[发明专利]水冷壁

说明书

技术领域

本发明涉及核安全技术领域，特别涉及一种水冷壁。

背景技术

核反应堆停堆后，由于堆芯内的剩余裂变和裂变产物的衰变，产生的剩余发热在相当长的一段时间里还十分可观，需要通过专门设置的安全级余热排出系统将其载出至最终热阱。否则，堆内热量积累和温度升高可能导致燃料元件破损甚至熔化，从而引起严重的放射性外释的核事故。因此余热排出系统是核反应堆重要的安全系统之一。

早期的商用高温气冷堆示范电站如德国的THTR-300等，余热排出系统的主换热器采用的是强迫循环来冷却堆芯。国外现有的设计仍然以能动的循环冷却方式为主，依靠安全级的泵驱动系统回路中的水在水冷壁管道和空冷器中与外界进行换热，例如德国的HTR-Modul等。这种设计虽然能够提供较大的循环流量，使水冷壁有较高的换热效率，但由于采用了泵等需要外动力源驱动的能动部件，并且结构较复杂，仍然具有较大的失效概率。

发明内容

(一)要解决的技术问题

本发明要解决的技术问题是：如何提高水冷壁的结构复杂度以及换热可靠性。

(二)技术方案

为解决上述技术问题，本发明提供了一种水冷壁，所述水冷壁包括：筒形侧壁、以及设置于所述筒形侧壁上的水冷管，所述水冷管的上端与出口联箱连通，所述水冷管的下端与入口联箱连通，所述出口联箱与出口主管连通，所述入口联箱与入口主管连通。

优选地，所述筒形侧壁的下端设有环形底支承。

优选地，所述筒形侧壁为圆筒形。

优选地，所述筒形侧壁上绕所述筒形侧壁的外侧一周设有第一侧支承。

优选地，与所述筒形侧壁上的第一侧支承的最大直径成预设间隙处设有圆筒形的隔热板，所述隔热板上绕所述隔热板的外侧一周设有第二侧支承。

优选地，所述筒形侧壁的顶端设有加强法兰，所述隔热板与所述加强法兰连接。

优选地，所述出口联箱和入口联箱均由环形管路组成，所述出口联箱和入口联箱上的环形管路所处平面分别与水平面呈预设角度、且所述出口联箱上的环形管路的最高点与所述入口联箱上的环形管路的最低点相对，所述出口主管与所述出口联箱的连通处为所述出口联箱的上的环形管路的最高点，所述入口主管与所述入口联箱的连通处为所述入口联箱的上的环形管路的最低点。

优选地，所述出口联箱和入口联箱上的环形管路所处平面均与水平面呈1度。

优选地，所述水冷壁还包括：设置于所述筒形侧壁上的排气管，所述排气管的下端与所述入口联箱上的环形管路的最高点连通，所述排气管的上端与所述出口联箱上的环形管路的最低点连通。

优选地，所述水冷壁的筒形侧壁环绕反应堆压力容器外部。

(三)有益效果

本发明采用非能动的安全理念，仅依靠热辐射、热传导与热对流等自然循环的方式换热，不需要水泵等主动部件的作用，采用简化的系统、更少的设备和成熟的技术，从而尽量减少不确定因素对系统安全的影响，增强高温气冷堆的固有安全性。

附图说明

图1是按照本发明一种实施方式的水冷壁的三维剖视图；

图2是图1所示的水冷壁的筒形侧壁顶端的放大图；

图3是图1所示的水冷壁的筒形侧壁中部的放大图；

图4为图1所示的水冷壁的筒形侧壁下端的放大图。

其中，1：筒形侧壁；2：隔热板；3-1：第一侧支承；3-2：第二侧支承；4：水冷管；5：出口联箱上的环形管路；6：入口联箱的上的环形管路；7：环形底支承；8：出口主管；9：入口主管；10：加强法兰；11：排气管；12：预埋支承件。

具体实施方式

下面结合附图和实施例，对本发明的具体实施方式作进一步详细描述。以下实施例用于说明本发明，但不用来限制本发明的范围。

图1是按照本发明一种实施方式的水冷壁的三维剖视图；图2是图1所示的水冷壁的筒形侧壁顶端的放大图；图3是图1所示的水冷壁的筒形侧壁中部的放大图；图4为图1所示的水冷壁的筒形侧壁下端的放大图。参照图1～4，本实施方式的水冷壁包括：筒形侧壁1、以及设置于所述筒形侧壁1上的水冷管4，所述水冷管4的上端与出口联箱连通，所述水冷管4的下端与入口联箱连通，所述出口联箱与出口主管8连通，所述入口联箱与入口主管9连通。

优选地，所述筒形侧壁1的底端设有环形底支承7，环形底支承7为钢制圆环，且横截面为正方形，所述环形底支承7安装于舱室预埋件上，所述环形底支承7用于承受水冷壁的全部重量。