技术领域
[0001] 本
发明涉及核电站的安全技术领域，更具体的涉及一种注水式铅铋快堆应急余热排出系统。
背景技术
[0002] 第四代
核反应堆是一种新型的反应堆，其在永续性、安全性、可靠性、经济性、抑制核扩散与物理防护上有大量的改善。主要堆型有：
钠冷快堆(SFR)、铅
合金冷却堆(LFR)、高温气冷堆(VHTR)、
超临界水堆(SCWR)、熔盐堆(MSR)、
气冷快堆(GFR)等。
[0003] 铅铋快堆是指以铅铋合金为一回路冷却剂的先进快
中子反应堆，其一般采用池式或半池式结构，可在常压、高温条件下运行，具有良好的中子学性能、热工水
力学性能和固有安全特性。
[0004] 应急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。铅铋快堆一般采用非能动余热排出系统设计，其优点有：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。因此，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。
[0005] 目前，欧盟铅铋快堆(MYRRHA)应急余热排出系统一般采用非能动三回路设计，中间回路采用闭式循环，介质为高压水，主要设备有：中间回路换热器、空气冷却器、烟囱以及相应的管道和
阀门等。在事故工况下，中间回路水进入该换热器，受一回路铅铋自然循环加热产生密度差，形成自然循环，将热量通过空气冷却器带给三回路的空气。空气在烟囱中形成自然循环流动，将热量排入到最终热阱—大气。该铅铋快堆应急余热排出系统中，设计复杂，回路较多，需配置较多设备，不仅成本高且导致系统失效概率增加，同时热阻大导致排热效果不良，且采用的是闭式回路，无法排除回路中的不凝气体，降低换热效率。
[0006] 因此，有必要提供一种注水式铅铋快堆应急余热排出系统。
发明内容
[0007] 本发明的目的在于提供一种注水式铅铋快堆应急余热排出系统，采用非能动两回路设计，系统设计简单，回路较少，需配置的设备较少，既降低成本又降低系统失效概率，同时热阻小使得排热效果好，且可有效排除二回路中的不凝气体，不影响
传热。
[0008] 为实现上述目的，本发明提供了一种注水式铅铋快堆应急余热排出系统，用于将一回路产生的余热排出，包括二回路和气体过滤排放装置，该二回路包括辅助换热器、
蒸汽管道、
冷却水管道、蒸汽隔离阀、冷却水隔离阀和应急水箱，所述冷却水管道的两端分别与所述辅助换热器和所述应急水箱连通，所述冷却水管道上设置有所述冷却水隔离阀，所述蒸汽管道的两端分别与所述辅助换热器和所述应急水箱连通，所述蒸汽管道上设置有所述蒸汽隔离阀，所述气体过滤排放装置与所述应急水箱连通，所述应急水箱位于所述辅助换热器上方。
[0009] 与
现有技术相比，本
申请的注水式铅铋快堆应急余热排出系统包括辅助换热器与应急水箱，系统设计简单，回路较少，需配置的设备较少，既降低成本又降低系统失效概率，同时热阻小使得排热效果好。设置气体过滤排放装置与应急水箱连通作为开式设计，能将系统产生的蒸汽排向大气，可有效排除二回路中的不凝气体，不影响传热。此外，应急水箱中的
传热介质(水)依靠重力通过蒸汽管道和冷却水管道注入到辅助换热器中，冷却水注满整个系统管路和辅助换热器二次侧，然后辅助换热器中的冷却水吸收一回路铅铋热量形成蒸汽，蒸汽经蒸汽管道进入到应急水箱中冷凝成水，形成自然循环，实现反应堆余热排出。因此，该铅铋快堆应急余热排出系统不依赖外部动力电源，减少了直接和
反应堆冷却剂系统连接的管路，降低了管路破裂的概率，提高了系统可靠性和电厂安全性，降低了大规模
放射性释放概率。
[0010] 较佳的，所述冷却水管道与所述应急水箱相连接于第一安装
位置，所述蒸汽管道与所述应急水箱相连接于第二安装位置，第一安装位置低于第二安装位置设置。
[0011] 较佳的，所述蒸汽隔离阀包括第一蒸汽隔离阀和与所述第一蒸汽隔离阀并联设置的第二蒸汽隔离阀，所述冷却水隔离阀包括第一冷却水隔离阀和与所述第一冷却水隔离阀并联设置的第二冷却水隔离阀。
[0012] 较佳的，本申请的注水式铅铋快堆应急余热排出系统还包括与所述应急水箱相连通的补水回路，用于给所述应急水箱进行补水。
[0013] 较佳的，所述辅助换热器包括至少一个
套管式传
热管，所述套管式传热管包括流入通道和位于所述流入通道两侧的流出通道，传热介质从所述流入通道由上向下注入，从两所述流出通道流出。
附图说明
[0014] 图1为本申请注水式铅铋快堆应急余热排出系统的结构示意图。
[0015] 图2为图1所示注水式铅铋快堆应急余热排出系统中套管式传热管的结构示意图。
[0016] 元件标号说明
[0017] 10注水式铅铋快堆应急余热排出系统，20二回路，21辅助换热器，211套管式传热管，2111流入通道，2113流出通道，22蒸汽管道，23冷却水管道，24蒸汽隔离阀，241第一蒸汽隔离阀，243第二蒸汽隔离阀，25冷却水隔离阀，251第一冷却水隔离阀，253第二冷却水隔离阀，26应急水箱，27补水回路，30气体过滤排放装置，40反应堆主容器，A1第一安装位置，A2第二安装位置。
具体实施方式
[0018] 现在参考附图描述本发明的
