CN112863704B - 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 - Google Patents
用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN112863704B CN112863704B CN202011344504.7A CN202011344504A CN112863704B CN 112863704 B CN112863704 B CN 112863704B CN 202011344504 A CN202011344504 A CN 202011344504A CN 112863704 B CN112863704 B CN 112863704B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- inner tube
- core melt
- nuclear power
- crucible
- power plant
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 32
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 claims description 44
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 36
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 32
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 26
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 4
- 230000004308 accommodation Effects 0.000 claims description 3
- 238000007599 discharging Methods 0.000 claims description 3
- 230000003292 diminished effect Effects 0.000 claims 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 abstract description 6
- 230000017525 heat dissipation Effects 0.000 abstract description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 5
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 5
- 230000007480 spreading Effects 0.000 abstract description 4
- 125000004122 cyclic group Chemical group 0.000 abstract description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 8
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 7
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 3
- 238000011160 research Methods 0.000 description 3
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 2
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 2
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 2
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 2
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 229910052681 coesite Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052593 corundum Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052906 cristobalite Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000029087 digestion Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000377 silicon dioxide Substances 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 229910052682 stishovite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 229910052905 tridymite Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 1
- 238000013022 venting Methods 0.000 description 1
- 229910001845 yogo sapphire Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/016—Core catchers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种包括：用于捕集堆芯熔融物的环状坩埚，环状坩埚包括：内管、位于内管外的外管、分别与内管、外管底部连接的底板，内管、外管、底板围成环状坩埚的容纳区。本发明中的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，用于对堆芯熔融物进行压力容器外容纳和整体冷却。本发明有以下几点突出优势：(1)该发明装置中增强了环状坩埚的面积/体积比，即提高了换热效率，散热效果好，更有利于堆芯熔融物冷却及环状坩埚完整性的保证，提高了核反应堆安全性；(2)该装置方案整体结构简单，不需要较大的铺展空间。该项发明从整体上增强堆芯熔融物滞留的装置的可靠性。
Description
技术领域
