用于核电站安全壳内的补水安全系统及其换料水箱技术方案

本实用新型专利技术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。根据本实用新型专利技术的换料水箱，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。

【技术实现步骤摘要】
用于核电站安全壳内的补水安全系统及其换料水箱
本技术涉及核电安全领域，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。
技术介绍
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，从而使得堆本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，包括：/n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；/n喷洒器，所述喷洒器的一端伸入所述容水腔内；/n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。/n

【技术特征摘要】
1.一种用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，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。


2.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，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。


3.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，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。


4.根据权利要求3所述的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，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。


5.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，所述壳体内设有水平延伸的底板，所述底板靠近所述壳体的底壁设置，所述第一吸热装置固定在所述底板上，且所述第一吸热装置位于所述喷洒器的所述一端的下方。


6.根据权利要求5所述的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，所述第一吸热装置与所述底板可拆卸连接。


7.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，其特征在于，所述相变材料的相变温度在40℃到90℃的范围内。


8.根据权利要求1所述的用于核电站安全壳内补水安全系统的换料水箱，...

【专利技术属性】
技术研发人员：石洋，钟佳，张鹏，王嘉鹏，王楠，崔蕾，苑皓伟，刘丽芳，孙琼华，
申请(专利权)人：国核华清北京核电技术研发中心有限公司，国家电投集团科学技术研究院有限公司，
类型：新型
国别省市：北京;11