实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。
[0019] 请参考图1，本申请的注水式铅铋快堆应急余热排出系统10，用于将一回路产生的余热排出，其包括二回路20和气体过滤排放装置30，该二回路20包括辅助换热器21、蒸汽管道22、冷却水管道23、蒸汽隔离阀24、冷却水隔离阀25和应急水箱26，冷却水管道23的两端分别与辅助换热器21和应急水箱26连通，冷却水管道23上设置有冷却水隔离阀25，通
过冷却水隔离阀25控制冷却水管道23中传热介质(水)的流通，蒸汽管道22的两端分别与辅助换热器21和应急水箱26连通，蒸汽管道22上设置有蒸汽隔离阀24，通过蒸汽隔离阀24控制蒸汽管道22中传热介质(水)或蒸汽的流通。气体过滤排放装置30与应急水箱26连通，气体过滤排放装置30对该系统产生的蒸汽进行过滤排放至大气。应急水箱26位于辅助换热器21上方。
[0020] 请继续参考图1，冷却水管道23与应急水箱26相连接于第一安装位置A1，蒸汽管道22与应急水箱26相连接于第二安装位置A2，第一安装位置A1低于第二安装位置A2设置，更有利于整个二回路20中传热介质和蒸汽的流通，排热效果好。
[0021] 请继续参考图1，蒸汽隔离阀24包括第一蒸汽隔离阀241和与第一蒸汽隔离阀241并联设置的第二蒸汽隔离阀243，冷却水隔离阀25包括第一冷却水隔离阀251和与第一冷却水隔离阀251并联设置的第二冷却水隔离阀253，这种结构可防止单一能动故障。
[0022] 请继续参考图1，本申请的注水式铅铋快堆应急余热排出系统10还包括与应急水箱26相连通的补水回路27，随着冷却水的不断
蒸发，当应急水箱26中水位较低时，可通过补水回路27对应急水箱26进行补水。
[0023] 请参考图1和图2，辅助换热器21包括至少一个套管式传热管211，套管式传热管211包括流入通道2111和位于流入通道2111两侧的流出通道2113，流入通道2111与冷却水管道23相连通，流出通道2113与蒸汽管道22相连通。传热介质从流入通道2111由上向下注入，从两流出通道2113流出。其中，辅助换热器21插入反应堆主容器40的冷却剂池中，反应堆主容器40位于
安全壳内，即图中B区，图中A区为安全壳外，传热介质在套管式传热管211流动时吸收铅铋热量。
[0024] 下面结合图1-图2详细阐述本申请注水式铅铋快堆应急余热排出系统10的工作原理：
[0025] 在核电站正常运行工况下，本申请注水式铅铋快堆应急余热排出系统10处于备用状态。在该备用状态下，应急水箱26中的水设置为常温常压，蒸汽隔离阀24和冷却水隔离阀25处于关闭状态，蒸汽管道22和冷却水管道23内充满空气，保持该注水式铅铋快堆应急余热排出系统10处于常压设计，可减薄辅助换热器21中套管式传热管211的壁厚，减小传热面积，提高传热效率，改善管壁的受力情况，减小整个系统的重量及辅助换热器21的尺寸，有效地节约投资成本，且能降低二回路20水向一回路
泄漏的概率。
[0026] 在反应堆丧失正常排热路径事故工况下，反应堆紧急停堆，冷却水隔离阀25和蒸汽隔离阀24自动开启。具体地，本实施例中，第一冷却水隔离阀251和第二冷却水隔离阀253自动开启；第一蒸汽隔离阀241和第二蒸汽隔离阀243自动开启。应急水箱26中的传热介质(水)依靠重力通过蒸汽管道22和冷却水管道23注入到辅助换热器21中，冷却水注满整个系统管路和辅助换热器21二次侧，然后辅助换热器21中的冷却水吸收一回路铅铋热量形成蒸汽，蒸汽经蒸汽管道22进入到应急水箱26中冷凝成水，形成自然循环，实现反应堆余热排出。当应急水箱26中的冷却水达到饱和
温度时，所产生的蒸汽经气体过滤排放装置30后向大气排放。随着冷却水的不断蒸发，当应急水箱26中水位较低时，可通过补水回路27对应急水箱26进行补水。
[0027] 此外，在核电站的应急余热排出系统中，本申请的注水式铅铋快堆应急余热排出系统10采用冗余设置，布置若干列注水式铅铋快堆应急余热排出系统10，每列设置有辅助换热器21，各列之间相互独立，可更有效的将余热排出。
[0028] 与现有技术相比，本申请的注水式铅铋快堆应急余热排出系统10包括辅助换热器21与应急水箱26，呈两回路设计，系统设计简单，回路较少，需配置的设备较少，既降低成本又降低系统失效概率，同时热阻小使得排热效果好。设置气体过滤排放装置30与应急水箱
26连通作为开式设计，能将系统产生的蒸汽排向大气，可有效排除二回路20中的不凝气体，不影响传热。此外，应急水箱26中的传热介质(水)依靠重力通过蒸汽管道22和冷却水管道
23注入到辅助换热器21中，冷却水注满整个系统管路和辅助换热器21二次侧，然后辅助换热器21中的冷却水吸收一回路铅铋热量形成蒸汽，蒸汽经蒸汽管道22进入到应急水箱26中冷凝成水，形成自然循环，实现反应堆余热排出。因此，该注水式铅铋快堆应急余热排出系统10不依赖外部动力电源，减少了直接和反应堆冷却剂系统连接的管路，降低了管路破裂的概率，提高了系统可靠性和电厂安全性，降低了大规模放射性释放概率。
[0029] 应当指出，以上具体实施方式仅用于说明本发明而不用于限制本发明的范围，在阅读了本发明之后，本领域技术人员对本发明的各种等价形式的
修改均落入本申请所附
权利要求限定的范围。
