[实用新型]一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器

说明书

技术领域

本实用新型属于核电站安全技术领域，特别涉及一种用于超临界水反应堆余热排出的自然循环的换热器。

背景技术

超临界水堆是六种第四代未来堆型中唯一的水冷反应堆。它采用一次直流循环设计，选取超临界水作为堆芯冷却剂，不发生相变。反应堆堆芯出口参数：25MPa，500℃，热效率可达到45%。单机热功率可达到1700MW以上。

对于采用一次直流循环设计的超临界水堆而言，堆芯冷却剂回路与汽轮机、给水加热器等常规循环回路直接相连通，运行中将存在更多的潜在风险，必须坚持和确保安全第一的原则。确保超临界水反应堆安全的主要问题之一就是要在任何情况下保证核燃料释热的疏导。在正常运行工况下，超临界水堆核裂变和裂变产物衰变产生的热量由主冷却剂通过一次直流循环直接带走；而当反应堆停堆时，虽然以裂变为机制的核功率很快消失，但是由于裂变而产生的裂变碎片以及它们的衰变物在放射性衰变过程中释放的热量还存在，同样需要及时导出。除了失水事故以外，所有基准事故引起的紧急停堆工况下，均可以利用余热排出系统导出堆芯余热。

非能动技术正在逐渐引入商业运行的核反应堆余热排出系统。以三代AP1000核电技术为例，利用非能动自然循环实现余热排出，不需要操作员的行动来缓解事故，减少了事故发生后由于人为操作错误而导致事件升级的可能性。非能动自然循环利用自然力驱动，提高了系统运行的可靠性，而不需要采用循环泵、柴油机等能动设备，减少了因电源故障或者机械故障而引起的系统运行失败。现阶段，国际上尚未建成超临界水堆示范电站。国内外针对超临界水堆的研究也尚处于概念设计阶段，多集中于堆芯内部结构设计、中子物理特性分析和热工特性分析等领域。而针对超临界水堆余热排出换热系统包括余热排出换热器设计，还没有进行相关研究。超临界水堆类似于日本福岛核电站采用一次直流循环，一旦发生事故且放射性泄漏进入冷却剂循环回路，将被带入汽轮机、给水加热器等设备。此时，若利用原一次循环回路将堆芯热量导出，将会使放射性物质扩散至核反应堆安全壳外部，危及周围环境的安全。此外，超临界水堆冷却剂流量大，进出口温升大。可见，有效地隔离放射性物质、及时地导出堆芯余热等关键安全问题，均为超临界水堆余热排出系统设计提出较大难题。

发明内容

本实用新型的目的是为避免事故工况下超临界水堆堆芯内部放射性物质泄漏、确保发生事故后堆芯余热第一时间导出，从而提供了一种用于超临界水反应堆余热排出的自然循环的换热器。

本实用新型采用的技术方案为：

该换热器的主体结构由上至下由顶部端盖、壳体和下封头组成；

在壳体的上部设置平行布置的上隔板和下隔板；上隔板与顶部端盖之间构成顶部腔室；上隔板、下隔板和壳体之间构成上部腔室；在下隔板的下方设置多个均匀布置的与上部腔室连通的筒体，筒体的外壁与壳体、下隔板之间构成冷流体水下降通道，筒体的下壁与下封头之间构成下部腔室；在每个筒体内设置一个贯穿筒体与上部腔室、连通顶部腔室和下部腔室的内筒体，筒体与内筒体之间构成热流体超临界水环形通道；

在顶部端盖上，设置与顶部腔室连通的冷流体水出口；在壳体上设置与上部腔室连通的热流体超临界水入口，在壳体的下隔板下方设置与冷流体水下降通道连通的冷流体水入口；在每个筒体上，设置一个连通外界与筒体内部的热流体超临界水出口。

所述筒体为圆柱体或方柱体，数量为4-12个；内筒体的形状与筒体相同。

所述热流体超临界水入口通入超临界水，在热流体超临界水环形通道内流动，由热流体超临界水出口流出，构成一次侧循环；冷流体水入口通入冷流水，在冷流体水下降通道、下部腔室、由内筒体构成的冷流体水上升通道以及顶部腔室内流动，由冷流体水出口流出，构成二次侧循环。

所述一次侧循环和二次侧循环均为自然循环，并于循环回路中引入氦气以增强自然循环驱动。

所述筒体和内筒体之间的间隙为10-20mm。

所述顶部端盖与壳体之间、壳体与下封头之间均采用法兰连接。

本实用新型的有益效果为：

该换热器在双侧利用流体自身的密度差实现自然循环传热的装置。一次侧循环和二次侧循环均采用直管流动，减小了阻力并增强了自然循环能力。且为了增强一次侧循环与二次侧循环之间的换热效果，采用先顺流后逆流的综合换热方式。

换热器布置于安全壳内部，超临界压力一侧发生泄漏时将放射性物质限制在安全壳内，安全可靠。

附图说明

图1是本实用新型所述换热器的侧视剖面图。

图2是换热器横截面及内外筒体均为圆形时的A-A截面俯视图。