一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法与流程
1.本发明涉及核反应堆系统设计技术领域，具体涉及一种船用核动力装置二回路能动余热排出系统及方法，尤其涉及一种基于集中海水冷却的船用核动力装置二回路能动余热排出系统。
背景技术：
2.船用核动力装置正常或事故停堆后，由于缓发中子裂变以及裂变产物、中子俘获产物衰变等原因，停堆后的相当长时间内堆芯仍会产生大量剩余释热(简称余热)。任何情况下，都要求船用核动力装置能够安全可靠地导出堆芯余热，并按一定速率降低反应堆及一回路系统温度、压力，确保堆芯时刻处于热工安全准则范围。余热排出功能对装置核安全至关重要，要求余热排出系统具备高安全可靠性。当前，船用核动力装置主要采用一回路能动余热排出系统的配置方案。一回路能动余热排出系统除了因依靠能动设备而存在故障失效和人因失效等风险，还存在因与一回路主管道形成闭式连接而增加了核动力装置发生管道破口和冷却剂丧失的概率，即增加了放射性物质释放的风险。本发明基于新型集成二回路系统技术特征，利用船用核动力装置停堆后余热导出功能与运行时二回路设备冷却功能在时间序列上不重叠的特点，提出一种基于集中海水冷却的船用核动力装置二回路能动余热排出系统。
技术实现要素：
3.本发明所要解决的技术问题是：现有船用核动力装置主要采用的一回路能动余热排出系统，因其与一回路主管道形成闭式连接而增加了核动力装置发生管道破口和冷却剂丧失的概率，即增加了放射性物质释放的风险。本发明提供了有效改善上述问题的一种船用核动力装置二回路能动余热排出系统及方法：在船用动力装置正常或事故停堆后，通过构建蒸汽发生器二次侧与集中海水冷却系统的能动余热排出系统，将堆芯余热导出至最终热阱海水中，有效实现堆芯的长期冷却。该新构建的二回路能动余热排出系统一方面集成共用已有设备(即直接利用已有的集中换热器、无需新增换热器)，有利于减少船用核动力装置的体积和重量；另一方面也进一步拓展了余热排出系统配置的多重性、多样性，达到了进一步提升船用核动力装置余热排出功能的安全可靠性。
4.本发明通过下述技术方案实现：
5.一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，包括二回路系统的一部分蒸汽管线和给水管线、海水冷却回路、集中换热器，集中换热器用于承担二回路蒸汽冷却功能；还包括蒸汽接管和凝水接管，蒸汽接管的输入端接入二回路系统的蒸汽管线、输出端接入集中换热器内管侧的输入端，所述凝水接管的输入端接入集中换热器内管侧的输出端、输出端接入二回路系统的给水管线；还包括隔离阀i、隔离阀ii、隔离阀iii、隔离阀ⅳ、隔离阀
ⅴ
、隔离阀ⅵ和冷凝水驳运泵；隔离阀i设置在通往汽轮机的蒸汽管线上、且位于蒸汽接管接入点的下游；隔离阀ii设置在由冷凝器通往蒸汽发生器的给水管线上、且位于凝水接管
接入点的上游；隔离阀iii和隔离阀ⅳ分别设置在设备冷却水回路的输入端和输出端；隔离阀
ⅴ
设置在蒸汽接管上，冷凝水驳运泵和隔离阀ⅵ均设置在凝水接管上。
6.本发明实质上是一种基于集中海水冷却系统的船用核动力装置二回路能动余热排出系统和方法，基本工作原理如下所示：
7.本发明结合集成二回路系统的总体设计特征，在集中海水冷却系统方案的基础上，仅需新构建蒸汽发生器二次侧与集中换热器之间的蒸汽冷却通道。其中，集中换热器、海水冷却回路等借助于集中海水冷却系统。蒸汽发生器二次侧能动余热排出系统的主要新增设备仅包括：蒸汽接管、冷凝水接管、驳运泵、隔离阀、止回阀。
8.在核动力装置正常运行期间，集中换热器与蒸汽发生器二次侧隔离，集中换热器承担二回路系统设备冷却功能。
9.反应堆停堆后，二回路中需要由集中换热器提供冷却才可正常运行的系统设备停止运行，不再需要被冷却。需首先关闭集中换热器和二回路系统冷却用户组成的设备冷却水回路并断开蒸汽发生器与汽轮发电机、冷凝器的连接；其次开启集中换热器与蒸汽发生器二次侧之间的冷却通道。堆芯余热首先通过反应堆冷却剂系统传递至蒸汽发生器二次侧，二次侧给水吸收热量后产生的蒸汽输送至集中换热器并在其中冷凝，冷凝水经冷凝水驳运泵返回蒸汽发生器二次侧，即形成了蒸汽发生器二次侧往返集中换热器的汽-水循环回路；集中换热器内蒸汽冷凝产生的热量通过流经壳侧的海水冷却回路导出至海洋热阱，从而达到导出堆芯余热和确保反应堆热工安全的目的。
