一种深井式常压核供热系统的制作方法
【专利摘要】本实用新型涉及一种深井式常压核供热系统，包括置于深水井中的反应堆、n个常压回路换热器、能量分配稳流装置、m个惯性稳压装置、m个中间回路换热器，以及换料水池、乏燃料安全池系统和与深井连通的井水强制冷却安全系统，n≥2，m≥2。本实用新型结构简单、契合供热为最佳匹配的无雾霾、无碳排放、高安全、经济的新核能源装备，大幅度提高了反应堆的安全裕量，非常有效的屏蔽放射性，保障安全；冷却剂不会流失，在事故下有效包容放射性物质。
【专利说明】
一种深井式常压核供热系统
技术领域
[0001]本实用新型涉及井式核反应堆供热领域，尤其涉及深井内低温核供热反应堆。
【背景技术】
[0002]所有的动力反应堆(除了直接沸腾反应堆以外)都采用了所谓的间接循环技术，如果采用这种技术，反应堆热量将会被首层热传导介质吸收，然后通过间接热传递渐次将其转化为可供使用(例如用于驱动原动机)的可汽化液体。因此，这种可汽化液体只与热排放源发生间接连接。对于那些认为产生动力的蒸汽并不取决于其辐射能，而且大多数情况下，即使在燃料元件断裂的事件中也与此类辐射能无关的人而言，这样的系统正是他们迫切渴望拥有的。
[0003]在此之前，间接蒸汽发生器一般都由反应堆压力外壳内的裂变物质组成，蒸汽发生器放置在单独的热交换容器中，这种容器通过管道进行连接，从而促进热传导介质的持续循环，热传导介质的持续循环需要借助栗机启动与保持。后来，出于反应堆维修保养和紧急情况处理的相关需求，将多个热交换装置排列在了相互平行放置的回路之内。因此，一个反应堆就可能有多个热交换装置为其提供服务。每个此类电路都装有相应的阀门，可供单个热交换装置进行维修保养或处理紧急情况时使用。
[0004]深井式常压核供热反应堆是一种低温常压供热反应堆，这种反应堆工作在较低的温度下，将核裂变产生的热能通过一、二回路传热系统、传给三回路管网各个支路区域换热站群、供给其终端供热用户群。目前，国内外设计与建造的低温核供热堆是利用深水池，由水静压力提高堆芯出口水的温度，从而达到提高供水温度的目的。
[0005]到目前为止国外瑞典、俄罗斯等研究与建造池式供热堆，但未见后续成型发展。国内1989年末，清华核能所建造的壳式低温核供热堆成功进入临界试运行。但是整体结构庞大，相应的防泄漏安全设备不完善。
【实用新型内容】
[0006]为解决上述问题，本实用新型提供了一种深井式常压核供热系统，提供了供热需要的相应负荷与温度的热水，其结构简单、契合供热为最佳匹配的无雾霾、无碳排放、高安全经济的新核能源装备。大幅度提高了反应堆的安全裕量，非常有效的屏蔽保障放射性物质安全;冷却剂不会流失，在事故下有效包容放射性物质。具体方案如下:
[0007]—种深井式常压核供热系统，包括深井反应堆、η个常压回路换热器、能量分配稳流装置、m个惯性稳压装置、m个中间回路换热器，以及乏燃料安全池系统和与深井连通的井水强制冷却安全系统，η 2 2，m 2 2;其中，
[0008]所述深井反应堆包括:充满水的深井、置于深井底部的核反应堆芯、η个带惯性水箱的衰减筒、控制棒组及其数控智能驱动机构、堆芯余热排出系统;所述衰减筒分别连接堆芯与常压回路换热器；
[0009]所述堆芯装有新燃料和乏燃料的混合核燃料；
[0010]所述堆芯余热排出系统用于非能动排出深井中的余热，包括安装在深井上部的板式换热器和安装在深井上面的空气冷却塔，所述板式换热器与空气冷却塔中的板式空冷器相连；
[0011]所述衰减筒和常压回路换热器的热端一一对应相连，用于将所述堆芯加热的水传送至所述常压回路换热器；
[0012]所述能量分配稳流装置分别与η个常压回路换热器的冷端相连，通过所述中间回路换热器分配不同用途的热能、并通过惯性稳压装置保持能量分配的均衡和减小对常压回路的扰动；
[0013]所述m个惯性稳压装置用于减少系统对水流的影响，稳定水压水流，分别设置在能量分配系统与中间回路换热器相连的管路上；
