非能动安全壳热量导出系统

1.一种非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：包括设置在安全壳内部的换热器组(3)，换热器组(3)的换热管内的水与安全壳内的高温空气进行热交换，换热器组(3)的循环管路经过设置在安全壳外的换热水箱(4)，与换热水箱(4)进行热交换，所述换热水箱(4)的高度高于换热器组(3)的高度，换热水箱(4)还通过管路与导热水箱(5)连接。
2.如权利要求1所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：在所述的换热水箱(4)内设有冷凝器(6)，冷凝器(6)与换热器组(3)的循环管路连接。
3.如权利要求2所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述的换热水箱(4)还与用于控制液位高度的膨胀水箱(7)连接。
4.如权利要求1所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：在所述的换热水箱(4)内设有汽水分离器(10)，汽水分离器(10)与换热器组(3)的循环管路连接。
5.如权利要求1至4任意一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：在换热器组(3)的循环管路上设有一个常开电动隔离阀(8)和两个并联的常关气动阀(9)。
6.如权利要求1至4任意一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述的换热器组(3)布置在安全壳内的圆周上，所述的换热水箱(4)布置在安全壳外壳的环形建筑物内。
7.如权利要求6所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述的换热水箱(4)为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢衬里。

非能动安全壳热量导出系统\n技术领域\n[0001] 本发明涉及反应堆设计技术，具体涉及一种非能动安全壳热量导出系统。\n背景技术\n[0002] 从上世纪八十年代开始，美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究，其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表。\n[0003] 美国AP1000的非能动安全壳冷却系统采用非能动方式把安全壳内的热量散发到最终热阱-大气，如图1所示。正常运行工况下，空气从屏蔽构筑物顶部入口1进入，流过下降通道后又反向通过上升流道，带走安全壳容器壁传递的热量，最后从烟囱排至环境，在安全壳上方设置重力注水箱2。接到安全壳高压力信号后，系统的事故后运行自动启动，只需开启三个常关隔离阀中的任何一个，不需其他动作即可启动系统。系统的启动也可由操纵员在主控室或远程停堆工作站手动启动。\n[0004] 无论从安全性还是经济性考虑，采用非能动安全壳热量导出系统来提高核电厂的安全水平是大势所趋，采用非能动安全壳热量导出系统，保证在超设计基准事故情况下安全壳的长期排热，可以维持安全壳的完整性，缓解严重事故的后果。使反应堆达到或具有三代核电站的安全水平。设置非能动安全壳热量导出系统可以满足我国核安全法规HAF102(2004)《核动力厂设计安全规定》中规定的严重事故下保持安全壳完整性和安全壳排热的要求，满足EUR和URD中关于要保证超设计基准事故下安全壳的排热要求。\n发明内容\n[0005] 本发明的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种非能动安全壳热量导出系统，在核电站发生超设计基准事故(包括严重事故)工况时，将安全壳压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。\n[0006] 本发明的技术方案如下：一种非能动安全壳热量导出系统，包括设置在安全壳内部的换热器组，换热器组的换热管内的水与安全壳内的高温空气进行热交换，换热器组的循环管路经过设置在安全壳外的换热水箱，与换热水箱进行热交换，所述换热水箱的高度高于换热器组的高度，换热水箱还通过管路与导热水箱连接。\n[0007] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统，其中，在所述的换热水箱内设有冷凝器，冷凝器与换热器组的循环管路连接。\n[0008] 更进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的换热水箱还与用于控制液位高度的膨胀水箱连接。\n[0009] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统，其中，在所述的换热水箱内设有汽水分离器，汽水分离器与换热器组的循环管路连接。\n[0010] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统，其中，在换热器组的循环管路上设有一个常开电动隔离阀和两个并联的常关气动阀。