一种非能动核电站泄压冷凝换热系统的制作方法

本发明涉及一种换热系统，具体而言涉及一种非能动核电站泄压冷凝换热系统。
背景技术：
：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、周边居民以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，无需泵及外部电源。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。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芯冷却系统（将在具体实施例部分详细描述），反应堆堆芯冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。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芯余热产生的蒸汽占主要比例。这将导致以下问题：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，反应堆堆芯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芯裸露风险。针对现有技术的试验和分析证明（参见1999年在《NuclearEngineeringandDesign》发表的、作者为DavidE.Bessette,MarinodiMarzo的以及名称为“TransitionfromdepressurizationtolongtermcoolinginAP600scaledintegraltestfacilities”的文献），主自动降压阀开启和主补水箱安注启动之间的这一过渡时期将出现反应堆堆芯最低液位，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（如现有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，使得反应堆堆芯的自然循环冷却流量降低。这些都将导致反应堆堆芯冷却面临风险。本发明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，可以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芯冷却不足的情况；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芯自然循环冷却流量，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。技术实现要素：本发明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以及换热介质，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，以便在非能动核电站发生事故时持续带走反应堆堆芯残余裂变产生反应堆堆芯余热。根据本发明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，保证反应堆堆芯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，以便在发生事故时持续带走反应堆压力容器内的反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。根据本发明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以及壳外换热隔离阀之间建立了闭合自然循环，以便在发生事故时持续带走反应堆压力容器内的反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。根据本发明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。根据本发明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芯冷却系统，反应堆堆芯冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。根据本发明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、主泵、反应堆压力容器、位于反应堆压力容器内的反应堆堆芯、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泵与主回路冷段连通，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，到达反应堆堆芯的入口，在流经反应堆堆芯时带走反应堆堆芯产生的核反应能量，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泵泵入主回路冷段，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。