CN106782691A - 核电站安全壳内置换料水箱 - Google Patents

核电站安全壳内置换料水箱 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核电站安全壳内置换料水箱，其包括位于核电站反应堆堆坑和二次屏蔽墙之间的内环水池以及位于内环水池上方的承重楼板，承重楼板设有内环回水孔，内环水池中设有与内环回水孔对应的内环滞留篮，内环回水孔与内环滞留篮之间设有内环回流缓冲池，其中，二次屏蔽墙和核电站安全壳之间为环形空间，环形空间楼板下方设有外环水池，外环水池与环形空间通过外环回水孔连通，外环水池中设有与外环回水孔对应的外环滞留篮，外环水池通过通道与内环水池连通。相对于现有技术，本发明核电站安全壳内置换料水箱设有外环水池，可以显著增加安全壳内置换料水箱的容积，降低水深，提高反应堆厂房的抗震能力。

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
随着经济社会的发展和对环境保护要求的日益提高，核电技术作为清洁能源技术之一也在不断向前发展。目前，世界主要核电技术供应商纷纷发展三代核电技术来提升核电厂的安全性。作为核电厂安全系统的一部分，安全壳内置换料水箱(IRWST)已成为国际三代核电技术的发展趋势。
采用能动安全壳内置换料水箱的三代核电技术中，换料水箱布置在反应堆厂房底部，会增加反应堆厂房的总体高度，影响到反应堆厂房的整体抗震性能。因此，安全壳内置换料水箱的设计对反应堆厂房的抗震性能具有关键性影响。
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，核电站安全壳内置换料水箱包括位于核电站反应堆堆坑41和二次屏蔽墙42之间的安全壳内置换料水箱水池10和位于安全壳内置换料水箱水池10上方的承重楼板20，承重楼板20设有回水孔200和位于回水孔200上的拦污栅202，安全壳内置换料水箱水池10中设有与回水孔200对应的滞留篮30，滞留篮30固定在池底和池壁，滞留篮30上方开口高于换料水箱内的最高液位，以及位于二次屏蔽墙42和安全壳44之间的环形空间40和位于环形空间的回水孔400，安全壳内置换料水箱水池10通过回水孔400与环形空间40连通。事故后，回水一部分经过环形空间40回水孔400进入滞留篮30内，另一部分回水回流经过回水孔200上方的拦污栅202过滤，再经过回水孔200跌入滞留篮30内，通过滞留篮30内滤网部件进行过滤，可保证进入安全壳内置换料水箱内回水的碎片要求。
但是，相关安全壳内置换料水箱存在以下缺点：
1)水池底部面积受到二次屏蔽墙结构限制，水深较大，增加反应堆厂房整体高度，抬高主回路设备的布置高度，影响厂房整体抗震能力；
2)内部布置空间有限，设备布置紧凑，不利于水池搅混；
3)水池水深较大，低水位取水时，不利于保证泵的汽蚀余量；
4)滞留篮需过滤主设备区域、环形空间区域及其他区域的碎片，单台设备碎片负载较大，影响设备的可靠性和布置便利性。
有鉴于此，确有必要提供一种可显著减少滞留篮负载量、显著降低水池深度、利于提高反应堆厂房抗震能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负载量、显著降低水池深度、利于提高反应堆厂房抗震能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，其包括位于核电站反应堆堆坑和二次屏蔽墙之间的内环水池以及位于内环水池上方的承重楼板，承重楼板设有内环回水孔，内环水池中设有与内环回水孔对应的内环滞留篮，内环回水孔与内环滞留篮之间设有内环回流缓冲池，其特征在于：二次屏蔽墙和核电站安全壳之间为环形空间，环形空间楼板下方设有外环水池，外环水池与环形空间通过外环回水孔连通，外环水池中设有与外环回水孔对应的外环滞留篮，外环水池通过通道与内环水池连通。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述外环滞留篮固定在外环水池池底，上方开口位于外环回水孔内，且开口高于水池的最高液位。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述外环回水孔周围设有混凝土围堰。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述通道位于二次屏蔽墙的底段。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述通道设有拦渣栅。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述拦渣栅活动连接在通道侧壁预设结构上。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述内环水池和外环水池形成双C形环池结构。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述内环水池搅混为逆时针方向，所述外环水池搅混为顺时针方向。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述内环水池为安全注入系统提供水源。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述外环水池设有安全壳热量导出系统滤网，所述安全壳热量导出系统滤网通过汇流管与内环水池中的地坑盖板连接，所述地坑盖板位于取水地坑上。
