[实用新型]一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置

说明书

本实用新型公开了一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，包括抑压池，抑压池包括抑压水池和抑压气池，抑压水池的内部设有余排热交换器，通过抑压水池内的冷却水将高温的冷却剂冷却，抑压水池的内部的另一侧设有冷却水热交换器，通过冷却水热交换器冷却抑压水池内的冷却水。本实用新型，通过抑压池降低安全壳内的压力，并且在抑压水池内设置余排热交换器并通过其与冷却水的配合将堆芯和冷却剂系统内的高温的冷却剂进行冷却，只需通过该热量导出装置即可完成抑压、排除余热两种功能，且结构紧凑、布局合理，解决了抑压系统和余热排出系统占用空间大的问题。

技术领域

本实用新型涉及核反应堆安全设备，具体涉及一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置。

背景技术

随着科技的发展、核技术的成熟，核电站已经逐渐成为国家发展的重要能源保障，但是核电站一旦发生事故后，对周围人员、环境所造成的危害是巨大的，因此，人们对核电站的安全越来越重视。

核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置，是核电站的心脏。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。

而核反应堆安全壳是构成压水反应堆最外围的建筑，用以容纳反应堆压力容器以及部分安全系统，将其与外部环境完全隔离，能够实现安全保护屏障的功能。在现有技术中，当发生高能流体排放的设计基准事故后，安全壳内充满高温高压的混合气体，沸水堆中使用抑压系统快速降温降压以防止安全壳超过设计压力造成更重大的事故；而在正常停堆及紧急停堆工况下，可通过独立设置的余热排出系统安全可靠地排出堆芯的余热和设备显热。但由于抑压系统与余热排出系统独立设置，因此增加了占用核电站的内部空间，尤其是对于一些在特定的空间内设置的装置，如海上浮动堆核动力装置等，对于空间的充分利用了非常必要的。

由此可见，现有技术中的核反应堆安全设备存在结构设计不合理导致整体装置占用空间大的问题。

实用新型内容

本实用新型所要解决的技术问题是目前的核反应堆安全设备存在结构设计不合理导致整体装置占用空间大的问题。

为了解决上述技术问题，本实用新型所采用的技术方案是提供了一种抑压系统和余热排出系统共用的热量导出装置，包括设置在安全壳外部的抑压池，

所述抑压池包括互相隔离设置的抑压水池和抑压气池，所述抑压水池通过第一控制阀与所述安全壳连通，所述抑压气池通过第二控制阀与所述安全壳连通，

所述抑压水池的内部与所述安全壳连接的一侧设有余排热交换器，通过所述抑压水池内的冷却水将导入到所述余排热交换器内的堆芯和冷却剂系统内的冷却剂进行冷却，所述余排热交换器上设有用于控制所述冷却剂进入到所述余排热交换器的第三控制阀，以及控制冷却后的所述冷却剂重新融入到堆芯和冷却系统内的第四控制阀，

所述抑压水池的内部的另一侧设有冷却水热交换器，通过所述冷却水热交换器冷却所述抑压水池内的冷却水，所述冷却热交换器通过第五控制阀启动。

在上述方案中，所述抑压水池的底部与堆坑连通，并通过设置在所述抑压水池的侧壁上的控水阀控制其内部的冷却水的通断。

在上述方案中，所述第一控制阀为安全隔膜阀或阀门。

在上述方案中，所述第二控制阀为安全隔膜阀或真空破坏阀。

在上述方案中，所述余排热交换器、冷却热交换器均为C型管传热管束。

本实用新型，通过抑压池降低安全壳内的压力，并且在抑压水池内设置余排热交换器并通过其与冷却水的配合将堆芯和冷却剂系统内的高温的冷却剂进行冷却，只需通过该热量导出装置即可完成抑压、排除余热两种功能，且结构紧凑、布局合理，解决了抑压系统和余热排出系统占用空间大的问题。

附图说明