一种核电站非能动余热排出系统技术方案

本实用新型专利技术涉及一种核电站非能动余热排出系统，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压力水平内，隔离阀与反应堆停堆安全信号联锁开启，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及非能动余热排出系统，具体而言涉及一种核电站非能动余热排出 系统。
技术介绍
安全的核电是一种高能源密度的清洁能源，对保护生态环境、调整能源结构和保 障能源安全有重要的作用。然而一旦核电站出现安全问题，则对工作人员、周边居民以及生 态环境等会带来巨大的威胁。为此核电站安全问题是人们应用核电时必须重点考虑的问 题。目前核电站倾向于采用非能动安全技术处理事故。所谓非能动安全技术是指在发生事 故情况下利用自然力完成各种冷却功能，其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产 生的驱动力等来产生，无需泵及外部电源。因此，在提高了核电站安全可靠性的同时大大简 化了了核电站的安全系统。 现有技术的核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统(将在 具体实施例部分参照非能动核电站详细描述主回路系统和反应堆堆芯应急冷却系统)，反 应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的 反应堆堆芯余热。 在核电站发生小破口事故的情况下，主回路系统(如图1所示）中的冷却水从小破 口向安全壳内喷放，反应堆压力容器2内的压力下降，主回路系统中的冷却水减少，导致稳 压器11中的水位降低，将触发反应堆停堆安全信号，反应堆堆芯1停止反应，主泵9停机， 蒸汽发生器6出口的主蒸汽管线12上的主蒸汽隔离阀13关闭。由于主蒸汽隔离阀13关 闭，蒸汽发生器的二次侧（蒸汽发生器6内和U型管5外的空间）内的饱和水蒸发产生的蒸 汽无法输送给蒸汽轮机（图1中未示出)，蒸汽发生器的二次侧无法利用正常工作方式带走 反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。 随着事故进程的发展，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入，主回路系 统内的温度和压力不断的下降，因而蒸汽发生器二次侧由起初的热阱变为热源，反而向主 回路系统释放热量，显然不利于主回路系统的冷却和降压。图4示出了在主回路系统冷段 发生大约5cm小破口事故情况下，主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在破口发 生后随时间变化曲线图。图4中，实线为主回路系统压力，虚线分别是两台蒸汽发生器二次 侧的压力。通过图4可以看出，最初主回路系统压力PQ高于蒸汽发生器二次侧内的压力， 但是随着事故条件下主蒸汽隔离阀13的关闭，通过主回路系统的自然循环，部分反应堆堆 芯余热传递给蒸汽发生器二次侧内的饱和冷却水，饱和冷却水蒸发使得蒸汽发生器二次侧 内的压力升高。如图4所示，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入使得主回路系 统的温度和压力逐步降低，蒸汽发生器二次侧内的压力将高于主回路系统的压力。相应的， 蒸汽发生器二次侧内的换热介质的温度将高于主回路系统内换热介质的温度，U型管由于 完全置于蒸汽发生器二次侧空间内，因此将导致过热蒸汽在U型管内部聚集，不再参与主 回路冷却循环，这不利于主回路系统冷却和降压。 在核电站发生完全断电的情况下，非能动核电站首先依靠主回路系统的自然循 环，将一部分反应堆堆芯余热通过蒸汽发生器内的U型传热管传递给蒸汽发生器二次侧， 使得蒸汽发生器二次侧内存有的饱和冷却水不断吸热蒸发，导致蒸汽发生器二次侧内压力 升高，当压力升高到蒸汽发生器二次侧泄压阀14设定的开启压力时(如7.8MPa)，蒸汽发生 器二次侧泄压阀14开启，向安全壳内排出高压蒸汽，给蒸汽发生器二次侧泄压，当压力降 低至当蒸汽发生器二次侧泄压阀14设定的关闭压力时(如7.6MPa)，蒸汽发生器二次侧泄 压阀14关闭。蒸汽发生器二次侧泄压阀14关闭后，蒸汽发生器二次侧由于U型管的持续 换热吸收反应堆堆芯余热其内部压力重新升高，蒸汽发生器二次侧泄压阀14如此往复开 启关闭，排出蒸汽，直至蒸汽发生器二次侧液位降低至蒸汽发生器二次侧设定的低液位值 时触发反应堆停堆安全信号，则反应堆堆芯应急冷却系统将投入工作，反应堆堆芯余热排 出功能由反应堆堆芯应急冷却系统接管。同时，由于受到自然循环换热能力的限制，主回路 系统的余热不能够完全通过蒸汽发生器二次侧承载，因此，主回路系统内也会升温升压，导 致稳压器起跳。 无论是小破口事故下主回路系统的泄放还是蒸汽发生器二次侧的蒸汽泄放都是 直接在安全壳内，都会导致安全壳升压。 因此，需要提供一种核电站非能动余热排出系统，用于对蒸汽发生器二次侧进行 持续冷却，将蒸汽发生器二次侧内的热量直接释放到周围大气中，保持其装水量，维持主 回路系统和蒸汽发生器二次侧之间的传热温差和传热面积，有效改善主回路系统冷却和降 压，有助于改善核电站抗击小破口和完全断电事故的能力。
