技术领域
[0001] 本
发明涉及
核反应堆工程技术领域，具体地，涉及一种压力管式压水反应堆系统。
背景技术
[0002] 核能作为一种高效、经济、可靠的清洁
能源，对于我国优化能源结构，保障能源安全，减少环境污染，推动核电“走出去”战略，以及构建安全、清洁、高效、可持续的现代能源体系有着重要的战略意义。
[0003] 福岛事故后，核电发展虽受到一定冲击，但近年来，在全面提升安全标准和安全技术的同时，国内外核电重启步伐正逐步加快。国际
原子能机构(IAEA)最近的一项研究显示，预计到2030年，全球核电总量的增长率保守估计为17％，而乐观估计将达94％，几乎达到目前全球核电发
电能力的两倍。从全球范围看，目前世界电力供应的13％-15％来自核电，世界主要能源消费大国对核能的依赖很高，核能仍然是许多国家，特别是发展中国家的重要选择，核电在长远的能源结构中仍将发挥重要作用。
[0004] 我国目前核电装机容量仅占总电力的2％，远远低于欧美日韩等发达国家。随着能源需求的增加和环境压力的加大，我国发展对核电的需求将凸显。而截至目前，国内已运营核
电机组26台，总装机规模为2442万千瓦，在建机组25台，装机规模为2744万千瓦。从上述国家规划和实际情况看，到2020年前，国内预计还将新增约4000万千瓦的核电项目。
[0005] 综上，随着人类社会发展对能源的持续性需求，尤其是发展中国家未来对能源需求的增长，伴随着传统能源的日渐枯竭，核电仍将是最有可能大规模建设的可靠清洁能源。
[0006] 目前，国际上运行的核电技术主要为压水堆和沸水堆，我国运行的核电机组主要采用二代加压水堆核电技术，正在建设三代压水堆核电机组以及高温气冷堆、
钠冷快堆。当前压水堆存在的问题为：在发生失水、断电等极端情况下，反应堆余热无法导出，进而发生严重事故，福岛核电站事故就是惨痛案例。因而，进一步提高核电技术的安全性成为国际研究方向，目前主要采用三种方式来进一步提高核电技术的安全性，第一种是通过冗余性原则，增加能动安全设备，从而降低发生严重事故的概率；第二种是采用配置的专用非能动安全设施，依靠大自然的重力、
对流换热等方式来排出
堆芯余热；第三种是通过反应堆固有的安全特性来保证反应堆的安全，如通过自身的热传导、
辐射等将堆芯热量传递至最终热阱。
[0007] 综上所述，本
申请发明人在实现本申请发明技术方案的过程中，发现上述技术至少存在如下技术问题：
[0008] 在
现有技术中，当前的大型压水堆核电技术均不满足固有安全特性，而高温气冷堆虽然具有固有安全特性，但是其反应堆功率
密度非常低，与传统压水堆相比，其经济性相对较差的技术问题。
发明内容
[0009] 本发明提供了一种压力管式压水反应堆系统，解决了当前的大型压水堆核电技术均不满足固有安全特性，而高温气冷堆虽然具有固有安全特性，但是其反应堆功率密度非常低，与传统压水堆相比，其经济性相对较差的技术问题，实现了一方面可以继承目前压水堆成熟的技术，另一方面可以使压水堆具有固有安全性，提高压水堆的安全性；第三，保持压水堆的堆芯功率密度和反应堆的功率，从而保证具有较高的经济性的技术效果。
[0010] 为实现上述发明目的，本申请提供了一种压力管式压水反应堆系统，所述压力管式压水反应堆系统中设有非能动安全系统，所述非能动安全系统包括：
冷却水池、非能动空气冷却系统，其中，压力管式反应
堆浸泡在冷却水池中，非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在冷却水池中。
[0011] 进一步的，所述压力管式压水反应堆系统具体包括：压力管式反应堆、压力管式反应堆一回路系统、压力管式反应堆二回路系统、冷却系统、非能动安全系统，压力管式反应堆与压力管式反应堆一回路系统、压力管式反应堆二回路系统、冷却系统组成循环冷却系统。
[0012] 进一步的，压力管式反应堆、稳压器、
蒸汽发生器、主冷却剂
泵通过管道依次连接组成所述压力管式反应堆一回路系统。
[0013] 进一步的，
蒸汽发生器、凝汽器通过管道依次连接组成所述压力管式反应堆二回路系统。
[0014] 进一步的，冷却系统包括：冷却水源、
循环水泵、循环水管道。
[0015] 进一步的，所述非能动空气冷却系统具体包括：冷却水池中换热器、非能动冷却回路、空气冷却器、正常热量导出换热器及管路、空气
冷却塔组成，冷却水池中换热器、空气冷却器、正常热量导出换热器通过非能动冷却回路连接，空气冷却器放置在空气冷却塔中；在正常运行情况下，利用正常热量导出换热器及管道将冷却水池中热量导出，供场内外供热使用；在事故工况下，利用空冷塔中空气冷却器将至冷却水池中热量导出至空气中。
[0016] 进一步的，压力管式反应堆中压力管内部设有球形
