本实用新型涉及反应堆的安全设施技术领域，具体涉及一种海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统。
背景技术：
搭载小型反应堆的浮动核电站可以为海上石油钻井平台和海岛等提供给热、电能源供给和淡水供应。它更贴近用户需求且总投资小、建造周期短，发展潜力巨大。
陆上核电站多采用一次侧非能动余热排出系统方案，该方案需求主管道开孔，对主管道提出了较高的性能要求。浮动核电站无法像陆上核电站一样使用陆上供电，当浮动核电站采用陆上的系统方案，而它远离陆地，漂浮在环境复杂的海上，在出现诸如全平台断电的事故情况时，传统的能动余热排出系统中的能动设备无法正常工作，可能导致机组停堆后的堆芯余热积累，危害机组的安全运行，最终造成事故。
若非能动余热排出系统是利用海水作为冷源：海水流过管壳式冷凝器的壳侧，在受热后密度减小被后方海水推至上管口，这样的冷凝系统方案要求冷凝器的位置高于蒸汽发生器液面一定值，对搭载的船舶吃水深度有较高的要求。海上浮动核电站因为吃水深度浅、布置空间小、可靠要求高，无法采用海水冷却的非能动余热排出方案。
技术实现要素：
针对现有技术中使用条件上的限制，本实用新型的目的是提供一种海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统，能够在海上浮动核电站吃水较浅的情况下非能动的利用二次循环将反应堆中的余热排出。
为达到以上目的，本实用新型采取的技术方案是：
一种海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统，其特征在于，其包括：
一个反应堆，其包括至少一个反应堆主冷却剂入口和至少一个反应堆主冷却剂出口；
至少一个二次非能动排热子系统，其包括，
-蒸汽发生器，其包括蒸汽发生器一次侧和蒸汽发生器二次侧，所述蒸汽发生器一次侧包括蒸汽发生器主冷却剂入口和蒸汽发生器主冷却剂出口，所述蒸汽发生器二次侧包括蒸汽发生器冷凝水入口和蒸汽发生器蒸汽出口，所述蒸汽发生器一次侧位于反应堆上方；
-第一主冷却剂回路，其包括主冷却剂冷段和主冷却剂热段，所述主冷却剂冷段与蒸汽发生器主冷却剂出口、反应堆主冷却剂入口相接，所述主冷却剂热段与反应堆主冷却剂出口、蒸汽发生器主冷却剂入口相接；
-蒸汽冷凝箱，其包括蒸汽冷凝器、蒸汽冷凝器蒸汽入口和蒸汽冷凝器凝水出口，所述蒸汽冷凝器位于蒸汽发生器二次侧上方；
-第二蒸汽-凝水回路，其包括蒸汽管和冷凝水管，所述蒸汽管与蒸汽冷凝器蒸汽入口、蒸汽发生器蒸汽出口相接，所述冷凝水管和与蒸汽冷凝器凝水出口、蒸汽发生器冷凝水入口相接。
在上述技术方案的基础上，所述蒸汽冷凝箱内设有隔板。
在上述技术方案的基础上，所述蒸汽冷凝箱上方开口。
在上述技术方案的基础上，所述第二蒸汽-凝水回路上设置有电磁阀。
在上述技术方案的基础上，所述第二蒸汽-凝水回路还设有手动阀，所述手动阀与所述电磁阀并联设置。
在上述技术方案的基础上，所述电磁阀和手动阀设置于所述冷凝水管上。
在上述技术方案的基础上，所述第二蒸汽-凝水回路上设有蒸汽隔离阀、凝水隔离阀和止回阀。
在上述技术方案的基础上，所述蒸汽隔离阀设于蒸汽管上，所述凝水隔离阀和止回阀设于冷凝水管上。
在上述技术方案的基础上，所述蒸汽隔离阀和凝水隔离阀均可通过远程信息进行开启和关闭。
在上述技术方案的基础上，所述反应堆、第一主冷却剂回路和蒸汽发生器位于安全壳内，蒸汽冷凝箱位于安全壳外。
与现有技术相比，本实用新型的优点在于：
