用于核电站的堆芯补水箱制造技术

一种用于核电站的堆芯补水箱，其特征在于，包括：用于容纳第一冷却介质的封闭的主壳体，所述主壳体的顶端设有与堆芯的冷却剂系统的冷管连通的入口，所述主壳体的底端设有与直接堆芯注入管线连通的出口，所述主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，以促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热。由于主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，能够促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热，增强堆芯补水箱的换热能力，进而提高核电站的安全裕度，提高非能动核电站的安全。

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及一种补水箱，更具体地说，涉及一种用于核电站反应堆的补水箱。
技术介绍
一般地，非能动系统通常依赖重力、自然对流和热传递等自然规律运行，而不需要外界提供动力。特别是在核电站的反应堆中，非能动系统具有结构简单，对外部的动力及人员操作依赖少等优点，大大降低了核电站系统的成本，提高了核电站的安全性。目前，在核电站中，首先采用堆芯补水箱(CMT)的设计，非能动系统中共设计了两个堆芯补水箱，每个容量大约71m3，最初装满低温含硼水。每个补水箱顶端通过压力平衡管线(PBL)连接到冷却剂系统(RCS)的冷段，使补水箱压力保持与冷却剂系统相同。每个补水箱的下部通过下泄管线与直接堆芯注入(DVI)管线相连，为应急冷却系统(ECC)提供致冷流量。在很多瞬态或事故中，堆芯补水箱代替了传统二代核电站的高压安全注水系统，在堆芯补水箱的下泄管线隔离阀打开之后，堆芯补水箱开始循环，应急冷却系统的冷却剂上充至压力平衡管线，以代替含硼冷却水流进冷却剂系统。当冷却剂系统压力或者水量减小到某一点时，蒸汽开始注入压力平衡管线，再循环回路中断，堆芯补水箱开始向应急冷却系统排水。应急冷却系统的主要作用是向堆芯提供大量的低温含硼水，以降低堆芯的反应性，同时补偿通过破口等流出的冷却剂。然而，在事故过程中，非能动应急冷却系统还应对一回路(主回路)系统进行冷却，以确保系统的降温降压，在这方面堆芯补水箱并没有发挥太大的作用。在反应堆发生事故的情况下，冷却剂系统的高温流体会通过压力平衡管线进入堆芯补水箱。现有的堆芯补水箱设计成圆柱加上下两个半球型封头，内外壁光滑，外壁为常温且无保温。因此进入堆芯补水箱的高温流体可以通过堆芯补水箱向外进行传热。进入堆芯补水箱的热流体通过对流换热或导热将热量传递到堆芯补水箱的冷壁面，温度上升的冷壁面又会将热量传递到堆芯补水箱外部(大气、水蒸气)；当堆芯补水箱液位下降之后，液面以下的流体通过对流或导热与堆芯补水箱的壁面进行换热，然后将热量导到外界；进入堆芯补水箱液面以上的空间的蒸汽可在壁面冷凝，冷凝一方面是将系统的热量载到反应堆的一回路之外，同时，若大量的冷凝则会显著减小堆芯补水箱内液位的下降速度，进而延迟自动降压系统的开启。因此，堆芯补水箱的换热能力实际上对事故进行影响较大，而现有堆芯补水箱设计成了直径较大、内壁面光滑，换热能力较差的结构，导致换热能力相当有限或者发挥不充分。
技术实现思路
本技术所解决的技术问题在于提供一种用于核电站的堆芯补水箱，能够增强堆芯补水箱换热能力，提高非能动核电站的安全裕度。根据本技术一个方面的实施例，提供一种用于核电站的堆芯补水箱，包括：用于容纳第一冷却介质的封闭的主壳体，所述主壳体的顶端设有与堆芯的冷却剂系统的冷管连通的入口，所述主壳体的底端设有与直接堆芯注入管线连通的出口，所述主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，以促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热。根据一种实施例的堆芯补水箱，还包括外部壳体，所述主壳体设置在所述外部壳体中，所述外部壳体内容纳有第二冷却介质，以对所述主壳体进行冷却。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述换热促进结构包括一体地形成在所述主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上的多个凸肋。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述凸肋依次连接成螺旋形状。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述凸肋的横截面具有大致的Y形。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述凸肋的横截面具有大致的T形。根据一种实施例的堆芯补水箱，相邻的两个所述凸肋的横截面相对于所述内壁面和外壁面朝向同一方向弯曲。根据一种实施例的堆芯补水箱，多个所述凸肋分别在所述主壳体的轴向方向和径向方向延伸。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述换热促进结构包括安装在所述内壁面和外壁面中的至少一个上的多孔管。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述主壳体内设有上支撑板和下支撑板，所述上支撑板和下支撑板之间设有多个换热管，所述上支撑板和下支撑板上形成多个通孔，以使得第一冷却介质穿过所述上支撑板和下支撑板。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述主壳体包括设有所述入口的上壳体和设有所述出口的下壳体，所述上壳体和下壳体通过多个换热管连通。根据一种实施例的堆芯补水箱，所述上壳体和下壳体的相对的壁设置成圆形的支撑板，所述支撑板上形成多个通孔，所述通孔与换热管分别连通。根据本技术的用于核电站的堆芯补水箱，由于主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，能够促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热，增强堆芯补水箱的换热能力，进而提高核电站的安全裕度，提高非能动核电站的安全。附图说明本技术将参照附图来进一步详细说明，其中：图1是根据本技术的示例性实施例的用于核电站的堆芯的冷却系统的原理图；图2是根据本技术的第一种示例性实施例的用于核电站的堆芯补水箱的轴向剖视图；图3是根据本技术的第一种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图4是根据本技术的第二种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图5是根据本技术的第三种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图6是根据本技术的第四种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图7是根据本技术的第五种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图8是根据本技术的第六种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图9是根据本技术的第七种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图10是根据本技术的第八种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图11是根据本技术的第九种示例性实施例的换热促进结构的局部剖视图；图12是根据本技术的第二种示例性实施例的用于核电站的堆芯补水箱的轴向剖视图；图13是根据本技术的第三种示例性实施例的用于核电站的堆芯补水箱的主壳体的轴向剖视图；以及图14是沿图13中A-A线的径向剖视图。具体实施方式虽然将参照含有本技术的较佳实施例的附图充分描述本技术，但在此描述之前应了解本领域的普通技术人员可修改本文中所描述的技术，同时获得本技术的技术效果。因此，须了解以上的描述对本领域的普通技术人员而言为一广泛的揭示，且其内容不在于限制本技术所描述的示例性实施例。另外，在下面的详细描述中，为便于解释，阐述了许多具体的细节以提供对本文披露的实施例的全面理解。然而明显地，一个或多个实施例在没有这些具体细节的情况下也可以被实施。在其他情况下，公知的结构和装置以图示的方式体现以简化附图。图1是根据本技术的示例性实施例的用于核电站的堆芯的冷却系统的原理图。如图1所示，该冷却系统设置成非能动系统，包括堆芯补水箱(CMT)100，用于为压力容器108内的堆芯107进行降温，压力容器108连接热管106和冷管105。每个堆芯补水箱的顶端通过压力平衡管线(PBL)101连接到冷却剂系统(RCS)102的冷管105，使堆芯补水箱100内的压力保持与冷却剂系统102相同。每个堆芯补水箱的下部通过下泄管线与直接堆芯注入(DVI)管线103相连，为应急冷却系统(ECC)104提供冷却流量。在很多瞬态或事故中，在堆芯补水箱100的下泄管线隔离阀106打开之后，堆芯补水箱100开始循环，应急冷却系统102的高温冷却剂在浮升本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种用于核电站的堆芯补水箱，其特征在于，包括：用于容纳第一冷却介质的封闭的主壳体，所述主壳体的顶端设有与堆芯的冷却剂系统的冷管连通的入口，所述主壳体的底端设有与直接堆芯注入管线连通的出口，所述主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，以促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热。

