CN111883269B - 用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法 - Google Patents

用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间；当压力容器发生严重事故时，压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面，应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却，将压力容器内熔融物热量有效导出，实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留，避免压力容器熔穿失效，极大缓解严重事故后果。

Description

用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法
技术领域
本发明涉及浮动核电站冷却技术，具体涉及用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法。
背景技术
在发生核事故之后，堆芯丧失冷却而裸露、升温、熔化，堆芯熔融物迁移重定位于压力容器下封头，可能继续熔穿压力容器下封头，导致放射性物质大量释放。
因此，在第三代核电技术中，堆芯熔融物的冷却与滞留措施成为国际消除大量放射性释放的关键策略。虽然目前都采用熔融物压力容器内冷却与滞留策略，但具体实施方案却各有差异。目前国际上大多采用了基于自然循环的堆腔注水冷却系统设计。严重事故后通过冷却水箱向堆腔重力注水、淹没堆腔，浮力作用导致压力容器保温层流道的底部入口浮塞开启，经压力容器保温层流道冷却压力容器下封头及筒体外壁面。汽水混合物推开压力容器保温层流道的顶部盖板，回流到堆腔外部回水通道，堆腔外部回水通道与堆腔下部连通，形成循环。保温层流道内的水作为上升段与堆腔外部回水通道的下降段形成自然循环流动，实现压力容器的长期冷却。
目前，在役的海上核反应堆没有考虑严重事故的应对及缓解措施，新设计的浮动核电站等核反应堆要求具有严重事故的应对及缓解措施。因此，基于浮动核电站等核反应堆的运行环境及空间水源限制等因素，研究并开发设计一种熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其运行方法，实现堆芯熔融物在核反应堆压力容器内的冷却与滞留。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是海上核反应堆受限于运行环境和空间水源等因素制约，不适用于现有陆地核电站的严重事故应对及缓解措施，目的在于提供用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法，解决上述问题。
本发明通过下述技术方案实现：
用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；所述堆舱壁设置于所述船体内，且所述堆舱壁围成堆舱；所述压力容器设置于所述堆舱内；所述应急冷却器系统设置于所述堆舱壁和所述船体之间；
当压力容器发生严重事故时，所述压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器外壁面，所述应急冷却器系统通过热交换器传热管外侧流动的船体外部海水，对传热管内侧循环流动的所述压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。
所述压力容器外部冷却系统包括保温层结构、保温层底部入口管道、保温层顶部出口管道、一次侧屏蔽水箱、二回路备用水箱和电动安全阀；所述压力容器外部冷却系统的保温层结构、一次侧屏蔽水箱和电动安全阀布置于堆舱内，二回路备用水箱布置于所述堆舱壁和所述船体之间；
所述保温层结构包裹所述压力容器下部，且与所述压力容器之间形成保温层流道；所述保温层底部入口管道连通于所述保温层流道底部；所述保温层顶部出口管道连通于所述保温层流道顶部；所述一次侧屏蔽水箱环形设置于所述保温层结构外部，且通过依次串联的出水管道电动阀和止回阀连通于所述保温层底部入口管道；所述二回路备用水箱通过依次串联的出水管道电动阀和止回阀连通于所述保温层底部入口管道；
所述保温层顶部出口管道的数量为多个，且环形均布于所述保温层流道顶部，然后两两汇合，最终形成保温层顶部出口总管；
进一步的，所述保温层顶部出口总管上设置有电动安全阀；所述电动安全阀设置于所述堆舱内。
所述应急冷却器系统包括非能动应急冷却器A、非能动应急冷却器B、波动水箱及其管道阀门；所述非能动应急冷却器A和B沿所述船体轴线对称设置于堆舱壁和船体之间的船舷侧；
所述非能动应急冷却器A和B的传热管入口均通过依次串联的保温层顶部出口总管止回阀和保温层顶部出口总管电动阀连通于所述保温层顶部出口管道；
所述非能动应急冷却器A和B的传热管出口分别通过其出口管道电动阀A和B连通于所述保温层底部入口管道；
所述非能动应急冷却器A和B的海水侧上部分别通过海水出口管道液动蝶阀A和B连通于船体外部的海水；所述非能动应急冷却器A和B的海水侧下部分别通过海水入口管道液动蝶阀A和B连通于船体外部的海水；
进一步的，所述应急冷却器系统还包括波动水箱；所述波动水箱通过波动水箱止回阀连通于所述非能动应急冷却器A和B的传热管入口。
进一步的，非能动应急冷却器A和B的传热管底部均高于所述压力容器内堆芯活性区中心线，通过提高冷热流体位差提高自然循环能力。
