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CN104392751A - 避免放射性物质排放的蒸汽发生器 - Google Patents

避免放射性物质排放的蒸汽发生器 Download PDF

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CN104392751A
CN104392751A CN201410559962.0A CN201410559962A CN104392751A CN 104392751 A CN104392751 A CN 104392751A CN 201410559962 A CN201410559962 A CN 201410559962A CN 104392751 A CN104392751 A CN 104392751A
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China
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steam generator
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left chamber
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Application number
CN201410559962.0A
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侯华青
沈永刚
卢向晖
蒋晓华
崔军
林建树
张玉斌
崔旭阳
张吉胜
纪文英
张振华
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China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
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Publication date
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    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
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    • G—PHYSICS
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Abstract

本发明公开一种避免放射性物质排放的蒸汽发生器，连接于核电设备中的一回路及二回路之间，其包括壳体及分离式热管环路，所述壳体具有密闭并相互隔离的左腔及右腔，所述左腔与所述一回路循环连通，所述右腔与所述二回路循环连通，所述分离式热管环路具有蒸发段及冷凝段，所述蒸发段置于所述左腔内并浸于所述一回路的冷却液中，所述冷凝段置于所述右腔内并浸于所述二回路的液体中，所述蒸发段的出口及入口分别与所述冷凝段的入口及出口相连通，所述蒸发段的水平位置低于所述冷凝段的水平位置。本发明能避免传统的蒸汽发生器传热管发生破裂使一回路受污染的水直接进入二回路进而向外界环境泄漏，有效提高核电站的可靠性及安全性。