10.进一步优选，所述凝水接管上还设有调节阀。
11.进一步优选，所述凝水接管上还设有止回阀，且止回阀位于冷凝水驳运泵的下游。
12.进一步优选，所上述二回路系统的主要设备包括蒸汽发生器、汽轮机和冷凝器；蒸汽发生器通过蒸汽管线与汽轮机连接，汽轮机低压缸末级叶片直接与冷凝器连接，冷凝器通过给水管线与蒸汽发生器连接；所述隔离阀i位于汽轮机上游，隔离阀ii位于冷凝器下游。
13.进一步优选，所述海水冷却回路还包括海洋热阱，海洋热阱的输出端和输入端分别通过管线与集中换热器壳侧的输入端和输出端连接。
14.进一步优选，所述隔离阀
ⅴ
下游的蒸汽接管与设备冷却水回路的输出端接入第一三通管件的输入端，第一三通管件的输出端接至集中换热器管侧的输入端；集中换热器管侧的输出端接入第二三通管件的输入端，设备冷却水回路的输入端和隔离阀ⅵ上游的凝水接管与第二三通管件的输出端连接。
15.一种基于集中海水冷却的二回路余热排出方法，针对的余热排出系统包括二回路系统的一部分蒸汽管线和给水管线、海水冷却回路、集中换热器；集中换热器内，管侧内来自蒸汽发生器的蒸汽与壳侧内的海水进行热量交换，从而达到冷却二回路蒸汽的目的；在反应堆正常运行期间，集中换热器与设备冷却水回路通过阀门连通，与蒸汽发生器二次侧隔离，集中换热器承担二回路系统设备冷却功能；反应堆停堆后，二回路中需要由集中换热器提供冷却才可正常运行的系统设备停止运行，不再需要被冷却，集中换热器与设备冷却水回路通过阀门断开连接。集中换热器通过二回路蒸汽管线、凝水管线和阀门构建并开启起与蒸汽发生器二次侧的连接；蒸汽发生器二次侧因吸收堆芯产热而产生的蒸汽通过蒸汽管线和蒸汽接管被输送至集中换热器的管侧并在其中被冷却，热量由流经壳侧的海水通过
海水冷却回路导出至海洋热阱，从而达到导出堆芯余热的目的；冷却后的凝水由凝水驳运泵增压后经由凝水接管和凝水管线输送回蒸汽发生器二次侧。
16.进一步优选，采用上述的一种船用核动力装置二回路能动余热排出系统实现堆芯余热导出，包括以下步骤：
17.步骤1：在核动力装置停堆后，停堆信号触发隔离阀i、隔离阀ii、隔离阀iii和隔离阀ⅳ关闭；蒸汽发生器与汽轮发电机、冷凝器断开连接；集中换热器与设备冷却水回路断开连接；步骤2：开启隔离阀
ⅴ
和隔离阀ⅵ，投运设置在凝水接管上的凝水驳运泵，构建起蒸汽发生器与集中换热器之间的回路通道；集中换热器内，管侧内的蒸汽被壳侧内的海水冷凝后，由凝水驳运泵输送回蒸汽发生器二次侧；凝水驳运泵运行后持续将集中换热器中的水输送至蒸汽发生器，以确保集中换热器管侧内汽空间的建立。
18.进一步优选还包括步骤3：通过调节设置在凝水接管上的调节阀的阀门开度，实现进入集中换热器管侧内的蒸汽流量与返回蒸汽发生器的凝水流量之间处于动态平衡。
19.本发明具有如下的优点和有益效果：
20.本发明针对一回路能动余热排出系统在安全可靠性方面的不足(即一回路能动余热排出系统运行时发生余热排出系统管道破口，从而引发放射性物质释放)，结合新型集成二回路系统技术特征，在已有的集中海水冷却系统方案的基础上，新构建一条基于蒸汽发生器二次侧与集中海水冷却系统的能动余热排出通道，一方面充分利用设备集成共用(即直接利用已有的集中换热器、无需新增换热器)，有利于减少船用核动力装置体积和重量；另一方面进一步拓展余热排出系统配置多重性、多样性，达到了进一步提升船用核动力装置余热排出功能安全可靠性的目的。具有如下优势：
21.1、本发明结合集成二回路系统总体设计特征和集中海水冷却系统方案，充分利用船用核动力装置停堆后余热导出功能与正常运行时二回路设备冷却功能在时间序列上不重叠的特点，实现可兼顾正常运行工况单相对流换热和余热排出工况两相凝结换热的集中换热器方案。因而无需新增换热器设备，利用同一台集中换热器，在核动力装置正常运行和停堆工况下分别实现设备冷却功能和余热排出功能，有利于释放船用核动力装置宝贵的舱室空间并降低装置的重量。