根据本发明的上述实施方案提供的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中反应堆堆芯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、地坑回流管路以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、第三级自动降压阀以及主自动降压阀，第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀的入口端以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、第三级自动降压阀的出口端以并联方式连接到主补水箱上，主自动降压阀与主回路热段连通，非能动余热排出热交换器与主回路冷段和主回路热段连通，在非能动余热排出热交换器与主回路冷段和主回路热段之间建立了自然循环，反应堆压力容器设置在地坑中，地坑中的冷却水通过地坑回流管路、地坑滤网和设置在地坑回流管路中爆破阀通过直接安注管与反应堆压力容器连通。根据本发明的非能动核电站泄压冷凝换热系统具有以下优点：1）可以将反应堆堆芯余热排出安全壳外，有效降低安全壳内蒸汽聚集的增压效果，同时减少了安全壳冷却系统的负荷，有利于实现安全壳的在壳外冷却水自流排干后依靠空气对流的长期冷却。2）减少了安全壳内蒸汽排放，降低了主自动降压阀排放的背压，有利于加速降低压力容器内的压力，确保主补水箱及时投入并持续注水，从而使堆芯处于更为安全的淹没和冷却状态。3）采用非能动蒸汽冷凝换热器对主自动降压阀排放出的蒸汽进行冷凝变为冷凝水，冷凝水通过蒸汽箱底部的冷凝水排放管线返回地坑，向地坑补充冷却水，确保长期地坑再循环冷却持续稳定地进行。4)增设的非能动核电站泄压冷凝换热系统与反应堆堆芯介质完全隔离，减少了放射性外漏的风险。5）不改变现有非能动堆芯冷却系统结构，且本发明的非能动核电站泄压冷凝换热系统采用非能动方式，依靠自然力驱动，保持原有非能动设计理念。附图说明下面将结合附图来详细地论述本发明的上述和其他方面，附图中：图1为现有技术的非能动核电站主回路系统简图。图2为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯冷却系统的简图。图3为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯冷却系统的地坑长期冷却循环过程的简图。图4为根据本发明的一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。图5为根据本发明的另一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。部件及标号列表1反应堆堆芯2反应堆压力容器3主回路冷段4主回路热段5U型管6蒸汽发生器7蒸汽发生器冷腔室隔间8蒸汽发生器热腔室隔间9主泵10波动管11稳压器12主蒸汽管线13主蒸汽隔离阀14非能动余热排出热交换器15第一补水箱16第二补水箱17主补水箱18直接安注管19压力平衡管线20第一级自动降压阀21第二级自动降压阀22第三级自动降压阀23主自动降压阀24地坑滤网25安全壳26蒸汽联箱27非能动蒸汽冷凝换热器30壳外非能动换热器31换热回路管线32壳外换热隔离阀29，51-53单向阀54-55爆破阀56截止阀60鼓泡器100第一连接管路102第二连接管路104第三连接管路105地坑106地坑回流管路108蒸汽联箱蒸汽排放管线110蒸汽联箱冷凝水排放管线具体实施方式图1-图5和以下说明描述了本发明的可选实施方式以教导本领域普通技术人员如何实施和再现本发明。为了教导本发明技术方案，已简化或省略了一些常规方面。本领域普通技术人员应该理解源自这些实施方式的变型或替换将落在本发明的保护范围内。本领域普通技术人员应该理解下述特征能够以各种方式组合以形成本发明的多个变型。由此，本发明并不局限于下述可选实施方式，而仅由权利要求和它们的等同物限定。在本文中冷却剂例如可以为冷却水。可以实现冷却功能的适合在核电站系统使用的其他冷却剂也在本发明的范围内。图1示出了当前非能动核电站的主回路系统。如图1所示，当前非能动核电站的主回路系统包括蒸汽发生器6、U型管5、主回路冷段3、主回路热段4、主泵9、反应堆压力容器2、位于反应堆压力容器2内的反应堆堆芯1、波动管10与稳压器11，其中U型管5设置在蒸汽发生器6中，U型管出口端汇集到蒸汽发生器底部的冷腔室隔间7，冷腔室隔间7通过主泵9与主回路冷段3连通，主回路冷段3与反应堆压力容器2连通，反应堆压力容器2还与主回路热段4连通，主回路热段4通过波动管10与稳压器11连通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间8与U型管5的入口端连通，冷却剂通过主回路冷段3进入反应堆压力容器2，到达反应堆堆芯1的入口，在流经反应堆堆芯1时带走反应堆堆芯产生的核反应能量，被加热的冷却剂（例如温度为大约321℃）流经主回路热段4，到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间8并进入U型管5的入口端，通过U型管5将热量传递给蒸汽发生器6内和U型管5外的冷却剂，U型管5内的冷却剂温度降低（例如冷却剂温度为280℃）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7，冷腔室隔间内7的冷却剂通过主泵9泵入主回路冷段3，再次回到反应堆压力容器2，形成主回路系统的闭式冷却循环。