[发明专利]热交换器

说明书

本发明涉及核反应堆冷却剂环路中的水-水管式热交换器，特别是在假想事故中为了从核反应堆导出堆芯衰变热所设计的热交换器，这些假想事故中存在着压水堆的通过冷却剂环路蒸汽发生器的这种冷却能力的丧失。本发明在只用自然对流来冷却核反应堆所设计的非能动系统中特别有用的。

Conway等人的美国专利号4,753,771透露了加压水核反应堆用的一种良好设计的非能动安全系统，它使用一种靠自然对流从反应堆堆芯排除堆芯衰变热的水-水余热排除热交换器。在Con-way等人的非能动系统中，热交换器是安置在安全壳中的一个反应堆水贮罐内。该热交换器是通过管道在水力上连接冷却反应堆堆芯用的一回路的热管段和冷管段。在一回路系统发生故障的情况下，例如，冷却剂泵失灵，冷却剂水就自然地循环起来，从反应堆堆芯通过一根管道流过热交换器，然后通过另一根管道返回到堆芯。如Conway等人所透露的，该热交换器一般地包括许多管子，它们从安放在贮罐内的一根入口总管延伸到一根出口总管。因而，余热排除热交换器将衰变热传递给贮水罐中的水。

理论上，余热排除热交换器诸如所透露的热交换器，如果有的话，将是极少需要的，而核电厂的其他系统将正常地工作。然而，余热排除热交换器装有反应堆系统压力下的被污染的一回路冷却剂水，因此，必须定期检查和修理(如果必要的话)。

虽然由Conway等人所透露的热交换器很好地执行其功能，但是其他的一些运行操心问题，诸如这样一种热交换器的例行维护和修理，可能会使核电厂的生产运行处于严重不利地位。例如管子的简单检查正常需要贮罐在检查前排空。然而这些贮罐是很大的(有高达2000英尺²(186m²)或更大的面积和高达30英尺(9m)或更大的高度)，因此可能需要许多小时来排空。在排放那种贮罐中，反应堆容器内的余热排除也是需要的，因此进一步延长停堆。同样，这种设计可能有困难，表现在贮罐内的引向热交换器的或从热交换器引出的管道断裂后贮罐可接受的负荷。

本发明的一个目的是提供一种处在核反应堆的冷却剂回路中贮水罐内的余热排除热交换器，它可以比目前的一些设计更容易地检查和修理。

本发明的进一步的目的是提供一种可以从贮水罐外边容易地检查或修理的热交换器。

本发明的另一个目的是将所有大的连接管道移至贮罐外边。

考虑到这些目的，本发明停留在一种安置在贮水罐内的水-水管式热交换器上，它用于将堆芯衰变热从核反应堆传递给贮罐内的水。该贮罐有两个确定开孔的分隔开的贮罐接头。热交换器有大量的管子安置在贮罐内。这些管子从邻近贮罐接头的管板组件延伸。

在本发明的一个堆荐的实施例中，管子是按这样一种间距布置在管板上，它使管板的直径减至最小，因此管板的厚度可以减至最小(在一个设计压力下，设计厚度是直径的一个函数)，而在管子端部之间的管子部分是按另一种间距布置的，它使贮罐内的自然循环变得更容易。因而，这些管子最好按正方形间距从管板延伸，然后沿着这些管子的大部分按矩形间距延伸。最好，这些管子是呈C形的，并且是不由贮罐壁支承的。

本发明如同权利要求所规定的，从附图所示的只是作为例子的一种推荐实施例的下列详细描述中，将变得更加明显。其中：

图1是本发明可以适用的加压水核反应堆的一个示意顶视图；

图2是图1的加压水核反应堆的一个示意流程图，它示出了本发明的推荐实施例；

图3是体现本发明的一种热交换器可以适用的贮水罐的一个纵向视图；

图4是沿剖视线4-4所取的图3中贮水罐的一个纵向剖视图，包括一个是本发明的推荐实施例的热交换器；

图5是图4所示贮罐接头的结构支架的一个等角轴测图；和

图6是图4所示管板组件的一个剖视图。

下面来看图1，它以水平剖面示意图示出屏蔽建筑物1和圆筒形的金属安全壳32，示出了本发明可以适用的一个加压水核反应堆的一些主要部件。装在反应堆容器3内的反应堆堆芯2连续地加热在一回路中循环的水，一回路构成反应堆冷却系统的一部分。在反应堆堆芯2中被加热的水是通过一回路的环路管道的热管段5供应给蒸汽发生器44。热管段5从反应堆容器3延伸到蒸汽发生器4，在蒸汽发生器中热量是由在二回路中循环的水带走(二回路未示出)。在蒸汽发生器4中热交换后，一回路水是通过一回路的环路管道的冷管段6从蒸汽发生器中出来，并且被重新引进反应堆容器3。通过管道8与热管段5相连通的稳压器7维持一次冷却剂回路中的所要求的压力。