一种核反应堆用非能动余热排出系统及方法与流程

1.本发明涉及核反应堆安全技术领域，具体涉及一种核反应堆用非能动余热排出系统及方法。


背景技术：

2.在正常运行条件下，核反应堆堆芯热量通过蒸汽发生器等主热交换器导出至汽轮机，进而产生电力，或导出至供热/供汽系统产生热能或蒸汽。而在核反应堆发生事故后，蒸汽发生器等主热交换器不可用，必须配置余热排出系统，及时带出堆芯的余热，以事故进一步恶化为严重事故，造成大量放射性释放的危害。
3.传统二代核电站一般采用能动的余热排出系统带出堆芯余热，而能动系统依赖于外部动力，并需要配置设备冷却水等支持系统，一旦外部动力或支持系统丧失，能动的余热排出系统将无法执行其功能，进而导致堆芯余热无法被带出，威胁核反应堆安全。
4.在一些三代核电站中采用非能动余热排出系统，非能动余热排出系统的功能执行不依靠外部动力，也无需设备冷却水等支持系统，依靠自然物理规律(密度差、自然循环、热传导等)带出堆芯热量。这使得非能动余热排出系统的失效概率远低于能动的余热排出系统，提高了核反应堆的安全性。
5.发明人发现，在不同事故下(例如loca事故和非loca事故)，非能动余热排出系统的带热能力可能有不同的需求。现有的非能动余热排出系统无法对不同事故进行合理的兼顾。余热排出系统的带热能力过小，会使得堆芯热量过多的积聚，可能造成堆芯熔化；带热能力过大，则会使得核反应堆主系统过冷，并造成热冲击，威胁关键部件疲劳和承压结构完整性，还会在非能动余热排出系统的误启动时，带来更严重事故后果。


技术实现要素：

6.针对现有技术存在的问题，本发明提供一种核反应堆用非能动余热排出系统及方法，能够满足不同事故下对余热排出系统的带热能力的不同需求，避免带热量过大或过小，并减小非能动余热排出系统误启动对核反应堆系统的造成的不利影响。
7.本发明的技术方案如下：
8.在本发明的第一方面，一种核反应堆用非能动余热排出系统，包括反应堆系统，所述反应堆系统的热端与入口管道相连，入口管道通过热交换器入口联箱与热交换器相连，反应堆系统和热交换器入口联箱之间的入口管道上设置隔离阀；
9.所述热交换器设置多级，多级热交换器串联连接，相邻的两级热交换器之间设置热交换器中间联箱；
10.热交换器中间联箱的侧出口和最后一级热交换器的出口均与出口管道相连，所述出口管道通过热交换器出口联箱与反应堆系统的冷端相连，反应堆系统和热交换器出口联箱之间的出口管道上设置隔离阀。
11.在本发明的一些实施方式中，所述反应堆系统为核反应堆一次侧系统或核反应堆
二次侧系统。
12.在本发明的一些实施方式中，所述多级热交换器放置在热阱水箱中，并且从上至下依次逐级设置。
13.在本发明的一些实施方式中，所述热阱水箱为一定水装量的水箱或天然冷却水源，热阱水箱的水面高度高于第一级热交换器。
14.在本发明的一些实施方式中，所述热阱水箱与安全壳、回流收集槽、回流管线一同配合使用；所述回流收集槽与安全壳相连，所述回流管线的一端与所述回流收集槽的底部相连，另一端位于热阱水箱上方。
15.在本发明的一些实施方式中，所述热交换器包括多组基础换热模块，基础换热模块有两种形式，为直管式基础换热模块或弯管式基础换热模块。
16.在本发明的一些实施方式中，每组基础模块包括一组直管换热管束或一组弯管换热管束，所述直管换热管束或弯管换热管束的两端设置端部管板；进一步地，直管换热管束或弯管换热管束的排列方式为叉排或顺排。
17.在本发明的一些实施方式中，所述热交换器中间联箱包括主连接管和侧连接管，侧连接管设置在主连接管的侧面，主连接管的上下设置端部管板，侧连接管上安装管法兰。
18.在本发明的一些实施方式中，所述热交换器入口联箱和热交换器出口联箱的结构相同，包括入口椭球封头、出口椭球封头和圆柱筒体，所述出口椭球封头上连接多个沿其中轴线中心对称的管道。
19.在本发明的第二方面，提供了一种核反应堆用非能动余热排出方法，在核反应堆正常运行时，非能动余热排出系统入口隔离阀处于打开状态，出口隔离阀处于关闭状态；
20.当发生事故情况后，打开非能动余热排出系统中的出口隔离阀，形成连通的流体的循环回路，由反应堆系统产生的热量由流体携带，通过多级热交换器将热量传递给热阱水箱，传递完热量的流体再返回反应堆系统形成循环；
21.进一步地，根据不同事故或事故的不同阶段选择使用热交换器的级数。
