低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统的制作方法
【专利摘要】本实用新型公开了一种低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，包括堆芯余热导出系统和换热排出系统，所述堆芯余热导出系统包括设置在换热水箱内的热交换器，热交换器进口与出口分别连通蒸汽发生器的出口与进口；换热水箱内还设有所述换热排出系统的换热器，换热器的出口与进口分别连通设置在保温空冷塔内的空冷器的进口与出口；所述蒸汽发生器的进口连通补水装置。本实用新型具备非能动设备的优点，有效地提高了安全系统可靠性，强化了安全系统在核电站事故工况下的应对能力，能够有效预防和缓解严重事故，降低堆芯融化概率和大规模放射性释放的风险概率，大大提高核电站安全性能，确保核安全的最后屏障。
【专利说明】
低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统
技术领域
[0001]本实用新型属于低温核供热堆安全保护系统技术领域，具体为一种低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统。
【背景技术】
[0002]核能作为安全、清洁、高效和唯一现实可行的工业化替代能源，过去的数十年中在满足人类的电力需求和缓解温室气体带来的环境压力方面，发挥了重要的作用，作为核电的补充，核供热堆以输出显热为主，可用于城镇居民供暖和综合利用，它的推广应用有助于改善能源结构，减排温室气体和改善城镇环境。
[0003]目前，核能供热存在的主要问题:核反应堆停堆后，由于堆芯内的剩余裂变和裂变产物的衰变，产生的剩余发热在相当长的一段时间里还十分可观，需要通过专门设置的安全级余热排出系统将其载出至最终热阱。否则，堆内热量积累和温度升高可能导致燃料元件破损甚至熔化，从而引起严重的放射性外释的核安全事故。这是核反应堆设计中需要关注的最重要的安全问题之一。
[0004]核电站中，安全壳是反应堆的重要安全设施，是防止放射性产物释放到大气环境中的最后一道屏障。在现役的压水堆核电站中，为保证反应堆在发生设计基准事故和超设计基准事故时，堆芯的衰变热都能够被持续排出，通常在一次侧设计余热排出系统，这种方式将冷却水箱设置于安全壳内，占用了安全壳的可用空间，而且还需要新增放置于换料水箱中的换热器，从而使系统的设计和建造费用增加，一旦发生传热管破损，还会使一回路冷却剂泄漏。此外，这种余热排出系统在事故工况下，需要厂内厂外的电源、应急设备(例如昂贵的应急柴油机)及操纵员的干预，这一方面增大了操纵员人因失误的风险，另一方面大大增加了设备数量，由此增加设备购买、安装、运行和维修等的费用，相应增加核电厂的建造成本和运维费用。
[0005]因此，有必要提供一种完全非能动地实现事故下堆芯衰变热的导出、降低建造及运维成本的二次侧非能动余热导出系统，以解决上述现有技术的不足。
[0006]有鉴于此，特提出本实用新型。
【实用新型内容】
[0007]本实用新型要解决的技术问题在于克服现有技术的不足，提供一种低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，提高停堆安全性。
[0008]为解决上述技术问题，本实用新型采用技术方案的基本构思是:
[0009]—种低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，包括堆芯余热导出系统和换热排出系统，所述堆芯余热导出系统包括设置在换热水箱内的热交换器，热交换器进口与出口分别连通蒸汽发生器的出口与进口；换热水箱内还设有所述换热排出系统的换热器，换热器的出口与进口分别连通设置在保温空冷塔内的空冷器的进口与出口；所述蒸汽发生器的进口连通补水装置。
[0010]优选的，所述热交换器的进口通过蒸汽管连接蒸汽发生器的主蒸汽管路，热交换器的出口通过冷凝管连接蒸汽发生器的主给水管路，所述热交换器设置在安全壳外的换热水箱内下部位置。
[0011]优选的，所述换热器为水水换热器，水水换热器设置在换热水箱的中部或上部;水水换热器的进口通过下降管连接空冷器的出口，水水换热器的出口通过上升管连接空冷器的进口。
[0012]优选的，所述保温空冷塔的上部设有热空气出口，保温空冷塔的下部设有冷空气进口。
[0013]优选的，冷凝管上设有两个并联的常闭隔离阀，其中第一隔离阀为能动隔离阀，第二隔离阀为非能动隔离阀，隔离阀下游设有一个止回阀。
[0014]更进一步的，还包括定压水箱，定压水箱底部中央位置的膨胀管连通至上升管，定压水箱底部一侧设有循环管，循环管连通至上升管;定压水箱位于换热排出系统的最高点。
[0015]优选的，所述补水装置包括第一补水箱，第一补水箱通过管道连通至蒸汽发生器的主给水管路上，管道上并联设有汽动给水栗和电动给水栗。
[0016]优选的，管道上并联的汽动给水栗和电动给水栗均至少为2台。[〇〇17]优选的，所述补水装置包括第二补水箱，所述定压水箱内通过浮球阀管路连通所述第二补水箱。
