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原子能发电站的水喷射余热排除系统

阅读：620发布：2020-05-12

IPRDB可以提供原子能发电站的水喷射余热排除系统专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且提供一种原子能发电站的余热排除系统。该系统包括：空气管，其被配置在安全壳外部；热交换器，其位于所述空气管内部；第一排管，其将所述安全壳内的蒸气产生器所产生的蒸气传输至所述热交换器；第二排管，其将所述热交换器中被冷却及冷凝的冷凝水传输至所述蒸气产生器中。该系统利用流动至所述空气管内部的外部空气来将所述热交换器气冷。上述结构，为了热交换器的冷却不仅通过水冷方式，还通过等候中的循环空气来进行冷却，因此，可不受冷却运作时间限制进行冷却。在核电事故初期可向热交换器喷射冷却水，利用水的蒸发热或是热交换器被淹没在水槽中的状态来进行热排除，且在余热较小的事故后期（事故8小时之后）可转换成气冷方式。，下面是原子能发电站的水喷射余热排除系统专利的具体信息内容。

权利要求

1.一种原子能发电站的余热排除系统，所述余热排除系统包括：空气管，其被配置在安全壳外部，所述空气管具有第一切断阀用于选择性地开关所述空气管的一端；

热交换器，其位于所述空气管内部；

第一排管，其将所述安全壳内的蒸气产生器中产生的蒸气传输至所述热交换器；和第二排管，其将在所述热交换器中被冷却及冷凝的冷凝水传输至所述蒸气产生器中，且冷却水供应模块，其可向所述热交换器提供冷却水，其中，所述热交换器利用流动至所述空气管内部的外部空气来气冷，或所述热交换器通过向所述热交换器喷射所述冷却水来水冷，当所述第一切断阀关闭时，通过所述冷却水供应模块来供应冷却水使所述热交换器被淹没来进行水冷。

2.如权利要求1所述的余热排除系统，其中，所述冷却水供应模块，其位于比所述热交换器更高的高度，根据差压来提供所述冷却水。

3.如权利要求1所述的余热排除系统，其中，所述冷却水供应模块包括：排水管，其提供冷却水；和

排水管切断用电源驱动阀，其用于开关所述排水管；

其中，所述排水管切断用电源驱动阀为多个。

4.如权利要求1所述的余热排除系统，其中，所述空气管进一步具备第二切断阀，用于选择性地开关所述空气管的其它端，且所述第一排管和第二排管具备第一和第二开关阀单元，用于选择性地开关所述第一排管和第二排管，当所述第一和第二切断阀以及所述第一和第二开关阀单元关闭时，所述空气管与所述外部空气及所述安全壳切断。

5.如权利要求4所述的余热排除系统，其中，所述系统进一步包括：连接排管，其位于所述空气管和所述安全壳之间，且所述连接排管具备确认阀和安全阀，当所述第一和第二切断阀以及所述第一和第二开关阀单元关闭时，所述空气管内部的液体被排放至所述安全壳内部。

6.如权利要求1所述的余热排除系统，其中，所述第一和第二排管往所述蒸气产生器方向保持向下梯度。

7.如权利要求4所述的余热排除系统，其中，所述第一切断阀被构造成当冷却水通过所述冷却水供应模块被供应至所述空气管时关闭，所述第二切断阀被构造成能被打开以排放冷却水的蒸气。

说明书全文

原子能发电站的水喷射余热排除系统

技术领域

[0001] 本发明是涉及原子能发电站的水喷射余热排除系统，特别是涉及一种水喷射（Water spary）及气冷(Air cooling)混合型余热排除系统，其在核电事故初期余热大量排放期间，向热交换器喷射冷却水，或是淹没在水中来利用水的蒸发热增加热排除量，且在冷却水被枯竭或热负荷明显降低的事故后期，通过气冷将反应堆芯余热排除，从而使运作时间大幅度延长。

背景技术

[0002] 在加压轻水反应堆型核反应堆中，为了使余热(decay heat)冷却使用利用蒸气产生器的余热排除系统。现有的余热排除系统，在由于内外部原因无法供应供水泵的电源或是喷水水源被枯竭时，不能提供蒸气产生器辅助给水。在类似福岛核电事故的大型灾难事的情况下，由于很难靠近现场，因此，较难另外提供核电冷却系统的电源，并较难将冷却水重新供应给装有热交换器的水槽中。在这种情况下，不能进行连续几天的长期性的反应堆芯余热排除。

