一种非能动核电站泄压冷凝换热系统的制作方法
【技术领域】
[0001] 本实用新型设及一种换热系统，具体而言设及一种非能动核电站泄压冷凝换热 系统。
【背景技术】
[0002] 安全的核电是一种高能源密度的清洁能源，对保护生态环境、调整能源结构和保 障能源安全有重要的作用。然而一旦核电站出现安全问题，则对工作人员、周边居民W及生 态环境等会带来巨大的威胁。为此核电站安全问题是人们应用核电时必须重点考虑的问 题。目前核电站倾向于采用非能动安全技术处理事故。所谓非能动安全技术是指在发生事 故情况下利用自然力完成各种冷却功能，其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产 生的驱动力等来产生，无需累及外部电源。因此，在提高了核电站安全可靠性的同时大大简 化了了核电站的安全系统。
[0003] 现有技术的非能动核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆巧冷却系统(将 在具体实施例部分详细描述)，反应堆堆巧冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中 反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[0004] 需强调的是，在现有技术中，主自动降压阀具有最大的流通排放面积，通过其向安 全壳内排放的主回路系统中堆巧余热产生的蒸汽占主要比例。该将导致W下问题；1)安 全壳内压力将增高，反过来影响主回路系统的压力泄放，延迟主补水箱向反应堆压力容器 的重力注水的启动，而此时第一补水箱和第二补水箱基本排空，反应堆堆巧处于事故中液 位最低的危险时期，此时的泄压延缓增加了反应堆堆巧裸露风险。针对现有技术的试验和 分析证明（参见1999年在《NuclearElngineeringandDesi即》发表的、作者为DavidE. Bessette,MarinodiMarzo的W及名称为"Transitionfromdepressurizationtolong termcoolinginAP600scaledintegraltestfacilities"的文献)，主自动降压阀开启 和主补水箱安注启动之间的该一过渡时期将出现反应堆堆巧最低液位，因此对于现有非能 动安全技术来说，主自动降压阀开启后的主回路系统降压过程是重点关注的危险阶段。2) 由于非能动核电站的安全壳冷却系统也采用非能动方式，在安全壳外冷却水排干后巧曰现 有AP1000技术壳外冷却水重力自流能够维持72小时，假设72小时后厂外应急能够提供动 力电源并恢复壳外冷却水供水）的长期自然冷却阶段，例如只能依靠热传导和空气自然对 流的换热方式对安全壳内的蒸汽进行冷凝，安全壳长期保持充足的换热能力面临挑战。3) 经主自动降压阀的泄压喷放出的蒸汽冷凝回流至地坑需要一段时间，尤其在安全壳外冷却 不足导致壳内蒸汽冷凝不及时会出现地坑液位降低，使得反应堆堆巧的自然循环冷却流量 降低。该些都将导致反应堆堆巧冷却面临风险。
[0005] 本实用新型旨在提供一种新型的非能动核电站泄压冷凝换热系统经主自动降压 阀与主回路热段连接，使得经主自动降压阀喷放出的蒸汽及热量不再在安全壳内聚集，可 W有效降低安全壳内压力，促进主自动降压阀为主回路系统泄压，确保主补水箱注水及时 启动，缓解该危险阶段反应堆堆巧冷却不足的情况；同时改善事故后期完全依靠安全壳长 期空气冷却的局限性；如能将蒸汽快速冷凝并回流地坑，能够有效保持地坑淹没液位，维持 稳定的反应堆堆巧自然循环冷却流量，提升长期冷却的安全性；从而克服当前非能动核电 站的非能动安全系统存在的不足。 【实用新型内容】
[0006] 本实用新型的一个实施方案提供了一种非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中非 能动核电站包括安全壳和主自动降压阀，主自动降压阀与连接到反应堆压力容器上的主回 路热段连通，用于在发生事故时释放反应堆压力容器内的蒸汽，其中非能动核电站泄压冷 凝换热系统包括设置与主自动降压阀连通的蒸汽联箱和闭合自然循环回路，闭合自然循环 回路包括非能动蒸汽冷凝换热器、换热回路管线、壳外非能动热交换器W及换热介质，其中 蒸汽联箱设置在非能动核电站的安全壳内，蒸汽联箱的顶部配置有蒸汽联箱蒸汽排放管 线，蒸汽联箱的底部配置有设有单向阀的蒸汽联箱冷凝水排放管线，换热回路管线贯穿蒸 汽联箱和安全壳设置，非能动蒸汽冷凝换热器设置在蒸汽联箱内并与换热回路管线连通， 壳外非能动热交换器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外非能动热交换器相对于 非能动蒸汽冷凝换热器设置在较高的位置，闭合自然循环回路中的换热介质在非能动蒸汽 冷凝换热器吸收热量并通过换热回路管线将热量传递给壳外非能动热交换器，从而在非能 动蒸汽冷凝换热器、换热回路管线、壳外非能动热交换器之间建立了闭合自然循环，W便在 非能动核电站发生事故时持续带走反应堆堆巧残余裂变产生反应堆堆巧余热。
