CN107393605A - 一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法 - Google Patents

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田文喜
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Abstract

本发明公开了一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法，该非能动空气冷却装置包括模块化小型核反应堆自身蒸汽发生器，中间回路及冷却塔，中间回路包括补水箱、空冷换热器和相关管道阀门；在发生事故时，该装置建立完整的自然循环回路，补水箱通过重力向蒸汽发生器二次侧注入冷却水，冷却水经过蒸汽发生器带走堆芯一次侧热量，然后进入空冷换热器并再次流回补水箱，空冷换热器通过与冷却塔中气体换热，从而最终带走反应堆余热；该装置是针对模块化小型核反应堆在发生事故时，利用反应堆本身的蒸汽发生器连接中间回路的换热装置，及时排出堆芯余热，为反应堆事故提供最终热阱，实现预防和缓解反应堆严重事故进程的效果，确保反应堆安全性。

Description

一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法
技术领域
本发明涉及核反应堆安全设备与技术领域，特别涉及一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法。
背景技术
先进非能动核电站在传统概念设计的基础上，根据非能动设计概念增加了大量的非能动部件和***，使***安全性大大提高。非能动安全***依靠重力来驱动反应堆安全***，不需要能动措施，如泵、风机、柴油发电机等，在事故状态下，管路中的阀门自动开启，建立自然循环，从而导出堆芯余热，确保堆芯安全和压力容器的完整性。
美国西屋公司的AP1000在设计中采用了非能动严重事故预防和缓解措施，AP1000完全独立的非能动堆芯冷却***包括非能动余热排出***和非能动安全注入***两大部分。欧洲的EPR-1000核电站设计也采用了AP1000相似的非能动堆芯冷却***，主要功能也是在事故后自动降压，向堆芯注射含硼水、带走堆芯衰变热等。德国西门子公司为SWR1000设计了事故后非能动自动降压***和非能动蒸汽冷凝***，在事故发生后，主蒸汽管道隔离，蒸汽冷凝***自动投入，蒸汽进入压力容器侧面的冷凝器，凝结后在重力作用下又流到压力容器内，完成自然循环。欧洲的简化沸水堆(ESBWR)设计了一个非能动冷凝***，利用冷凝作用建立起自然循环带走堆芯衰变热。
非能动安全的概念已经在国际上大量开展并且得到了广泛的应用，非能动理念已经被证明是可以有效提高反应堆固有安全性和可靠性的一种重要手段。同时，近年来随着科技的发展，模块化小型核反应堆的优势慢慢被发觉，其应用范围也从最开始单一的军事应用逐步扩展到民用核能领域，近年来开展了应用于城市供热、工业制汽/制氢、海水淡化、移动式核动力装置以及其他方面热能利用的模块化小型核反应堆研究设计。模块化小型堆主要是指将反应堆主回路中的设备如蒸汽发生器，主泵，稳压器整合到反应堆压力容器内，从而消除主回路中大量管道的使用，避免发生大破口失水事故的可能，同时一体化设计方式使反应堆设计更为紧凑，使得空间需求降低，模块化设计方式简化了反应堆建造过程和维护维修成本，所以模块化小型核反应堆越来越受到核工业领域的青睐。而模块化小堆的非能动安全***往往是参考传统大型和反应堆的设计，大多采用一套独立的***，即在反应堆原本的结构中在添加单独的非能动余热排出***，例如美国的W-SMR反应堆，同时模块化小堆的最终热阱设计一般都采用水箱，例如国际合作的IRIS和美国的W-SMR反应堆分别采用了换料水箱和热阱大水箱的设计，他们都要求水箱内存在大量的冷却剂用以保证反应堆在事故瞬态下可以提供一段时间的冷却功能。但是水箱的体积终是有限的，就是说反应堆事故后的最终热阱并不是无限期的为反应堆提供冷却能力的，因此为了抬高核电站的安全性应该考虑在事故后为反应堆提供一个具有无限的能却能力的最终热阱。
发明内容
为了克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法，是针对模块化小型核反应堆提供一种非能动空气冷却的核电站严重事故缓解装置。
为了达到上述目的，本发明采用如下技术方案：
一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置，适用于反应堆严重事故的预防和缓解，在反应堆事故后导出一回路内的余热，该装置包括模块化小型核反应堆自身的蒸汽发生器4、中间回路9和冷却塔1，所述中间回路9包括补水箱3、空冷换热器2和相应管道阀门；反应堆安全壳5置于地下，反应堆压力容器6置于反应堆安全壳5内部，蒸汽发生器4置于反应堆压力容器6内部，空冷塔1置于安全壳外部且在地平面以上，空冷换热器2置于空冷塔1内部，空冷换热器2出口与补水箱3上端通过第一管道201连接，补水箱3下端通过第二管道301与蒸汽发生器4二层次入口连接，并且第二管道301上装有第一阀门11，蒸汽发生器4二层次出口通过第三管道401连接到空冷换热器2入口，并且第三管道401上装有第二阀门12，从而形成完整的自然循环回路，所述第一阀门11和第二阀门12只在事故工况中打开，连通所述蒸汽发生器4和中间回路9；所述补水箱3中注满冷却水，其位置高于蒸汽发生器4二次侧入口。
所述冷却塔1为双曲线型的轮廓，优化了塔内空气流道并降低冷却塔外风力的影响。
所述蒸汽发生器4为模块化小型核反应堆正常运行所用蒸汽发生器，只在事故工况时与所述中间回路9连接。
所述空冷换热器2为690合金材料，管内流动二次侧冷却水，管外流动空冷塔中空气，空冷换热器2水平方向排列并布置在所述冷却塔1底部，保证换热不易受到风速影响。
