一种核电站非能动余热排出系统
阅读：1018发布：2020-08-05
专利汇可以提供一种核电站非能动余热排出系统专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且本 发明 涉及一种核电站非能动余热排出系统，核电站非能动余热排出系统包括 蒸汽 发生器 壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压 阀 、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿 安全壳 ， 蒸汽发生器 壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的 位置 ，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压 力 水 平内，隔离阀与反应堆停堆安全 信号 联 锁 开启，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。，下面是一种核电站非能动余热排出系统专利的具体信息内容。
1. 一种核电站非能动余热排出系统，核电站包括安全壳和设置在安全壳内的蒸汽发生器，其特征在于，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压力水平内，在核电站发生事故时，隔离阀与反应堆停堆安全信号联锁开启，换热介质在蒸汽发生器壳体换热器处吸收蒸汽发生器内的热量形成蒸汽，蒸汽沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向流动到壳外换热器在此冷凝形成冷凝液，冷凝液在重力作用下沿换热介质在换热回路管线内的第二流动方向回流到蒸汽发生器壳体换热器，第一流动方向与第二流动方向相对，而且壳外换热器在此将吸收的热量释放到周围大气中，从而在蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀以及隔离阀之间建立了闭合自然循环回路，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。
2. 如权利要求1所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，稳压阀将闭合自然循环回路维持在较低压力水平内，超过稳压阀的压力限制时，则稳压阀会自动开启为闭合自然循环回路降压，闭合自然循环回路内的压力回到设定压力时，则稳压阀关闭。
3. 如权利要求1所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，蒸汽发生器内不能完全冷凝的蒸汽在超压时再经由蒸汽发生器顶部的蒸汽发生器二次侧泄压阀排放至安全壳内，安全壳内的热量通过安全壳冷却系统释放到大气中。
4. 如权利要求1所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。
5. 如权利要求4所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，主回路系统包括蒸汽发生器、U型管、主回路系统冷段、主回路系统热段、主泵、反应堆压力容器、位于反应堆压力容器内的反应堆堆芯、波动管与稳压器，其中U型管设置在蒸汽发生器中，U型管出口端经通过蒸汽发生器底部的冷腔室隔间经主泵与主回路系统冷段连通，主回路系统冷段与反应堆压力容器连通，反应堆压力容器与主回路系统热段连通，主回路系统热段通过波动管与稳压器连通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间与U型管的入口端连通，冷却剂通过主回路系统冷段进入反应堆压力容器，到达反应堆堆芯的入口，在流经反应堆堆芯时带走反应堆堆芯产生的核反应能量，被加热的冷却剂流经主回路系统热段，到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间并进入U型管的入口端，通过U型管将热量传递给蒸汽发生器内和U型管外的冷却剂，U型管内的冷却剂温度降低并通过U型管的出口端汇集在蒸汽发生器底部冷腔室隔间，冷腔室隔间内的冷却剂与冷腔室底部连通的主泵泵入主回路系统冷段，再次回到反应堆压力容器，形成主回路系统的闭式冷却循环。