作为本发明核电站安全壳内置换料水箱的一种改进，所述外环水池为安全壳热量导出系统提供水源。
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：
1)采用双C形环池结构设计使水池面积增加70％左右，更好实现IRWST内设备的合理布置，提升搅混效果，保证水池内水质稳定性和可靠性；
2)水深降低35％左右，降低水池深度，提高了反应堆厂房整体抗震能力，有利于反应堆厂房外取水泵的合理布置，并保证低液位取水时取水泵的汽蚀余量；
3)IRWST内回水实现分区回流和碎片分区隔离，安全注入系统和安全壳热量导出系统取水实现分区取水，有效降低了滞留篮和滤网单台设备的碎片负载，提升了设备的可靠性和布置便利性；
4)提升了核电站的安全性。
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为相关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。
图3为本发明核电站安全壳内置换料水箱的外环池取水示意图。
图4为本发明核电站安全壳内置换料水箱双环池结构搅混示意图。
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。
请参阅图2所示，本发明核电站安全壳内置换料水箱包括：位于核电站反应堆堆坑41和二次屏蔽墙42之间的内环水池10以及位于内环水池10上方的承重楼板20，承重楼板20设有内环回水孔200，内环水池10中设有与内环回水孔200对应的内环滞留篮30，内环回水孔200与内环滞留篮30之间设有内环回流缓冲池32，其中，二次屏蔽墙42和安全壳44之间为环形空间40，环形空间40楼板下方设有外环水池60，外环水池60与环形空间40通过外环回水孔90连通，外环水池60中设有与外环回水孔90对应的外环滞留篮70，外环水池60通过通道80与内环水池10连通。
承重楼板20上设有内环回水孔200，围绕内环回水孔200设有混凝土围堰204，混凝土围堰204上设有拦污栅202。拦污栅202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。
内环滞留篮30设置于安全壳内置换料水箱内环水池10中，用于对回流碎片进行精细过滤。
内环回流缓冲池32位于内环回水孔200的下方，可接收和聚集来自内环回水孔200的跌水，内环回流缓冲池32设有与内环滞留篮30连通的内环滞留篮流道320，来自内环回水孔200的跌水经内环缓冲池32缓冲后经内环滞留篮流道320进入内环滞留篮30内，经内环滞留篮30内过滤部件过滤后进入安全壳内置换料水箱内环水池10内。
环形空间40位于二次屏蔽墙42和安全壳44之间，环形空间40设有与外环滞留篮70连通的外环回水孔90，围绕外环回水孔90设有混凝土围堰902。事故后回水经环形空间40缓冲后从外环回水孔90进入外环滞留篮70内，经外环滞留篮70内过滤部件过滤后进入安全壳内置换料水箱外环水池60内。
外环水池60位于环形空间楼板下方，外环水池60的设计增加了IRWST水池的底部面积，在保证水池容积的条件下，降低了水深，进一步降低了反应堆厂房的整体高度，提升了反应堆厂房的抗震能力。
外环滞留篮70设置于外环水池60中，外环滞留篮70固定在池底，上方开口位于外环回水孔90内，且开口高于水池的最高液位，用于对事故后经过外环回水孔90中的回流碎片进行过滤。
通道80位于二次屏蔽墙42的底段，并与内环水池10和外环水池60连通，实现内、外环水池10、60中的水体连通互流。通道80设有拦渣栅800，拦渣栅800活动连接在通道80侧壁预设结构上，底边与池底表面接触。拦渣栅800可以实现内环水池10和外环水池60的水体连通和碎片隔离，在安装和检修阶段，人员或设备需通过通道时，可打开拦渣栅800，实现人员通行和设备转运。
请参阅图3所示，安全壳热量导出系统滤网72位于外环水池60内，用于为外环水池60中的水体进行过滤，并通过汇流管720与内环水池10内的地坑盖板组件722连接，地坑盖板组件722位于取水地坑50上，并与取水地坑50连通，取水泵通过地坑贯穿件从取水地坑50中取水。
请参阅图4所示，内环水池10和外环水池60形成双C形环池结构，并通过3个通道80连通，3个通道80尽可能均匀布置，并根据水池空间布置和水池搅混分析来调整。
