[发明专利]一种反应堆的衰变热排出系统

说明书

技术领域

本发明涉及核电站反应堆的安全系统设计领域，特别涉及一种小型反应堆的非能动堆芯衰变热排出系统。

背景技术

反应堆在正常停堆或事故停堆后，必须通过有效的措施将衰变热（或称余热）排出堆芯，否则堆芯和压力边界将因超温超压而损坏。一般，正常停堆时的余热排出渠道和事故时的余热排出渠道是各自独立的，前者称为停堆冷却系统或正常余热排出系统，后者称为应急冷却系统或余热排出系统。

停堆冷却系统主要在核电厂冷却第二阶段带走堆芯和冷却剂系统的余热和显热。冷却第二阶段指冷却剂系统的温度降到180℃以下、压力降到3MPa以下的低温低压工况。停堆冷却系统必须工作在冷却第二阶段，那是因为其泵、阀门、热交换器的设计压力和设计温度处于低温低压工况。

应急冷却系统的设计在二代反应堆和三代反应堆中差别很大。

二代反应堆（如大亚湾核电站、秦山一期核电站等）在事故工况下利用辅助给水系统向蒸汽发生器应急供水，排出堆芯余热直至达到正常余热排出系统投入的运行条件。

三代反应堆（如三门核电站）在事故工况下，利用放置在换料水箱中的余排热交换器排出堆芯余热。具体地说，该余排热交换器和冷却剂系统相连，其入口管线与冷却剂系统热管段相连接，其出口管线与蒸汽发生器下封头冷腔室相连接，从而余排热交换器与冷却剂系统的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。

简而言之，二代电站在事故下的余热排出依靠外部电源提供动力，蒸汽发生器作为传热渠道；三代电站在事故下的余热排出依靠自然循环动力，专设的余排热交换器作为传热渠道。

就事故下余热排出而言，三代电站的非能动余排系统要优于二代电站依靠辅助给水提供的余热排出渠道。因为前者一方面是专设安全系统，另一方面不需要外部动力，因此系统的可靠性更高。

然而三代电站的非能动余排系统也有缺陷：在发生冷却剂系统破口而导致的失水事故中，由于冷却剂急速降压而闪蒸，使余排系统的自然循环流量急剧下降，从而不可用。因此在三代电站的破口事故分析中，可以不考虑非能动余排系统对堆芯的冷却贡献。

发明内容

本发明的目的在于提供一种能够在正常停堆时和事故下有效导出堆芯衰变热的反应堆的衰变热排出系统。

实现本发明目的的技术方案：一种反应堆的衰变热排出系统，其包含一个置于压力容器内并且位于反应堆堆芯上方的的堆内热交换器，以及一套连接堆内热交换器并提供循环水的二次回路系统；所述的二次回路系统设置在压力容器外，包括一个与堆内热交换器通过管路串联的堆外热交换器；所述的堆内热交换器为管壳式热交换器，壳侧走反应堆冷却剂，管侧的出口和入口分别通过出口管线和入口管线与堆外热交换器的入口和出口连接构成二次回路。

如上所述的一种反应堆的衰变热排出系统，其所述的入口管线与循环水泵通过管路并联。

如上所述的一种反应堆的衰变热排出系统，其所述的循环水泵在管路上设有控制阀二，控制阀二是常开失效关阀门；所述的入口管线上设置有与循环水泵并联的止回阀。

如上所述的一种反应堆的衰变热排出系统，其二次回路运行于低压工况3MPa以下。

如上所述的一种反应堆的衰变热排出系统，其所述的堆内热交换器为“肾型”结构，包括弧形的内壁、弧形的外壁、两个半圆形的侧壁一和侧壁二、扇形的顶盖；在内壁、外壁、侧壁一和侧壁二形成的空腔内布置传热管组；在顶盖一端上设有二次侧入口接管，二次侧入口接管连通传热管组与侧壁一之间形成的入口水室；在顶盖另一端上设有二次侧出口接管，二次侧出口接管连通传热管组与侧壁二之间形成的出口水室；在顶盖的中间设有一次侧冷却剂入口接管。

如上所述的一种反应堆的衰变热排出系统，其二次侧入口接管穿过压力容器并且焊接在压力容器上，另一端连接入口管线；二次侧出口接管穿过压力容器且焊接在压力容器上，另一端连接出口管线。

如上所述的一种反应堆的衰变热排出系统，其所述的传热管组包括多根相同形状的弧形管，以及两侧管板。

如上所述的一种反应堆的衰变热排出系统，其一次侧冷却剂入口接管与压力容器内的吊篮连接，该连接处设置止回阀。

本发明的效果在于：