CN103426485B - 一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在发生核反应堆事故后，启动反应堆容器内注入IRVR系统，向压力容器内注入至少体积V(m³)的冷却水：V=0.02×P ₀，其中P ₀为堆芯功率，单位为MWe。本发明还涉及用于实施本发明的方法的反应堆容器内注入IRVR系统。

Description

一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实 施这种方法的系统

技术领域

本发明涉及核安全技术领域，更特别地涉及在核电站发生重大事故时防止反应堆堆芯熔融物熔损反应堆压力容器的技术领域。

背景技术

在核电站设计中，核安全是需考虑的首要问题。1979年美国三哩岛核电站事故和1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故发生后，严重事故的预防和缓解成为核电站设计必须考虑的因素。2011年日本福岛事故后，核电站严重事故的预防和缓解更受到各国公众、政府和安全监管当局的重视。核电站风险主要来自潜在的堆芯熔化事故及造成的放射性物质的对环境的大规模释放。如何降低严重事故的发生频率，缓解严重事故的后果，提高核电站的安全水平，已成为各国核工业界和核安全监管当局关注的重点之一。中国国家核安全局早在2004年4月18日发布了《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，对新建核动力厂设计时必须考虑严重事故已提出明确要求，可见进行严重事故预防和缓解措施设计的重要性。

压水堆核电站发生严重事故时，堆芯由于失去冷却水使堆芯裸露并开始升温、过热，燃料元件由于冷却不足而发生熔化，堆芯熔融物落入压力容器下腔室，对压力容器的完整性形成威胁。一旦压力容器熔穿，熔融物流入堆腔室后，将可能发生堆外蒸汽爆炸、熔融物与混凝土反应等现象，致使安全壳内升温升压，对安全壳的完整性构成威胁。因此，如何对熔融物进行有效的冷却是缓解核电站严重事故的关键。

为缓解严重事故后果，根据严重事故发展过程特点，已提出多种应对严重事故的策略。熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention，IVR)策略是重要的严重事故缓解方案之一。该策略在假定严重事故工况下，通过从压力容器外部对熔融物进行充分有效的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内，从而避免压力容器熔穿，保证压力容器的完整性，进而防止多数可能威胁安全壳完整性的堆外现象的发生。

作为缓解事故后果的关键措施的一种，IVR策略近年来在核工业界获得了实际应用。各种非能动乃至能动型反应堆，如西屋AP600/AP1000、芬兰IVO改进Loviisa VVER440、三菱MS600设计(非能动型)，俄罗斯VVER640设计(能动型)以及韩国APR1400等，纷纷采用IVR方案；我国出口巴基斯坦的C2核电站设计、中广核的CPR1000核电站最新设计也分别采取这一方案，并进行了评价。其他运行核电站如Zion PWR、BWR和CANDU核电站也在进行应用IVR的研究。

对于较低功率核电站AP600，经过Theofanous等的分析研究，AP600 IVR的评价结论是：只要保证反应堆冷却剂系统卸压，并且确保压力容器淹没于水中的深度至少高于熔融池，压力容器安全裕度较大，即熔融物作用于压力容器的热流密度小于对应位置临界热流密度，AP600不会发生压力容器热熔穿失效。

AP1000核电站以AP600核电站为基础升级开发，也采用IVR事故缓解措施。并完成了相应的工程验证试验。使AP1000设计获得通过。

虽然IVR策略在AP600、AP1000中的应用获得了美国核管会的认可，但是对于其在超大型先进压水堆中的应用，却仍存在着很多不确定性。

US7117158采用反应堆压力容器外冷却(ERVC) )作为实施IVR策略的手段。主要是利用换料水箱的水和失水事故(LOCA)时破口流出的水淹没压力容器外的堆腔室，其水位直至超过堆内下腔室熔融物的高度，从反应堆压力容器外提供冷却，避免下封头的过热熔损。这种方法存在一定的局限性，当反应堆堆芯功率较高时，由于受堆外冷却的传热效率的限制，反应堆外的水冷不足以带出堆内的热量，所以不能避免熔融物熔损压力容器。