22.本发明一个或多个技术方案具有以下有益效果：
23.(1)本发明的核反应堆用非能动余热排出系统，采用非能动的安全设计理念，不依赖外部动力(如电源、汽源等)，也无需支持系统，(如：设备冷却水、电源等)，系统失效概率极低，提高了核反应堆的安全性；依靠自然物理规律(密度差、自然循环等)，驱动流体在反应堆系统和非能动余热排出系统内形成自然循环，带出反应堆堆芯余热。
24.(2)本发明的核反应堆用非能动余热排出系统能够满足在不同事故下，对余热排出系统的带热能力的不同需求，通过多级换热器的设计，避免带热量过大或过小，并减小非能动余热排出系统误启动对核反应堆系统造成的不利影响。
25.(3)本发明可以根据不同功率等级的核反应堆的需求，对非能动余热系统的热换热器进行扩展，采用模块化设计，安装灵活；可以兼顾不同事故后对堆芯余热排出的需求，具有可扩展性强、安装灵活、适用于不同功率等级的核反应堆等特点。
附图说明
26.图1是一种反应堆用非能动余热排出系统的结构示意图；
27.图2是本发明的基础换热模块示意图，其中，图2(a)为直管式基础换热模块示意
图，图2(b)为弯管式基础换热模块示意图，图2(c)为顺排管束示意图，图2(d)为叉排管束示意图，图2(e)为圆形法兰示意图，图2(f)为六边形法兰示意图；
28.图3是本发明的多组基础换热模块端部管板并联排列示意图；
29.图4是本发明的热交换器中间联箱示意图结构示意图；
30.图5是本发明的热交换器入口联箱和出口联箱结构示意图；
31.图6为本发明的基础换热模块连接方式示意图，其中，图6(a)为直管式基础换热模块串联的示意，图6(b)为直管式基础换热模块并联的示意，图6(c)为直管式基础换热模块与弯管式基础换热模块串联的示意，图6(d)为直管式基础换热模块与弯管式基础换热模块串联后再并联的示意；
32.图7是设置多级热交换器的反应堆用非能动余热排出系统的结构示意图。
具体实施方式
33.应该指出，以下详细说明都是例示性的，旨在对本发明提供进一步的说明。除非另有指明，本文使用的所有技术和科学术语具有与本发明所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。
34.需要注意的是，这里所使用的术语仅是为了描述具体实施方式，而非意图限制根据本技术的示例性实施方式。如在这里所使用的，除非上下文另外明确指出，否则单数形式也意图包括复数形式，此外，还应当理解的是，当在本说明书中使用术语“包含”和/或“包括”时，其指明存在特征、步骤、操作、器件、组件和/或它们的组合。
35.实施例1
36.本发明的一种典型的实施方式中，提出一种核反应堆用非能动余热排出系统，如图1所示，包括反应堆系统10，所述反应堆系统10的热端(例如一次侧热管段、二次侧出口)与入口管道11相连，入口管道11通过热交换器入口联箱12与第一级热交换器20相连，反应堆系统10和热交换器入口联箱12之间的入口管道上设置第一隔离阀1。所述热交换器设置两级，第一级热交换器20和第二热交换器30串联连接，两级热交换器之间设置热交换器中间联箱23；热交换器中间联箱23的侧出口与第一出口管道21相连，第二级热交换器30的出口与出口管道31相连；第一热交换器出口联箱22通过第一出口管道21与反应堆系统10的冷端(例如一次侧冷管段、二次侧入口)相连，所述第二热交换器出口联箱32通过第二出口管道31与反应堆系统10的冷端相连；第一出口管道21上设置第一出口隔离阀2，第二管道上31设置第二出口隔离阀3。
37.所述反应堆系统10可以为核反应堆一次侧系统或核反应堆二次侧系统，例如蒸汽发生器。
38.换热器放置在热阱水箱50中，并且从上至下依次逐级设置，所述热阱水箱50可以为一定水装量的水箱，也可以是江、河、湖、海等天然的冷却水源，热阱水箱50的水面高度高于第一级热交换器20和第二级换热器30。
39.所述热阱水箱50与安全壳60、回流收集槽51、回流管线52一同配合使用；所述回流收集槽51与安全壳60相连，所述回流管线52的一端与所述回流收集槽51的底部相连，另一端位于热阱水箱50上方。
40.第一级热交换器20、热交换器中间联箱23、第二级热交换器30固定安装在热阱水
