CN105551536B - 一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器。其结构包括设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中的熔融物滞留容器，在所述熔融物滞留容器内设有若干根可注入冷却剂的内部管束，在所述内部管束的外管壁以及熔融物滞留容器内设有牺牲材料。在严重事故工况下，本发明能够通过分布于堆芯捕集器内部的管束的换热，及后期内部管束烧毁形成的冷却水注入冷却，实现熔融物热量导出的最大化，保证严重事故后核电厂的长期安全性。

Description

一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器
技术领域
本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器。
背景技术
核电站安全设计的最终目标是防止放射性的大规模泄漏，为此设置了三道屏障：燃料包壳、一回路压力边界和安全壳。发生事故时，如不能迅速、有效的对堆芯燃料元件进行冷却，带走衰变热，会发生堆芯余热使冷却剂蒸发耗尽，堆芯裸露、燃料元件持续升温，最终发生燃料包壳融化(此时事故发展为严重事故)，进而将相关堆内构件融化，落入反应堆压力容器(RPV)下封头，形成堆芯熔融物熔池。如果不能采取有效措施对RPV下封头进行冷却，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。
早期很多二代压水堆和沸水堆为实现堆外堆芯熔融物的滞留，即熔融物可冷却，不出现底板熔穿和安全壳失效(堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生反应产生大量气体，导致安全壳超压失效)。有两种首选方法用于熔融物冷却：(1)让失效压力容器中的熔融物排到通常是干压力容器腔的底板上，当熔融物流到底板后会尽可能快地被注入的水淹没；(2)在熔融物流到底板之前，压力容器腔已灌满了水，从压力容器中排出的熔融物随后落入压力容器腔内形成的水池里。大多数压水堆和沸水堆采用第一种事故管理措施，而北欧沸水堆采用第二种方法。《西屋公司严重事故管理导则》建议，电力公司至少应使压力容器腔内的水位达到压力容器下封头中纬线处。西屋压水堆压力容器腔内的水池深度可以达到3～4米，而北欧沸水堆压力容器腔内的水池深度可以达到7～11米。而法国和德国的压水堆不用水注满压力容器腔，实际设计的压水堆安全壳甚至能防止冷凝水进入安全壳内。因此，可以有三种不同的压力容器腔供考虑：最初是干的、最初有深度较小的水池的以及有深度较大的水池的。
目前针对严重事故，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)，已在美国的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。
考虑到IVR的实现需要满足一定的条件，如对RPV内熔融物的迁移过程的准确描述(目前仍没有统一的理论模型)，另外，随着堆芯功率越来越大，堆芯熔融物在RPV下封头壁面形成的热流密度也越来越高，因此，IVR有失效的风险。
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，Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment(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，Corecatcher device(US4280872)，该专利将EVR技术提升到了工程应用的水平；1982年的专利，Molten core catcher and containment heat removal system(US4342621)提出将热管技术用于EVR。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；上海核工程研究设计院在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)。
另外，在二十世纪八十年代后期由美国电力研究院(EPRI)领导的国际财团的赞助下，在阿贡国家实验室(ANL)发起了一项被名为“熔融物侵蚀和可冷却性实验”(MACE)的研究计划，随后在ANL又继续开展了MCCI-1和MCCI-2项目，发现顶部注水的熔融物可冷却性并不像原来想象的那样是事故管理的有效措施。该评价甚至未考虑实验中以及根据实验知识开发的模型中所固有的很多不确定因素。需要采取其他措施才能真正使熔融物达到稳定状态，并快速冷却，从而杜绝安全壳失效，或通过安全壳通风来保持其完整性。其中一项措施是，卡尔斯鲁厄研究中心(现在被称为卡尔斯鲁厄理工学院(KIT))开发的COMET概念的综合方法，该方法从熔融物层底部注水。熔池底部快速、大量的蒸汽产生使熔池底部出现了相互连通的孔隙，水通过孔隙浸入熔池，冷却熔融物。
应用于EPR的堆芯捕集器需要较大的拓展室，且熔融物迁移路径较长、环节较多；应用于WWER1000的堆芯捕集器在实现熔融物滞留后，至少需要10个月才能将熔融物最终冷却；COMET概念设计的堆芯捕集器目前仅能应对厚度较小的熔融物。另外，上述所有堆芯捕集器相关技术均未考虑采用熔融物内部冷却的方式，达到熔融物热量导出最大化。
发明内容
