CN207489487U - 一种海洋核动力平台反应堆余热排出*** - Google Patents

一种海洋核动力平台反应堆余热排出*** Download PDF

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魏协宇
张晓辉
刘建阁
龚自力
代涛
雷斌
李光
郭彪
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Abstract

本实用新型公开了一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，涉及核动力装置技术领域，包括冷却液舱和循环冷却装置。本实用新型依靠设备位差形成冷却剂循环的驱动力，减少了能动设备的使用，满足丧失全部电源的工况下，余热导出的要求；冷却液舱压力升高到一定值时***片***，使冷却液舱与海水连通，通过海水冷却液舱冷却段内的冷却剂，在海洋环境条件下，冷却水源充足，提高了***的可靠性。

Description

一种海洋核动力平台反应堆余热排出***
技术领域
本实用新型涉及核动力装置技术领域，具体涉及一种海洋核动力平台反应堆余热排出***。
背景技术
核动力装置的反应堆停闭后，堆芯由于核裂变所产生的核功率迅速消失，而以裂变产物衰变热为主的剩余功率仍然存在，并随时间推移缓慢减小，在停堆数小时后，堆芯剩余功率仍有额定功率的1％。因此，必须将堆芯的衰变热导出堆芯，否则将引起燃料元件的过热和损伤。另外，如果需要将反应堆冷却剂***冷却到常温状态，不仅要除去衰变热，还需要将冷却剂及一回路***的显热除去。所以余热排出***是核动力装置中一个重要的安全相关***。
目前船用核动力装置配置的能动余热排出***在丧失全部电源的情况下，能动部件不能工作，导致反应堆热量无法导出。因此，尝试依靠流体密度差和设备位差形成驱动力，利用自然循环导出热量的非能动余热排出技术十分必要。
现有非能动余热排出***主要应用于陆上核动力装置，该***主要由非能动余热导出热交换器以及相应的管道、阀门和附件组成，热交换器布置在换料水箱内。***运行时，反应堆冷却剂由主管道热段引出，流经非能动余热导出热交换器，被换料水箱中的水冷却后，引入蒸汽发生器一次侧，在非能动余热导出热交换器投入一段时间后，换料水箱中的水蒸发，蒸汽进入钢制安全壳内，由安全壳的壁面冷却，最后将反应堆余热排入最终热阱—大气。
但是，采用安全壳内置水箱和大气作为冷源的效率极低，无法满足反应堆余热排出的需求。同时，海洋的复杂环境会导致换料水箱或蒸汽发生器组成的非能动余热排出***稳定性差。
实用新型内容
针对现有技术中存在的缺陷，本实用新型的目的在于提供一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，热交换效率高，适应于海洋环境。
为达到以上目的，本实用新型采取的技术方案是：一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，包括：
冷却液舱，所述冷却液舱置于海平面下，且高于所述反应堆；所述冷却液舱中装有冷却液；所述冷却液舱壁上设有壁孔，所述壁孔内设有第一***片；
循环冷却装置，所述循环冷却装置包括循环冷却回路和在所述循环冷却回路中循环流动的冷却剂；所述循环冷却回路包括依次循环连接的反应堆冷却段、热回路段、液舱冷却段和冷回路段；所述反应堆冷却段通过所述反应堆；所述液舱冷却段设于所述冷却液舱内的冷却液中。
在上述技术方案的基础上，所述冷却液为去离子水。
在上述技术方案的基础上，所述液舱冷却段包括设有冷却剂入口和冷却剂出口，所述冷却剂入口连接所述热回路段，所述冷却剂出口连接所述冷回路段。
在上述技术方案的基础上，所述冷却液舱内设有隔板，所述隔板设于液舱冷却段与壁孔之间，所述隔板将所述冷却液舱分隔成第一液舱和第二液舱，所述隔板上设有通孔，所述第一液舱和第二液舱通过所述通孔相互连通。