CN201689688U提出在上述反应堆压力容器外冷却的基础上的反应堆容器内注入(IRVR)的方法。这种方法能够增强系统冷却能力，提高了成功实施IVR策略的有效性。但是，该专利中所提出的方法仍然存在一定的局限性。IRVR通过主冷却管注入，这种方法存在一定的风险，如果主冷却管发生破损，就会导致IRVR注入失败。冷却水注入没有流量控制，这样如果注入太慢，会导致冷却效果不明显，如果注入太快，则可能会导致短时间内产生大量的氢气和水蒸汽。另外，该方法并没有对注入水量进行确定，一方面注水量过少则不能完全满足带出堆芯的残余热量，获得希望的技术效果，另一方面注水量过大则使得冷却水箱体积过大，或者需要从堆外补充冷却水，因此使得该冷却水箱占据过多的安全壳内的空间，或者需要对设计专门管道补充冷却水，使反应堆内部的设计趋于复杂。

发明内容

本发明要解决的主要技术问题是解决核电站的超大功率(超过1000MWe)压水堆在严重事故情况下，即，堆芯开始发生熔化时，防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器以保持压力容器完整性的问题，同时提高压力容器外淹没与压力容器内冷却相结合的冷却方式的有效性。

为了解决上述技术问题，本发明提出一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在发生核反应堆事故后，启动反应堆容器内注入(IRVR)系统，向压力容器内注入至少体积V的冷却水，其特征在于以m³计的V通过以下公式确定：V=0.02×P ₀，其中P ₀为堆芯功率，单位为MWe。

本发明方法的优点是实施简单、可靠性高、对现有工艺系统及堆内布置影响较小、可避免系统间的不利相互作用，最重要的是可以避免IRVR注水箱占据过大的安全壳内部空间，而且使得安全壳设计趋于简单合理。

附图说明

图1表示用于实施本发明的方法的反应堆容器内注入(IRVR)系统原理图。

图2表示不同q/q_cr降至0.85时衰变热功率后延时间关系图。

图3表示q/q_cr的不同取值所对应的IRVR用水量。

具体实施方式

下面结合图1和AP 系列非能动安全型压水堆来举例说明本发明的技术方案，而本发明绝不限于所举例的这种类型的反应堆。本说明书提到的所有出版物、专利申请、专利和其它参考文献全都引于此供参考。除非另有定义，否则本说明书所用的所有技术和科学术语都具有本领域技术人员常规理解的含义。

