CN115240879A - 一种双层安全壳反应堆安全***及反应堆*** - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种双层安全壳反应堆安全***及反应堆***，包括压力容器，压力容器内设有堆芯挡板，其特征在于，压力容器固定在内层安全壳内，内层安全壳顶部设有外层安全壳，内层安全壳顶部和外层安全壳均位于安全壳冷却水箱内部，且安全壳冷却水箱的箱壁上还固定有空气管道，堆芯挡板外侧的压力容器空间内设有蒸汽发生器，蒸汽发生器接入安装有阀门的余热排出循环管道中，余热排出循环管道安装有位于安全壳冷却水箱内的换热器，压力容器与安注水箱连通，压力容器还安装有第一卸压组件，堆芯挡板还具有自然循环口，自然循环口处设有旁通自然循环阀，采用本发明的安全***结构简单，适用于小型反应堆。
Description
技术领域
本发明涉及小型反应堆技术领域，具体涉及一种双层安全壳反应堆安全***及反应堆***。
背景技术
这里的陈述仅提供与本发明相关的背景技术，而不必然地构成现有技术。
小型堆(通常电功率小于300MW)凭借投资小，建造周期短，可有效解决中小电网输电问题得到了国际的广泛关注。此外，由于体积小、移动方便，小型堆除可被用于核电站发电外，还可用于城市区域供热、海水淡化、海底勘探、工业用汽和制氢、移动核动力及其他热能利用等。
传统核电厂中采用能动的专设***配置缓解事故，这一类能动***严重依赖于外部动力，而一旦外部动力不可用，堆芯余热将无法持续被带出，如无后备措施，电厂最终将发展为严重事故，甚至造成大量放射性释放危害。
非能动技术以其安全性、可靠性、经济性受到越来越多的关注，该技术不依靠外部输入(力、功率或者信号、人工操作)，它们的效果取决于自然物理规律(例如重力、自然对流、热传导等)、固有特性(如材料属性等)，或者***内的能量(如化学反应、衰变热等)。非能动***的应用，使***处于失效安全状态，提高了***的安全性，使堆芯熔化的概率降低1至2个数量级。
大型非能动核电厂安全壳的设计压力较低，且安全***设置仍较为复杂，应对失水事故仍需要非能动的高/中/低压安注水箱、安全壳内安注水箱有序投入缓解事故，设备多且不简化，并不适用于先进小堆的安全***设计方案。
发明内容
本发明的目的是为克服现有技术的不足，提供了一种双层安全壳反应堆安全***，提升了小型堆的经济性和安全性。
为实现上述目的，本发明采用如下技术方案
第一方面，本发明的实施例提供了一种双层安全壳反应堆安全***，包括压力容器，压力容器内设有堆芯挡板，压力容器固定在内层安全壳内，内层安全壳顶部设有外层安全壳，内层安全壳顶部和外层安全壳均位于安全壳冷却水箱内部，堆芯挡板外侧的压力容器空间内设有蒸汽发生器，蒸汽发生器接入安装有阀门的余热排出循环管道中，余热排出循环管道安装有位于安全壳冷却水箱内的换热器，压力容器与安注水箱连通，压力容器还安装有第一卸压组件，堆芯挡板还具有自然循环口，自然循环口处设有旁通自然循环阀。
可选的，蒸汽发生器设置偶数个，其中一半数量的蒸汽发生器与对应的换热器、余热排出循环管道构成一套余热排出***，另一半数量的蒸汽发生器与对应的换热器、余热排出循环管道构成另一套余热排出***。
可选的，堆芯挡板上方设置有导流部件，导流部件采用球面板，球面板的内球面靠近堆芯挡板，球面板与堆芯挡板同轴设置，球面板内球面在中心位置设有朝向堆芯挡板凸起的凸起部。
可选的，压力容器内空间的上部位置设置有波动孔板以使得波动孔板与压力容器的顶部之间形成稳压器的腔室。
可选的，所述第一卸压组件包括一级卸压管和二级卸压管，一级卸压管将稳压腔与内层安全壳相连通，一级卸压管安装有一级自动卸压阀门，二级卸压管将稳压腔下方的压力容器空间与内层安全壳连通，二级卸压管安装有二级自动卸压阀门。
可选的，内层安全壳还安装有第二卸压组件，第二卸压组件包括卸压管，卸压管将内层安全壳和外层安全壳相连通，卸压管上安装有阀门。
可选的，安注水箱通过补水管与压力容器连通，补水管上安装有阀门。
可选的，安注水箱固定有冷凝管，冷凝管一端伸入安注水箱内部，另一端通过安注水箱顶部伸出至安注水箱外部，冷凝管伸入安注水箱内部的管壁上设置有多个开孔或多个出口管。
可选的，所述安全壳冷却水箱的箱壁上还固定有空气管道，空气管道一端伸出至安全壳冷却水箱外部，另一端位于安全壳冷却水箱内部且位于内层安全壳、外层安全壳壳壁与安全壳冷却水箱箱壁之间空间的底部位置。
第二方面，本发明的实施例提供了一种反应堆***，设置有第一方面所述的双层安全壳反应堆安全***。
本发明的有益效果：
