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发展无严重事故风险核电站的曙光

2013-12-16 11:57来源:核科学与工程-肖宏才关键词:核电安全核反应堆核电站收藏点赞

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六. AAP完全非能动安全壳冷却系统

本系统由两部分组成(见图4)。

第一部分为储水凝结装置,它由常压水箱58、板式凝汽器59及排水管60组成。板式凝气器上端汽侧为自由开口,直通安全壳内的空间。板式凝汽器浸于常压水箱内。在事故条件下当安全壳内充满蒸汽时,蒸汽从板式凝汽器上方的开口自由进入,凝结成水后经过排水管60返回常压大容积水池14。如在常压水箱58内盛装二千吨左右存水,即足以吸纳反应堆一回路内全部存水的显热,或凝结主蒸汽管7在安全壳内断裂时泄漏出的二回路蒸汽。

第二部分为空冷凝汽装置,它由空冷凝汽器64、输汽管63与回水管65组成。空冷凝汽器布置于两个安全壳之间的空间内,位于钢制安全壳的顶部高度。冷却空气由空冷凝汽器的下端进入,吸收蒸汽凝结热后向上自然浮升,最终通过安全壳17的顶部排气口进入大气。输汽管63与回水管65的一端均为自由开口,不设任何阀门。当钢制安全壳内无论出于什么原因出现蒸汽时,都随时会在空冷凝汽器内凝结,其凝结水经回水管65靠水的自重返回一回路的常压大容积水池14。

56.整流板 57.空气入口 58.常压水箱 59.板式凝汽器 60.排水管 61.空气出口 62.蒸汽入口 63.输汽管 64.板式空冷凝汽器 65.回水管

图4. AAP完全非能动的安全壳冷却系统原理图

由于安全壳内各水源的总热容可以吸纳停堆后24小时之内累积的堆芯余热与一回路水的全部显热,因而依靠钢制安全壳18接近一万平方米的外表面积及空冷凝汽器64的传热面积,通过空气自然对流将蒸汽凝结热直接传入大气,只要其总传热量能力达到核反应堆额定功率的千分之五左右,此系统在任何事故发生后即可以自然地为反应堆系统提供无期限的安全冷却能力。

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