[0003] 即，现有的加压轻水反应堆从动辅助供水系统，在装有热交换器的水槽中需要有水才能进行冷却。因此，具有根据电源供应持续时间和冷却槽的冷却水量，运作时间被限制的缺点。在原子能发电站因内外部原因发生较严重的事故时，由于道路损坏或放射污染，电源或冷却水的重新供应等十分困难，所以反应堆芯余热排除冷却被中断，核反应堆可能会处于严重的危险中。

[0004] 因此，迫切需要一种解决此类问题的研究方法。

发明内容

[0005] 技术课题

[0006] 因此，本发明的目的在于提供一种原子能发电站的余热排除系统，该系统为了进行热交换器的冷却，不仅通过水冷方式，还通过等候中的循环空气来进行冷却，因此，可不受冷却运作时间的限制来进行冷却。

[0007] 本发明的另一个目的在于提供一种原子能发电站的余热排除系统，该系统在核电事故初期可向热交换器喷射冷却水，利用水的蒸发热或是热交换器被淹没在水槽中的状态来进行热排除，且在余热较小的事故后期（事故8小时之后）可转换成气冷方式。

[0008] 本发明的另一个目的在于提供一种原子能发电站的余热排除系统，由于该系统没有交流电源也可进行运作，并利用空气使热交换器冷却，因此，不重新灌入冷却水也可根据需要不受时间限制来长期冷却。

[0009] 本发明的另一个目的在于提供一种原子能发电站的余热排除系统，该系统可自由地进行气冷-水槽冷却之间的转换，在热转换器管被破损造成放射性物质被渗漏的事故状况时，空气管两端的切断阀可全部关闭来切断反射性物质的外部渗漏，并通过将空气管内部的放射性物质排放至安全壳中的方法来提高安全性。

[0010] 技术方案

[0011] 根据本发明的原子能发电站的余热排除系统，所述余热排除系统包括：空气管，其被配置在安全壳外部；热交换器，其位于所述空气管内部；第一排管，其将所述安全壳内的蒸气产生器中产生的蒸气传输至所述热交换器；和第二排管，其将在所述热交换器中被冷却及冷凝的冷凝水传输至所述蒸气产生器中。该系统利用流动至所述空气管内部的外部空气来将所述热交换器气冷。

[0012] 所述系统进一步包括冷却水供应模块，其可向所述热交换器提供冷却水，并向所述热交换器喷射所述冷却水来将所述热交换器水冷。

[0013] 所述空气管具备第一切断阀，用于选择性地开关所述空气管的一端，当所述第一切断阀关闭时，通过所述冷却水供应模块来供应冷却水使所述热交换器被淹没来进行水冷。优选是，所述冷却水供应模块位于比所述热交换器更高的高度，根据差压来提供所述冷却水。

[0014] 所述冷却水供应模块包括排水管，其提供冷却水；和排水管切断用电源驱动阀，其用于开关所述排水管。优选是，所述排水管切断用电源驱动阀为多个。

[0015] 所述空气管具备第一和第二切断阀，用于选择性地开关所述空气管的两端，且所述第一排管和第二排管具备第一和第二开关阀单元，用于选择性地开关所述第一排管和第二排管，当所述第一和第二切断阀以及所述第一和第二开关阀单元关闭时，所述空气管与所述外部空气及所述安全壳切断。

[0016] 所述系统进一步包括连接排管，其位于所述空气管和所述安全壳之间，且所述连接排管具备确认阀和安全阀。

[0017] 优选是，所述第一和第二排管往所述蒸气产生器方向保持向下梯度。

[0018] 上述结构，为了热交换器的冷却不仅通过水冷方式，还通过等候中的循环空气来进行冷却，因此，具有可不受冷却运作时间限制来进行冷却的效果。在核电事故初期可向热交换器喷射冷却水，利用水的蒸发热或是热交换器被淹没在水槽中的状态来进行热排除，且在余热较小的事故后期（事故8小时之后）可转换成气冷方式。

[0019] 此外，该系统没有交流电源也可运作。由于利用空气来冷却热交换器，因此，不但具有不进行冷却水的再补充也可根据需要不受时间限制来长期冷却的效果，同时可进行气冷-水槽冷却之间的自由转换，当热转换器管破损造成放射性物质渗漏的事故状况时，空气管两端的切断阀可全部关闭来切断反射性物质的外部渗漏，并通过将空气管和安全壳之间的连接排管将空气管内部的放射性物质排放至安全壳来提高安全性。

