核电站安全壳热量导出系统技术方案

本发明专利技术公开了一种核电站安全壳热量导出系统，其包括水源、通过进水管道与水源连接的热量导出泵以及连接在热量导出泵下游的冷却水出水管道，所述水源为安全壳系统自有水源；还包括连接在热量导出泵与冷却水出水管道之间的非能动热量排出系统；所述非能动热量排出系统用于对热量导出泵输送的热水进行冷却，并利用导出的热量发电，为安全壳热量导出系统中的能动设备提供动力。与现有技术相比，本发明专利技术核电站安全壳热量导出系统以安全壳系统自有水源为水源，利用非能动热量排出系统将安全壳热量导出并转化为系统中能动设备的动力，因此解决了现有热量导出系统对外部冷源和电源的依赖性问题。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核电站的安全设备，更具体地说，涉及一种应用在核电站超设计基准事故下的核电站安全壳热量导出系统。
技术介绍
随着核电技术的广泛使用，核电站的安全也得到越来越广泛地关注。现有核电站中，核反应堆结构是：在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器；压力容器与蒸汽发生器连接，通过一回路、二回路系统进行常规冷却。在核反应堆发生超设计基准事故时，二回路系统可能会停止运行，导致反应堆堆芯所产生的大量热能无法导出，反应堆芯将逐渐熔化并掉入压力容器底部；此时如果熔融物碎片得不到冷却，高温熔融物将会熔穿压力容器，并通过破口进入堆腔，进而烧蚀地基混凝土，并释放出大量的不凝结气体(H2、CO2、CO等)。这会给安全壳带来两种后果：1)安全壳因不凝气体持续聚集导致超压失效，放射性物质进入大气，破坏环境；2)熔融物将安全壳底板熔穿，放射性物质进入地基，污染土壤和水质。由于安全壳是放射性外泄的最后一道包容屏障，因此，事故后安全壳热量的导出以及放射性包容功能显得尤为重要，必须采取本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电站安全壳热量导出系统，包括水源、通过进水管道与水源连接的热量导出泵以及连接在热量导出泵下游的冷却水出水管道，所述水源为安全壳系统自有水源，其特征在于：还包括连接在热量导出泵与冷却水出水管道之间的非能动热量排出系统；所述非能动热量排出系统用于对热量导出泵输送的热水进行冷却，并利用导出的热量发电，为安全壳热量导出系统中的能动设备提供动力。

【技术特征摘要】
1.一种核电站安全壳热量导出系统，包括水源、通过进水管道与水源连接
的热量导出泵以及连接在热量导出泵下游的冷却水出水管道，所述水源为安全
壳系统自有水源，其特征在于：还包括连接在热量导出泵与冷却水出水管道之
间的非能动热量排出系统；所述非能动热量排出系统用于对热量导出泵输送的
热水进行冷却，并利用导出的热量发电，为安全壳热量导出系统中的能动设备
提供动力。
2.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述
非能动热量排出系统是一个基于布雷顿热力循环的全封闭循环回路。
3.根据权利要求1所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述
非能动热量排出系统包括换热器、透平、强制空气冷却器、空压机和发电机；
换热器连接在热量导出泵和冷却水出水管道之间，透平和空压机同轴连接至发
电机；非能动热量排出系统的循环回路中以超临界介质作为流体工质，经加热
后膨胀做功，进而转化为电能，驱动系统中的能动设备持续运转。
4.根据权利要求3所述的核电站安全壳热量导出系统，其特征在于：所述
注水与喷淋系统工作时，从热量导出泵中流出的水经非能动热量排出系统的换
热器进行热量交换后，热量传递至超临界介质；超临界介质驱动透平和与透平
同轴的空压机旋转并带动发电机，发...

【专利技术属性】
技术研发人员：魏淑虹，郑华，
申请(专利权)人：中广核工程有限公司，中国广核集团有限公司，
类型：发明
国别省市：广东;44