本发明的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，在严重事故工况下，藉由熔融物内部冷却的方式，实现熔融物热量导出最大化。
本发明的技术方案如下：一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，包括设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中的熔融物滞留容器，在所述熔融物滞留容器内设有若干根可注入冷却剂的内部管束，在所述内部管束的外管壁以及熔融物滞留容器内设有牺牲材料。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的内部管束的入水口位于熔融物滞留容器的下部，出口位于熔融物滞留容器的上部；若干根内部管束沿不同直径的周向布置。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，在所述竖井上部的不同高度处分别设有若干溢流口和排汽口。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，在所述竖井的底部设有捕集器外部冷却入水口。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的内部管束的内管壁经过强化换热处理，包括但不限于降低粗糙度、增加导热涂层或设置内螺纹形式。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的内部管束的外管壁上设有用于强化传热和固定牺牲材料的肋片。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的熔融物滞留容器的底部呈倒锥形结构，锥面的倾斜角为8-20°，底部按照锥形布置有所述的牺牲材料；在所述熔融物滞留容器的侧壁面也布置有牺牲材料。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述熔融物滞留容器的底部和侧壁面与布置的牺牲材料之间设有耐高温材料衬底，可采用氧化镁、氧化铝、氧化锆等材料。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述内部管束的入水口上游总管连接高位水箱并设有冗余的泵，事故工况下通过能动或非能动方式向内部管束注水，经加热的水或蒸汽通过若干排汽口离开竖井，经回收系统返回泵的水源箱或高位水箱。
进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述竖井底部的捕集器外部冷却入水口的上游可与所述内部管束的入水口上游总管共用高位水箱以及设有冗余的泵，也可单独布置水箱结构实现向竖井的注水，经熔融物滞留容器外壁加热的水或蒸汽通过竖井上部不同高度布置的溢流口或排汽口离开系统，经回收系统返回泵的水源箱或高位水箱。
本发明的有益效果如下：(1)本发明通过在堆芯捕集器内部布置众多外部包有一定厚度牺牲材料的管束，增加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；(2)当事故后期不同管束、不同位置发生破损时，形成堆芯熔融物不同位置冷却水的注入，形成裂缝/孔隙，有利于最终熔融物淹没后，冷却水的渗入，强化熔融物内部热量导出；(3)通过对不同位置、不同时刻的熔融物内部注水，减少瞬时蒸汽产生量，降低了蒸汽爆炸的风险，同时局部的蒸汽爆震有利于裂缝和孔隙的扩展；(4)堆芯熔融物与牺牲材料充分反应，尽可能降低金属含量，减小产氢；(5)能动结合非能动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为一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器结构示意图；
图2为捕集器内部管束布置示意图；
图3为内部管束肋片结构示意图。
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，本发明提供一种具有熔融物内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，包括一个熔融物滞留容器7，熔融物滞留容器7位于通过竖直输运通道6与反应堆堆坑2相连的的竖井14中，竖直输运通道6上部具有易熔穿层5，反应堆堆坑2的下部具有一层牺牲混凝土4。本实施例中，熔融物滞留容器7底部成倒锥形，锥面倾斜角为8-20°，内部布置有牺牲材料8和内部管束9，内部管束入水口12位于竖井14和熔融物滞留容器7底部，出口位于熔融物滞留容器7上部。竖井14底部还设有捕集器外部冷却水入口13，上部的不同高度处分别设有若干溢流口11和排汽口10。在熔融物滞留容器7的侧壁面也布置有牺牲材料，熔融物滞留容器的底部和侧壁面与布置的牺牲材料之间设有耐高温材料衬底，可采用氧化镁、氧化铝、氧化锆等材料。牺牲材料采用富氧牺牲材料，如Al2O3(熔点温度约2050℃)、SiO2(熔点温度约1720℃)、MgAl2O4(熔点温度约2100℃)、Fe3O4(熔点温度约1600℃)、TiO2(熔点温度约1840℃)等。
如图1、图2所示，熔融物滞留容器7内部不同直径位置，沿周向布置有多根内部管束9，其进水口上游通过预设的泵(具有冗余设置)或高位水箱，在事故工况下提供足够的压头，向内部管束9注水，对熔融物内部进行冷却。