本发明属于核电技术领域，具体涉及一种用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置。
背景技术
核电作为清洁的能源，中国在过去的20多年来快速发展，但是核电却也存在其它方式的能源不具有的放射性风险。核电发展的史上发生了三次大的核事故。其中，1986年的切尔诺贝利事故十分严重，放射性物质被大量释放到环境中，并且部分熔融物掉入地坑(筏基未被熔穿)。采用熔融物堆内滞留(IVR)技术，放射性物质大部分能被包容在压力容器内，而不会泄漏到安全壳及环境中。对于电功率为1400MW或者更高的1700MW的大堆或者超大堆，IVR技术可能就不能适用了，则需要堆芯熔融物堆外滞留(EVR)将堆芯熔融物滞留在该装置中，确保放射性物质不会因地基熔穿而被释放到环境中。堆芯熔融物滞留装置有利于提高核电厂的安全性。
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(US4,342,621)提出将热管技术用于EVR；美国能源部1983年的专利，Combination pipe rupture mitigator andin-vessel core catcher(US4,412,969)，首次提出了IVR的概念；此外的相关专利还有Retrofittable nuclear reactor core catcher(US4442065)、Nuclear reactorequipped with a core catcher(US5263066)、Nuclear reactor installation with acore catcher device and method for exterior cooling of the latter by naturalcirculation(US 5343506)、Core catcher cooling by heat pipe (US6353651)、Corecatcher Cooling(US7558360)、Core catcher,manufacturing method thereof,reactorcontainment vessel and manufacturing method thereof(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的散热差，导致核反应堆安全性变差。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对现有技术中存在的上述不足，提供一种用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，散热效果好，提高了核反应堆安全性。
解决本发明技术问题所采用的技术方案是提供一种用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，包括：用于捕集堆芯熔融物的环状坩埚，环状坩埚包括：内管、位于内管外的外管、分别与内管、外管底部连接的底板，内管、外管、底板围成环状坩埚的容纳区。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，还包括：设置于内管顶部的引流件，引流件用于将堆芯熔融物引流到环状坩埚的容纳区。
优选的是，引流件为伞状结构，伞状结构的引流件的底部与内管顶部连接，伞状结构的引流件的顶部远离内管顶部。
优选的是，内管的管高高于外管的管高，高度高出外管的内管的管壁上设置有用于通气的通气孔，通气孔用于将吸热产生的蒸汽排出。
优选的是，内管的内径由底部到顶部逐渐变小，内管中空的管体内设置有至少两层支撑环，支撑环的外径小于对应支撑位置的内管的内径。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，还包括：设置于容纳区内的牺牲材料。
优选的是，容纳区内的牺牲材料上设置有凹坑。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，还包括：呈漏斗结构的熔融物导流槽，熔融物导流槽用于对反应堆的堆坑内的压力容器流出的堆芯熔融物进行导流，熔融物导流槽的底部设置有导流孔，环状坩埚位于熔融物导流槽的下方的反应堆的堆坑内，所述装置还包括：用于堵塞导流孔的熔融物滞留塞，熔融物滞留塞适于被所述堆芯熔融物熔穿而允许堆芯熔融物流出导流孔流入环状坩埚的容纳区。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，还包括：位于反应堆的堆坑外的内置换热水箱、与内置换热水箱连接的坩埚内冷却管道，坩埚内冷却管道用于向坩埚的容纳区进水。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，还包括：与内置换热水箱连接的堆坑冷水管道，环状坩埚的外壁与其所在反应堆的堆坑内的隔间之间形成冷却腔，堆坑冷水管道用于向冷却腔进水。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，还包括：设置于环状坩埚所在反应堆的堆坑内的隔间，隔间内壁上设置有防高温材料层，防高温材料层内嵌有钢板。
本发明中的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，用于对堆芯熔融物进行压力容器外容纳和整体冷却。本发明有以下几点突出优势：(1)该发明装置中增强了环状坩埚的面积/体积比，即提高了换热效率，散热效果好，更有利于堆芯熔融物冷却及环状坩埚完整性的保证，提高了核反应堆安全性；(2)该装置方案整体结构简单，不需要较大的铺展空间。该项发明从整体上增强堆芯熔融物滞留的装置的可靠性。
附图说明
图1是本发明实施例2中的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置的结构示意图；
图2是本发明实施例2中的环状坩埚的局部机构示意图；
图3是本发明实施例2中的熔融物开始流出压力容器的示意图；
图4是本发明实施例2中的熔融物部分进入环状坩埚的示意图；
图5是本发明实施例2中的熔融物完全进入环状坩埚的示意图。
图中：1-压力容器；2-熔融物；3-熔融物导流槽；4-环状坩埚； 5-堆坑；6-支撑环；7-牺牲材料；8-内管；9-熔融物滞留塞；10- 引流件；11-内置换热水箱；12-第一阀门；13-第二阀门；14-排气孔；15-外管；16-底板；17-通气孔；18-凹坑；19-导流孔；20-坩埚内冷却管道；21-堆坑冷水管道；22-隔间；23-容纳区。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细描述。
下面详细描述本专利的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，仅用于解释本专利，而不能理解为对本专利的限制。
