[发明专利]一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱

说明书

本发明公开了一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，包括状态监测补水系统和设置在反应堆安全壳墙体外侧可实现自动热管理的封闭箱体；所述状态监测补水系统用于监测所述封闭箱体内的冷却水状态并根据该状态补水；所述封闭箱体与设置于所述反应堆安全壳墙体内侧的换热器通过循环管路连接；所述封闭箱体内部被水体隔板分隔为至少两个水体单元，各水体单元通过溢流出口和来流入口连接；所述封闭箱体出水的循环管路和所述封闭箱体回水的循环管路分别连接于两个不同的水体单元。本发明的有益效果为：通过水体单元将冷却回水分层进行热管理，能够在系统投入运行后始终为冷却系统提供低温的冷却水源，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率。

技术领域

本发明属于反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种非能动安全壳排热系统的冷却水箱。

背景技术

从上世纪八十年代开始，美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究，其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表(专利号EP2091050B1)，其他国家开发的三代先进核电在设计安全壳冷却系统时也广泛应用了这一理念，例如中国的华龙一号(专利号CN102522127 B)，美国通用-日本日立联合研发的ESBWR(专利号US8917810 B2)，等等。

无论从安全性还是经济性考虑，采用非能动安全壳冷却系统来提高核电厂的安全水平是大势所趋。

但由于非能动安全壳冷却系统主要依赖回路内的自然循环来实现快速冷却的安全目的，受制于自然循环的技术特性，非能动安全壳冷却系统的排热能力与作为冷源的冷却水箱所提供的入口水温是密切相关的，水温越低，越能促进排热功率的提高。

目前的非能动安全壳冷却系统的设计方案中，仅仅是回水循环，没有针对水箱(冷源)采用高效的热管理措施，冷却水箱的回水返回水箱后直接与所述封闭水箱内的冷却水再次混合后之间再次流出水箱用于冷却，造成运行一段时间后，入口冷却剂温度明显上升，冷却功率大幅下降，难于使得非能动安全壳冷却系统在事故工况下保持高水平排热功率维持较长时间的高效状态运行，达到安全壳更快的冷却速率，提升事故后核电厂放射性物质包容的安全裕量。

参考太阳能以及热水器行业在热管理技术的设计经验(专利号CN202101414U，CN101825336A，CN201652803U，CN103047785B，CN202598847U，CN201215408Y，CN203572079U，CN103604232A，CN201382615Y等)，结合核电厂非能动安全系统对于无电源依赖、自主调节、精确控制以及高可靠性的特殊要求，对现有冷却水箱的设计进行深化研究，所提出的改进设计可以有效提升热管理水平，进而实现更为高效的系统安全功能。

发明内容

针对现有技术中所存在的问题，本发明的目的在于提供一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，在回水过程中对回水进行无需人工干预的高效热管理，有效降低冷却水箱在供水口附近的冷却剂温度，进而提升非能动安全壳冷却系统的冷却功率。

为了实现上述发明目的，本发明的技术方案如下：

一种非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，包括状态监测补水系统和设置在反应堆安全壳墙体外侧的封闭箱体；所述状态监测补水系统用于监测所述封闭箱体内的冷却水状态并根据该状态补水；所述封闭箱体与设置于所述反应堆安全壳墙体内侧的换热器通过循环管路连接；所述封闭箱体内部被水体隔板分隔为至少两个水体单元，各水体单元通过溢流出口和来流入口连接；所述封闭箱体出水的循环管路和所述封闭箱体回水的循环管路分别连接于两个不同的水体单元。

进一步地，上述的非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，每个水体单元内部均设置有纵向的连通井和储水区,相邻水体单元之间的水体隔板安装有隔热层，所述来流入口设置于所述连通井内部的下方，所述连通井通过溢流管阵列与所述储水区连接，所述溢流出口设置于所述储水区。

进一步地，上述的非能动安全壳冷却系统的冷却水箱，所述溢流管阵列包括至少两个纵向排布的溢流管；