非能动反应堆堆芯冷却系统技术方案

本申请实施例提供一种非能动反应堆堆芯冷却系统，包括：安全壳、压力容器、第一连接管、第二连接管以及设置在所述安全壳外的换热器；所述压力容器设置在所述安全壳内，所述压力容器用于放置反应堆堆芯；所述安全壳壳壁上设置有第一开口和第二开口；所述压力容器的出口与所述第一连接管的第一端连通，所述第一连接管的第二端穿过所述第一开口与所述换热器的入口连通，所述换热器的出口与所述第二连接管的第一端连通，所述第二连接管的第二端穿过所述第二开口与所述压力容器的入口连通。通过持续导出压力容器内反应堆堆芯的热量至安全壳外，从而对反应堆堆芯进行冷却，相较于现有技术中，冷却效率更高。冷却效率更高。冷却效率更高。

【技术实现步骤摘要】
非能动反应堆堆芯冷却系统


[0001]本申请涉及核电厂安全
，尤其涉及一种非能动反应堆堆芯冷却系统。

技术介绍

[0002]核电站中的核反应堆的结构是在安全壳内设置压力容器，将反应堆堆芯设置在压力容器内，在事故运行工况中，由于反应堆堆芯会产生大量的衰变热，可能造成堆芯损伤。为了保证反应堆堆芯的安全，需要持续导出压力容器内堆芯产生的热量。为了保证安全壳的完整性，还需要将安全壳的热量导出到安全壳外。
[0003]通常有两种非能动反应堆堆芯冷却方式，一种是通过设置在安全壳外的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统冷却蒸汽发生器二次侧，进而利用蒸汽发生器冷却反应堆一回路，实现对反应堆堆芯的冷却；一种是通过布置在安全壳内的非能动堆芯冷却系统，将堆芯产生的热量导出压力容器至安全壳，再经安全壳冷却系统将安全壳内的热量导出至安全壳外，保证堆芯和安全壳安全。上述两种非能动堆芯冷却系统都需要经过两次换热后才能将堆芯热量导出至安全壳外，效率较低。

