基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统
阅读说明：本技术 基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统 (Lead-based fast reactor passive residual heat removal system based on containment and reactor vessel ) 是由 蔡容 彭诗念 余红星 严明宇 黄代顺 邓坚 郭超 方红宇 冉旭 鲜麟 李峰 杨 于 2021-06-23 设计创作，主要内容包括：本发明公开了基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统,涉及核反应堆技术领域,其技术方案要点是：堆坑的腔室内设有隔离围板,隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室,隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室,隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置,内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；安全壳内壁设有至少一个收集器,收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。本发明提供的余热排出系统采用非能动技术,在反应堆的正常排热途径失效时,不依赖外部动力电源导出堆芯余热,从而确保反应堆的安全。(The invention discloses a lead-based fast reactor passive residual heat removal system based on a containment and a reactor vessel, which relates to the technical field of nuclear reactors and adopts the technical scheme that: an isolation coaming is arranged in the cavity of the reactor pit, an outer cavity is formed between the isolation coaming and the inner wall of the reactor pit, an inner cavity is formed between the isolation coaming and the outer wall of the reactor vessel, and a communicating hole for communicating the outer cavity and the inner cavity is arranged in the isolation coaming in a penetrating way; the output port of the cooling water tank is communicated with the input port of the outer chamber through a pipeline provided with an isolation valve, and the output port of the inner chamber is communicated with the inner space of the containment vessel; the inner wall of the containment is provided with at least one collector, and the output port of the collector is communicated with the input port of the cooling water tank through a pipeline. The waste heat discharge system provided by the invention adopts a passive technology, and does not rely on an external power supply to lead out the waste heat of the reactor core when the normal heat discharge path of the reactor fails, thereby ensuring the safety of the reactor.)
技术领域
本发明涉及核反应堆
技术领域
，更具体地说，它涉及基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统。背景技术