实施例1
本实施例提供一种用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，包括：用于捕集堆芯熔融物的环状坩埚，环状坩埚包括：内管、位于内管外的外管、分别与内管、外管底部连接的底板，内管、外管、底板围成环状坩埚的容纳区。
本实施例中的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，用于对堆芯熔融物进行压力容器外容纳和整体冷却。本实施例有以下几点突出优势：(1)该实施例装置中增强了环状坩埚的面积/体积比，即提高了换热效率，散热效果好，更有利于堆芯熔融物冷却及环状坩埚完整性的保证，提高了核反应堆安全性；(2) 该装置方案整体结构简单，不需要较大的铺展空间。该项实施例从整体上增强堆芯熔融物滞留的装置的可靠性。
实施例2
如图1、2所示，本实施例提供一种用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，包括：用于捕集堆芯熔融物2的环状坩埚4，环状坩埚4包括：内管8、位于内管8外的外管15、分别与内管8、外管15底部连接的底板16，内管8、外管15、底板16 围成环状坩埚4的容纳区23。通过环状坩埚4对堆芯熔融物2提供持续冷却，确保堆芯熔融物2滞留于环状坩埚4的容纳区23，内管8为中空结构增大了换热面积，增强了换热。环状坩埚4增大了换热面积，增强环状坩埚4整体的换热，减少了环状坩埚4 底部换热失效的几率，使得核电厂事故后放射性外泄的可能性进一步降低。具体的，本实施例中的底板16由内管8、外管15分别向内管8与外管15之间区域的底部延伸并连接形成。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，还包括：设置于内管8顶部的引流件10，引流件10用于将堆芯熔融物2引流到环状坩埚4的容纳区23。
优选的是，引流件10为伞状结构，伞状结构的引流件10的底部与内管8顶部连接，伞状结构的引流件10的顶部远离内管8 顶部。
优选的是，内管8的管高高于外管15的管高，高度高出外管 15的内管8的管壁上设置有用于通气的通气孔17，通气孔17用于将吸热产生的蒸汽排出。通气孔17为倾斜的通气孔17。堆坑5 上设置有排气孔14，用于排出蒸汽。
优选的是，内管8的内径由底部到顶部逐渐变小，内管8中空的管体内设置有至少两层支撑环6，支撑环6的外径小于对应支撑位置的内管8的内径。支撑环6的存在提升了内管8的强度，保证了环状坩埚4整体的完整性。支撑环6提高了环状坩埚4整体结构稳定性。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，还包括：设置于容纳区23内的牺牲材料7。牺牲材料7 用于与堆芯熔融物2反应，对堆芯熔融物2进行降温，改变堆芯熔融物2的流动性。牺牲材料7为Fe2O3、SiO2、Al2O3中的任意一种或几种。
优选的是，容纳区23内的牺牲材料7上设置有凹坑18。凹坑18设置于牺牲材料7的中心，凹坑18用于承接最初的熔融物2，防止熔融物2旁溢。伞状结构的引流件10起到了保护内管8的作用，同时起到将堆芯熔融物2向凹坑18分流的作用。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，还包括：呈漏斗结构的熔融物导流槽3，熔融物导流槽3 用于对反应堆的堆坑5内的压力容器1流出的堆芯熔融物2进行导流，熔融物导流槽3的底部设置有导流孔19，环状坩埚4位于熔融物导流槽3的下方的反应堆的堆坑5内，所述装置还包括：用于堵塞导流孔19的熔融物滞留塞9，熔融物滞留塞9适于被所述堆芯熔融物2熔穿而允许堆芯熔融物2流出导流孔19流入环状坩埚4的容纳区23。
漏斗结构的熔融物导流槽3由多块导流板分块拼接而成，能保证压力容器1不同位置破口的堆芯熔融物2最终都能被有效的接住，并导流至熔融物滞留塞9。熔融物滞留塞9用于将最初压力容器1破口的堆芯熔融物2进行滞留，降低不同事故堆芯熔融物2 流出压力容器1的不确定性。在一定时间之后，熔融物滞留塞9 被熔穿，堆芯熔融物2跌落至环状坩埚4内。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，还包括：位于反应堆的堆坑5外的内置换热水箱11、与内置换热水箱11连接的坩埚内冷却管道20，坩埚内冷却管道20 用于向坩埚的容纳区23进水。坩埚内冷却管道20上设置有第一阀门12。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，还包括：与内置换热水箱11连接的堆坑冷水管道21，环状坩埚4的外壁与其所在反应堆的堆坑5内的隔间22之间形成冷却腔，堆坑冷水管道21用于向冷却腔进水。堆坑冷水管道21上设置有第二阀门13。
优选的是，所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，还包括：设置于环状坩埚4所在反应堆的堆坑5内的隔间22，隔间22内壁上设置有防高温材料层，防高温材料层内嵌有钢板。
如图3～5所示，核电厂严重事故下，堆芯熔融物2滞留的装置的工作过程如下：
首先，在压力容器1的下封头水蒸干，且IVR(压力容器1 内熔融物2的冷却与保持)失效的情况下，熔融物2开始从下封头漏出，有熔融物导流槽3导引，并被熔融物滞留塞9滞留。在事故进入到一定程度，熔融物滞留塞9被堆芯熔融物2熔穿，伞状结构的引流件10将保证熔融物2不会进入内管8中空的管体内，熔融物2通过伞状结构的引流件10股滑入环状坩埚4的容纳区23 中，熔融物2开始与环状坩埚4的容纳区23内的牺牲材料7进行反应并熔化牺牲材料7，形成堆芯熔融物2与牺牲材料7的混合物，这时形成的混合物温度初步下降。混合物开始融化坩埚内的牺牲材料7，这时混合物温度进一步降低。
然后，由于牺牲材料7被熔化，环状坩埚4升温，外部开始沸腾，产生蒸汽，蒸汽上升，带走热量。另外内管8的存在，增大了换热面积，能更好的带走热量，保证环状坩埚4的完整性。内管8壁面产生的蒸汽，通过内管8上部的倾斜的通气孔17排出。
进一步，这时环状坩埚4所处位置有内置换热水箱11进水，淹没深度坩埚深度约为3.5m。
进一步，如上所述的环状坩埚4容纳与上部牺牲材料7混合后的混合物，混合物与坩埚内的分布式牺牲材料7反应并熔化，混合物温度再度被降低。
进一步，如上所述的环状坩埚4的容纳区23由内管8、外管15、底板16围成，用于作为整个堆芯熔融物2滞留的装置的底部。
进一步，环状坩埚4所在隔间22内壁布置一层防高温材料，防高温材料内层嵌一层钢板，增加其强度。
堆芯熔融物2滞留的装置从总体上增强了核电厂缓解严重事故的能力，降低了放射性物质因地基被熔穿的风险，有利于核电厂安全水平的提高。
