[实用新型]一种用于核电站的应急给水系统

说明书

技术领域

本实用新型涉及核电站的安全系统，更具体地说，涉及一种用于核电站事故工况下的蒸汽发生器补水和余热排出的应急给水系统。

背景技术

随着技术的成熟核电站的安全性的不断提高，核电站的建设逐渐的成为国家发展的重要能源保障。

目前的核电站中，核反应堆的结构是：在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器。压力容器连接有冷管段和热管段，蒸汽发生器连接在热管段和冷管段之间，通过冷管段注入冷却剂，对压力容器（反应堆堆芯）进行常规的冷却，然后通过热管段排出。

为了实现压水堆在事故工况下的蒸汽发生器补水和余热排出功能，中国核动力研究设计院设计了二次侧非能动余热排出系统：通过在主蒸汽管线和给水管线之间并联连接了一个应急给水箱和一个空冷塔，来分阶段为蒸汽发生器进行补税和余热排出。该系统由于设置了独立的应急给水箱和空冷塔，必然增加了系统的复杂性，增加了核电站建设和运行维护成本；而且在运行时需要通过复杂的控制，也降低了运行的可靠性。

实用新型内容

本实用新型要解决的技术问题在于，提供一种结构简单、可有效实现在事故工况下的核电站蒸汽发生器补水和余热排出的应急给水系统。

本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种用于核电站的应急给水系统，连接于核电站蒸汽发生器的主蒸汽管线和主给水管线之间，该应急给水系统包括设置在核电站安全壳外的敞口冷凝水箱、以及设置在所述冷凝水箱内的冷凝换热器；所述冷凝换热器内的冷凝水的液位高度高于所述蒸汽发生器的二次侧；

所述冷凝换热器的管侧入口通过进口管道与所述主蒸汽管线连接，并且在所述进口管道上设置进口控制阀门；

所述冷凝换热器的管侧出口通过出口管道与所述主给水管线连接，并且在所述出口管道上设置出口控制阀门。

在本实用新型的应急给水系统中，所述冷凝换热器倾斜安装在所述冷凝水箱的底部。

在本实用新型的应急给水系统中，所述冷凝水箱设置有下部相通的空气导流隔板；所述空气导流隔板的顶部伸出所述冷凝水箱的开口侧。

在本实用新型的应急给水系统中，所述冷凝水箱设置在所述核电站安全壳外的高位。

在本实用新型的应急给水系统中，所述进口管道与所述主蒸汽管线的接口位置位于所述主蒸汽管线的主蒸汽隔离阀上游；

所述出口管道与所述主给水管线的接口位置位于所述主给水管线的主给水隔离阀下游。

在本实用新型的应急给水系统中，所述进口控制阀门包括常开的隔离阀；

所述出口控制阀门包括串联的常闭隔离阀、以及防止所述主给水管线倒流入所述冷凝换热器的逆止阀。

实施本实用新型具有以下有益效果：在事故工况下，蒸汽发生器的主蒸汽管道内的蒸汽进入冷凝换热器内冷凝，冷凝水箱内的水被冷凝换热器不断加热，蒸发的水蒸气进入大气，冷凝水箱内的水量持续减少，直至冷凝换热器露出水面，此时，利用空气对冷凝换热器进行冷却，进而形成有效的空气冷却循环，从而通过蒸汽发生器将堆芯热量导出到安全壳外的最终热阱（大气）中，实现了在事故工况下的核电站蒸汽发生器补水和余热排出的功能，提高了核电站的可靠性、安全性和经济性。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本实用新型作进一步说明，附图中：

图1是本实用新型的应急给水系统的一个实施例的示意图。

具体实施方式

如图1所示，是本实用新型的应急给水系统的一个实施例，可应用于核电站的事故应急处理。该核电站的核反应堆结构是：在安全壳内形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器11。压力容器11连接有冷管段12和热管段13，蒸汽发生器14连接在热管段13和冷管段12之间，通过冷管段12注入冷却剂，对压力容器11（反应堆堆芯）进行常规的冷却，然后通过热管段13排出；当然，在热管段13和冷管段12上还分别设有稳压器15和主泵16等设备。该蒸汽发生器14连接有主蒸汽管线17和主给水管线18，而应急给水系统连接于该主蒸汽管线17和主给水管线18之间，作为应急安全设备使用。可以理解的，可以根据核电站设计采用的蒸汽发生器14数目，配置相对应数目的一系列上述应急给水系统。