铅基快堆是一种极具发展潜力的第四代核能系统，采用铅基材料(铅或铅铋合金)作为冷却剂，具有良好的中子物理特性、热工水力特性、化学安全特性和系统安全特性，在核燃料增殖和核废料嬗变方面具有独特优势，是目前国际核能领域研究的热点。余热排出系统作为反应堆的专设安全系统之一，主要功能是在反应堆事故工况下排出堆芯余热，从而确保堆芯安全。非能动余热排出系统使反应堆的系统简化，提高了系统运行的可靠性，降低了堆芯熔化概率，提高了反应堆的安全性和经济性。非能动余热排出系统的设计研究是铅基快堆研究的重要发展方向之一。目前铅基快堆的非能动余热排出系统尚处于概念设计阶段，国际上发展铅基快堆技术的国家均对铅基快堆的非能动余热排出系统进行了设计研究。
美国SSTAR反应堆的余热排出系统为反应堆容器辅助冷却系统(RVACS)，利用容器外壁面与空气自然循环换热带走热量。欧洲铅基快堆ELSY-600反应堆设计了三套非能动余热排出系统：水余热排出系统、独立冷凝器余热排出系统以及反应堆容器空气冷却系统。独立冷凝器余热排出系统包含蒸汽发生器二次侧、冷凝器、水箱等，通过蒸汽发生器换热带走堆芯余热，然后利用冷凝器将热量导入水箱。水余热排出系统包括水箱、隔离阀、浸泡式换热器以及与烟囱，利用浸泡式换热器将热量导出，水蒸气由烟囱流入大气环境。反应堆容器空气冷却系统不同于美国SSTAR反应堆容器辅助冷却系统，该系统采用管道冷却设计方案，系统进口与空气收集器相连，出口与烟囱相连，从而形成自然循环，而SSTAR反应堆直接利用坑道。
俄罗斯开发的小型模块式铅冷快堆SVBR-100的非能动余热排出系统仅由兼作保护容器的钢罐组成，罐中充满水。热量由反应堆容器壁导出，该非能动余热排出系统能够保证在各种情况下将反应堆容器中的热量导出。俄罗斯示范性验证反应堆BREST-OD-300堆芯的衰变热排出系统采用非能动设计，一回路的热量通过自然循环在空冷器中把热量传递给冷空气，被加热的空气直接排入大气中。
综合而言，基于蒸汽发生器和独立热交换器的非能动余热排出系统功率较大，但是需要配置的设备较多，设备尺寸不小，而反应堆容器内铅池空间有限，设备的安装、固定、维修均较为困难。在基于反应堆容器的非能动余热排出系统设计中，美国和欧盟等选择空气冷却反应堆容器的设计，该类型设计导致反应堆在正常工况存在一定热损失，最大的问题为该类型非能动余热排出系统的排热功率较小；俄罗斯选择水冷却反应堆容器的设计，通过辐射换热和容器壁面的自然对流将堆芯余热带走，但是目前该类型设计是将反应堆容器浸泡在水箱内，这种设计导致反应堆正常工况存在一定热损失，反应堆容器外未形成自然循环流动，整个余热排出系统的排热功率偏小，此外该余热排出系统运行一段时间后水箱内水会全部蒸发，导致其排热功率陡降。
发明内容
为解决现有技术中的不足，本发明的目的是提供基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，在事故工况以自然循环形式运行，将堆芯余热导到最终热阱大气，该系统具有排热能力强、系统相关设备简单、安装维修简易等优点。
本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的：基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，包括安全壳、冷却水箱、反应堆容器，反应堆容器底部设有供反应堆容器安装的堆坑，所述堆坑的腔室内设有隔离围板，隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室，隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室，隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；
冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置，内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；
安全壳内壁设有至少一个收集器，收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。
进一步的，所述反应堆容器正常运行时，隔离阀处于关闭状态；反应堆容器处于事故工况时，隔离阀处于打开状态。
进一步的，所述隔离阀响应于UPS异常信号后启动打开，当检测到反应堆容器处于供电异常时触发UPS异常信号。
进一步的，所述外腔室的输入端口、内腔室的输出端口均位于堆坑的腔室顶部，连通孔位于隔离围板的底部。
进一步的，所述隔离围板呈与反应堆容器同轴设置的筒状结构，连通孔为圆形孔、多边形孔、梅花孔、五角形孔中的任意一种。
进一步的，所述冷却水箱的输出端口高度大于外腔室的输入端口高度。
进一步的，所述外腔室的输入端口高度、内腔室的输出端口高度均大于铅池液面高度。
进一步的，所述收集器的输出端口高度大于冷却水箱的输入端口高度。
进一步的，所述收集器呈环状结构，且收集器的外壁与安全壳的内壁贴合。
进一步的，所述冷却水箱、隔离阀均置于安全壳内。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提供的余热排出系统采用非能动技术，在反应堆的正常排热途径失效时，不依赖外部动力电源导出堆芯余热，从而确保反应堆的安全。
2、本发明提供的余热排出系统采用闭式循环设计，选择大气环境作为最终热阱，因此该余热排出系统能够长期运行，持续导出堆芯余热。