本实施例中的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物2滞留的装置，用于对堆芯熔融物2进行压力容器1外容纳和整体冷却。本实施例有以下几点突出优势：(1)该实施例装置中增强了环状坩埚的面积/体积比，即提高了换热效率，散热效果好，更有利于堆芯熔融物2冷却及环状坩埚4完整性的保证，提高了核反应堆安全性；(2)该装置方案整体结构简单，不需要较大的铺展空间。该项实施例从整体上增强堆芯熔融物2滞留的装置的可靠性。
可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的保护范围。
Claims (8)
1.一种用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，包括：用于捕集堆芯熔融物的环状坩埚，环状坩埚包括：内管、位于内管外的外管、分别与内管、外管底部连接的底板，内管、外管、底板围成环状坩埚的容纳区，内管用于换热，内管为中空结构增大换热面积，内管的内径由底部到顶部逐渐变小，内管中空的管体内设置有至少两层支撑环，支撑环的外径小于对应支撑位置的内管的内径，内管的管高高于外管的管高，高度高出外管的内管的管壁上设置有用于通气的通气孔，通气孔用于将吸热产生的蒸汽排出，容纳区内设置有牺牲材料。
2.根据权利要求1所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，还包括：设置于内管顶部的引流件，引流件用于将堆芯熔融物引流到环状坩埚的容纳区。
3.根据权利要求2所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，引流件为伞状结构，伞状结构的引流件的底部与内管顶部连接，伞状结构的引流件的顶部远离内管顶部。
4.根据权利要求1所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，容纳区内的牺牲材料上设置有凹坑。
5.根据权利要求1～3、4任意一项所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，还包括：呈漏斗结构的熔融物导流槽，熔融物导流槽用于对反应堆的堆坑内的压力容器流出的堆芯熔融物进行导流，熔融物导流槽的底部设置有导流孔，环状坩埚位于熔融物导流槽的下方的反应堆的堆坑内，所述装置还包括：用于堵塞导流孔的熔融物滞留塞，熔融物滞留塞适于被所述堆芯熔融物熔穿而允许堆芯熔融物流出导流孔流入环状坩埚的容纳区。
6.根据权利要求5所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，还包括：位于反应堆的堆坑外的内置换热水箱、与内置换热水箱连接的坩埚内冷却管道，坩埚内冷却管道用于向坩埚的容纳区进水。
7.根据权利要求6所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，还包括：与内置换热水箱连接的堆坑冷水管道，环状坩埚的外壁与其所在反应堆的堆坑内的隔间之间形成冷却腔，堆坑冷水管道用于向冷却腔进水。
8.根据权利要求1～4、6、7任意一项所述的用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置，其特征在于，还包括：设置于环状坩埚所在反应堆的堆坑内的隔间，隔间内壁上设置有防高温材料层，防高温材料层内嵌有钢板。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202011344504.7A CN112863704B (zh) | 2020-11-26 | 2020-11-26 | 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 |
| PCT/CN2021/132259 WO2022111436A1 (zh) | 2020-11-26 | 2021-11-23 | 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202011344504.7A CN112863704B (zh) | 2020-11-26 | 2020-11-26 | 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN112863704A CN112863704A (zh) | 2021-05-28 |
| CN112863704B true CN112863704B (zh) | 2024-06-04 |
Family
ID=75996538
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202011344504.7A Active CN112863704B (zh) | 2020-11-26 | 2020-11-26 | 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN112863704B (zh) |
| WO (1) | WO2022111436A1 (zh) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112863704B (zh) * | 2020-11-26 | 2024-06-04 | 中国核电工程有限公司 | 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 |
| CN114005555B (zh) * | 2021-10-22 | 2024-02-20 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆及其堆芯熔融物收集装置 |
| CN116070544B (zh) * | 2023-01-29 | 2024-01-09 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法及系统 |
| CN115862908B (zh) * | 2023-01-30 | 2024-01-12 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种严重事故下堆内滞留篮实验装置 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN201242874Y (zh) * | 2008-08-06 | 2009-05-20 | 中国原子能科学研究院 | 堆芯熔化物收集装置 |
| CN110176316A (zh) * | 2019-04-17 | 2019-08-27 | 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 |
