本发明涉及一种主要用于核能系统的衰变余热排出的非能动余热排出系统，本发明还涉及一种使用该非能动余热排出系统的核能系统。
背景技术：
反应堆余热排出系统是反应堆设计中的一个重要的安全系统，其关系到反应堆停堆后能否安全可靠的导出余热，保证停堆安全。
现有的反应堆余热排出系统采用能动或非能动设计，大多采用对流或辐射的换热方式，其对环境或设备要求高，体积庞大，造价成本高。特别是对于小型或微型反应堆，其很难满足特殊的要求。
技术实现要素：
针对现有反应堆余热排出系统的不足，本发明的目的在于提供一种基于相变换热的非能动余热排出系统。
本发明的目的还在于提供一种使用非能动余热排出系统的核能系统。
为此，本发明一方面提供了一种非能动余热排出系统，用于主要由堆芯、循环泵、主换热器构成的冷却剂主循环系统中，包括事故余热换热器、余热热阱、以及余热排出连接，其中，所述余热排除连接与所述冷却剂主循环系统构成并联关系，所述事故余热换热管内部具有相变介质，用于在一回路温度升高至其沸点时汽化吸热，带走堆芯衰变余热。
进一步地，上述事故余热换热器包括至少一个热管式换热器，所述热管式换热器包括加热段、绝热段和冷却段，其中，所述加热段用于存储液态的相变介质；所述绝热段用于向汽化的相变介质上升至所述冷却段提供通道；所述冷却段用于将相变介质的气相冷凝成液相，所述余热热阱用于对所述冷却段进行散热。
进一步地，上述事故余热换热器包括多个并联的热管式换热器。
进一步地，上述非能动余热排出系统用于管路式核能系统，其中，所述余热排出连接并联在所述主换热器和所述循环泵之间的主冷却剂管路上。
进一步地，上述非能动余热排出系统，其特征在于，用于池式核能系统，其中，所述余热排出连接插入所述池式核能系统的冷却剂池中。
进一步地，上述非能动余热排出系统用于液态金属冷却的核能系统，其中，所述事故余热换热器采用紧凑型布置。
根据本发明的另一方面，提供了一种核能系统，包括堆芯、循环泵和主换热器，其特征在于，还包括与制冷剂主循环系统并联的根据上面所描述的非能动余热排出系统。
进一步地，上述核能系统为管路式核能系统，其中，所述非能动余热排出系统的余热排出连接并联在所述主换热器和所述循环泵之间的主冷却剂管路上。
进一步地，上述核能系统为池式核能系统，其中，所述非能动余热排出系统的余热排出连接插入所述池式核能系统的冷却剂池中。
进一步地，上述核能系统为液态金属冷却的核能系统，其中，所述非能动余热排出系统的事故余热换热器采用紧凑型布置。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：采用相变循环换热技术(热管技术)，大大提高了换热效率，减小了系统体积。能够实现整体非能动，工作触发基于相变介质决定，灵活性高。
除了上面所描述的目的、特征和优点之外，本发明还有其它的目的、特征和优点。下面将参照图，对本发明作进一步详细的说明。
附图说明
构成
本技术：
的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。在附图中：
图1是根据本发明一实施例的基于相变换热的非能动余热排出系统的示意图。
附图标记说明
1、事故余热换热器；2、余热热阱；
3、相变介质；4、绝热段；
5、加热段；6、循环泵；
7、堆芯；8、主循环系统；
9、主换热器；10、二回路系统；
11、余热排出连接；12、冷却段。
具体实施方式
需要说明的是，在不冲突的情况下，本申请中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施例来详细说明本发明。
图1示出了根据本发明的一个实施例。
如图1所示，非能动余热排出系统包括事故余热换热器1、余热热阱2、以及余热排出连接11。该非能动余热排出系统并联于堆芯7、主换热器9和循环泵6构成的冷却剂主循环系统8。
其中，该事故余热换热器1包括至少一热管式换热器，包括加热段5、绝热段4和冷却段12。其中，相变介质在初始状态以液态形式存于加热段5，与正常工况下的主循环系统处于热平衡状态；当发生事故保护停堆时，主换热器关闭，主循环系统温度上升至相变介质沸点触发相变介质相变换热，带走余热。
上述非能动余热排出系统的工作过程如下：该事故余热换热器1的底部即加热段5受一回路介质热传递，当一回路介质温度低于相变介质沸点温度时，系统不触发运行，一旦事故工况例如事故停堆和二回路发生给水系统或蒸汽系统发生故障，导致堆芯出口温度升高，达到相变介质沸点温度后发生相变，由液相变为气相，同时吸收一回路热量。气相的相变介质在上升通道即绝热段4上升，经过换热器绝热段4至冷却段12，由于冷却段12通过余热热阱2的降温，由气相冷凝成液相，冷凝后变为液相依靠重力重新留入相变换热管底部即加热段5继续与一回路冷却剂发生热交换。
根据本发明的非能动余热排出系统，采用相变换热，不仅结构紧凑，体积小，换热效率高，安全可靠，且其可根据系统要求自动投入运行，完全非能动设计。
在一实施例中，事故余热换热器1采用多个并联从而实现大功率的换热。
在一实施例中，事故余热换热器1采用紧凑型布置，适用于液态金属冷却的核能系统，特别是核能系统的小型化；所述余热排出连接11可以是管道也可以插入池内，即适用于池式或管路式核能系统。
再如图1所示，本发明的核能系统包括堆芯7、循环泵6和主换热器9，还包括与制冷剂主循环系统8并联的具有上述构造的非能动余热排出系统。
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。