[发明专利]压水堆核电站非能动余热排出系统

说明书

技术领域

本发明涉及的是一种核电站的安全系统，具体的说是一种压水堆核电站非能动余热排出系统。

背景技术

核反应堆停堆以后，仍然会有大量衰变热产生，这一部分衰变热在很长一段时间内需要使用专设的余热排出系统将其排放到最终热阱中，避免由于热量堆积，压力容器内温度和压力过高而破坏压力边界的完整性。现代核电站使用了大量的能动设备来实现余热排出的功能，然而这些设备的可靠运行需要外加稳定的动力源，一旦系统发生故障或出现全厂断电的严重事故时，能动的设备将无法正常运行。

随着核电发展水平的提高，先进核电站的设计中都采用了非能动技术来提高系统的安全性。非能动安全系统完全依靠系统的固有特性和自然规律来保障反应堆的安全，结构简单而且从不失效，使反应堆发生事故以后不必过分依赖运行人员的判断和外部能源的供给就能完成相应的安全功能。现有非能动余热排出系统大多通过对一回路冷却剂的直接冷却实现余热排出的功能，如AP1000，这种余热排出方式具有明显的换热效果，但是对换热器设计的要求较高，增加了一回路放射性冷却剂泄漏的概率。而且压水堆核电站反应堆停堆初期衰变功率比较大，需要及时将大量热量导出堆芯，停堆后期衰变热较少，但是需要保持对反应堆的长期冷却。因此在核电站非能动余热排出系统的设计中应该考虑应急冷却和长期冷却两个方面的要求。

发明内容

本发明的目的在于提供一种能降低放射性物质向环境释放的概率的压水堆核电站非能动余热排出系统。

本发明的目的是这样实现的：

包括非能动余热导出系统和非能动应急水箱冷却系统；所述的非能动余热导出系统包括蒸汽管13、非能动余热排出换热器15和凝水管17，所述非能动余热排出换热器15位于非能动余热导出系统的应急冷却水箱12的下部位置，蒸汽管13连接于主蒸汽管道底部与非能动余热排出换热器15的进口之间，凝水管17连接于非能动余热排出换热器15的出口与蒸汽发生器排污孔20之间；所述的非能动应急水箱冷却系统包括应急冷却水箱12、冷却盘管11、上升管5、空气冷却换热器8以及下降管9，所述冷却盘管11位于应急冷却水箱12的上部位置，冷却盘管11的进口通过下降管9与空气冷却换热器8出口相连，冷却盘管11的出口通过上升管5与空气冷却换热器8进口相连。

本发明还可以包括：

1、所述的非能动余热排出换热器15为一组C型冷却管，进口为蒸汽腔室14、出口为凝水腔室16，所述凝水腔室16的海拔略低于蒸汽发生器1的水位。

2、所述非能动余热导出系统的蒸汽管13自主蒸汽管道2底部沿一定的倾斜角度向下连接到C型冷却管的蒸汽腔室14。

3、所述的凝水管17上设有两个并联的常闭隔离阀，第一隔离阀16为能动隔离阀，第二隔离阀17为非能动隔离阀，两个并联的常闭隔离阀下游设一个止回阀22。

4、所述的应急冷却水箱12为开口容器，设置在安全壳内部，顶部位置比蒸汽发生器1略高，水箱内的水足够淹没冷却盘管11，水箱顶部设有排气孔4。

5、所述的空气冷却热交换器8位于空气冷却塔7中，空气冷却热交换器8的海拔高于冷却盘管11的海拔。

6、所述的空气冷却塔7位于安全壳外部，空气冷却塔7下部为冷空气进口，上部为热空气出口。

7、所述的上升管5上设有膨胀箱6，所述膨胀箱6的位置位于非能动应急水箱冷却系统回路的最高点。

8、所述的下降管9上设有常闭第三隔离阀10，所述第三隔离阀10能在事故条件下自动打开。

9、所述的主蒸汽管道2上设有常开的电动隔离阀3，蒸汽发生器1给水管道上设有常开的电动隔离阀21，所述常开的电动隔离阀3和常开的电动隔离阀21能在事故条件下自动关闭。

非能动应急水箱冷却系统内流动的工质为水或其它载热工质。

本发明提供了一种通过蒸汽发生器二次侧将堆芯衰变热导出的压水堆核电站非能动余热排出系统，利用应急冷却水箱作为中间缓冲设备，同时满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却的要求。本发明的有益效果是：

（1）通过对蒸汽发生器二次侧蒸汽的冷凝将堆芯衰变热量导出，保证了反应堆的安全；

（2）使用应急冷却水箱作为中间缓冲设备，同时满足事故初期快速冷却和事故后期长期冷却的要求；

（3）使用空气冷却环路对应急冷却水箱进行冷却，将热量最终排入大气环境中，降低了水箱的温度，提高换热效率，同时可以减小水箱的体积；