[0014]所述m个中间回路换热器分别与所述能量分配系统相连，用于将热量传递给应用；
[0015]所述乏燃料安全池系统包括依次连通的充满水的乏燃料暂存池、乏燃料池和储水池，所述乏燃料暂存池与深井连通；
[0016]所述井水强制冷却安全系统用于冷却、净化深井中的水，包括带空气冷却设备的冷却装置和净化装置，所述冷却装置和净化装置分别与连通深井的管路相连。
[0017]进一步，所述新燃料占总量的10%-60%，所述乏燃料占总量的40%—90%。
[0018]进一步，所述堆芯周围堆放有乏燃料。
[0019]进一步，所述乏燃料为所述堆芯中用过的或是外来的核废料。
[0020]进一步，所述控制棒有多根，每根控制棒从下方或上方可插入堆芯中，所述其驱动机构分别控制每组控制棒的上下运动，用于进行功率调节、停堆和紧急情况处理。
[0021]进一步，所述常压回路换热器为满足核安全三级要求抗震模拟计算、氦气高真空检漏的换热器。
[0022]进一步，所述常压回路换热器两侧安装摄像头，用于现场显示与远传监视经过长期运行。
[0023]进一步，所述m个中间换热器为2个，其中一个与供热管网相连用于集中供热，另一个用于污水处理、纯净水生产、海水淡化或其它用途。
[0024]本实用新型的有益效果是:
[0025]本实用新型的冷却剂不会流失，在事故下有效包容放射性物质。在深井冷却剂水体压力0.2MPa(常压)下:运行压力低于0.2MPa，供热低温的要求反应堆的运行温度很低，核裂变释放核能将循环水由78°C加热到98°C，通过自动调节二级传热系统、按照初寒、严寒、末寒期:提供供热需要的相应负荷与温度的热水、输送进城市供热管网满足用户需要。
[0026]在深井冷却剂水体压力0.2MPa(常压)下:运行压力低于0.2MPa，供热低温的要求反应堆的运行温度很低，核裂变释放核能将循环水由78°C加热到98°C，大幅度提高了反应堆的安全裕量，本实用新型常压低温深井式反应堆没有压力壳、安全壳及安注、喷淋等系统，是利用核能满足供热需要最佳匹配系统。
[0027]深井的井水与池水体，将非常有效的屏蔽保障放射性物质安全，在最大天灾人祸包括非能动排出堆芯余热系统的全部设备都失效，并且没有人为干预的条件下，仍能保障有90天核安全干预期。大大简化寿期后就地全屏蔽封存处理工程。
【附图说明】
[0028]图1为本实用新型的结构不意图；
[0029]图2为本实用新型的常压回路换热器结构布置俯视示意图。
【具体实施方式】
[0030]本实用新型的深井式常压核供热系统主要用于产热与传输热，是以深水静压力提高堆芯出口水温，从而达到提高供水温度的目的，供应高温差供热管网中的基本热负荷，循环水温达到90/60°C或100/70°C;出口水经过多次放射性衰减和放射性隔离，不会对环境及人身健康造成威胁。反应堆将水加热返回供热管网到各分区域换热站进行群换热，最终到用户暖器放出有效热。
[0031 ]在严寒满负荷短期间，本实用新型的供热系统，堆芯核裂变热能将水由78°C加热到98°C经衰减筒放射性衰减，进入常压回路换热器热端放热降为78°C，再返回堆芯循环加热与冷却流动。中间回路水通过常压回路换热器的冷端将水由74°C加热到94°C流入中间回路换热器热端，热水在中间回路中加热与冷却循环流动，压力供热管网回路水通过中间回路换热器冷侧将管网回水60°C加热到90°C，流入中间回路换热器冷端与管网之间吸热/放热循环流动。
[0032]在初寒期与末寒期，堆芯核反应热能负荷随着大气温度下降供热负荷增加而增高，到严寒时达到最高值，进入末寒堆芯核反应热能负荷随着大气温度上升供热负荷减少。通过驱动机构调节控制棒工位，实现核反应的热负荷与变化的所需要的变化的供热负荷相平衡。其中常压回路水流量与回水温度不变，核能加热水温度变化；中间回路水流量对应增加与减少变化、冷侧水温74°C、热侧水温94 °C不变压力供热管网回路水流量与供热水温度与回水温度不变。
