CN1150566C - 用于核反应堆堆芯压力容器的间隙结构 - Google Patents
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Abstract
一种间隙的形成结构(3)，该结构用于在水冷核反应堆发生反应堆堆芯(1)事故的情况下，防止该反应堆堆芯压力容器下端(2)壳体过热及最终失效。因为在该间隙结构(3)的冷却效果有利于容纳该熔化堆芯(1)碎块。单层或多层该间隙结构也能够利用焊接或固定结构安装在该反应堆堆芯压力容器下端(2)的内部或外部，或在该反应堆堆芯压力容器下端的内部固定检测/控制导管。在该间隙结构(3)中的水冷能力，能够防止该反应堆堆芯压力容器下端(2)壳体过热及最终失效。从而通过防止该下端(2)壳体的破坏来预防严重事故的发生。
Description
技术领域
本发明涉及一种间隙形成及保持结构，用以保护核反应堆堆芯压力容器下端在堆芯熔化事故中不受破坏。
技术背景
本发明与核反应堆有关，在反应堆堆芯压力容器的下端引入一种间隙的形成结构，并以此保持在一种易于冷却的几何形状，来实现在堆芯熔化事故的情况下，防止因熔化的堆芯碎块的积累使下端壳体过热及最终失效。在下端之内加入一个凹形抛物面或园柱面的壳体而构成反应堆的液相界线。假如将要发生这样一种严重事故时，反应堆的堆芯压力容器由于过热，其内部的堆芯材料可能会熔化，并随后向下转移到堆芯压力容器的下端。在这种情况下，熔化的堆芯材料将与堆芯压力容器下端直接接触，因而使金属制成的反应堆堆芯压力容器下端加热和变形，并引起其破裂，从而面临大量放射性材料泄漏的危险。本发明的这种结构形成了一个预定间隙，以防止熔化的堆芯材料与压力容器的内表面直接接触，这样一来：首先，防止了反应堆堆芯压力容器下端的急剧升温，其次，通过确保间隙内的水冷作用，有助于实现预防严重事故并因此防止反应堆的堆芯压力容器下端的损坏。
传统的水冷反应堆没有防止严重熔化事故的间隙结构，因此，万一发生严重事故且熔化堆芯材料向下转移并在堆芯压力容器下端处积累时，也许会自然产生一个小间隙，而间隙可能太小、太不规则，对碎块的冷却可能不充分，而碎块的冷却量根据事故的范围而定。在1979年的三哩岛2号机组(TM1-2)事故中，最后证明是一次严重的事故，其中包括堆芯熔化，熔化的堆芯碎块与堆芯压力容器的下端直接接触引起了堆芯压力容器内壁的极度加热到接近其熔点温度。然而由于某些无法解释的机理，堆芯压力容器后来又受冷却而避免了堆芯压力容器的损坏。为了解释这种急剧的冷却，建立了如下理论：有限的冷却水加到了熔化的堆芯碎块与堆芯压力容器下端内表面之间形成的间隙之中，但其不均匀和无规则的分布导致了热点的产生。在TM1-2事故中，尽管事实上转移的堆芯碎块的数量为19吨，只有堆芯材料的不足五分之一，但反应堆堆芯压力容器下端仍留有以不明显的边界分开的损坏处。因此，假使一个带有更大熔化程度的事故发生，反应堆堆芯压力容器下端仅靠自然冷却机理来冷却是不够的，而且其潜在的结果是反应堆堆芯压力容器的破裂，随后熔化的堆芯碎块泄出。其后果是，大量高温材料将从堆芯压力容器泄出并与安全壳建筑内的结构进一步激发化学反应和热反应。由于这种高温和高压而威胁到安全壳的完整性，将可能产生一个甚至更严重的事故。
