一种置顶式压水堆非能动应急余热排出系统技术方案

技术编号:7051347 阅读:232 留言:0更新日期:2012-04-11 18:40
本实用新型专利技术涉及一种置顶式压水堆非能动应急余热排出系统,包括安全壳、连接有热管段和冷管段的压力容器、设置在安全壳顶部并存储有冷凝水的贮水箱、以及在贮水箱内设置并被冷凝水浸没的至少一个换热器;换热器的管侧入口位置高于换热器的管侧出口;换热器的管侧入口通过进口管道与热管段连接,并且在进口管道上设置进口控制阀门;换热器的管侧出口通过出口管道与冷管段连接,并且在出口管道上设置出口控制阀门。在事故工况下,压力容器内的水或蒸汽通过热管段排出进入换热器内被降温或冷凝,贮水箱内的水被换热器不断加热,依靠贮水箱内水的沸腾将热量传递到大气(最终热阱)中,提高了核电站的可靠性、安全性和经济性。(*该技术在2021年保护过期,可自由使用*)

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及核电站的安全系统,更具体地说,涉及一种用于核电站事故工况下的将压力容器的热量导出的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统
技术介绍
随着技术的成熟核电站的安全性的不断提高,核电站的建设逐渐的成为国家发展的重要能源保障。目前的核电站中,核反应堆的结构是在安全壳中形成反应堆堆腔,在堆腔中设置压力容器。压力容器连接有冷管段和热管段,蒸汽发生器连接在热管段和冷管段之间,通过冷管段注入冷却剂,对压力容器(反应堆堆芯)进行常规的冷却,然后通过热管段排出。为了实现压水堆的热量导出功能,通常是利用蒸汽发生器和余热排出功能来实现对压力容器内的热量的导出。现有的热量导出系统由于需要电源的支持,在失去全部电源 (厂外电源和应急柴油发电机电源)的状态下,这些热量导出系统就会失效,降低了核电站的安全性。而且,并不是直接对压力容器内的热量进行导出,不利于热量的直接传出。
技术实现思路
本技术要解决的技术问题在于,提供一种结构简单、可有效实现在事故工况下的对压力容器内的热量直接导出的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统。本技术解决其技术问题所采用的技术方案是提供一种置顶式压水堆非能动应急余热排出系统,包括安全壳、设置在所述安全壳内的压力容器,所述压力容器连接有热管段和冷管段,该系统还包括设置在所述安全壳顶部并存储有冷凝水的贮水箱、以及在所述贮水箱内设置并被所述冷凝水浸没的至少一个换热器;所述换热器的管侧入口位置高于所述换热器的管侧出口;所述换热器的管侧入口通过进口管道与所述热管段连接,并且在所述进口管道上设置进口控制阀门;所述换热器的管侧出口通过出口管道与所述冷管段连接,并且在所述出口管道上设置出口控制阀门。在本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统中,所述贮水箱设有至少一组空气进口和空气出口,所述空气进口连接有进气管道,所述进气管道的进气口设置在所述安全壳的外侧;并且所述进气管道上设有进气控制阀门;所述空气出口连接有出气管道,所述出气管道的出气口设置在所述安全壳的外侧;并且所述出气管道上设有出气控制阀门。在本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统中,所述出气管道的出气口的位置高于所述进气管道的进气口的位置。在本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统中,所述贮水箱内在所述换热器的一侧设有隔板,所述隔板的下端与所述贮水箱的底部之间留有缝隙;所述贮水箱的空气进口和空气出口分别位于所述隔板的两侧。在本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统中,所述换热器包括多个;所述贮水箱的空气进口为多个,对应分别连接有多个所述进气管道;所述进气管道的进气口分布在所述安全壳的不同位置;所述贮水箱的空气出口同样为多个,对应连接有多个所述出气管道;所述出气管道的出气口相连通,设置在所述安全壳的顶部。在本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统中,所述进气控制阀门为安装在所述安全壳位置处的进气爆破阀;所述出气控制阀门为安装在所述安全壳位置处的出气爆破阀。在本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统中,所述贮水箱的外侧还设有将所述贮水箱与所述压力容器分隔的隔离板。实施本技术具有以下有益效果在事故工况下,压力容器内的水或蒸汽通过热管段排出进入换热器内冷凝,贮水箱内的水被换热器不断加热,将蒸汽降温冷凝,然后再注入冷管段,重新注入到压力容器内,将压力容器的热量直接导出。进一步的,贮水箱内的水被不断加热,通过出气管道排出到安全壳外的大气中,依靠贮水箱内的水沸腾将热量传递到大气(最终热阱)中;在贮水箱内的水量持续减少,直至换热器露出水面,此时,利用空气对换热器进行冷却,进而形成有效的空气冷却循环,从而通过蒸汽发生器将压力容器热量导出到安全壳外的最终热阱(大气)中,实现了在事故工况下的核电站压力容器余热排出的功能,提高了核电站的可靠性、安全性和经济性。附图说明下面将结合附图及实施例对本技术作进一步说明,附图中图1是本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统的一个实施例的示意图;图2是本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统的工作状态模式一的示意图;图3是本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统的工作状态模式二的示意图;图4是本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统的工作状态模式三的示意图。具体实施方式如图1所示,是本技术的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统的一个实施例,可应用于核电站的事故应急处理。该核电站的核反应堆结构是在安全壳10内形成反应堆堆腔14,在堆腔中设置压力容器11。压力容器11连接有冷管段12和热管段13 ;当然, 在热管段13和冷管段12上还分别设有稳压器和主泵等设备。可以理解的,核电站当然具有其他配套设备,在此不作赘述。如图所示,该置顶式压水堆非能动应急余热排出系统包括贮水箱21以及换热器22。在本实施例中,该换热器22为两个,可以理解的,换热器22的数量可以根据需要设置一个或多个。该换热器22的管侧入口位置高于其管侧出口,从而有利于形成自然循环。该换热器22的管侧入口通过进口管道23与热管段13连接,并且在进口管道23 上设置进口控制阀门231 ;换热器22的管侧出口通过出口管道M与冷管段12连接,并且在出口管道M上设置出口控制阀门Ml。利用该置顶式压水堆非能动应急余热排出系统将压力容器11的热量导出到安全壳10外的最终热阱(大气)中,实现了在事故工况下的压力容器11余热排出的功能。可以理解的,两个换热器22的进口管道23可以并联连接,同时接入到热管段13, 而出口管道M也可以并联连接,同时接入到冷管段12。当然,也可以采用串联方式连接。在本实施例中,该贮水箱21设置在安全壳10的顶部,并且可以在安全壳10内设置隔离板15,将贮水箱21与压力容器11进行实体隔离,防止事故下放射性物质从空气进口、空气出口泄露出去,增加了系统安全性。进一步的,该贮水箱21设置有空气进口和空气出口。在本实施例中,空气进口为两个,对应进气管道25为两个,分别与空气进口对应连接。当然,空气进口的数量还可以根据需要设置为一个或多个。对应的,进气管道25的进气口分布在安全壳10的不同位置,接入外界的空气。进气控制阀门251采用安装在安全壳10上的进气爆破阀,在需要时,打开进气爆破阀即可接入外界空气。该空气出口为两个,对应的出气管道沈也为两个,分别与空气出口连接,将贮水箱21内的蒸汽排出。在本实施例中,出气管道沈的出气口相连通,并设置在安全壳10的顶部,而进气管道25的进气口的位置低于出气口的位置,形成烟@效应,更加有利于蒸汽或热空气的排出。出气控制阀门261也可以采用安装在安全壳10上的出气爆破阀,在需要时,打开出气爆破阀即可排出贮水箱21内的蒸汽或热空气。当然,出气管道沈的出气口也可以分开设置,贮水箱21的空气出口、出气管道沈的数量也可以根据需要设置为一个或多个。进一步的,为了增加空气对流能力,在贮水箱21内设置有隔板27。该隔板27的下端与贮水箱21的底部之间留有缝隙,而贮水箱21的空气进口和空气出口分别位于该隔板 27的两侧,从而在贮水箱21的水蒸干后,起到空气的导流作用,以增强空气对流能力,提高换热效率。当然,隔板27的高度、数量可以根据实际要求进行设计修改。反应堆在正常工况本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种置顶式压水堆非能动应急余热排出系统,包括安全壳、设置在所述安全壳内的压力容器,所述压力容器连接有热管段和冷管段,其特征在于,该系统还包括设置在所述安全壳顶部并存储有冷凝水的贮水箱、以及在所述贮水箱内设置并被所述冷凝水浸没的至少一个换热器;所述换热器的管侧入口位置高于所述换热器的管侧出口;所述换热器的管侧入口通过进口管道与所述热管段连接,并且在所述进口管道上设置进口控制阀门;所述换热器的管侧出口通过出口管道与所述冷管段连接,并且在所述出口管道上设置出口控制阀门。

