CN105513649A - 一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，包括分组滞留系统及冷却系统，所述分组滞留系统包括设置在反应堆堆腔底部的熔融物滞留容器装载井及设置在熔融物滞留容器装载井内的多个熔融物滞留容器，多个熔融物滞留容器通过多级熔融物输运通道与反应堆堆腔相连接，熔融物滞留容器装载井上穿设有熔融物滞留容器转移装置，所述熔融物滞留容器转移装置与冷却系统相连接；所述冷却系统包括熔融物冷却水池及熔融物冷却水池的冷却回路。本发明的分组滞留及冷却系统，旨在发生严重事故工况下，藉由独立的封装容器对反应堆堆芯熔融物实现分组滞留并冷却；有利于提高熔融物衰变热导出功率，降低工作人员的辐照剂量；结构紧凑，占用空间小。

Description

一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统
技术领域
本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统，具体涉及一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统。
背景技术
在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故之后，核电界开始集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行研究和攻关，诸多结论明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。当压水堆核电站发生严重事故时，堆芯余热排出手段的丧失将使冷却剂蒸发耗尽，堆芯裸露并持续升温，燃料元件由于失去冷却而发生融化，堆芯熔融物落入压力容器(RPV)下腔室，继而造成压力容器下封头失效，如果不能采取有效措施对其冷却，堆芯熔融物有可能将压力容器熔穿。压力容器熔穿后，熔融物直接喷射到安全壳筏基上与结构混凝土相互作用(MCCI)、一定时间内以较快的速度逐渐向下侵蚀安全壳的筏基,若筏基厚度不足，则底板可能被熔穿，并导致安全壳的完整性破坏，随后放射性物质将直接进入土壤，对环境造成严重影响。为了避免堆芯熔融物导致的大规模放射性物质释放，堆芯捕集器的相关设计逐渐产生。目前针对严重事故下，堆芯熔融物的冷却与收集策略主要可分为两种：压力容器内熔融物的冷却与保持(IVR)，在美国的AP1000机型设计中采用；压力容器外熔融物冷却与收集(EVR)，在俄罗斯的WWER1000机型和法国的EPR机型中采用。WWER1000机型采用“坩埚”式堆芯捕集器，它是位于压力容器下部的一个独立的容器结构，主要由下底板、牺牲材料和扇形热交换器组成。EPR机型采用“铺展”式堆芯捕集器，严重事故情况下，堆芯形成可流动液态熔融物，直接流入反应堆堆坑中，在高温作用下熔融物与堆坑牺牲性混凝土发生反应，逐渐消融牺牲混凝土，达到初步冷却、收集熔融物的功能。
关于堆芯捕集器的研究，国外起步较早，相关专利较多，如：美国麻省理工大学于1978年的专利，Corecatcherfornuclearreactorcoremeltdowncontainment(US4113560)，该专利可视为EVR的设计雏形；法国原子能机构于1981年的专利，Corecatcherdevice(US4280872),该专利将EVR技术提升到了工程应用的水平；1982年的专利，Moltencorecatcherandcontainmentheatremovalsystem(US4342621)提出将热管技术用于EVR；美国能源部1983年的专利，Combinationpiperupturemitigatorandin-vesselcorecatcher(US4412969)，首次提出了IVR的概念；此外的相关专利还有Retrofittablenuclearreactorcorecatcher(US4442065)、Nuclearreactorequippedwithacorecatcher(US5263066)、Nuclearreactorinstallationwithacorecatcherdeviceandmethodforexteriorcoolingofthelatterbynaturalcirculation(US5343506)、Corecatchercoolingbyheatpipe(US6353651)、CorecatcherCooling(US7558360)、Corecatcher,manufacturingmethodthereof,reactorcontainmentvesselandmanufacturingmethodthereof(US8358732)等。