22.2、该余热排出系统为二回路余热排出系统，与一回路系统无连接，从而不存在余热排出系统管道破损时放射性物质释放的风险。
23.3、对于设有二次侧非能动余热排出系统的船用核动力装置，本发明还具有如下优势：
24.1)无需在主蒸汽管线、给水管线上重新引出支管，仅需在已有的二次侧非能动余热排出通道的蒸汽接管、凝水接管上分别增加三通管件，对二回路系统改动较小，因而可减少对正常运行工况下二回路主热力循环影响。
25.2)二次侧能动和非能动余热排出通道处于并联状态，两者不同时开启，相互之间无干扰。
附图说明
26.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，构成本技术的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
27.图1为船用核动力装置二回路能动余热排出系统示意图
28.附图中标记及对应的零部件名称：
29.1-隔离阀i，2-隔离阀ii，3-隔离阀iii，4-隔离阀ⅳ，5-隔离阀
ⅴ
，6-隔离阀ⅵ，7-调节阀，8-冷凝水驳运泵，9-蒸汽发生器，10-集中换热器，11-冷凝器，12-汽轮机，13-海洋热阱，14-二回路系统各冷却部套，15-设备冷却水回路，16-海水冷却回路。
具体实施方式
30.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1，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。
31.实施例1
32.本实施例提供了一种船用核动力装置二回路能动余热排出系统，如图1所示，包括二回路系统的蒸汽管线和给水管线、蒸汽接管和凝水接管、集中换热器10、设备冷却水回路15和海水冷却回路16，蒸汽接管和凝水接管分别与集中换热器管侧的进口与出口相连接，海水冷却回路的出口与入口分别与集中换热器壳侧的入口和出口相连接；集中换热器10在核动力装置正常运行期间用于承担二回路设备冷却功能，在核动力装置停堆时承担余热导出功能。
33.其中，二回路系统的主要设备包括蒸汽发生器9、汽轮机12和冷凝器11；蒸汽发生器9通过蒸汽管线与汽轮机12连接，在汽轮机12内做功后成为乏汽的蒸汽由汽轮机低压缸末级叶片进入冷凝器11，冷凝器11通过给水管线与蒸汽发生器9连接；海水冷却回路16还包括海洋热阱13，海洋热阱13的输出端和输入端分别通过管线与集中换热器10壳侧的输入端和输出端连接。
34.蒸汽接管的输入端接入二回路系统的蒸汽管线上、输出端接入集中换热器10管侧的输入端，凝水接管的输入端接入集中换热器10管侧的输出端、输出端接入二回路系统的给水管线。
35.还包括隔离阀i1、隔离阀ii2、隔离阀iii3、隔离阀ⅳ4、隔离阀
ⅴ
5、隔离阀ⅵ6、调节阀7、冷凝水驳运泵8和止回阀；隔离阀i1设置在通往汽轮机12的蒸汽管线上，且位于蒸汽接管接入点的下游、汽轮机12的上游；隔离阀ii2设置在由冷凝器11通往蒸汽发生器9的给水管线上，且位于凝水接管接入点的上游、冷凝器11的下游。隔离阀iii3和隔离阀ⅳ4分别设置在设备冷却水回路15的输入端和输出端；隔离阀
ⅴ
5设置在蒸汽接管上；按照流体流动方向，隔离阀ⅵ6、调节阀7和冷凝水驳运泵8依次设置在凝水接管上。凝水接管上还设有止回阀，且止回阀位于凝水接管接入点的下游。
36.作为优选方案，隔离阀
ⅴ
5下游的蒸汽接管与设备冷却水回路15的输出端接入第一三通管件的输入端，第一三通管件的输出端接至集中换热器管侧的输入端；集中换热器管侧的输出端接入第二三通管件的输入端，设备冷却水回路15的输入端和隔离阀ⅵ6上游的凝水接管与第二三通管件的输出端连接。
37.本发明的隔离阀i1、隔离阀ii2、隔离阀iii3、隔离阀ⅳ4、隔离阀
ⅴ
5合隔离阀ⅵ6均采用电磁隔离阀。隔离阀i1、隔离阀ii2、隔离阀iii3和隔离阀ⅳ4：反应堆正常运行时保持通电常开的状态，反应堆停堆并汽机停机后因可靠电丧失阀门自动关闭。隔离阀
ⅴ
5和隔
