非能动余热排除系统工作机理
AP1000非能动核电站技术简介
AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
非能动余热排出系统[发明专利]
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专利名称：非能动余热排出系统
专利类型：发明专利
发明人：戴春辉,柯汉兵,宋苹,徐广展,劳星胜,黄崇海,郭晓杰,李少丹,廖梦然,宋飞飞
申请号：CN202111451310.1
申请日：20211130
公开号：CN114420322A
公开日：
20220429
专利内容由知识产权出版社提供
摘要：本发明涉及核动力技术领域，提供一种非能动余热排出系统，包括：反应堆子系统，反应堆子系统内设置有滑道，滑道延伸至冷却子系统内；冷却子系统，冷却子系统设有多个通海口，其中，位于冷却子系统的底部的通海口设有阀门，冷却子系统与反应堆子系统连接且分隔，冷却子系统内设置有液态金属；停堆棒，停堆棒设置在滑道内；启动子系统，启动子系统的部分设置在滑道内，并与停堆棒和阀门连接。
本发明提供的非能动余热排出系统，在发生事故时，利用液态金属热胀冷缩的原理推动启动子系统运动，在实现停堆的同时将阀门打开，从而为冷却子系统和反应堆子系统进行降温，提升了非能动余热排出系统的可靠性，保证了反应堆的安全。
申请人：中国船舶重工集团公司第七一九研究所
地址：430205 湖北省武汉市江夏区藏龙岛开发区杨桥湖大道19号中船重工七一九所
国籍：CN
代理机构：北京路浩知识产权代理有限公司
代理人：周志斌
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非能动余热排出系统的应用价值
非能动余热排出系统的应用价值1. 介绍非能动余热指的是产生在工业过程中的废热，它是生产过程中未被充分利用的热能。
传统上，工业生产中的余热被简单地排放到大气中，造成了巨大的能源浪费和环境污染。
然而，随着能源资源的日益紧缺和环境保护意识的增强，对于非能动余热的回收利用变得越来越重要。
2. 非能动余热排出系统的定义及组成非能动余热排出系统指的是一种将工业生产过程中产生的非能动余热进行有效回收和利用的系统。
它通常由以下几个组成部分构成： - 余热回收装置：用于收集和传输非能动余热的装置，例如余热回收器、余热管道等。
- 热能转换装置：用于将收集到的非能动余热转化为可用的能源形式，例如余热锅炉、发电机组等。
-能量传输装置：用于将转换后的能量输送到需要的地方，例如热水管道、电力线路等。
- 监测和控制装置：用于实时监测和控制非能动余热排出系统的运行情况，例如传感器、控制器等。
3. 非能动余热排出系统的应用价值3.1 资源节约非能动余热排出系统的应用可以大大节约能源资源的消耗。
传统上，大量的非能动余热被直接排放到大气中，造成了能源的巨大浪费。
而通过利用非能动余热排出系统，可以将这些废热转化为有用的能源形式，减少对传统能源的需求，实现资源的有效利用。
3.2 环境保护非能动余热排放到大气中会造成环境污染和温室气体的排放。
而应用非能动余热排出系统可以将这些废热进行有效的回收和利用，减少对大气的污染，降低温室气体的排放量，对环境保护起到积极的作用。
3.3 经济效益非能动余热排出系统的应用也可以带来可观的经济效益。
通过回收和利用非能动余热，可以减少对传统能源的需求，降低能源成本。
同时，转化和利用非能动余热也可以产生一定的经济收益，例如通过余热发电可以实现能源的自给自足，减少能源采购成本。
4. 非能动余热排出系统的应用案例4.1 余热发电系统通过余热发电系统将非能动余热转化为电能。
该系统中，余热被用作发电机组的热源，通过蒸汽或热水驱动发电机发电。
舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性
舰船核动力装置非能动余热排出系统运行特性船舶中的核动力装置是一种高技术附加值的动力系统，具有多种优异的性能，如能量密度高、输出功率大、可长期无人值守等特点。
但该装置运行过程中，会产生大量余热能，需要通过非能动余热排出系统进行排放，保证船舶的安全运行。
