[发明专利]一种“非能动受迫循环”热量导出系统

说明书

技术领域

本发明涉及反应堆设计技术，具体涉及一种“非能动受迫循环”热量导出系统设计。

背景技术

第三代核电厂广泛采用的“非能动”设计利用普遍存在的自然现象实现物质和能量的传递，例如，重力、密度差、压力差等，基于此思想的非能动安全系统仅依靠重力、自然循环和蓄压工作，安全系统投运时不需要机械设备的连续运转，不需要外部动力供应也不需要支持系统。

由于核电厂反应堆停闭之后依然有衰变热的产生，当前主流商用压水堆都采用基于自然循环的非能动热量导出系统来导出反应堆和安全壳内的热量，例如，美国西屋电气公司AP1000的非能动余热导出系统以及中国核工业集团公司ACP1000的二次侧非能动余热排出系统等，这些系统可以概括性统称为非能动热量导出系统。

AP1000的非能动余热导出系统（见图1）的非能动余热排出热交换器能够在非LOCA事故时将应急排出堆芯衰变热。该热交换器1由一组连接在管板上的C型管束和布置在上部（入口）和下部（出口）的封头组成。热交换器1的入口管线与反应堆冷却剂系统热管段相连接，出口管线与蒸汽发生器3的下封头冷腔室相连接，它们与冷却剂系统热管段和冷管段组成了一个非能动余热排出的自然循环回路，能够自动导出堆芯衰变热。从内置换料水箱2（IRWST）产生的蒸汽在安全壳钢壳内冷凝，并依靠重力流回IRWST。非能动余热导出热交换器与非能动堆芯冷却系统在闭环模式下，可以完全导出衰变热，直至无限长的时间。

ACP1000的非能动热量导出设计包括二次侧非能动余热排出系统（见图2）和非能动安全壳热量导出系统，这两个系统所采用的同样是热交换器1与冷却水箱4的组合，利用自然循环导出蒸汽发生器和安全壳中的热量。

此类非能动设计依靠冷却剂密度差而形成自然循环，以热交换器为媒介，将反应堆或安全壳内的热量传递至热阱，能够有效避免压力容器和安全壳超温超压。但是，在严重事故工况下，自然循环压头是否足以驱动自然循环有较大的不确定性。如果在地震发生时系统管道发生弯曲、变形，或热交换器发生形变，则可能改变自然循环系统管线的阻力特性，有可能严重影响注入流量。

在快堆和医用微堆的设计过程中，也应用了自然循环的设计特性，其堆外和堆内试验验证结果都证明：自然循环的建立需要较长的时间（中国实验快堆1:4模型试验用时25个小时、医用微堆在一星期的时间内仍没有建立稳定的自然循环）。而在AP1000的设计分析中都是假定，达到启动条件自然循环立即建立。然而，非能动余热排出系统完全是通过密度差压头驱动的，自然循环过程建立缓慢，特别是在事故工况下，由于系统的复杂性，具有非常大的不确定性。

同时，对于当前核电厂安全注射系统中广泛采用蓄压安注箱，由于其利用蓄压箱中高压氮气驱动箱中的冷却剂来注入反应堆，所以，冷却剂注射无法持续很长时间。

发明内容

本发明的目的在于针对现有技术的缺陷，提供一种“非能动受迫循环”热量导出系统，将蓄压安注箱和非能动热量导出系统结合起来，以蓄压安注箱的高压氮气提供非能动热量导出系统的驱动压头，与冷却剂密度差压头一起为热量导出提供动力。

本发明的技术方案如下：一种“非能动受迫循环”热量导出系统，包括设置在热源与冷源之间的非能动热量导出回路，非能动热量导出回路位于冷源的一侧设有热交换器，在非能动热量导出回路中设有引射管，所述引射管与蓄压箱相连接。

进一步，如上所述的“非能动受迫循环”热量导出系统，其中，所述的引射管设置在热交换器的出口管线上，引射管通过阀门与蓄压箱连接。

进一步，如上所述的“非能动受迫循环”热量导出系统，其中，所述的引射管包括顺次连接的吸入室、混合室和扩压管，吸入室与热交换器的出口管线连接，吸入室内设有与蓄压箱连接的喷嘴，所述的混合室的截面面积大于所述的喷嘴的截面面积。

更进一步，所述的扩压管为截面积逐渐增大的锥形体结构。

进一步，如上所述的“非能动受迫循环”热量导出系统，其中，所述的蓄压箱内上部为加压氮气，下部为冷却水。

进一步，如上所述的“非能动受迫循环”热量导出系统，其中，所述的热交换器为C型立式传热管热交换器。