一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统技术方案

本实用新型专利技术提供一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，包括：装有冷却水的冷却水箱、蒸汽管道、冷却水管道、传热管；冷却水管道第一端与冷却水箱接通，冷却水管道第二端与传热管的第一端接通；蒸汽管道第一端与冷却水箱接通，蒸汽管道的第二端与传热管的第二端接通；蒸汽管道上设置有蒸汽隔离阀，冷却水管道上设置有冷却水隔离阀；传热管包括上升管道以及与上升管道一端连接的下降管道，上升管道与下降管道之间设置有保温层；传热管设置在反应堆安全壳内，且传热管的上升管道靠近反应堆容器、传热管的下降管道远离反应堆容器。本实用新型专利技术提供的系统具有排热效果好，数量少且无大型设备，安装方便，维修简单，有利于减少反应堆容器内部空间等优点。

A passive residual heat removal system outside the lead-based fast reactor

The utility model provides a passive residual heat removal system outside a lead-based fast reactor, which comprises a cooling water tank, a steam pipe, a cooling water pipe and a heat transfer tube, wherein the first end of the cooling water pipe is connected with the cooling water tank, the second end of the cooling water pipe is connected with the first end of the heat transfer tube, the first end of the steam pipe is connected with the cooling water tank, and the second end of the steam pipe is connected with the heat transfer tube The second end of the steam pipe is connected; the steam pipe is provided with a steam isolation valve, and the cooling water pipe is provided with a cooling water isolation valve; the heat transfer pipe includes a rising pipe and a falling pipe connected with one end of the rising pipe, and an insulating layer is arranged between the rising pipe and the falling pipe; the heat transfer pipe is arranged in the reactor containment, and the rising pipe of the heat transfer pipe is close to the reactor vessel and the heat transfer pipe The downcomer is away from the reactor vessel. The system provided by the utility model has the advantages of good heat removal effect, small quantity and no large-scale equipment, convenient installation, simple maintenance, and conducive to reducing the internal space of the reactor vessel, etc.

