CN104021824A - 核电站事故后堆内熔融物滞留系统 - Google Patents

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Abstract

本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种核电站事故后堆内熔融物滞留系统。其结构包括置于堆坑内的压力容器，在堆坑外高于压力容器的位置设有IVR工质高位贮存箱，IVR工质高位贮存箱通过注入管线与堆坑连接，在堆坑内压力容器与堆坑外墙之间的空间内设有换热器，所述换热器通过循环管路与反应堆内置换料水箱相连接。系统所采用的IVR工质为金属镓。本发明可以有效避免压力容器外壁沸腾危机的出现，从而确保压力容器外壁不会被堆芯熔融物熔穿。

Description

核电站事故后堆内熔融物滞留系统
技术领域
本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种核电站事故后堆内熔融物滞留系统。
背景技术
日本福岛核事故后，有效消除大规模放射性释放成为核电站设计的重要安全目标。熔融物滞留技术是核电站针对严重事故的一项重要缓解措施，可以有效消除放射性释放，维持安全边界的完整性。目前第三代核电站普遍采用了熔融物滞留措施。
AP1000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系统(IVR)，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入反应堆压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，从外部冷却跌落到容器下封头的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物可以保持在压力容器内部，避免了熔融物与水和安全壳混凝土底板的反应，防止了堆外蒸汽爆炸和底板熔穿的发生。然而，严重事故期间，压力容器下封头壁面热流密度很大，一旦容器外壁面出现沸腾危机，则熔融物有可能熔穿压力容器，此时IVR系统将失效。因此，亟需提供一种新型的可避免现有IVR技术失效的核电站事故后堆内熔融物滞留系统。
发明内容
本发明的目的在于针对现有技术的缺陷，提供一种可以避免现有IVR技术失效的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，以提高核电站事故情况下的安全性。
本发明的技术方案如下：一种核电站事故后堆内熔融物滞留系统，包括置于堆坑内的压力容器，在堆坑外高于压力容器的位置设有IVR工质高位贮存箱，IVR工质高位贮存箱通过注入管线与堆坑连接，在堆坑内压力容器与堆坑外墙之间的空间内设有换热器，所述换热器通过循环管路与反应堆内置换料水箱相连接。
进一步，如上所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其中，所述的循环管路包括分别与反应堆内置换料水箱连接的换热器热管段和换热器冷管段，所述换热器热管段伸入反应堆内置换料水箱的开口标高高于所述换热器冷管段伸入反应堆内置换料水箱的开口标高。
更进一步，在所述的IVR工质高位贮存箱的注入管线和换热器冷管段上分别设有阀门。
进一步，如上所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其中，所述的IVR工质高位贮存箱内IVR工质采用金属镓。
更进一步，如上所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其中，所述的IVR工质高位贮存箱内IVR工质的装量应能在事故状态下淹没整个堆坑。
本发明的有益效果如下：本发明提出使用金属镓代替传统IVR系统的水作为直接冷却压力容器的冷却介质，由于金属镓的沸点远高于水，热导率高，同时化学性质稳定，因此可以有效避免压力容器外壁沸腾危机的出现，从而确保压力容器外壁不会被堆芯熔融物熔穿。同时，本发明设计的换热器系统可以有效利用水的自然对流降低堆坑中IVR工质的温度，将IVR工质的热量导出到内置换料水箱中。本发明可以有效的避免IVR技术失效，提高核电站的安全性。
附图说明
图1为本发明堆内熔融物滞留系统的结构示意图；
图2为本发明堆内熔融物滞留系统的事故状态下运行示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
如图1所示，本发明提供的核电站事故后堆内熔融物滞留系统由压力容器1、堆坑外墙2、IVR工质高位贮存箱4、IVR工质注入管线5、IVR工质注入管线阀门6、反应堆内置换料水箱7、换热器9、换热器热管段8、换热器冷管段10、换热器冷管段阀门11组成。其中，压力容器1外壁和堆坑外墙2之间形成堆坑3空间；IVR工质高位贮存箱4布置标高高于压力容器1和堆坑3，内部装有IVR工质—金属镓，该工质具有沸点很高、热导率良好、化学性质稳定且常温(30℃)下为液态等特点，其装量应保证足以事故状态下淹没堆坑3；IVR工质注入管线5一端与IVR工质高位贮存箱4连接，一端开口伸入到堆坑3；IVR工质注入管线阀门6位于IVR工质注入管线5上，核电站正常运行状态下关闭，事故状态下开启。反应堆内置换料水箱7装有水，水的装量应足以淹没换热器热管段8伸入内置换料水箱7的开口；换热器热管段8伸入内置换料水箱7的开口标高高于换热器冷管段10伸入内置换料水箱7的开口标高；换热器冷管段阀门11位于换热器冷管段10上，核电站正常运行状态下关闭，事故状态下开启。
核电站事故状态下本系统的运行示意图如图2所示。在核电站发生事故时，IVR工质注入阀门6和冷却水回路阀门11开启；在重力作用下，IVR工质高位贮存箱4中的IVR工质通过IVR工质注入管线5注入到堆坑3；换热器9通过换热器热管段8和换热器冷管段10与反应堆内置换料水箱7形成流动环路；压力容器1内的堆芯熔融物通过压力容器1外壁将热量传递到堆坑3中的IVR工质。堆坑3中的IVR工质对浸没在其中的换热器9进行加热，换热器9的管侧冷却剂被加热后，通过热管段8流入反应堆内置换料水箱7，反应堆内置换料水箱7中相对温度较低的水通过换热器9的换热器冷管段10流入换热器9的管侧，形成一个水的循环回路。该系统最终将压力容器1内堆芯熔融物的热量导出到反应堆内置换料水箱7中。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (5)

1.一种核电站事故后堆内熔融物滞留系统，包括置于堆坑(3)内的压力容器(1)，其特征在于：在堆坑外高于压力容器(1)的位置设有IVR工质高位贮存箱(4)，IVR工质高位贮存箱(4)通过注入管线(5)与堆坑(3)连接，在堆坑内压力容器(1)与堆坑外墙(2)之间的空间内设有换热器(9)，所述换热器(9)通过循环管路与反应堆内置换料水箱(7)相连接。
2.如权利要求1所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其特征在于：所述的循环管路包括分别与反应堆内置换料水箱(7)连接的换热器热管段(8)和换热器冷管段(10)，所述换热器热管段(8)伸入反应堆内置换料水箱(7)的开口标高高于所述换热器冷管段(10)伸入反应堆内置换料水箱(7)的开口标高。
3.如权利要求2所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其特征在于：在所述的IVR工质高位贮存箱(4)的注入管线(5)和换热器冷管段(10)上分别设有阀门(6、11)。
4.如权利要求1-3中任意一项所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其特征在于：所述的IVR工质高位贮存箱(4)中的IVR工质采用金属镓。
5.如权利要求1-3中任意一项所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其特征在于：所述的IVR工质高位贮存箱(4)内IVR工质的装量应能在事故状态下淹没整个堆坑。
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