[发明专利]一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统

说明书

本发明涉及一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统，属于核反应堆系统技术领域。包括反应堆保护容器和反应堆压力容器；反应堆保护容器的下部通过海水进口管道与大海环境相连，上部通过海水出口管道与大海环境相连；反应堆压力容器内布置有反应堆堆芯、高温热管和主换热器，反应堆压力容器的内表面与穿过堆芯布置的热管冷凝段相连；反应堆保护容器、海水进口管道、海水出口管道和反应堆压力容器共同构成与大海环境联通的余热排出通道。本发明形成的非能动余热排出循环仅依靠工质的密度差和热管的毛细作用，不需任何的外力作用就能实现堆芯衰变热的持续导出，提高了反应堆的安全性，且有利于实现反应堆结构的紧凑性，应用前景广阔。

技术领域

本发明涉及一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统，属于核反应堆系统技术领域。

背景技术

反应堆停堆后堆芯衰变热的导出是核反应堆设计中需要关注的安全问题之一，特别是在发生反应堆断电事故以后，无法依靠外部动力导出堆内余热，堆内热量积累可能导致燃料元件温度升高而破损甚至融化，从而引起放射性物质的泄露，造成非常严重的核安全事故。

与压水堆不同，高温热管堆是利用高温热管内冷却剂的两相自然循环导出堆芯热量的一种新型反应堆形式。热管冷却反应堆具有很好的可靠性以及最优的热瞬态反馈性能，而且每个热管相互独立，单根热管或数根热管损坏后，热量可以通过临近的热管导出堆外，不会造成反应堆系统的失效，极大的提高了反应堆的固有安全性。热管冷却反应堆是目前小型堆研制的热点，国外已经提出了多种热管堆的设计方案。

然而在反应堆剩余衰变热的导出过程中，国外依然是以能动的循环冷却方式为主，依靠专门设置的循环泵提供冷却工质来冷却反应堆。这种能动的余热导出系统虽然能够提供较大的循环流量，但是能动部件依然有很多的限制因素，如设备可靠性低、依赖外部电源等。即使采用大量的冗余设置，仍然具有很高的失效概率，而且大量能动设备及管道还会增大投资及系统的体积和重量。

当前先进的反应堆设计中大都采用非能动的安全理念以提高反应堆的固有安全性。非能动安全系统不依赖外部的触发和动力源，主要依靠自然对流、重力等自然特性来实现安全系统的功能。高温热管堆的结构形式和运行方式与常规电站存在较大的差别，如何采用非能动的方式实现堆芯衰变热的导出成为亟需解决的技术问题。

发明内容

本发明的目的是为了最大限度减少放射性物质的释放，保证反应堆的安全而提供一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统。

本发明的目的是这样实现的：包括反应堆保护容器、反应堆压力容器、海水进口管道、海水出口管道和余热排出通道；所述反应堆保护容器的下部通过海水进口管道与大海环境相连，反应堆保护容器的上部通过海水出口管道与相同的大海环境相连；所述反应堆压力容器内布置有反应堆堆芯、高温热管堆和主换热器，反应堆压力容器的内表面与穿过堆芯布置的热管冷凝段相连；反应堆保护容器、海水进口管道、海水出口管道和反应堆压力容器共同构成与大海环境联通的余热排出通道。

本发明还包括这样一些结构特征：

1、所述海水出口管道位于反应堆保护容器的上部，在高度方向上海水出口管道的高度高于海水进口管道的高度；所述海水进口管道上安装有隔离阀；所述海水出口管道上安装有隔离阀；海水进口管道上的隔离阀和海水出口管道上的隔离阀在船用核反应堆出现断电工况下自动开启。

2、所述余热排出通道内充填惰性气体。

3、所述高温热管堆布置在堆芯活性区金属基体中，高温热管堆中的部分高温热管采用双端热管。

4、所述双端热管的两端都为冷凝段，中间部分为蒸发段，其中热管蒸发段位于堆芯活性区内，热管冷凝段的一端插入主换热器，另一端由堆芯活性区底部伸出。

5、所述双端热管的冷凝段根据压力容器下腔室内表面结构进行弯曲，与反应堆压力容器内表面紧密贴合焊接。