CN114424298A - 核反应堆堆芯熔体定位及冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及核能领域，特别是涉及确保核电站安全的系统，并可用于导致反应堆容器及其密封外壳被破坏的严重事故中。本发明的技术结果是增加核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统的可靠性，增加从核反应堆堆芯熔体中除热的效率。该技术结果是通过在核反应堆核心熔体的定位和冷却系统中使用安装在多层外壳和桁架控制台之间的区域中的膜和热保护来实现的。

Description

核反应堆堆芯熔体定位及冷却系统

技术领域

本发明涉及核能领域，特别是涉及确保核电站安全的系统，并可用于导致反应堆容器及其密封外壳被破坏的严重事故中。

最大的辐射危害是核心熔毁事故，这可能发生在核心冷却系统的多次故障的过程中。

在这种事故中，核心熔体（corium），通过熔化反应堆结构和反应堆容器而流动超过其极限，并且残留在其中的余热产生可能违反核电站的密封壳的完整性，这是放射性产物释放到环境中的最后一道屏障。

为了避免这种情况，有必要对从反应堆容器中流出的核心熔体进行定位，并确保其持续冷却，直至完全结晶。该功能由核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统执行，该系统防止对核电站的密封外壳的损坏，从而保护人口和环境免受核反应堆严重事故中的辐射暴露。

背景技术

有一个已知的系统[1]用于定位和冷却核反应堆核心的熔体，它包含一个安装在核反应堆主体下并由桁架控制台支撑的导板，一个安装在混凝土轴基部预埋件上的多层外壳，其法兰上有热保护装置，一个安装在多层外壳内的填充物，由一组安装在彼此顶部的盒组成。

这种系统，按照其设计特点，具有以下缺点，即：

在堆芯熔体熔化（破坏）反应堆容器的瞬间，熔体在反应堆容器内可用的残余压力和扩散在多层套管体积内和位于多层套管、填料和悬臂桁架之间的外围体积内的气体的影响下，开始流入形成的孔内，气体压力迅速增加，导致多层套管与悬臂桁架连接区的熔体定位和冷却系统的破坏。

当熔体进入多层壳体时，桁架控制台和多层壳体由于加热、冲击或地震的影响可以独立地相对于彼此移动，这可能导致它们的密封连接的破坏，从而破坏熔体定位和冷却系统。

有一个已知的系统[2]用于定位和冷却核反应堆堆芯的熔体，它包含一个安装在核反应堆主体下并由桁架控制台支撑的导板，一个安装在混凝土轴基部预埋件上的多层外壳，其法兰上有热保护装置，一个安装在多层外壳内的填料，由一组安装在彼此顶部的盒组成。

这种系统，按照其设计特点，具有以下缺点，即：

在堆芯熔体熔化（破坏）反应堆容器的瞬间，熔体在反应堆容器内可用的残余压力和扩散在多层套管体积内和位于多层套管、填料和悬臂桁架之间的外围体积内的气体的影响下，开始流入形成的孔内，气体压力迅速增加，导致多层套管与悬臂桁架连接区的熔体定位和冷却系统的破坏。

当熔体进入多层壳体时，桁架控制台和多层壳体由于加热、冲击或地震的影响可以独立地相对于彼此移动，这可能导致它们的密封连接的破坏，从而破坏熔体定位和冷却系统。

有一个已知的系统[3]用于定位和冷却核反应堆核心的熔体，它包括一个安装在核反应堆主体下并放在桁架控制台上的导板，一个安装在混凝土轴基部预埋件上的多层外壳，其法兰上有热保护装置，一个安装在多层外壳内的填充物，该多层外壳由一组安装在彼此顶部的盒组成，每个盒包含一个中央和几个外围开口，供水阀安装在喷嘴中，位于沿所述多层壳体的周界在所述上盒和所述凸缘之间的区域中。

这种系统，按照其设计特点，具有以下缺点，即：

在堆芯熔体熔化（破坏）反应堆容器的瞬间，熔体在反应堆容器内可用的残余压力和扩散在多层套管体积内和位于多层套管、填料和悬臂桁架之间的外围体积内的气体的影响下，开始流入形成的孔内，气体压力迅速增加，导致多层套管与悬臂桁架连接区的熔体定位和冷却系统的破坏。