图1中箭头F1为温度较低的冷却剂流向，箭头F2为温度较高的冷却剂流向。为了稳定主回路系统的压力，主回路热段4通过波动管10与稳压器11连通，稳压器11内为饱和液与饱和蒸汽（例如为冷却水的饱和液与饱和蒸汽），满足主回路系统的稳压要求。稳压器11用于将主回路系统的压力维持在正常运行的高压状态（如大约15.5MPa），使得在正常工作状态下的反应堆堆芯1反应期间，反应堆压力容器2内的冷却剂不会出现沸腾。经反应堆堆芯1加热的冷却水在流经U型管5时，将热量传递给蒸汽发生器6内和U型管5外的冷却水，使得蒸汽发生器6中的冷却水蒸发形成蒸汽，蒸汽发生器6中蒸汽通过主蒸汽管线12，通过常开的主蒸汽隔离阀13被输送给蒸汽轮机（图1中未示出），带动蒸汽轮机发电，从而将反应堆堆芯产生的热量转变为电能。然而，在主回路系统出现小破口事故的情况下，尽管反应堆堆芯停止反应，但是反应堆堆芯残余裂变仍在继续，仍产生大量余热（例如相当于正常功率的1%-6%），由于此时主回路系统的主泵9停机同时主蒸汽隔离阀13关闭，无法正常带走反应堆堆芯余热。因而，如果不启动非能动核电站反应堆堆芯冷却系统，则反应堆堆芯将会超温融化而发展为严重的事故。图2为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯冷却系统的简图。例如，参见2010由原子能出版社出版的作者为欧阳予、林诚格等的以及名称为《非能动安全先进压水堆核电技术》的文献。如图2所示，现有技术的反应堆堆芯冷却系统包括第一补水箱15（单个存储有大约70吨的冷却水）、第二补水箱16（单个存储有大约57吨的冷却水和大约5MPa的气体）、主补水箱17（存储有大约2100吨的水）、位于主补水箱17中的非能动余热排出热交换器14和鼓泡器60、四级自动降压系统、地坑105、地坑滤网24、地坑回流管路106以及设置在地坑回流管路上的爆破阀55。第一补水箱15、第二补水箱16、主补水箱17分别通过第一连接管路100、第二连接管路102、第三连接管路104以及设置在各个连接管路上的单向阀51-53且通过直接反应堆安注管18与反应堆压力容器2连通，其中第一连接管路100可以设置有截止阀56，第三连接管路104可以设置有爆破阀54，截止阀56和爆破阀54都用于防止水箱内冷却水非正常的注入。第一补水箱顶部通过压力平衡管线19与主回路冷段3连通，从而使得第一补水箱15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20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22以及主自动降压阀23，第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的入口端以并联方式连接到稳压器11上并将第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的出口端以并联方式连接到放置于主补水箱17中的鼓泡器60上，主自动降压阀23与主回路热段4连通，非能动余热排出热交换器14与主回路冷段3（未示出）和主回路热段4连通，依靠冷却剂密度差在非能动余热排出热交换器14与主回路冷段3和主回路热段4之间建立了自然循环。反应堆压力容器2设置在地坑105中，地坑105中的冷却水通过地坑回流管路106、地坑滤网24和设置在地坑回流管路中的爆破阀55且通过直接安注管18与反应堆压力容器2连通。通常小破口事故过程包括五个典型的阶段：1）欠热喷放阶段；2）饱和自然循环阶段；3）自动降压阀触发降压阶段；4）主补水箱重力安注阶段；以及5）长期地坑再循环冷却阶段。在欠热喷放阶段，主回路系统中的冷却水从破口向安全壳内喷放，反应堆压力容器2内的压力下降。主回路系统中的冷却水减少，导致稳压器11中的水位降低，将触发停堆及安全信号，反应堆堆芯1停止反应，主泵9停机，蒸汽发生器6出口的主蒸汽管线12上的主蒸汽隔离阀13关闭。同时截止阀56开启，非能动余热排出热交换器14和第一补水箱15依靠自然驱动力投入运行。在饱和喷放自然循环阶段，反应堆压力容器2内的压力降低至主回路系统饱和压力（如为7.6MPa），反应堆压力容器2中出现汽液两相流动。在非能动余热排出热交换器14、主回路热段4和主回路冷段3之间依靠冷却剂密度差建立了自然循环。同时，第一补水箱15依靠重力经由第一连接管线100和设置在其上的单向阀51且通过直接安注管线18向反应堆压力容器2中注入冷却水。自动降压触发降压阶段指当第一补水箱15内水位降低至第一液位设定值时（如对应于第一补水箱15内75%容积的液位），将触发第一级自动降压阀20，在设定的延迟时间后依次打开第二级自动降压阀21和第三级自动降压阀22。