首先，舰船核动力装置非能动余热排出系统包括热交换器和排气管道。
热交换器一般采用壳-管式结构，将排出的余热通过一系列换热管道与流经管壳中的循环水交换热量，并通过泵站将循环水输送至水冷却塔中进行冷却，以保证连续的换热过程。
而排气管道则将冷却后的水蒸气从烟囱排放至外界。
其次，该系统的运行特性比较稳定。
由于核动力装置这一高新技术的特殊性，造成其所产生的余热相对较高。
然而，系统中的热交换器采用了先进的技术，可以使得余热的回收率达到较高水平。
在排放过程中，水蒸气经过冷却和凝固，会释放出大量的热能，进一步降低了排放温度，确保了系统的连续稳定的运行。
再次，该系统具有较高的安全性。
核动力装置是一种高度安全的电源装置，它能够在遇到严重事故时自动切断电源，防止核泄漏等危险情况的发生。
而非能动余热排出系统也同样具有较高的安全性保障，能够使得余热及时排出，避免过高温度对装置运行的影响，从而保证了整个系统的稳定性和安全性。
综上所述，舰船核动力装置非能动余热排出系统在舰艇动力系统中发挥着重要作用，具有许多优点。
但同时，也需要注意到其所产生的余热可能会对环境以及人类造成一定程度的影响，因此，在运行过程中合理设置系统设备，科学安排排放方案，合理利用余热能，还须要严格控制排放标准，做好环境保护工作。
数据是研究和分析事物的关键，对于舰船核动力装置的非能动余热排出系统也不例外。
以下将列出相关数据进行分析。
首先，核动力装置产生的余热温度通常在300℃~400℃之间。
这个温度相当高，如果不通过排热设备进行排放的话，可能会对船体、设备和机器操作员造成严重的危害。
而系统的热交换器可将余热回收的效率达到70%~80%，实现了部分循环再利用，大大提高了能源利用率。
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究李晓伟;吴莘馨;张丽;何树延【摘要】The passive residual heat removal system plays an important role for the inherent safety of high temperature gas-cooled reactor (HTGR). The thermal hydraulic calculation method for the residual heat removal system of HTGR was introduced. The operating temperatures of the residual heat removal system at different residual heat powers and different environmental temperatures were calculated. The containment concrete temperature was numerically simulated. The results show that the highest concrete temperature is acceptable.%非能动的余热排出系统是高温气冷堆固有安全性的重要体现之一.本文介绍了模块式高温气冷堆余热排出系统热工水力计算方法,并给出了不同工况、不同环境温度下余热排出系统的运行参数,为余热排出系统的设计和运行提供了参考.对事故工况下舱室混凝土温度分布进行了数值分析,结果表明混凝土最高温度低于安全限值.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2011(045)007【总页数】6页(P790-795)【关键词】高温气冷堆;余热排出;数值计算;温度场【作者】李晓伟;吴莘馨;张丽;何树延【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL334模块式高温气冷堆是一种很有发展前景的先进核反应堆，具有固有安全性、系统简化、发电效率高、连续装卸燃料和模块化建造等特点［1］。
模块式高温气冷堆非能动余热排出系统分析与研究
