一种非能动余热排出装置及核反应堆的制作方法

1.本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种非能动余热排出装置及核反应堆。


背景技术：

2.核反应堆停堆之后，堆芯仍会产生大量衰变热。在事故停堆后，现有的泳池式反应堆主要依靠能动的方式排出余热，采用的非能动方式是利用主泵惰转维持一段时间的一回路循环。主泵的惰转飞轮会增加主泵的成本和制造难度，遇到地震可能会失灵。


技术实现要素：

3.针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种非能动余热排出装置及核反应堆。
4.为实现上述目的，本发明采用的技术方案如下：
5.为解决上述技术问题，本发明提供一种非能动余热排出装置，用于安装在核反应堆的水池内，包括储液箱、曲管和冷却剂；曲管呈s形，曲管的一端连通储液箱的底部，曲管的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段，冷却剂填充在储液箱和曲管内。
6.进一步，曲管包括依次相连的第一竖直管段、第一u形管段、第二u形管段和第二竖直管段，第一竖直管段的一端连通储液箱的底部，第一u形管段的管口朝上布置，第二u形管段的管口朝下布置，第一u形管段的一端连通第一竖直管段的另一端，第一u形管段的另一端连通第二u形管段的一端，第二u形管段的另一端连通第二竖直管段的一端，第二竖直管段的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段。
7.进一步，第一竖直管段的一端高于第二u形管段的u形底部。
8.进一步，第二竖直管段的另一端低于第一u形管段的u形底部。
9.本发明还提供一种核反应堆，包括水池、设置在水池内的堆芯、上升筒、衰减筒、换热系统和上述的非能动余热排出装置，堆芯、上升筒和衰减筒安装在水池的内部且从下至上依次连通，换热系统的一端连通衰减筒出口的水平管段，换热系统的另一端连通水池；非能动余热排出装置安装在水池的内部且位于衰减筒的上方，曲管的另一端连通衰减筒出口的水平管段。
10.进一步，换热系统包括主泵、板式换热器和连接管道，主泵的一端连通衰减筒出口的水平管段，主泵的另一端通过连接管道连通板式换热器的一侧，板式换热器的另一侧连通水池。
11.进一步，曲管的另一端垂直连通衰减筒出口的水平管段。
12.本发明的有益效果在于：本发明所提供的一种非能动余热排出装置，能用于安装在核反应堆的水池内；并且曲管呈s形，曲管的一端连通储液箱的底部，曲管的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段，冷却剂填充在储液箱和曲管内，利用在曲管处形成的水封作用，避免经过堆芯加热的冷却剂与外界空间直接接触，可以避免在核反应堆的回路开口时向外界环境产生额外的散热量，保证了核反应堆的热效率和经济性，并且在核反应堆发生
主泵断电事故时，可以依靠核反应堆的水池与储水箱之间的液位差产生的驱动作用，保证在主泵断电后保持一定流量流经堆芯，通过调整储水箱的尺寸可以调整事故后回路流量大小和持续时间，从而无需设置主泵的惰转飞轮，增加核反应堆的抗震性和经济性。
附图说明
13.图1为本发明实施例中提供的非能动余热排出装置的结构示意图；
14.图2为本发明实施例中提供的核反应堆的结构示意图。
具体实施方式
15.下面结合说明书附图与具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。
16.实施例一
17.如图1所示，本实施例的一种非能动余热排出装置1，用于安装在核反应堆的水池2内，本非能动余热排出装置1包括储液箱11、曲管12和冷却剂13，冷却剂13填充在储液箱11和曲管12内。曲管12呈s形，曲管12的一端连通储液箱11的底部，曲管12的另一端用于连通核反应堆的衰减筒出口的水平管段。容易理解的，本实施例的曲管12的形状并非与s形一模一样，而是只曲管12的与s形一样存在至少两个连续的弯折点。
18.具体来说，在本实施例中，曲管12包括依次相连的第一竖直管段121、第一u形管段122、第二u形管段123和第二竖直管段124，第一竖直管段121的一端连通储液箱11的底部，第一u形管段122的管口朝上布置，第二u形管段123的管口朝下布置，第一u形管段122的一端连通第一竖直管段121的另一端，第一u形管段122的另一端连通第二u形管段123的一端，第二u形管段123的另一端连通第二竖直管段124的一端，第二竖直管段124的另一端用于连通衰减筒出口的水平管段。值得注意的是，第一竖直管段121的一端高于第二u形管段123的u形底部；第二竖直管段124的另一端低于第一u形管段122的u形底部。那么，在使用时，当整个非能动余热排出装置1与核反应堆连通，曲管12处形成的水封作用，避免经过堆芯加热的冷却剂13与外界空间直接接触，可以避免在核反应堆的回路开口时向外界环境产生额外的散热量，保证了核反应堆的热效率和经济性，并且在核反应堆发生主泵断电事故时，可以依靠核反应堆的水池2与储水箱之间的液位差产生的驱动作用，保证在主泵断电后保持一定流量流经堆芯，通过调整储水箱的尺寸可以调整事故后回路流量大小和持续时间，从而无需设置主泵的惰转飞轮，增加核反应堆的抗震性和经济性。
19.实施例二
20.如图2所示，本实施例的一种核反应堆，包括水池2、设置在水池2内的堆芯3、上升筒4、衰减筒5、换热系统6和实施例一中的非能动余热排出装置1。其中堆芯3、上升筒4和衰减筒5安装在水池2的内部且从下至上依次连通，换热系统6的一端连通衰减筒5出口的水平管段，换热系统6的另一端连通水池2；非能动余热排出装置1安装在水池2的内部且位于衰减筒5的上方，曲管12的另一端连通衰减筒5出口的水平管段。也即是说，冷却液在水池2内，从堆芯3、上升筒4和衰减筒5依次流动换热之后，会通过衰减筒5出口的水平管段进入换热系统6，经过换热系统6的换热冷却之后再次进入水池2，并且向下流动至堆芯3底部，从而进行再次换热。
21.进一步地，本实施例的换热系统6包括主泵61、板式换热器62和连接管道63，主泵
61的一端连通衰减筒5出口的水平管段，主泵61的另一端通过连接管道63连通板式换热器62的一侧，板式换热器62的另一侧连通水池2。容易理解的是，换热系统6的板式换热器62可以根据实际需要换成其他换热器。
22.进一步，曲管12的另一端垂直连通衰减筒5出口的水平管段。由于冷却剂13流经堆芯3、上升筒4和衰减筒5时压降的影响，冷却剂13在u型曲管12段形成水封现象，将堆芯3流出的高温冷却剂13与外界环境通过储水箱中低温冷却剂13进行隔离，减小系统的散热量。
23.并且，在系统正常运行时，堆芯3部分会产生少量不凝性裂变气体，在多用途非能动余热排出装置1的作用下，不凝裂变气体在浮升力作用下流入至u型曲管12内，并将气体储存在u型管顶部。
24.而且在发生池外回路管道破口事故时，由于池外回路所处高度普遍低于水池2液位高度，所以水池2内的冷却剂13在虹吸作用下将不断的流出水池2，但在多用途非能动余热排出装置1的作用下，水池2液位降至u型曲管12与主回路连接处时虹吸作用会被破坏，从而保证水池2事故下的冷却剂13储量。
25.本发明的装置并不限于具体实施方式中的实施例，只要是本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新及保护的范围。