本发明专利技术涉及反应堆设计技术，具体涉及一种应对全厂断电事故的非能动排热装置。其结构包括二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统，二次侧非能动余热排出系统用来导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统各设备的显热，使反应堆维持在安全停堆状态；非能动安全壳热量导出系统用来导出堆芯释放到安全壳内的热量，维持安全壳的完整性。二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统共用换热水箱。本发明专利技术能够在全厂断电事故工况下导出堆芯衰变热及其释放到安全壳空间内的热量，显著降低堆芯融化概率和放射性物质向环境释放的概率。
【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及反应堆设计技术，具体涉及一种应对全厂断电事故的非能动排热装置。
技术介绍
全厂断电定义为电厂内交流电源全部丧失。传统能动型核电厂由于堆芯冷却、衰变热排出和安全壳冷却均依赖于交流电源，因此全厂断电的后果比较严重。传统能动型核电厂全厂断电的缓解措施包括当发生全厂断电时，经水压试验泵发电机组或移动式的柴油发电机启动，通过给水压试验泵供电，将来自换料水箱的含硼水注入主泵轴封，保证轴封 的完整性，保证主冷却剂泵密封的完整性、确保一回路的硼酸浓度、维持一回路的水装量以及保证余热排出，并为运行提供必要信息的重要仪表供电。此时汽动辅助给水泵为蒸汽发生器提供给水，通过大气排放系统导出堆芯余热。该种能动型的应对全厂断电事故的装置过于复杂，过分依赖汽源和柴油发电机。从上世纪八十年代开始，美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究，其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表。美国AP1000的非能动余热排出系统采用非能动方式在全厂断电事故工况下把堆芯衰变热导出到安全壳内置换料水箱。该系统通过布置在换料水箱(IRWST)内的非能动余热排出热交换器，通过反应堆和反应堆余热排出热交换器之间的自然循环将堆芯衰变热传至换料水箱内的冷却水。只需开启该系统热交换器出口两个启动隔离阀的任一个，同时关闭两个串联的安全壳凝水回流槽疏水气动隔离阀的任一个即可使系统投入运行。4个隔离阀均有压缩气体(储能)、蓄电池(储能)作为动力源。美国AP1000的非能动安全壳冷却系统采用非能动方式把安全壳内的热量散发到最终热阱一大气。正常运行工况下，空气从屏蔽构筑物顶部入口进入，流过下降通道后又反向通过上升流道，带走安全壳容器壁传递的热量，最后从烟 排至环境。接到安全壳高-2压力信号后，系统的事故后运行自动启动，只需开启三个常关隔离阀中的任何一个，不需其他动作即可启动系统。系统的启动也可由操纵员在主控室或远程停堆工作站手动启动。美国AP1000的非能动系统可以有效应对全厂断电事故，但仅适用于非能动安全系统核电厂。对于能动型专设安全设施的核电厂，上述系统很难满足应对全厂断电事故的要求。
技术实现思路
本专利技术的目的在于针对现有技术的缺陷，提供一种应对全厂断电事故的非能动排热装置，在全厂断电事故工况下导出堆芯衰变热及其释放到安全壳空间内的热量，显著降低堆芯融化概率和放射性物质向环境释放的概率。本专利技术的技术方案如下一种应对全厂断电事故的非能动排热装置，包括二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的二次侧非能动余热排出系统包括与蒸汽发生器的主蒸汽管道相连接的两路蒸汽管线，第一路蒸汽管线与应急余热排出冷却器连接，第二路蒸汽管线与应急补水箱连接，所述的应急余热排出冷却器设置在安全壳外部的换热水箱内，应急余热排出冷却器的出口管道与应急补水箱出口的注入管线合为一条凝水管道，与下方的蒸汽发生器的主给水管道相连接；所述的非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器或换热器组，所述的换热器或换热器组通过上升管线和下降管线与设置在安全壳外部的换热水箱相连接；二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统共用同一个换热水箱，换热水箱的高度高于换热器或换热器组的高度。进ー步，如上所述的应对全厂断电事故的非能动排热装置，其中，在所述的与蒸汽发生器的主蒸汽管道相连接的两路蒸汽管线的上均设置常开电动隔离阀，在应急余热排出冷却器的出ロ管道上设置常闭气动隔离阀。进ー步，如上所述的应对全厂断电事故的非能动排热装置，其中，在所述的应急补水箱出口的注入管线上设有常闭气动隔离阀。 更进一歩，如上所述的应对全厂断电事故的非能动排热装置，其中，所述的应急补水箱设置在安全壳的外部。进ー步，如上所述的应对全厂断电事故的非能动排热装置，其中，在安全壳外部的换热水箱内设有汽水分离器，所述的非能动安全壳热量导出系统的换热器或换热器组的上升管线与汽水分离器连接。进ー步，如上所述的应对全厂断电事故的非能动排热装置，其中，在所述的非能动安全壳热量导出系统的上升管线和下降管线上分別设有隔离阀。进ー步，如上所述的应对全厂断电事故的非能动排热装置，其中，所述的换热水箱为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢村里。本专利技术的有益效果如下本专利技术将二次侧非能动余热排出系统(PRS)和非能动安全壳热量导出系统(PCS)相结合来应对核电站全厂断电事故，可以有效地应对以全厂断电为始发事件叠加ー回路或ニ回路不完整的事故序列，PRS系统用来导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统各设备的显热，使反应堆维持在安全停堆状态；PCS系统用来导出堆芯释放到安全壳内的热量，維持安全壳的完整性。