[发明专利]一种余热排出系统和方法

说明书

本发明公开了一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。

技术领域

本发明属于核反应堆安全系统设计领域，具体是冷却余热排出系统，属于核电厂专设安全系统，适用于浮动式核电站。

背景技术

浮动式核电站可用在没有电网供应、人烟稀少又近海的区域，也可用于深海或者远海区域的石油开采与海洋勘探任务中。它可为不需要建造大型供电网络的偏远地区提供电力来源，也可用于能源密集型的海水淡化领域。

浮动式核电站不同于陆上核电厂，有限的空间与平台(船体或海洋浮动式平台)载荷对核电厂设计的小型化提出了更高的要求。作为核电厂设计中的重中之重，核反应堆设计的小型化也是尤为重要。核反应堆设计小型化中的一个重要工作是专设安全系统的小型化与集成化。非能动余热排出系统作为一个非常重要的专设安全系统，因其固有安全特性与不依赖人员操作等成为了第三代核反应堆设计中的必要系统。此外，浮动式核电站修建于海上，其设施与设备处于相对孤立状态，外围辅助设施有限，因此需要在设计时保证自身具有足够的固有安全特性，有必要设置非能动余热排出系统。非能动余热排出系统利用非能动余热排出冷却器与热源的冷热芯位差形成的自然循环驱动力带动流体流动，把反应堆余热持续的排向最终热阱，保证反应堆安全。俄罗斯的浮动式核电站KLT-40S设置有能动与非能动的余热排出系统，但是该系统的最终热阱采用的是冷却水池，该水池布置在反应堆上部隔间内，由于船体空间的限制，该水池的储水量有限导致事故下水池仅可维持24小时内的非能动余热导出。

为解决最终热阱的持续导热问题，有必要设计符合小型化、集成化特点的新型余热排出系统。

发明内容

本发明的目的在于提供一种应用于浮动式核电站的余热排出系统，该系统通过创新性的流动方向设计，解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。还公开了一种余热排出方法。

本发明通过下述技术方案实现：

一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。

余热排出冷却器还包括均和海水相连通的侧出管道和侧入管道，侧出管道上设置有海水侧出口电动阀，侧入管道上设置有海水侧入口电动阀。

侧入管道上还并联有用于将海水泵入的海水泵。

余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道之间设置有侧出口隔离阀。

反应堆冷却剂泵的冷段流管和余热排出冷却器的流入管道之间设置有侧入口电动阀。本发明可同时兼顾正常余热排出功能和全厂断电工况下反应堆余热导出功能，解决最终热阱的持续导热问题。

当处于备用状态时，整个余热排出系统内充满反应堆冷却剂并处于和反应堆冷却剂泵相同的压力状态。余热排出系统一次侧入口电动阀处于开启状态，一次侧出口隔离阀处于关闭状态，避免反应堆压力容器正常运行期间发生余热冷却器排出系统误投入。

还包括海洋浮动式平台，反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、余热排出冷却器均设置在海洋浮动式平台内。