6. 如权利要求4所述的非能动核电站泄压冷凝换热系统，其特征在于，反应堆堆芯应急冷却系统包括第一补水箱、第二补水箱、主补水箱、位于主补水箱中的非能动余热排出热交换器、四级自动降压系统、地坑、地坑滤网、地坑回流管路以及设置在地坑回流管路上的爆破阀，第一补水箱、第二补水箱、主补水箱分别通过相应的连接管路及设置在各个连接管路上的单向阀通过直接反应堆安注管与反应堆压力容器连通，第一补水箱顶部通过压力平衡管线与主回路系统冷段连通，从而使得第一补水箱中的压力与主回路系统的压力保持一致，四级自动降压系统包括第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀以及主自动降压阀，第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀的入口端以并联方式连接到稳压器上并第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀的出口端以并联方式连接到主补水箱上，主自动降压阀与主回路系统热段连通，非能动余热排出热交换器与主回路系统冷段和主回路系统热段连通，在非能动余热排出热交换器与主回路系统冷段和主回路系统热段之间建立了自然循环，反应堆压力容器设置在地坑中，地坑中的冷却水通过地坑回流管路、地坑滤网和设置在地坑回流管路中爆破阀通过直接安注管与反应堆压力容器连通。
一种核电站非能动余热排出系统
技术领域
[0001] 本发明涉及非能动余热排出系统，具体而言涉及一种核电站非能动余热排出系统。
背景技术
[0002] 安全的核电是一种高能源密度的清洁能源，对保护生态环境、调整能源结构和保障能源安全有重要的作用。然而一旦核电站出现安全问题，则对工作人员、周边居民以及生态环境等会带来巨大的威胁。为此核电站安全问题是人们应用核电时必须重点考虑的问题。目前核电站倾向于采用非能动安全技术处理事故。所谓非能动安全技术是指在发生事故情况下利用自然力完成各种冷却功能，其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产生的驱动力等来产生，无需泵及外部电源。因此，在提高了核电站安全可靠性的同时大大简化了了核电站的安全系统。
[0003] 现有技术的核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统（将在具体实施例部分参照非能动核电站详细描述主回路系统和反应堆堆芯应急冷却系统），反应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。
[0004] 在核电站发生小破口事故的情况下，主回路系统（如图1所示）中的冷却水从小破口向安全壳内喷放，反应堆压力容器2内的压力下降，主回路系统中的冷却水减少，导致稳压器11中的水位降低，将触发反应堆停堆安全信号，反应堆堆芯1停止反应，主泵9停机，蒸汽发生器6出口的主蒸汽管线12上的主蒸汽隔离阀13关闭。由于主蒸汽隔离阀13关闭，蒸汽发生器的二次侧（蒸汽发生器6内和U型管5外的空间）内的饱和水蒸发产生的蒸汽无法输送给蒸汽轮机（图1中未示出），蒸汽发生器的二次侧无法利用正常工作方式带走反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。
[0005] 随着事故进程的发展，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入，主回路系统内的温度和压力不断的下降，因而蒸汽发生器二次侧由起初的热阱变为热源，反而向主回路系统释放热量，显然不利于主回路系统的冷却和降压。图4示出了在主回路系统冷段发生大约5cm小破口事故情况下，主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在破口发生后随时间变化曲线图。图4中，实线为主回路系统压力，虚线分别是两台蒸汽发生器二次侧的压力。通过图4可以看出，最初主回路系统压力P0高于蒸汽发生器二次侧内的压力，但是随着事故条件下主蒸汽隔离阀13的关闭，通过主回路系统的自然循环，部分反应堆堆芯余热传递给蒸汽发生器二次侧内的饱和冷却水，饱和冷却水蒸发使得蒸汽发生器二次侧内的压力升高。如图4所示，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入使得主回路系统的温度和压力逐步降低，蒸汽发生器二次侧内的压力将高于主回路系统的压力。相应的，蒸汽发生器二次侧内的换热介质的温度将高于主回路系统内换热介质的温度，U型管由于完全置于蒸汽发生器二次侧空间内，因此将导致过热蒸汽在U型管内部聚集，不再参与主回路冷却循环，这不利于主回路系统冷却和降压。