由M.J.Driscoll和F.L.Bowman(麻省理工学院)设计了一种堆芯压力容器外部捕捉器(ex-vesse catcher)(美国专利号4,113,560)。在堆芯压力容器外部捕捉器中，容器的堆芯碎块由堆芯压力容器外部的结构(石墨、砂子等)凝固。堆芯压力容器的外部捕捉器能将熔化的堆芯碎块单独封闭并隔离在其内部，以阻止其与安全壳建筑发生进一步的反应。其意图是要避免在熔化的堆芯碎块与安全壳地坪的混凝土反应时产生热量和气体，并防止大量的放射性熔化堆芯碎块从混凝土底部溢出。然而这种特殊装置被设计为，仅仅在一个反应堆堆芯压力容器破裂之后，且不管可能已有大量的热和放射性放射泄漏到安全壳建筑之内，因此，需要一种附加的安全系统来冷却和保护安全壳建筑。在以液态金属冷却的快速增值反应堆中，已经采用了反应堆的堆芯下方捕捉器结构。但在费米I型反应堆中，由于设计缺陷，当结构松动并阻塞冷却剂流动时，将促成一个堆芯熔化事故。此外，费米I型反应堆和SUPERPHENIX反应堆所用的卧式堆芯下方捕捉器设计，对水冷式反应堆不会有效果，因为受沸腾和气泡的阻碍在钢板下面的冷却条件十分恶劣。
已经提出了一种堆芯压力容器外部冷却方式，并且论证其有能力对堆芯压力容器下端进行外部冷却(参见T.G.Theofanos，C.Liu，S.Addition，S.Angelini，O.Kymaelaeinen和T.Samassi所著“堆芯压力容器内部对熔化堆芯的冷却与保持(In-vessel coolability and Rention of aCore-melt)”，DOE/ID-10460，1994年11月)。方法被认为在有限的几个在运行中或设计中的工厂有其合理性，但其有一个缺点，就是要耗费大量的时间和水资源而使反应堆的空腔大量淹没。此外，堆芯压力容器的超量淹没或淹没时机不对，可能就会有辐射热冲击而使压力容器产生环形区域脆化的危险。
发明的内容
在第一个实施例中，公开了一种间隙的形成和保持结构，结构用在具有一个将反应堆堆芯装置设置在反应堆堆芯压力容器下端上方的，且在反应堆堆芯压力容器中带有循环冷却装置的核反应堆堆芯压力容器中，所述的结构包括：
一个凹面壳体，设置在所述的反应堆堆芯装置的下方并靠近所述反应堆堆芯压力容器的下端，其作用是在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下，将来自所述反应堆堆芯装置中的熔化堆芯碎块收集并容纳起来；和
一种装置用来分隔并保持所述的凹面壳体处在相对于所述的反应堆堆芯压力容器下端分开一定间隔的位置上，以此在所述凹面壳体和所述反应堆堆芯压力容器下端之间形成并保持一个间隙，在发生反应堆堆芯熔化事故情况下，间隙能使所述的反应堆堆芯压力容器中的循环冷却剂在所述的间隙中间循环，从而防止所述的熔化堆堆芯碎块与所述的反应堆堆芯压力容器下端的直接接触并从所述熔化的堆堆芯碎块中带走热量，这样一来，所述的反应堆堆芯压力容器下端在利用所述凹面壳体收集和容纳所述的熔化堆芯碎块期间保持其结构的完整性。
在一个第二实施例中，公开了一种间隙形成和保持结构，用在一个具有将反应堆堆芯装置设置在反应堆堆芯压力容器下端上方的且在反应堆堆芯压力容器中带有循环冷却装置的核反应堆堆芯压力容器中，所述结构包括：
一个凹面壳体，从内部安装在所述反应堆堆芯装置的下方并且靠近所述的反应堆堆芯压力容器下端，用来在发生反应堆堆芯熔化事故时，把从所述反应堆堆芯装置熔化的堆芯碎块收集和容纳起来；
一组固定在所述凹面壳体上的支撑梁，用来在发生反应堆堆芯熔化事故时保持凹面壳体处在相对于所述的反应堆堆芯压力容器下端分开一定间隔的位置上；
一组固定到凹面壳体上的结构加强筋，用于在正常操作和发生堆芯熔化事故情况下，限制与所述反应堆堆芯压力容器下端相对隔开的所述凹面壳体的变形和振动；和