ｃ ｅ ｅ ｔ ｍ ｐｅ ａ ｕ ｅ ｉ ｃ ｅ ｔ ｂｌ． ｒ ｔ ｅ ｒ ｔ ｒ ｓａ ｃ ｐ ａ ｅ
堆 余 热 排 出 系 统 热 工 水 力 计 算 方 法 ， 给 出 了不 同 工 况 、 同 环 境 温 度 下 余 热 排 出 系 统 的运 行 参 数 ， 并 不 为 余 热 排 出 系 统 的 设 计 和 运 行 提 供 了参 考 。对 事 故 工 况 下 舱 室 混 凝 土 温 度 分 布 进 行 了 数 值 分 析 ， 果 表 结 明混 凝 土 最 高 温 度 低 于 安 全 限值 。 关键词 ： 温气冷堆 ； 热排 出； 高 余 数值 计 算 ； 度 场 温
时最 大需 将 １ ２ ＭＷ 的 热 量 载 出舱 室 。余 热 ．
排 出 系统 主要 由水 冷 壁 、 水 联 箱 、 水 管 、 热 热 膨 胀 水箱 、 冷器 、 空 冷水 管 、 冷水 联箱 、 冷塔 等组 空 成 （ １ 。其 中水 冷壁 吸 收 由压 力 壳 及 舱 室通 图 ） 过 辐 射 和 自然 对 流 传 递 的热 量 ， 后 传 给 水 冷 然 壁 内 的冷却 水 ， 冷却 水升 温密 度 降低 ， 由浮 升力 驱 动 沿 热水 管 向上 流 动 至空 冷 器 ， 却 水 在 空 冷 冷 器 内被冷 却后 由重力作 用 沿冷 水管 流 回至水
冷 壁继 续 吸 收热 量 ， 如此 循 环 。空冷 器 则 放 置
流 动计算 平 衡后 ， 进行 水侧 流动 计算 ， 首先 预设 水 人 口温度 ， 然后 预设 水 出 口温度 ， 由设计 传热
先进反应堆非能动余热排出系统设计
先进反应堆非能动余热排出系统设计
先进压水堆的一个重要特点是固有安全特性。非能动安全是反应堆固有安全性的重要组成部分。
本论文采用仿真计算程序分析研究了AP1000反应堆余热排出系统设计方案,并提出了一种二次侧非能动余热排出系统设计方案,通过仿真计算对其工作能力进行了分析。以AP1000先进反应堆主冷却剂系统为模型,搜集AP1000反应堆主要设计参数,采用RELAP5/MOD3.2程序,建立AP1000主系统及其一次侧非能动余热排出系统和二次侧非能动余热排出系统计算模型,划分模型节点图。
最后根据计算结果对两种设计方案作对比分析。分析计算结果表明,合理设计二次侧非能动余热排出系统,可保证其在全厂断电事故工况下有效地导出堆芯余热,降低主系统的温度与压力,保证反应堆的安全。
该方案相比一次侧设计方案,固有安全性较高。系统冷热源位差与换热器的换热面积是影响系统工作能力的主要因素,对系统自然循环能力的影响较大。
基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化
基于故障树分析的AP1000非能动余热排出系统的设计与优化钱晓明;陆道纲;玉宇【摘要】非能动余热排出(PRHR)系统是AP1000核电站重要安全系统之一.采用故障树方法对该系统可靠性进行评价,得到系统可能失效机理,并运用Risk Spectrum软件进行定量分析,得出系统失效概率约为9.215×10-5.结果表明,余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素.基于计算结果提出两种方法对系统进行优化:1)在另一回路增加同样1套PRHR系统；2)在原有系统基础上增加一PRHR热交换器.通过故障树分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上采用此方法对系统进行优化.%Passive residual heat removal (PRHR) system of AP1000 nuclear power plant is one of the important safety systems. The reliability of PRHR system was estimated by using fault tree analysis (FTA), and the potential failure mechanism of PRHR system was got. The software of Risk Spectrum was used to make quantitative analysis of PRHR system, and the probability for failure of the system was about 9. 