[实用新型]一种非能动核电站泄压冷凝换热系统

说明书

技术领域

 本实用新型涉及一种换热系统，具体而言涉及一种非能动核电站泄压冷凝换热系统。

背景技术

 安全的核电是一种高能源密度的清洁能源，对保护生态环境、调整能源结构和保障能源安全有重要的作用。然而一旦核电站出现安全问题，则对工作人员、周边居民以及生态环境等会带来巨大的威胁。为此核电站安全问题是人们应用核电时必须重点考虑的问题。目前核电站倾向于采用非能动安全技术处理事故。所谓非能动安全技术是指在发生事故情况下利用自然力完成各种冷却功能，其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产生的驱动力等来产生，无需泵及外部电源。因此，在提高了核电站安全可靠性的同时大大简化了了核电站的安全系统。

现有技术的非能动核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯冷却系统（将在具体实施例部分详细描述），反应堆堆芯冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。

需强调的是，在现有技术中，主自动降压阀具有最大的流通排放面积，通过其向安全壳内排放的主回路系统中堆芯余热产生的蒸汽占主要比例。这将导致以下问题：1）安全壳内压力将增高，反过来影响主回路系统的压力泄放，延迟主补水箱向反应堆压力容器的重力注水的启动，而此时第一补水箱和第二补水箱基本排空，反应堆堆芯处于事故中液位最低的危险时期，此时的泄压延缓增加了反应堆堆芯裸露风险。针对现有技术的试验和分析证明（参见1999年在《Nuclear Engineering and Design》发表的、作者为 David E. Bessette, Marino di Marzo的以及名称为“Transition from depressurization to long term cooling in AP600 scaled integral test facilities”的文献），主自动降压阀开启和主补水箱安注启动之间的这一过渡时期将出现反应堆堆芯最低液位，因此对于现有非能动安全技术来说，主自动降压阀开启后的主回路系统降压过程是重点关注的危险阶段。2）由于非能动核电站的安全壳冷却系统也采用非能动方式，在安全壳外冷却水排干后（如现有AP1000技术壳外冷却水重力自流能够维持72小时，假设72小时后厂外应急能够提供动力电源并恢复壳外冷却水供水）的长期自然冷却阶段，例如只能依靠热传导和空气自然对流的换热方式对安全壳内的蒸汽进行冷凝，安全壳长期保持充足的换热能力面临挑战。3）经主自动降压阀的泄压喷放出的蒸汽冷凝回流至地坑需要一段时间，尤其在安全壳外冷却不足导致壳内蒸汽冷凝不及时会出现地坑液位降低，使得反应堆堆芯的自然循环冷却流量降低。这些都将导致反应堆堆芯冷却面临风险。

本实用新型旨在提供一种新型的非能动核电站泄压冷凝换热系统经主自动降压阀与主回路热段连接，使得经主自动降压阀喷放出的蒸汽及热量不再在安全壳内聚集，可以有效降低安全壳内压力，促进主自动降压阀为主回路系统泄压，确保主补水箱注水及时启动，缓解该危险阶段反应堆堆芯冷却不足的情况；同时改善事故后期完全依靠安全壳长期空气冷却的局限性；如能将蒸汽快速冷凝并回流地坑，能够有效保持地坑淹没液位，维持稳定的反应堆堆芯自然循环冷却流量，提升长期冷却的安全性；从而克服当前非能动核电站的非能动安全系统存在的不足。

实用新型内容

本实用新型的一个实施方案提供了一种非能动核电站泄压冷凝换热系统，其中非能动核电站包括安全壳和主自动降压阀，主自动降压阀与连接到反应堆压力容器上的主回路热段连通，用于在发生事故时释放反应堆压力容器内的蒸汽，其中非能动核电站泄压冷凝换热系统包括设置与主自动降压阀连通的蒸汽联箱和闭合自然循环回路，闭合自然循环回路包括非能动蒸汽冷凝换热器、换热回路管线、壳外非能动热交换器以及换热介质，其中蒸汽联箱设置在非能动核电站的安全壳内，蒸汽联箱的顶部配置有蒸汽联箱蒸汽排放管线，蒸汽联箱的底部配置有设有单向阀的蒸汽联箱冷凝水排放管线，换热回路管线贯穿蒸汽联箱和安全壳设置，非能动蒸汽冷凝换热器设置在蒸汽联箱内并与换热回路管线连通，壳外非能动热交换器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外非能动热交换器相对于非能动蒸汽冷凝换热器设置在较高的位置，闭合自然循环回路中的换热介质在非能动蒸汽冷凝换热器吸收热量并通过换热回路管线将热量传递给壳外非能动热交换器，从而在非能动蒸汽冷凝换热器、换热回路管线、壳外非能动热交换器之间建立了闭合自然循环，以便在非能动核电站发生事故时持续带走反应堆堆芯残余裂变产生反应堆堆芯余热。