[发明专利]基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统在审
申请号: | 201910954757.7 | 申请日: | 2019-10-09 |
公开(公告)号: | CN110648771A | 公开(公告)日: | 2020-01-03 |
发明(设计)人: | 张科;李君仪;李广龙;高筱培 | 申请(专利权)人: | 合肥本构智能科技有限公司 |
主分类号: | G21C15/18 | 分类号: | G21C15/18 |
代理公司: | 11594 北京知联天下知识产权代理事务所(普通合伙) | 代理人: | 张陆军;张迎新 |
地址: | 230000 安徽省合肥*** | 国省代码: | 安徽;34 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 堆腔 斯特林发动机 传热装置 传输装置 冷却液 核反应堆压力容器 冷却液储存装置 核反应堆 非能动 核电站 循环冷却系统 动力输入端 核电反应堆 传动连接 冷却系统 内部连通 外部电源 循环方式 循环回路 严重事故 冷却水 输出端 输入端 连通 辐射 | ||
本发明提供了基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统,所述冷却系统包括:堆腔装置、传热装置、冷却液储存装置、斯特林发动机和冷却液传输装置;传热装置的一端和所述堆腔装置的内部连通,传热装置的另一端斯特林发动机的输入端连通;斯特林发动机的输出端与所述冷却液传输装置的动力输入端传动连接;所述堆腔装置通过冷却液传输装置与所述冷却液储存装置形成循环回路。本发明能够确保核电站在遇到严重事故的情况下特别是核电站在失去全部外部电源的时候,使该系统在非能动的情况下以循环方式向核反应堆的堆腔内注入冷却水,持续带走核反应堆压力容器辐射到核反应堆的堆腔中的热量,确保核反应堆压力容器的完整性、安全性。
技术领域
本发明属于核电站设计领域,特别涉及基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统。
背景技术
核电站是指通过适当的装置将核能转变成电能的设施。核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉,以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量,使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。核电站的系统和设备通常由两大部分组成:核的系统和设备,又称为核岛;常规的系统和设备,又称为常规岛。
核电站在工作过程中,当核电站遭遇严重事故情况全站断电后,反应堆会自动停堆,但同时必须启动应急冷却系统,即余热排除系统,该系统就是在核电站发生如主泵停转,即失流事故和一回路管道破损,即失水事故等事故的情况下,正常冷却系统无法对堆芯进行冷却时,起到应急冷却堆芯的作用,防止堆芯过热发生熔毁。现在主要是采用能动技术和非能动技术解决这个问题,能动技术依靠应急电源或柴油机这类外力驱动泵将冷却水注入堆芯,非能动技术依靠自然循环、重力作用和压缩氮气等自然力将冷却水注入堆芯并实现长期冷却循环,这些技术的关键在于如何提供应急冷却系统的动力及确保其可靠性、稳定性和持续性,从而确保核电站的安全。
1、确保核电站安全的第一道屏障是确保核反应堆压力容器内的核燃料不会破损或熔化。在正常运行情况下和设计基准事故情况下,反应堆冷却剂系统承担了核燃料始终被冷却剂浸泡而不至因裸露而发生烧毁或熔化。
2、但是,在严重事故情况下,反应堆冷却剂系统可能失去作用而致使反应堆压力容器内的核燃料裸露,反应堆堆芯干烧而使核燃料发生烧毁或熔化,这时就要设法确保第二道屏障——反应堆压力容器的完整性。烧毁或熔化的核燃料迅速加热反应堆压力容器外壁,如果不对反应堆压力容器外壁进行冷却,将难以确保反应堆压力容器的完整性。
3、通过设置反应堆堆腔注入水系统可以确保在反应堆压力容器外壳温度显著升高时向堆腔注入冷却水,冷却反应堆压力容器外壁。但是目前的系统一般采用能动方式,例如用外力电源驱动注水泵循环注水,或者利用蓄压式贮罐方式一次性以非能动方式向堆腔注入冷却水,但是无法进行循环冷却。期望的是研究基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统,确保在严重事故情况下特别是核电站失去全部外部电源情况下,该系统能以循环方式向反应堆堆腔注入冷却水,持续带走反应堆压力容器辐射到堆腔中的热量,确保反应堆压力容器的完整性和安全性。
发明内容
针对上述问题,本发明提供了基于斯特林发动机的核电反应堆堆腔非能动循环冷却系统,
所述冷却系统包括:堆腔装置、传热装置、冷却液储存装置、斯特林发动机和冷却液传输装置;
所述传热装置的一端和所述堆腔装置的内部连通,所述传热装置的另一端和斯特林发动机的输入端连通;
所述斯特林发动机的输出端与所述冷却液传输装置的动力输入端传动连接;
所述堆腔装置通过冷却液传输装置与所述冷却液储存装置形成循环回路。
进一步地,所述堆腔装置包括堆腔本体。
进一步地,所述传热装置包括一组或多组传热棒;
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