中国对堆芯捕集器的研究在从俄罗斯引进WWER核电系统之后逐渐增多，在引进美国AP1000核电技术之后形成了一系列专利，如：俄罗斯2007年在我国申请的专利，损坏的LWR核反应堆的衬层定位和冷却系统(CN200410031091.1)，该专利即为WWER的EVR方案；中核工业二十三建设有限公司2010年在WWER施工过程中形成的专利技术，一种核电站堆芯捕集器的安装方法(CN201010529073.1)；韩国水力原子力株式会社2010年的专利，具有集成冷却通道的堆芯捕集器(CN201080068588.4)，其主旨在于对熔融物覆盖底板的冷却；上海和工程研究设计院在AP1000引进消化吸收及CAP1400设计过程中逐渐形成的EVR技术，底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器(CN201310005308.0)、一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯摧集器(CN201310005342.8)、有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器(CN201310005579.6)、大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置(CN201310264749.2)、有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器(CN201320007203.4)、一种大型非能动压水堆核电厂堪竭型堆芯捕集器(CN201320007218.0)、大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置(CN201320007347.X)、底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器(CN201320007522)。
上述所有堆芯捕集器相关专利均未考虑采用独立容器对堆芯熔融物分组进行捕集并进行冷却。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷，本发明提供一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，旨在发生严重事故工况下，藉由独立的封装容器对反应堆堆芯熔融物实现分组滞留并冷却，有利于提高熔融物衰变热导出功率，降低工作人员的辐照剂量，结构紧凑，占用空间小。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：提供一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，包括分组滞留系统及冷却系统，所述分组滞留系统包括设置在反应堆堆腔底部的熔融物滞留容器装载井及设置在熔融物滞留容器装载井内的多个熔融物滞留容器，多个熔融物滞留容器通过多级熔融物输运通道与反应堆堆腔相连接，熔融物滞留容器装载井上穿设有熔融物滞留容器转移装置，该熔融物滞留容器转移装置与所述冷却系统相连通；所述冷却系统包括熔融物冷却水池及熔融物冷却水池的冷却回路。
进一步，所述多级熔融物输运通道具有三维分支结构，包括熔融物一级输送通道、熔融物二级输送通道及熔融物三级输送通道，所述熔融物一级输送通道与反应堆堆腔底部相连接。
进一步，所述多级熔融物输运通道的长度及直径逐级递减。
进一步，所述熔融物滞留容器通过末级输送通道连接装置与多级熔融物输运通道连接。
进一步，每个所述熔融物滞留容器的下端设有熔融物滞留容器支撑结构，所述熔融物滞留容器支撑结构用于对熔融物滞留容器及多级熔融物输运通道形成支撑。
进一步，所述熔融物冷却水池为分离结构或整体结构，熔融物冷却水池上设有应急补水管线。
进一步，所述熔融物冷却水池的冷却回路包括依次连接的循环冷却水泵、空气冷却器以及热交换器。
本发明的有益技术效果在于：
(1)分组滞留将增大堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积，有利于提高熔融物衰变热导出功率，避免局部过热导致的防护屏障失效；(2)堆芯熔融物分组滞留并冷却后，反应堆的事故后处理工作将大为简化，工作人员的辐照剂量可显著降低；(3)多级熔融物输运通道具有的分支结构可使熔融物滞留容器的布置更为紧凑，所占空间更小；(4)能动结合非能动、空冷配合水冷的堆芯熔融物冷却方式更为可靠，将使严重事故后核电厂的长期安全性得以提升。
附图说明
图1堆芯熔融物分组滞留和冷却系统的结构示意图；
图2树式多级熔融物输运通道的结构示意图；
图3球形堆芯熔融物捕集容器的结构示意图。
图中，01.反应堆压力容器，02.反应堆堆腔，03.堆芯熔融物，04.反应堆堆腔牺牲层，05.堆腔底部熔断塞，06.熔融物一级输运通道，07.熔融物滞留容器，08.熔融物滞留容器转移装置，09.熔融物滞留容器装载井，10.熔融物滞留容器转移通道，11.整体式熔融物冷却水池，12.循环冷却水泵，13.空气冷却器，14.热交换器，15.分离式熔融物冷却水池，16.应急补水管线，17.沸腾及蒸发冷却水蒸汽，18.熔融物二级输运通道，19.熔融物三级输运通道，20.末级输运通道连接装置，21.熔融物滞留容器支撑结构，22.外壳，23.内胆，24、25.熔融物入口
具体实施方式
下面结合附图，对本发明的具体实施方式作进一步详细的描述。
如图1所示，是本发明提供的一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，包括分组滞留系统及冷却系统。分组滞留系统包括设置在反应堆堆腔02底部的熔融物滞留容器装载井09及设置在熔融物滞留容器装载井09内的多个熔融物滞留容器07。多个熔融物滞留容器07通过多级熔融物输运通道与反应堆堆腔02相连接，熔融物滞留容器装载井09上穿设有熔融物滞留容器转移装置08，该熔融物滞留容器转移装置08与冷却系统相连通。冷却系统包括熔融物冷却水池及熔融物冷却水池的冷却回路。本发明为了保证反应堆堆腔02底部的连接强度，在反应堆堆腔02内下部设置反应堆堆腔牺牲层04，该反应堆堆腔牺牲层04在高温下融化。