技术实现思路

[0004]本申请实施例提供一种非能动反应堆堆芯冷却系统，能够解决现有技术中，反应堆堆芯冷却效率低的问题。
[0005]为了解决上述技术问题，本申请是这样实现的：
[0006]本申请实施例提供一种非能动反应堆堆芯冷却系统，包括：安全壳、压力容器、第一连接管、第二连接管以及设置在所述安全壳外的换热器；
[0007]所述压力容器设置在所述安全壳内，所述压力容器用于放置反应堆堆芯；
[0008]所述安全壳壳壁上设置有第一开口和第二开口；
[0009]所述压力容器的出口与所述第一连接管的第一端连通，所述第一连接管的第二端穿过所述第一开口与所述换热器的入口连通，所述换热器的出口与所述第二连接管的第一端连通，所述第二连接管的第二端穿过所述第二开口与所述压力容器的入口连通。
[0010]可选的，所述压力容器的入口包括反应堆冷管道安全注入接口和压力容器直接注入接口。
[0011]可选的，所述系统还包括第一卸压阀，所述第一卸压阀位于所述安全壳内，所述第一卸压阀设置在所述第一连接管上，用于连通或关断所述第一连接管。
[0012]可选的，所述系统还包括稳压器，所述稳压器设置在所述第一连接管上，且所述稳压器位于所述第一卸压阀和所述压力容器之间。
[0013]可选的，所述系统还包括第一阀门和第二阀门，所述第一阀门和所述第二阀门均设置在所述第一连接管上，且所述第一阀门位于所述第一卸压阀和所述第二阀门之间；
[0014]所述第一阀门位于所述安全壳内，所述第二阀门位于所述安全壳外。
[0015]可选的，所述系统还包括第三阀门和第四阀门，所述第三阀门和所述第四阀门均
设置在所述第二连接管上，且所述第三阀门位于所述安全壳外，所述第四阀门位于所述安全壳内。
[0016]可选的，包括冷凝水箱，所述冷凝水箱位于所述安全壳外高位，所述换热器位于在所述冷凝水箱内。
[0017]可选的，所述第一阀门、所述第二阀门、所述第三阀门和所述第四阀门均为隔离阀。
[0018]本申请实施例中，压力容器内的高温蒸汽通过第一连接管进入换热器内进行降温，然后通过第二连接管回流至压力容器内，其中，压力容器设置在安全壳内，换热器设置在安全壳外，压力容器用于放置反应堆堆芯。这样，通过持续导出压力容器内反应堆堆芯的热量至安全壳外，从而对反应堆堆芯进行冷却，相较于现有技术中，冷却效率更高。
附图说明
[0019]图1为本申请实施例提供的一种非能动反应堆堆芯冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
[0020]下面将结合本申请实施例中的附图，对本申请实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本申请一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本申请中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本申请保护的范围。
[0021]除非另作定义，本申请中使用的技术术语或者科学术语应当为本申请所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。本申请中使用的“第一”、“第二”以及类似的词语并不表示任何顺序、数量或者重要性，而只是用来区分不同的组成部分。同样，“一个”或者“一”等类似词语也不表示数量限制，而是表示存在至少一个。“连接”或者“相连”等类似的词语并非限定于物理的或者机械的连接，而是可以包括电性的连接，不管是直接的还是间接的。“上”、“下”、“左”、“右”等仅用于表示相对位置关系，当被描述对象的绝对位置改变后，则该相对位置关系也相应地改变。
[0022]请参阅图1，图1为本申请实施例提供的非能动反应堆堆芯冷却系统的结构示意图，该系统包括：安全壳、压力容器10、第一连接管20、第二连接管30以及设置在所述安全壳外的换热器40；
[0023]所述压力容器10设置在所述安全壳内，所述压力容器10用于放置反应堆堆芯；
[0024]所述安全壳壳壁上设置有第一开口和第二开口；
[0025]所述压力容器10的出口与所述第一连接管20的第一端连通，所述第一连接管20的第二端穿过所述第一开口与所述换热器40的入口连通，所述换热器40的出口与所述第二连接管30的第一端连通，所述第二连接管30的第二端穿过所述第二开口与所述压力容器10的入口连通。
[0026]其中，该系统作为设计基准事故下的二次侧排热系统的后备，在核电站正常功率运行情况下，该系统处于备用状态。具体的，本系统应用于在一回路完好，但二次侧排热系统不可用的设计扩展工况下，以非能动的方式持续排出堆芯余热，确保堆芯的长期冷却，防止堆芯熔化。
[0027]本申请实施例中，压力容器10内的高温蒸汽通过第一连接管20进入换热器40内进行降温，然后通过第二连接管30回流至压力容器10内，其中，压力容器10设置在安全壳内，换热器40设置在安全壳外，压力容器10用于放置反应堆堆芯。这样，通过持续导出压力容器10内反应堆堆芯的热量至安全壳外，从而对反应堆堆芯进行冷却，相较于现有技术中，对压力容器10外表面进行冷却，冷却效率更高。
[0028]其中，该换热器40可为C型换热器，其换热效率高。
[0029]可选的，所述压力容器10的入口包括反应堆冷管道安全注入接口和压力容器直接注入接口。可选的，所述系统还包括稳压器50，所述稳压器50设置在所述第一连接管20上，所述稳压器50位于所述安全壳内。
[0030]在具体实施中，稳压器50是电厂正常运行时稳定一回路压力的设备。稳压器50是本系统运行时冷却回路的重要组成部分。
[0031]可选的，所述系统还包括设置在所述稳压器50顶部的第一卸压阀60，所述第一卸压阀60用于连通或关断所述第一连接管20。其中，第一卸压阀60的数量可为两个，两个第一卸压阀60并联设置，通过设置两个第一卸压阀60，以提高系统的可靠性。
[0032]在具体实施中，在发生事故工况的情况下，操作员依据电厂状态进行判断，在需要蒸汽发生器二次侧排热启动本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种非能动反应堆堆芯冷却系统，其特征在于，包括：安全壳、压力容器、第一连接管、第二连接管以及设置在所述安全壳外的换热器；所述压力容器设置在所述安全壳内，所述压力容器用于放置反应堆堆芯；所述安全壳的壳壁上设置有第一开口和第二开口；所述压力容器的出口与所述第一连接管的第一端连通，所述第一连接管的第二端穿过所述第一开口与所述换热器的入口连通，所述换热器的出口与所述第二连接管的第一端连通，所述第二连接管的第二端穿过所述第二开口与所述压力容器的入口连通。2.根据权利要求1所述的非能动反应堆堆芯冷却系统，其特征在于，所述压力容器的入口包括反应堆冷管道安全注入接口和压力容器直接注入接口。3.根据权利要求1所述的非能动反应堆堆芯冷却系统，其特征在于，所述系统还包括稳压器，所述稳压器设置在所述第一连接管上，所述稳压器位于所述安全壳内。4.根据权利要求3所述的...

【专利技术属性】
技术研发人员：谢小飞，陶俊，梁潇，
申请(专利权)人：华龙国际核电技术有限公司，
类型：新型
国别省市：