燃料或者圆柱形燃料棒，一方面利用
中子裂变反应产生热量，另一方面为冷却剂留下冷却流道，球形燃料或者圆柱形燃料棒包壳采用耐高温的耐事故材料。
[0017] 进一步的，压力管式反应堆中压力管内壁涂有
隔热材料，该隔热材料的热导率小于 10W/m℃，该隔热材料的黑度大于0.7。
[0018] 进一步的，冷却水池中压力为常压，在事故工况下将压力管反应堆的衰变余热传递到非能动空冷系统中。
[0019] 本发明中的的压力管式压水反应堆系统，反应堆由几十甚至上百的压力管组成，压力管内部布置耐事故的燃料元件，燃料能够承受高温且在高温下不与冷却剂发生剧烈反应，压力管内壁涂特殊的具有较低的热导率和较高的光学黑度的材料。压力管浸泡在一个冷却水池中，水池中布置非能动余热排出系统，在反应堆堆芯处于冷却剂丧失且裸露的事故工况下，燃料元件
温度上升，热量通过辐射方式传递到压力管内壁，进而传递到压力管外侧的水池中，最终通过非能动余热排出系统将余热传递到大气，保证反应堆的安全。与现有压水堆系统相比，本发明能够保证压水反应堆的固有安全性，同时，此方案中反应堆的功率密度与现有压水堆相当，具有良好的经济性。
[0020] 本申请提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：
[0021] 本发明的固有安全水冷反应堆，在发生丧失冷却剂以及全厂断电的情况下，反应堆燃料元件通过辐射换热，将热量传递至压力管，压力管预计的温度达到1000℃以上，从而将热量传递至压力管外侧的冷却水池中，将反应堆的余热(额定功率的2％)非能动地传递至空气中，保证反应堆的安全，具有固有安全特性；
[0022] 本发明所述固有安全水冷反应堆，通过计算分析，在具有固有安全特性的前提下，可以保持压水堆的堆芯功率密度和反应堆的功率，具有与传统反应堆相当的经济性。
附图说明
[0023] 此处所说明的附图用来提供对本发明
实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定；
[0024] 图1是本申请中具有固有安全性的压力管式压水反应堆系统的组成示意图；
[0025] 图2为压力管式反应堆结构示意图；
[0026] 其中：1—一回路系统，2—反应堆，3—主冷却剂泵，4—
控制棒及驱动机构，5—稳压器，6—蒸汽发生器，7—二回路系统，8—汽轮发电机，9—凝汽器，10—给水泵，11—压力管， 12—冷却水池，13—燃料，14—堆芯
围板，15—换热器，16—控制棒，17—主管道冷管段， 18—主管道
热管段，19—非能动空冷系统，20正常冷却水池换热器。
具体实施方式
[0027] 本发明提供了一种压力管式压水反应堆系统，解决了当前的大型压水堆核电技术均不满足固有安全特性，而高温气冷堆虽然具有固有安全特性，但是其反应堆功率密度非常低，与传统压水堆相比，其经济性相对较差的技术问题，实现了一方面可以继承目前压水堆成熟的技术，另一方面可以使压水堆具有固有安全性，提高压水堆的安全性；第三，保持压水堆的堆芯功率密度和反应堆的功率，从而保证具有较高的经济性的技术效果。
[0028] 为了能够更清楚地理解本发明的上述目的、特征和优点，下面结合附图和具体实施方式对本发明进行进一步的详细描述。需要说明的是，在相互不冲突的情况下，本申请的实施例及实施例中的特征可以相互组合。
[0029] 在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本发明，但是，本发明还可以采用其他不同于在此描述范围内的其他方式来实施，因此，本发明的保护范围并不受下面公开的具体实施例的限制。
[0030] 请参考图1，本申请提供了种具有固有安全性的压力管式压水反应堆系统：
[0031] (1)一种具有固有安全性的压力管式压水反应堆系统，由压力管式反应堆、主泵、稳压器、蒸汽发生器等通过管路依次连接而成。其安全系统由压力管外侧冷却水池、非能动空气冷却系统、以及相应管道组成。压力管式反应堆浸泡在冷却水池中，非能动空气冷却系统的换热器部分竖直浸泡在冷却水池中，另外一端置于反应堆上方很高的地方。
[0032] (2)压力管式反应堆由几十甚至上百的压力管组成，各个压力管之间平行排列。压力管内部布置耐事故的球形燃料或者圆柱形燃料棒，燃料能够承受较高的温度(燃料表面温度可以达到1000℃以上)且在高温下不与冷却剂发生剧烈反应，在主泵的作用下，压力管内水进行快速流动，水一方面充当冷却剂，另一方面兼当部分慢化剂功能。压力管内壁涂特殊的具有较高光学黑度的隔热材料，这种材料一方面具有较低的热导率(小于10W/m℃)，另一方面具有较高的光学黑度(如大于0.7)。
