[发明专利]一种基于水冷器的非能动余热排出系统

说明书

本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统，通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器，带出堆芯余热，并将循环排热水箱分割为热区和冷区，热区和冷区的顶部双向连通，底部设置单向流向装置，以限制冷流体只能从热区流向冷区，有利于水蒸气通过其顶部的排气管排出，并增强循环排热水箱与环形水冷器之间的自然循环能力；将水冷管内的热流体作为上升段，圆环形下降腔内的冷流体为下降段，依靠冷热流体的位差和密度差形成自然循环流动，循环排热水箱热区内形成的水蒸气通过其顶部的排气管排出，实现堆芯正常停堆或事故停堆后，更安全、更可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。

技术领域

本发明涉及核工业冷却系统技术领域，具体涉及一种基于水冷器的非能动余热排出系统。

背景技术

核反应堆停堆后，由于堆芯内的剩余裂变和裂变产物的衰变，堆芯内会有剩余发热并且持续相当长的时间。堆芯的热量会导致堆芯燃料和堆芯冷却剂温度升高，导致燃料元件破损甚至熔化，从而造成放射性物质大量向外释放，发生核安全事故。因此，需要设置安全级的余热排出系统将堆芯内剩余的热量带到最终热阱。与压水堆不同，液体金属冷却反应堆采用低熔点的金属作为冷却剂，比如钠钾合金、铅铋合金等，这些液体金属冷却剂具有比热容和热导率大、熔点低沸点高的特点，因此，液体金属冷却反应堆具有导热性能好、热效率高、功率大，同时，金属冷却反应堆设计紧凑且体积小、自然循环能力大且噪音小，被视为第四代先进核能系统的优选堆型之一。

在堆芯剩余热量被水冷壁带出至最终热阱(如大气)的过程中，现有的液体金属冷却反应堆的余热排出系统采用基于水冷器的能动循环冷却方式，需要动力电源驱动泵，即使采用冗余设计，一旦丧失能力电源，能动系统将失效；采用基于水冷器的非能动余热排出系统，其所采用空冷器与空水冷却塔，系统复杂且建造成本高，不适应反应堆小型化、紧密布置等要求。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是现有的液体金属冷却反应堆系统复杂且建造成本高，不适应反应堆小型化、紧密布置等要求。本发明提供了一种基于水冷器的非能动余热排出系统，以适应反应堆小型化、紧密布置等要求，从而实现堆芯正常停堆或事故停堆后，更安全、更可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。

本发明通过下述技术方案实现：

一种基于水冷器的非能动余热排出系统，包括至少两个余热排出子系统和一个补水箱，所有所述余热排出子系统均连接至补水箱；

其中，每一所述余热排出子系统包括环形水冷器、上部环形联箱、下部环形联箱和循环排热装置；所述环形水冷器位于反应堆腔室内且环绕在反应堆压力容器的周围；所述环形水冷器的顶部与所述上部环形联箱连通，所述环形水冷器的底部与所述下部环形联箱连通；所述循环排热装置连通于所述环形水冷器、所述上部环形联箱和所述补水箱，所述循环排热装置的顶部设置有排气管，用于排出水蒸气；

在正常停堆或事故停堆后，停堆信号触发打开所述余热排出子系统中循环排热装置与冷却器连接的电动阀，所述循环排热装置通过重力向环形水冷器注水，所述环形水冷器中的空气被驱动到循环排热装置中，并通过循环排热装置顶部的排气管排出，形成循环流动回路。

进一步地，所述循环排热装置包括循环排热水箱和隔板；

所述隔板用于将所述循环排热水箱分隔成热区和冷区；所述冷区和所述热区的顶部双向连通；所述冷区和所述热区的底部设置有单向流向装置，用于将热区的热流体流向冷区；

所述循环排热水箱的冷区通过出水管道的电动阀与环形水冷器的顶部连接，所述循环排热水箱的热区通过上升热管道的电动阀与上部环形联箱连接；

所述循环排热水箱的底部高于所述环形水冷器的顶部。

进一步地，所述环形水冷器气包括圆环形下降腔和水冷管；