CN103377721A - 一种核电站事故后ⅱ型堆外熔融物滞留装置 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器,还包括围于内墙之外的外墙、以及固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置;堆芯熔融物滞留装置上表面上设有堆芯熔融物滞留凹槽,堆芯熔融物滞留装置下表面为一个斜面,倾斜角度为15度~80度,斜面上靠近外墙底部的位置为圆弧形;内墙与外墙之间形成冷却剂下降通道与蒸汽上升第二通道;内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道;堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计,用不同的材料包容熔融物,应用冷却剂环路对熔融物进行冷却,提高了核电站的高全性。
Description
技术领域
本发明涉及一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,特别是涉及一种采用堆芯熔融物完全非能动冷却设计,提高核电站安全性的核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置。
背景技术
熔融物滞留技术是核电针对严重事故的一项重要缓解措施,可以有效的解决放射性释放,维持安全边界的完整。目前第三代核电都采用了压力容器破损后的严重事故缓解措施。
AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施,主要包括设置熔融堆芯滞留设施(IVR),在发生堆芯融化事故时,堆腔淹没系统将水注入堆内的同时,也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间,以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物,保证下封头不被熔穿,使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内,避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应,这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。值得注意的是,一旦堆芯熔融物熔穿压力容器,则IVR将无能为力。因此亟需提供一种新型的核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置。
发明内容
本发明要解决的技术问题是提供一种提高核电站高全性的核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置。
为解决上述技术问题,本发明一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装 置,包括四周闭合的内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器,压力容器与蒸汽通道壁之间形成蒸汽上升第一通道,还包括围于内墙之外的位于底板之上的四周闭合的外墙、以及固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置;堆芯熔融物滞留装置上表面位于压力容器正下方的位置上设有堆芯熔融物滞留凹槽,堆芯熔融物滞留装置下表面为一个斜面,倾斜角度为15度~80度,斜面上靠近外墙底部的位置为圆弧形;内墙与外墙之间形成彼此隔开的冷却剂下降通道与蒸汽上升第二通道,堆芯熔融物滞留装置与底板之间形成与冷却剂下降通道、蒸汽上升第二通道连通的蒸汽上升倾斜通道,斜面上圆弧形一侧相邻冷却剂下降通道,斜面上另一侧相邻蒸汽上升第二通道;内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有与冷却剂下降通道连通的冷却剂通道;堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。
无机非金属耐火材料为酸性耐火材料、中性耐火材料、碱性耐火材料、或高温复合材料。
酸性耐火材料为氧化硅。
中性耐火材料为氧化铝、氧化铬或石墨。
碱性耐火材料为氧化镁、氧化钙、氧化镧、氧化铍或氧化锆。
高温复合材料为金属陶瓷或纤维增强陶瓷。
堆芯熔融物滞留凹槽的直径为4m~8m,深度为1.8m~4m,堆芯熔融物滞留凹槽底部距离堆芯熔融物滞留装置底部的厚度为0.5m~2m。
堆芯熔融物滞留装置下表面的拱高为0.1m~2m。
冷却剂通道的直径为0.1m~0.9m。
当发生严重事故,堆芯熔化后,由于堆内熔融物滞留机理复杂,难以完全认识,因此存在压力容器破损的可能性。当压力容器破损后,熔融物流出,将会与原腔室底部的混凝土发生反应,产生大量不凝气体,有可能使安全壳 超压,同时由于熔融物内部不断产生衰变热,如果得不到充分冷却,熔融物会不断向下熔穿最终对安全壳直接加热,熔穿最后一道安全屏障,导致放射性大量外泄。。本发明采用堆外的熔融物滞留设计,用与压力容器不同的材料包容熔融物,再用冷却剂环路和堆芯熔融物冷却装置对熔融物进行冷却,保证及时导出熔融物的衰变热,阻止熔融物与混凝土相互作用以及安全壳直接加热,维持安全屏障完整,防止放射性大量外泄,极大地提高了核电站的高全性。
附图说明
图1为本发明所提供的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置的结构示意图。
图中:1为压力容器,2为冷却剂下降通道,3为外墙,4为冷却剂通道,5为堆芯熔融物滞留装置,6为蒸汽上升第二通道,7为堆芯熔融物,8为蒸汽上升第一通道,9为内墙,10为蒸汽通道壁,11为蒸汽上升倾斜通道。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细的说明。