【技术实现步骤摘要】
一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统
本技术涉及核电
，尤其涉及一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统。
技术介绍
铅基快堆属于第四代核反应堆，是一种能实现闭合燃料循环的先进快堆，一般采用池式或半池式结构，冷却剂为铅或铅铋合金，具有良好的中子学性能、热工水力学性能和固有安全特性。相较于其它第四代堆型，例如：钠冷快堆(SodiumCooledFastReactorSystem，SFR)、超常高温气冷堆(VeryHighTemperatureGas-cooledReactor，VHTR)、超临界水堆(SupercriticalWaterReactor，SCWR)、熔盐堆(MoltenSaltReactor，MSR)、气冷快堆(Gas-cooledFastReactor，GFR)，具有较好的技术成熟性，在安全性和经济性上取得比较好的平衡，是最有可能实现工业示范的四代堆之一。余热排出系统作为反应堆的专设安全系统之一，它的设计和研究，对提高反应堆的固有安全性具有重要的意义。铅基快堆采用独立的非能动余热排出系统。近年，非能动安全系统的研究和发展迅速，在第三代和第四代反应堆的设计中得到了广泛应用。非能动安全系统的优点有：利用介质自身密度差和重力等固有特性进行工作，提高了系统运行的可靠性；减少了因电源故障而引起的系统失效；降低了堆芯熔化概率。中国原子能科学研究院技术公开了一种池式钠冷快堆的事故余热排放系统，采用非能动三回路设计。它由独立热交换器和空气热交换器串连而成，其中独立热交换器的下部浸入堆芯的钠池中，空气热交换器外连拔风烟囱，系统通过独立热交换器将一回路钠的热量传给二回路，二回路中的高、低温钠进行热交换，最后通过三回路中的空气热交换器将热量排到大气中，该系统的三个回路均采用自然循环的方式运行。欧盟铅冷快堆ALFRED(AdvancedLeadFastReactorEuropeanDemonstrator)的应急余热排出系统设置在蒸汽发生器二次侧，采用非能动三回路设计，主要设备有：冷凝器、冷却水箱和相应的管道、阀门。在事故工况下，蒸汽发生器的主给水和主蒸汽管线被隔离，应急余热排出系统投运，二回路水进入蒸汽发生器，受一回路铅加热产生蒸汽，蒸汽通过自然循环进入应急余热排出系统的冷凝器，冷凝器以三回路的冷却水箱为水源，将蒸汽冷凝成水，冷凝水靠重力返回蒸汽发生器，再次产生蒸汽，形成循环，最终将反应堆余热排往热阱——水箱中的冷却水。上述产品结构或技术具有如下的缺点：1.池式钠冷快堆事故余热排放系统和欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动应急余热排出系统的回路较多，热阻大，排热效果差。2.池式钠冷快堆事故余热排放系统的独立热交换器的下部浸入反应堆堆芯的钠池中，占用反应堆空间，不利于反应堆内其它设备的布置，并且它在钠池中安装困难，不容易固定。3.欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动应急余热排出系统的冷却水箱中需要放置冷凝器，尺寸较大，不利于空间布置，且维修困难。4.欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动应急余热排出系统与蒸汽发生器连接，二回路低温水会对其造成热冲击，降低使用寿命，甚至引发设备失效从而造成事故的恶化。
技术实现思路
为解决上述技术问题，本技术提供一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，具有排热效果好，数量少且无大型设备，安装方便，维修简单，有利于减少反应堆容器内部空间等优点。本技术提供的一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，包括：装有冷却水的冷却水箱、蒸汽管道、冷却水管道、传热管、蒸汽隔离阀、冷却水隔离阀；其中，所述冷却水管道的第一端与所述冷却水箱接通且所述冷却水管道的第一端位于冷却水液面下方，所述冷却水管道的第二端与所述传热管的第一端接通；所述蒸汽管道的第一端与所述冷却水箱接通，所述蒸汽管道的第二端与所述传热管的第二端接通；所述蒸汽管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述蒸汽隔离阀，所述冷却水管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述冷却水隔离阀；所述传热管为U型传热管，所述传热管包括上升管道以及与所述上升管道一端连接的下降管道，所述上升管道与所述下降管道之间设置有保温层；所述传热管设置在反应堆安全壳内，且所述传热管的上升管道贴在反应堆容器外部，所述上升管道用于吸收反应堆一回路的热量。优选地，所述传热管进一步包括多根上升管道以及与所述多根上升管道一一对应连接的多根下降管道；所述多根下降管道聚于母管后作为所述传热管的第一端与所述冷却水管道的第二端接通，所述多根上升管道聚于母管后作为所述传热管的第二端与所述蒸汽管道的第二端接通。优选地，所述保温层为圆筒形保温层，且所述保温层由多个片状金属保温单元拼接而成。优选地，所述蒸汽管道包括蒸汽主管道以及蒸汽支管道，所述蒸汽支管道的两端均与所述蒸汽主管道接通，所述蒸汽主管道和所述蒸汽支管道上均设置有所述蒸汽隔离阀。优选地，所述冷却水管道包括冷却水主管道以及冷却水支管道，所述冷却水支管道的两端均与所述冷却水主管道接通，所述冷却水主管道和所述冷却水支管道上均设置有所述冷却水隔离阀。优选地，所述冷却水箱上设置有用于排放水蒸气的排汽口。优选地，所述冷却水箱上设置有用于对所述冷却水箱进行补水的补水回路。实施本技术，具有如下有益效果：本技术提供的系统采用非能动余热排出技术，不依赖外部动力电源，就可以满足包括全厂断电在内的反应堆丧失正常排热路径事故条件下余热排出的需求。采用非能动两回路设计，相比于池式钠冷快堆事故余热排放技术和欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动余热排出技术，系统内回路较少，热阻小，排热效果好。采用反应堆堆外非能动余热排出技术，相比于欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动余热排出技术，不会对蒸汽发生器造成热冲击，从而降低其使用寿命，甚至引发设备失效从而造成事故的恶化，节约维修成本，提高了核电厂安全性。本技术采用堆外简化设计，设备数量少且无大型设备，安装方便，维修简单，有利于减少反应堆容器内部空间，节约投资成本。采用堆外非能动余热排出技术，能减薄传热管壁，提高传热效率，改善管壁受力情况，减轻系统重量，节约投资成本。本技术采用堆外非能动余热排出技术，传热以辐射换热为主，可防止凝固点较高的铅或铅铋出现局部过冷凝固的现象。附图说明为了更清楚地说明本技术实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本技术的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。图1是本技术提供的铅基快堆堆外非能动余热排出系统的示意图。图2是本技术提供的图1中传热管的上升管道和下降管道的示意图。具体实施方式本技术提供一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，如图1所示，该系统包括：装有冷却水的冷却水箱6、蒸汽管道5、冷却水管道9、传热管2、蒸本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，其特征在于，包括：装有冷却水的冷却水箱、蒸汽管道、冷却水管道、传热管、蒸汽隔离阀、冷却水隔离阀；/n其中，所述冷却水管道的第一端与所述冷却水箱接通且所述冷却水管道的第一端位于冷却水液面下方，所述冷却水管道的第二端与所述传热管的第一端接通；/n所述蒸汽管道的第一端与所述冷却水箱接通，所述蒸汽管道的第二端与所述传热管的第二端接通；/n所述蒸汽管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述蒸汽隔离阀，所述冷却水管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述冷却水隔离阀；/n所述传热管为U型传热管，所述传热管包括上升管道以及与所述上升管道一端连接的下降管道，所述上升管道与所述下降管道之间设置有保温层；/n所述传热管设置在反应堆安全壳内，且所述传热管的上升管道贴在反应堆容器外部，所述上升管道用于吸收反应堆一回路的热量。/n

【技术特征摘要】
1.一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，其特征在于，包括：装有冷却水的冷却水箱、蒸汽管道、冷却水管道、传热管、蒸汽隔离阀、冷却水隔离阀；
其中，所述冷却水管道的第一端与所述冷却水箱接通且所述冷却水管道的第一端位于冷却水液面下方，所述冷却水管道的第二端与所述传热管的第一端接通；
所述蒸汽管道的第一端与所述冷却水箱接通，所述蒸汽管道的第二端与所述传热管的第二端接通；
所述蒸汽管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述蒸汽隔离阀，所述冷却水管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述冷却水隔离阀；
所述传热管为U型传热管，所述传热管包括上升管道以及与所述上升管道一端连接的下降管道，所述上升管道与所述下降管道之间设置有保温层；
所述传热管设置在反应堆安全壳内，且所述传热管的上升管道贴在反应堆容器外部，所述上升管道用于吸收反应堆一回路的热量。


2.根据权利要求1所述的铅基快堆堆外非能动余热排出系统，其特征在于，所述传热管进一步包括多根上升管道以及与所述多根上升管道一一对应连接的多根下降管道；
所述多根下降管道聚于母管后作为所述传热管的第一端与所述冷却水管道的第二...

【专利技术属性】
技术研发人员：南金秋，周川江，谭璞，张立德，
申请(专利权)人：岭东核电有限公司，中广核研究院有限公司，中国广核集团有限公司，中国广核电力股份有限公司，
类型：新型
国别省市：广东;44