[0020] 技术效果

[0021] 根据本发明，为了热交换器的冷却不仅通过水冷方式，还通过等候中的循环空气来进行冷却，因此，具有可不受冷却运作时间限制来进行冷却的效果。

[0022] 此外，在核电事故初期可向热交换器喷射冷却水，利用水的蒸发热或是热交换器被淹没在水槽中的状态来进行热排除，且在余热较小的事故后期（事故8小时之后）可转换成气冷方式。

[0023] 此外，没有交流电源也可运作，由于利用空气使热交换器冷却，因此，具有不进行冷却水的再补充也可根据需要不受时间限制来长期冷却的效果。

[0024] 此外，可进行气冷-水槽冷却之间的自由转换，当热转换器管破损造成放射性物质渗漏的事故状况时，空气管两端的切断阀可全部关闭来切断反射性物质的外部渗漏，并通过将空气管和安全壳之间的连接排管将空气管内部的放射性物质排放至安全壳来提高安全性。

附图说明

[0025] 图1是示出根据本发明的余热排除系统的原理图。

[0026] 图2是示出根据本发明的一个实施例的原理图。

[0027] 图3是示出根据多个实施例的运作状态的余热的图表。

[0028] 图4是示出根据本发明的另一个实施例的原理图。

[0029] 图5是示出根据本发明的又另一个实施例的原理图。

具体实施方式

[0030] 以下，参照根据本发明的实施例的附图进行详细地说明。但本发明并不因实施例被局限或限制，各附图中标示的相同的符号表示相同的部件。

[0031] 图1是示出根据本发明的余热排除系统的原理图。如图所示，余热排除系统100包括空气管110、热交换器120、第一排管130、第二排管140。

[0032] 原子能发电系统10通过安全壳11内的蒸气产生器12等装置进行热循环来实现发电。在这种情况下，实现热循环的一轴的热交换器120位于空气管110内，且空气管110位于安全壳11的外部。

[0033] 蒸气发生器12和热交换器120通过第一排管130及第二排管140被连接，且制冷剂循环形成热循环。第一排管130及第二排管140具备用于调整制冷剂流动的第一和第二开关阀单元135、145。当原子能发电出现问题时，可利用所述开关阀单元135、145来切断排管130、140，从而可防止安全壳11内外部之间的制冷剂的流出/流入，其将在后述中被说明。

[0034] 在这种情况下，优选是，类似制冷剂气体的流体从蒸气发生器12向热交换器120移动时的第一排管被配置为往热交换器120方向向上梯度，从而来实现自然流动。此外，流体从热交换器120向蒸气发生器12移动时的第二排管被配置为往蒸气发生器12方向向下梯度，即，第一排管和第二排管互相平行地被配置，并使热交换器120侧处于更高的位置，从而可自然流动。

[0035] 空气管110作为管状，以文丘里管（Venturi tube）形态被配置，且位于热交换器120所在的部分中，由此内部流动面积被缩小且空气流动时空气的速度可增加。空气管两侧具备第一和第二切断阀118、116。该切断阀118、116起到允许空气管110内的流动的作用，其可关闭空气管110的一侧，并通过冷却水220将热交换器120淹没来进行水冷。且第一和第二切断阀118、116各自安装有驱动马达117、115来使切断阀运作。

[0036] 冷却水供应模块200包括冷却水槽210和其内部装有的冷却水220。冷却水通过排水管230与冷却水槽210连接，从而可将冷却水220喷射至热交换器120。其是用于通过冷却水220对热交换器120造成冷却效果。在这种情况下，可通过喷射的冷却水220和流动至空气管110内部的外部空气来实现双重冷却效果。此外，也可通过排水管230提供的冷却水220将空气管110内部装满来执行水冷方式的冷却。

[0037] 为控制冷却水220的流动，排水管230上配备有排水管切断用电源驱动阀235。在这种情况下，电源驱动阀中供应电力的电源可配置成直流DC专用电池，优选是由多个构成，在出现故障时运作备用电源来保障安全性。此外，优选是，排水管切断用电源驱动阀235也由多个构成来应对故障的发生。此外，配备将空气管110和安全壳11内部连通的连接排管155，其用于将空气管110内部的高压流体排放至安全壳11内部。连接管155配备有阀，其可以是确认阀，并可以是配备多个。此外，连接排管155可配备有安全阀150。

