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本技术介绍了一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，包括核反应堆主体、换热器、热交换设备以及冷却器，所述换热器包括一次高压介质腔、传热介质腔以及二次高压介质腔，所述一次高压介质腔通过管道与核反应堆主体相连接，所述传热介质腔通过管道与冷却器相连接，所述二次高压介质腔通过管道与热交换设备相连接，所述传热介质腔的进出管道上设有压力报警器。本技术设置有带传热介质腔的换热器，传热介质腔内填充铅基合金材料，当换热器因为热应力、材料疲劳等原因出现破损，发生核泄漏以后，通过对铅基合金传热介质腔的压力监控和传递，实现核泄漏报警，而且铅基合金材料有吸收中子的作用，可以避免或者减少核泄漏的危害。
技术要求
1.一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，其特征在于：包括核反应堆主体(1)、换热器(2)、热交换设备(5)以及冷却器(61)，所述换热器(2)包括一次高压介质腔(20)、
传热介质腔(21)以及二次高压介质腔(22)，所述一次高压介质腔(20)通过管道与核反应堆主体(1)相连接，所述传热介质腔(21)通过管道与冷却器(61)相连接，所述二次高压介质腔
(22)通过管道与热交换设备(5)相连接。
2.根据权利要求1所述核能热力系统，其特征在于：在所述换热器(2)中，所述一次高压介
质腔(20)中填充一次高压介质，所述传热介质腔(21)填充传热介质，二次高压介质腔(22)填充二次高压介质，一次高压介质将热量传递给传热介质，传热介质将热量传递给二次高压介质，所述一次高压介质和二次高压介质，不直接进行热量传递。
3.根据权利要求1或2所述核能热力系统，其特征在于：所述传热介质腔(21)的进出管道上
设有压力报警器(3)。
4.根据权利要求1或2所述核能热力系统，其特征在于：核反应堆主体(1)中包括反应器(12)，所述反应器(12)通过管道与换热器(2)的进出口相连接。
5.根据权利要求4所述核能热力系统，其特征在于：还设有稳压器(11)，所述稳压器(11)安
装在连接反应器(12)和换热器(2)之间的管道上。
6.根据权利要求1或2所述核能热力系统，其特征在于：还设有驱动泵(4)，所述驱动泵(4)
安装在连接换热器(2)和冷却器(61)之间的管道上。
7.根据权利要求6所述核能热力系统，其特征在于：所述传热介质腔填充有铅基合金材
料；所述驱动泵(4)是电磁泵。
8.根据权利要求7所述核能热力系统，其特征在于：所述冷却器(61)置于冷却水池(6)中。9.根据权利要求2所述核能热力系统，其特征在于：所述热交换设备(5)为终端热力系统。10.根据权利要求2所述核能热力系统，其特征在于：所述核反应堆主体(1)和换热器(2)之
间的管道上设置有水泵(7)；所述换热器(2)和热交换设备(5)之间的管道上设置有水泵(7)。
技术说明书
一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统技术领域
本技术属于核反应堆安全技术领域，更具体地涉及一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统。背景技术
核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆。核能主要用于发电、核能供热、核动力等。
核电站在运行过程中产生大量放射性物质，如何使这些放射性不对电站工作人员和电站周围居民的健康造成损害，如何使这些放射性不影响核电站所有设备的安全正常运转,如何保证核电站不对环境产生污染等,均属核电站安全所要考虑的问题。核电站安全的主要目标是保护站区工作人员和周围居民在所有运行时和事故时受到的放射性辐照剂量达到合理可行的尽可能低的水平，以及对环境的影响不超过规定的水平。为确保核电站安全，世界上所有发展核电的国家都制定各自的安全标准和规定，包括在核电站选址、设计、建造、运行各阶段所应采取的一系列措施，以及对从建造到退役的整个过程应进行的评价。
