CN103050155A

CN103050155A - 事故缓解装置及其制造方法、核电站压力容器、事故缓解方法

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Publication number: CN103050155A
Application number: CN2012104400860A
Authority: CN
Inventors: 廖敏; 陈耀东; 程旭; 杨燕华; 崔蕾; 宗军
Original assignee: China Nuclear (beijing) Science And Technology Research Institute Co Ltd; NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd
Current assignee: China Nuclear (beijing) Science And Technology Research Institute Co Ltd; NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd
Priority date: 2012-11-06
Filing date: 2012-11-06
Publication date: 2013-04-17
Anticipated expiration: 2032-11-06
Also published as: CN103050155B

Abstract

本发明公开了在核电站发生严重事故时增强沸腾传热性能的核电站严重事故缓解装置。增强沸腾传热性能的装置位于压力容器的下封头外表面，利用粗糙度放大毛细作用力的原理，提高硅晶体微观结构的高效亲水性，避免气泡覆盖在压力容器的下封头外表面，同时扩大其润湿度与吸湿能力及传热面积，提升压力容器的临界热流密度，增强传热的效果，进而能更有效带走堆芯熔融物的衰变热，有效缓解或避免压力容器被熔穿，维持压力容器的完整性，缓解核电站严重事故后果，降低事故的危害程度。本发明还公开了具有该事故缓解装置的核电站中使用的压力容器以及制造该事故缓解装置的方法。

Description

事故缓解装置及其制造方法、核电站压力容器、事故缓解方法

技术领域

本发明涉及核电站安全领域，特别涉及核电站发生严重事故时增强沸腾传热性能的核电站事故缓解装置，以及具有该事故缓解装置的核电站压力容器、制造该事故缓解装置的方法以及核电站事故缓解方法。

背景技术

日本福岛核事故发生后，核电站安全愈来愈受到广泛的关注。压力容器的完整性保证是严重事故管理的重要目标之一。压力容器作为放射性裂变产物的第二道屏障重要组成部分，在堆芯熔融的严重事故情况下承担着滞留熔融物和包容放射性物质的功能。

压力容器内熔融物滞留是否成功取决于两个重要因素：(1)压力容器壁面是否发生偏离泡核沸腾；(2)在事故情况下，压力容器壁面剩余厚度是否承担其机械强度，如热应力、压力等。因此，在事故情况下，减少压力容器表面的气泡，扩大压力容器外壁与冷却介质的接触面积，增强压力容器沸腾传热的临界热流密度，及时有效地将压力容器内部堆芯熔融物的热量导出是保证压力容器完整性、减少放射性物质向安全壳和缓解迁移、降低安全壳完整性丧失风险的关键措施之一。

发明内容

本发明的目的在于提出一种增强核电站严重事故时压力容器的沸腾传热性能的事故缓解装置。

增强沸腾传热性能以缓解核电站严重事故的事故缓解装置附于压力容器的下封头外表面，利用粗糙度放大毛细作用力的原理，改善硅晶体微观结构的高效亲水性，避免气泡覆盖在压力容器的下封头外表面，同时扩大其润湿度与吸湿能力及传热面积，提升压力容器的临界热流密度，增强传热的效果，进而能更有效带走堆芯熔融物的衰变热，避免或缓解压力容器被熔穿，维持压力容器的完整性，缓解核电站严重事故后果，降低严重事故的危害。

本发明另一目的在于提供一种上述增强沸腾传热性能的核电站严重事故缓解装置的制作方法。

本发明的再一个目的是提供一种核电站压力容器，其利用了上述的事故缓解装置。

根据本发明的一个方面，提出了一种用于核电站压力容器的事故缓解装置，包括：导热基底，所述基底的一个表面上设置有亲水性微观结构，所述微观结构增加与冷却介质的接触面积。有利的，所述微观结构为Si微观结构或SiO₂微观结构。所述微观结构可由多个突出柱体形成。

所述微观结构可具有圆柱体阵列、三角柱体阵列、多边形柱体阵列中的至少一种阵列。

所述微观结构可具有圆柱体阵列，在所述圆柱体阵列中，圆柱体的高度在10微米-5毫米之间，直径在5微米-3毫米之间，且相邻圆柱体中心距离为圆柱体直径的1.5倍-3倍。

