[发明专利]一种先进的二次侧堆芯热量导出装置

说明书

技术领域

本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种先进的二次侧堆芯热量导出装置。

背景技术

反应堆停堆后，由于堆芯的剩余裂变以及裂变产物衰变产生的热量在很长一段时间内仍需要排出，否则会导致冷却剂沸腾甚至堆芯熔化的严重事故。在传统压水堆核电厂设计中，通常采用能动的方式给蒸汽发生器补水。即能动型二次侧余热排出系统，能动二次侧余热排出系统是在电源供给有保障的情况下，通过辅助给水泵驱动蒸汽发生器二次侧给水进行强迫循环，将堆芯余热导出，并送至最终热阱。能动二次侧余热排出系统换热效率高，但在发生全厂断电时，正常电源和可靠电源供电同时丧失，系统就丧失排出堆芯余热的功能。所以能动二次侧余热排出系统受电源可靠性影响较大，安全性差。

传统能动型二次侧余热排出系统采用汽动泵与电动泵相结合的方案，随着技术的不断进步，汽动泵逐渐显现出它的缺点和不足。单从设备材料价格分析，汽动给水泵投资费用就高出电动给水泵投资费用7%，如果再考虑汽动给水泵及其相关系统占地面积大约是电动给水泵的2倍，占用空间高度至少是电动泵的3倍，汽动给水泵投资费用比电动给水泵投资费用高出1倍以上；另外电动给水泵的维修费用仅为汽动给水泵的25%。

非能动技术是20世纪80年代发展起来的新技术，其特点是经济、简单且可靠性高，使反应堆的固有安全性大大提高，通常应用于第三代核电站。典型代表堆型是AP1000、APR-1400。我国引进的第三代核电站AP1000设置了非能动余热排出系统，该系统是通过冷却一回路冷却剂，将堆芯的热量导出，如图1所示，图中，1为蒸汽发生器，2为反应堆压力容器，3为安全壳内置换料水箱，4为非能动余热排出热交换器，5为稳压器。在非LOCA事件时，非能动余热排出热交换器4将应急排出堆芯余热。该热交换器由一组连接在管板上的C型管束和布置在上部（入口）和底部（出口的）封头组成。热交换器的入口管线与反应堆冷却剂系统热管段相连接，出口管线与蒸汽发生器1的下封头冷腔室相连接，它们与反应堆冷却剂系统热管段和冷管段组成了一个非能动余热排出的自然循环回路。

发明内容

本发明的目的是为了提高核电站的安全水平，提供一种先进的二次侧堆芯热量导出装置，将能动与非能动的技术手段相结合，保证在事故情况下堆芯热量的长期导出，缓解严重事故后果。

本发明的技术方案如下：一种先进的二次侧堆芯热量导出装置，包括非能动子系统和能动子系统，其中，所述的非能动子系统包括若干个非能动余热排出系列，每个非能动余热排出系列与一个反应堆环路的蒸汽发生器相对应，包括一台非能动余热排出冷却器，非能动余热排出冷却器的上游蒸汽管线连接蒸汽发生器的主蒸汽管道，其下游凝水管线与蒸汽发生器的主给水管道连接，非能动余热排出冷却器置于事故冷却水箱内，在非能动余热排出冷却器的上游蒸汽管线和下游凝水管线之间还设有非能动补水箱；所述的能动子系统包括两个冗余的供水系列，每个供水系列的一端连接非能动子系统的事故冷却水箱，另一端与蒸汽发生器的主给水管道相连接。

进一步，如上所述的先进的二次侧堆芯热量导出装置，其中，所述的能动子系统的两个供水系列中，一个供水系列包括两台并联的50%容量的电动泵，另一个供水系列包括两台并联的50%容量的汽动泵；两台电动泵由应急电源供电，两台汽动泵由蒸汽发生器主蒸汽隔离阀上游的主蒸汽管线供汽；两台电动泵和两台汽动泵的排出管合并成一条母管后，分别与各蒸汽发生器的主给水管道连接。

进一步，如上所述的先进的二次侧堆芯热量导出装置，其中，所述的能动子系统的每台电动泵和汽动泵的排出管上分别设有止回阀。

进一步，如上所述的先进的二次侧堆芯热量导出装置，其中，所述的能动子系统的两个供水系列中，每个供水系列包括两台并联的50%容量的电动泵，四台电动泵由应急电源供电；四台电动泵的排出管合并成一条母管后，分别与各蒸汽发生器的主给水管道连接；每台电动泵的排出管上分别设有止回阀。

进一步，如上所述的先进的二次侧堆芯热量导出装置，其中，在所述的非能动余热排出冷却器与蒸汽发生器的主蒸汽管道连接的蒸汽管线上设有一个隔离阀，与蒸汽发生器的主给水管道连接的凝水管线上设有两个并联的隔离阀，两个并联的隔离阀下游设置一个止回阀。

进一步，如上所述的先进的二次侧堆芯热量导出装置，其中，在所述的非能动补水箱与非能动余热排出冷却器的上游蒸汽管线相连接的管线上设有一个隔离阀，与非能动余热排出冷却器的下游凝水管线相连接的管线上设有两个并联的隔离阀，两个并联的隔离阀下游设置一个止回阀。

本发明的有益效果如下：