CN117095840B - 一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，包括：C型管换热器，C型管换热器的入口与余热排出管道的一端连通，余热排出管道的另一端与蒸汽发生器或主蒸汽管道连通，C型管换热器设置于冷却水箱内，多个开式热虹吸管均固定设置在冷却水箱的上表面，开式热虹吸管的底端贯穿冷却水箱的上表面并与冷却水箱连通；冷却水箱内的水换热形成的水蒸汽从开式热虹吸管排出，排出时部分水蒸汽冷凝并能够回流至水箱内，实现了冷却水箱水量自持的有益效果，大大降低了核电站事故时水箱水量的消耗速度，提高了冷却能力，延长了可持续冷却时间，满足了浮动核电站空间有限应用环境下的非能动余热排出需求。
Description
技术领域
本发明属于反应堆非能动余热导出领域，尤其涉及一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统。
背景技术
自国际原子能机构首次提出非能动设计理念后，世界范围内的各研究机构均投入大量资源以实现非能动安全设计在核工程领域的有效应用。其中，非能动余热排出系统(核电站系统故障时堆芯的余热排出系统)典型设计是以大冷却水箱作为热阱，通过重力与相变等非能动驱动方式实现堆芯余热导出，典型应用包括美国西屋公司所设计的AP1000先进反应堆、韩国原子能研究院提出的SMART模块化一体化压水堆以及我国自主研发的华龙一号第三代核电机组等。然而，以大冷却水箱作为热阱的非能动余热排出系统具有以下缺陷：
1、余热排出系统的运行能力受限于水箱水装量，事故发生后水箱内的水装量持续消耗，冷却能力逐渐减低，极端事故工况下难以实现堆芯的长期冷却。
2、为保证余热排出系统的冷却能力，核电站需配备大容量冷却水箱，陆上核电站有充足的水箱安装空间，但浮动核电站空间有限，无法配备大容量水箱。
有鉴于此，如何提供一种适用于浮动核电站的非能动余热排出系统，是本领域人员亟需解决的一个技术问题。
发明内容
本发明的目的是提供一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，以解决上述问题，实现冷却水箱用水自持、减小冷却水箱体积，满足浮动核电站有限空间条件下的非能动余热排出需求。
为实现上述目的，本发明提供了如下方案：一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，浮动核电站包括蒸汽发生器，蒸汽发生器与主蒸汽管道和主给水管道连通，包括：C型管换热器，所述C型管换热器的入口与余热排出管道的一端连通，所述余热排出管道的另一端与所述蒸汽发生器或所述主蒸汽管道连通；所述C型管换热器的出口与冷凝水管道的一端连通，所述冷凝水管道的另一端与所述蒸汽发生器或所述主给水管道连通；冷却水箱，所述C型管换热器设置于所述冷却水箱内；开式热虹吸管(开式热虹吸管是热管的一种类型，其结构简单，内部未设吸液芯，而是基于重力与毛细效应实现内部工质的回收)，所述开式热虹吸管有多个，多个开式热虹吸管均固定设置在所述冷却水箱的上表面，所述开式热虹吸管的底端贯穿所述冷却水箱的上表面并与冷却水箱连通；第一隔离阀，所述第一隔离阀设置于所述余热排出管道上；第二隔离阀，所述第二隔离阀设置于所述冷凝水管道上。
本发明的有益效果是：
核电站堆芯余热能够通过蒸汽发生器以蒸汽的形式从余热排出管道排放至C型管换热器内，经水箱冷却降温后形成冷凝水回流至蒸汽发生器中；冷却水箱内的水换热形成的水蒸汽从开式热虹吸管排出，排出时部分水蒸汽冷凝并能够回流至水箱内，实现了冷却水箱水量自持的有益效果，大大降低了核电站事故时冷却水箱水量的消耗速度，提高了冷却能力，延长了可持续冷却时间，降低了冷却水箱的水容量要求，满足了浮动核电站空间有限应用环境下的非能动余热排出需求。
进一步的，所述主蒸汽管道上设置有第三隔离阀，所述主给水管道上设置有第四隔离阀。
核电站正常运行时，第一、二隔离阀关闭，第三、四隔离阀开启。主蒸汽管道的作用是核电站正常工况下，将蒸汽发生器产生的蒸汽通过主蒸汽管道传输给回路系统进行能量转换，主给水管道的作用是核电站正常工况下为蒸汽发生器进行补水。当发生事故时，第三、四隔离阀关闭，第一、二隔离阀开启，此时堆芯余热在蒸汽发生器产生的水蒸汽将全部从余热排出管道进入C型管换热器，并在水箱内换热后形成冷凝水回流至蒸汽发生器内形成蒸汽-冷凝水循环。