可选的，所述微观结构由多个孔或多个沟槽形成。有利的，所述孔的底部形成有倒锥面或者所述沟槽的底部形成有斜面。所述倒锥面或所述斜面与水平面之间可成50度-60度之间的角度。

可选的，所述微观结构为Si微观结构，且所述Si微观结构的厚度在20微米-10mm之间。

可选的，所述事故缓解装置还包括导热材料层，固定在所述基底的与所述一个表面相对的另一个表面上。有利的，所述导热材料层由Cu、Ag、Al或ZnO制成。进一步的，所述导热材料层由Cu制成，且所述导热材料层的厚度在1微米-20微米之间。

根据本发明的另一方面，提出了一种核电站压力容器，包括：容器主体，具有设置在容器主体下方的下封头；以及上述的事故缓解装置，所述导热基底设置在所述下封头的外表面的至少一部分上以增加所述下封头的外表面与压力容器的冷却介质的接触面积。

有利的，所述导热基底具有适应于压力容器的下封头的外表面的形状。所述下封头的外表面的弧形或球面外表面可全部覆盖有所述导热基底。

所述压力容器可为核电站安全壳，所述微观结构增强沸腾传热性能。

根据本发明的再一方面，提出了一种制造用于核电站压力容器的事故缓解装置的方法，包括步骤：提供Si或SiO₂基底；在所述基底的一个表面上形成亲水性微观结构，所述微观结构增加与冷却介质的接触面积。

所述微观结构可由多个突出柱体形成，进一步的，所述微观结构具有圆柱体阵列、三角柱体阵列、多边形柱体阵列中的至少一种阵列。

具体的，在形成微观结构的步骤中，在基底的一个表面上设置保护材料层，所述保护材料层形成有蚀刻图案；基于所述蚀刻图案，在所述基底的所述一个表面上利用深反应离子蚀刻法蚀刻出多个竖直孔或沟槽。

进一步，形成微观结构的步骤还包括步骤：在所述竖直孔或沟槽的竖直侧壁上涂敷光刻胶；采用湿法腐蚀工艺，利用HF、NH₄和水的混和液，从所述竖直孔或沟槽的底部进行湿法腐蚀。

在湿法腐蚀步骤中，HF、NH4与水的摩尔比有利的在2∶7∶40-2∶12∶63之间。

进一步的，在湿法腐蚀步骤中，反应时间在2.5分钟到6.5分钟之间且反应温度在14摄氏度-28摄氏度之间。

在湿法腐蚀的步骤中，在所述底部腐蚀出的斜面与水平面的夹角在50度-60度之间。

所述竖直孔或沟槽的深度在10微米-5毫米之间。

上述方法还可包括步骤：在所述基底的与所述一个表面相对的另一个表面上设置导热材料层。有利的，所述导热材料层由Cu、Ag、Al或ZnO制成。进一步的，所述导热材料层由Cu制成。设置导热材料层的步骤可包括步骤：在基底的所述另一个表面上溅射铜种子层；在所述铜种子层上电镀铜层。进一步，在溅射铜种子层的步骤中，所述铜种子层的厚度在100纳米-300纳米之间；电镀铜层的步骤中，电镀电流为0.3-3A且电镀时间为5分钟-120分钟，铜层的厚度在1微米-20微米之间。可选的，在所述基底的所述另一个表面上溅射铜层直至该铜层的厚度在1微米-20微米之间。

本发明还涉及一种核电站事故缓解方法，包括如下步骤：在安全壳下封头的外表面设置上述的事故缓解装置；在出现核电站严重事故时，使得冷却水流过所述下封头的外表面，冷却水经由所述微观结构与所述安全壳下封头热交换以带走安全壳内的热量。

利用本发明的技术方案，可以在事故情况下，减少压力容器的下封头外表面的气泡，扩大压力容器的外表面(或外壁)与冷却介质的接触面积，增强压力容器沸腾传热的临界热流密度，及时有效地将压力容器内部堆芯熔融物的热量导出，从而有助于保证压力容器的完整性、降低安全壳完整性丧失风险。