1.本发明的安全***，具有蒸汽发生器、余热循环管道和换热器构成的余热排出***，换热器位于安全壳冷却水箱中，发生事故后，事故前期通过余热排出***移出堆芯余热，当压力容器内水位降至堆芯挡板顶部以下时，能够通过第一卸压阀组自动卸压，快速降低反应堆压力，并通过打开旁通自然循环阀实现反应堆堆芯的自然循环冷却，有利于堆芯降温，事故后期，由于压力容器进行了卸压，能够在重力作用下利用安注水箱向压力容器内补充冷却水，实现了非LOCA和LOCA期间反应堆冷却剂长期自然循环，且最大限度利用余热排出***带走堆芯热量，由于内层安全壳设置有第一卸压组件，且主回路采用一体化设计，蒸汽发生器集成在压力容器内部，取消了大破口，由于内层安全壳设计压力较高且尺寸较小，破口发生后能有效缩短安全壳内压力与压力容器压力平衡时间，创新设计使得只需设置一个低压的安注水箱即可向压力容器内快速注入冷却剂以缓解事故，无需设置高/中压安注水箱，设备少，安全***结构简单，适用于小型反应堆使用。
2.本发明的安全***，设置外层安全壳，能够降低正常运行时内层安全壳顶部壁面的热损失，同时利用外层安全壳，增加换热面积，有效降低短中期安全壳压力，当发生安全壳内质能释放后，由于外层安全壳和内层安全壳顶部位于安全壳冷却水箱内部，能够利用安全壳冷却水箱中的淹没水对外层安全壳进行冷却，一方面通过安注水箱中的冷凝管，使得大量蒸汽在安注水箱中冷凝，降低了内层安全壳的压力峰值，避免内层安全壳超压；另一方面打开第二卸压阀组后，能够对内层安全壳进行有效卸压，同时提升安全壳蒸汽冷凝的换热面积，降低安全壳的压力。
3.本发明的安全***，安全壳冷却水箱安装有空气管道，当安全壳冷却水箱内的水被蒸发后，可以长期通过空气管道通入空气对安全壳进行冷却，实现了安全壳热量的无限时移出。
附图说明
构成本申请的一部分的说明书附图用来提供对本申请的进一步理解，本申请的示意性实施例及其说明用于解释本申请，并不构成对本申请的限定。
图1为本发明实施例1整体结构示意图；
图2为本发明实施例1非LOCA事故缓解进程；
图3为本发明实施例1LOCA事故缓解进程一；
图4为本发明实施例1LOCA事故缓解进程二；
图5为本发明实施例1LOCA事故缓解进程三；
图6为本发明实施例1LOCA事故缓解进程四；
其中，1.堆芯，2.压力容器，3.蒸汽发生器，4.稳压器，5.安注水箱，6.内层安全壳，7.外层安全壳，8.空气管道，9.安全壳冷却水箱，10.堆芯挡板，11.旁通自然循环阀，12.导流部件，13.补水管线***阀，14.换热器，15.余热排出***进出口管线阀门，16.一级自动卸压阀门，17.二级自动卸压阀门，18.安全壳自动卸压阀门。
具体实施方式
实施例1
本实施例提供了一种双层安全壳反应堆安全***，如图1所示，包括压力容器2，压力容器内部设置有堆芯挡板10，堆芯挡板10为与压力容器2同轴设置的柱状结构，堆芯挡板10的内部空间用于安装反应堆堆芯1，上述结构采用现有反应堆***的结构即可。
压力容器2安装在内层安全壳6中，内层安全壳6的顶部设置有外层安全壳7，内层安全壳6和外层安全壳7之间设有一定的空间。
内层安全壳6的顶部和外层安全壳7伸入顶部敞口设置的安全壳冷却水箱9中，安全壳冷却水箱9中用于放入冷却水，进而对安全壳进行冷却。
本实施例中，通过设置外层安全壳7，一方面降低正常运行通过内层安全壳6顶部壁面的热损失；另一方面利用外层安全壳7结构，增加换热面积，有效降低事故短中期安全壳的压力。
堆芯挡板10上部外侧设置有多个蒸汽发生器3，蒸汽发生器为偶数个，其中一半数量的蒸汽发生器对应一套余热排出***，另一半数量的蒸汽发生器对应另一套余热排出***。
本实施例中，蒸汽发生器3设置两个或偶数个，两个蒸汽发生器3相对于压力容器2的轴线对称设置。
余热排出***包括余热排出***的蒸汽出口和冷凝水进口管线，余热排出***的蒸汽出口管线和冷凝水进口管线构成余热排出循环管道，余热排出***的蒸汽出口管线连接蒸发器的出口并伸出至内层安全壳6外部并且在位于安全壳冷却水箱9的管段上安装有换热器14，换热器通过与余热排出***的冷凝水进口管线与蒸汽发生器连接，本实施例中，换热器14的安装高度高于蒸汽发生器3的安装高度，以使得余热排出循环管道内的介质能够进行自然循环。
蒸汽发生器3的进出口处均设置有余热排出***进出口管线阀门15，蒸汽出口处设置有出口阀门，冷凝水进口处设置有进口阀门。进口阀门和出口阀门均采用电控阀门，发生事故后根据信号来动作，如发生失电，阀门维持开启状态。
蒸汽发生器3正常运行通过主循环管路连接汽轮机，产生的蒸汽经过汽轮机冷凝后又流回蒸汽发生器。该连接方式采用现有连接方式即可，在此不进行详细叙述。
