CN107093473A - 一种核反应堆用余热排出*** - Google Patents

一种核反应堆用余热排出*** Download PDF

Info

Publication number
CN107093473A
CN107093473A CN201710213255.XA CN201710213255A CN107093473A CN 107093473 A CN107093473 A CN 107093473A CN 201710213255 A CN201710213255 A CN 201710213255A CN 107093473 A CN107093473 A CN 107093473A
Authority
CN
China
Prior art keywords
residual heat
heat removal
subsystem
pond
inclusion body
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201710213255.XA
Other languages
English (en)
Other versions
CN107093473B (zh
Inventor
吴宜灿
吕科锋
金鸣
周涛
柏云清
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Original Assignee
Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hefei Institutes of Physical Science of CAS filed Critical Hefei Institutes of Physical Science of CAS
Priority to CN201710213255.XA priority Critical patent/CN107093473B/zh
Publication of CN107093473A publication Critical patent/CN107093473A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN107093473B publication Critical patent/CN107093473B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种核反应堆用余热排出***，该余热排出***包括一回路非安全级余热排出子***，一回路安全级余热排出子***以及包容体非能动冷却子***，三个子***之间并联，按照安全事故等级进行工作，无事故下的正常停堆是依靠一回路非安全级余热排出子***进行余热导出，当反应堆二回路发生事故或全厂断电时，无法使用非安全级余热排出***，此时一回路安全级余热排出子***排出投入使用，当事故严重时，此时触发包容体非能动冷却子***的工作。本发明结构简单、多样化，设置多道屏障排出余热，各子***相互独立且功能互补，可以为堆芯和最终热阱间建立并联、冗余的余热排出渠道，保证反应堆得到有效的冷却。