当熔体进入多层壳体时，桁架控制台和多层壳体由于加热、冲击或地震的影响可以独立地相对于彼此移动，这可能导致它们的密封连接的破坏，从而破坏熔体定位和冷却系统。

发明内容

本发明的技术结果是增加核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统的可靠性，增加从核反应堆堆芯熔体中除热的效率。

本发明所要解决的任务如下：

确保多层壳体的密封性，防止水淹没多层壳体的外表面；

提供桁架控制台的独立径向方位热延伸；

在对熔体定位和冷却系统设备元件的地震和冲击机械影响期间，提供桁架控制台和多层外壳的独立运动；

在蒸汽气体混合物从反应堆容器的内部体积移动到位于多层外壳与桁架控制台密封连接区的空间时，提供必要的液压阻力。

由于核反应堆核心熔体的定位和冷却系统，包含安装在核反应堆主体下的导板，并由安装在混凝土轴底部预埋件上的桁架控制台支撑，设计用于接收和分配熔体的多层外壳，其法兰装有热保护装置，填料由相互安装的几个盒组成，每个盒包含一个中心和几个外围开口，供水阀，根据本发明，安装在沿多层壳体周边在上盒和法兰之间的区域内的喷嘴中，另外还包括一个凸膜，安装在多层壳体的法兰和桁架控制台的下表面之间，使凸侧面向多层壳体的外部，而在凸膜的上部与桁架控制台的下部的连接区，热阻元件通过焊接相互连接形成接触间隙，在多层壳体的内部，还安装了热保护装置，包括外部、内部壳体和底部，通过安装在热保护的导热法兰上的热破坏紧固件悬挂在桁架控制台上，并在多层壳体法兰的热保护上部重叠，在重叠区安装有带孔的环形跳线，而外壳的强度高于内壳和底部的强度，在外壳上涂上一层熔化混凝土，由垂直肋分成扇区并由垂直、长径向和短径向加强杆保持。

所要求保护的本发明的一个基本特征是在核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统中存在安装在多层壳体的凸缘和桁架控制台的下表面之间的凸膜，凸膜的上部与桁架控制台的下部的热阻元件通过焊接相互连接，形成接触间隙。这种设计使得能够确保多层壳体的密封不受水淹没来冷却多层壳体的外表面，提供桁架控制台的独立径向方位热膨胀，提供多层壳体的轴向径向热膨胀，提供桁架控制台和多层壳体在对熔体定位和冷却系统设备元件的地震和冲击机械作用期间的独立运动。

所要求保护的本发明的另一个基本特征是在核反应堆核心熔体的定位和冷却系统中存在的热保护，其悬挂在桁架控制台上，并与多层外壳法兰的上部重叠，形成一个狭缝间隙，防止核心熔体和从反应堆容器进入多层外壳与桁架控制台密封连接区的气体动力流动的直接冲击。

本发明的另一个显着特征是，在核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统中，在多层壳体法兰的热保护和热保护的重叠区安装了一个带孔的环形跳线，它提供了壳体法兰的热保护和热保护之间的狭缝间隙的重叠。带孔的环形跳线根据其功能构成了一种气体动力阻尼器，当蒸汽气体混合物从反应堆容器的内部体积移动到热保护外表面后面的空间时，它可以提供必要的液压阻力，并减少外围压力增长的速度，同时增加压力增长的时间，为多层外壳内外的压力均衡提供了必要的时间。