附图说明

图1为根据本发明的一个示例性实施例的增强沸腾传热性能的核电站事故缓解装置的示意图，其中事故缓解装置布置在压力容器的下封头的外表面上；

图2为图1中的A部分的局部放大示意图；

图3为制造根据本发明的一个示例性实施例的增强沸腾传热性能的事故缓解装置的工艺流程图，其中，图3a-图3i分别示出了不同的制造步骤。

具体实施方式

下面详细描述本发明的实例性的实施例，实施例的示例在附图中示出，其中相同或相似的标号表示相同或相似的元件。下面参考附图描述的实施例是示例性的，旨在解释本发明，而不能解释为对本发明的限制。

在反应堆发生堆芯熔化严重事故时，来自安全壳内部或外部的冷却水依靠重力或泵注入到压力容器外壁和其保温层之间，冷却水通过冷却压力容器下封头和筒体外表面，高效带走压力容器下封头的堆芯熔融物余热，尽量避免压力容器熔穿，防止堆芯熔融物和混凝土底板发生反应产生不可凝气体和可燃气体引起的安全壳发生燃爆或缓慢超压；同时避免下封头熔穿可防止堆芯熔融物与反应堆堆坑内冷却水直接接触，以免引起蒸汽爆炸发生。因此，把熔融物冷却和持留在反应堆容器内是一项缓解事故后果的关键措施。在压力容器外侧被水淹没时，热熔穿的损坏机制是沸腾危机，它发生在下封头热通量超过该处的临界热通量，然后突然从泡核沸腾转向膜状沸腾。膜状沸腾的特征是具有很低的传热系数，造成壁表面温度大大升高。在高温下，下封头内壁首先开始熔蚀，随着壁厚减薄，下封头在熔融物重力和高温双重作用下，逐渐趋于蠕变失效。因此，必须保证容器壁局部的热流密度小于临界热流密度。只有不发生沸腾危机，以及在容器内低压情况下，才不会发生因热载荷作用下壁厚减薄而造成结构损坏。

增强沸腾传热性能的核电站严重事故缓解装置是利用具有硅晶体微观结构毛细吸水作用和高效的亲水特性开发出的一种结构简单、成本可控、易批量化生产的核电站严重事故缓解装置。其与一般的传热设备相比，在相同大小的尺寸情况下与冷却介质接触的换热表面积可扩大数倍，同时可避免气泡覆盖在压力容器的下封头外表面，强化其润湿度与吸湿能力，提升压力容器的临界热流密度，增强传热的效果，进而能更有效带走堆芯熔融物的衰变热，有效缓解或避免压力容器被熔穿，维持压力容器的完整性，缓解核电站严重事故后果，降低事故的危害程度。

图1是增强沸腾传热性能的核电站(严重)事故缓解装置10示意图，该事故缓解装置10布置在压力容器的下封头8的外表面上。图2为图1中的A部分的局部放大示意图。

图2中最里层是压力容器下封头8，镀铜层7起到将Si层(或基板)1固定和连接到压力容器下封头的作用。微结构的柱状Si层结构被依附在压力容器下封头的外表面，形成具有高效的亲水性、扩大与冷却介质接触的面积和增强临界热流密度的热量交换层。

需要注意的是，本发明中的微结构或微观结构表示基于毛细作用力的驱动可防止气泡吸附的结构。本发明中的亲水性表示在该微观结构或微结构上，气泡容易被润湿而与微结构或微观结构脱离。在气泡的生长阶段，气泡的表面力和浮力的合力与动量力平衡，在微结构或微观结构中，由于毛细作用力的驱动，可以防止气泡吸附在微结构或微观结构上，因此，气泡能够不断的被润湿后脱离微结构或微观结构。