Description

一种核反应堆用余热排出***
技术领域
本发明涉及核反应堆设计技术、核安全技术和安全设施实施等领域，具体涉及一种核反应堆用的多冗余性、多重保护的余热排出***。
背景技术
为了适应反应堆停堆后的衰变余热排出，和缓解可能发生的事故下的余热问题，核电站需要设计可靠的余热排出***，以将事故限制在一定的范围内，防止其继续恶化成更严重的事故。余热排出***包括两个部分，一部分是正常余热排出***，另一部分是事故余热排出***。正常余热排出***是在应堆正常停堆后相当长时间内，由于裂变和裂变产物的衰变而产生热量，采用外部电源供给动力排出堆芯余热。在反应堆出现紧急事故时，如二回路出现故障、地震、全厂断电等工况下，堆芯余热无法通过一、二回路正常导出，需要依靠事故余热排出***排出堆芯余热。
在传统反应堆设计中，采用能动***将该部分热量排出，以防止堆芯因过热而发生熔化事故。这种设计存在很大的安全隐患，例如在全厂断电等事故中，正常电源和可靠电源供电同时丧失，常规能动余热排出***因电源丧失而产生外部驱动力，余热排出功能失效，这就极易导致堆芯的融化，如2011年日本福岛事故。
针对这些缺陷后续的反应堆设计(包括第三代和***核能***等)均采用非能动的余热排出的理念，不依靠外界驱动力，通过回路工质的自然循环导出堆芯余热，确保断电事故下***的安全。例如通过一条与主换热器并联的单独冷却支路，并在支路中合理布置冷、热源的高度差，创造自然循环潜力，实现非能动的余热排出；在高位放置在高位的喷淋水箱和随压力信号开闭的通过重力对安全壳进行喷淋冷却；或各类高低压注水***等。本发明专利即是基于非能动余热排出理念以及在各***独立、多样、冗余性相结合的原则下设计了一种多屏障的余热排出***。
发明内容
有鉴于此，本发明提供了一种核反应堆用余热排出***，是一种结构简单、多样化、冗余的余热排出***，为反应堆正常余热和事故余热的排出，进一步提供反应堆的安全性保障。
一种核反应堆用余热排出***，该余热排出***包括一回路非安全级余热排出子***，一回路安全级余热排出子***以及包容体非能动冷却子***；
所述一回路非安全级余热排出子***采用反应堆二回路将堆芯余热排出；
所述一回路安全级余热排出子***包括设置换热器和主泵的直接辅助冷却模块和依靠空气自然循环的容器外非能动空气冷却模块，两个模块并联、独立工作；
所述包容体非能动冷却子***包括非能动冷却风道和水池，非能动冷却风道利用空气自然循环进行冷却，水池受热进行循环冷却或汽化冷却，当水池完全汽化后，转化为完全的非能动冷却风道；
三个子***之间并联，按照安全事故等级进行工作，无事故下的正常停堆是依靠一回路非安全级余热排出子***进行余热导出，当反应堆二回路发生事故或全厂断电时，无法使用非安全级余热排出***，此时一回路安全级余热排出子***排出投入使用，当事故严重时，此时触发包容体非能动冷却子***的工作。
进一步地，所述一回路非安全级余热排出子***是通过管线将循环泵和换热器串联成循环回路来排出余热。
进一步地，所述直接辅助冷却模块通过设置各热传递回路冷、热源高度差实现非能动运行。
进一步地，所述包容体非能动冷却子***包括非能动冷却风道、包容体和水池，水池布置在包容体上部，非能动冷却风道设置在水池及包容体***。
进一步地，所述水池内设置有水池挡板，高于包容体的水池挡板上设有流通孔。
进一步地，所述换热器和主泵外均设有挡板。
有益效果：
1、本发明结构简单、多样化，设置多道屏障排出余热，各子***相互独立且功能互补，可以为堆芯和最终热阱间建立并联、冗余的余热排出渠道，保证反应堆得到有效的冷却。
2、本发明采用非能动的余热排出的理念，涉及的余热排出均为非能动安全级装置，且相互独立、功能互补，对反应堆余热排出形成***性的保护，有利于提高反应堆缓解事故的能力，并提高反应堆的安全性。
3、本发明的包容体非能动冷却子***，在极端事故下，假如包容体失效，顶部水池可淹没整个反应堆，将事故危害降至最小。
4、本发明通过设置挡板，可以使大部分流体往挡板外侧流道流动，不经过泵和换热器，从而降低流阻，增强循环能力。
附图说明
图1为非直接换热的非能动余热排出***示意图；
图2为容器外非能动空气冷却模块示意图。
其中，1-窗口，2-水池挡板，3-容器，4-容器外非能动空气冷却模块，5-非能动冷却风道，6-包容体，7-水池，8-水面液位，9-空气流道，10-容器外壁，11-换热器，12-主泵，13-挡板，14-堆芯。
具体实施方式
下面结合附图并举实施例，对本发明进行详细描述。
本发明提供了一种核反应堆用余热排出***，该余热排出***包括一回路非安全级余热排出子***，一回路安全级余热排出子***以及包容体非能动冷却子***；
一回路非安全级余热排出子***采用反应堆二回路将堆芯余热排出，通过管线将循环泵和换热器串联成循环回路来排出余热。
一回路安全级余热排出子***包括直接辅助冷却模块和容器外非能动空气冷却模块4，如图2所示，两个模块并联、独立工作。直接辅助冷却模块设置换热器11和主泵12，换热器11和主泵12外均设有挡板13，使大部分流体往挡板13外侧流道流动，不经过主泵12和换热器11，从而降低流阻，增强循环能力，尽快排热，并通过设置各热传递回路冷、热源高度差实现非能动运行，容器外非能动空气冷却模块4外的非能动冷却风道将空气引入容器外壁10，在近容器壁面的空气流道9中空气受热产生密度差形成自然循环对容器壁进行冷却，该模块为完全非能动的长期冷却***。
包容体非能动冷却子***包括非能动冷却风道5、包容体6和水池7，水池7布置在包容体6上部，非能动冷却风道5设置在水池7及包容体6***，水池7内设置有水池挡板2，高于包容体的水池挡板2上设有流通孔，即窗口1。非能动冷却风道5利用空气自然循环进行冷却，水池7受热进行循环冷却或汽化冷却，当水池7完全汽化后，转化为完全的非能动冷却风道。
三个子***之间并联，按照安全事故等级进行工作，无事故下的正常停堆是依靠一回路非安全级余热排出子***进行余热导出，当反应堆二回路发生事故或全厂断电时，无法使用非安全级余热排出***，此时一回路安全级余热排出子***排出投入使用，直接的辅助冷却模块通过在堆芯14***直接设置的余热排出换热器11和主泵12对衰变余热进行导出，并设置各热传递回路冷、热中心高度差实现完全的非能动运行，在设计直接的辅助冷却***时考虑冗余性，即部分冷却回路运行时即可带走所有热量；容器外非能动空气冷却模块4设置在上述直接辅助冷却模块外，依靠空气的自然循环对容器3进行冷却，带走堆芯14衰变余热。
在全厂断电、保护***全部失效、二回路失效或反应堆容器过热发生放射性泄露等最严重事故时，触发包容体非能动冷却子***，如图1所示，包容体非能动冷却子***设置在一回路安全级余热排出子******，在包容体6事故原因受热后，贴近包容体6的非能动冷却风道5会因为受热上升利用空气自然循环进行冷却，非能动冷却风道5对包容体6进行长期冷却，水池7在包容体6内超温、超压时进行循环冷却或汽化冷却，这两种方式一起对包容体6外壁进行冷却。当水面液位8高于窗口1时，水池7内的水通过窗口1上的流通孔实现自然循环冷却，当水面液位8低于窗口1时，水池7内的水无法形成一个循环，此时汽化起作用，当水池7完全汽化后，转化为完全的非能动冷却风道，继续由空气自然循环对包容体6进行冷却，极端事故下假如包容体6失效，则水池7可淹没整个反应堆，将事故危害降至最小。
综上所述，以上仅为本发明的较佳实施例而已，并非用于限定本发明的保护范围。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (6)

