[实用新型]一种核电站非能动余热排出系统

权利要求书

1.一种核电站非能动余热排出系统，核电站包括安全壳和设置在安全壳内的蒸汽发生器，其特征在于，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压力水平内，在核电站发生事故时，隔离阀与反应堆停堆安全信号联锁开启，换热介质在蒸汽发生器壳体换热器处吸收蒸汽发生器内的热量形成蒸汽，蒸汽沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向流动到壳外换热器在此冷凝形成冷凝液，冷凝液在重力作用下沿换热介质在换热回路管线内的第二流动方向回流到蒸汽发生器壳体换热器，第一流动方向与第二流动方向相对，而且壳外换热器在此将吸收的热量释放到周围大气中，从而在蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀以及隔离阀之间建立了闭合自然循环回路，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。

2.如权利要求1所述的核电站非能动余热排出系统，其特征在于，稳压阀将闭合自然循环回路维持在较低压力水平内，超过稳压阀的压力限制时，则稳压阀会自动开启为闭合自然循环回路降压，闭合自然循环回路内的压力回到设定压力时，则稳压阀关闭。

3.如权利要求1所述的核电站非能动余热排出系统，其特征在于，蒸汽发生器内不能完全冷凝的蒸汽在超压时再经由蒸汽发生器顶部的蒸汽发生器二次侧泄压阀排放至安全壳内，安全壳内的热量通过安全壳冷却系统释放到大气中。

4.如权利要求1所述的核电站非能动余热排出系统，其特征在于，核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。

5.如权利要求4所述的核电站非能动余热排出系统，其特征在于，主回路系统包括蒸汽发生器、U型管、主回路系统冷段、主回路系统热段、主泵、反应堆压力容器、位于反应堆压力容器内的反应堆堆芯、波动管与稳压器，其中U型管设置在蒸汽发生器中，U型管出口端经通过蒸汽发生器底部的冷腔室隔间经主泵与主回路系统冷段连通，主回路系统冷段与反应堆压力容器连通，反应堆压力容器与主回路系统热段连通，主回路系统热段通过波动管与稳压器连通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间与U型管的入口端连通，冷却剂通过主回路系统冷段进入反应堆压力容器，到达反应堆堆芯的入口，在流经反应堆堆芯时带走反应堆堆芯产生的核反应能量，被加热的冷却剂流经主回路系统热段，到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间并进入U型管的入口端，通过U型管将热量传递给蒸汽发生器内和U型管外的冷却剂，U型管内的冷却剂温度降低并通过U型管的出口端汇集在蒸汽发生器底部冷腔室隔间，冷腔室隔间内的冷却剂与冷腔室底部连通的主泵泵入主回路系统冷段，再次回到反应堆压力容器，形成主回路系统的闭式冷却循环。

6.如权利要求4所述的核电站非能动余热排出系统，其特征在于，反应堆堆芯应急冷却系统包括第一补水箱、第二补水箱、主补水箱、位于主补水箱中的非能动余热排出热交换器、四级自动降压系统、地坑、地坑滤网、地坑回流管路以及设置在地坑回流管路上的爆破阀，第一补水箱、第二补水箱、主补水箱分别通过相应的连接管路及设置在各个连接管路上的单向阀通过直接反应堆安注管与反应堆压力容器连通，第一补水箱顶部通过压力平衡管线与主回路系统冷段连通，从而使得第一补水箱中的压力与主回路系统的压力保持一致，四级自动降压系统包括第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀以及主自动降压阀，第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀的入口端以并联方式连接到稳压器上并第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀的出口端以并联方式连接到主补水箱上，主自动降压阀与主回路系统热段连通，非能动余热排出热交换器与主回路系统冷段和主回路系统热段连通，在非能动余热排出热交换器与主回路系统冷段和主回路系统热段之间建立了自然循环，反应堆压力容器设置在地坑中，地坑中的冷却水通过地坑回流管路、地坑滤网和设置在地坑回流管路中爆破阀通过直接安注管与反应堆压力容器连通。