[实用新型]核反应堆非能动冷凝器

说明书

技术领域

本实用新型涉及核电站非能动应急冷却水系统，更具体地说，本实用新型涉及一种核反应堆非能动冷凝器。 

背景技术

核安全是核电站设计的首要考虑因素，非能动安全技术已经成为核电站发展的重要方向。核反应堆非能动应急冷却水系统，是在安全壳内放置一个换料水箱，通过一个非能动冷凝器将反应堆一回路的热量导出，换料水箱内的水受热蒸发，然后在钢制安全壳的内壁冷凝，再靠重力流回换料水箱中。因此，该系统能在发生全厂断电等事故工况时，将堆芯余热导出以保证核反应堆的安全。可见，非能动冷凝器是该系统的关键设备。 

请参阅图1，现有的非能动冷凝器为置于换料水箱内的管式热交换器，其管板10安装在换料水箱接头12上，换热管14则按正方形间距从管板10延伸，并按矩形间距在管板10之间延伸。这样的管板10和换热管14具有易于检查和处理的优点。但是，由于换热管14的上下传热管段140、142都为水平管，不利于液体的流动且有可能积液，因此设备的导热能力较低，同时寿命也较短。 

有鉴于此，确有必要提供一种导热性能较强的核反应堆非能动冷凝器。 

实用新型内容

本实用新型的目的在于：提供一种导热性能较强的核反应堆非能动冷凝器。 

为了实现上述发明目的，本实用新型提供了一种核反应堆非能动冷凝器，其包括入口封头、出口封头、传热管束、上管板和下管板，传热管束的两端分别穿过上管板和下管板连接至入口封头和出口封头中，传热管束的传热管包括 上部倾斜段、中部连接段和下部倾斜段，上部倾斜段和下部倾斜段的倾斜方向都是沿着流体流动的方向略向下倾斜。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述上部倾斜段和下部倾斜段与水平面的夹角分别为3～15度。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述中部连接段为竖直段。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述传热管束为C型立式传热管束。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述入口封头和出口封头中的一个或两个为半球形封头。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述上管板和下管板都采用正方形布管方式。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，还包括用于支撑和固定传热管束的框架组件，框架组件一侧的上下端分别与上管板和下管板进行整体焊接，另一侧的底部则由支座组件固定和支撑。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述框架组件上焊接有分别对传热管束的上部倾斜段、中部连接段和下部倾斜段进行固定和支撑的支撑组件。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述入口封头和出口封头分别安装在水箱的支撑壳体组件内，入口封头的出口端直接与上管板焊接在一起，出口封头的入口端直接与下管板焊接在一起。 

作为本实用新型核反应堆非能动冷凝器的一种改进，所述上管板和下管板也分别焊接固定在水箱的支撑壳体组件上。 

与现有技术相比，本实用新型核反应堆非能动冷凝器传热管的上部倾斜段和下部倾斜段都具有一定的倾角，因此能够大大降低流动阻力，有助蒸汽/蒸汽 冷凝成的液体向前流动，不会产生积液。 

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本实用新型核反应堆非能动冷凝器及其有益效果进行详细说明，其中： 

图1为现有核反应堆非能动冷凝器的结构示意图。 

图2本实用新型核反应堆非能动冷凝器的结构示意图。 

图3本实用新型核反应堆非能动冷凝器的管板布管结构示意图。 

具体实施方式

为了使本实用新型的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型，并非为了限定本实用新型。 

请参阅图2，本实用新型核反应堆非能动冷凝器包括入口封头2、上管板3、框架组件4、传热管束、支座组件10、下管板12和出口封头14。 

入口封头2为半球形封头，其安装在上支撑壳体组件1内，出口端直接与上管板3焊接在一起。入口封头2的半球形体结构使其可以作为集气箱，对大量流入的气体进行缓和和均匀，从而起到均匀分配的作用。