一组固定到凹形壳体上的变形约束支脚，用于在反应堆堆芯熔化事故发生时保持所述凹面壳体的结构形状，由此所述支承梁组和所述变形限制脚组在所述凹面壳体和所述反应堆堆芯压力容器下端之间形成并保持一个间隙，以便在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下使所述在反应堆堆芯压力容器中循环的冷却剂能在所述的间隙中循环，从而防止了所述的熔化堆芯碎块与所述的反应堆堆芯压力容器下端的直接接触，并从所述熔化堆芯碎块中带足热量，从而使所述反应堆堆芯压力容器下端在所述凹面壳体收集和容纳所述熔化堆芯碎块的过程中能保持其结构的完整性。
在一个第三实施例中，公开了一种间隙的形成和保持结构，用于一个具有将其反应堆堆芯装置设置在反应堆堆芯压力容器下端的上方的反应堆堆芯压力容器中，而所述反应堆堆芯压力容器下端带有一个外部表面，且反应堆堆芯压力容器中带有循环冷却剂，所述的结构包括：
一个凹面壳体，从外部安装在所述的反应堆堆芯压力容器下端的所述外表面下方，并与其分开一定间隔；
一种装置分隔并保持所述的凹面壳体处在相对于所述的反应堆堆芯压力容器的下端外表面分开一定间隔的位置上，从而在所述凹面壳体和所述的反应堆堆芯压力下端的所述外表面之间形成一个间隙，以防发生反应堆堆芯熔化事故；并且
一个冷却剂输送装置，用来在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下向所述的间隙供应冷却剂，将因所述反应堆堆芯装置产生的熔化堆芯碎块加热而在所述反应堆堆芯压力容器下端产生的热量带走，以便能在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下，在由所述反应堆堆芯压力容器收集和容纳所述的熔化堆芯碎块过程中维持所述反应堆堆芯压力容器下端的结构完整性。
本发明的设计包括一个结构来构成一个明显的间隙，间隙将保持便于冷却的几何形状，且靠近反应堆堆芯压力容器的底部以阻止其熔化。本发明可以应用在所有水冷反应堆中，以非能动的(Passive)方式与现有的工程安全设施和自然的循环管路连接而发挥效用。
附图的简要说明
现在将结合附图与以后的详细说明，对本发明的优选实施例的所述优点及其他优点作更进一步的说明。其中：
图1示意一种带有本发明间隙结构的压水反应堆(PWR)堆芯压力容器。
图2示意一个带有本发明间隙结构的导流槽型压水反应堆(VVER-type)的堆芯压力容器。
图3示意一个带有本发明间隙结构的沸水反应堆(BWR)堆芯压力容器。
图4示意一个带有本发明间隙结构的压力重水反应堆(CANDU-type)堆芯压力容器。
图5示意一个设置在本发明间隙结构的反应堆堆芯压力容器下端内部的多层间隙结构。
图6示意一个本发明在反应堆堆芯压力容器下端内部支撑间隙结构的例子。
图7示意一个本发明安装在反应堆堆芯压力容器下端外部的间隙结构。
图8A和8B是一个在不带间隙结构的核反应堆中严重事故发展的示意图。
图9A和9B是一个在带有本发明间隙结构的核反应堆中严重事故被阻止的示意图。
图10A、10B和10C分别示意一个可以应用在压水反应堆(PWR)和导流槽型压水反应堆(VVER-type)及沸水反应堆(BWR)中的、本发明间隙结构的顶视图、剖面图和平面图。
图11A，11B和11C分别示意一个可以应用在压力重水反应堆(CANDU-type)中的、本发明间隙结构的视图、剖面图和平面图。
实现本发明的最佳模式