图3是制造增强沸腾传热性能的核电站(严重)事故缓解装置的工艺流程图。工艺步骤为：首先，如图3a-3c中所示，在硅基底1上覆盖保护材料层2，保护材料成2为采用溅射形成的铝层，厚度为100nm-950nm，用微细加工技术将需要在硅基底1上刻蚀的图形加工到保护材料层2上，图形的深度到达硅基底1表面；然后，如图3d中所示，在硅基底1上运用例如深反应离子刻蚀法(DRIE)竖直蚀刻出图形，深度为可为10μm-10mm；然后，如图3e中所示，在所形成的柱状体表面3(参加图3d)涂上光刻胶4；之后，例如采用湿法腐蚀工艺，利用HF、NH₄和水的混合液，从柱状底部进行湿法腐蚀，腐蚀出的斜面5与水平面的夹角为50°-60°，如图3f中所示；如图3g中所示，采用磷酸溶液除去柱状体顶部表面的保护材料层2；之后，如图3h中所示，在硅基底面溅射厚度为100nm-300nm铜种子层6；最后，如图3i中所示，电镀厚度为1μm-20μm的铜层7。

如图3所示的Si层微结构包括基底与刻蚀在基底内部的倒锥形微结构、刻蚀在基底上部的柱形微结构及电镀在硅基底面的铜层。该柱形微结构呈阵列式排列，高度为10μm-5mm，直径为5μm-3mm，相邻柱体中心距离为直径的1.5-3倍。倒锥形微结构的斜面与水平面的夹角为50°-60°。该结构利用液体的润湿特性，使液体的浮力、表面张力、重力和液体内部的压力平衡，从而使液体浸渍在装置的每一个微小部分，强化其润湿度与吸湿能力。

本发明涉及一种用于核电站压力容器的事故缓解装置，包括：导热基底1，所述基底1的一个表面(例如图3中的上表面)上设置有亲水性微观结构(例如在图3g-3i中的具有表面3的微柱体以及微柱体之间的具有斜面5的锥面体)，所述微观结构可增加与冷却介质的接触面积。

除了可利用Si形成上述微观结构之外，还可以使用SiO₂以及其他任何适当的可制造该微观结构的导热材料来构成基底1或形成上述的微观结构。

所述微观结构可由多个突出柱体形成。所述微观结构具有圆柱体阵列、三角柱体阵列、多边形柱体阵列中的至少一种阵列。

可选的，所述微观结构可由多个孔或多个沟槽形成。进一步的，所述孔的底部也可以形成有倒锥面或者所述沟槽的底部也可形成有斜面。所述倒锥面或所述斜面与水平面之间成50度-60度之间的角度。

在微观结构为Si微观结构时，Si微观结构的厚度可在20微米-10mm之间。

事故缓解装置还可以包括导热材料层(对应于铜种子层6和铜层7)，固定在所述基底1的与所述一个表面相对的另一个表面(即图3中的下表面)上。除了Cu之外，导热材料层还可以由Ag、Al或ZnO制成。

本发明还涉及核电站压力容器，包括：容器主体，容器主体具有设置在容器主体下方的下封头8(参见图1)；以及上述的事故缓解装置10，所述导热基底设置在所述下封头的外表面的至少一部分上以增加所述下封头的外表面与压力容器的冷却介质的接触面积。如图1中所示，所述导热基底1具有适应于压力容器的下封头8的外表面的形状。有利的，所述下封头8的外表面的弧形或球面外表面全部覆盖有所述导热基底1。

本发明也涉及一种制造用于核电站压力容器的事故缓解装置10的方法，包括步骤：提供Si或SiO₂基底1；在所述基底1的一个表面(例如图3中的上表面)上形成亲水性微观结构(例如在图3g-3i中的具有表面3的微柱体以及微柱体之间的具有斜面5的锥面体)，所述微观结构增加与冷却介质的接触面积。所述微观结构由多个突出柱体形成。所述微观结构具有圆柱体阵列、三角柱体阵列、多边形柱体阵列中的至少一种阵列。

在形成微观结构的步骤中，在基底的上表面上设置保护材料层2，所述保护材料层2形成有蚀刻图案；基于所述蚀刻图案，在所述基底1的上表面上利用深反应离子蚀刻法蚀刻出多个竖直孔或沟槽。