压水堆的压力容器外冷却系统(ERVC)是本领域已知的，为了简洁起见，其具体细节在本文中不再赘述。

非能动安全型压水堆(例如，AP1000 )一般使用铀-锆包壳的燃料元件作为核燃料，在正常运行时，堆芯出口温度为约320℃。当超大功率的非能动安全型压水堆(功率超过1000MWe)核电站发生严重事故时，例如，自动降压系统(ADS4，AutomaticDepressurization System)误开的情况下，冷却水不再进入堆芯中，使堆芯裸露。即使反应堆已停止运行并且启动反应堆压力容器外冷却(ERVC)，但由于部分地存在的核衰变反应使得反应堆继续释放出衰变热，这时反应堆压力容器外冷却(ERVC)的冷却功率不足以将堆芯产生的衰变热带到压力容器外，使得堆芯衰变热随着时间在压力容器中不断积累，当温度升高超过堆芯熔点时，堆芯便开始熔化，因此立即需要启动反应堆容器内注入(IRVR)系统向压力容器内注入冷却水。在超大功率的非能动安全型压水堆(功率超过1000MWe)最严重的事故序列时，由于反应堆压力容器外冷却功率不足而引起堆芯温度不断升高，如果在堆芯温度升高至其熔点温度之前，没有采取足够措施阻止堆芯温度继续升高的情况下，堆芯则不可避免地开始熔化，同时堆芯出口温度也将会升高。通过技术分析发现在堆芯开始熔化约3000秒后，堆芯出口温度将升至大约650℃。换句话说，当堆芯出口温度达到约650℃时，可以确定燃料元件的锆包壳已开始氧化、破损和熔化，但该熔融物还未对压力容器产生损害，在堆芯开始熔化超过3000 秒后，即出口温度超过650℃时，该熔融物有可能对压力容器产生损害。同时由于在该事故条件下，反应堆压力容器内环境恶劣，有关直接监测手段及测量方法很难有效实现。而堆芯出口温度的监测相对简单可靠，容易实施，所以在启动反应堆容器内注入(IRVR)系统之前，可以考虑通过监测堆芯出口温度来确定反应堆容器内注入(IRVR)系统的启动(触发)时间。因此，可以在反应堆发生事故后，最迟在当堆芯出口温度升至约650℃时，优选地在升至650℃时，启动反应堆容器内注入(IRVR)系统，通过例如与该压力容器连接的管道向容器内注入冷却水对堆芯进行冷却。选择堆芯出口温度达到650℃时作为启动时间的优点是：可以使用更少量的水进行堆内注入而达到技术效果，并可以避免在现有技术中存在的缺点，即在反应堆堆芯还未开始熔化破损时由于过早注入冷却水而导致不必要的人为损害堆芯。

通过启动反应堆容器内注入(IRVR)系统向压力容器内注入冷却水，可以使由于反应堆压力容器外冷却(ERVC)系统的冷却功率不足而引起的压力容器内不断积累的热量迅速带出压力容器外。由于反应堆堆芯释放的衰变热功率不断降低，当反应堆堆芯释放的衰变热功率降低至低于反应堆压力容器外冷却(ERVC)系统的冷却功率时，即压力容器外冷却足够可以带出该反应堆产生的衰变热，则可以停止反应堆容器内注入，根据分析计算，该反应堆容器内注入持续时间有利地为约10分钟。

根据图1，在本发明方法中所涉及的反应堆容器内注入IRVR系统一般包括至少一个IRVR注入箱20、用于使该IRVR注入箱20和反应堆压力容器10连接的管道和任选的堆芯出口温度监测装置(未示出)，任选地还包括阀门21以及用于阀门的控制系统(未示出)。所述用于阀门的控制系统可以是自动控制系统，也可以是手动控制系统，优选是自动控制系统。

根据上述方法的一个优选实施方案，所述反应堆容器内注入IRVR系统包括一个或多个，优选一个IRVR注入箱，其装有冷却水，并且是加压的或非加压的，即该IRVR注入箱是敞开的或是密闭的；如果该IRVR注入箱是非加压的话，则注入箱的底部必须高于所述管道到压力容器的入口水平面，冷却水能在重力作用下能自动流入到压力容器中，而且必要时需要对压力容器进行卸压；如果该IRVR注入箱是加压的话，则冷却水在施于冷却水液面的压力作用下流入压力容器中，这样的话则不需要在注入之前对压力容器进行卸压；因此优选地，该IRVR注入箱是加压的。根据本发明一个实施方案，该加压的IRVR注入箱的压力为约4~5个大气压，其中加压所使用的气体可以是惰性气体，如氮气。

进一步地，当只包括一个IRVR注入箱时，也可以考虑该IRVR注入箱设有用于检测其液面高度的液面检测仪，如果液面低于某个高度值，则自动启动从安全壳外的冷却水储罐(未示出)向该IRVR注入箱中补充冷却水。当包括多个IRVR注入箱时，它们可以并联或串联地进行连接，优选地是并联连接，但这使得该反应堆的设计趋于更加复杂。

