CN103544999A

CN103544999A - 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备

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Publication number: CN103544999A
Application number: CN201210240655.7A
Authority: CN
Inventors: 徐红; 周志伟; 王军荣; 马莉; 张明
Original assignee: NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd; Co Ltd Of Core Hua Qing (beijing) Nuclear Power Technology Research And Development Centre Of State
Current assignee: NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd; Co Ltd Of Core Hua Qing (beijing) Nuclear Power Technology Research And Development Centre Of State
Priority date: 2012-07-12
Filing date: 2012-07-12
Publication date: 2014-01-29
Anticipated expiration: 2032-07-12
Also published as: CN103544999B

Abstract

该发明涉及一种用于使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法，该方法特征在于在反应堆压力容器的内部金属层上设置环状高温绝热陶瓷层，其中该环状高温绝热陶瓷层的上边缘离该压力容器的下封头与筒体结合处高度差为55-65cm，其下边缘与压力容器的下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ大于0°而小于或等于72°。本发明还涉及设置了上述环状高温绝热陶瓷层的反应堆压力容器。

Description

使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备

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使反应堆堆内熔融物滞留在压力容器中的技术领域。

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。中国国家核安全局也早在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)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技术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技术在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(超过1000MWe)中的应用，却仍存在着很多不确定性。随着压水堆功率增加，事故工况下的衰变热也相应增加，严重事故形成熔池之后其压力容器下部的热流也较大，热流密度离临界热流密度(CHF)越近。因此，对于高功率反应堆，进一步提高压力容器外冷却系统的冷却能力也可能无法完全满足将衰变热带出压力容器要求。这时只采用现有的ERVC技术，在熔池金属层附近的安全裕度非常小，离CHF越近，压力容器失效的可能性越大，将不能有效实现IVR策略。

发明内容

对于功率大于或等于1000MWe的高功率压水堆核电站(如AP1000压水堆)，在严重事故工况下，反应堆堆芯完全熔化并在压力容器的下封头(半球形)中形成熔池，而且熔池的熔融物发生分层。在这种分层构型下，传向冷却水的热流密度安全裕度较低。随着压水堆功率增加，热流密度离临界热流密度越近。热流密度最大的地方最可能发生在堆芯燃料熔融物与熔化金属层的界面附近对应的压力容器壁处，且该处压力容器内壁可能明显熔化、损坏并失效，这就是所谓的热聚焦效应。因此，本发明要解决的技术问题是在反应堆堆芯发生熔化，并已启动压力容器外部冷却(ERVC)的情况下，如何防止熔融物熔损压力容器以实现熔融物堆内滞留(IVR)。

为了解决上述的问题，需要提出一种方法，该方法作为压力容器外部冷却(ERVC)技术的补充，能够通过缓解热聚焦效应、调节压力容器向上向下和向侧面的热流密度，同时配合压力容器外冷却(ERVC)技术，实现熔融物的堆内滞留。

为此，本发明目的为一种用于使反应堆，特别地压水堆的堆内熔融物滞留在压力容器中的方法，其特征在于在反应堆压力容器的内部金属表面上设置环状高温绝热陶瓷层，其中该环状高温绝热陶瓷层的上边缘与该压力容器的下封头跟压力容器筒体结合处的高度差H为55-65cm，其下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ大于0°而小于或等于72°。

本发明目的还为在其内部金属表面上设置了如上所述的环状高温绝热陶瓷层的反应堆压力容器，特别是压水堆的压力容器。

根据本发明的方法可以利用绝热陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配，使更多的热流通过压力容器的上部，即未被熔池淹没的部分传导通过压力容器，调节了压力容器各方向的热流密度，使其更均匀并远低于临界热流密度。

附图说明

图1表示堆芯熔化后在压力容器内的熔池模型；

图2表示ERVC原理示意图；

图3表示不同功率压水堆严重事故下压力容器底部热流密度与角度θ的关系；

图4表示为本发明采用的压力容器高温环状高温绝热陶瓷层模型；

图5表示热流密度随角度θ的变化曲线；

图6表示相对热流密度随角度θ的变化曲线；

图7表示压力容器剩余厚度随角度θ的变化曲线。

具体实施方式

作为现有技术的ERVC的原理图可以参考图2，冷却水沿着图中的箭头方向进行循环以冷却金属壁。由于压水堆的压力容器外冷却系统(ERVC)是本领域熟知的，为了本说明书简洁起见，其具体细节在本文中不再赘述。