应急余热排出系统作为反应堆的专设安全系统之一，它的设计和研究，对提高反应堆的固有安全性具有重要的意义,目前，核电站反应堆的应急余热排出系统一般采用非能动三回路设计，中间回路介质为高压水，中间回路位于一回路与三回路之间，一回路位于反应堆主容器内。该系统设置在蒸汽发生器二次侧，主要设备有：冷凝器、冷却水箱和相应的管道、阀门。在事故工况下，蒸汽发生器的主给水和主蒸汽管线被隔离，应急余热排出系统投运，中间回路水进入蒸汽发生器，受一回路铅加热产生蒸汽，蒸汽通过自然循环进入应急余热排出系统的冷凝器，冷凝器以三回路的冷却水箱为冷源，将蒸汽冷凝成水，冷凝水靠重力返回蒸汽发生器，再次产生蒸汽，形成循环，最终将反应堆余热排往热阱—水箱中的冷却水。该系统运行初期，中间回路的低温水将会对蒸汽发生器造成热冲击，降低蒸汽发生器使用寿命，甚至引发设备失效从而造成事故的恶化。
另外，在核电站反应堆在日常进行换热工作时，由于冷热温差产生的热应力影响以及传热介质和换热设备之间的材料疲劳等原因，很容易造成换热设备破损泄漏，由此带来核反应堆对外界产生核辐射等恶劣影响，因此有必要设计一种新型的核能热力系统，提高核能应用安全性和系统热效率，弥补现存技术的不足。为了解决上述问题，特此提出本技术。
技术内容
本技术的目的在于提供一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，避免或者减少核能反应堆进行换热工作时出现的核泄漏进入终端热力系统，同时，利用铅基合金材料进行应急余热处理，实现快速传热，降低系统风险。本技术的目的通过下述技术方案来实现：
一种核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统，包括核反应堆主体、换热器、热交换设备以及冷却器，所述换热器包括一次高压介质腔、传热介质腔以及二次高压介质腔，所述一次高压介质腔通过管道与核反应堆主体相连接，所述传热介质腔通过管道与冷却器相连接，所述二次高压介质腔通过管道与热交换设备相连接。
进一步的，在所述换热器中，所述一次高压介质腔中填充一次高压介质，所述传热介质腔填充传热介质，二次高压介质腔填充二次高压介质，一次高压介质将热量传递给传热介质，传热介质将热量传递给二次高压介质，所述一次高压介质和二次高压介质，不直接进行热量传递。
优选的,所述传热介质腔的进出管道上设有压力报警器。
进一步的，核反应堆主体中包括反应器，所述反应器通过管道与换热器的进出口相连接。
进一步的，还设有稳压器，所述稳压器安装在连接反应器和换热器之间的管道上。进一步的，还设有驱动泵，所述驱动泵安装在连接换热器和冷却器之间的管道上。优选的，所述传热介质腔填充有铅基合金材料；所述驱动泵是电磁泵。进一步的，所述冷却器置于冷却水池中。优选的，所述热交换设备为终端热力系统。
进一步的，所述核反应堆主体和换热器之间的管道上设置有水泵；所述换热器和热交换设备之间的管道上设置有水泵。
与现有核能热力系统相比，本技术的有益效果在于：
1.本技术中的带有压力监测及应急余热排出的核能热力系统设置有带传热介质腔的换热
器，传热介质腔内填充铅基合金材料，铅基合金材料一直处于液体状态，当带传热介质腔的换热器因为热应力、材料疲劳等原因出现破损，发生核泄漏以后，通过铅基合金传热介质腔的压力监控和传递，实现核泄漏报警，而且铅基合金材料有吸收中子的作用，可以避免或者减少核泄漏的危害。
2.换热器填充铅基合金材料的传热介质腔进出口连接外部冷却器或者蒸汽发生器，可以作
为核反应的应急余热排出换热系统使用，利用铅基低熔点合金材料的高导热性、优良的流动性和耐高温性实现应急余热的及时排出。附图说明
通过阅读参照以下附图对非限制性实施例所作的详细描述，本技术的其它特征、目的和优点将会变得更明显：
图1为本技术核能热力系统整体框图。图2为实施例2一种换热器的爆炸图。图3为实施例2所述夹层结构正面结构示意图。图4为实施例2所述换热器正面结构示意图。
以下是本核能热力系统中附图的标注，通过附图说明和对应的标注，可以清楚地理解本产品。
1-核反应堆；11-稳压器；12-反应器；2-换热器；20一次高压介质腔20；21-传热介质腔；211-夹层结构；212-一次腔；213-二次腔；214-进出孔；22-二次高压介质腔；23-上汇集
管；24-下汇集管；25-固定夹板；26-上导杆；27-下导杆；28-卡槽；29-紧固螺栓及螺母；
3-压力报警器；30-固定孔；31-一次高压进出口；32-二次高压进出口；33-进出水接头；4-驱动泵；5-热交换设备；6-冷却水池；61-冷却器；7-水泵。具体实施方式
核能带压力监测及应急余热排出的核能热力系统的制作流程