所述的内部管束9的内管壁经过强化换热处理，例如降低粗糙度、增加导热涂层或设置内螺纹形式等。如图3所示，内部管束9的外管壁上设有用于强化传热和固定牺牲材料的肋片15，牺牲材料包裹在内部管束的外壁面。
如图1所示，竖井14底部设有捕集器外部冷却水入口13，其上游可与内部管束上游共用预设的泵或高位水箱，也可以布置结构类似的水源系统，在事故工况下向竖井14注水，对熔融物滞留容器7外壁面进行冷却。
如图1所示，事故工况下，反应堆压力容器1失效后，堆芯熔融物3自反应堆压力容器下封头流出，与反应堆堆坑2内的牺牲混凝土4接触并发生反应，这会降低熔融物的温度，并氧化其中的金属物质，如Zr和Fe等。当牺牲混凝土被熔穿后，堆芯熔融物会连续熔穿易熔穿层5，通过竖直输运通道6落入熔融物滞留容器7底部，与牺牲材料8接触并发生反应，进一步氧化其中的金属物质的同时，降低熔融物的粘度，增大固、液相线间的温差。随着不断有堆芯熔融物进入熔融物滞留容器7，熔融物沿着锥形布置的牺牲材料8表面向四周拓展，与内部管束9接触，由于内部管束外部包覆有一定厚度的牺牲材料，且内部有冷却水流经，会与接触的熔融物发生换热，表面会形成硬壳。靠近熔融物滞留容器7侧壁面处，内部管束排布较多，且熔融物滞留容器7外壁面同时存在冷却，对其间的熔融物冷却更为充分，保证了熔融物滞留容器7的完整性。
如图1所示，随着堆芯熔融物的进入，熔融物的液位不断上升，布置在内部管束9肋片上的牺牲材料也参与反应，进一步降低熔融物内的金属含量。若通过内部管束和捕集器外部的冷却能够保证熔融物的冷却，则实现堆外堆芯熔融物的滞留；若换热量不足以带走全部堆芯预热，熔融物会逐渐消融内部的牺牲材料，直至某处内部管束裸露、破损，此时冷却水会直接注入熔融物内部，骤冷形成裂纹/孔隙，局部的蒸汽爆震有助于裂纹的拓展和孔隙的延伸，随着更多不同位置的内部管束出现破损，会出现相互连通的孔隙，蒸汽最终从熔融物顶部排出，在熔融物内部形成通路，便于后期的水浸入冷却及深度淹没，从而实现较快速的堆外堆芯熔融物滞留。
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 (10)

1.一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，包括设置在与反应堆堆坑(2)底部竖直相连的竖井(14)中的熔融物滞留容器(7)，其特征在于：在所述熔融物滞留容器(7)内设有若干根可注入冷却剂的内部管束(9)，在所述内部管束(9)的外管壁以及熔融物滞留容器(7)的底部和侧壁面设有牺牲材料(8)；当事故后期，内部管束(9)的不同管束、不同位置发生破损时，冷却剂直接注入堆芯熔融物内部，形成裂缝或孔隙，有利于最终熔融物淹没后，冷却剂的渗入，强化堆芯熔融物内部热量导出。
2.如权利要求1所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：所述的内部管束(9)的入水口(12)位于熔融物滞留容器(7)的下部，出口位于熔融物滞留容器(7)的上部；若干根内部管束(9)沿不同直径的周向布置。
3.如权利要求1所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：在所述竖井(14)上部的不同高度处分别设有若干溢流口(11)和排汽口(10)。
4.如权利要求1所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：在所述竖井(14)的底部设有捕集器外部冷却入水口(13)。
5.如权利要求1或2所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：所述的内部管束(9)的内管壁经过强化换热处理。
6.如权利要求1或2所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：所述的内部管束(9)的外管壁上设有用于强化传热和固定牺牲材料的肋片(15)。
7.如权利要求1所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：所述的熔融物滞留容器(7)的底部呈倒锥形结构，锥面的倾斜角为8-20°。
8.如权利要求7所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：所述熔融物滞留容器(7)的底部和侧壁面与布置的牺牲材料之间设有耐高温材料衬底。
9.如权利要求2所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：所述内部管束(9)的入水口上游总管连接高位水箱并设有冗余的泵，事故工况下通过能动或非能动方式向内部管束注水，经加热的水或蒸汽通过若干排汽口离开竖井，经回收系统返回泵的水源箱或高位水箱。
10.如权利要求4所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其特征在于：所述竖井底部的捕集器外部冷却入水口(13)的上游可与内部管束的入水口(12)上游总管共用高位水箱以及设有冗余的泵，也可单独布置水箱结构实现向竖井的注水，经熔融物滞留容器外壁加热的水或蒸汽通过竖井上部不同高度布置的溢流口(11)或排汽口(10)离开系统，经回收系统返回泵的水源箱或高位水箱。