进一步的，当所述余热排出管道的另一端与所述主蒸汽管道连通时，连通处位于所述第三隔离阀和所述蒸汽发生器之间，当所述冷凝水管道的另一端与所述主给水管道连通时，连通处位于所述第四隔离阀和所述蒸汽发生器之间。
采用上述技术方案的目的在于保证第三隔离阀和第四隔离阀关闭时，蒸汽发生器内的蒸汽能够顺利进入余热回收管道以及冷凝管到内的冷凝水能够顺利回流至蒸汽发生器中。
进一步的，还包括止回阀，所述止回阀设置于所述冷凝水管道上并位于所述第二隔离阀和所述蒸汽发生器之间。止回阀的作用在于避免冷凝水从靠近蒸汽发生器的位置倒流至靠近冷却水箱的位置。
进一步的，还包括冷却塔，多个所述开式热虹吸管设置于所述冷却塔内并靠近所述冷却塔的底部设置，所述冷却塔底部具有冷空气入口，顶部具有热空气出口。
冷却塔的作用在于进一步提高开式热虹吸管的冷凝效果，使冷却水箱产生的水蒸汽在开式热虹吸管中快速形成冷凝水回流至冷却水箱中，进一步加强水箱水量自持效果、降低核电站事故时水箱水量的消耗速度，提高冷却能力，延长可持续冷却时间，降低冷却水箱的水容量要求。
进一步的，所述开式热虹吸管的内侧壁上设置有丝网、沟槽、钢粉烧结层的一种或多种。
在开式热虹吸管的内侧壁上设置上述结构能够增强开式热虹吸管的换热速度并提高蒸汽的捕获能力，利用毛细效应的增强来提高冷凝水的回流能力，进一步加强冷却水箱的自持特性。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图：
图1为本发明的系统结构图；
图2为本开式热虹吸管的工作原理图；
其中：1-C型管换热器、2-冷却水箱、3-冷却塔、4-冷空气入口、5-热空气出口、6-开式热虹吸管、7-入口、8-出口、9-第一隔离阀、10-止回阀、11-余热排出管道、12-冷凝水管道、13-第二隔离阀、14-第四隔离阀、15-第三隔离阀、16-堆芯、17-蒸汽发生器、18-冷却剂上升通道、19-稳压器、20-主泵。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
本实施例提供一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，浮动核电站包括蒸汽发生器17，蒸汽发生器17与主蒸汽管道和主给水管道连通，包括：C型管换热器1，C型管换热器1的入口7与余热排出管道11的一端连通，余热排出管道11的另一端与主蒸汽管道连通；C型管换热器1的出口8与冷凝水管道12的一端连通，冷凝水管道12的另一端与主给水管道连通；冷却水箱2，C型管换热器1设置于冷却水箱2内；开式热虹吸管6，开式热虹吸管6有多个，多个开式热虹吸管6均固定设置在冷却水箱2的上表面，开式热虹吸管6的底端贯穿冷却水箱2的上表面并与冷却水箱2连通；第一隔离阀9，第一隔离阀9设置于余热排出管道11上；第二隔离阀13，第二隔离阀13设置于冷凝水管道12上。
在本实施例中，主蒸汽管道上设置有第三隔离阀15，主给水管道上设置有第四隔离阀14。
在本实施例中，余热排出管道11的另一端与主蒸汽管道的连通处位于第三隔离阀15和蒸汽发生器17之间，冷凝水管道12的另一端与主给水管道的连通处位于第似隔离阀14和蒸汽发生器17之间。
在本实施例中，还包括止回阀10，止回阀10设置于冷凝水管道12上并位于第二隔离阀13和蒸汽发生器17之间。止回阀10的作用在于避免冷凝水从靠近蒸汽发生器17的位置倒流至靠近冷却水箱2的位置。
在本实施例中，还包括冷却塔3，多个开式热虹吸管6设置于冷却塔3内并靠近冷却塔3的底部设置，冷却塔3底部具有冷空气入口4，顶部具有热空气出口5。
在本实施例中，开式热虹吸管6的内侧壁上设置有丝网和沟槽。
具体工作过程如下：
正常工况下，冷却剂工质在堆芯16内吸收核裂变热能后通过冷却剂上升通道18进入蒸汽发生器17底部，与蒸汽发生器17二次侧内的水换热，之后由主泵20泵送至堆芯16内，稳压器19用于维持运行压力。蒸汽发生器17二次侧换热后产生水蒸汽，水蒸汽沿主蒸汽管道传输至回路系统进行能量转换，同时，主给水管道向蒸汽发生器17内不断补水。在该工况下，第一隔离阀9、第二隔离阀13关闭，第三隔离阀15、第四隔离阀14打开。