本发明包括压力容器1、外墙3、内墙9、堆芯熔融物滞留装置5。
内墙9四周闭合上下敞开,内墙9内侧通过混凝土浇筑固定有的底部开口的蒸汽通道壁10。压力容器1通过管道支撑置于蒸汽通道壁10中。压力容器1与蒸汽通道壁10之间形成蒸汽上升第一通道8。
堆芯熔融物滞留装置5由混凝土浇筑固定于内墙9底部。内墙9与堆芯熔融物滞留装置5之间设有冷却剂通道4。堆芯熔融物滞留装置5由承受上限温度不低于1580摄氏度的无机非金属耐火材料构成,有较好的抗热冲击和 化学侵蚀的能力、导热系数低和膨胀系数低。无机非金属耐火材料内部有多条微细通道可以将冷却剂蒸汽导出到蒸汽上升第一通道8。无机非金属耐火材料可以为酸性耐火材料、中性耐火材料、碱性耐火材料、或高温复合材料。其中酸性耐火材料优选为氧化硅。中性耐火材料优选为氧化铝、氧化铬或石墨。碱性耐火材料优选为氧化镁、氧化钙、氧化镧、氧化铍或氧化锆。高温复合材料优选为金属陶瓷或纤维增强陶瓷。
堆芯熔融物滞留装置5上表面位于压力容器正下方的位置上设有堆芯熔融物滞留凹槽,堆芯熔融物滞留凹槽的直径为4m~8m以提供足够的堆芯捕捉面积,深度要求要大于1.8m~4m,以承受堆芯熔融物。堆芯熔融物滞留装置5的下表面为一个斜面,倾斜角度为15度~80度,斜面上靠近外墙底部的位置为圆弧形。堆芯熔融物滞留凹槽底部距离堆芯熔融物滞留装置5底部的厚度为0.5m~2m。
外墙3整体四周闭合,通过混凝土固定于底板之上。内墙9与堆芯熔融物滞留装置5整体置于外墙3之内,通过混凝土实现内墙9与外墙3之间的固定。内墙9与外墙3之间形成彼此隔开(通过混凝土)的冷却剂下降通道2与蒸汽上升第二通道6,堆芯熔融物滞留装置5与底板之间形成与冷却剂下降通道2、蒸汽上升第二通道6连通的蒸汽上升倾斜通道11,斜面上圆弧形一侧相邻冷却剂下降通道2,斜面上另一侧相邻蒸汽上升第二通道6。
对于核电站,在严重事故情况下,压力容器1破裂,堆芯熔化堆芯熔融物7,当堆芯熔融物7流出,堆外熔融物滞留装置6,滞留堆芯熔融物7,但是堆芯熔融物会持续不断地产生衰变热,如果不及时将热量导出,堆芯熔融物7产生和积聚的热量会熔穿底板,冷却剂从冷却剂下降通道2下降,从冷却剂通道4进入,冷却堆芯熔融物7的上部,冷却剂再向下,通过蒸汽上升倾斜通道11,蒸发后,一部分通过蒸汽上升第二通道8进入安全壳,另一部分透过堆外熔融物滞留装置5,沿着蒸汽上升第一通道8进入安全壳,在安 全壳内被冷却后,变成冷却剂水,再由冷却剂下降通道2进入,从而形成循环。通过堆芯熔融物滞留装置5的下表面的斜面与圆弧设计,使冷却剂流入蒸汽上升倾斜通道11更加顺畅。
Claims (9)
1.一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,包括四周闭合的内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器,所述压力容器与蒸汽通道壁之间形成蒸汽上升第一通道,其特征在于:还包括围于内墙之外的位于底板之上的四周闭合的外墙、以及固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置;所述堆芯熔融物滞留装置上表面位于压力容器正下方的位置上设有堆芯熔融物滞留凹槽,所述堆芯熔融物滞留装置下表面为一个斜面,倾斜角度为15度~80度,斜面上靠近外墙底部的位置为圆弧形;所述内墙与外墙之间形成彼此隔开的冷却剂下降通道与蒸汽上升第二通道,所述堆芯熔融物滞留装置与底板之间形成与冷却剂下降通道、蒸汽上升第二通道连通的蒸汽上升倾斜通道,所述斜面上圆弧形一侧相邻冷却剂下降通道,所述斜面上另一侧相邻蒸汽上升第二通道;所述内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有与所述冷却剂下降通道连通的冷却剂通道;所述堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。
2.根据权利要求1所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述无机非金属耐火材料为酸性耐火材料、中性耐火材料、碱性耐火材料、或高温复合材料。
3.根据权利要求2所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述酸性耐火材料为氧化硅。
4.根据权利要求2所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述中性耐火材料为氧化铝、氧化铬或石墨。
5.根据权利要求2所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述碱性耐火材料为氧化镁、氧化钙、氧化镧、氧化铍或氧化锆。
6.根据权利要求2所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述高温复合材料为金属陶瓷或纤维增强陶瓷。
7.根据权利要求1所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述堆芯熔融物滞留凹槽的直径为4m~8m,深度为1.8m~4m,所述堆芯熔融物滞留凹槽底部距离所述堆芯熔融物滞留装置底部的厚度为0.5m~2m。
8.根据权利要求1所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述堆芯熔融物滞留装置下表面的拱高为0.1m~2m。
9.根据权利要求1所述的一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置,其特征在于:所述冷却剂通道的直径为0.1m~0.9m。
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