[0033]下面结合附图对本实用新型的一种井深式核供热系统的结构做进一步描述:
[0034]如图1所示，本实用新型的一种深井式常压核供热系统，包括深井水中的深井反应堆、2个常压回路换热器、能量分配稳流装置、2个惯性稳压装置、2个中间回路换热器，以及乏燃料安全池系统和与深井连通的井水强制冷却安全系统。
[0035]中间回路换热器为2个，其中一个与压力供热管网回路相连流入的对应各个供热站用于集中供热，另一个用于污水处理、纯净水生产、海水淡化或其它用途。
[0036]深井反应堆包括:充满水的深井、置于深井底部的核反应堆芯、衰减筒、惯性水箱、控制棒组及其数控智能驱动机构、堆芯余热排出系统，顶部是防飞行物冲撞的可移动井盖。衰减筒分别连接堆芯与常压回路换热器，衰减筒连接惯性水箱。控制棒有多根，每根控制棒从下方或上方可插入堆芯中，驱动机构分别控制每组控制棒的上下运动，用于进行功率调节、停堆和紧急情况处理。深井的内径8-12m、深10-150米、壁厚0.5-2.lm、底厚l-4m，井壁内侧衬不镑钢壁为0.3~0.8mm，外侧衬碳钢壁为5-15mm。可移动井盖厚I 一2m。
[0037]堆芯装有新燃料和乏燃料的混合核燃料，其比例为:新燃料占总量的10%— 60%，乏燃料占总量的90% — 40%。堆芯周围堆放有刚刚卸载的乏燃料，乏燃料为堆芯中用过的或是外来的核废料(如:刚刚卸载的核电站乏燃料)。
[0038]堆芯余热排出系统用于非能动排出深井中的余热，其位于深井上部的水中，包括安装在深井上部的板式换热器和安装在深井上面的空气冷却塔(图中未示出)，焊接板式换热器与空气冷却塔中的板式空冷器。堆芯余热排出系统可以在丧失供电重大事故时能够非能动排出堆芯余热，保障堆芯安全。
[0039]2个衰减筒分别和对应的2个常压回路换热器的热端相连，用于将堆芯加热的水传送至常压回路换热器。常压回路换热器为满足核安全三级要求抗震模拟计算、氦气高真空检漏的换热器。常压回路换热器两侧安装摄像头(图中未示出)，用于现场显示与远传监视经过长期运行。
[0040]高位大容量除盐水水箱与深井及常压回路相连，适时补水确保安全。
[0041]乏燃料安全池系统包括依次连通的充满水的燃料暂存池、乏燃料池和储水池，燃料暂存池与深井连通。乏燃料池、燃料暂存池和深井反应堆相连形成大容积水系统。
[0042]低温堆的传热系统是一个水循环加热、交换热量的过程，低温堆传热系统的水是在一个低温常压状态(堆芯处的水为3个大气压，一百多摄氏度)的状态下进行的循环回路；相较核电站的高温高压，低温堆安全性更高。同时，低温堆可通过自然循环实现回路的余热冷却，保证了强迫循环到自然循环的非能动转换。
[0043]常压传热回路包括堆芯、衰减筒、惯性水箱与常压回路屏蔽机房里的阀门、常压回路换热器、水栗。中间传热回路包括中间回路机房里的阀门、中间回路换热器、变频调速水栗O
[0044]能量分配稳流装置用于自由分配、配置和平衡输出的热能，并保证整个中间回路流体的稳定，减小由于不同热量分配、配置对常压回路流体产生的扰动。能量分配稳流装置分别与2个常压回路换热器的冷端相连，通过中间回路换热器分配不同用途的热能、并通过惯性稳压装置保持能量分配的均衡和减小对常压回路流量上的扰动。
[0045]惯性稳压装置用于在压力上减少系统对水流的影响，稳定水压水流，分别设置在能量分配稳流装置与中间回路换热器相连的管路上。
[0046]2个中间回路换热器分别与所述能量分配系统相连，用于将热量传递给城市压力供热管网。常压传热回路、中间传热回路、压力供热管网回路之间是一个逐步升压过程;每个回路之间是完全封闭，且不能有任何泄露，以防止辐射污染物进入城市供热管网。