如图1、2、3及4所示，中间堆芯1是一个核燃料区域，在这里冷却剂流带走核反应的热量。如果发生了一个故障且冷却能力下降，堆芯及周围的结构可能熔化并在压力容器下端积累。在这种情况下，间隙结构3将防止熔化堆芯与压力容器下端2的内表面直接接触。此外，检测/控制喷嘴插入反应堆堆芯压力容器下端2并焊接在其内表面上。本发明的间隙结构3将安装在下堆芯支撑结构的下部，与反应堆堆芯压力容器的下部形成一适当的间隙或距离，并具有足够的强度和耐热性来保持易于冷却的几何形状，同时也承受在堆芯材料熔化事故期间熔化的堆芯净重。考虑到沸腾传热和结构性能，将间隙的最小尺寸定为约2厘米。间隙结构3是抛物面或凹面形状的，并配有竖直的导流孔6。结构3最好覆盖整个反应堆堆芯压力容器下端2以防止熔化的堆芯流入间隙。由本发明的间隙结构3引起的冷却剂在下部的压力空腔中流动分布变化在正常操作过程中或处于所设计的轻水反应堆(LWRS)的过渡状态下必须尽可能的小。
图6示意在堆芯压力容器下端中间，本发明的间隙结构3在下部堆芯结构或检测/控制插入结构4上焊接11或固定的情况。结构3可以加上附加支撑结构来阻止承载过重引起的变形。装置用来将凹面壳体与反应堆堆芯压力容器的下端分离并保持在与之分开一定间隔的位置，这样在反应堆堆芯熔化的情况下，在凹面壳体与反应堆堆芯压力容器下端之间形成并维持一个间隙。这些装置使得反应堆堆芯压力容器循环的冷却剂，能在间隙中间循环，从而防止熔化的堆芯碎块与反应堆堆芯压力容器的下端直接接触，并从熔化堆芯碎块中带走热量。这种冷却剂循环确保在由凹面壳体收集并容纳熔化堆芯碎块期间，反应堆堆芯压力容器下端保持其结构完整性。用来将凹面壳体与反应堆堆芯压力容器下端分离并保持与其分开一定间隔位置的装置实施例包括，一组支撑梁10A，固定在凹面壳体上的变形限制支脚9及结构加强筋10B。
如果高温反应堆堆芯材料熔化并且堆积在反应堆堆芯压力容器的下部高压空间中(图9)，本发明的间隙结构3将捕捉熔化堆芯材料，以避免其与堆芯压力容器直接接触，并能利用在堆芯压力容器与碎块之间的间隙5中循环的冷却剂，将掉落的堆芯材料中的热量消除。
如图1、2、3及4中所示，每种间隙结构3都示意为一个单层，但是在此处也可能希望使用一种多层间隙结构。如图5中所示，在这种情况中，间隙形成和保持结构中，凹面壳体被确定为一个第一凹面壳体3A和一个第二凹面壳体3B，其中第一凹面壳体3A与反应堆堆芯压力容器下端2分开一定间隔而形成第一间隙3AA；第二凹面壳体3B与第一凹面壳体分开一定间隔而形成第二间隙3BB。最好第二凹面壳体3B的直径d1小于第一凹面壳体3A的直径d2，而且两个凹面壳体之间的间隙3BB与第一凹面壳体与反应堆堆芯下端之间的间隙3AA，是各自分开一个均匀或相等的间隔。若凹面壳体在反应堆堆芯压力容器中可设置如下的方式，第一个最靠近反应堆堆芯压力容器下端且后面的越往上，其直径相继越小。
在图5中，第一和第二凹面壳体3A，3B是固定在导向套筒7的结构之上，套筒套着检测/控制插入结构4(图中未显示)。在每个间隙结构3中分布有导流孔6，可以用来降低在正常操作期间和设计的过渡过程中，在下部高压空间中的间隙的水温与反应堆中的水温之差。导流孔的长度-直径比极大，以便熔化的堆芯碎块不能从中穿过。掉落的熔化堆芯可能对检测/控制插入装置4产生热冲击，从而进一步造成堆芯状态诊断的困难。图6示意一个导向套筒结构7，它从间隙结构向上突出并形成一个竖直的间隙8，间隙具有类似的冷却效果，来保护检测/控制插入装置。本发明的间隙结构3应采用耐用并能承受热和机械负荷冲击的材料制造。将耐腐蚀金属尽可能地包入陶瓷和/或复合材料之中就能具有需要的耐久性能。间隙结构3还可以附加散热片以增加其冷却能力。
图1、2、3及4中示意了堆芯压力容器内部的间隙结构，而图7示意一个安装在压力容器下端2外边的堆芯压力容器外部间隙结构3。在这种情况下，所需的冷却剂将从一个冷却剂存储罐15中供给。在事故期间，罐通过一个控制阀16和冷却剂输入管17输入冷却剂。堆芯压力容器内部和外部的间隙结构都可以用一种不会干扰堆芯压力容器的检查和维护的方式安装。如果需要，可以采用与反应堆堆芯压力容器内多层间隙结构的同样方法，使用堆芯压力容器外部的多层间隙结构(为了缩短篇幅，没有示意)。