请继续参阅图2和4所示，内环水池10内设置有3台内环滞留篮30和3台安全注入系统滤网35，底部设置有5个取水地坑50，内环滞留篮30和安全注入系统滤网35间隔安装在内环水池10内，安全注入系统滤网35位于内环滞留篮30之间，每台安全注入系统滤网35对应一个取水地坑50，来自内环回水孔200的跌水经内环滞留篮30内过滤部件过滤后进入内环水池10内，来自内环水池10的水体经过安全注入系统滤网35过滤后为安全注入系统提供水源。
请继续参阅图3和4所示，外环水池60内设置有3台外环滞留篮70和2台安全壳热量导出系统滤网72，3台外环滞留篮70间隔安装在外环水池60内，并位于两台安全壳热量导出系统滤网72之间，每台安全壳热量导出系统滤网72对应一个取水地坑50，来自环形空间40的回水经外环滞留篮70内过滤部件过滤后进入外环水池60内。来自外环水池60的水体经过安全壳热量导出系统滤网72过滤后通过汇流管720输送至地坑盖板组件722下方的取水地坑50，并通过地坑贯穿件和取水泵取水，为安全壳热量导出系统提供水源。
内环水池10和外环水池60通过通道80实现水体连通互流。在图示实施方式中，内环水池10搅混为逆时针方向，外环水池60搅混为顺时针方向，当启动搅混时，IRWST内外环中的水流整体实现大循环交换搅混，提高IRWST内水流的搅混效果，保证水池内水质稳定性和可靠性。
结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明核电站安全壳内置换料水箱至少具有以下有益技术效果：
1)采用双C形环池结构设计使水池面积增加70％左右，更好实现IRWST内设备的合理布置，提升搅混效果，保证水池内水质稳定性和可靠性；
2)水深降低35％左右，降低水池深度，提高了反应堆厂房整体抗震能力，有利于反应堆厂房外取水泵的合理布置，并保证低液位取水时取水泵的汽蚀余量；
3)IRWST内回水实现分区回流和碎片分区隔离，安全注入系统和安全壳热量导出系统取水实现分区取水，有效降低了滞留篮和滤网单台设备的碎片负载，提升了设备的可靠性和布置便利性；
4)提升了核电站的安全性。
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 (11)

1.一种核电站安全壳内置换料水箱，其包括位于核电站反应堆堆坑和二次屏蔽墙之间的内环水池以及位于内环水池上方的承重楼板，承重楼板设有内环回水孔，内环水池中设有与内环回水孔对应的内环滞留篮，内环回水孔与内环滞留篮之间设有内环回流缓冲池，其特征在于：二次屏蔽墙和核电站安全壳之间为环形空间，环形空间楼板下方设有外环水池，外环水池与环形空间通过外环回水孔连通，外环水池中设有与外环回水孔对应的外环滞留篮，外环水池通过通道与内环水池连通。
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，所述外环滞留篮固定在外环水池池底，上方开口位于外环回水孔内，且开口高于水池的最高液位。
3.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，所述外环回水孔周围设有混凝土围堰。
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，所述通道位于二次屏蔽墙的底段。
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，所述通道设有拦渣栅。
6.根据权利要求5所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于，所述拦渣栅活动连接在通道侧壁预设结构上。
7.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，所述内环水池和外环水池形成双C形环池结构。
8.根据权利要求7所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于，所述内环水池搅混为逆时针方向，所述外环水池搅混为顺时针方向。
9.根据权利要求8所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于，所述内环水池为安全注入系统提供水源。
10.根据权利要求7所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于，所述外环水池设有安全壳热量导出系统滤网，所述安全壳热量导出系统滤网通过汇流管与内环水池中的地坑盖板连接，所述地坑盖板位于取水地坑上。
11.根据权利要求10所述的核电站安全壳内置换料水箱，其特征在于，所述外环水池为安全壳热量导出系统提供水源。
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