在上述技术方案的基础上，所述冷却液舱壁上设有两壁孔，所述冷却液舱内设有两根引流管，其中一根所述引流管连通所述第一液舱和一个所述壁孔；另一根所述引流管连通所述第二液舱和另一个所述壁孔。
在上述技术方案的基础上，所述冷却液舱连通一排气管，所述排气管出口开设于海平面上，所述排气管出口处设有第二***片。
在上述技术方案的基础上，所述液舱冷却段和冷回路段之间设有隔离阀。
在上述技术方案的基础上，所述隔离阀为气动隔离阀。
在上述技术方案的基础上，所述液舱冷却段采用钛材。
在上述技术方案的基础上，所述液舱冷却段外表面和所述冷却液舱内壁均涂覆抗海生物涂料。
与现有技术相比，本实用新型的优点在于：
本实用新型依靠设备位差形成冷却剂循环的驱动力，减少了能动设备的使用，满足丧失全部电源的工况下，余热导出的要求；冷却液舱压力升高到一定值时***片***，使冷却液舱与海水连通，通过海水冷却液舱冷却段内的冷却剂，在海洋环境条件下，冷却水源充足，提高了***的可靠性。
附图说明
图1为本实用新型实施例中海洋核动力平台反应堆余热排出***的结构示意图；
图2为本实用新型实施例中海洋核动力平台反应堆余热排出***的侧面示意图。
图中：1-冷却液舱，11-壁孔，12-第一***片，13-隔板，14-引流管，2-反应堆，3-循环冷却装置，31-循环冷却回路，311-反应堆冷却段，312-热回路段，313-液舱冷却段，313a-冷却剂入口，313b-冷却剂出口，314-冷回路段，315-隔离阀。
具体实施方式
以下结合附图及实施例对本实用新型作进一步详细说明。
参见图1所示，本实用新型实施例提供一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，包括：
冷却液舱，冷却液舱置于海平面下，且高于反应堆；冷却液舱中装有冷却液；冷却液舱壁上设有壁孔，壁孔内设有第一***片；
循环冷却装置，循环冷却装置包括循环冷却回路和在循环冷却回路中循环流动的冷却剂；循环冷却回路包括依次循环连接的反应堆冷却段、热回路段、液舱冷却段和冷回路段；反应堆冷却段通过反应堆；液舱冷却段设于冷却液舱内的冷却液中。液舱冷却段包括设有冷却剂入口和冷却剂出口，冷却剂入口连接热回路段，冷却剂出口连接冷回路段。
本实用新型依靠设备位差形成冷却剂循环的驱动力，减少了能动设备的使用，满足丧失全部电源的工况下，余热导出的要求；冷却液舱压力升高到一定值时***片***，使冷却液舱与海水连通，通过海水冷却液舱冷却段内的冷却剂，在海洋环境条件下，冷却水源充足，提高了***的可靠性。
冷却液舱内设有隔板，隔板设于液舱冷却段与壁孔之间，隔板将冷却液舱分隔成第一液舱和第二液舱，隔板上设有通孔，第一液舱和第二液舱通过通孔相互连通。隔板可避免液舱冷却段直接遭受外部进入的海水的冲击和外部撞击。
参见图2所示，冷却液舱壁上设有两壁孔；冷却液舱内设有两根引流管，其中一根引流管连通第一液舱和一个壁孔；另一根引流管连通第二液舱和另一个壁孔。引流管用于形成海水循环流动通路，加强循环冷却效果。
冷却液舱连通一排气管，排气管出口开设于海平面上，排气管出口处设有第二***片。冷却液舱海水通过液舱冷却段内的冷却剂加热蒸发，水蒸汽由排气管引出到大气中。
液舱冷却段和冷回路段之间设有隔离阀。隔离阀为气动隔离阀。气动隔离阀初始状态下为关闭状态，当需要海洋核动力平台反应堆余热排出***时，气动隔离阀打开，液舱冷却段和冷回路段连通，海洋核动力平台反应堆余热排出***开始运行。
冷却液为去离子水。液舱冷却段初始状态下浸泡在去离子水中，减少了海水对设备的腐蚀。液舱冷却段采用钛材，液舱冷却段外表面和冷却液舱内壁均涂覆抗海生物涂料，防止海水对设备的腐蚀，同时防止海生物进入冷却液舱。
本实用新型不局限于上述实施方式，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本实用新型原理的前提下，还可以做出若干改进和润饰，这些改进和润饰也视为本实用新型的保护范围之内。本说明书中未作详细描述的内容属于本领域专业技术人员公知的现有技术。

