CN105047235A - 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线，其中，保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道，流道顶部设置有排气孔，底部设置有进水孔；抑压水池设置在钢安全壳内，通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通；再循环地坑设置在安全壳内，通过再循环管线与堆腔相通，抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门，再循环管线设置有控制阀门和止回阀；上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防御理念，能够实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留以及安全壳的长期冷却。

Description

核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统

技术领域

本发明涉及一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，特别适用于小型钢安全壳的小、中功率模块式反应堆。

背景技术

目前国内外先进的第三代反应堆设计中，为缓解严重事故实现堆芯熔融物冷却和滞留的策略主要有两种：1、熔融物堆内冷却和滞留策略（IVR）；2、熔融物堆外冷却和滞留。第一种策略的应用以AP600/AP1000为代表。第二种策略需要设置专门的熔融物捕集器来承接堆芯熔融物，并将熔融物冷却和滞留在捕集器里面。

AP600/AP1000严重事故后，堆芯熔融物不可避免地迁移重定位于压力容器下封头，因此通过IVR策略实现熔融物下封头内滞留。而对于小型钢安全壳的小、中功率模块式反应堆而言，当其衰变热较小时，可以通过压力容器筒体外壁面冷却堆芯，避免熔融物迁移重定位于下封头，实现熔融物堆芯滞留；其次，小型钢安全壳的小、中功率模块式反应堆与大型钢安全壳大功率的AP1000在反应堆冷却剂系统布置、安全壳大小、反应堆功率等方面有很大的差别。

因此，针对小型钢安全壳的小、中功率模块式反应堆，需要提出一种新的严重事故状态下堆芯熔融物堆内滞留非能动冷却系统。

发明内容

本发明主要针对小型钢安全壳的小、中功率模块式反应堆，提供了一种新的严重事故状态下堆芯熔融物堆内滞留非能动冷却系统，采用熔融物滞留纵深防御策略，在堆芯衰变热较小和最大的两种情况下，实现堆芯熔融物的冷却和滞留，保持压力容器完整性。

本发明是通过如下技术方案实现的：

核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括保温层流道进水孔、保温层流道、保温层、顶部排气孔、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线控制阀门、再循环地坑、再循环管线控制阀门；

其中，保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道，保温层流道的顶部设置有顶部排气孔，在底部设置有保温层流道进水孔，保温层流道进水孔接通保温层流道及围绕着保温层设置的堆腔，抑压水池设置在钢安全壳内，通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通；钢安全壳内还设置有再循环地坑，通过再循环管线与堆腔相通，抑压水池堆腔注水管线设置有抑压水池堆腔注水管线控制阀门，再循环管线设置有再循环管线控制阀门和止回阀；上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。

所述的保温层流道进水孔由冲孔板、带孔导向管及等量中空不锈钢浮球组成。

所述的顶部排气孔由浮板盖住。

所述的钢安全壳圆弧形内表面上安装有冷凝水导流装置，冷凝水导流装置由多个导向板组成，导向板之间有间隙，与钢安全壳形成冷凝环隙。

所述的钢安全壳筒体内安装有集水装置，集水装置由环绕安全壳筒体内表面的集水坑及接通集水坑和再循环地坑的导流流道组成。

本发明实现了如下的技术效果：采用熔融物滞留纵深防御理念，实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留：（1）当堆芯衰变热较小时，通过保温层流道流体冷却压力容器筒体外壁面持续带走堆芯热量，减轻堆芯熔化程度并使熔融物滞留在堆芯中，避免熔融物重新在压力容器下封头定位。（2）当堆芯衰变热最大时，堆芯熔融物迁移重定位于下封头内，通过保温层流道冷却下封头外壁面带出熔融池衰变热，实现堆芯熔融物在压力容器下封头内滞留。通过以上两种熔融物非能动冷却与堆内滞留方式，保持压力容器完整性。（3）可实现安全壳的长期冷却效果。

附图说明

图1为核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统示意图；

图2为保温层流道进水孔示意图；

图3为冷凝水导流和集水装置示意图。

附图中附图标记所对应的名称为：1-保温层流道进水孔；2-保温层流道；3-保温层；4-顶部排气孔；5-抑压水池；6-冷凝水导流装置；7-上部水池；8-集水装置；9-抑压水池堆腔注水管线控制阀门；10-再循环地坑；11-再循环管线控制阀门；12-再循环管线止回阀；13-带孔导向管；14-中空不锈钢浮球；15-冲孔板；16-抑压水池堆腔注水管线；17-再循环管线；18-钢安全壳；19-压力容器；20-堆腔；21-冷凝环隙；22-集水坑；23-导流流道，24-导向板。