外部间隙的形成和保持结构应用于一个核反应堆堆芯压力容器，堆芯压力容器具有一个设置在反应堆堆芯压力容器下部上方的反应堆堆芯装置，而且，在反应堆堆芯压力容器中带有循环的冷却剂。外部间隙结构包括一个设置在反应堆堆芯压力容器下端外表面外部的下方并与其分开一定间隔的凹面壳体，从而在反反应堆堆芯压力容器下端的外表面与凹面壳体之间形成一个间隙。一个冷却剂输送装置在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下，将冷却剂输送到间隙中，而带走反应堆堆芯压力容器下端的热量；热量是在反应堆堆芯熔化事故中由从反应堆堆芯装置落下的熔化堆芯碎块产生的，因此能在由反应堆堆芯压力容器收集和容纳熔化堆芯碎块期间，保持反应堆堆芯压力容器下端的结构完整性。
更理想的是，冷却剂输送装置进一步包括一个控制阀，用来控制冷却剂流入间隙的流量。也可在反应堆堆芯压力容器的下端安装散热片来帮助冷却剂在流进间隙时散热。
图8示意没有间隙结构时严重事故的扩展，而图9示意在本发明间隙结构协助下而阻遏事故。在图8和图9中，标号12、13和14分别表示水冷却剂12，熔化堆芯碎块13和损坏的堆芯压力容器下端14。图10A示意间隙结构3的一个顶视图，图10B示意其一个剖面图，而图10C示意其一个平面图，结构可以用在PWR、导流槽型PWR(VVER-type)和BWR之中。图10C中的间隙结构的平面图，示意其带有网格线来增强三维显示效果。本图也示意了用来插入检测/控制装置的导向套筒7的结构。
图11A示意了应用于一个压力重水反应堆(CANDU-type)的本发明间隙结构3的一个顶视图，图11B示意其一个剖面图，而图11C示意其一个平面图。图11C中的间隙结构的平面图，示意其带有网格线来增强三维显示效果。本图也示意了用来插入检测/控制装置的导向套筒7的结构。下一代的核反应堆的设计需要提供对严重事故的防护。在轻水反应堆的情况下，为目标规划的设计，包括两个注意的性能：即反应堆空腔淹没方法和先进的安全壳冷却方法。这些防止严重事故的方法将需要大量和贵重的装置。与此对比，本发明的间隙结构以相对简单的结构安装，提供了对堆芯压力容器的防护，并能以一种无源的方式起很大作用。我们已经详细的说明了间隙结构。显然，在本发明的领域，无论是谁拥有的已有知识，都将能方便地使本发明用于各种用途，因此我们将不但要在权利要求范围内，而且在各种用途中使用本发明。
Claims (6)
1.一种间隙的形成和冷却结构(3)，用于一个具有将其反应堆堆芯装置设置在反应堆堆芯压力容器下端(2)的上方的水冷核反应堆堆芯压力容器中，而所述反应堆堆芯压力容器下端(2)带有一个外部表面，且该反应堆堆芯压力容器中带有循环冷却剂，所述的结构包括：
一个凹面壳体，从外部安装在所述的反应堆堆芯压力容器下端的所述外表面下方，并与其分开一定间隔；
一种装置分隔并保持所述的凹面壳体处在相对于所述的反应堆堆芯压力容器的下端(2)外表面分开一定间隔的位置上，从而在所述凹面壳体和所述的反应堆堆芯压力容器下端(2)的所述外表面之间形成一个间隙，以防发生反应堆堆芯熔化事故；并且
一个冷却剂输送装置，用来在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下向所述的间隙供应冷却剂，将因所述反应堆堆芯装置产生的熔化堆芯碎块加热而在所述反应堆堆芯压力容器下端(2)产生的热量带走，以便能在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下，在由所述反应堆堆芯压力容器收集和容纳所述的熔化堆芯碎块过程中维持所述反应堆堆芯压力容器下端的结构完整性。