技术实现思路
本技术的目的在于提供一种核电站非能动余热排出系统，用于对蒸汽发生器 二次侧进行持续冷却，有助于改善核电站抗击小破口和完全断电事故的能力。 本技术的一个实施例提供了一种核电站非能动余热排出系统，核电站包括安 全壳和设置在安全壳内的蒸汽发生器，其特征在于，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽 发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回 路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通， 壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换 热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内 的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非 能动余热排出系统维持在较低压力水平内，在核电站发生事故时，隔离阀与反应堆停堆安 全信号联锁开启，换热介质在蒸汽发生器壳体换热器处吸收蒸汽发生器内的热量形成蒸 汽，蒸汽沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向流动到壳外换热器在此冷凝形成冷 凝液，冷凝液在重力作用下沿换热介质在换热回路管线内的第二流动方向回流到蒸汽发生 器壳体换热器，第一流动方向与第二流动方向相对，而且壳外换热器在此将吸收的热量释 放到周围大气中，从而在蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀以及 隔离阀之间建立了闭合自然循环回路，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。 根据本技术的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中 稳压阀将闭合自然循环回路维持在较低压力水平内，超过稳压阀的压力限制时， 则稳压阀会自动开启为闭合自然循环回路降压，闭合自然循环回路内的压力回到设定压力 时，则稳压阀关闭。 根据本技术的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中蒸汽发 生器内不能完全冷凝的蒸汽在超压时再经由蒸汽发生器顶部的蒸汽发生器二次侧泄压阀 排放至安全壳内，安全壳内的热量通过安全壳冷却系统释放到大气中。 根据本技术的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中核电站 包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应堆堆芯应急冷却系统用于在 发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。 根据本技术的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中主回路 系统包括蒸汽发生器、U型管、主回路系统冷段、主回路系统热段、主泵、反应堆压力容器、 位于反应堆压力容器内的反应堆堆芯、波动管与稳压器，其中U型管设置在蒸汽发生器中， U型管出口端经通过蒸汽发生器底部的冷腔室隔本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电站非能动余热排出系统，核电站包括安全壳和设置在安全壳内的蒸汽发生器，其特征在于，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压力水平内，在核电站发生事故时，隔离阀与反应堆停堆安全信号联锁开启，换热介质在蒸汽发生器壳体换热器处吸收蒸汽发生器内的热量形成蒸汽，蒸汽沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向流动到壳外换热器在此冷凝形成冷凝液，冷凝液在重力作用下沿换热介质在换热回路管线内的第二流动方向回流到蒸汽发生器壳体换热器，第一流动方向与第二流动方向相对，而且壳外换热器在此将吸收的热量释放到周围大气中，从而在蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀以及隔离阀之间建立了闭合自然循环回路，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。...

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：李玉全，房芳芳，石洋，杨福明，
申请(专利权)人：国核华清北京核电技术研发中心有限公司，国家核电技术有限公司，
类型：新型
国别省市：北京;11