[實用新型]一種非能動核電站泄壓冷凝換熱系統(tǒng)

有效

• 申請?zhí)枺?/td>: 201420847850.0
• 申請日: 2014-12-29
• 公開（公告）號: CN204614459U
• 公開（公告）日: 2015-09-02
• 發(fā)明（設(shè)計）人: 李玉全;石洋;郝博濤;李代力;王楠
• 申請（專利權(quán)）人: 國核華清（北京）核電技術(shù)研發(fā)中心有限公司;國家核電技術(shù)有限公司
• 主分類號: G21C15/18
• 分類號: G21C15/18;G21C9/012
• 代理公司: 中國專利代理(香港)有限公司 72001
• 代理人: 姚李英;胡斌

技術(shù)領(lǐng)域

?本實用新型涉及一種換熱系統(tǒng)，具體而言涉及一種非能動核電站泄壓冷凝換熱系統(tǒng)。

背景技術(shù)

?安全的核電是一種高能源密度的清潔能源，對保護(hù)生態(tài)環(huán)境、調(diào)整能源結(jié)構(gòu)和保障能源安全有重要的作用。然而一旦核電站出現(xiàn)安全問題，則對工作人員、周邊居民以及生態(tài)環(huán)境等會帶來巨大的威脅。為此核電站安全問題是人們應(yīng)用核電時必須重點(diǎn)考慮的問題。目前核電站傾向于采用非能動安全技術(shù)處理事故。所謂非能動安全技術(shù)是指在發(fā)生事故情況下利用自然力完成各種冷卻功能，其中自然力可由重力、蓄壓氣體壓力、自然循環(huán)產(chǎn)生的驅(qū)動力等來產(chǎn)生，無需泵及外部電源。因此，在提高了核電站安全可靠性的同時大大簡化了了核電站的安全系統(tǒng)。

現(xiàn)有技術(shù)的非能動核電站包括主回路系統(tǒng)和與其連通的反應(yīng)堆堆芯冷卻系統(tǒng)（將在具體實施例部分詳細(xì)描述），反應(yīng)堆堆芯冷卻系統(tǒng)用于在發(fā)生事故時帶走主回路系統(tǒng)中反應(yīng)堆堆芯殘余裂變產(chǎn)生的反應(yīng)堆堆芯余熱。

需強(qiáng)調(diào)的是，在現(xiàn)有技術(shù)中，主自動降壓閥具有最大的流通排放面積，通過其向安全殼內(nèi)排放的主回路系統(tǒng)中堆芯余熱產(chǎn)生的蒸汽占主要比例。這將導(dǎo)致以下問題：1）安全殼內(nèi)壓力將增高，反過來影響主回路系統(tǒng)的壓力泄放，延遲主補(bǔ)水箱向反應(yīng)堆壓力容器的重力注水的啟動，而此時第一補(bǔ)水箱和第二補(bǔ)水箱基本排空，反應(yīng)堆堆芯處于事故中液位最低的危險時期，此時的泄壓延緩增加了反應(yīng)堆堆芯裸露風(fēng)險。針對現(xiàn)有技術(shù)的試驗和分析證明（參見1999年在《Nuclear?Engineering?and?Design》發(fā)表的、作者為?David?E.?Bessette,?Marino?di?Marzo的以及名稱為“Transition?from?depressurization?to?long?term?cooling?in?AP600?scaled?integral?test?facilities”的文獻(xiàn)），主自動降壓閥開啟和主補(bǔ)水箱安注啟動之間的這一過渡時期將出現(xiàn)反應(yīng)堆堆芯最低液位，因此對于現(xiàn)有非能動安全技術(shù)來說，主自動降壓閥開啟后的主回路系統(tǒng)降壓過程是重點(diǎn)關(guān)注的危險階段。2）由于非能動核電站的安全殼冷卻系統(tǒng)也采用非能動方式，在安全殼外冷卻水排干后（如現(xiàn)有AP1000技術(shù)殼外冷卻水重力自流能夠維持72小時，假設(shè)72小時后廠外應(yīng)急能夠提供動力電源并恢復(fù)殼外冷卻水供水）的長期自然冷卻階段，例如只能依靠熱傳導(dǎo)和空氣自然對流的換熱方式對安全殼內(nèi)的蒸汽進(jìn)行冷凝，安全殼長期保持充足的換熱能力面臨挑戰(zhàn)。3）經(jīng)主自動降壓閥的泄壓噴放出的蒸汽冷凝回流至地坑需要一段時間，尤其在安全殼外冷卻不足導(dǎo)致殼內(nèi)蒸汽冷凝不及時會出現(xiàn)地坑液位降低，使得反應(yīng)堆堆芯的自然循環(huán)冷卻流量降低。這些都將導(dǎo)致反應(yīng)堆堆芯冷卻面臨風(fēng)險。