因此，PRS系统与PCS系统相结合的方式应对全厂断电事故比单独设置PRS系统或PCS系统更有优势，同时，也是应对核电站全厂断电事故的最佳组合方案，PRS系统与PCS系统可以共用同一个换热水箱，简化了系统设备，换热水箱的水量可以确保无需操作员操作而实现72小时的系统非能动运行。附图说明图I为本专利技术的系统结构示意图。图中，I.蒸汽发生器2.主蒸汽管道3.主给水管道4.第一路蒸汽管线5.第二路蒸汽管线6.应急补水箱7.补水箱出口的注入管线8.应急余热排出冷却器9.换热水箱10.凝水管道11.电动隔离阀12.气动隔离阀13.气动隔离阀14.换热器或换热器组15.上升管线16.下降管线17.汽水分离器18.隔离阀19.隔离阀20.电动隔离阀具体实施方式本专利技术所提供的应对全厂断电事故的非能动排热装置，在发生全厂断电事故后，二次侧非能动余热排出系统(PRS)用来导出堆芯余热和反应堆冷却剂系统各设备的显热，使反应堆维持在安全停堆状态；非能动安全壳热量导出系统(PCS)用来导出堆芯释放到安全壳内的热量，维持安全壳的完整性。二次侧非能动余热排出系统(PRS)和非能动安全壳热量导出系统(PCS)共用换热水箱。传统的核电厂执行安全功能的系统均由能动设备、部件完成，因此事故后安全功能的实现依赖安全级电源。一旦厂内外电源丧失，安全功能将无法实现。应对全厂断电的非能动排热装置可以在全厂断电的超设计基准事故工况下排出堆芯余热和释放到安全壳内的热量。当发生全厂断电时，经水压试验泵发电机组或移动式的柴油发电机启动，通过给水压试验泵供电，将来自换料水箱的含硼水注入主泵轴封，保证轴封的完整性，保证主冷却剂泵密封的完整性、确保一回路的硼酸浓度、维持一回路的水装量以及保证余热排出，并为运行提供必要信息的重要仪表供电。此时汽动辅助给水泵为蒸汽发生器提供给水，通过大气排放系统导出堆芯余热；如果汽动辅助给水泵失效，在一回路和二回路完整的情况下，可以 采用二次侧非能动余热排出系统(PRS)，导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备的显热，在规定时间内将反应堆维持在安全状态。因此PRS系统可以有效应对全厂断电事故，但PRS系统不能应对以全厂断电为始发事件叠加一回路或二回路不完整的事故序列，因此需要设置非能动安全壳热量导出系统(PCS)应对这种事故序列。如果一回路或二回路不完整，热量释放到安全壳空间内，可以采用PCS系统，将安全壳压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。所以PRS系统与PCS系统相结合的方式应对全厂断电事故比单独设置PRS系统或PC本文档来自技高网...
【技术保护点】
一种应对全厂断电事故的非能动排热装置，包括二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统，所述的二次侧非能动余热排出系统包括与蒸汽发生器（1）的主蒸汽管道（2）相连接的两路蒸汽管线，第一路蒸汽管线（4）与应急余热排出冷却器（8）连接，第二路蒸汽管线（5）与应急补水箱（6）连接，其特征在于：所述的应急余热排出冷却器（8）设置在安全壳外部的换热水箱（9）内，应急余热排出冷却器（8）的出口管道与应急补水箱出口的注入管线（7）合为一条凝水管道（10），与下方的蒸汽发生器（1）的主给水管道（3）相连接；所述的非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器或换热器组（14），所述的换热器或换热器组（14）通过上升管线（15）和下降管线（16）与设置在安全壳外部的换热水箱（9）相连接；二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统共用同一个换热水箱（9），换热水箱（9）的高度高于换热器或换热器组（14）的高度。
【技术特征摘要】
2012.08.20 CN 201220413286.2及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动 和变型在内。权利要求1.一种应对全厂断电事故的非能动排热装置，包括二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统，所述的二次侧非能动余热排出系统包括与蒸汽发生器(I)的主蒸汽管道(2)相连接的两路蒸汽管线，第一路蒸汽管线(4)与应急余热排出冷却器(8)连接，第二路蒸汽管线(5)与应急补水箱(6)连接，其特征在于所述的应急余热排出冷却器(8)设置在安全壳外部的换热水箱(9)内，应急余热排出冷却器(8)的出口管道与应急补水箱出口的注入管线(7)合为一条凝水管道(10)，与下方的蒸汽发生器(I)的主给水管道(3)相连接；所述的非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器或换热器组(14)，所述的换热器或换热器组(14)通过上升管线(15)和下降管线(16)与设置在安全壳外部的换热水箱(9)相连接；二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统共用同一个换热水箱(9)，换热水箱(9)的高度高于换热器或换热器组(14)的高度...
【专利技术属性】
技术研发人员：于勇，赵侠，宋代勇，袁霞，李军，赵光辉，王志刚，李伟，赵斌，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：
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