第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21和第三级自动降压阀22的触发导致反应堆压力容器2内的压力加速下降（如从大约7.6MPa快速下降到大约0.5MPa），当主回路系统压力低于第二补水箱16中的蓄压气体压力时（例如蓄压氮气压力大约5MPa），第二补水箱16中的冷却水在气体压力驱动下经过第二连接管线102和设置在其上的单向阀52并通过直接安注管线18向反应堆压力容器注入冷却水。当第二补水箱16排空后，第一补水箱15继续向反应堆压力容器注入冷却水。当第一补水箱15内的水位下降至第二液位设定值（如对应于第一补水箱15内25%容积的液位）时，将触发主自动降压阀23，将进一步降低反应堆压力容器2中的压力（如从大约0.5MPa进一步降低至小于大约0.1MPa）。主补水箱17重力安注阶段是指当反应堆压力容器2中的压力通过主自动降压阀23排放而降低到接近大气压力时，主补水箱17中的冷却水（具有约10m液位高度，对应于约0.1MPa压头）依靠重力经由第三连接管路104和设置在其中的单向阀53并通过直接安注管线18向反应堆压力容器2注入冷却水。当主补水箱中的水位降低到第三水箱第一液位设定值（例如主补水箱40%的全高液位）时，主补水箱17将开启地坑滤网24前的爆破阀55，主补水箱17利用重力放水清洗地坑滤网，防止即将发生的地坑回流在地坑滤网处发生堵塞。当地坑内液位由于主补水箱17的联通注水而升高达到地坑液位与主补水箱17的液位平齐时，将建立地坑长期再循环冷却。图3为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯冷却系统的地坑长期冷却循环过程的简图。可以描述为：地坑内收集的冷却水在密度差形成的驱动力的作用下通过地坑滤网24、地坑回流管线106和设置在地坑回流管线上的爆破阀55注入反应堆压力容器2中，反应堆堆芯余热产生的蒸汽经主自动降压阀23排放至安全壳内，建立了自然循环，并且安全壳内的蒸汽通过安全壳冷却系统进行冷却，冷凝水在安全壳内回流至地坑，向地坑补充冷却水。通过这样的循环方式将反应堆堆芯余热传递给作为最终热阱的安全壳外的周围大气，保持反应堆堆芯持续冷却，防止反应堆堆芯超温融化而发展更为严重的事故。本发明旨在提供一种非能动核电站泄压冷凝换热系统，以克服现有技术中非能动核电站反应堆堆芯冷却系统的不足。图1为现有技术的核电站主回路系统简图。图4为根据本发明的一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。如图1和图4所示，非能动核电站包括安全壳25和主自动降压阀23，主自动降压阀23与连接到反应堆压力容器上的主回路热段4连通，用于在发生事故时释放反应堆压力容器内的蒸汽。图4为根据本发明的一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。如图4所示，非能动核电站泄压冷凝换热系统包括与主自动降压阀23连通的蒸汽联箱26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27、换热回路管线31、壳外非能动热交换器30、壳外换热隔离阀32以及传热介质，其中蒸汽联箱26设置在非能动核电站的安全壳25内，蒸汽联箱的顶部配置有蒸汽联箱蒸汽排放管线108，蒸汽联箱的底部配置有设有单向阀29的蒸汽联箱冷凝水排放管线110，换热回路管线31贯穿蒸汽联箱26和安全壳25设置，非能动蒸汽冷凝换热器27设置在蒸汽联箱26内并与换热回路管线31连通，壳外非能动热交换器30设置在安全壳25外且与换热回路管线31连通，壳外非能动热交换器30相对于非能动蒸汽冷凝换热器27设置在较高的位置，壳外换热隔离阀32沿闭合自然循环回路内传热介质（例如为冷却水）流动方向设置在非能动蒸汽冷凝换热器27和壳外非能动热交换器30之间，壳外换热隔离阀32与主自动降压阀23联锁开启。当主自动降压阀23开启且将反应堆压力容器2内的蒸汽释放到蒸汽联箱26时，主自动降压阀23喷放出的蒸汽沿箭头F3所指出的方向释放到蒸汽联箱26内，蒸汽经过非能动蒸汽冷凝换热器27，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110和设置在蒸汽联箱冷凝水排放管线上的单向阀29排放到地坑105中，从而向地坑105补充冷却水，保证反应堆堆芯长期冷却循环的稳定性。非能动蒸汽冷凝换热器27内被加热的传热介质沿换热回路管线31朝着壳外非能动热交换器30流动，热量通过壳外非能动热交换器30释放到大气中，壳外非能动热交换器中冷却后的传热介质依靠重力再次回到非能动蒸汽冷凝换热器27，从而在非能动蒸汽冷凝换热器27、换热回路管线31、壳外非能动热交换器30、壳外换热隔离阀32之间建立了闭合自然循环，以便在发生事故时持续带走反应堆压力容器内的反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。蒸汽联箱26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的气体经由蒸汽联箱顶部的蒸汽排放管线108排至安全壳内，再由安全壳冷却系统在安全壳25内进行冷凝形成冷凝水，冷凝水落入地坑，而向地坑105补充冷却水，维持地坑淹没液位标高，保证反应堆堆芯长期冷却循环的稳定性。