[0006] 在核电站发生完全断电的情况下，非能动核电站首先依靠主回路系统的自然循环，将一部分反应堆堆芯余热通过蒸汽发生器内的U型传热管传递给蒸汽发生器二次侧，使得蒸汽发生器二次侧内存有的饱和冷却水不断吸热蒸发，导致蒸汽发生器二次侧内压力升高，当压力升高到蒸汽发生器二次侧泄压阀14设定的开启压力时（如7.8MPa），蒸汽发生器二次侧泄压阀14开启，向安全壳内排出高压蒸汽，给蒸汽发生器二次侧泄压，当压力降低至当蒸汽发生器二次侧泄压阀14设定的关闭压力时（如7.6MPa），蒸汽发生器二次侧泄压阀14关闭。蒸汽发生器二次侧泄压阀14关闭后，蒸汽发生器二次侧由于U型管的持续换热吸收反应堆堆芯余热其内部压力重新升高，蒸汽发生器二次侧泄压阀14如此往复开启关闭，排出蒸汽，直至蒸汽发生器二次侧液位降低至蒸汽发生器二次侧设定的低液位值时触发反应堆停堆安全信号，则反应堆堆芯应急冷却系统将投入工作，反应堆堆芯余热排出功能由反应堆堆芯应急冷却系统接管。同时，由于受到自然循环换热能力的限制，主回路系统的余热不能够完全通过蒸汽发生器二次侧承载，因此，主回路系统内也会升温升压，导致稳压器起跳。
[0007] 无论是小破口事故下主回路系统的泄放还是蒸汽发生器二次侧的蒸汽泄放都是直接在安全壳内，都会导致安全壳升压。
[0008] 因此，需要提供一种核电站非能动余热排出系统，用于对蒸汽发生器二次侧进行持续冷却，将蒸汽发生器二次侧内的热量直接释放到周围大气中，保持其装水量，维持主回路系统和蒸汽发生器二次侧之间的传热温差和传热面积，有效改善主回路系统冷却和降压，有助于改善核电站抗击小破口和完全断电事故的能力。
发明内容
[0009] 本发明的目的在于提供一种核电站非能动余热排出系统，用于对蒸汽发生器二次侧进行持续冷却，有助于改善核电站抗击小破口和完全断电事故的能力。
[0010] 本发明的一个实施例提供了一种核电站非能动余热排出系统，核电站包括安全壳和设置在安全壳内的蒸汽发生器，其特征在于，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀、隔离阀以及换热介质，其中换热回路管线贯穿安全壳，蒸汽发生器壳体换热器布置在蒸汽发生器上且与换热回路管线连通，壳外换热器设置在安全壳外且与换热回路管线连通，壳外换热器相对于蒸汽发生器壳体换热器设置在较高的位置，稳压阀和隔离阀设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向依次设置在蒸汽发生器壳体换热器和壳外换热器之间，稳压阀将核电站非能动余热排出系统维持在较低压力水平内，在核电站发生事故时，隔离阀与反应堆停堆安全信号联锁开启，换热介质在蒸汽发生器壳体换热器处吸收蒸汽发生器内的热量形成蒸汽，蒸汽沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向流动到壳外换热器在此冷凝形成冷凝液，冷凝液在重力作用下沿换热介质在换热回路管线内的第二流动方向回流到蒸汽发生器壳体换热器，第一流动方向与第二流动方向相对，而且壳外换热器在此将吸收的热量释放到周围大气中，从而在蒸汽发生器壳体换热器、换热回路管线、壳外换热器、稳压阀以及隔离阀之间建立了闭合自然循环回路，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。
[0011] 根据本发明的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中稳压阀将闭合自然循环回路维持在较低压力水平内，超过稳压阀的压力限制时，则稳压阀会自动开启为闭合自然循环回路降压，闭合自然循环回路内的压力回到设定压力时，则稳压阀关闭。