所述补水箱3为碳钢并内衬不锈钢，箱内及所述循环流道中都不存在会堵塞出口滤网的材料，所述补水箱3上端连接管道贯穿反应堆压力容器6与空冷换热器2相连。
所述模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置的冷却方法，当发生全厂断电或丧失主给水事故时，中间回路9与蒸汽发生器4连接的管道上的第一阀门11和第二阀门12自动打开，切换中间回路9与蒸汽发生器4二次侧相连并形成新的自然循环，代替原本蒸汽发生器4二次侧主给水，补水箱3中冷却水由重力作用注入蒸汽发生器4二次侧，在事故初期，自然循环能量较大，能够代替蒸汽发生器4本身二次侧主给水，冷却水通过蒸汽发生器4的传热管与堆芯一回路冷却剂进行换热，并带走堆芯一回路产生的余热，蒸汽发生器4二次侧被加热的冷却水通过自然循环驱动力流入空冷换热器2中，通过与冷却塔1中的大气环境进行换热，由大气环境带走冷却水中的热量，降低温度的冷却水经过空冷换热器2出口再一次回到补水箱3，并且这样的循环在事故触发第一阀门11和第二阀门12后不断重复循环，长期稳定运行，不断带走堆芯内余热，为反应堆提供无限期冷却。
本发明与现有技术相比，具有以下突出优点及效果：
1、本发明提供的非能动空气冷却的核电站严重事故缓解装置，是针对目前国际上广泛关注的模块化小型核反应堆，是一种利用补水箱、空冷换热器、空冷塔，反应堆本身自带蒸汽发生器组成的综合结构的非能动余热排出装置，在事故工况下，利用非能动空冷装置的中间回路与蒸汽发生器二次侧连接，补水箱中冷却水由重力作用对蒸汽发生器二次侧注水，可以模拟事故初期蒸汽发生器主给水，冷却水在蒸汽发生器中经过换热带走反应堆一回路热量并流入空冷换热器中，经过空冷换热器与冷却塔中空气换热，并由冷却塔中空气最终带走热量。
2、由于本发明装置是通过冷却塔作为最终热阱带走反应堆余热，即大气环境为反应堆最终热阱，这意味着设有该装置的反应堆存在着无限的冷却能力，大大提高了反应堆的安全性。
3、本发明结合了传统大型压水堆非能动安全***设计理念与模块化小型核反应堆的自身结构特点，在事故工况下通过利用反应堆本身蒸汽发生器部件，简化了反应堆本身***设计，同时该装置结构简单可靠，不用依赖外部交流电源具有非能动的特点，在事故发生后能导出反应堆余热，并长期稳定运行，增加了反应堆固有安全性，预防和缓解了反应堆严重事故，提高了核电站的安全性和经济性。
附图说明
图1为本发明一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置示意图。
图2为本发明一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置冷却水流向示意图。
具体实施方式
为了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细说明。
本发明是提供一种针对模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置，预防和缓解反应堆严重事故。在核电站发生全厂断电或丧失主给水等事故时，由于蒸汽发生器二次侧冷却剂丧失，无法带走反应堆余热，可能造成一回路温度升高，堆芯熔化、损坏等。本发明非能动空冷装置利用中间回路设计在事故后建立新的自然循环带走堆芯余热，保证反应堆安全。
图1是一种模块化小型核反应堆非能动空气冷却装置示意图。该装置由模块化小型核反应堆自身的蒸汽发生器4、中间回路9和冷却塔1结合来导出反应堆余热实现长期冷却的。其中中间回路9又包括补水箱3、冷却水、空冷塔1、空冷换热器2和相应管道阀门。反应堆本身安全壳5置于地下，反应堆压力容器6置于反应堆安全壳5内部，空冷塔1置于安全壳外部且在地平面以上，空冷换热器2置于空冷塔1内部，空冷换热器2出口与补水箱3上端通过第一管道201连接，补水箱3下端通过第二管道301与蒸汽发生器4二层次入口连接，并且第二管道301上装有第一阀门11，蒸汽发生器4二层次出口通过第三管道401连接到空冷换热器2入口，并且第三管道401上装有第二阀门12，从而形成完整的自然循环回路。
如图1所示，补水箱3的位置远远高于蒸汽发生器4二次侧入口，当发生全厂断电或丧失主给水事故时，中间回路9与蒸汽发生器4连接的管道上的第一阀门11和第二阀门12自动打开，蒸汽发生器4因此被切换为非能动空气冷却***的换热器，补水箱3中的冷却水由重力作用注入蒸汽发生器4二次侧，在事故初期，自然循环能量较大，可以代替蒸汽发生器4本身二次侧主给水，冷却水通过蒸汽发生器传热管与堆芯一回路冷却剂进行换热，并带走堆芯一回路产生的余热，蒸汽发生器4二次侧被加热的冷却水通过自然循环驱动力流入空冷换热器2中，通过与冷却塔1中的大气环境进行换热，由大气环境带走冷却水中的热量，降低温度的冷却水经过空冷换热器2出口再一次回到补水箱3，并且这样的循环在事故触发第一阀门11和第二阀门12后不断重复循环，长期稳定运行，不断带走堆芯内余热，为反应堆提供无限期冷却。
如图2所示，当发生全厂断电或丧失主给水事故后，通过第一阀门11和第二阀门12切换中间回路9与蒸汽发生器4二次侧相连并形成新的自然循环，代替原本蒸汽发生器二次侧主给水，补水箱3中冷却水由重力作用注入蒸汽发生器4二次侧增强自然循环驱动力，确保事故初期非能动空气冷却装置中有足够且稳定的自然循环能力，使得中间回路带走的热量与堆芯一回路余热相匹配。冷却塔1通过通过双曲线型的轮廓优化了塔内空气流道并降低冷却塔外风力的影响，通过大气在冷却塔中行程的自然循环带走中间回路所带出的一回路余热，从而保证大气环境成为反应堆的最终热阱，为反应堆提供无限期冷却。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本发明所属技术领域中的普通技术人员来说，只要在本发明的实质精神范围之内，对以上所述实施例的变化和变型都应当视为在本发明的权利要求书范围内。