Description

避免放射性物质排放的蒸汽发生器
技术领域
本发明涉及一种核电设备，尤其涉及一种避免放射性物质排放的蒸汽发生器。
背景技术
在核电领域中，蒸汽发生器(SG)的主要功能是作为热交换设备将一回路冷却液中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。在传统的压水堆核电厂，作为连接一回路与二回路的设备，蒸汽发生器在一、二回路之间构成放置放射性物质外泄的第二道防护屏障。由于水吸收辐照后活化以及少量燃料包壳可能破损泄漏，流经堆芯的一回路冷却液具有放射性，而压水堆核电站二回路设备不应受到放射性污染，因此蒸汽发生器管板和倒置的U形管是反应堆冷却液压力边界的组成部分，属于第二道放射性防护屏障之一。由于作为传热作用的U形管的换热面积较大且U形管的厚度较薄，U形管破裂直接导致一回路受污染的水直接进入二回路进而通过大气释放阀进入外界环境。
发明内容
本发明的目的在于提供一种能避免传统的蒸汽发生器传热管发生破裂使一回路受污染的水直接进入二回路进而向外界环境泄漏的蒸汽发生器。
为了实现上述目的，本发明提供的避免放射性物质排放的蒸汽发生器连接于核电设备中的一回路及二回路之间，其包括壳体及分离式热管环路，所述壳体具有密闭并相互隔离的左腔及右腔，所述左腔与所述一回路循环连通，所述右腔与所述二回路循环连通，所述分离式热管环路具有蒸发段及冷凝段，所述蒸发段置于所述左腔内并浸于所述一回路的冷却液中，所述冷凝段置于所述右腔内并浸于所述二回路的液体中，所述蒸发段的出口及入口分别与所述冷凝段的入口及出口相连通，所述蒸发段的水平位置低于所述冷凝段的水平位置。
与现有技术相比，由于本发明将所述壳体内部分成相互隔离的左腔及右腔，再在所述左腔及右腔内分别设置蒸发段及冷凝段，使所述蒸发段及冷凝段分别相互循环地连接通，又使所述左腔与所述一回路循环连通，使所述右腔与所述二回路循环连通，从而使所述一回路的冷却液进入所述左腔后加热所述蒸发段，使所述蒸发段内的水汽化并流动到所述冷凝段冷凝，进而将热量从所述一回路传递到二回路，通过利用所述分离式热管环路，其不但能将热量有效地传递，而且使所述一回路及所述二回路完全隔离，从而避免传统的蒸汽发生器的U形管破裂使所述一回路受污染的冷却液直接进入所述二回路后向外界环境泄露，极大地提高了核电站的可靠性及安全性。
较佳地，所述分离式热管环路还具有导气管及导液管，所述导气管的两端连通所述蒸发段上端的出口及所述冷凝段上端的入口，所述导液管连通所述蒸发段下端的入口及所述冷凝段下端的出口。通过设置所述导气管及导液管，可以使所述蒸发段及所述冷凝段能循环地连通，实现热量的传递。
较佳地，所述蒸发段和/或冷凝段呈多段式并列排列设置。这样可以加速所述蒸发段或所述冷凝段的蒸发或冷凝速度，从而提高效率。
较佳地，所述壳体的中间竖向地设置有隔离板，所述隔离板分隔成所述左腔及所述右腔。通过设置所述隔离板，可以使所述左腔内的受污染的冷却液与所述右腔内的水完全隔离。
较佳地，所述左腔的一侧的上端设有冷却液出口，下端设有冷却液入口，所述冷却液出口及冷却液入口连通所述左腔及所述一回路。由于所述冷却液进入所述左腔内时带有热量，因此，通过将冷却液入口设置于下端，冷却液出口设置上端可以使高湿的冷却液在所述左腔内上升，从而可以经过所述蒸发段，实现热交换并最后从所述冷却液出口流出，提高热交换效率。
较佳地，所述右腔的上端设有蒸汽出口，下端设有主给水入口，所述蒸汽出口及主给水入口连通所述右腔及所述二回路。通过将所述蒸汽出口设置于上端，主给予水入口设置于下端，可以使所述分离式热管环路内的蒸气使完全通过所述冷凝段，有效提高热交换效率。
附图说明
图1是本发明避免放射性物质排放的蒸汽发生器的结构示意图。
具体实施方式
为详细说明本发明的技术内容、构造特征、所实现的效果，以下结合实施方式并配合附图详予说明。
如图1所示，本发明避免放射性物质排放的蒸汽发生器100连接于核电设备中的一回路(图中未示)及二回路(图中未示)之间，其包括壳体1及分离式热管环路2，所述壳体1的中间竖向地设置有隔离板11，所述隔离板11将所述壳体1分隔成左腔12及右腔13，所述左腔12及右腔13呈密闭且相互隔离。所述左腔12与所述一回路循环连通，所述右腔13与所述二回路循环连通。通过设置所述隔离板11，可以将所述左腔12内的受污染的冷却液与所述右腔内13的水完全隔离。
再请参阅图1，所述分离式热管环路2具有蒸发段21、冷凝段22、导气管23及导液管24，所述蒸发段21置于所述左腔12内并浸没于所述一回路的冷却液中，所述冷凝段22置于所述右腔13内并浸没于所述二回路的液体中；所述蒸发段21及冷凝段22呈多段式并列排列且呈竖直地设置，这样可以加速所述蒸发段21及所述冷凝段22的蒸发及冷凝速度，从而提高效率。所述导气管23的两端连通所述蒸发段21上端的出口21a及所述冷凝段22上端的入口22a，所述导液管24连通所述蒸发段21下端的入口21b及所述冷凝段22下端的出口22b。通过设置所述导气管23及导液管24，可以使所述蒸发段21及所述冷凝段22能循环地连通，实现热量的传递。所述蒸发段21的水平位置低于所述冷凝段22的水平位置。较佳地，所述蒸发段21的上端的出口21a与所述冷凝段22的下端的出口22b大致处于同一高度，所述分离式热管环路2内的液面大致位于所述蒸发段21的上端的出口21a及所述冷凝段22的下端的出口22b处。
再请参阅图1，所述左腔12的一侧的上端设有冷却液出口14，下端设有冷却液入口15，所述冷却液出口14及冷却液入口15连通所述左腔12及所述一回路。由于所述冷却液进入所述左腔12内时带有热量，因此，通过将冷却液入口15设置于下端，冷却液出口14设置上端可以使高湿的冷却液在所述左腔12内上升，从而可以经过所述蒸发段21，实现热交换并最后从所述冷却液出口14流出，提高热交换效率。所述右腔13的上端设有蒸汽出口16，所述蒸气出口16位于所述右腔13的汽液分界面A之上，所述右腔13的下端设有主给水入口17，所述蒸汽出口16及主给水入口17连通所述右腔13及所述二回路。通过将所述蒸汽出口16设置于上端，所述主给水入口17设置于下端，可以使所述分离式热管环路2内的蒸气完全通过所述冷凝段22，有效提高热交换效率。
工作时，所述一回路内的高温冷却液从所述冷却液入口15进入所述左腔12，并在左腔12内上升，经过所述蒸发段21，并加热所述蒸发段21内的水使之汽化，蒸汽从所述蒸发段21的上端出口21a通过导气管23流入所述冷凝段22，在所述冷凝段22内冷凝凝结成水珠并通过导液管24回流到蒸发段21内；此时，所述冷凝段22内释放出热量加热所述右腔13内的水，所述右腔13内的水蒸发并从所述蒸汽出口16流向所述二回路，经过所述二回路后变成水通过主给水入口17回流到所述右腔13内；当所述左腔12内的冷却液上升到所述冷却液出口14时，冷却液通过所述冷却液出口14回流到所述一回路中。通过上述不断循环，实现所述一回路与所述二回路的热交换。
与现有技术相比，由于本发明将所述壳体1内部分成相互隔离的左腔12及右腔13，再在所述左腔12及右腔13内分别设置蒸发段21及冷凝段22，使所述蒸发段21及冷凝段22分别相互循环地连接通，又使所述左腔12与所述一回路循环连通，使所述右腔13与所述二回路循环连通，从而使所述一回路的冷却液进入所述左腔12后加热所述蒸发段21，使所述蒸发段21内的水汽化并流动到所述冷凝段22冷凝，进而将热量从所述一回路传递到二回路，通过利用所述分离式热管环路2，其不但能将热量有效地传递，而且使所述一回路及所述二回路完全隔离，从而避免传统的蒸汽发生器的U形管破裂使所述一回路受污染的冷却液直接进入所述二回路后向外界环境泄露，极大地提高了核电站的可靠性及安全性。
以上所揭露的仅为本发明的较佳实例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明申请专利范围所作的等同变化，仍属于本发明所涵盖的范围。