[0012] 根据本发明的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中蒸汽发生器内不能完全冷凝的蒸汽在超压时再经由蒸汽发生器顶部的蒸汽发生器二次侧泄压阀排放至安全壳内，安全壳内的热量通过安全壳冷却系统释放到大气中。
[0013] 根据本发明的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。
[0014] 根据本发明的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中主回路系统包括蒸汽发生器、U型管、主回路系统冷段、主回路系统热段、主泵、反应堆压力容器、位于反应堆压力容器内的反应堆堆芯、波动管与稳压器，其中U型管设置在蒸汽发生器中，U型管出口端经通过蒸汽发生器底部的冷腔室隔间经主泵与主回路系统冷段连通，主回路系统冷段与反应堆压力容器连通，反应堆压力容器与主回路系统热段连通，主回路系统热段通过波动管与稳压器连通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间与U型管的入口端连通，冷却剂通过主回路系统冷段进入反应堆压力容器，到达反应堆堆芯的入口，在流经反应堆堆芯时带走反应堆堆芯产生的核反应能量，被加热的冷却剂流经主回路系统热段，到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间并进入U型管的入口端，通过U型管将热量传递给蒸汽发生器内和U型管外的冷却剂，U型管内的冷却剂温度降低并通过U型管的出口端汇集在蒸汽发生器底部冷腔室隔间，冷腔室隔间内的冷却剂与冷腔室底部连通的主泵泵入主回路系统冷段，再次回到反应堆压力容器，形成主回路系统的闭式冷却循环。
[0015] 根据本发明的上述实施例提供的核电站非能动余热排出系统，其中反应堆堆芯应急冷却系统包括第一补水箱、第二补水箱、主补水箱、位于主补水箱中的非能动余热排出热交换器、四级自动降压系统、地坑、地坑滤网、地坑回流管路以及设置在地坑回流管路上的爆破阀，第一补水箱、第二补水箱、主补水箱分别通过相应的连接管路及设置在各个连接管路上的单向阀通过直接反应堆安注管与反应堆压力容器连通，第一补水箱顶部通过压力平衡管线与主回路系统冷段连通，从而使得第一补水箱中的压力与主回路系统的压力保持一致，四级自动降压系统包括第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀以及主自动降压阀，第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀的入口端以并联方式连接到稳压器上并第一级自动降压阀、第二级自动降压阀、第三级自动降压阀的出口端以并联方式连接到主补水箱上，主自动降压阀与主回路系统热段连通，非能动余热排出热交换器与主回路系统冷段和主回路系统热段连通，在非能动余热排出热交换器与主回路系统冷段和主回路系统热段之间建立了自然循环，反应堆压力容器设置在地坑中，地坑中的冷却水通过地坑回流管路、地坑滤网和设置在地坑回流管路中爆破阀通过直接安注管与反应堆压力容器连通。
[0016] 本发明核电站非能动余热排出系统具有以下优点：1）本发明核电站非能动余热排出系统对核电站的原有设计不做变动，而是为独立增设的独立闭合自然换热回路，这有利于带走事故情况下蒸汽发生器二次侧内的热量。2）本发明核电站非能动余热排出系统是非能动工作方式。3）本发明核电站非能动余热排出系统直接将蒸汽发生器二次侧内的热量传递给了安全壳外，降低安全壳内压力和安全壳冷却系统负担。4）本发明核电站非能动余热排出系统改善了在小破口事故下主回路系统内的降压和冷却效率，提高了主回路系统安全裕量。5）本发明核电站非能动余热排出系统可以保证热量以及换热能力包络反应堆堆芯衰变功率，可以应对核电站全部断电事故，不启动反应堆堆芯应急冷却系统，有利于事故后核电站的生产恢复。附图说明
[0017] 下面将结合附图来详细地论述本发明的上述和其他方面，附图中：图1为现有技术的非能动核电站主回路系统简图。
[0018] 图2为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的简图。