【技术特征摘要】
1.一种置顶式压水堆非能动应急余热排出系统,包括安全壳、设置在所述安全壳内的压力容器,所述压力容器连接有热管段和冷管段,其特征在于,该系统还包括设置在所述安全壳顶部并存储有冷凝水的贮水箱、以及在所述贮水箱内设置并被所述冷凝水浸没的至少一个换热器;所述换热器的管侧入口位置高于所述换热器的管侧出口;所述换热器的管侧入口通过进口管道与所述热管段连接,并且在所述进口管道上设置进口控制阀门;所述换热器的管侧出口通过出口管道与所述冷管段连接,并且在所述出口管道上设置出口控制阀门。2.根据权利要求1所述的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统,其特征在于,所述贮水箱设有至少一组空气进口和空气出口,所述空气进口连接有进气管道,所述进气管道的进气口设置在所述安全壳的外侧;并且所述进气管道上设有进气控制阀门;所述空气出口连接有出气管道,所述出气管道的出气口设置在所述安全壳的外侧;并且所述出气管道上设有出气控制阀门。3.根据权利要求2所述的置顶式压水堆非能动应急余热排出系统,其特征在于,所述出气管道...

【专利技术属性】
技术研发人员:卢向晖蒋晓华林维青
申请(专利权)人:中科华核电技术研究院有限公司中国广东核电集团有限公司
类型:实用新型
国别省市:94

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