1.本发明涉及核电技术，更具体地说它是一种地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统。本发明还涉及这种地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的冷却方法。


背景技术：

2.地下核电站将涉核厂房置于地下，利用地下岩体的防护、包容作用，限制潜在的放射性物质向环境释放，提高了核电站安全性，为我国核电安全发展提供了新思路。
3.在核电站安全壳内，蒸汽发生器为第一大热阱，蒸汽发生器内二次侧冷却给水的蒸发将一回路冷却剂的大量热量导出，从而导出反应堆释放的大量热量；因此保证该热阱的正常排热是确保核电站反应堆安全的关键。
4.现有核电站通过专设安全设施辅助给水系统来确保蒸汽发生器给水丧失后的供水，但这种方式需依靠外界动力源将冷却水注入蒸汽发生器，对外界电源依赖性高；如以典型的大亚湾900mw核电机组为例，其通过辅助给水系统asg的两台电动辅助给水泵(asg001po、asg002po)和汽动给水泵(asg003po)供水，其运行强烈地依赖外界电源；此外，现有技术中，通常将采用汽液循环，用蒸汽管线将热蒸汽排向地面的高位水池，在高位水池内通过换热器将蒸汽热量释放并将冷凝水重新注入蒸汽发生器，这种方式存在蒸汽管线、冷凝水管线相对压差过大，存在损坏蒸汽发生器，换热器效率不高等问题，如文献(赖建永.地下核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计研究[j].核动力工程,2016(5):135
‑
137.)中，通过蒸汽管线将蒸汽排入地面高位水池，因蒸汽和水的密度差异巨大，这种方案中蒸汽发生器承受巨大的压力差，此外地面高位水池换热器的换热也依赖于换热器的表面积，其换热效率不高。
[0005]
因此，研发一种地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统很有必要。


技术实现要素：

[0006]
本发明的第一目的是为了克服上述背景技术的不足之处，而提供一种地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统。
[0007]
本发明的第二目的是提供这种地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的冷却方法。
[0008]
为了实现上述第一目的，本发明的技术方案为：地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统，其特征在于：包括位于地面的高位水池和位于地下岩体内的蒸汽发生器，所述高位水池底部通过冷段管与蒸汽发生器的底部连接，所述高位水池底部通过热段管与蒸汽发生器的顶部连接，所述高位水池内有冷却水，所述冷却水的沸点温度随冷却水压力增加而增加；
[0009]
所述蒸汽发生器位于安全壳内；
[0010]
所述冷段管通过回热管与热段管连接，所述回热管上有逆止阀。
[0011]
在上述技术方案中，所述热段管横截面至少为冷段管横截面的1.5倍；所述回热管
管径小于冷段管管径。
[0012]
在上述技术方案中，所述回热管管径为冷段管管径的1/5。
[0013]
在上述技术方案中，所述高位水池与蒸汽发生器的高程差为100米。
[0014]
为了实现上述第二目的，本发明的技术方案为：地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的冷却方法，其特征在于，包括以下步骤：
[0015]
步骤1：当蒸汽发生器发生给水事故时，高位水池内的冷却水在重力作用下经冷段管流向位于地下岩体内安全壳中的蒸汽发生器；冷却水在蒸汽发生器中被加热温度升高，冷却水被加热后密度减小，冷却水沿热段管上升；
[0016]
步骤2：高位水池与蒸汽发生器的高程差，冷却水压力随高程增加而增大；由于冷却水的沸点温度随冷却水压力增加而增加，所以在蒸汽发生器内冷却水维持液态，当被加热的冷却水沿热段管上升后，因其高程减小，压力降低，位于热段管上部的冷却水开始沸腾汽化，热段管内冷却水整体密度出现大幅度降低，系统的驱动压力增加，驱动热段管内的冷却水循环流动，并持续导出蒸汽发生器内的热量。
[0017]
本发明与现有技术相比，具有以下优点：
[0018]
1)本发明位非能动运行，本发明利用冷却水势能差为驱动力，无需外界动力。
[0019]
2)本发明冷却过程温差小，可减小蒸汽发生器的应力损伤风险。
附图说明
[0020]
图1为本发明的结构示意图。
[0021]
图2为冷却水压力与沸点温度的关系图。
[0022]
其中，11
‑
地面，12
‑
地下岩体，2
‑
高位水池，21
‑
冷段管，22
‑
热段管，23
‑
回热管，24
‑
逆止阀，3
‑
蒸汽发生器，4
‑
安全壳。
具体实施方式
[0023]
下面结合附图详细说明本发明的实施情况，但它们并不构成对本发明的限定，仅作举例而已。同时通过说明使本发明的优点变得更加清楚和容易理解。
[0024]
参阅附图可知：地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统，包括位于地面11的高位水池2和位于地下岩体12内的蒸汽发生器3，所述高位水池2底部通过冷段管21与蒸汽发生器3的底部连接，所述高位水池2底部通过热段管22与蒸汽发生器3的顶部连接，所述高位水池2内有冷却水，所述冷却水的沸点温度随冷却水压力增加而增加；
[0025]
所述蒸汽发生器3位于安全壳4内；
[0026]
所述冷段管21通过回热管23与热段管22连接，所述回热管23上有逆止阀24。回热管23可实现热段管22内的高温冷却水流向冷段管21，逆止阀24可以阻止冷段管21内的低温冷却水流向热段管22；
[0027]
所述热段管22横截面至少为冷段管21横截面的1.5倍，可在减小冷段管21的水锤冲击的同时降低热段管22内冷却水的流速；
[0028]
所述回热管23管径小于冷段管21管径，可使由回热管23注入冷段管21的冷却水加热由冷段管21即将注入蒸汽发生器3的冷却水，防止蒸汽发生器3内冷却水温差过大对蒸汽发生器3产生应力损伤。
[0029]
所述回热管23管径为冷段管21管径的1/5。
[0030]
所述高位水池2与蒸汽发生器3的高程差为100米，可产生较大的循环驱压头。
[0031]
地下核电蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的冷却方法，其特征在于，包括以下步骤：
[0032]
步骤1：当蒸汽发生器3发生给水事故时，高位水池2内的冷却水在重力作用下经冷段管21流向位于地下岩体12内安全壳4中的蒸汽发生器3；冷却水在蒸汽发生器3中被加热温度升高，冷却水被加热后密度减小，冷却水沿热段管22上升；
[0033]
步骤2：高位水池2与蒸汽发生器3的高程差，冷却水压力随高程增加而增大；由于冷却水的沸点温度随冷却水压力增加而增加(如图2所示)，所以在蒸汽发生器3内冷却水维持液态，当被加热的冷却水沿热段管2上升后，因其高程减小，压力降低，位于热段管22上部的冷却水开始沸腾汽化，热段管22内冷却水整体密度出现大幅度降低，系统的驱动压力增加，驱动热段管22内的冷却水循环流动，并持续导出蒸汽发生器3内的热量。
[0034]
实际使用中，在高位水池2处，冷却水压力约等于大气压，靠近蒸汽发生器3一端的热段管22内的冷却水压力约为11倍大气压。
[0035]
其它未说明的部分均属于现有技术。