[0019] 图3为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的地坑长期冷却循环过程的简图。
[0020] 图4示出了在主回路系统冷段发生大约5cm小破口事故情况下，主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在小破口发生后随时间变化曲线图。
[0021] 图5为根据本发明的一个实施方式的核电站非能动余热排出系统的示意图。
[0022] 部件及标号列表1 反应堆堆芯
2 反应堆压力容器
3 主回路系统冷段
4 主回路系统热段
5 U型管
6 蒸汽发生器
7 蒸汽发生器冷腔室隔间
8 蒸汽发生器热腔室隔间
9 主泵
10 波动管
11 稳压器
12 主蒸汽管线
13 主蒸汽隔离阀
14 非能动余热排出热交换器
15 第一补水箱
16 第二补水箱
17 主补水箱
18 直接安注管
19 压力平衡管线
20 第一级自动降压阀
21 第二级自动降压阀
22 第三级自动降压阀
23 主自动降压阀
24 地坑滤网
25 安全壳
51-53 单向阀
54-55 爆破阀
56 截止阀
60 鼓泡器
65 蒸汽发生器二次侧泄压阀
66 蒸汽发生器壳体换热器
67 换热回路管线
68 壳外换热器
69 隔离阀
70 稳压阀
100 第一连接管路
102 第二连接管路
104 第三连接管路
105 地坑
106 地坑回流管路
2 反应堆压力容器
3 主回路系统冷段
4 主回路系统热段
5 U型管
6 蒸汽发生器
7 蒸汽发生器冷腔室隔间
8 蒸汽发生器热腔室隔间
9 主泵
10 波动管
11 稳压器
12 主蒸汽管线
13 主蒸汽隔离阀
14 非能动余热排出热交换器
15 第一补水箱
16 第二补水箱
17 主补水箱
18 直接安注管
19 压力平衡管线
20 第一级自动降压阀
21 第二级自动降压阀
22 第三级自动降压阀
23 主自动降压阀
24 地坑滤网
25 安全壳
51-53 单向阀
54-55 爆破阀
56 截止阀
60 鼓泡器
65 蒸汽发生器二次侧泄压阀
66 蒸汽发生器壳体换热器
67 换热回路管线
68 壳外换热器
69 隔离阀
70 稳压阀
100 第一连接管路
102 第二连接管路
104 第三连接管路
105 地坑
106 地坑回流管路
具体实施方式
[0023] 图1-图5和以下说明描述了本发明的可选实施方式以教导本领域普通技术人员如何实施和再现本发明。为了教导本发明技术方案，已简化或省略了一些常规方面。本领域普通技术人员应该理解源自这些实施方式的变型或替换将落在本发明的保护范围内。本领域普通技术人员应该理解下述特征能够以各种方式组合以形成本发明的多个变型。由此，本发明并不局限于下述可选实施方式，而仅由权利要求和它们的等同物限定。
[0024] 在本文中冷却剂例如可以为冷却水。可以实现冷却功能的适合在核电站系统使用的其他冷却剂也在本发明的范围内。
[0025] 图1示出了当前非能动核电站的主回路系统。如图1所示，当前非能动核电站的主回路系统包括蒸汽发生器6、U型管5、主回路系统冷段3、主回路系统热段4、主泵9、反应堆压力容器2、位于反应堆压力容器2内的反应堆堆芯1、波动管10与稳压器11，其中U型管5设置在蒸汽发生器6中，U型管出口端汇集到蒸汽发生器底部的冷腔室隔间7，冷腔室隔间7通过主泵9与主回路系统冷段3连通，主回路系统冷段3与反应堆压力容器2连通，反应堆压力容器2还与主回路系统热段4连通，主回路系统热段4通过波动管10与稳压器11连通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间8与U型管5的入口端连通，冷却剂通过主回路系统冷段3进入反应堆压力容器2，到达反应堆堆芯1的入口，在流经反应堆堆芯1时带走反应堆堆芯产生的核反应能量，被加热的冷却剂（例如温度为大约321℃）流经主回路系统热段4，到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间8并进入U型管5的入口端，通过U型管5将热量传递给蒸汽发生器6内和U型管5外的冷却剂，U型管5内的冷却剂温度降低（例如冷却剂温度为280℃）并通过U型管的出口端汇集在蒸汽发生器底部冷腔室隔间7，冷腔室隔间内7的冷却剂通过主泵9泵入主回路系统冷段3，再次回到反应堆压力容器2，形成主回路系统的闭式冷却循环。图1中箭头F1为温度较低的冷却剂流向，箭头F2为温度较高的冷却剂流向。
