一种非能动核电站泄压冷凝换热系统的制作方法

一种非能动核电站泄压冷凝换热系统的制作方法
【技术领域】
[0001] 本实用新型设及一种换热系统，具体而言设及一种非能动核电站泄压冷凝换热 系统。
【背景技术】
[0002] 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W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，无需累及外部电源。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。
[0003] 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巧冷却系统(将 在具体实施例部分详细描述)，反应堆堆巧冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中 反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[0004] 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巧余热产生的蒸汽占主要比例。该将导致W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，反应堆堆巧处于事故中液 位最低的危险时期，此时的泄压延缓增加了反应堆堆巧裸露风险。针对现有技术的试验和 分析证明（参见1999年在《NuclearElngineeringandDesi即》发表的、作者为DavidE. Bessette,MarinodiMarzo的W及名称为"Transitionfromdepressurizationtolong termcoolinginAP600scaledintegraltestfacilities"的文献)，主自动降压阀开启 和主补水箱安注启动之间的该一过渡时期将出现反应堆堆巧最低液位，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巧曰现 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，使得反应堆堆巧的自然循环冷却流量 降低。该些都将导致反应堆堆巧冷却面临风险。
[0005] 本实用新型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 W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巧冷却不足的情况；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 稳定的反应堆堆巧自然循环冷却流量，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。 【实用新型内容】
[0006] 本实用新型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W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，W便在 非能动核电站发生事故时持续带走反应堆堆巧残余裂变产生反应堆堆巧余热。
[0007] 根据本实用新型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，保证反应堆堆巧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，W便在发生事故时 持续带走反应堆压力容器内的反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[000引根据本实用新型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W及壳 外换热隔离阀之间建立了闭合自然循环，W便在发生事故时持续带走反应堆压力容器内的 反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[0009] 根据本实用新型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。
[0010] 根据本实用新型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巧冷却系统，反应堆堆巧冷却系统用于 在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆巧残余裂变产生的反应堆堆巧余热。
[0011] 根据本实用新型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、主累、反应堆压力容器、位于反 应堆压力容器内的反应堆堆巧、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累与主回路冷段连通，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，到达反应堆堆巧的入口，在流经反应堆堆巧时带走反应堆堆巧产生的 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累累入主回路冷段，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。
[0012] 根据本实用新型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 应堆堆巧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W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S级自动降压阀W 及主自动降压阀，第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第S级自动降压阀的入口端W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S级自动降压阀的出 口端W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。
[0013] 根据本实用新型的非能动核电站泄压冷凝换热系统具有W下优点；1)可W将反应 堆堆巧余热排出安全壳外，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，从而使堆巧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巧介质完全 隔离，减少了放射性外漏的风险。5)不改变现有非能动堆巧冷却系统结构，且本实用新型的 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】
[0014] 下面将结合附图来详细地论述本实用新型的上述和其他方面，附图中：
[0015] 图1为现有技术的非能动核电站主回路系统简图。
[0016] 图2为现有技术的非能动核电站反应堆堆巧冷却系统的简图。
[0017] 图3为现有技术的非能动核电站反应堆堆巧冷却系统的地坑长期冷却循环过程 的简图。
[0018] 图4为根据本实用新型的一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。
[0019] 图5为根据本实用新型的另一个实施方式的非能动泄压冷凝换热系统的示意图。
[0020] 部件及标号列表
[0021]
【主权项】
1. 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，其特征在于，非能动核电站泄压冷凝换热系统包括设置成与 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。
2. 如权利要求1所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，闭合自然循环 回路中的传热介质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，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。
3. 如权利要求1所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，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。
4. 如权利要求1所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，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的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。
5. 如权利要求1所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，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。
6. 如权利要求5所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，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。
7. 如权利要求5所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，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。
【专利摘要】一种非能动核电站泄压冷凝换热系统，其包括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安全壳中，蒸汽联箱的顶部配置有蒸汽排放管线，蒸汽联箱的底部配置有冷凝水排放管线，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中的且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，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，从而建立了闭合自然循环，以便在发生事故时持续带走堆芯残余裂变产生堆芯余热。
【IPC分类】G21C15-18, G21C9-012
【公开号】CN204614459
【申请号】CN201420847850
【发明人】李玉全, 石洋, 郝博涛, 李代力, 王楠
【申请人】国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司, 国家核电技术有限公司
【公开日】2015年9月2日
【申请日】2014年12月29日