1.一种核反应堆用余热排出***，其特征在于，该余热排出***包括一回路非安全级余热排出子***，一回路安全级余热排出子***以及包容体非能动冷却子***；
所述一回路非安全级余热排出子***采用反应堆二回路将堆芯余热排出；
所述一回路安全级余热排出子***包括设置换热器和主泵的直接辅助冷却模块和依靠空气自然循环的容器外非能动空气冷却模块，两个模块并联、独立工作；
所述包容体非能动冷却子***包括非能动冷却风道和水池，非能动冷却风道利用空气自然循环进行冷却，水池受热进行循环冷却或汽化冷却，当水池完全汽化后，转化为完全的非能动冷却风道；
三个子***之间并联，按照安全事故等级进行工作，无事故下的正常停堆是依靠一回路非安全级余热排出子***进行余热导出，当反应堆二回路发生事故或全厂断电时，无法使用非安全级余热排出***，此时一回路安全级余热排出子***排出投入使用，当事故严重时，此时触发包容体非能动冷却子***的工作。
2.如权利要求1所述的核反应堆用余热排出***，其特征在于，所述一回路非安全级余热排出子***是通过管线将循环泵和换热器串联成循环回路来排出余热。
3.如权利要求1所述的核反应堆用余热排出***，其特征在于，所述直接辅助冷却模块通过设置各热传递回路冷、热源高度差实现非能动运行。
4.如权利要求1所述的核反应堆用余热排出***，其特征在于，所述包容体非能动冷却子***包括非能动冷却风道、包容体和水池，水池布置在包容体上部，非能动冷却风道设置在水池及包容体***。
5.如权利要求4所述的核反应堆用余热排出***，其特征在于，所述水池内设置有水池挡板，高于包容体的水池挡板上设有流通孔。
6.如权利要求1所述的核反应堆用余热排出***，其特征在于，所述换热器和主泵外均设有挡板。
CN201710213255.XA 2017-04-01 2017-04-01 一种核反应堆用余热排出*** Active CN107093473B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710213255.XA CN107093473B (zh) 2017-04-01 2017-04-01 一种核反应堆用余热排出***

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710213255.XA CN107093473B (zh) 2017-04-01 2017-04-01 一种核反应堆用余热排出***

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN107093473A true CN107093473A (zh) 2017-08-25
CN107093473B CN107093473B (zh) 2018-05-08

Family

ID=59646333

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201710213255.XA Active CN107093473B (zh) 2017-04-01 2017-04-01 一种核反应堆用余热排出***