堆芯挡板10的设定高度处设置有多个自然循环口，多个自然循环口沿环向分布，自然循环口处安装有旁通自然循环阀11，旁通自然循环阀11用于控制自然循环口的打开和关闭。
设定高度低于蒸汽发生器3底面的高度和堆芯活性区的顶部。
堆芯挡板10的上方设置有导流部件12，导流部件12与压力容器2的壳壁固定，用于对冷却剂的主回路自然循环进行导流。
导流部件12采用与堆芯挡板10同轴设置的球面板，球面板的内球面靠近堆芯挡板设置，球面板内球面的中心部位设置有锥尖状的凸起结构。
冷却剂通过堆芯挡板10顶部向上流动时，遇到导流部件后，在凸起结构的作用下分散，然后在球面板的作用下将上向流动转换为在堆芯挡板外侧的下向流动，然后通过堆芯挡板10底部流回堆芯1，完成了主回路的循环流动。
通过设置导流部件12，降低了主回路自然循环的流阻，增加了通过蒸汽发生器3有效区域的流量，提升了换热效率。
压力容器2内部空间的顶部设置有稳压器4，具体的，在导流部件上方设置波动孔板，波动孔板上方的空间形成稳压器4的腔室。
压力容器安装有第一卸压组件，第一卸压组件用于对压力容器进行卸压。
第一卸压组件包括第一卸压管和第二卸压管，第一卸压管设置在压力容器顶部，将稳压器4与内层安全壳6内部空间连通，第二卸压管设置在压力容器2侧部，且与压力容器2的连接位置位于稳压器4的下方。
第一卸压管上安装有一级自动卸压阀门16，第二卸压管上安装有二级自动卸压阀门17。
内层安全壳的顶部还安装有第二卸压组件，第二卸压组件包括多个卸压管，卸压管将内层安全壳和外层安全壳内部空间相连通，卸压管上安装有安全壳自动卸压阀门18，用于控制卸压管的导通和关闭。
内层安全壳6内部，压力容器2外部的空间内设置有安注水箱5，安注水箱5通过补水管与压力容器内部空间相连通，补水管上安装有阀门，阀门采用补水管线***阀13。
安注水箱5顶部箱壁固定有冷凝管，冷凝管轴线竖向设置，其底端位于安注水箱5内部，顶端位于安注水箱5外部，冷凝管伸入安注水箱5内的部分设置有多个开孔，或安装多个出口管。
本实施例中，安全壳冷却水箱9的侧箱壁上还安装有空气管道8，空气管道8包括水平设置的第一管段、第二管段和设置在第一管段和第二管段之间的竖向设置的第三管段。
第一管段固定于安全壳冷却水箱9的侧箱壁上，其一端与安全壳冷却水箱9的外部空间连通，另一端伸入安全壳冷却水箱9内部并与第三管段的顶端连接，第三管段位于内层安全壳6、外层安全壳7侧壳壁与安全可冷却水箱9侧箱壁之间的空间，第二管段位于该空间的底部位置，且其出气端朝向内层安全壳6和外层安全壳7设置。
本实施例中，第一管段的安装高度高于换热器的安装高度，或者在第一管段伸出至安全壳冷却水箱外部的管段上安装一个阀门，以保证安全壳冷却水箱内的水能够没过换热器。
本实施例的安全***的工作方法为：
反应堆正常运行时，余热排出***进出口管线阀门15均关闭，反应堆冷却剂在堆芯1加热后，将热量传递给蒸汽发生器3内的介质，被冷却后再经过堆芯挡板10外侧的下降段后再次进入堆芯1，完成主回路自然循环。
如图2所示，当发生非LOCA事故后，余热排出***被触发，余热排出***进出口管线阀门15均打开，经堆芯加热的冷却剂流体将热量传递给蒸汽发生器3内的介质，介质蒸发后，进入换热器14，利用安全壳冷却水箱9内的冷却水冷凝后再流回蒸汽发生器3，形成完整的二次侧非动能自然循环闭式回路，冷却剂的热量传递至安全壳冷却水箱9的冷却水，持续对冷却水加热，整个缓解流程涉及两个自然循环，即主回路自然循环和二次侧非能动余热排出自然循环。
LOCA事故发生的短期(事故1小时内)内，如图3-图4所示，利用二次侧余热排出***移除堆芯余热，当压力容器内水位降至堆芯挡板10顶面下方时，一级自动卸压阀门16打开，对压力容器2进行有效卸压，同时开启旁通自然循环阀11，一方面快速降低反应堆压力，另一方面，冷却剂经过旁通自然循环阀11流出堆芯挡板10外部后经过下降又流回堆芯1，建立了反应堆堆芯的自然循环冷却。当压力容器2内的水位进一步降低，二级自动卸压阀门17开启，第一卸压管和第二卸压管排除的气体在内层安全壳内冷凝后，流至内层安全壳底部的地坑。
LOCA事故后期，压力容器2内的压力进一步降低，安注水箱5的补水管上的补水管线***阀13打开，通过补水管向压力容器2内注入冷却剂，具体详见图5。
当压力容器2内液位持续降低，内层安全壳6地坑水位不断上升时，通过主回路循环，热量通过导热传递至压力容器2的壁面，再传递给地坑水，经冷却后的冷却剂返回至堆芯1；另一种方式为在补水管底部的水平段引出一根管道，管道上设置阀门，打开阀门，将地坑水引入压力容器2。
