技术领域
[0001] 本
发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统。
背景技术
[0002] 铅基快堆属于第四代
核反应堆，是一种能实现闭合
燃料循环的先进快堆，一般采用池式或半池式结构，冷却剂为铅或铅铋
合金，具有良好的
中子学性能、热工
水力学性能和固有安全特性。相较于其它第四代堆型，例如：
钠冷快堆(Sodium Cooled Fast Reactor System，SFR)、超常高温气冷堆(Very High Temperature Gas-cooled Reactor，VHTR)、
超临界水堆(Supercritical Water Reactor，SCWR)、熔盐堆(Molten Salt Reactor，MSR)、
气冷快堆(Gas-cooled Fast Reactor，GFR)，具有较好的技术成熟性，在安全性和经济性上取得比较好的平衡，是最有可能实现工业示范的四代堆之一。
[0003] 余热排出系统作为反应堆的专设安全系统之一，它的设计和研究，对提高反应堆的固有安全性具有重要的意义。铅基快堆采用独立的非能动余热排出系统。近年，非能动安全系统的研究和发展迅速，在第三代和第四代反应堆的设计中得到了广泛应用。非能动安全系统的优点有：利用介质自身
密度差和重力等固有特性进行工作，提高了系统运行的可靠性；减少了因电源故障而引起的系统失效；降低了
堆芯熔化概率。
[0004] 中国
原子能科学研究院发明公开了一种池式钠冷快堆的事故余热排放系统，采用非能动三回路设计。它由独立
热交换器和空气热交换器串连而成，其中独立热交换器的下部浸入堆芯的钠池中，空气热交换器外连拔
风烟囱，系统通过独立热交换器将一回路钠的热量传给二回路，二回路中的高、低温钠进行热交换，最后通过三回路中的空气热交换器将热量排到大气中，该系统的三个回路均采用自然循环的方式运行。
[0005] 欧盟
铅冷快堆ALFRED(Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator)的应急余热排出系统设置在
蒸汽发生器二次侧，采用非能动三回路设计，主要设备有：
冷凝器、
冷却水箱和相应的管道、
阀门。在事故工况下，
蒸汽发生器的主给水和主蒸汽管线被隔离，应急余热排出系统投运，二回路水进入蒸汽发生器，受一回路铅加热产生蒸汽，蒸汽通过自然循环进入应急余热排出系统的冷凝器，冷凝器以三回路的冷却水箱为水源，将蒸汽冷凝成水，冷凝水靠重力返回蒸汽发生器，再次产生蒸汽，形成循环，最终将反应堆余热排往热阱——水箱中的冷却水。
[0006] 上述产品结构或技术具有如下的缺点：
[0007] 1.池式钠冷快堆事故余热排放系统和欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动应急余热排出系统的回路较多，热阻大，排热效果差。
[0008] 2.池式钠冷快堆事故余热排放系统的独立热交换器的下部浸入反应堆堆芯的钠池中，占用反应堆空间，不利于反应堆内其它设备的布置，并且它在钠池中安装困难，不容易固定。
[0009] 3.欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动应急余热排出系统的冷却水箱中需要放置冷凝器，尺寸较大，不利于空间布置，且维修困难。
[0010] 4.欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动应急余热排出系统与蒸汽发生器连接，二回路低温水会对其造成热冲击，降低使用寿命，甚至引发设备失效从而造成事故的恶化。
发明内容
[0011] 为解决上述技术问题，本发明提供一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，具有排热效果好，数量少且无大型设备，安装方便，维修简单，有利于减少反应堆容器内部空间等优点。
[0012] 本发明提供的一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，包括：装有冷却水的冷却水箱、蒸汽管道、冷却水管道、传
热管、蒸汽隔离阀、冷却水隔离阀；
