[实用新型]用于核电站安全壳内的补水安全系统及其换料水箱

说明书

本实用新型公开了一种用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱和具有其的补水安全系统，所述换料水箱包括：壳体、喷洒器及第一吸热装置，壳体内具有容水腔，壳体上设有与容水腔连通的安注口；喷洒器的一端伸入容水腔内；第一吸热装置内设有相变材料，第一吸热装置设在容水腔内。根据本实用新型的换料水箱，当喷洒器向容水腔内喷入大量高温的蒸汽和水并使容水腔内的安注水温升高时，第一吸热装置可以通过相变材料的相变吸热来降低安注水温，确保从壳体内输入到反应堆压力容器内的安注水处于安全的温度范围内，从而实现反应堆压力容器内的堆芯的长期淹没及冷却，使得燃料棒包裹放射性物质的压力边界不失效，阻止严重的放射性外泄情况的发生。

技术领域

本实用新型涉及核电安全领域，尤其是涉及一种用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱和具有其的用于核电站安全壳内的补水安全系统。

背景技术

相关技术中指出，核电站特别是压水堆核电站发生事故时，主要依靠堆芯冷却系统及安全壳冷却系统等进行事故的缓解及消除。堆芯冷却系统通过温度较低的冷却水注入堆芯，实现堆芯的长期淹没及冷却，使得燃料棒包裹放射性物质的压力边界不失效，阻止严重的放射性外泄情况的发生。安全壳冷却系统，通过安全壳的冷却、余热排出、降压等措施，使得事故时安全壳内的升温升压不超过安全限值，保证安全壳的压力边界的完整性，防止大量的放射性物质向环境释放。

在堆芯冷却系统中，如AP/CAP系列的三代非能动堆芯冷却系统中，安注系统的水温对堆芯能否有效淹没及冷却影响较大，如安全壳内置换料水箱内的安注水温对堆芯的安全有着较大影响，安全壳内置换料水箱内过高的安注水温将使得稳压器不能有效排水进入堆芯的可能性增大，同时也是得堆芯产气率过高，造成堆芯内压力较大，影响或延缓安全壳内置换料水箱的安注流量，从而使得堆芯液位较低而不能有效冷却的风险变大。而在安全壳内置换料水箱安注开始前，自动降压系统将主回路的大量高温的蒸汽和水喷入安全壳内置换料水箱中，将大大提高的安全壳内置换料水箱内的安注水温，这对于堆芯安全是不利的。

在安全壳系统中，因安全壳设计压力的原因，存在安全壳内的最高压力限值。而安全壳内的压力又跟安全壳内的温度有着密切的关系，当安全壳内温度升高时必然会使得安全壳内压力升高，当安全壳的热量难以载出时，就会使安全壳发生超温超压，威胁安全壳作为压力边界的完整性。

上述两点的关键都是需要使得温度的升高不超过其要求值或安全限值。

实用新型内容

本实用新型旨在至少解决现有技术中存在的技术问题之一。为此，本实用新型在于提出一种用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，所述换料水箱可以降低安注水温。

本实用新型还提出一种具有上述换料水箱的用于核电站安全壳内的补水安全系统。

根据本实用新型第一方面的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，包括：壳体，所述壳体内具有容水腔，所述壳体上设有与所述容水腔连通的安注口；喷洒器，所述喷洒器的一端伸入所述容水腔内；至少一个第一吸热装置，所述第一吸热装置内设有相变材料，所述第一吸热装置设在所述容水腔内。

根据本实用新型的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，通过在容水腔内设置内部设有相变材料的第一吸热装置，使得当喷洒器向容水腔内喷入大量高温的蒸汽和水并使容水腔内的安注水温升高时，第一吸热装置可以通过相变材料的相变吸热来降低安注水温，确保从壳体内输入到反应堆压力容器内的安注水处于安全的温度范围内，从而实现反应堆压力容器内的堆芯的长期淹没及冷却，使得燃料棒包裹放射性物质的压力边界不失效，阻止严重的放射性外泄情况的发生。

根据本实用新型的的一些实施例，所述第一吸热装置位于所述喷洒器的所述一端和所述安注口之间。

根据本实用新型的一些实施例，所述第一吸热装置内形成有吸热通道，所述吸热通道的出口连通至所述安注口。

进一步地，所述吸热通道的任意截面的横截面积大于所述安注口的横截面积。