形成微观结构的步骤还可包括步骤：在所述竖直孔或沟槽的竖直侧壁上涂敷光刻胶4；采用湿法腐蚀工艺，利用HF、NH₄和水的混和液，从所述竖直孔或沟槽的底部进行湿法腐蚀。在湿法腐蚀步骤中，HF、NH4与水的摩尔比可在2∶7∶40-2∶12∶63之间。在湿法腐蚀步骤中，反应时间可在2.5分钟到6.5分钟之间且反应温度可在14摄氏度-28摄氏度之间。在湿法腐蚀的步骤中，在所述底部腐蚀出的斜面与水平面的夹角在50度-60度之间。

所述竖直孔或沟槽的深度可在10微米-5毫米之间。

在上述方法中，可以在所述基底1的与下表面上设置上述的导热材料层(对应于铜种子层6和铜层7)。

设置导热材料层的步骤包括步骤：在基底1的下表面上溅射铜种子层6；在所述铜种子层6上电镀铜层7。在溅射铜种子层的步骤中，所述铜种子层6的厚度在100纳米-300纳米之间；电镀铜层的步骤中，电镀电流为0.3-3A且电镀时间为5分钟-120分钟，铜层7的厚度在1微米-20微米之间。

可选的，在所述基底1的下表面上溅射铜层直至该铜层的厚度在1微米-20微米之间。

本发明也涉及一种核电站事故缓解方法，包括如下步骤：

在安全壳下封头的外表面设置上述的事故缓解装置10；在出现核电站严重事故时，使得冷却水流过所述下封头的外表面，冷却水经由所述微观结构与所述安全壳下封头热交换以带走安全壳内的热量。

本发明相对于现有技术，具有以下有益效果：

1、本发明增强沸腾传热性能的核电站(严重)事故缓解装置具有可控的几何结构、工艺重复性能高且机械稳定性强。该结构利用液体的润湿特性，使液体的浮力、表面张力、重力和液体内部的压力平衡，从而使液体浸渍在装置的每一个微小部分。

2、本发明采用深反应离子刻蚀干法刻蚀与湿法刻蚀相结合的特点，保护材料层2可以避免在干法刻蚀中对硅衬底1的刻蚀，光刻胶4可以避免在湿法刻蚀中溶液对柱状体表面3的刻蚀，具有较低的设备成本，容易批量生产，能够在热传导设备领域得到广泛的应用。

3、本发明使液体与换热器表面积充分接触，增强润湿性能，避免沸腾传热过程中气泡附着在设备表面阻碍热量的交换，同时换热面积较一般传统换热设备扩大数倍，显著提高临界热流密度，可有效进行高热流密度设备的散热。

尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行变化。本发明的适用范围由所附权利要求及其等同物限定。