[0013] 其中，所述冷却水管道的第一端与所述冷却水箱接通且所述冷却水管道的第一端位于冷却水液面下方，所述冷却水管道的第二端与所述
传热管的第一端接通；
[0014] 所述蒸汽管道的第一端与所述冷却水箱接通，所述蒸汽管道的第二端与所述传热管的第二端接通；
[0015] 所述蒸汽管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述蒸汽隔离阀，所述冷却水管道上靠近所述冷却水箱的一侧设置有所述冷却水隔离阀；
[0016] 所述传热管为U型传热管，所述传热管包括上升管道以及与所述上升管道一端连接的
下降管道，所述上升管道与所述下降管道之间设置有保温层；
[0017] 所述传热管设置在反应堆
安全壳内，且所述传热管的上升管道贴在反应堆容器外部，所述上升管道用于吸收反应堆一回路的热量。
[0018] 优选地，所述传热管进一步包括多根上升管道以及与所述多根上升管道一一对应连接的多根下降管道；
[0019] 所述多根下降管道聚于母管后作为所述传热管的第一端与所述冷却水管道的第二端接通，所述多根上升管道聚于母管后作为所述传热管的第二端与所述蒸汽管道的第二端接通。
[0020] 优选地，所述保温层为圆筒形保温层，且所述保温层由多个片状金属保温单元拼接而成。
[0021] 优选地，所述蒸汽管道包括蒸汽主管道以及蒸汽支管道，所述蒸汽支管道的两端均与所述蒸汽主管道接通，所述蒸汽主管道和所述蒸汽支管道上均设置有所述蒸汽隔离阀。
[0022] 优选地，所述冷却水管道包括冷却水主管道以及冷却水支管道，所述冷却水支管道的两端均与所述冷却水主管道接通，所述冷却水主管道和所述冷却水支管道上均设置有所述冷却水隔离阀。
[0023] 优选地，所述冷却水箱上设置有用于排放水蒸汽的排汽口。
[0024] 优选地，所述冷却水箱上设置有用于对所述冷却水箱进行补水的补水回路。
[0025] 实施本发明，具有如下有益效果：本发明提供的系统采用非能动余热排出技术，不依赖外部动力电源，就可以满足包括全厂断电在内的反应堆丧失正常排热路径事故条件下余热排出的需求。采用非能动两回路设计，相比于池式钠冷快堆事故余热排放技术和欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动余热排出技术，系统内回路较少，热阻小，排热效果好。采用反应堆堆外非能动余热排出技术，相比于欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动余热排出技术，不会对蒸汽发生器造成热冲击，从而降低其使用寿命，甚至引发设备失效从而造成事故的恶化，节约维修成本，提高了核电厂安全性。本发明采用堆外简化设计，设备数量少且无大型设备，安装方便，维修简单，有利于减少反应堆容器内部空间，节约投资成本。采用堆外非能动余热排出技术，能减薄传热管壁，提高传热效率，改善管壁受力情况，减轻系统重量，节约投资成本。本发明采用堆外非能动余热排出技术，传热以
辐射换热为主，可防止
凝固点较高的铅或铅铋出现局部
过冷凝固的现象。
附图说明
[0026] 为了更清楚地说明本发明
实施例或
现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
[0027] 图1是本发明提供的铅基快堆堆外非能动余热排出系统的示意图。
[0028] 图2是本发明提供的图1中传热管的上升管道和下降管道的示意图。
具体实施方式
[0029] 本发明提供一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统，如图1所示，该系统包括：装有冷却水的冷却水箱6、蒸汽管道5、冷却水管道9、传热管2、蒸汽隔离阀3、4以及冷却水隔离阀7、8。
[0030] 其中，冷却水管道9的第一端与冷却水箱6接通且冷却水管道9的第一端位于冷却水液面下方，冷却水管道9的第二端与传热管2的第一端接通。优选地，冷却水管道9的第一端与冷却水箱6的底部接通。
[0031] 蒸汽管道5的第一端与冷却水箱6接通，蒸汽管道5的第二端与传热管2的第二端接通。
[0032] 蒸汽管道5上靠近冷却水箱6的一侧设置有蒸汽隔离阀3、4，冷却水管道9上靠近冷却水箱6的一侧设置有冷却水隔离阀7、8。