具体实施例

下面结合具体实施方式对本发明技术方案做进一步详细的介绍：

实施例1

如图1所示，核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统包括保温层流道进水孔1、保温层流道2、保温层3、顶部排气孔4、抑压水池5、上部水池7、抑压水池堆腔注水管线控制阀门9、再循环地坑10及再循环管线控制阀门11，其中，保温层流道2是反应堆压力容器19外壁和保温层3之间的流体流道，保温层流道2的顶部设置有顶部排气孔4，在底部设置有保温层流道进水孔1，保温层流道进水孔1接通保温层流道2及围绕着保温层3设置的堆腔20，抑压水池5设置在钢安全壳18内，通过抑压水池堆腔注水管线16与堆腔20相通；钢安全壳18内还设置有再循环地坑10，通过再循环管线17与堆腔20相通，抑压水池堆腔注水管线16设置有抑压水池堆腔注水管线控制阀门9，再循环管线17设置有再循环管线控制阀门11和止回阀12；上部水池7设置为包围在钢安全壳18的上部。

在反应堆发生堆芯熔化的严重事故时，堆芯的流体出口温度升高，达到核电厂应对严重事故时确定的需要启动堆芯熔融物滞留及冷却措施的温度时，一般而言为650度，开启抑压水池堆腔注水管线16的控制阀门9，抑压水池5依靠重力流经堆腔注水管线向堆腔20注水，进入保温层流道2。当抑压水池5向堆腔20注水时，堆腔20充满水，抑压水池5的水通过进水孔1进入保温层流道2，将压力容器19部分淹没。

由于处于严重事故状态下，在堆芯裸露、衰变热较小时，随着堆芯裸露时间的增加，燃料组件包壳温度上升，堆芯热量通过堆芯围板、吊篮、压力容器筒体壁面以辐射换热、对流换热和导热的方式带出，加热了在保温层流道2内的流体，保温层流道2中的流体由于温度上升导致密度降低，与堆腔中温度较低密度较大的流体形成密度差，形成自然循环流动。当保温层流道2内的流体及水蒸气向上流动到达保温层流道2的顶部时，从顶部排气孔4流出，水直接回到再循环地坑10，水蒸气进入钢安全壳18上部空间。

在堆芯裸露、衰变热变大时，堆芯的热量不足以通过压力容器筒体外壁面冷却导出，燃料组件坍塌、堆芯支承板失效，堆芯熔融物迁移重定位于下封头内，此时也是通过压力容器环腔流体冷却下封头外壁面带出下封头熔融池衰变热，只是冷却作用面从压力容器筒体外壁面转移到下封头外壁面。

不管是冷却压力容器筒体外壁面还是冷却下封头外壁面，保温层流道2中的水及加热生成的水蒸气通过其顶部排汽孔4进入钢安全壳后，由于安全壳上部由上部水池7包围着，因此钢安全壳18内的水蒸气通过上部水池7冷凝后，回流到再循环地坑10。

在抑压水池5快要排空时，开启再循环管线17的控制阀门11，再循环地坑10内的流体依靠重力流向堆腔20，如此形成循环，实现压力容器筒体、下封头外壁面的长期冷却。

实施例2

本实施例在实施例1的基础上设置用于更高效地导流安全壳上的水蒸气的冷凝水导流装置，以及便于更高效地收集冷凝式的集水装置。

如图3所示，冷凝水导流装置6安装在钢安全壳18圆弧形内表面上，由多个导向板24组成，导向板24之间有间隙，与钢安全壳18形成冷凝环隙21。

集水装置8安装在钢安全壳筒体内，集水装置8由环绕安全壳筒体内表面的集水坑22和导流流道23组成。

冷凝水导流装置和集水装置的工作过程如下：钢安全壳球封头内的水蒸气通过导向板24之间的间隙进入冷凝环隙21，水蒸气在圆弧形安全壳内表面冷凝形成液滴，液滴在重力作用下掉落在导向板上，并流到下面的导向板24，最后汇流到安全壳筒体内表面。钢安全壳筒体部分的水蒸气直接在筒体内表面冷凝。安全壳内表面冷凝的水滴形成液膜并最终冷却成水流，并沿安全壳内表面垂直流入集水坑22。集水坑中的水通过导流流道23汇聚到再循环地坑10。