对于高功率压水堆核电站(功率大于或等于1000MWe)一般使用铀-锆包壳的燃料元件作为核燃料。在严重事故下当熔融物下落至压力容器底封头内时，燃料氧化物由于具有较大的密度而下沉，金属层密度较小而在上部，通常形成如图1所示的氧化熔融物层和金属熔融物层两层分布，1为金属层，2为氧化物层。氧化物层是产生衰变热的热源，而在金属层内无内热源。氧化物层内部的热量主要依靠对流换热实现热载出，将热量分配到各个方向。向下传热通过下腔室对流换热、氧化物凝结硬壳和压力容器壁热传导，实现对压力容器外的传热；向上传热通过氧化物熔池自然对流、氧化物凝结硬壳热传导、金属层对流，然后通过顶部辐射传热到压力容器上部构件，又通过热辐射传到上部压力容器壁面、再通过压力容器壁热传导传到压力容器外部，金属层侧面的传热则先通过金属熔池对压力容器侧壁的自然对流、然后通过壳壁直接热传导传出压力容器外。事故发展序列以及熔融物移位至下封头的速度等都会影响压力容器表面热流密度的绝对值及其分布，这在确定压力容器热状态时也产生了很大不确定性。

经过研究，在严重事故并形成熔池的情况下，压力容器底部的热流密度随着角度是增加的，在接近金属层的附近，热流密度是最大，而热聚焦效应就发生在金属熔融物层附近区域，也就是说，在压力容器外冷却系统(ERVC)运行时，在压力容器下封头的最底部具有较大的热流密度安全裕度，一般并不具有发生熔化的风险。并且随着压水堆功率的提升，同一角度处的热流密度也随之增加。对于高功率压水堆核电站(如AP1000)或更大功率的核电站，在熔融物分层构型下，传向冷却水的热流密度安全裕度较低。基于AP1000反应堆（其压力容器下封头是半球状，内径200cm，上部筒体是圆柱形，内径200cm），对熔池形成后氧化物层厚度和熔池总高度的概率分布的分析计算，当全部堆芯熔化时，氧化物层厚度最小值为111.53cm，熔池总高度最大值为253.46cm。而对于更大功率的反应堆，由于燃料体积更大，但压力容器也随着更大，因此计算出的氧化物层厚度和熔池总高度最大值变化并不明显。因此，如图4所所示，本发明的环状高温绝热陶瓷层3的上边缘离该压力容器的下封头与筒体结合处的高度差H为 55-65cm，大于65cm时则降低了热量通过压力容器上部的传递，低于55cm时，则有该上边缘低于熔池水平面的风险。因此根据一个优选方案，环状高温绝热陶瓷层的上边缘离该压力容器的下封头与筒体结合处的高度差H为 60cm。该环状高温绝热陶瓷层的下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ小于或等于72°，角度θ最低可以为0°，即该环状高温绝热陶瓷层在底部是封闭的，但更优选地角度θ大于0°，即该环状高温绝热陶瓷层在底部不是封闭的。如果该角度θ高于72°时，该陶瓷层可能不能完全覆盖熔化金属层，则有可能达不到缓解热聚焦效应的技术效果。

另一方面，如上所述，在发生严重事故并形成熔池的情况下，压力容器底部的热流密度随着角度θ是增加的，即，在压力容器底部的热流密度和临界热流密度相差是较大的，具有较大的安全裕度。因此基于以上发现，优选地，在该下封头底部尽量大的面积上不设置高温绝热陶瓷层，这可以充分利用该压力容器的未被陶瓷层覆盖的金属层进行热量传递，减少向上的热流密度。因此该环状高温绝热陶瓷层的下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ优选地大于20°而小于或等于70°，优选地大于30°而小于或等于65°，优选大于50°而小于或等于60°。这样可以兼顾缓解热聚焦效应和传热最大化。这种设计的优点是明显的，可以利用下封头底部进行传热，使热量同时从压力容器的上部和底部传导。