Claims (6)

1.一种避免放射性物质排放的蒸汽发生器，连接于核电设备中的一回路及二回路之间，其特征在于：包括壳体及分离式热管环路，所述壳体具有密闭并相互隔离的左腔及右腔，所述左腔与所述一回路循环连通，所述右腔与所述二回路循环连通，所述分离式热管环路具有蒸发段及冷凝段，所述蒸发段置于所述左腔内并浸于所述一回路的冷却液中，所述冷凝段置于所述右腔内并浸于所述二回路的液体中，所述蒸发段的出口及入口分别与所述冷凝段的入口及出口相连通，所述蒸发段的水平位置低于所述冷凝段的水平位置。
2.如权利要求1所述的避免放射性物质排放的蒸汽发生器，其特征在于：所述分离式热管环路还具有导气管及导液管，所述导气管的两端连通所述蒸发段上端的出口及所述冷凝段上端的入口，所述导液管连通所述蒸发段下端的入口及所述冷凝段下端的出口。
3.如权利要求1所述的避免放射性物质排放的蒸汽发生器，其特征在于：所述蒸发段和/或冷凝段呈多段式并列排列设置。
4.如权利要求1所述的避免放射性物质排放的蒸汽发生器，其特征在于：所述壳体的中间竖向地设置有隔离板，所述隔离板分隔成所述左腔及所述右腔。
5.如权利要求1所述的避免放射性物质排放的蒸汽发生器，其特征在于：所述左腔的一侧的上端设有冷却液出口，下端设有冷却液入口，所述冷却液出口及冷却液入口连通所述左腔及所述一回路。
6.如权利要求1所述的避免放射性物质排放的蒸汽发生器，其特征在于：所述右腔的上端设有蒸汽出口，下端设有主给水入口，所述蒸汽出口及主给水入口连通所述右腔及所述二回路。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108150987A (zh) * 2017-12-27 2018-06-12 东南大学 一种分离式熔融盐蓄热电锅炉
CN110085334A (zh) * 2019-03-28 2019-08-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 热管式非能动余热排出系统
CN112169668A (zh) * 2020-09-21 2021-01-05 河南省计量科学研究院 一种基于冷凝饱和的动态体积饱和气体发生器及发生系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06281102A (ja) * 1993-03-29 1994-10-07 Nuclear Fuel Ind Ltd 加圧水型原子炉用蒸気発生器
CN1234586A (zh) * 1998-05-04 1999-11-10 法玛通公司 包括改进的给水装置的蒸汽发生器
JP2002333288A (ja) * 2001-05-08 2002-11-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 蒸気発生器
CN201069316Y (zh) * 2007-07-27 2008-06-04 白庆华 风冷换热器
CN203366766U (zh) * 2013-07-31 2013-12-25 中科华核电技术研究院有限公司 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放系统

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06281102A (ja) * 1993-03-29 1994-10-07 Nuclear Fuel Ind Ltd 加圧水型原子炉用蒸気発生器
CN1234586A (zh) * 1998-05-04 1999-11-10 法玛通公司 包括改进的给水装置的蒸汽发生器
JP2002333288A (ja) * 2001-05-08 2002-11-22 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 蒸気発生器
CN201069316Y (zh) * 2007-07-27 2008-06-04 白庆华 风冷换热器
CN203366766U (zh) * 2013-07-31 2013-12-25 中科华核电技术研究院有限公司 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放系统

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108150987A (zh) * 2017-12-27 2018-06-12 东南大学 一种分离式熔融盐蓄热电锅炉
CN110085334A (zh) * 2019-03-28 2019-08-02 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 热管式非能动余热排出系统
CN112169668A (zh) * 2020-09-21 2021-01-05 河南省计量科学研究院 一种基于冷凝饱和的动态体积饱和气体发生器及发生系统

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