Claims

1.一种用于核电站压力容器的事故缓解装置，包括：

导热基底，所述基底的一个表面上设置有亲水性微观结构，所述微观结构增加与冷却介质的接触面积。

2.根据权利要求1所述的事故缓解装置，其中：

所述微观结构为Si微观结构或SiO₂微观结构。

3.根据权利要求2所述的事故缓解装置，其中：

所述微观结构由多个突出柱体形成。

4.根据权利要求3所述的事故缓解装置，其中：

所述微观结构具有圆柱体阵列、三角柱体阵列、多边形柱体阵列中的至少一种阵列。

5.根据权利要求4所述的事故缓解装置，其中：

所述微观结构具有圆柱体阵列，在所述圆柱体阵列中，圆柱体的高度在10微米-5毫米之间，直径在5微米-3毫米之间，且相邻圆柱体中心距离为圆柱体直径的1.5倍-3倍。

6.根据权利要求1所述的事故缓解装置，其中：

所述微观结构由多个孔或多个沟槽形成。

7.根据权利要求6所述的事故缓解装置，其中：

所述孔的底部形成有倒锥面或者所述沟槽的底部形成有斜面。

8.根据权利要求7所述的事故缓解装置，其中：

所述倒锥面或所述斜面与水平面之间成50度-60度之间的角度。

9.根据权利要求2所述的事故缓解装置，其中：

所述微观结构为Si微观结构，且所述Si微观结构的厚度在20微米-10mm之间。

10.根据权利要求1所述的事故缓解装置，还包括：

导热材料层，固定在所述基底的与所述一个表面相对的另一个表面上。

11.根据权利要求10所述的事故缓解装置，其中：

所述导热材料层由Cu、Ag、Al或ZnO制成。

12.根据权利要求11所述的事故缓解装置，其中：

所述导热材料层由Cu制成，且所述导热层材料的厚度在1微米-20微米之间。

13.一种核电站压力容器，包括：

容器主体，包括设置在容器主体下方的下封头；以及

根据权利要求1-9中任一项所述的事故缓解装置，所述导热基底设置在所述下封头的外表面的至少一部分上以增加所述下封头的外表面与压力容器的冷却介质的接触面积。

14.根据权利要求13所述的压力容器，其中：

所述导热基底具有适应于压力容器的下封头的外表面的形状。

15.根据权利要求14所述的压力容器，其中：

所述下封头的外表面的弧形或球面外表面全部覆盖有所述导热基底。

16.根据权利要求15所述的压力容器，其中：

所述压力容器为核电站安全壳，所述微观结构增强沸腾传热性能。

17.根据权利要求13所述的压力容器，其中：

所述事故缓解装置为根据权利要求10-12中任一项所述的事故缓解装置。

18.根据权利要求17所述的压力容器，其中：

所述导热基底经由所述导热材料层设置在所述下封头的外表面的至少一部分上以增加所述下封头的外表面与压力容器的冷却介质的接触面积。

19.一种制造用于核电站压力容器的事故缓解装置的方法，包括步骤：

提供Si或SiO₂基底；

在所述基底的一个表面上形成亲水性微观结构，所述微观结构增加与冷却介质的接触面积。

20.根据权利要求19所述的方法，其中：

所述微观结构由多个突出柱体形成。

21.根据权利要求20所述的方法，其中：

22.根据权利要求19所述的方法，其中：

在形成微观结构的步骤中，在基底的一个表面上设置保护材料层，所述保护材料层形成有蚀刻图案；基于所述蚀刻图案，在所述基底的所述一个表面上利用深反应离子蚀刻法蚀刻出多个竖直孔或沟槽。

23.根据权利要求22所述的方法，其中：

形成微观结构的步骤还包括步骤：

在所述竖直孔或沟槽的竖直侧壁上涂敷光刻胶；

采用湿法腐蚀工艺，利用HF、NH₄和水的混和液，从所述竖直孔或沟槽的底部进行湿法腐蚀。

24.根据权利要求23所述的方法，其中：

在湿法腐蚀步骤中，HF、NH4与水的摩尔比在2∶7∶40-2∶12∶63之间。

25.根据权利要求24所述的方法，其中：

在湿法腐蚀步骤中，反应时间在2.5分钟到6.5分钟之间且反应温度在14摄氏度-28摄氏度之间。

26.根据权利要求23所述的方法，其中：

27.根据权利要求22所述的方法，其中：

所述竖直孔或沟槽的深度在10微米-5毫米之间。

28.根据权利要求19所述的方法，还包括步骤：

在所述基底的与所述一个表面相对的另一个表面上设置导热材料层。

29.根据权利要求28所述的方法，其中：

所述导热材料层由Cu、Ag、Al或ZnO制成。

30.根据权利要求29所述的方法，其中：

所述导热材料层由Cu制成。

31.根据权利要求30所述的方法，其中：

设置导热材料层的步骤包括步骤：

在基底的所述另一个表面上溅射铜种子层；

在所述铜种子层上电镀铜层。

32.根据权利要求31所述的方法，其中：

在溅射铜种子层的步骤中，所述铜种子层的厚度在100纳米-300纳米之间；

电镀铜层的步骤中，电镀电流为0.3-3A且电镀时间为5分钟-120分钟，铜层的厚度在1微米-20微米之间。

33.根据权利要求30所述的方法，其中：

在所述基底的所述另一个表面上溅射铜层直至该铜层的厚度在1微米-20微米之间。

34.一种核电站事故缓解方法，包括如下步骤：

在安全壳下封头的外表面设置根据权利要求1-12中任一项所述的事故缓解装置；

在出现核电站严重事故时，使得冷却水流过所述下封头的外表面，冷却水经由所述微观结构与所述安全壳下封头热交换以带走安全壳内的热量。