一种具有固有安全性的压水堆发电系统

1.一种具有固有安全性的压水堆发电系统，由压水反应堆系统、余热载出系统和发电系统组成，其特征在于：余热载出系统由换热器(13)、空冷器(14)、水箱(15)通过管路顺次连接组成，空冷器(14)的设置位置高于换热器(13)，水箱(15)的高度位置介于换热器(13)和空冷器(14)之间；
其中，压水反应堆系统由主泵(4)、反应堆芯(1)、稳压器(2)、蒸汽发生器(3)通过管路顺次连接组成；蒸汽发生器(3)一次侧为一回路高压水冷却剂，二次侧的发电工质采用低沸点有机介质；
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所述反应堆芯(1)中的单位体积功率密度不超过6×10 W/m ，单堆功率不超过20MW；所述换热器是堆外换热器(13)，该堆外换热器(13)围绕反应堆压力容器设置在其四周，堆外换热器(13)中的冷却水在自然对流的作用下传递热量；
所述低沸点有机介质为异戊烷或R143A；
所述一回路高压水冷却剂的温度范围为120℃-150℃，压力为0.5MPa-1MPa。
2.根据权利要求1所述的具有固有安全性的压水堆发电系统,其特征在于：所述堆外换热器(13)由金属或合金材料制成，呈螺旋形管道状围绕反应堆压力容器设置在其四周。
3.根据权利要求1-2任一项所述的具有固有安全性的压水堆发电系统,其特征在于：所述发电系统由蒸汽发生器(3)、汽轮机(6)、发电机(7)、冷凝器(8)、储罐(10)、泵(9)通过管路顺次连接组成，冷凝器(8)与冷却塔(11)连接，冷凝器(8)吸收的热量通过冷却塔(11)排放。

一种具有固有安全性的压水堆发电系统\n技术领域\n[0001] 本发明涉及一种具有固有安全性的压水堆发电系统，属于核反应堆工程技术领域。\n背景技术\n[0002] 核电作为安全、清洁、高效和唯一现实可行的工业化替代能源，过去的数十年中在满足人类的电力需求和缓解温室气体带来的环境压力方面，发挥了重要的作用。\n[0003] 按照我国核能发展战略，预计到2020年，核电要达到70GWe或100GWe装机容量，占全国总装机容量的4%甚至更大的份额。但是应该指出的是，21世纪核能的可持续发展，不仅依赖于公众对核能经济方面的接受性，还更应取决于核电技术在安全性方面的进步。尤其是1979年美国的三里岛核事故、1986年前苏联的切尔诺贝利核事故以及2011年日本福岛核事故，让人们更深刻地认识到核电安全的重要性。\n[0004] 目前，商业运行的核电站主要为第二代核电技术，存在的主要问题：在发生事故的情况下，一旦冷却水系统发生故障，反应堆的余热将无法排除，进而引发严重的核安全事故，日本福岛核电站事故就是典型的教训。因而开发更安全的核电技术自然成为核电发展的方向。要提高核电站的安全性，一种方法可以采用非能动的设计理念，如AP1000，通过利用重力等作用，在冷却水系统发生故障的情况下，可以通过非能动的方式实现对核反应堆余热的载出；另外的方法则是对反应堆本身采用固有安全性的设计理念，如模块式高温气冷堆，通过合理的设计使反应堆在发生事故的情况下，可以通过自身的热传导、对流、热辐射的方式将余热传出堆芯，从而保证核电站的安全。\n[0005] 目前，商业压水堆的设计都不具有固有安全性，主要原因在于现在设计的压水堆堆芯单位体积功率密度过高，同时反应堆的总功率过大，从而导致发生严重事故的时候，，反应堆内余热载荷较大，如果应急堆芯冷却系统（ECCS）发生故障，反应堆内余热将无法完全通过自身的传热方式将余热载出堆外，因而会发生堆芯熔化事故。\n发明内容\n[0006] 为了解决现有技术中的技术问题，本发明提供一种具有固有安全性的压水堆发电系统。\n[0007] 一种具有固有安全性的压水堆发电系统，由压水反应堆系统、余热载出系统和发电系统组成，余热载出系统由换热器、空冷器、水箱通过管路顺次连接组成，空冷器的设置位置高于换热器，水箱的高度位置介于换热器和空冷器之间。该余热载出系统取消了现有商业压水堆采用的应急堆芯冷却系统（ECCS），采用一种非能动的余热载出系统，在发生严重事故时，堆芯可以通过自身的热传导、对流、热辐射的方式将余热传给围绕压力容器的堆外换热器，堆外换热器中流体在重力的作用下循环将热量散失在大气中，从而实现非能动余热载出，保证反应堆的安全。