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堆芯余热冷却系统的启动使用频率极低,但需要它启动时,它却必须能够可靠地立即启动投入有效运行,不能容许有任何失误或延迟,因而平时如何监督确证该系统各个设备都处于随时可投入运行的良好工作状态,一向是一大难题。为解决这一难题,在本文实施方案中从主循环泵4的出口直接引出一小股流量,经脐带管22进入止回阀21,然后由热水管11引出,流经全部堆芯余热冷却系统后再经冷水管20返回反应堆一回路。这条小流量分支能够发挥以下几项作用:
1.根据堆芯余热冷却系统各点的热工参数量测结果,监督并确认该系统各设备完好的可工作状态;
2.可使堆芯余热冷却系统进水的热水管11始终保持高温,避免热水管11因长时间没有流动而使其水温与周围环境温度平衡。小流量液体流经余热冷却器12时放出热量,因而使其回水的冷水管20始终保持低温。这样,每当堆芯余热冷却系统启动时,立即便有正常的自然循环运动头发挥作用,为在过度过程中堆芯1时刻不失冷创造条件;
3.把启动过程中出现的热冲击点由余热冷却器12入口管板等厚壁部件推移至其管束,这里是薄壁部件而且有一定的自由热膨胀补偿能力,减少系统启动时刻在该系统部件中所造成的热应力。
以上各项措施可改善堆芯余热冷却系统的工作性能,使其不但可用于很少出现的事故停堆,而且也可用于计划停堆,因而极大地简化了系统设备及运行管理程序。计划停堆前可有一个短时期的低功率运行阶段,因而停堆后转向余热冷却的过程更为平缓。在计划停堆过程中,停堆停泵后运行人员原则上可以即时离去,因为此后堆芯余热冷却系统的工作从启动到无限期的运行都完全是自然过程。
选择适当的常压大容积水池14的水容量,使之能吸纳停堆后约24小时之内的堆芯余热。此后堆芯余热的水平将降至堆运行功率的千分之五以下,大幅减少对池水空冷器16传热能力的要求,因而可以更经济、合理地实现堆芯余热冷却的完全非能动原则。
自然循环冷却在工程界内早已是熟知的事实,但在第一、二代的核动力反应堆传热系统中很少得到应用,主要原因在于其传热效能低,需要的传热设备庞大,因而很难经济地加以实施。为了提高完全非能动安全冷却装置的可实施性,在本文中主要采用了系统设计优化及现代高效传热设备两类措施。其中,在完全非能动堆芯余热冷却系统的常压大容积水池14中也采取了一系列重要的强化传热措施,具体包括把余热冷却器管束横卧于水池底部,在其中被加热的池水沿提升筒13浮升至水池上表面,由这里抽取的热水经送水管15进入设于安全壳17与钢制安全壳18之间的全焊接板式换热器16,空冷后经回水管19返回常压大容积水池14。通过这种优化布局,可以利用大容积水池内冷热水的自然分层现象,使全部池水都能用以有效吸纳堆芯余热;池内温度最高的水送入池水空冷器16,而温度最低的池入从下侧进入余热冷却器12,这样就使二者都得到了最大可能的传热温压;池水均匀有序的横向冲刷余热冷却器12的管束强化池水侧的放热以及热水提升筒对强化自然循环的有利作用,都可以比AP1000的布置方案明显提高堆芯余热冷却系统的效能。
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