(1)本实用新型海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统，利用设备布置位差和介质密度差产生驱动压头建立的自然循环，在海上浮动核电站全部电源丧失事故发生时，将反应堆停堆后的堆芯衰变热和显热持续导出，提高了海上浮动核电站的安全性。
(2)本实用新型海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统相较于传统的一次侧非能动余热排出系统，能利用蒸汽发生器和蒸汽冷凝箱通过二次侧的相变换热将反应堆余热排出，提高了系统的余热排出能力，同时避免了在主冷却剂管道上开孔，降低了海上浮动核电站的技术风险，提高了电站的经济性。
(3)本实用新型海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统在受到浮动式核电站吃水深度的限制情况下，可通过在船体结构中合理布置蒸汽冷凝箱的位置，完成系统循环。
(4)本实用新型海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统通过在有限空间内合理布置各个设备位置实现了余热排出功能。
附图说明
图1为本实用新型实施例海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统的结构示意图。
图中：1-反应堆，2-主泵，3-蒸汽发生器，31-蒸汽发生器一次侧，32-蒸汽发生器二次侧，4-蒸汽冷凝器，5-蒸汽冷凝箱，6-主冷却剂冷段，7-主冷却剂热段，8-蒸汽管，9-冷凝水管，10-蒸汽隔离阀，11-电磁阀，12-手动阀，13-凝水隔离阀，14-止回阀，15-隔板，16-舷间，17-压载水舱，18-安全壳。
具体实施方式
以下结合附图及实施例对本实用新型作进一步详细说明。
参见图1所示，本实用新型实施例提供一种海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统，其包括一个反应堆1和至少一个二次非能动排热子系统。
其二次非能动排热子系统包括蒸汽发生器3、蒸汽冷凝箱5、第一主冷却剂回路和第二蒸汽-凝水回路。蒸汽发生器3包括蒸汽发生器一次侧31和蒸汽发生器二次侧32，蒸汽发生器二次侧32和蒸汽发生器一次侧31之间能够传递热量。主冷却剂在蒸汽发生器一次侧31和反应堆1之间循环形成第一主冷却剂回路，将反应堆的余热排出；水以液态或气态的形态在蒸汽冷凝箱5和蒸汽发生器二次侧32之间循环形成第二蒸汽-凝水回路，从安全壳18内部将主冷却剂的热量排出。其中蒸汽发生器一次侧31位于反应堆1上方，蒸汽冷凝器4位于蒸汽发生器二次侧32上方。
具体的，蒸汽发生器一次侧31位于反应堆1上方，当反应堆1余热释放出来时，其附近的主冷却剂被加热，密度变小，向上流动；加热后的主冷却剂流动至蒸汽发生器一次侧31传递热量，密度变大，因为位差流动回到压力反应堆1中被加热形成循环。其反应堆1流向蒸汽发生器一次侧31的管路称为主冷却剂热段7，主冷却剂热段7同反应堆1的连接口为反应堆主冷却剂出口，主冷却剂热段7同蒸汽发生器一次侧31的连接口为蒸汽发生器主冷却剂入口；蒸汽发生器一次侧31流向反应堆1的管路称为主冷却剂冷段6，主冷却剂热段6同反应堆1的连接口为反应堆主冷却剂入口，主冷却剂热段6同蒸汽发生器一次侧31的连接口为蒸汽发生器主冷却剂出口。蒸汽冷凝器4位于蒸汽发生器二次侧32上方，因此蒸汽冷凝箱5中冷凝水的液位高于蒸汽发生器二次侧32中冷凝水的液位，冷凝水在蒸汽发生器二次侧32吸收主冷却剂在蒸汽发生器一次侧31释放的热量后转化为蒸汽，并上升至蒸汽冷凝箱5中，在蒸汽冷凝箱5中释放热量转化为冷凝水后，因为液位高低差回流至蒸汽发生器二次侧32形成循环，其蒸汽发生器二次侧32穿过安全壳18流向蒸汽冷凝箱5的管路称为蒸汽管8，蒸汽管8同蒸汽发生器二次侧32的连接口为蒸汽发生器蒸汽出口，蒸汽管8同冷凝箱5的连接口称为冷凝器蒸汽入口；蒸汽冷凝箱5穿过安全壳18流向蒸汽发生器二次侧32的管路称为冷凝水管9，冷凝水管9同蒸汽发生器二次侧32的连接口为蒸汽发生器冷凝水入口，冷凝水管9同冷凝箱5的连接口称为冷凝器凝水出口。