附图说明

图1显示了一个本发明要求保护的用于定位和冷却核反应堆核心熔体的系统；

图2显示了上填料盒和桁架控制台下表面之间的区域；

图3示出了根据要求保护的本发明所执行的热保护的一般视图；

图4示出了根据所要求保护的发明制作的部分中的热保护的片段；

图5显示了桁架控制台热保护的固定区域；

图6示出了根据所要求保护的发明制成的环形跳线；

图7示出了根据要求保护的发明制成的膜的一般视图；

图8显示了膜与桁架控制台下表面的连接区；

图9显示了膜与桁架控制台下表面的连接区，使用附加板制成。

具体实施方式

如图1-9所示，定位和冷却核反应堆核心熔体的系统，包含安装在核反应堆主体2下的导板1。导板1设置在控制台桁架3上。在混凝土轴底部的桁架控制台3下面有一个安装在预埋件上的多层外壳4，用于接收和分配熔体。多层壳体4的凸缘5上设有热保护6。在多层壳体4内部放置填料7。填充物7由几个安装在彼此顶部的盒8组成。每个盒8具有一个中心和几个外围孔9。沿着多层壳体4的周边在其上部（在上部盒8和法兰5之间的区域）有安装在喷嘴11中的用于供水的阀门10。在多层壳体4的凸缘5与桁架控制台3的下表面之间安装有凸膜12。凸膜12的凸面朝向多层壳体4的外部。在凸膜12的上部，在与桁架控制台3的下部的连接区中，制作了热阻元件13。热阻元件13通过焊接相互连接以形成接触间隙14。热保护15安装在多层壳体4内部。热保护15由外部21、内部24外壳和底部22组成。热保护15借助于热可破坏的紧固件19从桁架控制台3悬挂，所述紧固件19安装在热保护15的导热凸缘18中。热保护15以这样的方式安装，即它与多层壳体4的凸缘5的热保护6的上部重叠，其间在重叠区中安装有带孔17的环形跳线16。外壳21以这样的方式制成，即其强度高于内壳24和底部22的强度。外壳21、底部22和内壳24之间的空间内填充有熔化混凝土26。熔融混凝土26借助垂直23、长径向25和短径向27加强杆保持（粘结）。

所要求保护的核反应堆堆芯熔体定位和冷却系统，根据所要求保护的发明，其工作原理如下。

在核反应堆容器2被破坏的瞬间，堆芯的熔体在熔体的静水压力和核反应堆容器2内部残留的多余气体压力的作用下，开始流向由悬臂桁架3支撑的导板1表面。沿导板1向下流动的熔体进入多层壳体4并与填料7接触。随着扇区非轴对称熔体径流，热保护15被熔化。通过部分破坏，热保护15一方面降低了芯熔体对被保护设备的热冲击，另一方面降低了熔体本身的温度和化学活性。

多层壳体4的凸缘5的热保护6保护其上部厚壁内部从熔体进入填料7的那一刻起，直至熔体与填料相互作用结束，即直至开始用水冷却位于芯的熔体表。所述多层壳体4的凸缘5的热保护6的安装方式使得其允许保护多层壳体4的内表面在与填料7相互作用期间在多层壳体4中形成的芯熔体的水平上，位于多层壳体4的外侧。

在芯熔体与填料7相互作用期间，多层壳体4的凸缘5的热保护6被加热并被部分破坏，屏蔽来自熔体镜的热辐射。对多层壳体4的法兰5的热保护6的几何和热物理特性进行选择，以确保其在任何条件下都与熔体隔离，从而确保保护功能独立于核心熔体与填料7的物理化学相互作用过程的完成时间。因此，多层壳体4的凸缘5的热保护6的存在使得能够在开始向位于芯熔体表面的外壳供水之前确保保护功能的性能。

热保护15，如图1和图3所示，悬挂在多层壳体4的凸缘5的热保护6的上部的桁架控制台3上方，其下部覆盖多层壳体4的法兰5的热保护6的上部，提供的多层壳体4。几何特征，例如热保护15的外表面与多层壳体4的凸缘5的热保护6的内表面之间的距离，和这些热保护15和6的重叠高度被选择成使得产生的间隙从堆芯的移动熔体和从反应器外壳2出来的气体动力流。

如图6所示，带孔17的环形跳线16提供了多层壳体4的法兰5和热保护15之间的狭缝间隙的重叠，并形成了一种气体动态阻尼器，以提供当蒸汽气体混合物从反应堆容器2的内部空间移动到热保护15表面的外部空间时所需要的压降，它允许提供必要的液压阻力，并降低了外围的压力增长速度，同时增加了该压力增长的时间，这提供了均衡多层套管4内外压力的必要时间。蒸汽气体混合物的最活跃的运动发生在堆芯熔体流出的初始阶段的反应堆容器2的破坏时刻。反应器容器2中的残余压力影响位于多层套管4中的气体混合物，这导致在多层套管4的内部体积的周边处的压力增加。

如图4和图5所示，在结构上，热保护15包括通过热破坏紧固件19连接到桁架控制台3上的隔热凸缘18。外壳21、内壳24、底部22、垂直肋20。外壳21、底部22和内壳24之间的空间内填充有熔化混凝土26。熔化混凝土26确保在其加热和从固体到液体的相变的整个范围内吸收来自熔体镜的热辐射。此外，热保护15包括加固熔化混凝土26的竖向加强杆23、长径向加强杆25以及短径向加强杆27。