[0026] 为了稳定主回路系统的压力，主回路系统热段4通过波动管10与稳压器11连通，稳压器11内为饱和液与饱和蒸汽（例如为冷却水的饱和液与饱和蒸汽），满足主回路系统的稳压要求。稳压器11用于将主回路系统的压力维持在正常运行的高压状态（如大约15.5MPa），使得在正常工作状态下的反应堆堆芯1反应期间，反应堆压力容器2内的冷却剂不会出现沸腾。经反应堆堆芯1加热的冷却水在流经U型管5时，将热量传递给蒸汽发生器
6内和U型管5外的冷却水，使得蒸汽发生器6中的冷却水蒸发形成蒸汽，蒸汽发生器6中蒸汽通过主蒸汽管线12，通过常开的主蒸汽隔离阀13被输送给蒸汽轮机（图1中未示出），带动蒸汽轮机发电，从而将反应堆堆芯产生的热量转变为电能。
6内和U型管5外的冷却水，使得蒸汽发生器6中的冷却水蒸发形成蒸汽，蒸汽发生器6中蒸汽通过主蒸汽管线12，通过常开的主蒸汽隔离阀13被输送给蒸汽轮机（图1中未示出），带动蒸汽轮机发电，从而将反应堆堆芯产生的热量转变为电能。
[0027] 图2为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的简图。例如，参见2010由原子能出版社出版的作者为欧阳予、林诚格等的以及名称为《非能动安全先进压水堆核电技术》的文献。如图2所示，现有技术的反应堆堆芯应急冷却系统包括第一补水箱
15（单个存储有大约70吨的冷却水）、第二补水箱16（单个存储有大约57吨的冷却水和大约5MPa的气体）、主补水箱17（存储有大约2100吨的水）、位于主补水箱17中的非能动余热排出热交换器14和鼓泡器60、四级自动降压系统、地坑105、地坑滤网24、地坑回流管路
106以及设置在地坑回流管路上的爆破阀55。第一补水箱15、第二补水箱16、主补水箱17分别通过第一连接管路100、第二连接管路102、第三连接管路104以及设置在各个连接管路上的单向阀51-53且通过直接反应堆安注管18与反应堆压力容器2连通，其中第一连接管路100可以设置有截止阀56，第三连接管路104可以设置有爆破阀54，截止阀56和爆破阀54都用于防止水箱内冷却水非正常的注入。第一补水箱顶部通过压力平衡管线19与主回路系统冷段3连通，从而使得第一补水箱15中的压力与主回路系统的压力保持一致，四级自动降压系统包括第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22以及主自动降压阀23，第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的入口端以并联方式连接到稳压器11上并将第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的出口端以并联方式连接到放置于主补水箱17中的鼓泡器60上，主自动降压阀23与主回路系统热段4连通，非能动余热排出热交换器14与主回路系统冷段3（未示出）和主回路系统热段4连通，依靠冷却剂密度差在非能动余热排出热交换器14与主回路系统冷段3和主回路系统热段4之间建立了自然循环。反应堆压力容器2设置在地坑
105中，地坑105中的冷却水通过地坑回流管路106、地坑滤网24和设置在地坑回流管路中的爆破阀55且通过直接安注管18与反应堆压力容器2连通。
15（单个存储有大约70吨的冷却水）、第二补水箱16（单个存储有大约57吨的冷却水和大约5MPa的气体）、主补水箱17（存储有大约2100吨的水）、位于主补水箱17中的非能动余热排出热交换器14和鼓泡器60、四级自动降压系统、地坑105、地坑滤网24、地坑回流管路