[0033] (3)在正常运行工况下，反应堆压力管中的冷却剂温度为300℃左右(与传统压水反应堆参数相当)，当压力管外侧的水温保持常压下高温时(接近100℃)，大约1％额定功率的热量通过压力管壁传导到压力管外侧冷却水池，这部分热量为反应堆浪费的
能量。利用压力管外侧的水池中布置的正常热量导出装置，可以将水池热量导出，维持压力管外侧水池的温度不变。
[0034] (4)在一般事故工况(非冷却剂丧失事故)下，反应堆采用目前传统反应堆采用的能动装置和非能动装置导出堆芯余热，同时也可以通过压力管外侧水池以及非能动空冷系统来导出热量，由于非能动空冷系统的投入，压力管外侧水池的温度将低于正常工况，从反应堆导出到压力管外侧的热量将增加，带走大于额定功率1％的能量，缓解事故进展。
[0035] (5)在反应堆处于堆芯冷却剂丧失且堆芯裸露的事故工况下，反应堆中燃料元件温度上升，燃料表面温度达到1000℃左右，热量通过辐射换热传递到压力管内壁，内壁温度升高后 (高于正常运行工况下压力管的温度)，通
过热传导将热量传递到压力管外侧的水池中，这种装置能够导出全部余热(大约为额定功率的2％)，保证反应堆的固有安全。
[0036] 如图1、图2所示，在正常工况下，反应堆2的运行流程为：在反应堆一回路系统1中，冷却剂水在主冷却剂泵3的推动下，进入反应堆2中压力管11，冷却剂吸收堆芯燃料13的热量后通过蒸汽发生器6，将热量传递至二回路系统中，其中稳压器5用于稳定一回路的压力。二回路
传热工质在给水泵10的作用下，进入蒸汽发生器6二次侧，并产生蒸汽，蒸汽对汽轮发电机8做功后变为废气，通过凝汽器9将废气冷凝，继续循环使用。在反应堆正常运行下，一部分堆芯热量会传递至压力管外侧的冷却水池12中，冷却水池中水在密度差的驱动下进行自然循环，并通过正常冷却水池换热器20将冷却水池的热量导出，从而保持冷却水池的水温恒定。
[0037] 在事故工况下，如果为非失水事故，反应堆仍然主要通过主管道的
流体将热量导出，同时也通过换热器15和非能动空冷系统19一起将热量导出，保证反应堆燃料13的安全。如果为失水事故且堆芯燃料13裸露，燃料通过表面高温辐射将热量传递至压力管11的内壁，并传递至冷却水池12中，最终通过换热器15和非能动空冷系统将堆芯热量导出，保证反应堆的安全。
[0038] 其中，本申请中的具有固有安全性的压力管式压水核反应堆系统：由压力管式反应堆、压水堆一二回路系统、压力管外侧冷却水池、压力管外侧水池非能动冷却系统、压力管外侧水池能动冷却系统组成；压力管式反应堆由几十甚至上百的压力管组成，各个压力管之间平行排列，压力管内为高压水(大于13MPa)。压力管式反应堆浸泡在压力管外侧的常压水池中。
[0039] 压力管内侧涂有低热导率(小于10W/m℃)，高黑度的材料(大于0.7)，同时压力管能够承受高压(大于14MPa)。燃料压力管内部布置的燃料为耐事故的球形燃料或者圆柱形燃料棒，燃料能够承受较高的温度(燃料表面温度达到900℃以上)且在高温下不与水发生剧烈反应。
[0040] 压力管外侧水池非能动冷却系统和压力管外侧水池能动冷却系统的换热器浸泡在压力管外侧的水池，非能动冷却系统的另一端布置在反应堆上方较高处。压力管反应堆外侧布置一个筒形围板，将冷却水池分成两部分，以建立自然循环，通过水池中换热器将热量导出。正常工况下，非能动冷却系统不开启，通过能动余热排出系统将热量导出，冷却水池水温维持在70℃以上。在事故工况下，非能动冷却系统开启，将热量导出至大气中。
[0041] 上述本申请实施例中的技术方案，至少具有如下的技术效果或优点：
[0042] 本发明的固有安全水冷反应堆，在发生丧失冷却剂以及全厂断电的情况下，反应堆燃料元件通过辐射换热，将热量传递至压力管，压力管预计的温度达到1000℃以上，从而将热量传递至压力管外侧的冷却水池中，将反应堆的余热(额定功率的2％)非能动地传递至空气中，保证反应堆的安全，具有固有安全特性；
[0043] 本发明所述固有安全水冷反应堆，通过计算分析，在具有固有安全特性的前提下，可以保持压水堆的堆芯功率密度和反应堆的功率，具有与传统反应堆相当的经济性。
[0044] 尽管已描述了本发明的优选实施例，但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念，则可对这些实施例作出另外的变更和
修改。所以，所附
权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。
[0045] 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，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