实施例3

本实施例在上述实施例的基础上进一步优化保温层进水孔1以及顶部排气孔4的结构，使进水孔1和排气孔4在流体经过时才开启，其余时间关闭。

如图2所示，保温层流道进水孔1由冲孔板15、带孔导向管13及等量中空不锈钢浮球14组成，正常情况下浮球静止于冲孔板的导向管内，进水孔关闭，当抑压水池5向堆腔20注水时，堆腔20充满水，使中空不锈钢浮球14浮起，抑压水池5的水通过带孔导向管13进入保温层流道2，将压力容器19部分淹没。

由于顶部排气孔4由浮板盖住，当保温层流体及水蒸气向上流动到达保温层流道2的顶部时，将浮板顶开，从顶部排气孔4流出，水直接回到再循环地坑，水蒸气进入钢安全壳18上部空间。

采用本发明的技术方案，能够根据衰变热大小实施两种冷却方式，实现两种层次的熔融物堆内滞留并实现长期冷却的效果：

（1）当堆芯裸露、堆芯衰变热较小时，随着堆芯的裸露，燃料组件包壳温度上升，堆芯热量通过围板、吊篮、压力容器筒体壁面以辐射换热、对流换热和导热的方式带出加热保温层流道流体，通过压力容器筒体外壁面冷却持续带走堆芯衰变热。在这一过程中，部分堆芯成型板和围板及其他低熔点堆芯材料熔化，大部分或全部燃料组件保持几何完整性，同时堆芯支承板保持完好状态，实现熔融物的堆芯滞留。

（2）当堆芯裸露、堆芯衰变热增大时，压力容器筒体外壁面冷却不足，燃料组件坍塌、堆芯支承板失效，堆芯熔融物迁移重定位于下封头内，通过保温层流道流体冷却下封头外壁面带出下封头熔融池衰变热，实现堆芯熔融物压力容器下封头内滞留。

（3）实现长期冷却效果：保温层流道内的水和水蒸气通过其顶部排汽孔进入钢安全壳，水直接回到再循环地坑，钢安全壳内的水蒸气通过其上部水池冷凝后回流到再循环地坑，在抑压水池快要排空时，通过开启再循环管线的阀门，再循环地坑的水依靠重力流向堆腔形成循环，如此便可实现压力容器筒体或下封头外壁面的长期冷却，从而使熔融物滞留于堆芯或滞留于压力容器下封头内。

总之，堆芯熔融物滞留于堆内，压力容器保持完整性。

Claims (5)

1.核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：包括保温层流道进水孔（1）、保温层流道（2）、保温层（3）、顶部排气孔（4）、抑压水池（5）、上部水池（7）、抑压水池堆腔注水管线控制阀门（9）、再循环地坑（10）、再循环管线控制阀门（11）；

其中，保温层流道（2）是反应堆压力容器（19）外壁和保温层（3）之间的流体流道，保温层流道（2）的顶部设置有顶部排气孔（4），在底部设置有保温层流道进水孔（1），保温层流道进水孔（1）接通保温层流道（2）及围绕着保温层（3）设置的堆腔（20），抑压水池（5）设置在钢安全壳（18）内，通过抑压水池堆腔注水管线（16）与堆腔（20）相通；钢安全壳（18）内还设置有再循环地坑（10），通过再循环管线（17）与堆腔（20）相通，抑压水池堆腔注水管线（16）设置有抑压水池堆腔注水管线控制阀门（9），再循环管线（17）设置有再循环管线控制阀门（11）和止回阀（12）；上部水池（7）设置为包围在钢安全壳（18）的上部。

2.如权利要求1所述的核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：所述的保温层流道进水孔（1）由冲孔板（15）、带孔导向管（13）及等量中空不锈钢浮球（14）组成。

3.如权利要求1所述的核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：所述的顶部排气孔（4）由浮板盖住。

4.如权利要求1所述的核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：所述的钢安全壳（18）圆弧形内表面上安装有冷凝水导流装置（6），冷凝水导流装置（6）由多个导向板（24）组成，导向板（24）之间有间隙，与钢安全壳（18）形成冷凝环隙（21）。

5.如权利要求1～4中任意一项所述的核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：所述的钢安全壳（18）筒体内安装有集水装置（8），集水装置（8）由环绕安全壳筒体内表面的集水坑（22）及接通集水坑（22）和再循环地坑（10）的导流流道（23）组成。