[发明专利]一种核电宝及其非能动余热排出系统

说明书

本发明公开了一种核电宝及其非能动余热排出系统，该系统包括独立热交换器、冷凝器、储水罐、稳压罐、以及连接管道和阀门，其中，所述独立热交换器进出口分别设置独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道，独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道之间布置冷凝器，储水罐通过连接管道和第一隔离阀与独立热交换器进水管道相连，储水罐外盘绕来自蒸汽发生器的蒸汽管道，稳压罐通过连接管道与独立热交换器进水管道相连，所述冷凝器和独立热交换器之间设置第二隔离阀和节流孔板。整个系统仅第一和第二隔离阀属于能动设备，在系统启动后，无需外动力运行。本系统结构紧凑、体积小、安全可靠，可以实现对反应堆余热的长期冷却。

技术领域

本发明涉及核反应堆的安全系统，尤其涉及一种适用于反应堆事故工况下的事故余热排出系统和使用该系统的核电宝。

背景技术

国际原子能机构(IAEA)将“小型”核电机组定义为300MWe以下的机组，其开发运用已经有几十年的历史。近年来，为了满足工业的电力负荷需求，满足那些远离主电网的偏远地区用电需求，国际原子能机构启动了小型反应堆的开发计划。在第四代国际论坛GIF提出的第四代核能系统概念中至少有一半属于中小型反应堆。

小型反应堆燃料周期长，无需进行厂内换料，能够为实现燃料供应、国家能源安全以及核不扩散的承诺提供保障。采用铅基反应堆核心技术设计的只有集装箱大小的迷你型核电源装置“核电宝”，满足了海岛海洋平台、偏远地区分布式供电需求。

为了缓解可能发生的设计基准事故，核反应堆的设计中包含了多项安全系统设施，以将事故限制在一定的范围内，防止其继续恶化成更严重的事故。事故余热排出系统即是其中一个很重要的安全设施。

事故余热排出系统也可称作停堆冷却系统，当反应堆停堆或出现故障停用时，由它保证堆芯的冷却。既要能保证燃料的余热能够传递给大量主冷却剂，又要确保余热能够从主冷却剂带出，传递给最终热阱，使得主系统结构在达到温度限制时，其安全性不会受到威胁。

事故余热排出系统主要是在反应堆二回路出现故障、遭遇地震、全厂断电等事故工况时，堆芯余热无法通过一回路、二回路正常导出的情况下，将堆芯余热排出反应堆。

发明内容

本发明的目的在于提供一种非能动余热排出系统，在事故工况下非能动地导出堆芯余热，保证反应堆的安全，最大限度的减少放射性物质的释放。

针对核电宝小型化、高安全性的要求，本发明的目的还在于提供一种使用非能动余热排出系统的核电宝。

为此，本发明一方面提供了一种非能动余热排出系统，包括独立热交换器、冷凝器、储水罐、稳压罐、以及连接管道和阀门，其中，所述独立热交换器进出口分别设置独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道，独立热交换器出汽管道和独立热交换器进水管道之间布置冷凝器，储水罐通过连接管道和第一隔离阀与独立热交换器进水管道相连，储水罐外盘绕来自蒸汽发生器的蒸汽管道，稳压罐通过连接管道与独立热交换器进水管道相连，所述冷凝器和独立热交换器之间设置第二隔离阀和节流孔板，其中，该余热排出系统在未投入工作时，所述独立热交换器内充满非凝结气，冷却水被存储在储水罐中，由隔离阀与独立热交换器进水管道隔开，通过来自蒸汽发生器的蒸汽进管和蒸汽出管中的高温蒸汽使其维持在相应压力下的饱和温度下，其中，所述隔离阀由特定事故触发自动开启，在冷凝器中被凝结的水在隔离阀上面形成液位，覆盖稳压罐的连接管道后，触发隔离阀开启。

进一步地，上述隔离阀和所述隔离阀在系统启动时触发开启，冷凝器的冷却为能动冷却方式或非能动冷却方式，热阱为大气、湖泊、海洋或水池。

进一步地，本余热排出系统用于池式或管路式核能系统，所述独立热交换器根据反应堆一次侧布置方式选择性地布置在热池或冷池。

进一步地，上述节流孔板位于冷凝器和隔离阀下方，用于控制独立热交换器进水管道内的流速和阻挡非凝结气向下流动。