\n[0008] 压水反应堆系统由主泵、反应堆芯、稳压器、蒸汽发生器通过管路顺次连接组成。\n[0009] 所述反应堆芯中的单位体积功率密度不超过6×106W/m3，单堆功率不超过20MW。反应堆燃料元件线功率密度降低，将燃料元件做成足够细长状，从而有利于反应堆通过自身将余热载出。与现有商业压水堆相比，反应堆的单堆设计功率降低，可以有效降低反应堆单位体积功率密度，从而降低单位体积余热功率。发明人经过精密的计算，该功率可以保证在发生失压失冷事故的情况下，能通过自然对流、辐射和热传导将热量由堆芯传导至反应堆外壁面，再由外壁面通过堆外换热器（非能动余热载系统）将热量载出。反应堆一回路的设计温度降低，从而使严重事故下反应堆堆芯温度裕量增大。\n[0010] 蒸汽发生器一次侧为一回路高压水冷却剂，二次侧的发电工质采用低沸点有机介质，如异戊烷、R143A等。设计的一回路高压水温度范围为120℃-150℃，一回路压力为\n0.5MPa-1MPa，使一回路工质水始终处于液态，从而降低了一回路的运行温度，反应堆堆芯温度裕量增大，反应堆安全性能提高。由于反应堆一回路中工质的运行温度参数降低，从而导致反应堆二回路中温度参数相应降低，采用常规的蒸汽循环将不再合适，本发明反应堆二回路采用有机介质朗肯循环方式，保证在设计温度范围内，系统整体具有较高的发电效率。\n[0011] 所述发电系统由蒸汽发生器、汽轮机、发电机、冷凝器、储罐、泵通过管路顺次连接组成，冷凝器与冷却塔连接，冷凝器吸收的热量通过冷却塔排放。\n[0012] 与现有压水堆技术相比，本发明的技术方案具有如下优点：\n[0013] 1、反应堆具有更好的安全性，保证在任何情况下都不会发生堆芯熔毁、放射性外泄、危害公众和环境安全、必须厂外应急的严重事故。\n[0014] 2、取消了现有压水堆采用的应急堆芯冷却系统（ECCS），设计了一套非能动的余热载出系统，系统更简单、更安全。\n[0015] 3、反应堆的单堆功率低，建设更加灵活。\n[0016] 4、反应堆二回路采用有机介质朗肯循环，由于单堆功率低，冷却方式可以采用风冷，使这种堆可以建在冷却水源不足的地方，选址非常灵活。\n附图说明\n[0017] 图1是本发明具有固有安全性的压水堆发电系统的示意图。\n[0018] 图2是本发明事故情况下余热载出示意图。\n[0019] 其中：1-反应堆，2-稳压器，3-蒸汽发生器，4-主泵，5-安全壳，6-汽轮机，7-发电机，8-冷凝器，9-循环泵，10-储罐，11-冷却塔，12-堆腔混凝土，13-换热器，14-空冷器，15-水箱。\n具体实施方式\n[0020] 下面结合附图和具体实施例对本发明的技术方案进行详细描述。以下实施例用于说明本发明，但不用来限制本发明的范围。\n[0021] 如图1、图2所示，正常工况，反应堆的基本运行程序为：\n[0022] 一回路：一回路中的水在主泵4的驱动下流经反应堆1，在堆芯吸收热量后，变成高温水，再经过稳压器2后流向蒸汽发生器3中，将热量传递给二回路中的低温有机介质。\n[0023] 二回路：在蒸汽发生器3中，一回路的高温水通过换热将有机工质变成过热蒸汽，进入汽轮机6膨胀做功发电7，乏蒸汽再进入冷凝器8凝结为饱和液体进入储液罐10中，通过泵9加压后，再进入蒸汽发生器3，完成一个循环。\n[0024] 事故工况，反应堆的基本运行程序为：\n[0025] 在发生严重事故的情况下，一回路中冷却水不再运行，反应堆堆芯1余热通过自身的传热、热辐射以及自然对流将余热传递给堆外换热器13，堆外换热器13围绕反应堆压力容器设置在其四周；堆外换热器13优选为导热性能良好且又耐腐蚀的金属或合金材料制成的螺旋形管道，其可以间隔一定的距离围绕在压力容器的四周（如图2所示），也可以紧贴压力容器设置于其四周（未示出）。堆外换热器13中的冷却水在自然对流的作用下，将吸收的热量带入空冷器14中，在空冷器14中将热量释放到大气中，冷却后的水流入水箱15后再回到换热器13中，完成一个循环。从而实现在严重事故条件下，反应堆能通过非能动的余热载出系统将堆芯的热量导出反应堆，保证反应堆的安全。