如图1、2所示，多级熔融物输运通道具有三维分支结构，包括熔融物一级输送通道06、熔融物二级输送通道18及熔融物三级输送通道19，熔融物一级输送通道06与反应堆堆腔02底部相连接，反应堆堆腔02与熔融物一级输送通道06之间设有堆腔底部熔断塞05，在正常情况下与分组滞留系统隔离。本发明的多级熔融物输运通道长度及直径逐级递减，由此，可实现多个熔融物滞留容器的分组滞留，增大堆芯熔融物与冷却系统之间的换热面积，提高熔融物衰变热导出功率。多级熔融物输运通道的输送材料为耐高温金属(钨等)、超高温合金(Nb-Si基合金等)或耐高温非金属材料(陶瓷、碳纤维复合材料等)。
熔融物滞留容器07通过末级输送通道连接装置20与多级熔融物输运通道连接。末级输运通道连接装置20与多级熔融物输运通道06、18、19及熔融物滞留容器07相比，其材料具有较低的熔点，在时长5-15分钟，温度1500-2000℃的高温作用下将软化、蠕变、自封闭，直至断裂，使熔融物滞留容器07脱离连接。
熔融物滞留容器装载井09的侧壁及底部设有多个熔融物滞留容器转移通道10，熔融物滞留容器转移装置08穿过熔融物滞留容器转移通道10与熔融物滞留容器07相衔接，将熔融物滞留容器装载井09内的熔融物滞留容器07投入熔融物冷却水池。
每个熔融物滞留容器07的下端设有熔融物滞留容器支撑结构21，用于对熔融物滞留容器07及多级熔融物输运通道形成支撑。
熔融物冷却水池为整体式熔融物冷却水池11或分离式熔融物冷却水池15，熔融物冷却水池上设有应急补水管线16，便于及时补水。熔融物冷却水池的冷却回路包括依次连接的循环冷却水泵12、空气冷却器13以及热交换器14。由此，本发明的冷却系统，能动结合非能动，空冷配合水冷，即熔融物捕集容器掉入冷却水池后，一方面通过沸腾及蒸发冷却水蒸气17进行散热，另一方面通过冷却回路进行散热。
本发明的熔融物滞留容器07为易于滚动的旋转体，如球体、椭球体，或为棱边采用圆角过度的多面体。如图3所示，为球形熔融物捕集容器，该球形熔融物捕集容器包括外壳22和内胆23，外壳和内胆上分别设有熔融物入口24、25。
综上所述，本发明的分组滞留与冷却系统，在反应堆压力容器01出现严重的事故工况下，反应堆压力容器01内的堆芯熔融物03通过多级熔融物输运通道分别输送至熔融物滞留容器07，因多个熔融物捕集容器连接输运通道级别不同，从而导致滞留的时间不一样，由此，实现分组滞留及冷却。
本发明提供的方案与WWER及EPR堆芯捕集器方案的本质差异在于，WWER及EPR堆芯捕集器对于熔融物均采取整体滞留，整体冷却，而本发明方案堆芯熔融物的捕集及冷却方式完全不同、系统设置由多级输运通道连接的多个堆芯熔融物滞留容器，堆芯熔融物滞留容器在事故后以非能动分离，并被分别冷却。
本发明的堆芯熔融物分组滞留及冷却系统并不限于上述具体实施方式，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。

Claims (7)

1.一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，包括分组滞留系统及冷却系统，其特征是：所述分组滞留系统包括设置在反应堆堆腔(02)底部的熔融物滞留容器装载井(09)及设置在熔融物滞留容器装载井(09)内的多个熔融物滞留容器(07)，多个熔融物滞留容器(07)通过多级熔融物输运通道与反应堆堆腔(02)相连通，熔融物滞留容器装载井(09)上穿设有熔融物滞留容器转移装置(08)，该熔融物滞留容器转移装置(08)与所述冷却系统相连通；所述冷却系统包括熔融物冷却水池及熔融物冷却水池的冷却回路。
2.如权利要求1所述的一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，其特征是：所述多级熔融物输运通道具有三维分支结构，包括熔融物一级输送通道(06)、熔融物二级输送通道(18)及熔融物三级输送通道(19)，所述熔融物一级输送通道(06)与反应堆堆腔(02)底部相连接。
3.如权利要求2所述的一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，其特征是：所述多级熔融物输运通道的长度及直径逐级递减。
4.如权利要求3所述的一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，其特征是：所述熔融物滞留容器(07)通过末级输送通道连接装置与多级熔融物输运通道连接。
5.如权利要求4所述的一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，其特征是：每个所述熔融物滞留容器(07)的下端设有熔融物滞留容器支撑结构(21)，所述熔融物滞留容器支撑结构(21)用于对熔融物滞留容器及多级熔融物输运通道形成支撑。
6.如权利要求1-5任一项所述的一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，其特征是：所述熔融物冷却水池为分离结构或整体结构，熔融物冷却水池上设有应急补水管线(16)。
7.如权利要求6所述的一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，其特征是：所述熔融物冷却水池的冷却回路包括依次连接的循环冷却水泵(12)、空气冷却器(13)以及热交换器(14)。
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