采用本实施例的安全***，实现了非LOCA和LOCA期间反应堆冷却剂长期自然循环，且最大限度利用余热排出循环管道带走堆芯热量，由于内层安全壳设置有第一卸压组件，且主回路采用一体化设计，蒸汽发生器集成在压力容器内部，取消了大破口，由于内层安全壳设计压力较高且尺寸较小，破口发生后能有效缩短安全壳内压力与压力容器压力平衡时间，创新设计使得只需设置一个低压的安注水箱即可向压力容器内快速注入冷却剂以缓解事故，无需设置高/中压安注水箱，设备少，安全***结构简单，适用于小型反应堆使用。
当发生安全壳内质能释放(如：LOCA或蒸汽管道破口等事故)后，通过安全壳冷却水箱9中湿式壳体的淹没水对外层安全壳7进行冷却；一方面通过安注水箱中的冷凝管，使得大量蒸汽在安注水箱中冷凝，降低了内层安全壳的压力峰值，避免内层安全壳超压；另一方面通过安全壳高压力等信号自动开启内层安全壳上卸压管上的自动卸压阀门18，对内层安全壳6进行有效泄压，有效提升安全壳蒸汽冷凝的换热面积，降低安全壳的压力。如图6所示，当安全壳冷却水箱9中的冷却水全部蒸发时，此后空气依靠空气管道8流入安全壳冷却水箱9与安全壳形成的狭窄流道，有效提升空气流速，提高自然对流换热能力，与传统的反应堆安全***只能缓解72小时相比，本实施例通过设置空气管道，实现无需操纵员干预情况下反应堆和安全壳内余热的无限时移出。
实施例2
本实施例提供了一种反应堆***，设置有实施例1所述的双层安全壳反应堆安全***，反应堆***的其他结构采用现有技术即可，在此不进行详细叙述。
上述虽然结合附图对本发明的具体实施方式进行了描述，但并非对本发明保护范围的限制，所属领域技术人员应该明白，在本发明的技术方案的基础上，本领域技术人员不需要付出创造性劳动即可做出的各种修改或变形仍在本发明的保护范围以内。
Claims (10)
1.一种双层安全壳反应堆安全***，包括压力容器，压力容器内设有堆芯挡板，其特征在于，压力容器固定在内层安全壳内，内层安全壳顶部设有外层安全壳，内层安全壳顶部和外层安全壳均位于安全壳冷却水箱内部，堆芯挡板外侧的压力容器空间内设有蒸汽发生器，蒸汽发生器接入安装有阀门的余热排出循环管道中，余热排出循环管道安装有位于安全壳冷却水箱内的换热器，压力容器与安注水箱连通，压力容器还安装有第一卸压组件，堆芯挡板还具有自然循环口，自然循环口处设有旁通自然循环阀。
2.如权利要求1所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，可选的，蒸汽发生器设置偶数个，其中一半数量的蒸汽发生器与对应的换热器、余热排出循环管道构成一套余热排出***，另一半数量的蒸汽发生器与对应的换热器、余热排出循环管道构成另一套余热排出***。
3.如权利要求1所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，堆芯挡板上方设置有导流部件，导流部件采用球面板，球面板的内球面靠近堆芯挡板，球面板与堆芯挡板同轴设置，球面板内球面在中心位置设有朝向堆芯挡板凸起的凸起部。
4.如权利要求1所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，压力容器内空间的上部位置设置有波动孔板以使得波动孔板与压力容器的顶部之间形成稳压器的腔室。
5.如权利要求4所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，所述第一卸压组件包括一级卸压管和二级卸压管，一级卸压管将稳压腔与内层安全壳相连通，一级卸压管安装有一级自动卸压阀门，二级卸压管将稳压腔下方的压力容器空间与内层安全壳连通，二级卸压管安装有二级自动卸压阀门。
6.如权利要求1所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，内层安全壳还安装有第二卸压组件，第二卸压组件包括卸压管，卸压管将内层安全壳和外层安全壳相连通，卸压管上安装有阀门。
7.如权利要求1所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，安注水箱通过补水管与压力容器连通，补水管上安装有阀门。
8.如权利要求1所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，安注水箱固定有冷凝管，冷凝管一端伸入安注水箱内部，另一端通过安注水箱顶部伸出至安注水箱外部，冷凝管伸入安注水箱内部的管壁上设置有多个开孔或多个出口管。
9.如权利要求1所述的一种双层安全壳反应堆安全***，其特征在于，所述安全壳冷却水箱的箱壁上还固定有空气管道，空气管道一端伸出至安全壳冷却水箱外部，另一端位于安全壳冷却水箱内部且位于内层安全壳、外层安全壳壳壁与安全壳冷却水箱箱壁之间空间的底部位置。