3、本发明提供的余热排出系统充分利用安全壳和反应堆容器，需要的配套设备和相应辅助系统较少,而且设备简单，安装维修简易。
4、本发明提供的余热排出系统未增加反应堆容器和安全壳的贯穿件，即不会破坏反应堆第二道和第三道安全屏障，从而不会增加放射性物质对外释放的风险。
5、本发明提供的余热排出系统在反应堆正常运行工况，水箱隔离阀处于关闭状态，堆坑腔室充满不流动的空气，该余热排出系统造成的热损失很少。
6、本发明提供的余热排出系统通过设置隔热围板将堆坑腔室划分为两部分，该设计建立了自然循环流道，使堆坑内能够形成宏观的自然循环流动，从而使该余热排出系统具有较强排热能力。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1是本发明实施例中的工作原理示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
101、安全壳；102、堆坑；103、冷却水箱；104、隔离阀；105、收集器；106、反应堆容器；107、隔离围板；108、连通孔；109、外腔室；110、内腔室。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
需说明的是，当部件被称为“固定于”或“设置于”另一个部件，它可以直接在另一个部件上或者间接在该另一个部件上。当一个部件被称为是“连接于”另一个部件，它可以是直接或者间接连接至该另一个部件上。
需要理解的是，术语“长度”、“宽度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。
实施例：基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，如图1所示，包括安全壳101、冷却水箱103、反应堆容器106，反应堆容器106底部设有供反应堆容器106安装的堆坑102。堆坑102的腔室内设有隔离围板107，隔离围板107与堆坑102内壁之间形成外腔室109，隔离围板107与反应堆容器106外壁之间形成内腔室110，隔离围板107穿设有将外腔室109、内腔室110连通的连通孔108。冷却水箱103的输出端口与外腔室109的输入端口之间通过配置有隔离阀104的管道连通设置，内腔室110的输出端口与安全壳101的内部空间连通；安全壳101内壁设有收集器105，收集器105的输出端口与冷却水箱103的输入端口之间通过管道连通。
需要说明的是，本实施例中所记载的仪器设备、管道、线路均置于置于安全壳101内。该余热排出系统未增加反应堆容器106和安全壳101的贯穿件，即不会破坏反应堆第二道和第三道安全屏障，从而不会增加放射性物质对外释放的风险。
反应堆容器106正常运行时，隔离阀104处于关闭状态；反应堆容器106处于事故工况时，隔离阀104处于打开状态。其中，隔离阀104响应于UPS异常信号后启动打开，当检测到反应堆容器106处于供电异常时触发UPS异常信号。
在本实施例中，外腔室109的输入端口、内腔室110的输出端口均位于堆坑102的腔室顶部，连通孔108位于隔离围板107的底部。
在本实施例中，隔离围板107呈与反应堆容器106同轴设置的筒状结构，连通孔108为圆形孔、多边形孔、梅花孔、五角形孔中的任意一种。在本实施例中，连通孔108采用圆形孔。
冷却水箱103的输出端口高度大于外腔室109的输入端口高度，能够确保冷却水箱103中的水能够流入堆坑102腔室。此外，外腔室109的输入端口高度、内腔室110的输出端口高度均大于铅池液面高度，有效保证了反应堆容器106的换热正常运行。另外，收集器105的输出端口高度大于冷却水箱103的输入端口高度，确保水能够流入冷却水箱103。
在本实施例中，收集器105呈环状结构，且收集器105的外壁与安全壳101的内壁贴合。
工作过程：在反应堆正常工况下，冷却水箱103对应的隔离阀104处于关闭状态，堆坑102内腔充满不流动的空气。在反应堆事故工况下，特别是全厂断电工况(可靠电源丧失)，冷却水箱103对应的隔离阀104自动开启，在重力作用下冷却水箱103内的水流入堆坑102的外腔室109，然后经连通孔108进入内腔室110，位于内腔室110的水与反应堆容器106外壁接触，水在反应堆容器106壁对流换热和辐射换热作用下被加热变成水蒸气，受密度差的驱动作用水蒸气向上流动，从堆坑102的腔室流出，从而流入安全壳101的大空间，在安全壳101的大空间内，水蒸气继续向上流动，水蒸气在安全壳101穹顶和安全壳101壁冷凝，冷凝水受重力的作用沿安全壳101壁面向下流动至环形的收集器105，然后流入冷却水箱103，从而形成自然循环。依靠该自然循环流动将堆芯余热导到安全壳101，该自然循环的最终热阱为大气。由于该余热排出系统为一个闭式自然循环系统，可以长期运行，持续将堆芯余热导出。
本发明提供的系统采用非能动技术实现堆芯余热排出，系统具有排热能力强、系统配置简单、可靠性高、可长期运行、不增加放射性物质对外释放的风险等优点。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
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