106以及设置在地坑回流管路上的爆破阀55。第一补水箱15、第二补水箱16、主补水箱17分别通过第一连接管路100、第二连接管路102、第三连接管路104以及设置在各个连接管路上的单向阀51-53且通过直接反应堆安注管18与反应堆压力容器2连通，其中第一连接管路100可以设置有截止阀56，第三连接管路104可以设置有爆破阀54，截止阀56和爆破阀54都用于防止水箱内冷却水非正常的注入。第一补水箱顶部通过压力平衡管线19与主回路系统冷段3连通，从而使得第一补水箱15中的压力与主回路系统的压力保持一致，四级自动降压系统包括第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22以及主自动降压阀23，第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的入口端以并联方式连接到稳压器11上并将第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的出口端以并联方式连接到放置于主补水箱17中的鼓泡器60上，主自动降压阀23与主回路系统热段4连通，非能动余热排出热交换器14与主回路系统冷段3（未示出）和主回路系统热段4连通，依靠冷却剂密度差在非能动余热排出热交换器14与主回路系统冷段3和主回路系统热段4之间建立了自然循环。反应堆压力容器2设置在地坑
105中，地坑105中的冷却水通过地坑回流管路106、地坑滤网24和设置在地坑回流管路中的爆破阀55且通过直接安注管18与反应堆压力容器2连通。
[0028] 图3为现有技术的非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的地坑长期冷却循环过程的简图。可以描述为：地坑内收集的冷却水在密度差形成的驱动力的作用下通过地坑滤网24、地坑回流管线106和设置在地坑回流管线上的爆破阀55注入反应堆压力容器2中，反应堆堆芯余热产生的蒸汽经主自动降压阀23排放至安全壳内，建立了自然循环，并且安全壳内的蒸汽通过安全壳冷却系统进行冷却，冷凝水在安全壳内回流至地坑，向地坑补充冷却水。通过这样的循环方式将反应堆堆芯余热传递给作为最终热阱的安全壳外的周围大气，保持反应堆堆芯持续冷却，防止反应堆堆芯超温融化而发展更为严重的事故。
[0029] 以上参照图1-3对非能动核电站进行了简要描述。需要说明的是，能动核电站类似地也包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，这对于本领域技术人员而言是已知的，本文不再详细描述。
[0030] 在核电站发生小破口事故的情况下，主回路系统（如图1所示）中的冷却水从小破口向安全壳内喷放，反应堆压力容器2内的压力下降，主回路系统中的冷却水减少，导致稳压器11中的水位降低，将触发反应堆停堆安全信号，反应堆堆芯1停止反应，主泵9停机，蒸汽发生器6出口的主蒸汽管线12上的主蒸汽隔离阀13关闭。由于主蒸汽隔离阀13关闭，蒸汽发生器的二次侧（蒸汽发生器6内和U型管5外的空间）内的饱和水蒸发产生的蒸汽无法输送给蒸汽轮机（图1中未示出），蒸汽发生器的二次侧无法利用正常工作方式带走反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。
[0031] 图1示出了当前非能动核电站的主回路系统。图5为根据本发明的一个实施方式的核电站非能动余热排出系统的示意图。如图1所示和图5所示，核电站包括安全壳25和设置在安全壳25内的蒸汽发生器6。如图5所示，核电站非能动余热排出系统包括蒸汽发生器壳体换热器66、换热回路管线67、壳外换热器68、稳压阀70、隔离阀69以及换热介质，其中换热回路管线67贯穿安全壳25，蒸汽发生器壳体换热器66布置在蒸汽发生器6上且与换热回路管线67连通，壳外换热器68设置在安全壳25外且与换热回路管线67连通，壳外换热器68相对于蒸汽发生器壳体换热器66设置在较高的位置（例如壳外换热器68的底部相对于蒸汽发生器壳体换热器66的底部不少于2-5m），稳压阀70和隔离阀69设置在安全壳内且沿换热介质在换热回路管线内的第一流动方向（F3）依次设置在蒸汽发生器壳体换热器66和壳外换热器68之间，稳压阀70用于将核电站非能动余热排出系统中的压力维持在较低压力水平内（表压0.1-0.3Mpa），在核电站发生事故时，隔离阀69与反应堆停堆安全信号联锁开启，换热介质在蒸汽发生器壳体换热器66处吸收蒸汽发生器6内的热量形成蒸汽，蒸汽沿换热回路管线67（如图5所示沿着箭头F3所示的第一流动方向）流经壳外换热器68冷凝形成冷凝液并在此将吸收的热量释放到周围大气中，冷凝液依靠重力（如图5所示沿着箭头F4所示的第二流动方向，第一流动方向与第二流动方向相对）回流到蒸汽发生器壳体换热器66处，从而在蒸汽发生器壳体换热器66、换热回路管线67、壳外换热器68、稳压阀70以及隔离阀69之间建立闭合自然循环回路，用于在发生事故时持续带走蒸汽发生器内的热量。