[0033] 传热管2为U型传热管，传热管2包括图2所示的上升管道21以及与上升管道一端连接的下降管道22，上升管道与所述下降管道22之间设置有保温层10。
[0034] 传热管2设置在反应堆安全壳内，且传热管2的上升管道21贴在反应堆容器1外部，上升管道21用于吸收反应堆一回路的热量。
[0035] 优选地，上述的系统还可以包括控制装置(图中未示出)，该控制装置在反应堆紧急停堆时，可以控制蒸汽隔离阀3、4和冷却水隔离阀7、8自动开启。
[0036] 进一步地，如图2所示，传热管2进一步包括多根上升管道21以及与多根上升管道21一一对应连接的多根下降管道22。
[0037] 多根下降管道22聚于母管后作为传热管2的第一端与冷却水管道9的第二端接通，多根上升管道21聚于母管后作为传热管2的第二端与蒸汽管道5的第二端接通。
[0038] 进一步地，保温层10为圆筒形保温层，且保温层10由多个片状金属保温单元拼接而成，起到保温
隔热的作用。
[0039] 进一步地，蒸汽管道5包括蒸汽主管道以及蒸汽支管道，蒸汽支管道的两端均与蒸汽主管道接通，蒸汽主管道和蒸汽支管道上分别对应设置有蒸汽隔离阀3、4。
[0040] 进一步地，冷却水管道9包括冷却水主管道以及冷却水支管道，冷却水支管道的两端均与冷却水主管道接通，冷却水主管道和冷却水支管道上分别对应设置有冷却水隔离阀7、8。
[0041] 进一步地，冷却水箱6上设置有用于排放水蒸汽的排汽口11。
[0042] 进一步地，冷却水箱6上设置有用于对冷却水箱6进行补水的补水回路12。
[0043] 优选地，在蒸汽管道5和冷却水管道9的外部均包裹有一个贯穿件13，反应堆安全壳上设置有过孔，蒸汽管道5和冷却水管道9从安全壳外部穿过该过孔延伸至安全壳内部时，包裹着蒸汽管道5的贯穿件13夹在蒸汽管道5与安全壳之间，用于保护蒸汽管道5，包裹着冷却水管道9的贯穿件13夹在冷却水管道9与安全壳之间，用于保护冷却水管道9。
[0044] 本发明提供的系统可以布置多列，各列之间可以相互独立。在核反应堆丧失正常排热路径事故工况下，反应堆紧急停堆，可以通过控制装置控制蒸汽隔离阀3、4和冷却水隔离阀7、8自动开启，冷却水箱6中的冷却水靠重力通过蒸汽管道5和冷却水管道9注入到反应堆容器1外的传热管2中，冷却水在传热管2中吸收反应堆一回路铅或者铅铋合金热量形成蒸汽，蒸汽经过蒸汽管道5进入到冷却水箱6中饭冷凝成水，形成自然循环，实现反应堆余热排出。当冷却水箱6中的冷却水达到饱和
温度时，所产生的蒸汽经过过滤后向大气排放。随着冷却水的不断
蒸发，当冷却水箱6中的水位较低时，可以通过补水回路12对冷却水箱6进行补水。
[0045] 传热管2分为上升管道21和下降管道22，为保证自然循环的实现，上升管道21和下降管道22之间设有反应堆保温层10。
[0046] 本发明提供的系统具有如下优点：
[0047] 本发明采用非能动余热排出技术，不依赖外部动力电源，就可以满足包括全厂断电在内的反应堆丧失正常排热路径事故条件下余热排出的需求。
[0048] 本发明采用非能动两回路设计，相比于池式钠冷快堆事故余热排放技术和欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动余热排出技术，系统内回路较少，热阻小，排热效果好。
[0049] 本发明采用堆外非能动余热排出技术，相比于欧盟铅冷快堆ALFRED二次侧非能动余热排出技术，不会对蒸汽发生器造成热冲击，从而降低其使用寿命，甚至引发设备失效从而造成事故的恶化，节约维修成本，提高了核电厂安全性。
[0050] 本发明采用堆外简化设计，设备数量少且无大型设备，安装方便，维修简单，有利于减少反应堆容器1内部空间，节约投资成本。
[0051] 本发明采用堆外非能动余热排出技术，能减薄传热管2壁厚，提高传热效率，改善管壁受力情况，减轻系统重量，节约投资成本。
[0052] 本发明采用堆外非能动余热排出技术，传热以辐射换热为主，可防止凝固点较高的铅或铅铋出现局部过冷凝固的现象。
[0053] 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只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单推演或替换，都应当视为属于本发明的保护范围。