[0018]优选的，换热水箱内、堆芯余热导出系统的连接管路上以及换热排出系统的连接管路上均设有温度检测仪，蒸汽发生器、换热水箱以及定压水箱内均设有水位检测仪，温度检测仪和水位检测仪均无线或有线连接到远传控制器。
[0019]采用上述技术方案后，本实用新型与现有技术相比具有以下有益效果:
[0020]本实用新型具备非能动设备的优点，能够实现二次侧对一回路的冷却功能，使一回路顺利降温降压，将供热堆堆芯余热导出，从而最终使核电站进入冷停堆的安全状态，有效地提高了安全系统可靠性，强化了安全系统在核电站事故工况下的应对能力，能够有效预防和缓解严重事故，降低堆芯融化概率和大规模放射性释放的风险概率，大大提高核电站安全性能，确保核安全的最后屏障。【附图说明】[0021 ]图1是本实用新型一种低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统的结构示意图；
[0022]图中:
[0023]1、蒸汽发生器;11、主蒸汽管路；12、主给水管路;2、热交换器;21、蒸汽管;22、冷凝管;23、第一个隔离阀；24、第二隔离阀；25、止回阀;3、安全壳;31、堆芯;4、换热水箱;5、水水换热器;51、下降管;52、上升管;6、空冷塔;61、热空气出口；62、冷空气进口；7、空冷器;8、定压水箱;81、膨胀管;82、循环管;91、第一补水箱;92、第二补水箱;93、汽动给水栗;94、电动给水栗。【具体实施方式】
[0024]下面结合附图和具体实施例，对本实用新型作进一步说明，以助于理解本实用新型的内容。
[0025]如图1所示，一种低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，包括堆芯余热导出系统和换热排出系统，所述堆芯余热导出系统包括热交换器2，热交换器2的进口通过蒸汽管21连接蒸汽发生器I的主蒸汽管路11，热交换器2的出口通过冷凝管22连接蒸汽发生器I的主给水管路12，所述热交换器2设置在安全壳3外的换热水箱4内下部位置。
[0026]所述换热排出系统包括设置在换热水箱4内中部或上部的水水换热器5，换热水箱4内的水液面高于水水换热器5的顶部;还包括保温空冷塔6，保温空冷塔6内设有空冷器7;水水换热器5的进口通过下降管51连接空冷器7的出口，水水换热器5的出口通过上升管52连接空冷器7的进口 ；保温空冷塔6的上部设有热空气出口61，其下部设有冷空气进口 62，水水换热器5将换热水箱4内的热量带到空冷器7中继而经保温空冷塔6释放到大气中。
[0027]在发生意外停堆、需要蒸汽发生器排出堆芯31余热时，一回路热水通过蒸汽发生器I传热管，将热量传向二次侧，使二次侧的给水沸腾成为蒸汽，由于事故工况下主蒸汽管路11隔离阀关闭，蒸汽受到蒸汽发生器I内较高压力的作用，沿蒸汽管21进入堆芯余热导出系统的热交换中，浸没于换热水箱4内下部的热交换器2的换热管内为汽，管外为水，蒸汽热量传递到水中，使得热交换器2内蒸汽冷凝，热交换器2外水温升高;冷凝水在重力作用下流出热交换器2的换热管，沿冷凝管22流回蒸汽发生器I的主给水管路12，重新进入蒸汽发生器I，维持蒸汽发生器I内的水位。由此模式完成循环，实现二次侧对一回路的冷却功能，使一回路顺利降温降压，将供热堆堆芯31余热导出，从而最终使核电站进入冷停堆的安全状
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[0028]换热水箱4内热交换器2周围的水吸收蒸汽热量后温度升高，密度减小，温水会向上流动，换热水箱4中上部的水温升高，设置在换热水箱4中上部的水水换热器5吸收温水的热量将其带入到保温空冷塔6中的空冷器7内，换热水箱4中上部的水水换热器5附近的水温降低，密度减小，冷水下沉，回到换热水箱4下部的热交换器2附近再次进行上述蒸汽-水换热过程，如此换热水箱4内的水形成自然循环，源源不断地将换热水箱4内的热量传递到保温空冷塔6的空冷器7中。
[0029]水水换热器5的温水经上升管52进入空冷器7中，将空冷器7管外的空气加热，空冷器7管内水温降低冷却，冷却水从下降管51回流到水水换热器5中继续参与换热排出系统的工作;空冷器7管外加热的空气密度减小，上升，经保温空冷塔6顶部的热空气出口 61进入大气，保温空冷塔6内压强减小，冷空气从保温冷却塔下部冷空气进口 62进入，参与空冷器7换热。
[0030]冷凝管22上设有两个并联的常闭隔离阀，其中第一隔离阀23为能动隔离阀，用于正常余热排出时手动打开，第二隔离阀24为非能动隔离阀，用于事故条件下自动打开，隔离阀下游设有一个止回阀25;正常运行时，两个隔离阀门都处于关闭状态，在事故工况下或正常停堆需要进行余热排出时，常闭非能动阀门或常闭能动阀门自动打开，具备能动和非能动优点，安全性能更好。
[0031]还包括定压水箱8，上升管52上设有所述定压水箱8;定压水箱8位于换热排出系统的最高点，用于平衡回路内温度变化引起的体积变化，并提供一个稳定的运行压力；具体的，定压水箱8底部中央位置的膨胀管81连通至上升管52，将换热排出系统中水因加热膨胀所增加的体积转入定压水箱8;定压水箱8底部一侧设有循环管82，循环管82连通至上升管52，在定压水箱8和膨胀管81可能发生冻结时，用来使水循环，提高定压水箱8的稳定性、可靠性。
[0032]进一步的，还包括补水装置，补水装置包括第一补水箱91和第二补水箱92;其中， 第一补水箱91通过管道连通至蒸汽发生器1的主给水管路12上，管道上并联设有汽动给水栗93和电动给水栗94,本实用新型优选用2台50%电动给水栗和2台50%汽动给水栗的配置方案，4台栗呈并联关系设置，从而提高了补水的可靠性，并且能够满足单一故障准则，即使有一台汽动给水栗和一台电动给水栗故障，也不影响补水系统正常工作。[〇〇33] 定压水箱8内通过浮球阀管路连通所述第二补水箱92,当定压水箱8内的水位低于设定水位时浮球阀自动打开上水。
[0034]换热水箱4内、堆芯余热导出系统连接管路(如蒸汽管21、冷凝管22、主蒸汽管路11 等)以及换热排出系统连接管路(如上升管52、下降管51等)设有温度检测仪(图中未标示)， 蒸汽发生器1、换热水箱4以及定压水箱8内设有水位检测仪(图中未标示)，温度检测仪和水位检测仪均无线或有线连接到远传控制器(图中未标示)，对整个系统进行监控。
[0035]本实用新型中水水换热器与空冷器优选为焊接板式换热器，提高换热效率。
[0036]本实用新型具备非能动设备的优点，有效地提高了安全系统可靠性，强化了安全系统在核电站事故工况下的应对能力，能够有效预防和缓解严重事故，降低堆芯融化概率和大规模放射性释放的风险概率，大大提高核电站安全性能。
[0037]本实用新型反应堆停堆初期衰变热功率较大，而换热水箱内水的温度较低，可以将蒸汽发生器产生的大量饱和蒸汽冷凝为饱和水;反应堆停堆后期蒸汽产量减小，换热水箱内水温度的升高使得换热水箱连接的换热导出系统的换热效率增大，自然循环能力增强，可以保证对换热水箱的长期冷却。
[0038]以上所述仅是本实用新型的优选实施方式，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本实用新型原理的前提下，还可以做出若干改进和润饰，这些改进和润饰也应视为本实用新型的保护范围。
【主权项】
1.一种低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，其特征在于:包括堆芯余热导出系统 和换热排出系统，所述堆芯余热导出系统包括设置在换热水箱内的热交换器，热交换器进 口与出口分别连通蒸汽发生器的出口与进口；换热水箱内还设有所述换热排出系统的换热 器，换热器的出口与进口分别连通至设置在保温空冷塔内的空冷器的进口与出口；所述蒸 汽发生器的进口连通补水装置；所述热交换器的进口通过蒸汽管连接蒸汽发生器的主蒸汽管路，热交换器的出口通过 冷凝管连接蒸汽发生器的主给水管路，所述热交换器设置在安全壳外的换热水箱内下部位 置；所述换热器为水水换热器，水水换热器设置在换热水箱的中部或上部；水水换热器的 进口通过下降管连接空冷器的出口，水水换热器的出口通过上升管连接空冷器的进口；还包括定压水箱，定压水箱底部中央设置的膨胀管连通至上升管，定压水箱底部一侧 设有循环管，循环管连通至上升管;定压水箱位于换热排出系统的最高点；所述补水装置包括第一补水箱，第一补水箱通过管道连通至蒸汽发生器的主给水管路 上，该管道上并联设有汽动给水栗和电动给水栗；管道上并联的汽动给水栗和电动给水栗均至少为2台。2.根据权利要求1所述的低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，其特征在于:所述保 温空冷塔的上部设有热空气出口，保温空冷塔的下部设有冷空气进口。3.根据权利要求1所述的低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，其特征在于:冷凝管 上设有两个并联的常闭隔离阀，其中第一隔离阀为能动隔离阀，第二隔离阀为非能动隔离 阀，隔离阀下游设有一个止回阀。4.根据权利要求1所述的低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，其特征在于:所述补 水装置包括第二补水箱，所述定压水箱内通过浮球阀管路连通所述第二补水箱。5.根据权利要求1-4任一项所述的低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统，其特征在 于:换热水箱内、堆芯余热导出系统的连接管路上以及换热排出系统的连接管路上均设有 温度检测仪，蒸汽发生器、换热水箱以及定压水箱内均设有水位检测仪，温度检测仪和水位 检测仪均无线或有线连接到远传控制器。
【文档编号】G21C15/18GK205656860SQ201620055139
【公开日】2016年10月19日
【申请日】2016年1月20日 公开号201620055139.0, CN 201620055139, CN 205656860 U, CN 205656860U, CN-U-205656860, CN201620055139, CN201620055139.0, CN205656860 U, CN205656860U
【发明人】马志善, 徐刚, 田力
【申请人】新核（北京）能源科技有限公司