如图1和图7所示，一个凸膜12提供了多层壳体4的密封，使其免受来自冷却其外表面的水的淹没。凸膜12安装在多层壳体4的凸缘5和桁架控制台3的下表面之间位于热保护15外表面后面的空间中。

凸膜12提供桁架控制台3的独立径向方位角热延伸和多层壳体4的轴向径向热延伸。它在对核反应堆核心熔体的定位和冷却系统的设备元件的地震和冲击机械作用期间提供桁架控制台3和多层外壳4的独立运动。

为了使凸膜12在岩心熔体从反应堆容器2进入多层套管4的初始阶段保持其功能并使其相关的压力增加，凸膜12被放置在由多层套管4的法兰5的热保护6和悬挂在桁架控制台3上的热保护15形成的受保护空间中。

在冷却水开始进入多层壳体4到位于熔体表面的外壳上之后，凸膜12继续执行其密封多层壳体4的内部体积和分离内部和外部介质的功能。在对多层壳体4的外表面进行稳定的水冷却的模式下，凸膜12不被破坏，被来自外部的用水冷却。

在多层壳体4内部的冷却水供应到外壳的故障的情况下，多层壳体4的凸缘5和热保护15的热保护6逐渐塌陷，热保护15和6的重叠区逐渐减小，直到重叠区域完全失效。从这一刻起，从芯熔体的镜面侧热辐射对凸膜12的影响开始。凸膜12从内部开始升温，但是，由于厚度小，如果凸膜12处于冷却水的水平下，辐射热流不能确保凸膜12的失效。

如图8和图9所示，为了确保在冷却水从上方供应到芯熔体结皮失效的条件下破坏凸膜12，凸膜12利用通过焊接相互连接的热电阻元件13连接到桁架控制台3的下表面，形成接触间隙14。在凸膜12与桁架控制台3的下表面连接的区域中，沿着上部周边，形成一个口袋28，提供从凸膜12到水的恶化的热交换条件，在多层壳体4的法兰5的热保护15和热保护6的存在下，覆盖凸膜12免受熔镜的热辐射，提供凸膜12的冷却，但是这些退化的热交换条件在热保护15和6被破坏时从熔体镜侧面的辐射热流强烈加热时不能提供有效的散热。

口袋28的建设性布置（凸膜12与桁架控制台3在径向和轴向上的交界处的位置）相对于熔镜液面的位置取决于来冷却多层壳体4，外表面的最大水位的位置。该水平越高，口袋28离熔体镜水平的位置（离热辐射平面）越远。

在热保护15被破坏的过程中，来自熔体镜侧面的辐射热流开始强烈地影响位于口袋位置28下方的设备。在没有冷却熔镜的情况下，有必要减少位于口袋28位置下方的设备的过热和破坏，为此，凸膜12与桁架控制台3的接合区正对熔镜并被辐射热流直接加热，为此，在凸膜12和桁架控制台3之间，如图9所示，安装额外的板29，例如，它们仅沿周向彼此焊接并焊接到桁架控制台3。焊接到附加板29上的凸膜12不能大面积传热，因为在凸膜12和附加板29之间、附加板本身29，以及附加板29和桁架控制台3之间，都有接触间隙14提供热阻以。热阻元件13的使用使得能够降低辐射热流的功率以确保凸膜12的受控破坏，并且，作为结果，降低多层熔体4内部的温度，同时减少热保护15和6的破坏量，减少了核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统的主要设备的形状变化，提供了必要的安全裕度，可靠性增加。

凸膜12的破坏地点在结构上设计在其上部与桁架控制台3的下平面的边界上，位于多层壳体4周围的最大水位的水平上形成的区域内，当凸膜12被破坏时，提供从上方进入多层壳体4内部的非加压冷却水流到最靠近多层壳体4内表面的区域内的熔体结壳上。

如果冷却水位位于最大水位以下，则凸膜12由于加热和变形而被破坏。该过程与多层壳体4的法兰5的热保护15和热保护6的破坏同时发生，其破坏和熔化减少了凸膜12从熔镜辐射热流的影响的遮光，增加了热辐射暴露于凸膜12的有效面积。凸膜12的加热、变形和破坏的过程将从上到下发展，直到凸膜12的破坏导致多层壳体4内部的冷却水流到熔体结皮上。

