[实用新型]一种核电站非能动余热排出系统

说明书

技术领域

本实用新型涉及非能动余热排出系统，具体而言涉及一种核电站非能动余热排出系统。

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。

现有技术的核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统（将在具体实施例部分参照非能动核电站详细描述主回路系统和反应堆堆芯应急冷却系统），反应堆堆芯应急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。

在核电站发生小破口事故的情况下，主回路系统（如图1所示）中的冷却水从小破口向安全壳内喷放，反应堆压力容器2内的压力下降，主回路系统中的冷却水减少，导致稳压器11中的水位降低，将触发反应堆停堆安全信号，反应堆堆芯1停止反应，主泵9停机，蒸汽发生器6出口的主蒸汽管线12上的主蒸汽隔离阀13关闭。由于主蒸汽隔离阀13关闭，蒸汽发生器的二次侧（蒸汽发生器6内和U型管5外的空间）内的饱和水蒸发产生的蒸汽无法输送给蒸汽轮机（图1中未示出），蒸汽发生器的二次侧无法利用正常工作方式带走反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。

随着事故进程的发展，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入，主回路系统内的温度和压力不断的下降，因而蒸汽发生器二次侧由起初的热阱变为热源，反而向主回路系统释放热量，显然不利于主回路系统的冷却和降压。图4示出了在主回路系统冷段发生大约5cm小破口事故情况下，主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在破口发生后随时间变化曲线图。图4中，实线为主回路系统压力，虚线分别是两台蒸汽发生器二次侧的压力。通过图4可以看出，最初主回路系统压力P₀高于蒸汽发生器二次侧内的压力，但是随着事故条件下主蒸汽隔离阀13的关闭，通过主回路系统的自然循环，部分反应堆堆芯余热传递给蒸汽发生器二次侧内的饱和冷却水，饱和冷却水蒸发使得蒸汽发生器二次侧内的压力升高。如图4所示，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入使得主回路系统的温度和压力逐步降低，蒸汽发生器二次侧内的压力将高于主回路系统的压力。相应的，蒸汽发生器二次侧内的换热介质的温度将高于主回路系统内换热介质的温度，U型管由于完全置于蒸汽发生器二次侧空间内，因此将导致过热蒸汽在U型管内部聚集，不再参与主回路冷却循环，这不利于主回路系统冷却和降压。

在核电站发生完全断电的情况下，非能动核电站首先依靠主回路系统的自然循环，将一部分反应堆堆芯余热通过蒸汽发生器内的U型传热管传递给蒸汽发生器二次侧，使得蒸汽发生器二次侧内存有的饱和冷却水不断吸热蒸发，导致蒸汽发生器二次侧内压力升高，当压力升高到蒸汽发生器二次侧泄压阀14设定的开启压力时（如7.8MPa），蒸汽发生器二次侧泄压阀14开启，向安全壳内排出高压蒸汽，给蒸汽发生器二次侧泄压，当压力降低至当蒸汽发生器二次侧泄压阀14设定的关闭压力时（如7.6MPa），蒸汽发生器二次侧泄压阀14关闭。蒸汽发生器二次侧泄压阀14关闭后，蒸汽发生器二次侧由于U型管的持续换热吸收反应堆堆芯余热其内部压力重新升高，蒸汽发生器二次侧泄压阀14如此往复开启关闭，排出蒸汽，直至蒸汽发生器二次侧液位降低至蒸汽发生器二次侧设定的低液位值时触发反应堆停堆安全信号，则反应堆堆芯应急冷却系统将投入工作，反应堆堆芯余热排出功能由反应堆堆芯应急冷却系统接管。同时，由于受到自然循环换热能力的限制，主回路系统的余热不能够完全通过蒸汽发生器二次侧承载，因此，主回路系统内也会升温升压，导致稳压器起跳。

无论是小破口事故下主回路系统的泄放还是蒸汽发生器二次侧的蒸汽泄放都是直接在安全壳内，都会导致安全壳升压。

因此，需要提供一种核电站非能动余热排出系统，用于对蒸汽发生器二次侧进行持续冷却，将蒸汽发生器二次侧内的热量直接释放到周围大气中，保持其装水量，维持主回路系统和蒸汽发生器二次侧之间的传热温差和传热面积，有效改善主回路系统冷却和降压，有助于改善核电站抗击小破口和完全断电事故的能力。

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