Claims (6)

1.一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置，其特征在于：适用于反应堆严重事故的预防和缓解，在反应堆事故后导出一回路内的余热，该装置包括模块化小型核反应堆自身的蒸汽发生器(4)、中间回路(9)和冷却塔(1)，所述中间回路(9)包括补水箱(3)、空冷换热器(2)和相应管道阀门；反应堆安全壳(5)置于地下，反应堆压力容器(6)置于反应堆安全壳(5)内部，蒸汽发生器(4)置于反应堆压力容器(6)内部，空冷塔(1)置于安全壳外部且在地平面以上，空冷换热器(2)置于空冷塔(1)内部，空冷换热器(2)出口与补水箱(3)上端通过第一管道(201)连接，补水箱(3)下端通过第二管道(301)与蒸汽发生器(4)二层次入口连接，并且第二管道(301)上装有第一阀门(11)，蒸汽发生器(4)二层次出口通过第三管道(401)连接到空冷换热器(2)入口，并且第三管道(401)上装有第二阀门(12)，从而形成完整的自然循环回路，所述第一阀门(11)和第二阀门(12)只在事故工况中打开，连通所述蒸汽发生器(4)和中间回路(9)；所述补水箱(3)中注满冷却水，其位置高于蒸汽发生器(4)二次侧入口。
2.根据权利要求1所述的模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置，其特征在于：所述冷却塔(1)为双曲线型的轮廓，优化了塔内空气流道并降低冷却塔外风力的影响。
3.根据权利要求1所述的模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置，其特征在于：所述蒸汽发生器(4)为模块化小型核反应堆正常运行所用蒸汽发生器，只在事故工况时与所述中间回路(9)连接。
4.根据权利要求1所述的模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置，其特征在于：所述空冷换热器(2)为690合金材料，管内流动二次侧冷却水，管外流动空冷塔中空气，空冷换热器(2)水平方向排列并布置在所述冷却塔(1)底部，保证换热不易受到风速影响。
5.根据权利要求1所述的模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置，其特征在于：所述补水箱(3)为碳钢并内衬不锈钢，箱内及所述循环流道中都不存在会堵塞出口滤网的材料，所述补水箱(3)上端连接管道贯穿反应堆压力容器(6)与空冷换热器(2)相连。
6.权利要求1所述模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置的冷却方法，其特征在于：当发生全厂断电或丧失主给水事故时，中间回路(9)与蒸汽发生器(4)连接的管道上的第一阀门(11)和第二阀门(12)自动打开，切换中间回路(9)与蒸汽发生器(4)二次侧相连并形成新的自然循环，代替原本蒸汽发生器(4)二次侧主给水，补水箱(3)中冷却水由重力作用注入蒸汽发生器(4)二次侧，在事故初期，自然循环能量较大，能够代替蒸汽发生器(4)本身二次侧主给水，冷却水通过蒸汽发生器(4)的传热管与堆芯一回路冷却剂进行换热，并带走堆芯一回路产生的余热，蒸汽发生器(4)二次侧被加热的冷却水通过自然循环驱动力流入空冷换热器(2)中，通过与冷却塔(1)中的大气环境进行换热，由大气环境带走冷却水中的热量，降低温度的冷却水经过空冷换热器(2)出口再一次回到补水箱(3)，并且这样的循环在事故触发第一阀门(11)和第二阀门(12)后不断重复循环，长期稳定运行，不断带走堆芯内余热，为反应堆提供无限期冷却。
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