CN106340327A - 核电站安全壳内置换料水箱 - Google Patents

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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本发明公开了一种核电站安全壳内置换料水箱，其包括安全壳内置换料水箱水池和位于安全壳内置换料水箱水池上方的承重板，承重板设有回流孔，安全壳内置换料水箱水池中设有与回流孔对应的滞留篮，其中，回流孔与滞留篮之间设有回流缓冲池。相对于现有技术，本发明核电站安全壳内置换料水箱设有回流缓冲池，其可以显著减少滞留篮所受的冲击力，有利于设备的简化设计和设备材料的选择。

Description

核电站安全壳内置换料水箱
技术领域
本发明属于核电工程领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站安全壳内置换料水箱。
背景技术
安全壳内置换料水箱(IRWST)是国际三代核电技术的发展趋势，其中，作为核电站安全系统一部分的换料水箱内置于安全壳，可更好地保证反应堆厂房内含硼水的水量平衡。在破口事故泄漏水、事故工况下，安全壳内喷淋水等水体回流安全壳内置换料水箱，可实现水量的平衡。目前，IRWST回水过滤一般采取滞留篮过滤方式，对泄漏水和喷淋水进行过滤回收再利用。
请参照图1所示，现有核电站安全壳内置换料水箱包括安全壳内置换料水箱水池1000和位于安全壳内置换料水箱水池1000上方的承重板10，承重板10设有回流孔102和位于回流孔102上的拦污栅104，安全壳内置换料水箱水池1000中设有与回流孔102对应的滞留篮20，其中，滞留篮20浸没固定在池底，滞留篮20上方开口高于换料水箱内的最高液位。回水回流经过回流孔102上方的拦污栅104过滤，再经过回流孔102跌入滞留篮20内，通过滞留篮20内滤网部件进行过滤，可保证进入内置换料水箱内回水的碎片要求。
但是，现有安全壳内置换料水箱有以下缺点：回水回流从IRWST顶部承重板10的回流孔102直接跌入滞留篮20，回水的重力势能全部由滞留篮20来吸收，设备需承受较大的冲击荷载，不仅对设备材料和支撑设计提出更高的要求，也影响了设备运行的稳定性，增加了设备的事故风险。
有鉴于此，确有必要提供一种可显著减少滞留篮所受冲击力的核电站安全壳内置换料水箱。
发明内容
本发明的发明目的在于：提供一种可显著减少滞留篮所受冲击力的核电站安全壳内置换料水箱。
为了实现上述发明目的，本发明提供一种核电站安全壳内置换料水箱，其包括安全壳内置换料水箱水池和位于安全壳内置换料水箱水池上方的承重板，承重板设有回流孔，安全壳内置换料水箱水池中设有与回流孔对应的滞留篮，其中，所述回流孔与滞留篮之间设有回流缓冲池。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述回流缓冲池设有浅池、深池以及位于浅池和深池之间的中墙，深池底部的标高低于浅池底部的标高。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述中墙的高度小于所述回流缓冲池的池壁的高度。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述深池位于所述回水孔的正下方。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述浅池内设有与滞留篮连通的滞留篮流道。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述回流孔周围设有混凝土围堰，围堰上设有拦污栅。
相对于现有技术，本发明核电站安全壳内置换料水箱具有以下有益技术效果：
首先，回流缓冲池的设置可以显著减少滞留篮所受的冲击力，有利于设备的简化设计和设备材料的选择。
其次，围堰的设置可以滞留大尺寸、大比重回流碎片，降低拦污栅所受的回流冲击荷载和碎片负载，在水量不是很大的情况下，可有效缓冲回流的动能。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站安全壳内置换料水箱进行详细说明，其中：
图1为现有核电站安全壳内置换料水箱的结构示意图。
图2为本发明核电站安全壳内置换料水箱的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参照图2所示，本发明核电站安全壳内置换料水箱包括：安全壳内置换料水箱水池1000和位于安全壳内置换料水箱水池1000上方的承重板10，承重板10设有回流孔102，安全壳内置换料水箱水池1000中设有与回流孔102对应的滞留篮20，其中，回流孔102与滞留篮30之间设有回流缓冲池30。
承重板10上设有回流孔102，围绕回流孔102设有混凝土围堰100，混凝土围堰100上设有拦污栅104。拦污栅104可阻挡大尺寸、大比重回流碎片，实现对回流碎片进行的初级过滤。
滞留篮20设置于安全壳内置换料水箱水池1000中，用于对回流碎片进行精细过滤。
回流缓冲池30设有浅池304、深池300以及位于浅池304和深池300之间的中墙302，深池300底部的标高低于浅池304底部的标高，中墙302的高度小于回流缓冲池30的池壁(未标注)的高度。
深池300位于回水孔102的正下方，可接收和聚集来自回水孔102的跌水，并漫流进入浅池304。浅池304内设有与滞留篮20连通的滞留篮流道206，来自深池300的跌水经浅池304、滞留篮流道206进入滞留篮20内，经滞留篮20内过滤部件过滤后进入安全壳内置换料水箱水池1000内。
结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明至少具有以下有益技术效果：
首先，回流缓冲池的设置可以显著减少滞留篮所受的冲击力，有利于设备的简化设计和设备材料的选择。
其次，围堰的设置可以滞留大尺寸、大比重回流碎片，降低拦污栅所受的回流冲击荷载和碎片负载，在水量不是很大的情况下，可有效缓冲回流的动能。
根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (6)

1.一种核电站安全壳内置换料水箱，其包括安全壳内置换料水箱水池和位于安全壳内置换料水箱水池上方的承重板，承重板设有回流孔，安全壳内置换料水箱水池中设有与回流孔对应的滞留篮，其特征在于：所述回流孔与滞留篮之间设有回流缓冲池。
2.根据权利要求1所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于：所述回流缓冲池设有浅池、深池以及位于浅池和深池之间的中墙，深池底部的标高低于浅池底部的标高。
3.根据权利要求2所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于：所述中墙的高度小于所述回流缓冲池的池壁的高度。
4.根据权利要求1所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于：所述深池位于所述回水孔的正下方。
5.根据权利要求1所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于：所述浅池内设有与滞留篮连通的滞留篮流道。
6.根据权利要求1至5中任一项所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于：所述回流孔周围设有混凝土围堰，围堰上设有拦污栅。
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