当反应堆正常运行时，熔融物堆内滞留非能动冷却系统处于备用工况；
在备用工况下，压力容器保温层流道及进出口管道处于空气状态，非能动应急冷却器传热管内侧及连接管道处于充水状态，通过非能动应急冷却器的传热管入口、出口管道以及一次侧屏蔽水箱、二回路备用水箱给水管道的常闭电动阀相互隔离。
在备用、运行工况下，非能动应急冷却器海水侧充满海水，海水入口、出口管道液动蝶阀一直常开。
当反应堆发生严重事故时，熔融物堆内滞留非能动冷却系统进入注水运行工况：
注水运行工况，首先打开一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱的注水管道电动阀，并连锁开启保温层顶部出口总管的电动安全阀。水箱向保温层流道重力注水，由于压力容器壁面处于高温状态，部分水汽化，水蒸气与空气通过保温层顶部出口总管的电动安全阀排到堆舱内。水蒸气通过保温层顶部出口总管的电动安全阀后，在一定延迟时间后关闭电动安全阀，此后，电动安全阀根据开启关闭整定值运行。
注水运行工况，在电动安全阀关闭后，同时打开非能动应急冷却器出口管道的电动阀和保温层流道出口总管电动阀，非能动应急冷却器回路与保温层流道连通、形成闭式循环流动回路。
电动阀和电动安全阀接可靠电源及蓄电池，可以保证全船断电事故后的启闭。
汽水混合物经过非能动应急冷却器传热管内侧，从上向下流动，被非能动应急冷却器传热管外侧的海水冷却为过冷水；非能动应急冷却器传热管外侧的海水被加热，从下向上非能动流动，较冷的海水通过底部入口管道进入非能动应急冷却器底部海水侧，被加热的海水通过上部出口管道进入海水，过冷的海水是带出堆芯热量的最终热阱。
保温层流道内的汽水混合物作为上升段，非能动应急冷却器下部传热管内侧冷水为下降段，依靠冷热流体的密度差和位差形成闭式自然循环流动，通过压力容器外部的长期非能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留。
系统运行后期，系统带出的热量随着熔融物热量衰减而减少，保温层流道将由汽水混合物逐渐变成单向水，系统体积收缩，收缩的水体积将由波动水箱提供。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、本发明用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法，在严重事故时将压力容器中堆芯热量有效导出到船体外侧海水，极大的缓解了严重事故后果；
2、本发明用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法，采用一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱向压力容器保温层流道直接重力注水，由于保温层流道容积很小(大约4m3到6m3)，实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部，并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆；
3、本发明用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法，通过非能动应急冷却器与保温层流道形成闭式循环流动回路，依靠冷热流体的密度差和位差形成闭式自然循环流动，利用海水作为最终热阱，通过压力容器外部的长期非能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为本发明系统结构示意图；
图2为本发明系统结构俯视图；
图3为本发明方法步骤示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-船体，2-堆舱壁，100-一次侧屏蔽水箱，101-一次侧屏蔽水箱出水管道电动阀，102-一次侧屏蔽水箱出水管道止回阀，103-保温层底部入口管道，104-保温层结构，105-保温层流道，106-压力容器，107-保温层顶部出口管道，108-电动安全阀，109-保温层顶部出口总管电动阀，110-保温层顶部出口总管止回阀，113-海水出口管道液动蝶阀A，123-海水出口管道液动蝶阀B，114-海水入口管道液动蝶阀A，124-海水入口管道液动蝶阀B，115-非能动应急冷却器A，125-非能动应急冷却器B，116-非能动应急冷却器出口管道电动阀A，126-非能动应急冷却器出口管道电动阀B，130-二回路备用水箱，131-二回路备用水箱出水管道电动阀，132-二回路备用水箱出水管道止回阀，140-波动水箱，141-波动水箱止回阀。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例
如图1和图2所示，本发明用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括船体1、堆舱壁2、压力容器106、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；所述堆舱壁2设置于所述船体1内，且所述堆舱壁2围成堆舱；所述压力容器106设置于所述堆舱内；所述应急冷却器系统设置于所述堆舱壁2和所述船体1之间；