安全壳内的热量通过安全壳冷却系统释放到安全壳外的周围大气中。图1为现有技术的核电站主回路系统简图。图5为根据本发明的另一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。如图1和图5所示，非能动核电站包括安全壳25和主自动降压阀23，主自动降压阀23与连接到反应堆压力容器上的主回路热段4连通，用于在发生事故时释放反应堆压力容器内的蒸汽。图5为根据本发明的另一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。如图5所示，非能动核电站泄压冷凝换热系统包括与主自动降压阀23连通的蒸汽联箱26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27、换热回路管线31、壳外非能动热交换器30以及传热介质，其中蒸汽联箱26设置在非能动核电站的安全壳25内，蒸汽联箱的顶部配置有蒸汽联箱蒸汽排放管线108，蒸汽联箱的底部配置有设有单向阀29的蒸汽联箱冷凝水排放管线110，换热回路管线31贯穿蒸汽联箱26和安全壳25设置，非能动蒸汽冷凝换热器27设置在蒸汽联箱26内并与换热回路管线31连通，壳外非能动热交换器30设置在安全壳25外且与换热回路管线31连通。在图5所示的该实施例中，闭合自然循环回路中的传热介质为包括冷却水和蒸汽的混合物时（必要时可以含有防冻剂），闭合自然循环回路被抽真空（例如为0.475个绝对大气压）。当主自动降压阀23开启且将反应堆压力容器2内的蒸汽释放到蒸汽联箱26时，主自动降压阀23喷放出的蒸汽沿箭头F3所指出的方向释放到蒸汽联箱26内，蒸汽经过非能动蒸汽冷凝换热器27，对非能动蒸汽冷凝换热器内的传热介质（例如冷却水，必要时可以含有防冻剂）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110和设置在蒸汽联箱冷凝水排放管线上的单向阀29排放到地坑105中，从而向地坑105补充冷却水，保证反应堆堆芯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23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（例如为80摄氏度）时在非能动蒸汽冷凝换热器27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31朝着壳外非能动热交换器30流动，热量通过壳外非能动热交换器30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30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27，从而在闭合自然循环回路中建立了闭合自然循环，以便在发生事故时持续带走反应堆压力容器内的反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。蒸汽联箱26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的气体经由蒸汽联箱顶部的蒸汽排放管线108排至安全壳内，再由安全壳冷却系统在安全壳25内进行冷凝，冷凝水落入地坑，而向地坑105补充冷却水，维持地坑淹没液位标高，保证反应堆堆芯长期冷却循环的稳定性。安全壳内的热量通过安全壳冷却系统释放到安全壳外的周围大气中。需要指出的是，在如图5和图4所示的实施例中，为了保证及时的蒸汽排放和冷凝水排水，排放管线108和排水管线110可采用多根管线并联的方式。此外，排放管线108和排水管线110还可采用其他可能的实施方式，而这也将在本发明的保护范围内。需要指出的是，在如图5和图4所示的实施例中，为确保本发明的非能动核电站泄压冷凝换热系统能够正常工作，本发明的非能动核电站泄压冷凝换热系统可以采用防冻、不凝性气体(例如空气)排气等的常规设计，它们作为现有技术在本文不再累述。相对于图4的自然循环换热的方式，图5的自然循环换热方式借助重力热管换热器原理具有导热稳定迅速，壳外冷却器无特殊高位安置要求的优点。为了加强壳外非能动热交换器的排热效率，可采用现有成熟技术的双曲线型空冷塔形式。根据本发明的非能动核电站泄压冷凝换热系统具有以下优点：1）可以将反应堆堆芯余热排出安全壳外，有效降低安全壳内蒸汽聚集的增压效果，同时减少了安全壳冷却系统的负荷，有利于实现安全壳的在壳外冷却水自流排干后依靠空气对流的长期冷却。2）采用非能动蒸汽冷凝换热器对主自动降压阀排放出的蒸汽进行冷凝变为冷凝水，冷凝水通过蒸汽箱底部的冷凝水排放管线返回地坑，向地坑补充冷却水，确保长期地坑再循环冷却持续稳定地进行。3）减少了安全壳内蒸汽排放，降低了主自动降压阀排放的背压，有利于加速降低压力容器内的压力，确保主补水箱及时投入并持续注水，从而使堆芯处于更为安全的淹没和冷却状态。4)增设的非能动核电站泄压冷凝换热系统与反应堆堆芯介质完全隔离，减少了放射性外漏的风险。5）不改变现有非能动堆芯冷却系统结构，且本发明的非能动核电站泄压冷凝换热系统采用非能动方式，依靠自然力驱动，保持原有非能动设计理念。当前第1页1 2 3