所述连接该IRVR注入箱底部和反应堆压力容器的管道是实现将冷却水注入到压力容器中的管道，其可以是任何与反应堆压力容器连接的管道，如在反应堆正常运行时用于带出热量的主冷却管道410，或者反应堆压力容器的直接注入管道(DVI, direct vesselinjection)510等，但优选地为直接注入管道DVI。该直接注入管道DVI是用于使堆内换料水箱(IRWST) 30与压力容器20连接的管道。由于在事故条件下，压力容器内温度与压力均较高，为了避免注入冷却水时可能产生的蒸汽爆炸危险，则优选地使用反应堆压力容器的直接注入管道DVI进行注入。DVI使冷却水从压力容器下降段注入堆芯，从而减小直接注入方式在熔融物上部表面产生蒸汽而引起爆炸的可能。因此根据上述方法的一个优选实施方案，所述冷却水通过反应堆压力容器的直接注入管道(DVI)注入。更进一步地，根据上述方法的一个优选实施方案，所述冷却水从压力容器下降段注入堆芯。

所述阀门可以是能实现液体控制的任何类型阀门，如自动或手动阀门，优选自动爆破阀。

用于堆内注入的冷却水优选地含有硼，最优选为含3500ppm硼的水溶液。

由于该IRVR注入箱设置在反应堆安全壳内，所以IRVR注入箱的体积受到空间限制，同时为了获得需要的技术效果，因此需要通过IRVR带出反应堆压力容器的热量来确定最小冷却水体积量。IRVR最小注入水量V(m³)通过以下公式确定：

V=0.02×P ₀ (1)，

其中，P ₀为堆芯功率，单位为MWe。

公式的推导过程如下：

根据Way - Wigner衰变热计算公式：

P_d(t)/P₀ = 0.0622×(t^-0.2-(t+T₀)^-0.2) (2)

其中，

P_d(t)是停堆后t时刻时的衰变功率；

P₀是额定热功率；

t是停堆后的时刻t，单位为秒(s)；

T₀ 是反应堆停堆前额定功率运行时间，单位秒(s)。

由于反应堆运行时间越长，所产生的衰变热越大。因此为保守起见，假设停堆前运行时间为无限长的情形，即T₀ = ∞。则公式(2)可简化为：

P_d(t)/P₀ = 0.0622×t^-0.2 (3)

由于压力容器的临界热流密度与衰变热之间成正比例关系，因此在ERVC使热流密度比达到q/q_cr(<1.1)后，为进一步使其降至0.85，则因为IRVR注入而降低的衰变热功率与注入前的衰变热功率(如，事故后3000s时)之比应等于相应的热流密度比的比值，即：

P_d(t)/ P_d(3000s) = 0.85/(q/q_cr) (4)

由公式(2)与公式(3)可以得到衰变热后延时刻的表达式：

t = 3000×((q/q_cr)/0.85)⁵ (5)

相应的衰变热功率后延时间为：

Δt= t-3000=3000×(( q/q_cr /0.85)⁵-1) (6)

即因IRVR的注入而使衰变热功率后延的时间取决于q/q_cr的值。

当q/q_cr从0.9至1.1变化时，为使其降至0.85而进行IRVR，所得的相应衰变热功率后延时间如图2所示。

从图2中可知，q/q_cr= 1时，衰变热后延时长为3761s。从事故后3000s经历上述衰变热后延时间，到每一时刻t所释放的衰变热(H，单位焦( J ))为(可通过Wigner-Way公式进行积分得到)：

H= P₀ ×0.0622×(t^0.8-3000^0.8)/0.8 (7)

假设这部分热量通过IRVR注入水的升温(从30℃升温至100℃)与全部气化而传导出去，则可得所需最低IRVR水量V(单位为m³，并且为考虑一定的保守性，结果值乘1.2因子)：

V=1.2×H/(10⁶×((100-30)×4.2+2260))

=1.2×P ₀×0.0622×(t^0.8-3000^0.8)/10⁶×(0.8×(70×4.2+2260))

=3.6×10^-5×P ₀×(t^0.8-3000^0.8) (8)

根据公式(8)可以得到最低IRVR注入水量与衰变热后延时刻t的关系。并且由于该时刻t与热流密度比(q/q_cr)的一一对应关系，因此可以得到注水量与q/q_cr的关系如图3所示。