2.如权利要求1所述的间隙形成和冷却结构(3)，其特征在于，所述的冷却剂输送装置进一步包括一个控制阀(16)，用来控制该冷却剂流入所述的该间隙的流量。
3.如权利要求1所述的间隙形成和冷却结构(3)，其特征在于，所述的该凹面壳体被确定为一个第一凹面壳体(3A)和一个第二凹面壳体(3B)，其中所述的该第一凹面壳体(3A)与该反应堆堆芯压力容器下端(2)的外表面分开一定间隔而形成第一间隙(3AA)；而该所述的二凹面壳体(3B)与该第一凹面壳体(3A)分开一定间隔而形成第二间隙(3BB)；并且
一个冷却剂输送装置，用于在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下向所述的第二间隙(3BB)供应冷却剂，以便能在发生反应堆堆芯熔化事故的情况下，将因所述反应堆堆芯装置产生的熔化堆芯碎块加热而在所述的该第一凹面壳体(3A)上产生的热量带走，在由所述反应堆堆芯压力容器收集和容纳所述的熔化堆芯碎块过程中维持所述反应堆堆芯压力容器下端(2)的结构完整性。
4.如权利要求1所述的间隙形成和冷却结构(3)，其特征在于，所述冷却剂输送装置还包括核电站的消防供水系统。
5.如权利要求1所述的间隙形成和冷却结构(3)，其特征在于，所述冷却剂输送装置用于使所述冷却剂循环。
6.如权利要求1所述的间隙形成和冷却结构(3)，其特征在于，所述用来分隔并保持所述凹面壳体处在相对于所述反应堆堆芯压力容器下端(2)外表面分开一定间隔位置上的装置还包括一条由所述凹面壳体和反应堆堆芯压力容器隔热层共同构成的冷却通道，该通道有助于所述凹面壳体内的冷却剂完全打湿所述反应堆堆芯压力容器下端(2)的外表面。
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| CNB961804475A CN1150566C (zh) | 1996-09-25 | 1996-09-25 | 用于核反应堆堆芯压力容器的间隙结构 |
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| CNB961804475A CN1150566C (zh) | 1996-09-25 | 1996-09-25 | 用于核反应堆堆芯压力容器的间隙结构 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
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| CN1234903A CN1234903A (zh) | 1999-11-10 |
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| CN103544999B (zh) * | 2012-07-12 | 2016-12-28 | 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 | 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备 |
-
1996
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| CN1234903A (zh) | 1999-11-10 |
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