[0038] 以下，对本发明的系统的运作进行说明。

[0039] 如图1所示出的，可打开空气管110的两端来使外部空气流动，从而使热交换器120气冷。此外，可选择地，利用冷却水供应模块220，将冷却水220向热交换器120喷射来并列执行水冷方式的冷却。

[0040] 此外，如图2所示，将位于空气管110下端的第一切断阀118关闭，并利用冷却水供应模块200来向空气管110内部提供冷却水220。热交换器120经冷却水220被淹没，并通过水冷方式被冷却。在这种情况下，可打开第二切断阀116排放冷却水220蒸气。

[0041] 以下参照图3对各自的冷却方式的实用性来进行说明。图3示出热排除容量较大时的喷射冷却后转换成热排除容量相对较小时的气冷方式的余热。示出以大约8小时基准，可考虑冷却的目的、紧迫性、效率等来选择性地使用适当的方法进行冷却。此外，也可选择性地使用将热排除容量较大的热交换器淹没在冷却水中的冷却方法。在事故初期向热交换器喷射冷却水，利用水的蒸发热或是热交换器被淹没在水槽中的状态来进行热排除，且在余热较小的事故后期（事故8小时之后）可转换成气冷方式来用于热转换器，从而排除冷却时间的局限性。

[0042] 本系统是水喷射及气冷混合型余热排除系统，其在核电事故初期余热大量排放期间，向热交换器喷射冷却水，或是淹没在水中来利用水的蒸发热增加热排除量，且在冷却水被枯竭或热负荷明显降低的事故后期，通过气冷将反应堆芯余热排除，从而使运作时间大幅度延长。使用本系统时，不需要进行热交换器的冷却水再补充也可延长余热排除时间，可作为应付大型自然灾害的安全系统或是应付基站中断SBO(Station Black Out)的安全系统。

[0043] 图4是示出根据本发明的另一个实施例的原理图。

[0044] 在本发明的实施例中，利用第一排管130和第二排管140上配备的第一和第二开关阀单元135、136来切断第一排管130和第二排管140内的流动。在此实施例中示出，当热交换器120等中发生非正常的问题时，为切断排管内制冷剂的流动，将制冷剂流动切断的例子。

[0045] 图5是示出根据本发明的又另一个实施例的原理图。

[0046] 当热交换器120被破损时，利用空气管110两侧所配备的第一和第二切断阀118、116将空气管110关闭，并利用如图4所示的第一排管130和第二排管140上配备的第一和第二开关阀单元135、145来切断第一排管130和第二排管140来防止放射性物质的外部渗漏。此外，打开连接排管155，来使空气管110内部的高压放射性物质流动至安全壳11内部。在这种情况下，压力的临界值可更准确地被确定从而可更具安全性。即，连接排管155上配备的确认阀可防止放射性物质从安全壳11逆流至热交换器120，并安装有安全阀150，其在低于安全壳11预设压力的压力下被打开，当空气管110两端的第一和第二切断阀118、
116关闭且空气管110的压力升高时，空气管110内部被加压的放射性物质被重新排放至安全壳11内部来防止放射性物质的外部渗漏。

[0047] 此外，当喷射用的冷却水完全枯竭后，将空气管上下部的第一和第二切断阀完全打开，通过从空气管下部往上部自然循环的空气，热交换器的热被排除。在这种情况下，由于不需要冷却水，热交换器排放的热也可被排除，因此，不需要再补充冷却水也可继续进行热排除。

[0048] 附图标记说明

[0049] 10:原子能发电系统

[0050] 100:余热排除系统

[0051] 110:空气管

[0052] 120:热交换器

[0053] 130:第一排管

[0054] 140:第二排管

[0055] 135、145:开关阀单元

[0056] 200:冷却水供应模块

[0057] 210:冷却水槽

[0058] 220:冷却水

标题	发布/更新时间	阅读量
原子治疗指标-专利编号CN108027982A	2020-05-11	1025
嵌入原子势计算优化方法-专利编号CN106529187A	2020-05-11	316
原子核能级寿命的测量装置-专利编号CN103424761A	2020-05-11	450
嵌入原子势计算优化方法-专利编号CN106529187B	2020-05-12	159
原子核能级寿命的测量装置-专利编号CN103424761B	2020-05-12	824
一种被动型CPT原子钟物理系统装置-专利编号CN102778839A	2020-05-13	113
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原子能发电站的水喷射余热排除系统-专利编号CN103247356B	2020-05-12	619
原子能发电站的水喷射余热排除系统-专利编号CN103247356A	2020-05-13	688

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