当q/q_cr=1.0时，

相应的衰变热后延时刻：t=6761.2s

相应的延迟时间为：(t-3000s)=3761.2s

最小需用水量：V = 0.02×P ₀。

根据计算机模拟实验，根据该式(1)确定的水量能实现将由反应堆的残余核衰变反应产生的在压力容器中积累的热量带出压力容器，能防止堆内熔融物熔损压力容器。而且有效地控制了IRVR注入箱的体积，使反应堆安全壳的空间得到合理利用。

根据本发明方法的一个优选实施方案，上述的IRVR注入水量V在约10min内注入完毕，并因此根据所需的流速来调节反应堆压力容器的直接注入管道DVI的管径。

由于冷却水将与熔融物产生化学反应，可生成可燃易爆的氢气。这一部分氢气仅占堆芯熔化时产生氢气总量的一部分，可与大部分轻质不凝性气体一起排至安全壳中，并通过安全壳中的消氢装置进行消除(AP 系列压水堆核电站安全壳中已设置氢气复合器与氢气点火器)。

如上所述，根据本发明的技术方案有许多优点：驱动简单、可靠性高、对现有工艺系统及堆内布置影响较小、可避免系统间的不利相互作用。虽然上面描述参照附图对本发明的具体实施方式进行了详细说明，但是并不意在将本发明限定为上述具体实施方式。本领域技术人员在阅读上面描述和附图后，能够对本发明做出适当修改和变化，这些修改和变化不脱离本发明保护范围，这些改变和变型都包含在本发明的范围内。

最后本发明还涉及用于实施本发明方法的反应堆容器内注入IRVR系统，该系统包括至少一个IRVR注入箱20、用于使该IRVR注入箱20和反应堆压力容器10连接的管道，任选地其还包括堆芯出口温度监测装置(未示出)，在该管道上的阀门21和用于阀门的控制系统(未示出)。

在下文中，将通过非限制性实施例并结合附图来举例说明本发明。

实施例

如图1 所示，当核电反应堆(功率为1400MWe)失去冷却时，立即启动ERVC系统进行反应堆压力容器外冷却，并同时监测堆芯出口温度，即冷却管420处的出口温度。如果堆芯出口温度监测装置检测到堆芯出口温度继续上升到650℃时，自动控制系统(未显示)启动反应堆容器内注入IRVR系统，打开在管道210上的阀门21，将装在IRVR注入箱20中的28m³的含硼水溶液经由管道210和直接注入管道510注入到反应堆压力容器中，注入时间约10分钟，在此期间ERVC系统保持工作。

Claims (10)

1.一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在核反应堆发生事故后，最迟在反应堆出口温度升至650℃时，启动反应堆容器内注入IRVR系统向压力容器内注入至少体积V的冷却水，其特征在于以m³计的体积V通过以下公式确定：V=0.02×P ₀，其中P ₀为堆芯额定热功率，单位为MWe。

2.根据权利要求1的方法，特征在于在反应堆出口温度升至650℃时启动反应堆容器内注入IRVR系统。

3.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述反应堆容器内注入IRVR系统包括至少一个IRVR注入箱，该IRVR注入箱是加压的或非加压的。

4.根据权利要求3的方法，特征在于加压的IRVR注入箱的压力为4~5个大气压。

5.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述冷却水通过与反应堆压力容器连接的管道被注入。

6.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述冷却水通过反应堆压力容器的直接注入管道DVI被注入。

7.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述冷却水从压力容器下降段注入堆芯。

8.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述冷却水为含硼水溶液。

9.根据权利要求1或2的方法，特征在于上述的反应堆容器内注入IRVR系统的总注水量在10分钟期间注入完毕。

10.用于实施权利要求1-9任一项的方法的反应堆容器内注入IRVR系统，特征在于其包括至少一个IRVR注入箱、用于使该IRVR注入箱和反应堆压力容器连接的管道，其任选地还包括堆芯出口温度监测装置，在管道上的阀门和控制系统。