离阀ⅵ6：反应堆正常运行时保持通电常关的状态，反应堆停堆并汽机停机后因可靠电丧失阀门自动打开。
38.本发明集中换热器10是实现二次侧能动余热排出功能的关键设备。核动力装置正常运行工况，集中换热器10承担二回路设备冷却功能，待冷却工质为单相淡水；余热排出工况，集中换热器10承担蒸汽发生器二次侧蒸汽冷凝功能，待冷却介质为高温蒸汽。集中换热器10在承担二回路设备冷却功能和余热排出功能时，工作温度差异显著，易导致换热器产生热应力和热变形。针对这些问题，集中换热器的换热管采用的换热管，需使其一端不加刚性约束而具有自由膨胀的伸缩余地，避免当壳程与管程热变形不一致时产生热应力。
39.本发明调节阀7，根据流入集中换热器的蒸汽流量自动调节该阀门的开度，以确保流入集中换热器的蒸汽流量和流出集中换热器的凝水流量保持动态平衡，从而达到维持集中换热器水位维持稳定的目的。
40.实施例2
41.本实施例提供了一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统及方法，采用实施例1提供的船用核动力装置二回路能动余热排出系统实现，具体实现步骤如下所示：
42.步骤1：核动力装置停堆后，停堆信号触发以下阀门关闭：通往汽轮机12的蒸汽管线上的隔离阀i1、由冷凝器11通往蒸汽发生器9的给水管线上的隔离阀ii2以及设备冷却水回路15上的隔离阀iii3和隔离阀ⅳ4。
43.步骤2：集中换热器10入口蒸汽接管上的隔离阀
ⅴ
5、凝水接管上的隔离阀ⅵ6以及凝水驳运泵8接到启动指令后分别开启和运行。由于反应堆正常运行工况时，集中换热器承担二回路系统设备冷却功能，工作介质为单相淡水，因而集中换热器10的管侧充满了单相淡水。凝水驳运泵8运行后以恒定流量将集中换热器10管侧的水输送至蒸汽发生器9，以确保集中换热器10内管侧汽空间的建立。
44.步骤3：经过初步计算得知，集中换热器10的实际换热面积远高于余热排出工况时蒸汽冷凝所需的换热面积。为了防止蒸汽在集中换热器10的管侧的冷凝速率过快而导致一回路系统降温速度过快，集中换热器10的管侧需维持一定的凝水液位以减少蒸汽与换热管管束接触面积，即控制实际换热面积不至过大。然而，当执行余热排出功能时，由于堆芯余热水平随着时间而降低，集中换热器10中蒸汽冷凝负荷也随着时间的增加而下降，为确保进入集中换热器10的蒸汽冷凝流量与返回蒸汽发生器9的凝水流量之间处于动态平衡，可在凝水接管上设置一调节阀7。根据流入集中换热器10的蒸汽流量自动调节该阀门的开度，以确保流入集中换热器10的蒸汽流量和流出集中换热器10的凝水流量保持动态平衡，从而达到维持集中换热器10液位稳定的目的。
45.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。
技术特征：
1.一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，包括二回路系统的一部分蒸汽管线和给水管线、海水冷却回路、集中换热器；核动力装置正常运行时，集中换热器内的管侧用于流动淡水；和/或核动力装置停堆时，集中换热器内的管侧用于蒸汽/冷凝水；集中换热器内的壳侧流动着冷却管侧介质的海水。集中换热器在反应堆停堆后用于承担二回路蒸汽冷却功能，其特征在于，还包括蒸汽接管和凝水接管，蒸汽接管的输入端接入二回路系统的蒸汽管线、输出端接入集中换热器管侧的输入端，所述凝水接管的输入端接入集中换热器管侧的输出端、输出端接入二回路系统的给水管线；还包括隔离阀i、隔离阀ii、隔离阀iii、隔离阀ⅳ、隔离阀
ⅴ
、隔离阀ⅵ和冷凝水驳运泵；隔离阀i设置在通往汽轮机的蒸汽管线上、且位于蒸汽接管接入点的下游；隔离阀ii设置在由冷凝器通往蒸汽发生器的给水管线上、且位于凝水接管接入点的上游；隔离阀iii和隔离阀ⅳ分别设置在设备冷却水回路的输入端和输出端；隔离阀
ⅴ