[0032] 在本发明的一个实施例中，可用冷却水作为闭合自然循环回路换热介质（必要时添加防冻剂）。在核电站正常工作条件下，蒸汽发生器壳体的温度较高（正常运行为270℃-280℃），隔离阀69将闭合自然循环回路的热侧和冷侧隔开。闭合自然循环回路上设置的稳压阀70可将闭合自然循环回路维持在较低压力水平内（表压0.1-0.3MPa），超过稳压阀的压力限值时则稳压阀70会自动开启为闭合自然循环回路降压，闭合自然循环回路内的压力回到设定压力时，则稳压阀70关闭。核电站正常工作条件下，闭合自然循环回路的热侧内容纳有温度和蒸汽发生器壳体温度一样的过热蒸汽，而闭合自然循环回路的冷侧容纳有处于安全壳外环境温度的冷却水。当发生事故时，隔离阀69与反应堆停堆信号联锁开启，闭合自然循环回路由于换热介质较大的密度差，在闭合自然循环回路内将建立闭合自然循环，闭合自然循环回路的热侧内的蒸汽在壳外换热器68内冷凝为冷凝液依靠重力返回壳体换热器66。
[0033] 需要注意的是，蒸汽发生器二次侧的温度具有较宽的范围，其可出现的最高温度对应于泄压阀65的起跳压力对应的饱和温度（如290℃），而在事故的长期冷却阶段（例如核电站已经建立地坑循环），其温度可达到安全壳内压力对应的饱和温度（如130℃）。根据事故瞬态下蒸汽发生器二次侧温度变化特性，设置稳压阀70及稳压阀70的稳压压力范围在于维持闭合自然循环回路在较低压力水平（表压0.1-0.3MPa）。稳压阀70的压力范围选定的原则是为了在较宽的蒸汽发生器二次侧的温度范围内，保持闭合自然循环回路的压力不仅能够始终低于蒸汽发生器二次侧温度所对应的饱和压力，而且能够维持闭合自然循环蒸汽发生器壳体换热器66吸热后能够形成蒸发效果，使闭合自然循环回路处于汽液两相的高效换热模式，更能使得在事故初期，衰变功率较高和蒸汽发生器二次侧温度较高的时候，闭合自然循环回路热侧更易蒸发，热侧具有很强的换热能力。同时，当壳外换热器68的换热能力及冷凝能力不足时，稳压阀70可以防止闭合自然循环回路的明显升压，还避免了升压导致的闭合自然循环回路沸点相应升高而大幅抑制蒸汽发生器壳体换热器66吸热后的蒸发效果，消减了闭合自然循环回路的换热能力。此外，稳压阀70较低的压力设置可以将整体闭合自然循环回路的压力控制在较低的水平，减少了核电站非能动余热排出系统安全壳外回路中的压力，降低了核电站非能动余热排出系统安全壳外回路破损的风险。
[0034] 由上所述的稳压阀70工作方式可以判断在事故状态下，采取本实施例能够在从事故初始主回路系统较高的温度状态到事故长期冷却阶段主回路系统较低的温度状态的整个过程中持续提供对蒸汽发生器的冷却，维持蒸发器二次侧的装水量和与主回路系统的温差，从而实现对主回路系统的冷却和降压。
[0035] 壳外换热器在图5所示的实施方案中，蒸汽发生器6内不能完全冷凝的蒸汽在超压时再经由蒸汽发生器顶部的蒸汽发生器二次侧泄压阀65排放至安全壳25内，安全壳25内的热量通过安全壳冷却系统释放到大气中。
[0036] 需要指出的是，在如图5所示的实施例中，为确保本发明的核电站非能动余热排出系统能够正常工作，本发明的核电站非能动余热排出系统可以采用防冻、不凝性气体(例如空气)排气等常规设计，它们作为现有技术在本文不再累述。为强化壳外换热器的换热，可采用传热强化手段，包括采用双曲线型空冷塔等。
[0037] 本发明核电站非能动余热排出系统具有以下优点：1）本发明核电站非能动余热排出系统对核电站的原有设计不做变动，而是为独立增设的独立闭合自然换热回路，这有利于带走事故情况下蒸汽发生器二次侧内的热量。2）本发明核电站非能动余热排出系统是非能动工作方式。3）本发明核电站非能动余热排出系统直接将蒸汽发生器二次侧内的热量传递给了安全壳外，降低安全壳内压力和安全壳冷却系统负担。4）本发明核电站非能动余热排出系统改善了在小破口事故下主回路系统内的降压和冷却效率，提高了主回路系统安全裕量。5）本发明核电站非能动余热排出系统可以保证热量以及换热能力包络反应堆堆芯衰变功率，可以应对核电站全部断电事故，不启动反应堆堆芯应急冷却系统，有利于事故后核电站的生产恢复。
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