[0007] 根据本实用新型的一个实施方案提供的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中 闭合自然循环回路采用热管换热器原理，其传热介质可为冷却水和蒸汽的混合物，闭合自 然循环回路被抽真空，当主自动降压阀开启且将反应堆压力容器内的蒸汽释放到蒸汽联箱 时，主自动降压阀喷放出的蒸汽释放到蒸汽联箱内，主自动降压阀喷放出的蒸汽经过非能 动蒸汽冷凝换热器，对非能动蒸汽冷凝换热器内的传热介质进行加热并通过换热形成冷凝 水，冷凝水通过配置在蒸汽联箱的底部的蒸汽联箱冷凝水排放管线排放到地坑中，从而向 地坑补充冷却水，保证反应堆堆巧长期冷却循环的稳定性；闭合自然循环回路中的冷却水 在主自动降压阀开启时且其温度超过启动闭合自然循环回路的闭合自然循环的设定温度 时在非能动蒸汽冷凝换热器处被加热形成蒸汽，闭合自然循环回路中的蒸汽沿换热回路管 线朝着壳外非能动热交换器流动，热量通过壳外非能动热交换器释放到大气中，闭合自然 循环回路中的蒸汽在壳外非能动热交换器中冷却后形成冷凝水且依靠重力再次回到非能 动蒸汽冷凝换热器，从而在闭合自然循环回路中建立了闭合自然循环，W便在发生事故时 持续带走反应堆压力容器内的反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[000引根据本实用新型的另一实施方案提供的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中闭 合自然循环回路还包括壳外换热隔离阀，壳外换热隔离阀沿闭合自然循环回路内换热介质 流动方向设置在非能动蒸汽冷凝换热器和壳外非能动热交换器之间，壳外换热隔离阀与主 自动降压阀联锁开启；当主自动降压阀开启且将反应堆压力容器内的蒸汽释放到蒸汽联箱 时，蒸汽经过非能动蒸汽冷凝换热器，对非能动蒸汽冷凝换热器内的换热介质进行加热并 通过换热形成冷凝水，冷凝水通过配置在蒸汽联箱的底部的蒸汽联箱冷凝水排放管线和设 置在蒸汽联箱冷凝水排放管线上的单向阀排放到地坑中，非能动蒸汽冷凝换热器内被加热 的换热介质沿闭合自然循环回路朝着壳外非能动热交换器流动，热量通过壳外非能动热交 换器释放到大气中，壳外非能动热交换器中冷却后的换热介质依靠重力再次回到非能动蒸 汽冷凝换热器，从而在非能动蒸汽冷凝换热器、换热回路管线、壳外非能动热交换器W及壳 外换热隔离阀之间建立了闭合自然循环，W便在发生事故时持续带走反应堆压力容器内的 反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[0009] 根据本实用新型的上述实施方案提供的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中蒸 汽联箱内不能完全冷凝的蒸汽或蒸汽联箱内的蒸汽含有的不凝性气体经由蒸汽联箱顶部 的蒸汽排放管线排至安全壳内，安全壳内的热量通过安全壳冷却系统释放到大气中。
[0010] 根据本实用新型的上述实施方案提供的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中非 能动核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆巧冷却系统，反应堆堆巧冷却系统用于 在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[0011] 根据本实用新型的上述实施方案提供的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中主 回路系统包括蒸汽发生器、U型管、主回路冷段、主回路热段、主累、反应堆压力容器、位于反 应堆压力容器内的反应堆堆巧、波动管与稳压器，其中U型管设置在蒸汽发生器中，U型管 出口端经通过蒸汽发生器底部的冷腔室隔间经主累与主回路冷段连通，主回路冷段与反应 堆压力容器连通，反应堆压力容器与主回路热段连通，主回路热段通过波动管与稳压器连 通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间与U型管的入口端连通，冷却剂通过主回路冷段进 入反应堆压力容器，到达反应堆堆巧的入口，在流经反应堆堆巧时带走反应堆堆巧产生的 核反应能量，被加热的冷却剂流经主回路热段，到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间并进入U 型管的入口端，通过U型管将热量传递给蒸汽发生器内和U型管外的冷却剂，U型管内的冷 却剂温度降低并通过U型管的出口端汇集在蒸汽发生器底部冷腔室隔间，冷腔室隔间内的 冷却剂与冷腔室底部连通的主累累入主回路冷段，再次回到反应堆压力容器，形成主回路 系统的闭式冷却循环。
[0012] 根据本实用新型的上述实施方案提供的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中反 应堆堆巧冷却系统包括第一补水箱、第二补水箱、主补水箱、位于主补水箱中的非能动余热 排出热交换器、四级自动降压系统、地坑、地坑滤网、地坑回流管路W及设置在地坑回流管 路上的爆破阀，第一补水箱、第二补水箱、主补水箱分别通过相应的连接管路及设置在各个 连接管路上的单向阀通过直接反应堆安注管与反应堆压力容器连通，第一补水箱顶部通过 压力平衡管线与主回路冷段连通，从而使得第一补水箱中的压力与主回路系统的压力保持 一致，四级自动降压系统包括第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第S级自动降压阀W 及主自动降压阀，第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第S级自动降压阀的入口端W并 联方式连接到稳压器上并第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第S级自动降压阀的出 口端W并联方式连接到主补水箱上，主自动降