\n[0011] 进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的换热器组布置在安全壳内的圆周上，所述的换热水箱布置在安全壳外壳的环形建筑物内。\n[0012] 更进一步，如上所述的非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的换热水箱为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢衬里。\n[0013] 本发明的有益效果如下：(1)采用非能动的方案排出安全壳内热量，提高了系统的固有安全性；(2)系统保证在超设计基准事故情况下安全壳的长期排热，包括与全厂断电和喷淋系统故障相关的事故。改进传统能动安全系统核电厂对安全级电源的依赖，提高电厂的安全性；(3)可以显著提高严重事故下放射性物质向环境释放频率(LERF)的概率安全指标。\n附图说明\n[0014] 图1为美国AP1000的非能动安全壳冷却系统示意图；\n[0015] 图2为本发明的闭式非能动安全壳热量导出系统示意图；\n[0016] 图3为本发明的开式非能动安全壳热量导出系统示意图。\n具体实施方式\n[0017] 下面结合附图与具体实施例对本发明做进一步的详细说明。\n[0018] 本发明所提供的非能动安全壳热量导出系统(PCS系统)采用非能动技术，发生全厂断电时，在没有操纵员干预的情况下，系统自动投入运行，利用自然循环实现安全壳的长期排热。在无需操纵员操作的情况下，安全壳非能动排热时间至少维持72小时，72小时后可以考虑其它补水手段。\n[0019] PCS系统可以分为闭式系统和开式系统两种设计方式，每种设计方式均可以设置三个相互独立的系统，下面分别对独立的闭式系统和开式系统进行介绍。\n[0020] ●闭式系统\n[0021] 如图2所示，PCS系统采用非能动设计理念，利用内置于安全壳内的换热器组3与安全壳的高温空气冷凝、对流和辐射传热，通过换热器管内水的流动，连续不断地将安全壳内的热量带到安全壳外，在安全壳外设置换热水箱4，并在换热水箱4内安装冷凝器6，带走从换热器组3导出的安全壳内热量，利用水的温度差导致的密度差实现非能动安全壳热量排出。换热水箱4封闭，其热量导出依靠与之相连的导热水箱5。换热水箱4及冷却水管路中的液位依靠膨胀水箱7控制，以补偿系统运行过程中温度变化造成的水体积变化，保持系统有较为平稳的运行压力。膨胀水箱7通过补水管与核岛除盐水分配系统和消防水分配系统连接，并且在膨胀水箱上还设置排气管。\n[0022] 每个系列包括四台换热器组成的换热器组3、一台冷凝器6、一台换热水箱4、一台导热水箱5、一台膨胀水箱7、一个常开电动隔离阀8、二个常关并联的气动阀9(失效开启)。换热器(安全二级)布置在安全壳内的圆周上；换热水箱是钢筋混凝土结构不锈钢衬里的设备，布置在双层安全壳外壳的环形建筑物内。换热水箱4的高度高于换热器组3的高度，换热器内的工质受热膨胀向上流动，进入安全壳外换热水箱4中的冷凝器3，冷却后低温、密度较高的工质沿下降管从安全壳外部换热水箱中的冷凝器向下流动进入内部换热器，整个过程依靠自然循环完成热量导出功能。\n[0023] 换热器横向均匀排列，依次相间分布。每个换热器采用单排或双排或多排(根据堆型不同)竖向排列的传热管联接到环形联箱内，换热器的传热管可以采用光管、斜翅片管或纵肋管(强化换热管)。冷凝器浸泡在换热水箱内，冷凝器的类型为列管式冷凝器。\n[0024] 通过改变换热水箱的布置位置和适当改变安全壳结构，当换热水箱水位过低时，冷凝器可以变成空冷器，实现超过72小时的长期非能动冷却。\n[0025] ●开式系统\n[0026] 如图3所示，PCS系统设计采用非能动设计理念，利用内置于安全壳内的换热器组\n3，通过水蒸气在换热器上的冷凝、混合气体与换热器之间的对流和辐射换热实现安全壳的冷却，通过换热器管内水的流动，连续不断地将安全壳内的热量带到安全壳外，在安全壳外设置换热水箱4，利用水的温度差导致的密度差实现非能动安全壳热量排出。换热水箱4封闭，其热量导出依靠与之相连的导热水箱5。开式系统与闭式系统的区别是取消换热水箱内的冷凝器，取消膨胀水箱，并在回路出口设置汽水分离器10，其余与闭式系统相同。\n[0027] 每个系列包括由换热器组成的换热器组3、一台汽水分离器10、一台换热水箱4、一台导热水箱5、一个常开电动隔离阀8、二个常关并联的气动阀9(失效开启)。换热器(安全二级)布置在安全壳内的圆周上；换热水箱是钢筋混凝土结构不锈钢衬里的设备，布置在双层安全壳外壳的环形建筑物内。换热水箱4的高度高于换热器组3的高度，换热器内的工质受热膨胀向上流动，进入安全壳外换热水箱4中的汽水分离器10，冷却后低温、密度较高的工质沿下降管从安全壳外部换热水箱中的汽水分离器向下流动进入内部换热器，整个过程依靠自然循环完成热量导出功能。\n[0028] 换热器横向均匀排列，依次相间分布。每个换热器采用单排或双排或多排(根据堆型不同)竖向排列的传热管联接到环形联箱内，换热器的传热管可以采用光管、斜翅片管或纵肋管(强化换热管)。汽水分离器布置在开式系统的系统出口，可以分离系统出口的汽水混合物。\n[0029] 显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。