其中蒸汽冷凝箱5位于浮动核电站舷间16内，其包括蒸汽冷凝器4，蒸汽经过蒸汽冷凝器4后将热量传递给蒸汽冷凝箱5中的水冷凝下来，蒸汽冷凝箱5中优选设置隔板15，将蒸汽冷凝箱5分为有蒸汽冷凝器4的一侧和没有蒸汽冷凝器4的一侧。当系统运作时，蒸汽冷凝箱5中蒸汽冷凝器4一侧的水受热同没有蒸汽冷凝器4一侧的水形成冷热温差，从而加速了蒸汽冷凝箱5内水的流动，提高了系统的换热效率。蒸汽冷凝箱5优选上方开口，使得水和大气直接接触，将吸收的热量释放至大气中。
浮动核电站正常运行期间，本系统处于备用状态：参见图1所示，主泵2为第一主冷却剂回路提供动能；在第二蒸汽-凝水回路上设置电磁阀11，在正常运行期间电磁阀11在正常供电情况下处于关闭状态。当浮动核电站发生全部电源丧失事故时，主泵2失去动力，仅为主冷却剂的通道；浮动核电站的能动余热排出系统及主冷却剂系统停止运行，反应堆1紧急停堆，但是仍然有大量的反应堆余热堆积；电磁阀11因为失去供电处于开启状态，二次侧非能动余热排出系统自动投入运行：主冷却剂在第一主冷却剂回路中反应堆1侧吸收热量，流动至蒸汽发生器3的蒸汽发生器一次侧31，将热量传递给蒸汽发生器3中的冷凝水后回到反应堆1侧。蒸汽发生器3中的冷凝水吸收热量后转化为蒸汽，上升至蒸汽冷凝器4中冷凝后回流。蒸汽冷凝箱5中的水吸收热量并将其释放至大气。
电磁阀11优选并联一个手动阀12，当电磁阀11故障或者浮动核电站其他原因需要启动本实用新型海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统时，可以手动开启该阀门。
并联设置的电磁阀11和手动阀12优选设置于冷凝水管9管路上，当本系统不启用状态时，冷凝水被电磁阀11和手动阀12与蒸汽发生器3隔离。
海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统优选设置蒸汽隔离阀10、凝水隔离阀13和止回阀14。其蒸汽隔离阀10设置于蒸汽管8管路，凝水隔离阀13设置于冷凝水管9，其能在蒸汽管8、冷凝水管9或蒸汽发生器传热管破裂时，隔离蒸汽发生器和破损管路，间接起到防止放射性释放的作用。其止回阀14设置于冷凝水管9，用于防止冷凝水因为压力原因流向逆转及系统出现泄漏时的炉水外泄，蒸汽隔离阀10和凝水隔离阀13可以接受远程信号控制开关状态。在本系统故障时蒸汽隔离阀10和凝水隔离阀13关闭，隔离蒸汽发生器3和蒸汽冷凝箱5。
海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统优选下方设有压载水舱17，保持浮动核电站的稳定。
综上所述，由于海上浮动核电站无法使用陆上电力条件和冷却环境，又不具备传统舰船吃水深度大、可以直接使用海水作为冷却源的条件，本海上浮动核电站的二次侧非能动余热排出系统在较小的空间内采用的上述方式来带走热量。本系统设备布置位差和介质密度差产生驱动压头建立的自然循环，将反应堆1停堆后的堆芯衰变热和显热持续导出，具有良好的可行性和可靠性。
本实用新型不局限于上述实施方式，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，这些改进和润饰也视为本实用新型的保护范围之内。本说明书中未作详细描述的内容属于本领域专业技术人员公知的现有技术。