[实用新型]余热排出系统与核电系统

说明书

本实用新型实施例提供了一种余热排出系统与核电系统，涉及核电技术领域；其中，上述余热排出系统应用于核电系统，核电系统包括蒸汽发生器，余热排出系统包括：与蒸汽发生器连接的冷凝器；冷却水箱，冷却水箱中设有放置冷凝器的容置腔，容置腔通过设于冷却水箱的第一开口与第二开口与外部空间连通；第一开口处设有伸入至容置腔中的导流结构，第二开口经导流结构与第一开口连通。本实用新型实施例提供的余热排出系统，能够在事故早期通过冷却效率较高的水冷方式将堆芯余热及时导出，而在事故后期，可以不需要额外补水或使用其他能动设备，通过空冷方式一直维持堆芯余热的导出，有效保证反应堆的安全性。

技术领域

本实用新型涉及核电技术领域，尤其涉及一种余热排出系统与核电系统。

背景技术

压水堆核电站通常具有一回路与二回路，其中一回路用于将堆芯产生的热量通过蒸汽发生器传递到二回路，进而在蒸汽发生器的二次侧产生蒸汽。实际应用中，压水堆核电站可能面临全厂断电等事故工况，造成二次侧主给水丧失事故(Loss of Main Feed WaterAccident)，蒸汽发生器传热能力下降，进而导致堆芯余热在一回路中堆积，影响到压水堆核电站的安全。

为在上述事故工况下导出堆芯余热，通常会为压水堆配设二次侧非能动余热排出系统(即在蒸汽发生器的二次侧设置不依赖外来动力源的余热排出系统)。现有技术中，二次侧非能动余热排出系统多采用水冷结构，但是当水冷结构中的水量用完后，难以继续将堆芯余热进行导出，进而带来堆芯余热导出持续性较差，难以充分保证压水堆核电站安全的问题。

实用新型内容

本实用新型实施例提供一种余热排出系统与核电系统，以解决现有二次侧非能动余热排出系统堆芯余热导出持续性较差，难以充分保证压水堆核电站安全的问题。

为了解决上述技术问题，本实用新型是这样实现的：

本实用新型实施例提供了一种余热排出系统，应用于核电系统，所述核电系统包括蒸汽发生器，所述余热排出系统包括：

冷凝器，所述冷凝器通过管路与所述蒸汽发生器连接；

冷却水箱，所述冷却水箱中设有放置所述冷凝器的容置腔，所述容置腔通过设于所述冷却水箱的第一开口和第二开口与外部空间连通；所述第一开口处设有伸入至所述容置腔中的导流结构，所述第二开口经所述导流结构与所述第一开口连通；所述冷凝器至少部分位于所述导流结构围成的空间中。

可选地，所述第一开口处还设有位于所述冷却水箱外部的出气通道，所述出气通道与所述导流结构围成的空间相互连通。

可选地，所述第一开口与所述第二开口位于所述冷却水箱的顶部。

可选地，所述导流结构的横截面形状为环形。

可选地，所述第二开口的数量为多个，多个所述第二开口环绕所述导流结构间隔布置。

可选地，所述第二开口处设有进气结构，所述进气结构包括风阀或止回阀。

可选地，连接所述冷凝器与所述蒸汽发生器的管道上设有温度计。

可选地，所述冷却水箱的数量为多个，多个所述冷却水箱通过连通管线相互连通。

本实用新型实施例还提供了一种核电系统，包括蒸汽发生器与上述的余热排出系统；

所述蒸汽发生器与所述冷凝器通过管道相连。