本實用新型旨在提供一種新型的非能動核電站泄壓冷凝換熱系統(tǒng)經(jīng)主自動降壓閥與主回路熱段連接，使得經(jīng)主自動降壓閥噴放出的蒸汽及熱量不再在安全殼內(nèi)聚集，可以有效降低安全殼內(nèi)壓力，促進(jìn)主自動降壓閥為主回路系統(tǒng)泄壓，確保主補(bǔ)水箱注水及時啟動，緩解該危險階段反應(yīng)堆堆芯冷卻不足的情況；同時改善事故后期完全依靠安全殼長期空氣冷卻的局限性；如能將蒸汽快速冷凝并回流地坑，能夠有效保持地坑淹沒液位，維持穩(wěn)定的反應(yīng)堆堆芯自然循環(huán)冷卻流量，提升長期冷卻的安全性；從而克服當(dāng)前非能動核電站的非能動安全系統(tǒng)存在的不足。

實用新型內(nèi)容

本實用新型的一個實施方案提供了一種非能動核電站泄壓冷凝換熱系統(tǒng)，其中非能動核電站包括安全殼和主自動降壓閥，主自動降壓閥與連接到反應(yīng)堆壓力容器上的主回路熱段連通，用于在發(fā)生事故時釋放反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)的蒸汽，其中非能動核電站泄壓冷凝換熱系統(tǒng)包括設(shè)置與主自動降壓閥連通的蒸汽聯(lián)箱和閉合自然循環(huán)回路，閉合自然循環(huán)回路包括非能動蒸汽冷凝換熱器、換熱回路管線、殼外非能動熱交換器以及換熱介質(zhì)，其中蒸汽聯(lián)箱設(shè)置在非能動核電站的安全殼內(nèi)，蒸汽聯(lián)箱的頂部配置有蒸汽聯(lián)箱蒸汽排放管線，蒸汽聯(lián)箱的底部配置有設(shè)有單向閥的蒸汽聯(lián)箱冷凝水排放管線，換熱回路管線貫穿蒸汽聯(lián)箱和安全殼設(shè)置，非能動蒸汽冷凝換熱器設(shè)置在蒸汽聯(lián)箱內(nèi)并與換熱回路管線連通，殼外非能動熱交換器設(shè)置在安全殼外且與換熱回路管線連通，殼外非能動熱交換器相對于非能動蒸汽冷凝換熱器設(shè)置在較高的位置，閉合自然循環(huán)回路中的換熱介質(zhì)在非能動蒸汽冷凝換熱器吸收熱量并通過換熱回路管線將熱量傳遞給殼外非能動熱交換器，從而在非能動蒸汽冷凝換熱器、換熱回路管線、殼外非能動熱交換器之間建立了閉合自然循環(huán)，以便在非能動核電站發(fā)生事故時持續(xù)帶走反應(yīng)堆堆芯殘余裂變產(chǎn)生反應(yīng)堆堆芯余熱。