[发明专利]基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统

说明书

本发明公开了基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：堆坑的腔室内设有隔离围板，隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室，隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室，隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置，内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；安全壳内壁设有至少一个收集器，收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。本发明提供的余热排出系统采用非能动技术，在反应堆的正常排热途径失效时，不依赖外部动力电源导出堆芯余热，从而确保反应堆的安全。

技术领域

本发明涉及核反应堆技术领域，更具体地说，它涉及基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统。

背景技术

铅基快堆是一种极具发展潜力的第四代核能系统，采用铅基材料(铅或铅铋合金)作为冷却剂，具有良好的中子物理特性、热工水力特性、化学安全特性和系统安全特性，在核燃料增殖和核废料嬗变方面具有独特优势，是目前国际核能领域研究的热点。余热排出系统作为反应堆的专设安全系统之一，主要功能是在反应堆事故工况下排出堆芯余热，从而确保堆芯安全。非能动余热排出系统使反应堆的系统简化，提高了系统运行的可靠性，降低了堆芯熔化概率，提高了反应堆的安全性和经济性。非能动余热排出系统的设计研究是铅基快堆研究的重要发展方向之一。目前铅基快堆的非能动余热排出系统尚处于概念设计阶段，国际上发展铅基快堆技术的国家均对铅基快堆的非能动余热排出系统进行了设计研究。

美国SSTAR反应堆的余热排出系统为反应堆容器辅助冷却系统(RVACS)，利用容器外壁面与空气自然循环换热带走热量。欧洲铅基快堆ELSY-600反应堆设计了三套非能动余热排出系统：水余热排出系统、独立冷凝器余热排出系统以及反应堆容器空气冷却系统。独立冷凝器余热排出系统包含蒸汽发生器二次侧、冷凝器、水箱等，通过蒸汽发生器换热带走堆芯余热，然后利用冷凝器将热量导入水箱。水余热排出系统包括水箱、隔离阀、浸泡式换热器以及与烟囱，利用浸泡式换热器将热量导出，水蒸气由烟囱流入大气环境。反应堆容器空气冷却系统不同于美国SSTAR反应堆容器辅助冷却系统，该系统采用管道冷却设计方案，系统进口与空气收集器相连，出口与烟囱相连，从而形成自然循环，而SSTAR反应堆直接利用坑道。

俄罗斯开发的小型模块式铅冷快堆SVBR-100的非能动余热排出系统仅由兼作保护容器的钢罐组成，罐中充满水。热量由反应堆容器壁导出，该非能动余热排出系统能够保证在各种情况下将反应堆容器中的热量导出。俄罗斯示范性验证反应堆BREST-OD-300堆芯的衰变热排出系统采用非能动设计，一回路的热量通过自然循环在空冷器中把热量传递给冷空气，被加热的空气直接排入大气中。

综合而言，基于蒸汽发生器和独立热交换器的非能动余热排出系统功率较大，但是需要配置的设备较多，设备尺寸不小，而反应堆容器内铅池空间有限，设备的安装、固定、维修均较为困难。在基于反应堆容器的非能动余热排出系统设计中，美国和欧盟等选择空气冷却反应堆容器的设计，该类型设计导致反应堆在正常工况存在一定热损失，最大的问题为该类型非能动余热排出系统的排热功率较小；俄罗斯选择水冷却反应堆容器的设计，通过辐射换热和容器壁面的自然对流将堆芯余热带走，但是目前该类型设计是将反应堆容器浸泡在水箱内，这种设计导致反应堆正常工况存在一定热损失，反应堆容器外未形成自然循环流动，整个余热排出系统的排热功率偏小，此外该余热排出系统运行一段时间后水箱内水会全部蒸发，导致其排热功率陡降。

发明内容

为解决现有技术中的不足，本发明的目的是提供基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，在事故工况以自然循环形式运行，将堆芯余热导到最终热阱大气，该系统具有排热能力强、系统相关设备简单、安装维修简易等优点。