| CN110391030A (zh) * | 2019-06-27 | 2019-10-29 | 中国核电工程有限公司 | 一种分区坩埚熔融物堆外捕集器 |
| CN110459333A (zh) * | 2019-07-04 | 2019-11-15 | 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 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2395567A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif recuperateur de coeur pour reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| CN102097137B (zh) * | 2010-10-28 | 2014-05-07 | 中国核工业二三建设有限公司 | 一种核电站堆芯捕集器的安装方法 |
| CN112863704B (zh) * | 2020-11-26 | 2024-06-04 | 中国核电工程有限公司 | 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 |
-
2020
- 2020-11-26 CN CN202011344504.7A patent/CN112863704B/zh active Active
-
2021
- 2021-11-23 WO PCT/CN2021/132259 patent/WO2022111436A1/zh active Application Filing
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN201242874Y (zh) * | 2008-08-06 | 2009-05-20 | 中国原子能科学研究院 | 堆芯熔化物收集装置 |
| CN110176316A (zh) * | 2019-04-17 | 2019-08-27 | 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 |
| CN110391030A (zh) * | 2019-06-27 | 2019-10-29 | 中国核电工程有限公司 | 一种分区坩埚熔融物堆外捕集器 |
| CN110459333A (zh) * | 2019-07-04 | 2019-11-15 | 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 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN112863704A (zh) | 2021-05-28 |
| WO2022111436A1 (zh) | 2022-06-02 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN112863704B (zh) | 用于核电厂严重事故下堆芯熔融物滞留的装置 | |
| CN105551536B (zh) | 一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器 | |
| EP3166114B1 (en) | Passive containment cooling and filtered venting system for a nuclear power plant | |
| CN107945891B (zh) | 一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统 | |
| JP4612558B2 (ja) | コアキャッチャーおよび原子炉格納容器 | |
| US5057271A (en) | Protection system for the basemat reactor containment buildings in nuclear power stations | |
| US3712851A (en) | Nuclear power station | |
| CN110459333B (zh) | 一种带有内部冷却管的双层坩埚堆芯熔融物捕集装置 | |
| CN105047235A (zh) | 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 | |
| CN105047236A (zh) | 反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统 | |
| US20240029904A1 (en) | Integrated passive reactor | |
| CN110391030B (zh) | 一种分区坩埚熔融物堆外捕集器 | |
| CN210167124U (zh) | 一种安全壳卸压过滤系统 | |
| WO2022127696A1 (zh) | 堆芯捕集器 | |
| CN103928069B (zh) | 安全壳内置乏燃料池 | |
| CN112201372B (zh) | 一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法 | |
| WO2003058642A1 (fr) | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire | |
| CN105551538B (zh) | 具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器 | |
| CN105551539A (zh) | 一种反应堆熔融物堆外滞留系统 | |
| CN105551541B (zh) | 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统 | |
| CN114121313A (zh) | 一种紧凑式反应堆的非能动安全系统 | |
| CN108550406A (zh) | 堆芯熔融物捕集装置 | |
| CN103531256B (zh) | 压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却系统 | |
| JPH08507375A (ja) | 原子炉特に加圧水形原子炉の熱放出装置 | |
| CN102820067A (zh) | 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |