[发明专利]高温气冷堆非能动余热排出系统

说明书

技术领域

本发明涉及反应堆的安全设施技术领域，尤其涉及一种高温气冷堆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，产生的剩余发热在相当长的一段时间里还十分可观，需要通过专门设置的安全级余热排出系统将其载出至最终热阱。否则，堆内热量积累和温度升高可能导致燃料元件破损甚至熔化，从而引起严重的放射性外释的核安全事故。这是核反应堆设计中需要关注的最重要的安全问题之一。

与轻水反应堆不同，高温气冷堆采用耐高温的陶瓷包覆颗粒燃料元件，热容大、导热好的石墨为慢化剂，惰性气体氦气为冷却剂，具有良好的固有安全性和广泛的高温工艺热应用前景，倍受世界核能界关注，被视为第四代先进核能系统的优选堆型之一。

早期的商用高温气冷堆示范电站(如德国的THTR-300等)，由于堆芯功率密度大，不能只依靠辐射、导热和自然对流等非能动机制将余热导出，需要设计停堆后应急冷却风机提供强迫循环来冷却堆芯。后来提出的模块式高温气冷堆概念，降低堆芯功率密度，堆内采用大量的高热容石墨结构材料以及瘦长的堆型布置，使得余热载出不再需要应急风机，仅靠热传导、辐射和自然对流就可将余热从堆芯传至堆外压力容器和堆舱内的水冷壁。

然而，在反应堆剩余发热被水冷壁载出至最终热阱(如大气)的过程中，国外现有的设计仍然以能动的循环冷却方式为主，依靠安全级的泵驱动系统回路中的水在水冷壁管路和空冷器中与外界进行换热，例如德国的HTR-Modul等。这种设计虽然能够提供较大的循环流量，降低水冷壁出口水温，但由于采用了泵等需要外动力源持续驱动的能动部件，即使采用冗余设计，仍然具有较高的失效概率。

采用非能动的安全理念是当今先进核反应堆的发展趋势。例如美国设计的AP1000先进压水堆设计为被动余热载出系统，仅依靠重力启动，不需要水泵等主动部件的作用，但还需要一系列阀门的动作，依靠外界信号的启动，因此依旧存在失效的可能性。

发明内容

(一)要解决的技术问题

本发明所要解决的技术问题是：如何设计一种完全非能动式的高温气冷堆余热排出系统。

(二)技术方案

为解决上述技术问题，本发明提供了一种高温气冷堆非能动余热排出系统，包括多套独立的余热排出序列，每套余热排出序列包括：

冷却壁、空冷器、空气冷却塔、反应堆压力容器及反应堆舱室；

所述水冷壁位于反应堆舱室内，环绕所述反应堆压力容器设置，所述空气冷却塔的安装位置高于所述冷却壁的安装位置，所述空冷器布置在空气冷却塔内。

优选地，所述水冷壁是环绕所述反应堆压力容器的圆筒壁。

优选地，每套余热排出序列还包括位于冷却壁上、下两端的联箱，所述冷却壁由钢板和水冷管焊制而成，每套余热排出序列的冷却壁的水冷管的上、下两端均与各自的联箱连接。

优选地，每套余热排出序列还包括管路和膨胀水箱，所述管路将空冷器、膨胀水箱以及位于冷却壁上下两端的联箱连接为封闭的循环回路，且所述膨胀水箱的安装位置高于所述空冷器的安装位置。

优选地，每套余热排出序列的冷却壁的水冷管等间隔设置，且竖向排列。

优选地，所述水冷壁具有环形底座，所述环形底座与反应堆舱室的混凝土内的预埋件焊接固定。

优选地，所述空气冷却塔的上设有出风口，所述出风口的安装位置高于所述空冷器的安装位置。

优选地，所述管路上还设有阀门。

优选地，所述膨胀水箱上设有排气阀和补水阀。

优选地，所述空气冷却塔上还设有防火检修门。

(三)有益效果