[發明專利]核反應堆余熱排出系統

在審

• 申請號: 201210050871.5
• 申請日: 2012-02-29
• 公開（公告）號: CN103295657A
• 公開（公告）日: 2013-09-11
• 發明（設計）人: 司勝義;林千;廖亮;申屠軍
• 申請（專利權）人: 上海核工程研究設計院
• 主分類號: G21C15/18
• 分類號: G21C15/18
• 代理公司: 上海專利商標事務所有限公司 31100
• 代理人: 喻學兵

技術領域

本發明涉及核反應堆的安全保護系統，尤其涉及核反應堆余熱排出系統。

背景技術

余熱排出系統是反應堆安全保護的一個重要措施。在發生事故時，由于停堆后反應堆持續產生衰變熱，需要將衰變熱排出，以免反應堆熱量積累，堆芯和壓力邊界由于溫度和壓力過高而發生損傷。

中國實用新型專利201020227239.X(文獻1)公開一種保證核電站安全的安全系統，涉及用于保證核電站安全的安全系統，通過在安全殼上部設置的噴淋子系統，在發生安全事故后，對安全殼內的設備和空間進行噴淋冷卻，能夠帶走安全殼內的熱量，降低安全殼內的壓力，起到預防安全殼超壓的作用。進一步，可以通過地坑吸熱水箱吸收熱量，保證安全殼不超壓。而且在發生事故時可以通過子系統內壓力容器內注入冷卻水，從而導出反應堆堆芯內的熱量。該系統通過向反應堆壓力容器的高壓、中壓、低壓注水帶走反應堆堆芯的熱量，并將熱量噴放到安全殼內，再通過安全殼的噴淋來降低安全殼內的溫度和壓力，并沒有有效將熱量帶走，還需要設置一套系統，將噴淋水的熱量帶至安全殼外的最終熱阱，系統復雜，中間過程多，系統失效概率必然增大。

中國發明專利申請201110037783.7公開一種核電站非能動專設安全系統該系統包括二次側非能動余熱排出熱交換器、蒸汽冷凝水箱、非能動堆腔注水系統、非能動高壓堆芯補水箱和相關的閥門與管道。在核電站發生設計基準事故和超設計基準事故時，通過有步驟的投入一系列的非能動與能動的安全設施，及時和迅速對反應堆一回路和堆芯進行有效冷卻，使核電站順利進入安全的冷停堆狀態。該系統從核電站系統的蒸汽發生器二次側帶走衰變熱，帶走的熱量通過二次側非能動余熱排出熱交換器傳遞給安全殼內的蒸汽冷凝水箱內，安全殼的降溫降壓功能由安全殼內的噴淋來實現，也就是說，與文獻1的不足之初有類似之初，即只是將反應堆堆芯的熱量帶至安全殼內，反應堆設計要求熱量必須傳遞至最終熱阱，因此需要另外的一套設備才能將熱量帶至安全殼外最終熱阱，系統復雜，中間過程多，系統失效概率必然增大；另外，由于二次側非能動余熱排出熱交換器并沒有儲水箱裝置，因此其系統內的水裝量較少，僅依靠蒸汽發生器的初始水裝量，難以保證系統的可靠運行；

發明內容

本發明的目的在于提供一種核反應堆余熱排出系統，以增強核反應堆的余熱排出的可靠性。

為實現所述目的的核反應堆余熱排出系統，其特點是，包括反應堆主冷卻劑、余熱換熱器、非能動給水箱以及噴灑器，工質從非能動給水箱中流至余熱換熱器的入口，吸收由余熱換熱器傳遞的反應堆冷卻劑的熱量，從余熱換熱器的出口流至噴灑器，再從噴灑器噴灑在非能動給水箱中；非能動給水箱的位高比余熱換熱器的位置要高。

所述的核反應堆余熱排出系統，其進一步的特點是，非能動給水箱是一個開放式容器，其上部與大氣連通。

所述的核反應堆余熱排出系統，其進一步的特點是，所述工質為水。

所述的核反應堆余熱排出系統，其進一步的特點是，所述余熱換熱器為反應堆的蒸汽發生器。

所述的核反應堆余熱排出系統，其進一步的特點是，蒸汽發生器的出口至噴灑器的部分管路為反應堆的主蒸汽管道。

所述的核反應堆余熱排出系統，其進一步的特點是，非能動給水箱至蒸汽發生器的入口的部分管路為反應堆的主給水管道。

所述的核反應堆余熱排出系統，其進一步的特點是，噴灑器浸沒于非能動給水箱內。

本發明的余熱排出系統，可以在反應堆的一些特殊工況下，比如發生事故后，在一定時期內高效地將反應堆主冷卻劑的熱量帶至最終熱阱，由于直接將熱量帶至最終熱阱，該系統具有系統簡單、可靠性高、中間過程少等優點。

附圖說明

圖1是本發明實施例1的核反應堆余熱排出系統的系統框圖。

圖2是本發明實施例2的核反應堆余熱排出系統的系統框圖。

具體實施方式

實施例1

圖1所示，核反應堆的余熱排出系統包括反應堆主冷卻劑1、余熱換熱器2、非能動給水箱4、噴灑器5組成。反應堆主冷卻劑1與反應堆堆芯組成回路，以帶走堆芯熱量，反應堆主冷卻劑1與余熱換熱器2接觸，以進行熱交換。余熱換熱器2、非能動給水箱4、噴灑器5通過管道構成換熱工質流動回路，非能動給水箱4及與之聯通的余熱排出系統內的工質為水，也可以替換為其他可行的工質。

余熱換熱器2通過管道連接噴灑器5，噴灑器5浸沒于非能動給水箱4內。