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN107093473B (zh)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109273112A (zh) * 2018-09-13 2019-01-25 中国核动力研究设计院 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出***
CN109841288A (zh) * 2019-04-09 2019-06-04 中国核动力研究设计院 一种用于二氧化碳冷却反应堆余热排出***
CN110594899A (zh) * 2019-08-15 2019-12-20 中国核电工程有限公司 非能动应急降温***
CN113035399A (zh) * 2021-03-05 2021-06-25 哈尔滨工程大学 一种自驱动引流式安全壳内置高效换热器
CN115274150A (zh) * 2022-08-05 2022-11-01 中国核动力研究设计院 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出***及方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2621258A1 (de) * 1976-05-13 1977-11-24 Interatom Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr
US20120051484A1 (en) * 2010-08-31 2012-03-01 Westinghouse Electric Germany Gmbh Fuel element storage and cooling configuration
CN102623072A (zh) * 2012-03-30 2012-08-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出***
CN102903403A (zh) * 2012-09-27 2013-01-30 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置
CN103295656A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 用于核反应堆的多样化专设安全***
CN103377728A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出***
CN106409357A (zh) * 2016-11-16 2017-02-15 中广核研究院有限公司 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2621258A1 (de) * 1976-05-13 1977-11-24 Interatom Kernenergieanlage mit verbesserten einrichtungen zur nach- und notwaermeabfuhr
US20120051484A1 (en) * 2010-08-31 2012-03-01 Westinghouse Electric Germany Gmbh Fuel element storage and cooling configuration
CN103295656A (zh) * 2012-02-29 2013-09-11 上海核工程研究设计院 用于核反应堆的多样化专设安全***
CN102623072A (zh) * 2012-03-30 2012-08-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种复合型的加速器驱动次临界堆事故余热排出***
CN103377728A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出***
CN102903403A (zh) * 2012-09-27 2013-01-30 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置
CN106409357A (zh) * 2016-11-16 2017-02-15 中广核研究院有限公司 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109273112A (zh) * 2018-09-13 2019-01-25 中国核动力研究设计院 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出***
CN109273112B (zh) * 2018-09-13 2022-03-18 中国核动力研究设计院 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出***
CN109841288A (zh) * 2019-04-09 2019-06-04 中国核动力研究设计院 一种用于二氧化碳冷却反应堆余热排出***
CN109841288B (zh) * 2019-04-09 2020-10-23 中国核动力研究设计院 一种用于二氧化碳冷却反应堆余热排出***
CN110594899A (zh) * 2019-08-15 2019-12-20 中国核电工程有限公司 非能动应急降温***
CN113035399A (zh) * 2021-03-05 2021-06-25 哈尔滨工程大学 一种自驱动引流式安全壳内置高效换热器
CN113035399B (zh) * 2021-03-05 2022-11-15 哈尔滨工程大学 一种自驱动引流式安全壳内置高效换热器
CN115274150A (zh) * 2022-08-05 2022-11-01 中国核动力研究设计院 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出***及方法
CN115274150B (zh) * 2022-08-05 2024-05-07 中国核动力研究设计院 一种基于集中海水冷却的二回路余热排出***及方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN107093473B (zh) 2018-05-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107093473B (zh) 一种核反应堆用余热排出***
CN202887748U (zh) 一种应对全厂断电事故的非能动排热装置
CN202855316U (zh) 压水堆核电厂安全壳冷却***
CN101719386B (zh) 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN103903659B (zh) 浮动核电站非能动余热排出***
CN104167230A (zh) 非能动混凝土安全壳冷却***
WO2016078421A1 (zh) 非能动安全冷却***
CN103617815A (zh) 压水堆核电站非能动余热排出***
CN107393605A (zh) 一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法
CN107293341A (zh) 池式反应堆
CN204029396U (zh) 非能动混凝土安全壳冷却***
CN204242601U (zh) 非能动安全冷却***
CN202887745U (zh) 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置
CN102867548A (zh) 一种能动与非能动相结合的二次侧堆芯热量导出装置
CN104361913A (zh) 二次侧非能动余热导出***
CN102903402A (zh) 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置
CN106328223B (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制***
CN205656860U (zh) 低温核供热堆堆芯余热非能动排出***
CN103413581A (zh) 非能动安全壳冷却***
CN104376880A (zh) 钢制安全壳能量控制***
CN114121313A (zh) 一种紧凑式反应堆的非能动安全***
CN109273112A (zh) 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出***
CN209729520U (zh) 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却***
CN104134474B (zh) 非能动冷却***
CN108281204A (zh) 一种小型堆安注再循环***

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant