[发明专利]非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆

说明书

本发明公开了一种非能动余热导出系统、方法和具有该系统的核反应堆，所述非能动余热导出系统包括容器、堆芯、第一连接管、第一换热器、第二连接管、第三连接管、第一件和第二件，第一连接管与容器的内部连通，第二连接管与第一换热器连通，第三连接管用于将余热导出，在第一连接管内的流体温度低于预设温度阈值或压力低于预设压力阈值时，第一件断开第一连接管和第二连接管，第二件导通第一连接管和第三连接管；在第一连接管内的流体温度达到或超过预设温度阈值或者压力达到或超过预设压力阈值时，第一件导通第一连接管和第二连接管，第二件断开第一连接管和第三连接管。本发明的非能动余热导出系统可实现完全非能动，且余热排出效果好，可靠性高，提高了反应堆的安全性。

技术领域

本发明涉及核反应堆安全技术领域，具体地，涉及一种非能动余热导出系统、非能动余热导出方法和具有该非能动余热导出系统的核反应堆。

背景技术

核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆有许多用途，当前最重要的用途是产生热能，用以代替其他燃料加热水，产生蒸汽发电或驱动航空母舰等设施运转。

核反应堆与常规热源不同，即使在完全停堆或中止链式核反应后，仍会长期产生大量的衰变热，一旦热量不能及时导出反应堆的安全壳，会发生堆芯燃料熔化，造成放射性裂变产物的大量释放，导致核污染。相关技术中核电站依赖能动设备应对反应堆事故，但在事故工况下，存在失效的可能，不能保证核电站的安全。

发明内容

本申请是基于发明人对以下事实和问题的发现和认识作出的：

在反应堆发生事故时，例如在核电站全厂断电的情况下，为了有效地将余热导出安全壳，相关技术中提出了非能动技术，例如在第三代AP1000中，将水箱布置在安全壳上侧，通过将水箱内的水喷淋到安全壳的外壁上，以对安全壳进行冷却。

然而在全厂断电的情况下，无法通过补水泵及时给水箱内补水，无法对安全壳实现充分冷却。

文献WO2015159273A1还提出了一种从核反应堆排出残热的被动系统，该被动系统采用非能动技术并包括连接位于容器内的第一热交换器和位于容器外的第二热交换器的排出回路，其中排出回路包括控制部，控制部受到其内流体的温度的影响而热膨胀，致动器装置通过控制部的热膨胀而被操作，用于打开冷却导管以允许辅助流体进入冷却导管中而穿过第二热交换器。

然而该文献公开的仅涉及与一回路接触的余热导出系统导出部分，在实际应用中容易影响汽轮机的正常工作和安全性，且余热导出的非能动结构复杂，可靠性低。

本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。

为此，本发明一方面的实施例提出一种非能动余热导出系统,该非能动余热导出系统结构简单、可靠性高，且提高了汽轮机的工作效率和安全性。

本发明的另一方面的实施例还提出一种核反应堆。

本发明的又一方面的实施例还提出一种采用该非能动余热导出系统的非能动余热导出方法。