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Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105782943A (zh) * 2016-05-05 2016-07-20 李来喜 锅筒及应用其的承压锅炉
CN105931680B (zh) * 2016-06-20 2018-04-06 中广核（北京）仿真技术有限公司 一种堆熔物收集冷却系统
CN106128520A (zh) * 2016-08-10 2016-11-16 长江勘测规划设计研究有限责任公司 一种地下核电站岩体洞室型安全壳
CN107393613A (zh) * 2017-07-31 2017-11-24 江苏华洋新思路能源装备股份有限公司 核电机组安全壳内置换料水箱非能动蝶式溢流盖
CN109102906B (zh) * 2018-07-11 2021-11-16 中国核电工程有限公司 一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统
CN109346196B (zh) * 2018-11-13 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统
CN110176316B (zh) * 2019-04-17 2023-12-22 中国核电工程有限公司 一种u型管内部换热式堆芯熔融物捕集装置
CN110391030B (zh) * 2019-06-27 2023-12-15 中国核电工程有限公司 一种分区坩埚熔融物堆外捕集器
CN110459333B (zh) * 2019-07-04 2022-01-18 中国核电工程有限公司 一种带有内部冷却管的双层坩埚堆芯熔融物捕集装置
CN112700892B (zh) * 2020-12-15 2023-11-14 中国核电工程有限公司 一种多重防御和冷却的堆芯捕集器
CN113409966A (zh) * 2021-04-29 2021-09-17 中国核电工程有限公司 一种反应堆熔融物堆外收集、分装、滞留系统
CN115662662B (zh) * 2022-09-09 2023-06-13 中国核动力研究设计院 一种堆芯熔融物捕集冷却器及其参数计算方法
CN115565707B (zh) * 2022-10-08 2023-06-06 中国核动力研究设计院 堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1077564A (zh) * 1992-05-21 1993-10-20 法国国家电气服务公司 核反应堆熔化的堆心的恢复装置
CN1585034A (zh) * 2003-08-18 2005-02-23 V·B·哈本斯基 损坏的lwr核反应堆的衬层定位和冷却系统
CN1771567A (zh) * 2004-02-10 2006-05-10 韩国原子力研究所 用于冷却从反应堆容器释放的熔化堆芯材料的装置和方法
CN103177779A (zh) * 2013-01-08 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器
CN103578580A (zh) * 2013-06-27 2014-02-12 上海核工程研究设计院 大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置
JP2014185997A (ja) * 2013-03-25 2014-10-02 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 溶融物の冷却促進装置および原子炉格納容器

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP4987681B2 (ja) * 2007-12-12 2012-07-25 株式会社東芝 原子炉格納容器及び漏水検知床

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1077564A (zh) * 1992-05-21 1993-10-20 法国国家电气服务公司 核反应堆熔化的堆心的恢复装置
CN1585034A (zh) * 2003-08-18 2005-02-23 V·B·哈本斯基 损坏的lwr核反应堆的衬层定位和冷却系统
CN1771567A (zh) * 2004-02-10 2006-05-10 韩国原子力研究所 用于冷却从反应堆容器释放的熔化堆芯材料的装置和方法
CN103177779A (zh) * 2013-01-08 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器
JP2014185997A (ja) * 2013-03-25 2014-10-02 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 溶融物の冷却促進装置および原子炉格納容器
CN103578580A (zh) * 2013-06-27 2014-02-12 上海核工程研究设计院 大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置

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