设置在蒸汽接管上，冷凝水驳运泵和隔离阀ⅵ均设置在凝水接管上。2.根据权利要求1所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，其特征在于，所述凝水接管上还设有调节阀。3.根据权利要求1所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，其特征在于，所述凝水接管上还设有止回阀，且止回阀位于冷凝水驳运泵的下游。4.根据权利要求1所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，其特征在于，所述集中换热器的换热管采用u形管换热管。5.根据权利要求1所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，其特征在于，所上述二回路系统的主要设备包括蒸汽发生器、汽轮机和冷凝器；蒸汽发生器通过蒸汽管线与汽轮机连接，在汽轮机内做功后成为乏汽的蒸汽由汽轮机低压缸末级叶片进入冷凝器，冷凝器通过给水管线与蒸汽发生器连接；所述隔离阀i位于汽轮机上游，隔离阀ii位于冷凝器下游。6.根据权利要求1所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，其特征在于，所述海水冷却回路还包括海洋热阱，海洋热阱的输出端和输入端分别通过管线与集中换热器壳侧的输入端和输出端连接。7.根据权利要求1所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出系统，其特征在于，所述隔离阀
ⅴ
下游的蒸汽接管与设备冷却水回路的输出端接入第一三通管件的输入端，第一三通管件的输出端接至集中换热器管侧的输入端；集中换热器管侧的输出端接入第二三通管件的输入端，设备冷却水回路的输入端和隔离阀ⅵ上游的凝水接管与第二三通管件的输出端连接。8.一种基于集中海水冷却的二回路余热排出方法，其特征在于，针对的余热排出系统包括二回路一部分蒸汽和给水管道、集中换热器和海水冷却回路；在反应堆正常运行期间，集中换热器与设备冷却水回路通过阀门连通，与蒸汽发生器二次侧隔离；集中换热器承担二回路系统设备冷却功能，反应堆停堆后，二回路中需要由集中换热器提供冷却才可正常运行的系统设备停止运行，不再需要被冷却，集中换热器和设备冷却水回路通过阀门断开连接；集中换热器通过二回路蒸汽管线、凝水管线和阀门构建并开启起与蒸汽发生器二次侧的连接；蒸汽发生器二
次侧因吸收堆芯产热而产生的蒸汽通过蒸汽管线和蒸汽接管被输送至集中换热器并在其中被冷却，热量经海水冷却回路导出至海洋热阱，从而达到导出堆芯余热的目的；冷却后的凝水由凝水驳运泵增压后经由凝水接管和凝水管线输送回蒸汽发生器二次侧。9.根据权利要求8所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出方法，其特征在于，采用权利要求1至7任一项所述的一种船用核动力装置二回路能动余热排出系统实现，包括以下步骤：步骤1：在核动力装置停堆后，停堆信号触发隔离阀i、隔离阀ii、隔离阀iii和隔离阀ⅳ关闭；蒸汽发生器与汽轮发电机、冷凝器的连接断开；集中换热器与设备冷却水回路断开；步骤2：开启隔离阀
ⅴ
和隔离阀ⅵ，投运设置在凝水接管上的凝水驳运泵，以达到连通集中换热器与蒸汽发生器二次侧之间的汽-水循环回路和建立蒸汽发生器二次侧与集中换热器之间的余热排出通道的目的；凝水驳运泵运行后持续将集中换热器中的冷凝水输送至蒸汽发生器二次侧，以确保集中换热器管侧内汽空间的建立。10.根据权利要求9所述的一种基于集中海水冷却的二回路余热排出方法，其特征在于，还包括步骤3：通过调节设置在凝水接管上的调节阀的阀门开度，实现进入集中换热器的蒸汽流量与返回蒸汽发生器的凝水流量之间处于动态平衡。
技术总结
本发明公开了一种基于集中海水冷却的船用核动力装置二回路余热排出系统及方法，作为一个可在反应堆正常以及事故停堆工况下自动投运并有效导出堆芯余热的安全系统，具有换热效率高，对现有设备改动少以及对空间要求小等优点。基于新型集成二回路系统技术特征，新构建一条基于蒸汽发生器二次侧与集中海水冷却系统的能动余热排出通道，可进一步拓展余热排出系统配置多重性、多样性，达到了进一步提升船用核动力装置余热排出功能安全可靠性的目的。的。的。