215×10-5. The final result shows that the motor-operated isolation valve of the PRHRheat exchanger inlet failure to open is the most important factor leading to the system failure. Based on the results, two methods were put forward to optimize the system: 1) The same PRHR system was added in another loop;2) The PRHR heat exchanger was added in original system. By the fault tree analysis and calculation, and comparing the two methods separately from the system reliability, complexity, economic and other aspects, method 2 ismore feasibility, and this method is proposed to be used to optimize the system.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2012(046)008【总页数】4页(P927-930)【关键词】系统可靠性;AP1000;非能动余热排出系统;故障树【作者】钱晓明;陆道纲;玉宇【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;华北电力大学核科学与工程学院,北京102206【正文语种】中文【中图分类】TL364.5AP1000是我国引进西屋公司开发的两环路1 000MWe的非能动先进压水堆核电站。
铅基堆非能动余热排出系统的设计研究
三种PRHRS均可应对全厂断电这类超设计基准事故,满足设计目标。3)对三种PRHRS参数敏感性进行了分析,研究结果表明:基于SG和IHEX的PRHRS,通过增大换热面积和减小系统响应时间可以增强PRHRS的余热排出性能;而增加冷热芯高度差和减小回路阻力对PRHRS的余热排出性能影响较小。
基于RV的PRHRS,通过增大烟囱高度和换热面积、减小间隙宽度可以增强PRHRS的余热排出性能;而增加壁面发射率和减小系统响应时间对PRHRS的余热排出性能影响较小。4)针对三种PRHRS的性能进行对比分析,结果表明:基于SG的PRHRS排热能力最强,更适合用于大功率铅基堆/商业堆,或在事故前期投入运行,带走停堆初期的大量余热;基于IHEX的PRHRS排热能力较强,更适合用于中等功率铅基堆/示范堆,或在事故中期投入运行;而基于RV的PRHRS排热能力较弱,更适合用于小功率铅基堆/研究堆,或作为事故后期长期排热的余热排出系统。
同时,在实际铅基堆PRHRS设计中,为提高余热排出的可靠性,建议采取两种以上的非能动余热排出系基堆具有良好的中子学性能、热工水力学性能、化学性能和固有安全特性而成为极具发展潜力的第四代核能系统。在铅基堆停堆后,堆芯活性区产生的大量余热严重威胁着反应堆的安全。
铅基堆非能动余热排出系统(PRHRS)的设计研究,对于提高铅基堆在事故工况下的同有安全性,具有重要理论意义和应用价值。本文以1000 MWth铅基堆为研究对象,从铅铋换热模型开发与验证、三种PRHRS的设计与性能分析、参数敏感性分析和性能对比分析四个方面开展了铅基堆PRHRS的设计研究。
非能动余热排出技术
ｓ ｔ ｙｓｅｍ ．
