[發明專利]非能動安全殼熱量導出系統

有效

• 申請號: 201110437864.6
• 申請日: 2011-12-23
• 公開（公告）號: CN102522127A
• 公開（公告）日: 2012-06-27
• 發明（設計）人: 于勇;宋代勇;趙光輝;袁霞;李軍;郭強;曲昌明;王志剛
• 申請（專利權）人: 中國核電工程有限公司
• 主分類號: G21C15/00
• 分類號: G21C15/00;G21C15/18
• 代理公司: 北京天悅專利代理事務所(普通合伙) 11311
• 代理人: 田明;任曉航

技術領域

本發明涉及反應堆設計技術，具體涉及一種非能動安全殼熱量導出系統。

背景技術

從上世紀八十年代開始，美國、日本、法國、德國、俄羅斯等國家開展了非能動技術的研究，其中以非能動安全先進核電廠AP1000第三代核電機組為代表。

美國AP1000的非能動安全殼冷卻系統采用非能動方式把安全殼內的熱量散發到最終熱阱-大氣，如圖1所示。正常運行工況下，空氣從屏蔽構筑物頂部入口1進入，流過下降通道后又反向通過上升流道，帶走安全殼容器壁傳遞的熱量，最后從煙囪排至環境，在安全殼上方設置重力注水箱2。接到安全殼高壓力信號后，系統的事故后運行自動啟動，只需開啟三個常關隔離閥中的任何一個，不需其他動作即可啟動系統。系統的啟動也可由操縱員在主控室或遠程停堆工作站手動啟動。

無論從安全性還是經濟性考慮，采用非能動安全殼熱量導出系統來提高核電廠的安全水平是大勢所趨，采用非能動安全殼熱量導出系統，保證在超設計基準事故情況下安全殼的長期排熱，可以維持安全殼的完整性，緩解嚴重事故的后果。使反應堆達到或具有三代核電站的安全水平。設置非能動安全殼熱量導出系統可以滿足我國核安全法規HAF102(2004)《核動力廠設計安全規定》中規定的嚴重事故下保持安全殼完整性和安全殼排熱的要求，滿足EUR和URD中關于要保證超設計基準事故下安全殼的排熱要求。

發明內容

本發明的目的在于針對核電站安全設計的需要，提供一種非能動安全殼熱量導出系統，在核電站發生超設計基準事故(包括嚴重事故)工況時，將安全殼壓力和溫度降低至可接受的水平，以保持安全殼的完整性。

本發明的技術方案如下：一種非能動安全殼熱量導出系統，包括設置在安全殼內部的換熱器組，換熱器組的換熱管內的水與安全殼內的高溫空氣進行熱交換，換熱器組的循環管路經過設置在安全殼外的換熱水箱，與換熱水箱進行熱交換，所述換熱水箱的高度高于換熱器組的高度，換熱水箱還通過管路與導熱水箱連接。

進一步，如上所述的非能動安全殼熱量導出系統，其中，在所述的換熱水箱內設有冷凝器，冷凝器與換熱器組的循環管路連接。

更進一步，如上所述的非能動安全殼熱量導出系統，其中，所述的換熱水箱還與用于控制液位高度的膨脹水箱連接。

進一步，如上所述的非能動安全殼熱量導出系統，其中，在所述的換熱水箱內設有汽水分離器，汽水分離器與換熱器組的循環管路連接。

進一步，如上所述的非能動安全殼熱量導出系統，其中，在換熱器組的循環管路上設有一個常開電動隔離閥和兩個并聯的常關氣動閥。

進一步，如上所述的非能動安全殼熱量導出系統，其中，所述的換熱器組布置在安全殼內的圓周上，所述的換熱水箱布置在安全殼外殼的環形建筑物內。

更進一步，如上所述的非能動安全殼熱量導出系統，其中，所述的換熱水箱為封閉的鋼筋混凝土結構，并設有不銹鋼襯里。

本發明的有益效果如下：(1)采用非能動的方案排出安全殼內熱量，提高了系統的固有安全性；(2)系統保證在超設計基準事故情況下安全殼的長期排熱，包括與全廠斷電和噴淋系統故障相關的事故。改進傳統能動安全系統核電廠對安全級電源的依賴，提高電廠的安全性；(3)可以顯著提高嚴重事故下放射性物質向環境釋放頻率(LERF)的概率安全指標。

附圖說明

圖1為美國AP1000的非能動安全殼冷卻系統示意圖；

圖2為本發明的閉式非能動安全殼熱量導出系統示意圖；

圖3為本發明的開式非能動安全殼熱量導出系統示意圖。

具體實施方式

下面結合附圖與具體實施例對本發明做進一步的詳細說明。

本發明所提供的非能動安全殼熱量導出系統(PCS系統)采用非能動技術，發生全廠斷電時，在沒有操縱員干預的情況下，系統自動投入運行，利用自然循環實現安全殼的長期排熱。在無需操縱員操作的情況下，安全殼非能動排熱時間至少維持72小時，72小時后可以考慮其它補水手段。

PCS系統可以分為閉式系統和開式系統兩種設計方式，每種設計方式均可以設置三個相互獨立的系統，下面分別對獨立的閉式系統和開式系統進行介紹。

●閉式系統