众所周知，陶瓷材料硬度高、耐磨、耐蚀、耐高温、隔热等特点。同时，金属材料具有较好的延展性、导热性、导电性等。本发明的方法能把金属与陶瓷的优异性能结合起来。在核电厂严重事故时，在该高温环状高温绝热陶瓷层内壁温度将达到2850K，外壁温度约1800K(美国爱得荷国家实验室INEEL数据)，内外壁面的温差约1000K。用于本发明的陶瓷可以是任何已知的用于高温环境中的陶瓷材料，如可选用新型耐高温绝热陶瓷(比如氮化钽(TaN)、氮化锆(ZrN)或硼化钨(WB₂)等)作为高温环状高温绝热陶瓷层材料，因为这些材料具有较高的熔点及绝热性能；考虑到陶瓷层和金属壁的热膨胀系数的差异，在高温使用时产生巨大的机械应力，导致在陶瓷层出现剥落或龟裂现象，因此优选地，该陶瓷材料使用功能梯度材料(即Functionally Gradient Materials，简称FGMs)，如功能梯度金属-陶瓷材料。所述梯度功能材料(FGMs)是根据使用要求选择使用两种不同性能的材料，采用先进的材料复合技术，例如沉积技术使中间部分的组成和结构连续地呈梯度变化。对于功能梯度金属-陶瓷材料而言，沿金属-陶瓷方向，陶瓷相成分含量逐渐增加，金属相成分含量则相应减小，即金属相与陶瓷相间无突变界面，使得材料的性质和功能沿厚度方向也呈梯度变化的一种新型复合材料。在本发明方法中，所述陶瓷层厚度可以为0.5cm～3cm，因为采用该厚度可有效调节压力容器各处的热流分布。如果陶瓷层厚度太小，则可能不能起到调节热流密度裕度的效果，导致金属层处的安全余量较小，厚度太大可能导致制备成本太高，并且使得金属层处热流密度太小，而向上或向下的热流密度太大，导致压力容器上腔室及上封头的熔化失效。安装方式可采用拼接安装，这样不仅便于制造与安装，也便于维修更换，同时这样的陶瓷环设计对核电站正常运行不会造成明显的影响。

根据计算，同时考虑工艺成本，在本发明中的环状高温绝热陶瓷层的厚度为高于0.5cm并小于或等于3cm，优选地其厚度为约0.7-1.5cm，更优选地为约1cm。

根据本发明的高温陶瓷层与压力容器的金属壁之间的结合可以通过本领域的计算人员已知的方法进行实施，例如镶嵌、粘结、焊接等，只要该陶瓷外壁和压力容器内壁能完全密合。

最后，根据本发明一个方面，其还涉及在其内部金属表面上设置了如上所述的环状高温绝热陶瓷层的反应堆压力容器，特别是压水堆的压力容器。

根据本发明的方法通过调节熔融物氧化物层向下的平均热流密度及金属层向上的平均热流密度，同时实现保护压力容器的完整性和传热最大化，可以在高功率压水堆发生严重事故时有效地配合ERVC技术，使反应堆堆内熔融物滞留在压力容器中，从而保证在压力壳内滞留大部分放射性物质，防止因高温堆芯熔融物熔穿压力容器流入安全壳，导致安全壳被熔蚀，威胁核电站包容放射性物质的最后一道屏障安全壳的完整性。

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1

模拟AP1000的压力容器，内径为2m，厚度15cm。环状高温绝热陶瓷层厚度为1cm，环状高温绝热陶瓷层的上边缘离压力容器的下封头与筒体结合处的高度差H为60cm，下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ为50°，该绝热陶瓷层材料选择TaN，其热导率为7.95 W/(m·K)。在严重事故中，堆芯因冷却不足而发生熔化现象。有37207kg二氧化铀燃料、7027kg锆金属和4187kg不锈钢发生熔化并形成熔池，此时衰变热功率为14.1MW(均在氧化物层中)。通过稳态计算程序可算出氧化物层和金属层的厚度，分别为0.97m和0.13m(考虑到陶瓷环厚度仅1cm左右，不会对氧化物层和金属层的厚度产生明显影响)，它们所对应的压力容器接触面积分别为12.2m²和1.59m²。模拟实验的传热结果示于表1和图5、6和7中。