Ｋｅ ｒ ｓ： ｒ ａ ｔ ｒ； ｔ ｒ ｌ ｃ ｒ ｕ ａ ｉ ｇ； ａ ｓｖ ｅ ｉ ｕ ｌｈ ａ ｅ ｖ ｌ ｓ ｓ ｅ ｙ ｗｏ ｄ ｅ ｃ ｏ ｎａ ｕ ａ ｉｃ ｌ ｔ ｎ ｐ ｓ ｉ ｅ ｒ ｓｄ ａ ｅ ｔ ｒ ｍｏ ａ ｙ ｔ ｍ
第３ ３卷 第 ６期
２１ ０ １年 ６ 月
舰
船
科
学
技
术
Ｖｏ ． ３，Ｎｏ ６ １３ ．
Ｓ Ｐ Ｓ ＥＮＣＥ ＨＩ ＣＩ ＡＮＤ ＴＥＣＨ ＮＯＬ ＯＧＹ
Ｊｎ ｕ ．，２ １ ０１
非能 动余 热 排 出技术
李原 生
（ 国舰 船 研 究 院 ， 京 １０ ９ ） 中 北 ０ １２
Ａｐｐ ｉ ａ ｉ ｎ ｏ ｓ ｉ ｅ ａ ｔ ｒ ａ ｉｃ ｒ ｅ ｔ ｃ ｎｉａ ｌｃ ｔｏ ｆｐａ ｓｖ ｆｅ ｈｅ ｔｄ ｓ ｈａ ｇ ｅ ｈ ｃ ｌ
Ｌ１ Ｙｕａ — ｈｅ ｇ ｎｓ ｎ
（ ｈｎ ｈｐＲｅｅ ｒｈ ａ ｄ Ｄ ｖ ｌｐ ｎ ａ ｅ ， ｅ ｉｇ １ ０ Ｃ ｉａ Ｃ ｉａ Ｓ ｉ ｓａｃ ｎ ｅ ｅｏ ｍｅ ｔＡｃ ｄ ｍｙ Ｂ ｉ ｎ ２， ｈｎ ） ｊ ０１ ９
出 ， 保反 应堆安 全 。 确
在 短期 内无法 评估 ， 影响 是长期 的 。这 次核事 故与美 国三哩 岛及苏联 的切 尔诺 贝利核 事故一再 提 醒人们 ， 核能 的利 用 是 把 双 刃 剑 。核 能 清 洁 、 高效 、 济 、 经 环
余热 排出系统 分 为 能动 余热 排 出 系统 和非 能 动 余热 排出 系统 ２大类 。二 者 的 区别是 能 动余 热 排 出 系统必 须依靠外 部 电源 ， 而非 能动余热 排出 系统不 需
熔盐堆非能动余热排出系统设计与分析
反应堆的余热排出系统是核电站的重要系统之一,其可靠的运行直接关系到反应堆停堆后的安全。本文以熔盐堆的余热排出系统为研究对象,为其设计了空气冷却和水冷却两种方案,使其可以利用自然规律非能动的导出燃料衰变产生的热量。
在C++平台下,自主开发了适用于该非能动余热排出系统的分析程序,模拟计算了系统稳态情况下的运行特性。同时利用RELAP5程序对水冷非能动余热排出系统的运行特性进行了模拟分析。
通过计算得到了整个系统的运行特性,得到了系统压力、换热器换功率、熔盐温度等参数的变化规律。并利用程序进行了有关结构参数的敏感性分析。
为了延长系统内熔盐温度降低到凝固点的时间,对系统设计了调节过程,分别采用调节换热元件使用数量和风筒风门开度的方式。另外,使用RELAP5程序对水冷余热排出系统进行模拟分析,得到了系统的运行特性。
使用自主开发的C++程序计算,结果表明空冷和水冷两种方案均可以有效导出熔盐衰变产生的热量,满足系统设计要求。系统换热功率随着衰变功率降低而逐渐降低,自身具有一定的调节能力。
调整中间套管的外径可有效改变系统的流动能力以及换热能力,而改变气隙层宽度则影响不大。调整冷凝器换热管根数主要影响了系统压力,而冷凝回路高度的变化不能有效改变系统的流动能力以及换热能力。
当采用调节换热元件使用数量的方式调节排盐罐换热量时,可有效延长熔盐温度降低到凝固点的时间,而调整风门开度的方案不能实现此调节目标。根据RELAP5程序计算结果显示,系统运行的趋势与使用C++程序计算结果一致。
设计的系统利用自然循环原理工作,使正常停堆后在排盐罐内产生的衰变热最终依靠空气或水箱中的水导出。本文给出了系统回路的组成,并着重描述了主要设备的特点。
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非能动余热排除系统工作机理
非能动余热排除系统的工作机理基于热力学原理和传热学原理，利用传热的方式将废热或余热从目标物体或系统中排出，以达到能源利用的目的。
具体来说，非能动余热排除系统主要包括传热介质、传热器和余热源等组成部分。
传热介质（如水、空气等）通过传热器与余热源接触，吸收废热或余热。
传热器通常由管子或板垫等构成，通过液体或气体循环输送传热介质，使其在传热面与余热源接触时进行传热交换，从而将余热传递给传热介质。
然后，传热介质带着释放的余热在传热系统内部流动，将其带到排放系统中。
排放系统会将废热或余热排放到大气中或经过其他处理方式实现废热资源的再利用。
总之，非能动余热排除系统利用传热原理有效地回收和利用了废热或余热，减少了能源浪费，提高了能源利用效率。