当压力容器106发生严重事故时，所述压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器106的外壁面，所述应急冷却器系统通过换热器传热管外侧流动的船体1外部海水，对传热管内侧循环流动的所述压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，所述压力容器外部冷却系统包括保温层结构104、保温层底部入口管道103、保温层顶部出口管道107、一次侧屏蔽水箱100、二回路备用水箱130和电动安全阀108；所述压力容器外部冷却系统的保温层结构104、一次侧屏蔽水箱100和电动安全阀108布置于堆舱内，二回路备用水箱130布置于所述堆舱壁2和所述船体1之间；
所述保温层结构104包裹所述压力容器106下部，且与所述压力容器106之间形成保温层流道105；所述保温层底部入口管道103连通于所述保温层流道105底部；所述保温层顶部出口管道107连通于所述保温层流道105顶部；所述一次侧屏蔽水箱100环形设置于所述保温层结构104外部，且通过依次串联的出水管道电动阀101和止回阀102连通于所述保温层底部入口管道103；所述二回路备用水箱130通过依次串联的出水管道电动阀131和止回阀132连通于所述保温层底部入口管道；
所述保温层顶部出口管道107的数量为多个，且环形均布于所述保温层流道105顶部，然后两两汇合，最终形成保温层顶部出口总管。
进一步的，所述保温层顶部出口总管上设置有电动安全阀108；所述电动安全阀108设置于所述堆舱内。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，所述应急冷却器系统包括非能动应急冷却器A115、非能动应急冷却器B125、波动水箱140及其管道阀门；所述非能动应急冷却器A115和B125沿所述船体1轴线对称设置于堆舱壁2和船体1之间的船舷侧；
所述非能动应急冷却器A115和B125的传热管入口均通过依次串联的保温层顶部出口总管止回阀110和电动阀109连通于所述保温层顶部出口管道107；
所述非能动应急冷却器A115和B125的传热管出口分别通过其出口管道电动阀A116和B126连通于所述保温层底部入口管道103；
所述非能动应急冷却器A115和B125的海水侧上部分别通过海水出口管道液动蝶阀A113和海水出口管道液动蝶阀B123连通于船体1外部的海水；所述非能动应急冷却器A115和B125的海水侧下部分别通过海水入口管道液动蝶阀A114和B124连通于船体1外部的海水；
所述堆舱外冷却系统还包括波动水箱140；所述波动水箱140通过波动水箱止回阀141连通于所述非能动应急冷却器A115和B125的传热管入口。
进一步的，非能动应急冷却器A115和B125的传热管底部均高于所述压力容器106内堆芯活性区中心线。
如图3所示，本发明用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动的操作方法，包括以下步骤：
S1：当压力容器106发生严重事故时，在第一预设延迟时间后开启一次侧屏蔽水箱出水管道电动阀101和/或二回路备用水箱出水管道电动阀131，并连锁开启电动安全阀108；
S2：在第二预设延迟时间后关闭电动安全阀108，且所述电动安全阀108根据开启关闭整定值运行；
S3：电动安全阀108关闭后，开启非能动应急冷却器出口管道电动阀A116和/或非能动应急冷却器出口管道电动阀B126，并开启保温层顶部出口总管电动阀109。
为了进一步的说明本实施例的工作过程，当本实施例具体应用于严重事故中时，严重事故期间堆芯出口温度达到650℃时，经一定延迟时间后操纵员开启一次侧屏蔽水箱100的注水管道电动阀101或二回路备用水箱130的注水管道电动阀131，并连锁开启保温层出口总管的电动安全阀108，一次侧屏蔽水箱100或二回路备用水箱130依靠重力向保温层流道105注水，水进入保温层流道105淹没冷却压力容器106外部。保温层流道105的空气和与高温状态的压力容器106外壁面作用产生的水蒸气通过保温层顶部出口总管的电动安全阀108排到堆舱内。水蒸气通过电动安全阀108后，在一定延迟时间后关闭电动安全阀108，此后，电动安全阀108根据开启关闭整定值运行。
在电动安全阀108关闭后，同时打开非能动应急冷却器出口管道电动阀A 116(或/和非能动应急冷却器出口管道电动阀B126)和保温层顶部出口总管电动阀109，非能动应急冷却器A115(或/和非能动应急冷却器B125)回路与保温层流道105连通、形成闭式自然循环流动回路。
闭式自然循环流动回路的运行压力由电动安全阀108根据开启关闭压力整定值进行保护。
汽水混合物经过非能动应急冷却器A115(或/和非能动应急冷却器B125)传热管内侧，从上向下流动，被非能动应急冷却器A115(或/和非能动应急冷却器B125)传热管外侧的海水冷却为过冷水；非能动应急冷却器A115(或/和非能动应急冷却器B125)传热管外侧的海水被加热，从下向上非能动流动，较冷的海水通过底部的海水入口管道液动蝶阀A114(或/和海水入口管道液动蝶阀B 124)进入非能动应急冷却器A115(或/和非能动应急冷却器B125)底部海水侧，被加热的海水通过上部出口管道常开的海水出口管道液动蝶阀A 113(或/和海水出口管道液动蝶阀B123)进入海水，过冷的海水是带出堆芯热量的最终热阱。
系统运行后期，系统带出的热量随着熔融物热量衰减而减少，保温层流道105将由汽水混合物逐渐变成单向水，系统体积收缩，收缩的水体积将由波动水箱140提供。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (6)

