[发明专利]一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统在审
申请号: | 202010300364.7 | 申请日: | 2020-04-16 |
公开(公告)号: | CN111540486A | 公开(公告)日: | 2020-08-14 |
发明(设计)人: | 曾未;宋丹戎;秦忠;江光明;许斌;钟发杰;陈智;李庆;任云;邓坚;邱志方;曾畅 | 申请(专利权)人: | 中国核动力研究设计院 |
主分类号: | G21C15/18 | 分类号: | G21C15/18 |
代理公司: | 核工业专利中心 11007 | 代理人: | 闫兆梅 |
地址: | 610213 四川省成都市*** | 国省代码: | 四川;51 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 一种 小型 反应堆 安全 长期 能动 热量 排出 系统 | ||
本发明属于反应堆安全技术领域,具体涉及一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统。该系统包括非能动余排换热器、低压安注管线、再循环管线、低压安注水箱、安全壳地坑、安全壳和冷凝水收集装置,非能动余排换热器浸没于低压安注水箱中,低压安注箱通过低压安注管线与反应堆下降段相连,安全壳地坑通过再循环管线与反应堆下降段相连。该发明使得小型压水反应堆的安全性提升到了全新的高度,仅仅依赖空气,就可保证反应堆余热长期有效,从设计上实现固有安全,可以取消场外应急,经济性和厂址适应性都将获得极大提升。
技术领域
本发明属于反应堆安全技术领域,具体涉及一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统。
背景技术
反应堆余热的长期有效导出是反应堆三大安全功能之一,余热排出系统是应对核反应堆设计基准事故及严重事故的专设安全设施,现有的核反应堆安全系统广泛采用非能动应急堆芯冷却和非能动余热排出系统提高系统的可靠性,但对于大型压水堆而言,由于其反应堆余热水平较高,难以在事故后直接利用空气冷却,通常需要较大装量的水源作为最终热阱,并以满足72小时非能动余热导出确定最终热阱水源装量。对于小型堆而言,由于反应堆余热较小,通过适当大小的安全壳将可以实现通过安全壳壁面作为换热器,将安全壳内的热量通过安全壳外部的空气冷却排出。目前国际上小型堆设计大都沿袭了大型压水堆采用冷却水源作为最终热阱的方式,并没有根据小型压水堆的特点取消最终热阱水源的设计。因此需要设计一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统,以提高反应堆的固有安全性,解决现有技术的不足。
发明内容
本发明目的是针对上述现有技术的不足提供一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统,充分利用小型堆堆芯余热水平低的特点,利用中等尺度安全壳及其外壁面天然存在的空气实现反应堆余热较长时间的非能动导出,提高小型压水堆的固有安全性,同时使安全系统得到简化,提高其经济性。
本发明的技术方案是:
一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统,该系统包括非能动余排换热器、低压安注管线、再循环管线、低压安注水箱、安全壳地坑、安全壳和冷凝水收集装置,非能动余排换热器浸没于低压安注水箱中,低压安注箱通过低压安注管线与反应堆下降段相连,安全壳地坑通过再循环管线与反应堆下降段相连。
所述的冷凝水收集装置紧贴安全壳上部内表面。
所述的冷凝水收集装置与安全壳通过焊接方式连接。
所述的非能动余排换热器、低压安注管线、再循环管线、低压安注水箱、安全壳地坑和冷凝水收集装置均布置于安全壳内部。
所述的非能动余排换热器两端分别与反应堆冷热端相连。
所述的非能动余排换热器两端与蒸汽发生器给水管线和蒸汽管线相连,通过蒸汽发生器二次侧导出堆芯余热。
所述的在发生非失水事故时,通过非能动余排换热器将热量导入低压安注水箱,通过低压安注水箱中的水升温及蒸发带走反应堆的热量,蒸发产生的蒸汽通过安全壳外部空气冷却后通过冷凝水收集装置部分回流至低压安注水箱,延长非能动余排系统的工作时间,形成闭式循环,安全壳热量则通过安全壳壁面以辐射、对流等自然原理传递给安全壳外空气,从而将热量排入最终热阱大气中。
所述的在发生失水事故后堆芯冷却过程中,低压安注水箱水位逐渐下降,安全壳地坑水位将上升直至低压安注水箱水位和安全壳地坑水位平衡,此后通过再循环管线将安全壳地坑里的水注入堆芯,注入堆芯的水受热蒸发后进入安全壳,蒸汽向上流动由安全壳外部空气冷凝后沿安全壳壁面冷凝回流后最终汇集到安全壳地坑,维持安全壳地坑淹没水量至平衡水位不变,从而实现堆芯的长期冷却。
所述的在非失水事故缓解后期,若电源始终未恢复,低压安注水箱水装量不足,导致非能动余排换热器裸露,则采取卸压方式,降低一回路压力后转入失水事故缓解流程,实现长期无需电源的非能动热量导出。
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