箱50内；所述第一级热交换器20和第二级热交换器30的中心位置标高均高于所述反应堆系统10热区的中心标高。根据不同应用场景，当反应堆系统10为核反应堆一次侧系统时，反应堆系统10热区指反应堆堆芯；当反应堆系统10为核反应堆二次侧系统时，反应堆系统10热区指一二次侧换热器的换热管束。
41.所述第一级热交换器20和第二级热交换器30是管束形式的，管束的排列方式可以是叉排，也可以是顺排。所述第一级热交换器20和第二级热交换器30由多组基础换热模块根据需要组合而成。第一级热交换器20、第二级热交换器30和热交换器中间联箱23依次连接所形成的通路，可以有多路并联。
42.基础换热模块有两种形式，如图2(a)和图2(b)所示，包括直管式基础换热模块100和弯管式基础换热模块200。每种基础模块由两块端部管板110、一组直管换热管束120或一组弯管换热管束130组成。直管换热管束120和弯管换热管束130均为具有一定厚度的金属圆管101平行排列组成，圆管内径在5mm～25mm之间，管壁厚度在0.5～5mm之间，或采用符合国家标准的规格；金属圆管101的长度可以根据需要定制；金属圆管101的材质可以是不锈钢、钛合金、铝合金等。金属圆管101的形式，对于直管式基础换热模块100是直管，对于弯管式基础换热模块200是管中部有90度弯折的圆管；每种基础模块只采用一种形式的圆管，即均为直管的圆管或均为含90度弯管的圆管。组成直管换热管束120和弯管换热管束130的金属圆管101的数量根据需求可以任意定制。如图2(c)和2(d)所示，直管换热管束120和弯管换热管束130的金属圆管101的排列方式可以是叉排，也可以是顺排；金属圆管101之间的中心距在1.1～2倍金属圆管101的外径之间；在长度方向上，金属圆管101之间的中心距保持不变。
43.直管式基础换热模块100的两块端部管板110分别与直管换热管束120的两端通过焊接的方式相连。弯管式基础换热模块200的两块端部管板110分别与弯管换热管束130的两端通过焊接的方式相连。
44.每块端部管板110开有与金属圆管101的数量以及大小对应的开孔103，每根金属圆管101的两端与分别与两块端部管板110的开孔相连。如图2(e)和图2(f)所示，端部管板110可以采用圆形法兰，遵循国家标准规格以降低制造成本；也可以采用六边形法兰；如图3所示，当多组端部管板并联排列时可以使得管束形成更加紧密的排列，充分减小安装所需空间。基础换热模块可以在制造工厂模块化预制，而后运到核反应堆现场进行组装，便于施工安装。
45.如图4所示，所述热交换器中间联箱包括主连接管140和侧连接管150，侧连接管150设置在主连接管140的侧面，主连接管140的上下设置端部管板110，侧连接管上安装管法兰111；主连接管140为直圆管形式，其管内径不小于端部管板110的管束开孔区的最大外接圆的直径，确保与端部管板110相连的管束内流体可以全部进入主连接管140；主连接管140的长度不大于一组基础换热模块的长度；主连接管140的两端分别与两块端部管板110相连。侧连接管150为圆管形式，其管内径不大于主连接管140；侧连接管150可以由多个弯头和直管段组成，其长度和走向根据安装需要，使得热交换器中间联箱23能够与第一热交换器中间出口联箱22入口相连；侧连接管150一端与主连接管140中部的侧面相连，另一端与管法兰111相连。
46.如图5所示，热交换器入口联箱12、第一热交换器出口联箱22、第二热交换器出口
联箱32的结构相同，由入口椭球封头121、出口椭球封头123和圆柱筒体122组成。圆柱筒体122直径不小于入口管道11、第一出口管道21或第二出口管道31的直径。入口椭球封头121与入口管道11、第一出口管道21或第二出口管道31的一端相连；出口椭球封头123与第一级热交换器20、第二级热交换器30或热交换器中间联箱23的管道相连。当第一级热交换器20、第二级热交换器30有多组并联的基础换热模块组成时，在出口椭球封头123上可以连接多个沿其中轴线中心对称的管道。
47.如图6所示，根据安装便利性、维修维护便利性的需要，第一级热交换器20和第二级热交换器30可以采取不同组合方式的基础换热模块，如图6(a)-图6(d)所示，包括但不限于将多组直管式基础换热模块100串联，将多组直管式基础换热模块100并联，将直管式基础换热模块100与弯管式基础换热模块200串联，将直管式基础换热模块100与弯管式基础换热模块200进行串联后再进行多组并联等。