1.用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于，包括船体(1)、堆舱壁(2)、压力容器(106)、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；所述堆舱壁(2)设置于所述船体(1)内，且所述堆舱壁(2)围成堆舱；所述压力容器(106)设置于所述堆舱内，所述应急冷却器系统设置于所述堆舱壁(2)和所述船体(1)之间；
当压力容器(106)发生严重事故时，所述压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器(106)的外壁面，所述应急冷却器系统通过换热器传热管外侧流动的船体(1)外部海水，对传热管内侧循环流动的所述压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却；
其中，所述压力容器外部冷却系统包括保温层结构(104)、保温层底部入口管道(103)、保温层顶部出口管道(107)、电动安全阀(108)、一次侧屏蔽水箱(100)和二回路备用水箱(130)；所述压力容器外部冷却系统的保温层结构(104)、一次侧屏蔽水箱(100)布置于堆舱内，二回路备用水箱(130)布置于所述堆舱壁和所述船体之间；
所述保温层结构(104)包裹所述压力容器(106)下部，且与所述压力容器(106)之间形成保温层流道(105)；所述保温层底部入口管道(103)连通于所述保温层流道(105)底部；所述保温层顶部出口管道(107)连通于所述保温层流道(105)顶部；所述一次侧屏蔽水箱(100)环形设置于所述保温层结构(104)外部，且通过依次串联的一次侧屏蔽水箱出水管道电动阀(101)和一次侧屏蔽水箱出水管道止回阀(102)连通于所述保温层底部入口管道(103)；所述二回路备用水箱通过依次串联的二回路备用水箱出水管道电动阀(131)和二回路备用水箱出水管道止回阀(132)连通于所述保温层底部入口管道(103)；
所述应急冷却器系统包括非能动应急冷却器A(115)、非能动应急冷却器B(125)、波动水箱(140)及其管道阀门；所述非能动应急冷却器A(115)和非能动应急冷却器B(125)沿所述船体(1)轴线对称设置于堆舱壁(2)和船体(1)之间的船舷侧；
非能动应急冷却器A(115)和非能动应急冷却器B(125)的传热管底部均高于所述压力容器(106)内堆芯活性区中心线
2.根据权利要求1所述的用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于，所述保温层顶部出口管道(107)的数量为多个，且环形均布于所述保温层流道(105)顶部，然后两两汇合，最终形成保温层顶部出口总管。
3.根据权利要求1所述的用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于，所述保温层顶部出口总管上设置有电动安全阀(108)；所述电动安全阀(108)设置于堆舱内。
4.根据权利要求1所述的用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于，所述非能动应急冷却器A(115)和非能动应急冷却器B(125)的传热管入口均通过依次串联的保温层顶部出口总管止回阀(110)和保温层顶部出口总管电动阀(109)连通于所述保温层顶部出口管道(107)；所述非能动应急冷却器A(115)和非能动应急冷却器B(125)的传热管出口分别通过非能动应急冷却器出口管道电动阀A(116)和非能动应急冷却器出口管道电动阀B(126)连通于所述保温层底部入口管道(103)；
所述非能动应急冷却器A(115)、非能动应急冷却器B(125)的海水侧上部分别通过海水出口管道液动蝶阀A(113)、海水出口管道液动蝶阀B(123)连通于船体(1)外部的海水；所述非能动应急冷却器A(115)、非能动应急冷却器B(125)的海水侧下部分别通过海水入口管道液动蝶阀A(114)、海水入口管道液动蝶阀B(124)连通于船体(1)外部的海水；
5.根据权利要求1所述的用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于，所述波动水箱(140)通过波动水箱止回阀(141)连通于所述非能动应急冷却器A(115)和非能动应急冷却器B(125)的传热管入口。
6.使用权利要求1、4和5任意一项所述用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统的冷却方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：当压力容器(106)发生严重事故时，在第一预设延迟时间后开启一次侧屏蔽水箱出水管道电动阀(101)和/或二回路备用水箱出水管道电动阀(131)，并连锁开启电动安全阀(108)；
S2：在第二预设延迟时间后关闭电动安全阀(108)，且所述电动安全阀(108)根据开启关闭整定值运行；
S3：电动安全阀(108)关闭后，开启非能动应急冷却器出口管道电动阀A(116)和/或非能动应急冷却器出口管道电动阀B(126)，并开启保温层顶部出口总管电动阀(109)。
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