10.一种反应堆***，其特征在于，设置有权利要求1-9任一项所述的双层安全壳反应堆安全***。
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Citations (7)
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| CN102169733A (zh) * | 2011-02-14 | 2011-08-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全*** |
| US20130336441A1 (en) * | 2012-06-13 | 2013-12-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Small modular reactor safety systems |
| WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却***及安全壳与反应堆压力容器联合冷却*** |
| CN108648837A (zh) * | 2018-05-15 | 2018-10-12 | 中国核动力研究设计院 | 一种全自然循环的模块式小型反应堆 |
| CN113517079A (zh) * | 2021-04-30 | 2021-10-19 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一体化小型反应堆的非能动余热排出装置及方法 |
| CN114121313A (zh) * | 2021-11-26 | 2022-03-01 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种紧凑式反应堆的非能动安全*** |
| US20220351871A1 (en) * | 2019-12-04 | 2022-11-03 | Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co., Ltd. | An integrated passive reactor system |
-
2022
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Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102169733A (zh) * | 2011-02-14 | 2011-08-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全*** |
| US20130336441A1 (en) * | 2012-06-13 | 2013-12-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Small modular reactor safety systems |
| WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却***及安全壳与反应堆压力容器联合冷却*** |
| CN108648837A (zh) * | 2018-05-15 | 2018-10-12 | 中国核动力研究设计院 | 一种全自然循环的模块式小型反应堆 |
| US20220351871A1 (en) * | 2019-12-04 | 2022-11-03 | Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co., Ltd. | An integrated passive reactor system |
| CN113517079A (zh) * | 2021-04-30 | 2021-10-19 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一体化小型反应堆的非能动余热排出装置及方法 |
| CN114121313A (zh) * | 2021-11-26 | 2022-03-01 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种紧凑式反应堆的非能动安全*** |
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