48.根据不同核反应堆需要应对的事故的不同，可以在第一级热交换器20和第二级热交换器30的基础上，增添更多级的热交换器。如图7所示，可以设置第三级热交换器40，在第二级热交换器30和第三热交换器40之间设置第二热交换器中间联箱33，具体为，第二级热交换器30的出口第二热交换器中间联箱33的入口相连；第二热交换器中间联箱33的出口与第三级热交换器40的入口相连；第二热交换器中间联箱33的出口与第三热交换器出口联箱32的入口相连；第三级热交换器40的出口与第三热交换器出口联箱42的入口相连。以更加灵活地应对各种不同事故对于余热排出的需要。
49.本实施例的核反应堆用非能动余热排出系统的运行原理为：
50.在核反应堆正常运行时，非能动余热排出系统的入口隔离阀处于打开状态，非能动余热排出系统的出口隔离阀处于关闭状态，此设置方式具有以下优点：(1)非能动余热排出系统的入口隔离阀打开使得在其投运前，入口管内的流体温度就大于出口管，有利于投入时强化初始的自然循环；(2)入口隔离阀打开、出口隔离阀关闭，使得投运非能动余热排出系统时，只需要确保出口隔离阀能够打开就能运行，而不需要出入口隔离阀都打开，消除了入口隔离阀失效导致的非能动余排投运失败的风险；(3)入口隔离阀打开、出口隔离阀关闭，从入口隔离阀而来的流体在主流方向上是隔断的，不会有大规模流体流入，但如果入口隔离阀和出口隔离阀若都关闭，使得非能动余排的传热管内的流体处于水实体密闭状态，可能由于导热漏热威胁隔离阀加传热管组成的结构边界，例如导致隔离阀泄漏。
51.当事故情况下，蒸汽发生器等主换热器不可用，堆芯的热量无法通过蒸汽发生器等主换热器导出，为防止事故进一步恶化为严重事故，可通过非能动余热排出系统触发信号(如堆芯出口高温、蒸汽发生器低水位、稳压器低压力等)启动非能动余热排出系统，打开非能动余热排出系统中间的出口隔离阀，使得反应堆系统和每级热交换器之间形成连通的流体的循环回路。
52.在反应堆系统中产生的热量由流体携带，流体通过连接管线依次进入各级热交换器，由热交换器将热量传递给热阱水箱，再通过连接管线，流体返回反应堆系统。整个过程中，流体在反应堆系统内流体和各级热交换器内流体密度差的驱动下形成自然循环。
53.热阱水箱中的水不断被加热直至饱和并蒸发，蒸汽经安全壳内壁面冷却后冷凝为水，由回流收集槽收集，并通过回流管线返回到热阱水箱实现长期的循环。安全壳内壁面的热量经导热被带至外壁面，并最终经对流换热等方式排入大气环境。事故过程中，随着系统
持续带热以及堆芯衰变热的降低，系统带热能力最终与堆芯衰变热匹配，电厂不再可能发生更严重的事故工况。
54.在某些事故条件下(如loca事故)或者事故的不同阶段，若需要更多余热排出能力，可以根据触发信号(如稳压器低压力)，增加打开出口隔离阀的数量，这使得来自反应堆系统的流体进入多级热交换器，将热量传递给热阱水箱。这使得回到反应堆系统的流体的焓值更低。整个过程中，流体同样在密度差的驱动下形成自然循环。
55.另一方面，如果在核反应堆正常运行时，非能动余热排出系统的入口隔离阀因为操作失误或者系统异常导致误打开，虽然也会使得反应堆系统的流体进入第一级热交换器，移出反应堆系统的能量，进而导致反应堆系统意外的降温降压，但是由于第一级热交换器的换热能力相对较小，相比现有的非能动余热排出系统，对于核反应堆系统的不利影响相对较小。
56.实施例2
57.本发明的一种典型的实施方式中，提出一种核反应堆用非能动余热排出方法，
58.在核反应堆正常运行时，非能动余热排出系统入口隔离阀处于打开状态，出口隔离阀处于关闭状态；
59.当发生事故情况后，打开非能动余热排出系统中的出口隔离阀，形成连通的流体的循环回路，由反应堆系统产生的热量由流体携带，通过多级热交换器将热量传递给热阱水箱，传递完热量的流体再返回反应堆系统形成循环；
60.进一步地，根据不同事故或事故的不同阶段选择使用换热器的级数。
61.以上所述的实施例对本发明的技术方案进行了详细说明，应理解的是以上所述仅为本发明的具体实施例，并不用于限制本发明，凡在本发明的原则范围内所做的任何修改、补充或类似方式替代等，均应包含在本发明的保护范围之内。