对比实施例2

与实施例1相同地模拟AP1000的压力容器，内径为2m，厚度15cm，但在压力容器的内部金属表面上不设置环状绝热陶瓷层。模拟实验的传热结果示于表1和图5、6和7中。

Figure 2012102406557100002DEST_PATH_IMAGE001

如表1和图5、6所示，在没有设置绝热陶瓷层时，金属层侧壁传出的热量占总热量的49%，而金属层上部约占13%；而使用环状高温绝热陶瓷层后从金属层侧壁传出的热量份额仅占4.5%，从金属层上部传出的热量占49%。说明无环状高温绝热陶瓷层时，金属层侧壁是主要的传热途径，而在压力容器内布置了环状高温绝热陶瓷层后，金属层顶部的辐射传热成为了主要的传热途径，在金属层处的压力容器侧壁得到了有效的保护。此外，从图5可以看出，布置环状高温绝热陶瓷层后，压力容器下部的热流密度变大了，分配到更多的热量，更加有利于热流分配的均匀化。

图6是相对热流密度(热流密度和临界热流密度的比值)随角度θ的变化曲线。从图6可以看出，不使用环状高温绝热陶瓷层时金属层侧壁热流密度高达4355.5kW/m²，是临界热流密度的3.5倍以上，压力容器失效。而使用环状高温绝热陶瓷层后，金属层侧壁的相对热流大大降低。

表2给出了模型关键部位的温度。无环状高温绝热陶瓷层时金属层温度较低，达到热平衡时对上腔室辐射传热量自然小，而布置环状高温绝热陶瓷层后有较高的金属层温度，有效地加大了上腔室辐射传热。但这并不会对上腔室造成威胁，上腔室内壁温度仍低于其材料熔点。从表2中还可以看出，如果布置了环状高温绝热陶瓷层，同样会提高氧化物层的平均温度。

图7给出了压力容器剩余厚度。无环状高温绝热陶瓷层时，金属层厚度已经只剩下不到1cm，就算此时热流密度不超过临界热流，也会因为结构失效造成压力容器损坏。布置环状高温绝热陶瓷层后，环状高温绝热陶瓷层能很好地保护压力容器，使得压力容器剩余厚度达到了5cm，发生压力容器结构失效的可能性大大降低。

Claims

1.一种用于使反应堆，特别地压水堆的堆内熔融物滞留在压力容器中的方法，其特征在于在反应堆压力容器的内部金属表面上设置环状高温绝热陶瓷层(3)，其中该环状高温绝热陶瓷层的上边缘离该压力容器的下封头与筒体结合处的高度差H为55-65cm，其下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ大于0°而小于或等于72°。

2.根据权利要求1的方法，特征在于所述环状高温绝热陶瓷层的上边缘离该压力容器的下封头与筒体结合处的高度差H为60cm。

3.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述陶瓷环的下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ为大于20°而小于或等于70°。

4.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述陶瓷环的下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ为大于30°而小于或等于65°。

5.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述陶瓷环的下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ为大于50°而小于或等于60°。

6.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述环状高温绝热陶瓷层的厚度为高于0.5cm并小于或等于3cm。

7.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述环状高温绝热陶瓷层的厚度为1cm。

8.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述环状高温绝热陶瓷层的陶瓷材料选自氮化钽TaN、氮化锆ZrN或硼化钨WB₂。

9.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述环状高温绝热陶瓷层的陶瓷材料选自功能梯度金属-陶瓷材料。

10.反应堆压力容器，其特征在于在其内部金属表面上设置了环状高温绝热陶瓷层，其中该环状高温绝热陶瓷层的上边缘离该压力容器的下封头与筒体结合处的高度差H为55-65cm，其下边缘与该压力容器下封头球心的连线相对于垂直方向的角度θ大于0o而小于或等于72o。