【技术特征摘要】
1.一种用于核电站的堆芯补水箱，其特征在于，包括：用于容纳第一冷却介质的封闭的主壳体，所述主壳体的顶端设有与堆芯的冷却剂系统的冷管连通的入口，所述主壳体的底端设有与直接堆芯注入管线连通的出口，所述主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上设有多个换热促进结构，以促进所述主壳体内的第一冷却介质与主壳体的外部的换热。2.如权利要求1所述的堆芯补水箱，其特征在于，还包括外部壳体，所述主壳体设置在所述外部壳体中，所述外部壳体内容纳有第二冷却介质，以对所述主壳体进行冷却。3.如权利要求1所述的堆芯补水箱，其特征在于，所述换热促进结构包括一体地形成在所述主壳体的内壁面和外壁面中的至少一个上的多个凸肋。4.如权利要求3所述的堆芯补水箱，其特征在于，所述凸肋依次连接成螺旋形状。5.如权利要求3所述的堆芯补水箱，其特征在于，所述凸肋的横截面具有Y形。6.如权利要求3所述的堆芯补水箱，其特征在于，所述凸肋的横截面具有T形。7.如权利要求3所述的堆芯...

【专利技术属性】
技术研发人员：陈炼，钟佳，崔成鑫，房芳芳，黄挺，
申请(专利权)人：国核华清北京核电技术研发中心有限公司，国家核电技术有限公司，
类型：新型
国别省市：北京;11