[發明專利]壓水堆核電站分離式熱管式非能動余熱排出系統

在審

• 申請號: 201510319596.6
• 申請日: 2015-06-11
• 公開（公告）號: CN104916334A
• 公開（公告）日: 2015-09-16
• 發明（設計）人: 彭敏俊;呂星;夏庚磊;鄭勇;孫林
• 申請（專利權）人: 哈爾濱工程大學
• 主分類號: G21C15/18
• 分類號: G21C15/18
• 代理公司: 暫無信息
• 代理人: 暫無信息

技術領域

本發明涉及的是一種核電站安全裝置，具體地說是余熱排出系統。

背景技術

由于衰變熱等大量余熱的產生，在反應堆停堆后，需要設置專門的余熱排出系統來保證堆芯余熱的排出，否則將導致壓力容器內壓力和溫度的持續升高，對壓力容器的完整性造成威脅。現有核電站設置的余熱排出系統絕大多數為能動設備，在運行時需要外部設備提供動力，這就使得余排設備存在當外部動力源喪失時喪失功能的風險，對反應堆安全造成威脅。

隨著核電工業的發展，新一代先進核電站的設計中基本都采用了非能動技術來提高系統的固有安全性。非能動安全系統結構簡單且不易失效，在投入運行時依靠系統的固有特性和自然規律來保障反應堆的安全，不需過分依賴運行人員的判斷和外部能源的供給就能完成相應的安全功能。現有非能動余熱排出系統設計大多通過對一回路冷卻劑的直接冷卻實現余熱排出的功能，這種余熱排出方式具有明顯的換熱效果，但是對換熱器設計的要求較高，增加了一回路放射性冷卻劑泄漏的概率。此外目前以大氣為最終熱阱的非能動余熱排出系統回路循環工質在運行過程中大多數保持單相，換熱效率較低，且需要較大的高度差以獲得穩定的自然循環流量，這都將導致換熱設備尺寸過大等問題。

發明內容

本發明的目的在于提供在滿足事故初期快速冷卻和事故后期長期冷卻要求的同時，獲得較大的換熱效率和較小設備尺寸的壓水堆核電站分離式熱管式非能動余熱排出系統。

本發明的目的是這樣實現的：

本發明壓水堆核電站分離式熱管式非能動余熱排出系統，其特征是：包括蒸汽發生器、換熱器、空氣冷卻塔，蒸汽發生器上分別設置主蒸汽管道、給水管道、排污孔，換熱器里安裝分離式熱管蒸發段，分離式熱管蒸發段的上方通過蒸汽管與主蒸汽管道相連，分離式熱管蒸發段的下方通過凝水管與排污孔相連，空氣冷卻塔里安裝熱管冷凝段，換熱器的進口通過下降管與熱管冷凝段的出口相連，換熱器的出口通過上升管與熱管冷凝段的進口相連，空氣冷卻塔的下端部為冷空氣進口，空氣冷卻塔的上端部為熱空氣出口，給水管道上設置第一隔離閥。

本發明還可以包括：

1、主蒸汽管道上設置常開的第二隔離閥，凝水管上設置并聯且常閉的第三隔離閥和第四隔離閥，并聯的第三隔離閥和第四隔離閥與排污孔之間的凝水管上設置止回閥，熱管冷凝段上設置釋放閥。

2、分離式熱管冷凝段的海拔高于熱管蒸發段的海拔。

本發明的優勢在于：

1、非能動余熱排出系統連接在蒸汽發生器二次側，保證了一回路主冷卻系統邊界的完整性，有效控制事故條件下放射性物質的擴散；

2、非能動余熱排出換熱器管側為分離式熱管蒸發段，對蒸汽發生器產生蒸汽直接冷卻，與最終熱阱間形成較大的溫差以能獲得穩定循環，將熱量及時帶出。

3、采用分離式熱管作為中間回路，熱管中工質的相變換熱使得其具有很高的換熱效率，顯著減小設備尺寸；

4、大氣環境作為最終熱阱，將熱量最終排入大氣環境中，滿足反應堆需要長期冷卻的要求。

附圖說明

圖1為本發明的結構示意圖。

具體實施方式

下面結合附圖舉例對本發明做更詳細地描述：

結合圖1，壓水堆核電站分離式熱管式非能動余熱排出系統，包括非能動余熱導出系統和分離式熱管回路系統，所述的非能動余熱導出系統包括蒸汽管5，非能動余熱排出換熱器6和凝水管7；所述非能動余熱排出換熱器6為余熱導出系統和熱管回路系統共用設備；所述的分離式熱管回路系統由非能動余熱排出換熱器6，上升管13，分離式熱管冷凝段15以及下降管16組成；所述分離式熱管冷凝段15位于煙囪17下部。

所述的非能動余熱排出換熱器6為管殼式換熱器，為兩個系統共用設備，換熱器殼側與蒸汽管道5相連，換熱器管側為分離式熱管蒸發段12，殼側出口的海拔略低于蒸汽發生器1的水位。

所述的蒸汽管5與主蒸汽管道2底部相連，沿一定的傾斜角度向下連接到非能動余熱排出換熱器6。

所述的凝水管7與蒸汽發生器排污孔11相連，凝水管7上設有兩個并聯的常閉隔離閥，隔離閥9為能動隔離閥，隔離閥8為非能動隔離閥，隔離閥下游設一個止回閥10。

所述的熱管蒸發段12的進口通過下降管16與熱管冷凝段15出口相連，熱管蒸發段12的出口通過上升管13與熱管冷凝段15進口相連。

所述的分離式熱管冷凝段15位于空氣冷卻塔17中，分離式熱管冷凝段15的海拔高于熱管蒸發段12的海拔。分離式熱管冷凝段15上端裝有釋放閥14。