[0047]井水强制冷却安全系统用于冷却、净化深井中的水，包括带空气冷却设备的冷却装置和净化装置，所述冷却装置和净化装置分别与连通深井的管路相连。常压回路、中间回路和井水强制冷却安全系统全部设置在地下，常压回路设置在地面下I 1m处。当监测到放射性废水水量到限值时，启动本系统冷却净化、达到标准值停运。净化装置包括:前置过滤器、阴阳离子交换混合床与树脂捕集器，其主要功能如下:
[0048]1、控制反应堆水质，使其符合规定的水质标准；
[0049]2、减少水中腐蚀产物和裂变产物含量；
[0050]3、充排常压传热回路水，保证池水正常水位；
[0051 ] 4、检修时排放池水；
[0052]5、降低水池上部池水温度。
[0053]放射性废水包括:常压回路泄漏水、放射性设备管路检修水、放射性设备和厂房冲洗水、设备和管路化学去污水、常压回路取样和分析排水、放射性工作人员洗涤用水与工作服洗涤排水。
[0054]该实施例仅用于说明本实用新型而不用于限制本实用新型的范围，本领域技术人员对本实用新型的各种等价形式的修改均落于本申请所附权利要求所限定的范围。
【主权项】
1.一种深井式常压核供热系统，其特征在于:包括深井反应堆、η个常压回路换热器、能量分配稳流装置、m个惯性稳压装置、m个中间回路换热器，以及乏燃料安全池系统和与深井连通的井水强制冷却安全系统，η 2 2，m 2 2;其中， 所述深井反应堆包括:充满水的深井、置于深井底部的核反应堆芯、η个带惯性水箱的衰减筒、控制棒组及其数控智能驱动机构、堆芯余热排出系统;所述衰减筒分别连接堆芯与常压回路换热器； 所述堆芯装有新燃料和乏燃料的混合核燃料； 所述堆芯余热排出系统用于非能动排出深井中的余热，包括安装在深井上部的板式换热器和安装在深井上面的空气冷却塔，所述板式换热器与空气冷却塔中的板式空冷器相连； 所述衰减筒和常压回路换热器的热端一一对应相连，用于将所述堆芯加热的水传送至所述常压回路换热器； 所述能量分配稳流装置分别与η个常压回路换热器的冷端相连，通过所述中间回路换热器分配不同用途的热能、并通过惯性稳压装置保持能量分配的均衡和减小对常压回路的扰动； 所述m个惯性稳压装置用于减少系统对水流的影响，稳定水压水流，分别设置在能量分配系统与中间回路换热器相连的管路上； 所述m个中间回路换热器分别与所述能量分配系统相连，用于将热量传递给应用； 所述乏燃料安全池系统包括依次连通的充满水的乏燃料暂存池、乏燃料池和储水池，所述乏燃料暂存池与深井连通； 所述井水强制冷却安全系统用于冷却、净化深井中的水，包括带空气冷却设备的冷却装置和净化装置，所述冷却装置和净化装置分别与连通深井的管路相连。2.如权利要求1所述的核供热系统，其特征在于，所述堆芯中的混合核燃料的比例为:所述新燃料占总量的10% —60%，所述乏燃料占总量的40% —90%。3.如权利要求1所述的核供热系统，其特征在于，所述堆芯周围堆放有乏燃料。4.如权利要求1、2或3所述的核供热系统，其特征在于，所述乏燃料为所述堆芯中用过的或是外来的核废料。5.如权利要求1所述的核供热系统，其特征在于，所述控制棒有多根，每根控制棒从下方或上方可插入堆芯中，所述其驱动机构分别控制每组控制棒的上下运动，用于进行功率调节、停堆和紧急情况处理。6.根据权利要求1所述的核供热系统，其特征在于，所述常压回路换热器为满足核安全三级要求抗震模拟计算、氦气高真空检漏的换热器。7.根据权利要求1或6所述的核供热系统，其特征在于，所述常压回路换热器两侧安装摄像头，用于现场显示与远传监视经过长期运行。8.根据权利要求1所述的核供热系统，其特征在于，所述m个中间换热器为2个，其中一个与供热管网相连用于集中供热，另一个用于污水处理、纯净水生产、海水淡化或其它用途。
【文档编号】G21C11/02GK205541975SQ201520965887
【公开日】2016年8月31日
【申请日】2015年11月27日
【发明人】田力, 徐刚, 郭夏, 王洪林, 田笑梅, 贺宪清
【申请人】新核（北京）能源科技有限公司