方式本发明提供一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统，下面结合附图，对本发明的具体实施方式作详细阐述：图1是本发明的一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统结构示意图。本发明由冷却剂进口1、重力式热管2、上隔板3、下隔板4、箱体5、冷却剂出口6、气体上升管7、排气烟囱8、热隔离层9以及设备与设备之间相连的管道和其他阀门组成。其中冷却剂进口1位于箱体5的中部和堆顶屏蔽盖13的上方，冷却剂出口6位于箱体5的顶部；重力式热管2由下部的蒸发段15、中部的绝热段16和上部的冷凝段17组成，蒸发段15位于堆坑14内，绝热段16跨越堆顶屏蔽盖13，冷凝段17位于堆顶屏蔽盖13的上部，所有的重力式热管2均位于箱体5内部；上隔板3位于重力式热管2绝热段16的上沿，下隔板4位于重力式热管2绝热段16的下沿；气体上升管7连接冷却剂出口6，穿过安全壳18与排气烟囱8相连，环境空气作为最终热阱；热隔离层9位于箱体5外侧，堆坑14内侧，为圆柱形不锈钢箔薄板。当反应堆出现紧急事故，如主热交换器给水中断、全厂断电或地震事故，堆芯余热不能通过二回路排出。此时烟囱8的风门打开，非能动系统投入运行，反应堆主容器10内的液态金属温度上升，随着主容器10壁面温度上升，通过反应堆容器间的热传导和热辐射，安全容器11与重力式热管2蒸发段15之间的辐射传热，将堆芯12的余热传递给重力式热管2蒸发段15，利用重力式热管2优良的热传导性能和等温性，重力式热管2蒸发段15的热量迅速传递给冷凝段17；此时堆坑18内的冷空气自冷却剂进口1进入箱体5，自下向上冷却重力式热管2的冷凝段17后变成热空气，靠空气本身温差引起的密度差驱动热空气向上流动，热空气由冷却剂出口6进入空气上升管7，由空气上升管7引出安全壳18，由排气烟囱8排入大气，将热量传递给最终热阱大气，事故余热排出系统内空气通过自然对流可以完全带走堆芯余热，最终排入大气，并对堆芯、反应堆容器进行长期冷却。所述的热隔离层9为圆柱形，由不锈钢箔薄板焊接而成，其的主要功能是利用不锈钢箔良好的反射热量性能进行隔热，在反应堆正常运行和事故工况时，圆柱形热隔离层9对安全容器11向堆坑14发射的热量起到隔离作用，与堆坑14通风系统一起保护堆坑14混凝土，避免其因过热而导致损坏。尤其是对于采用液态重金属冷却的池式反应堆，安全容器11壁面温度一般较高，热隔离层9对堆坑的辅助冷却作用更为明显。所述的非能动事故余热排出系统采用冗余设计，由4个相互独立、结构相同的环路组成，每个环路均包含一台由冷却剂进口1、重力式热管2、上隔板3、下隔板4和箱体5组成的事故余热热交换器、气体上升管7和排气烟囱8；4个环路沿主容器10的中轴线对称布置，且彼此之间的周向距离相等。所述的上隔板3、堆顶屏蔽盖18和下隔板4上开有重力式热管2的通过小孔，重力式热管2与上隔板3、堆顶屏蔽盖18和下隔板4的连接部位装设有膨胀节，并做好密封处理。所述的排气烟囱8的风门需要外部电源驱动或人为开启外，不需要任何其他的换热装置、驱动装置和供电设施，由空气温差形成自然循环排出堆内事故余热，属于非能动设计。排气烟囱8顶部布置的风门，主要是对非能动事故余热排出系统起到启动和关闭的作用。由于风门的开启需要外部电源，同时空气净化设施和空气管道清洗装置在系统启动前，需要运行，且需要外部电源驱动，这种能动部件在一定程度上增大了系统对应急电源的依赖性。但是国际原子能机构(IAEA)给出了非能动系统的定义，是指“完全由非能动部件组成的系统，或者是利用有限的能动部件启动后续非能动过程的系统”。因此，即使设置了需要有外部电源驱动或人工开启的风门，也没有改变系统的非能动性。当反应堆正常运行时，应关闭风门，防止杂物阻塞管道和降低反应堆热效率；当反应堆处于冷停堆工况时，应关闭风门，以维持堆池内液态金属为液态；当反应堆发生全厂断电、主热交换器给水中断或地震等设计基准事故时，需要打开风门，使系统投入正常运行。在系统设计中，还应设有温度、流量、流速、压力等测量仪表，在反应堆主容器10和安全容器11的外壁面上，应设有热电偶测量壁面温度；在冷却剂进口1和排气烟囱出口应该设有热电偶测量空气温度；在气体上升管道7中应设有文丘里管测量空气流量；同时在空气上升管道7和排气烟囱8中应设置有压力测量仪表。在系统设计中，还应该考虑设置有相应的空气净化设施。空气的质量和清洁度不仅影响空气的流动，同时管道堵塞和在重力式热管2冷凝段17表面的沉积，也会导致系统的性能下降，因此，在空气进入系统前，应对空气进行过滤处理，装设空气过滤器。下面以某铅铋冷却自然循环池式反应堆所设计的非能动事故余热排出系统为例，对系统的主要技术参数和相关运行工况进行阐述。整个反应堆的热功率为10MW，主容器内铅铋(LBE)的装量为550t，铅铋的熔点为125℃。所设计的这种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统，由冷却剂进口、重力式热管、上隔板、下隔板、箱体、冷却剂出口、气体上升管、排气烟囱、热隔离层以及设备与设备之间相连的管道和其他阀门组成。相关部件的静态连接方式、系统的运行过程分别与权利要求1和
发明内容中的系统工作原理所陈述的一致。当反应堆正常运行时，系统不运行；当反应堆处于发生全厂断电、主热交换器供水中断或地震等设计基准事故时，系统投入运行。通过理论分析，此时非能动系统需要导出的热量为0.1MW，考虑系统在4个环路中的2个出现故障而无法正常运行，而其他2个环路的正常运行依然能将堆芯0.1MW的余热导出，因此每个环路导出的最大热量设计为0.5MW。表1中列举了系统正常运行时的主要技术参数。表1一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统主要技术参数序号技术参数单位数值1反应堆额定功率MW102非能动事故余热排出系统额定运行功率MW0.1非能动事故余热排出系统额定运行功率MW0.23热池铅铋温度℃3804冷池铅铋温度℃2505热管规格mmφ38×1.86重力式热管蒸发段长度m67重力式热管绝热段长度m0.48重力式热管冷凝段长度m29单个环路中重力式热管个数个3610冷却剂进口空气温度℃5011冷却剂进口空气流速m/s1.612冷却剂出口空气温度℃11013排气烟囱高度m18本发明未详细阐述的部分属于本领域的公知技术。尽管上面对本发明说明性的具体实施方式进行了描述，以便本
技术领域：
的技术人员理解本发明，但应该清楚，本发明不限于具体实施方式的范围，对本
技术领域：
的普通技术人员来讲，只要各种变化在所附的权利要求限定和确定的本发明的精神和范围内，这些变化是显而易见的，一切利用本发明构思的发明创造均在保护之列。当前第1页1 2 3