Claims (10)

1.一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于，包括：
冷却液舱(1)，所述冷却液舱(1)置于海平面下，且高于所述反应堆(2)；所述冷却液舱(1)中装有冷却液；所述冷却液舱(1)壁上设有壁孔(11)，所述壁孔(11)内设有第一***片(12)；
循环冷却装置(3)，所述循环冷却装置(3)包括循环冷却回路(31)和在所述循环冷却回路(31)中循环流动的冷却剂；所述循环冷却回路(31)包括依次循环连接的反应堆冷却段(311)、热回路段(312)、液舱冷却段(313)和冷回路段(314)；所述反应堆冷却段(311)通过所述反应堆(2)；所述液舱冷却段(313)设于所述冷却液舱(1)内的冷却液中。
2.如权利要求1所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述冷却液为去离子水。
3.如权利要求1所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述液舱冷却段(313)包括设有冷却剂入口(313a)和冷却剂出口(313b)，所述冷却剂入口(313a)连接所述热回路段(312)，所述冷却剂出口(313b)连接所述冷回路段(314)。
4.如权利要求1所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述冷却液舱(1)内设有隔板(13)，所述隔板(13)设于液舱冷却段(313)与壁孔(11)之间，所述隔板(13)将所述冷却液舱(1)分隔成第一液舱(1a)和第二液舱(1b)，所述隔板(13)上设有通孔(131)，所述第一液舱(1a)和第二液舱(1b)通过所述通孔(131)相互连通。
5.如权利要求4所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述冷却液舱(1)壁上设有两壁孔(11)，所述冷却液舱(1)内设有两根引流管(14)，其中一根所述引流管(14)连通所述第一液舱(1a)和一个所述壁孔(11)；另一根所述引流管(14)连通所述第二液舱(1b)和另一个所述壁孔(11)。
6.如权利要求1所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述冷却液舱(1)连通一排气管(15)，所述排气管(15)出口开设于海平面上，所述排气管(15)出口处设有第二***片(16)。
7.如权利要求1所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述液舱冷却段(313)和冷回路段(314)之间设有隔离阀(315)。
8.如权利要求7所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述隔离阀(315)为气动隔离阀。
9.如权利要求1所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述液舱冷却段(313)采用钛材。
10.如权利要求1所述的一种海洋核动力平台反应堆余热排出***，其特征在于：所述液舱冷却段(313)外表面和所述冷却液舱(1)内壁均涂覆抗海生物涂料。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109273115A (zh) * 2018-10-31 2019-01-25 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法
CN109712726A (zh) * 2017-10-25 2019-05-03 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种海洋核动力平台反应堆余热排出***
CN111028971A (zh) * 2019-11-26 2020-04-17 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种事故工况下可维持内外压差的屏蔽结构
CN113345610A (zh) * 2021-05-08 2021-09-03 中国舰船研究设计中心 热管反应堆非能动余热排出***及其控制方法

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109712726A (zh) * 2017-10-25 2019-05-03 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种海洋核动力平台反应堆余热排出***
CN109712726B (zh) * 2017-10-25 2024-03-26 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种海洋核动力平台反应堆余热排出***
CN109273115A (zh) * 2018-10-31 2019-01-25 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法
CN109273115B (zh) * 2018-10-31 2023-08-15 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法
CN111028971A (zh) * 2019-11-26 2020-04-17 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种事故工况下可维持内外压差的屏蔽结构
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