如果冷却水位位于最高水位的区域，则凸膜12加热如下：首先，在口袋28中热交换恶化，并且在口袋28中沸腾危机随着过热蒸汽泡的形成而发展，阻止从凸膜12的热去除，然后凸膜12的上部在接触间隙14的区域中过热，然后其变形和破坏。由于凸膜12的破坏，冷却水开始通过裂缝从上方流入多层壳体4到熔体外壳上。

要保证凸膜12从上到下的破坏过程，必须满足两个条件：第一个条件，来自凸膜12外表面的热交换必须变差，否则凸膜12不会塌陷，第二，必须有垂直位置的不均匀性，这保证了裂缝的形成。第一个条件是通过使用凸膜12来实现的，例如，朝向冷却水或蒸汽水混合物的半圆形膜，在这种情况下，在退化的热交换区域中出现两个区域：凸膜12的中间的上下。凹膜的使用不给出这样的效果凸膜12的中心位于降解热交换的区域，其不允许加热凸膜12到桁架控制台3的附接的区域直到破坏。第二个条件是通过由通过焊接接头31互连的垂直定向扇区30制造凸膜12来实现的，如图7所示，其提供沿凸膜12的周界周期性位于的垂直不均匀性，有助于垂直破坏。凸膜12的几何特征，连同制造中使用的基本和焊接材料的性质，使得当暴露于来自熔体镜的辐射热流时，能够确保凸膜12的定向垂直破坏。结果，凸膜12不仅密封多层壳体4的内部体积，防止在正常（标准）供水至熔体表面期间冷却多层壳体4外表面的水的不受控制的流动，而且保护多层壳体4不。

因此，使用凸膜12作为核反应堆堆芯熔体定位和冷却系统的一部分，可以确保多层套管的密封性，防止水淹没多层套管以冷却多层套管的外表面，桁架控制台的独立径向方位热膨胀，桁架控制台和多层套管在对熔体定位和冷却系统设备元件的地震和冲击机械影响期间的独立运动。并且热保护15的使用使得在蒸汽气体混合物从反应堆容器的内部体积移动到位于多层壳体与桁架控制台密封连接区域的空间期间提供必要的液压阻力成为可能，这使整个系统的可靠性成为可能。

资料来源：

1. RF专利号2576517，IPC G21C9/016，2014年12月16日的优先权；

2. RF专利号2576516，IPC G21C9/016，2014年12月16日的优先权；

3. RF专利号2696612，IPC G21C9/016，2018年12月26日的优先权。

Claims (2)

1.该系统的定位和冷却的熔体的核反应堆的核心，包含一个导板（1）安装在主体（2）的核反应堆，并支持由桁架控制台（3），多层壳体（4）安装在预埋件上的基，安装在沿多层壳体（4）的周边在上盒（8）和法兰（5）之间的区域内的管道（11）中，其特征在于它另外包含一个凸膜（12），该凸膜由垂直定向的扇区（30）组成，通过焊接接头（31）相互连接，安装在多层壳体（4）的法兰（5）和桁架控制台（3）的下表面之间，其凸面朝向多层壳体（4）之外，与此同时，在凸形膜（12）的上部与桁架控制台（3）的下部连接区，制作了热阻元件（13），通过焊接相互连接形成接触间隙（14），在多层壳体（4）的内部，另外安装了热保护（15），包含外部（21）、内部（24）壳体和底部（22），通过安装在导热器中的热破坏紧固件（19）悬挂在桁架控制台（3）上热保护（15）法兰（18），和多层壳体（4）的法兰（5）的热保护（6）的重叠上部，在重叠区安装有带孔（17）的环形桥（16），而热保护（15）的外壳（21）的强度比内壳（24）和底部（22）的强度高，并且在外壳（21）、底部（22）和内壳（22）之间的空间填充熔化混凝土（21），由垂直边缘（20）分成扇区并由垂直（23）保持，长径向（25）和短径向（27）加强杆。

2.根据权利要求1所述的核反应堆堆芯熔体的定位和冷却系统，其特征在于，在凸形膜（12）和桁架控制台（3）之间，板（29）附加地仅沿周向彼此和桁架控制台（3）。

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