事故工况下，第一隔离阀9、第二隔离阀13打开，第三隔离阀15、第四隔离阀14关闭。冷却剂工质吸收堆芯16余热后仍然与蒸汽发生器17二次侧内的水进行换热，换热后蒸汽发生器17二次侧产生的水蒸汽由余热排出管道11进入C型管换热器1，并在冷却水箱2内换热，换热后形成冷凝水，沿冷凝管到回流至蒸汽发生器17中，此时蒸汽发生器17蒸发的水分和冷凝水回流的水分形成循环，无需向蒸汽发生器17补水。冷却水箱2的水与C型管换热器1换热后形成水蒸汽，并上升进入开式热虹吸管6内。开式热虹吸管6内部分水蒸汽冷凝形成冷凝水并回流至冷却水箱2内，同时，冷空气从冷却塔3的冷空气入口4进入冷却塔3对开式热虹吸管6进行冷却，换热后变为热空气并从热空气出口5排出。过程中，部分水蒸汽在开式热虹吸管6内无法得到有效冷却，会随着热空气一并从热空气出口5排出。
本发明提供了一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，核电站堆芯余热能够通过蒸汽发生器以蒸汽的形式从余热排出管道排放至C型管换热器内，经水箱冷却降温后形成冷凝水回流至蒸汽发生器中；冷却水箱内的水换热形成的水蒸汽从开式热虹吸管排出，排出时部分水蒸汽冷凝并能够回流至水箱内，实现了水箱水量自持的有益效果，大大降低了核电站事故时水箱水量的消耗速度，提高了冷却能力，延长了可持续冷却时间，满足了浮动核电站空间有限应用环境下的非能动余热排出需求。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“纵向”、“横向”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
以上的实施例仅是对本发明的优选方式进行描述，并非对本发明的范围进行限定，在不脱离本发明设计精神的前提下，本领域普通技术人员对本发明的技术方案做出的各种变形和改进，均应落入本发明权利要求书确定的保护范围内。
Claims (5)
1.一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，浮动核电站包括蒸汽发生器(17)，蒸汽发生器(17)与主蒸汽管道和主给水管道连通，其特征在于，包括：
C型管换热器(1)，所述C型管换热器(1)的入口(7)与余热排出管道(11)的一端连通，所述余热排出管道(11)的另一端与所述蒸汽发生器(17)或所述主蒸汽管道连通；所述C型管换热器(1)的出口(8)与冷凝水管道(12)的一端连通，所述冷凝水管道(12)的另一端与所述蒸汽发生器(17)或所述主给水管道连通；
冷却水箱(2)，所述C型管换热器(1)设置于所述冷却水箱(2)内；
开式热虹吸管(6)，所述开式热虹吸管(6)有多个，多个开式热虹吸管(6)均固定设置在所述冷却水箱(2)的上表面，所述开式热虹吸管(6)的底端贯穿所述冷却水箱(2)的上表面并与所述冷却水箱(2)连通；所述开式热虹吸管(6)的内侧壁上设置有丝网、沟槽、钢粉烧结层的一种或多种；
第一隔离阀(9)，所述第一隔离阀(9)设置于所述余热排出管道(11)上；
第二隔离阀(13)，所述第二隔离阀(13)设置于所述冷凝水管道(12)上；
冷却塔(3)，多个所述开式热虹吸管(6)设置于所述冷却塔(3)内并靠近所述冷却塔(3)的底部设置，所述冷却塔(3)底部具有冷空气入口(4)，顶部具有热空气出口(5)。
2.根据权利要求1所述的一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，其特征在于，所述主蒸汽管道上设置有第三隔离阀(15)，所述主给水管道上设置有第四隔离阀(14)。
3.根据权利要求2所述的一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，其特征在于，当所述余热排出管道(11)的另一端与所述主蒸汽管道连通时，连通处位于所述第三隔离阀(15)和所述蒸汽发生器(17)之间。
4.根据权利要求2所述的一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，其特征在于，当所述冷凝水管道(12)的另一端与所述主给水管道连通时，连通处位于所述第四隔离阀(14)和所述蒸汽发生器(17)之间。
5.根据权利要求1所述的一种可自持的浮动核电站非能动余热排出系统，其特征在于，还包括止回阀(10)，所述止回阀(10)设置于所述冷凝水管道(12)上并位于所述第二隔离阀(13)和所述蒸汽发生器(17)之间。
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