CN116453717B - 一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法 - Google Patents
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Abstract
本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法，属于核反应堆冷却系统技术领域，包括反应堆压力容器和外部保温层，所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧，且与反应堆压力容器外壁间隔设置；所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道，所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道，在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域，使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离，防止偏离泡核沸腾现象的发生，从而提升外壁面处的CHF，显著增大IVR成功可能性。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆冷却系统技术领域，尤其涉及一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法。
背景技术
压水堆在发生事故停堆后，核燃料组件仍会持续产生衰变热，在停堆后一小时的发热量仍相当于一座小型火电厂，这部分热量如无法有效移出，则会导致堆芯升温、熔化，产生的熔融物会坍塌到反应堆压力容器下封头，高温熔融物对下封头结构产生喷射冲击、加热等作用，极大威胁压力容器的结构完整性。一旦压力容器失效，大量放射性物质将随熔融物释放入安全壳，对安全壳这一最后安全屏障带来挑战。
目前大部分先进三代核电厂采用熔融物堆内滞留(IVR)技术，通过能动或非能动方式将水进入堆腔，从外部冷却压力容器壁面，将熔融物衰变热带出。IVR一般是利用压力容器外、与压力容器外形相同的保温层流道作为严重事故下的冷却水流道，整体为下部收缩、上部扩大的结构，冷却水从压力容器下封头底部注入，沿下封头壁面流动。根据IVR分析结果，压力容器下封头中高角度(60-90°倾角范围)的熔融物热流显著地比中低角度位置高。同时，压力容器外壁面在传热过程中会达到一个临界点，即水蒸发产生的气泡在局部聚集产生大的气泡或汽膜，阻碍热量进一步传出，导致温度飞升，称为偏离泡核沸腾，对应的热流密度为临界热流密度(CHF)，一旦熔融物热流超过CHF，则会发生壁面温度飞升和失效。
发明人发现，在现有压力容器保温层流道设计下，冷却水沿压力容器壁面流动，在到达下封头高角度区域时温度已升高，不利于提高CHF，而且水由于惯性沿切线方向流动，难以对该区域壁面气泡产生冲击，使气泡不容易脱离，也不利于提高CHF。因此，高角度区域是IVR实施过程中最为卡关和危险的区域。
发明内容
针对现有技术中的缺陷或不足，本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法，可以显著提高压力容器下封头高角度区域的CHF，从而显著降低该区域熔融物熔穿压力容器壁的风险，提高IVR措施的有效性。
为实现上述目的，本公开采用如下技术方案：
第一方面，本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，包括反应堆压力容器和外部保温层，所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧，且与反应堆压力容器外壁间隔设置；
所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道，所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。
进一步地，所述导流注水通道的出口截面面积小于入口截面面积。
进一步地，所述反应堆压力容器的底部还设置有冷却支管，所述冷却支管的入口与导流注水通道相连通，出口与反应堆压力容器下封头底部处的外部保温层相连接。
进一步地，所述导流注水通道的出口处设置有换热盘管，所述换热盘管连接外部换热器。
进一步地，所述导流注水通道的入口处设置有进水组件。
进一步地，所述外部保温层的上部设置有排气口，所述排气口处设置有排气组件。
进一步地，所述进水组件和排气组件均为挡板。
进一步地，所述排气组件铰接在排气口处，所述进水组件铰接在导流注水通道的入口处。
进一步地，所述所述排气组件能够对排气口进行封堵，所述进水组件能够对导流注水通道的入口进行封堵。
第二方面，本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水方法，利用如上所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，包括以下步骤：
当发生事故后，通过堆芯升温的信号，开启堆腔注水，冷却水从堆腔底部进入，在浮力和水的推力作用下，进水组件向下翻转至水平置于堆芯底板。水流入保温层内部区域，一部分沿下部冷却支管进入低角度区域，一部分沿流线型导流注水通道进入中高角度区域，在水接触压力容器下封头过程中，产生大量水蒸汽，内外压差作用下，排气组件开启，形成水冷却压力容器壁面、蒸汽排出的通道。
与现有技术相比，本公开的有益效果在于：
本公开通过设置导流注水通道，在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域，使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离，防止偏离泡核沸腾现象的发生，从而提升外壁面处的CHF，显著增大IVR成功可能性。
附图说明
图1为本公开实施例一中导流注水装置结构示意图；
其中，1、反应堆压力容器；2、外部保温层；3、外部冷却水通道；4、导流注水通道；5、冷却支管；6、换热盘管；7、进水组件；8、排气组件。
具体实施方式
下面结合附图与实施例对本公开进一步说明。
应该指出，以下详细说明都是例示性的，旨在对本公开提供进一步的说明。除非另有指明，本公开使用的所有技术和科学术语具有与本公开所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。
需要注意的是，这里所使用的术语仅是为了描述具体实施方式，而非意图限制根据本公开的示例性实施方式。如在这里所使用的，除非本公开另外明确指出，否则单数形式也意图包括复数形式，此外，还应当理解的是，当在本说明书中使用术语“包含”和/或“包括”时，其指明存在特征、步骤、操作、器件、组件和/或它们的组合；
为了方便叙述，本公开中如果出现“上”、“下”、“左”、“右”字样，仅表示与附图本身的上、下、左、右方向一致，并不对结构起限定作用,仅仅是为了便于描述本公开和简化描述，而不是指示或暗示所指的设备或元件必须具有特定的方位，以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本公开的限制。
术语解释部分：本公开中的术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或为一体；可以是机械连接，也可以是电连接，可以是直接连接，也可以是通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部连接，或者两个元件的相互作用关系，对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本公开的具体含义。
实施例一
本公开的一种典型的实施方式，如图1所示，一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，包括反应堆压力容器1和外部保温层2，所述外部保温层2设置在反应堆压力容器1外侧，且与反应堆压力容器1外壁间隔设置，反应堆压力容器1外壁与外部保温层2之间形成外部冷却水通道3。
所述反应堆压力容器1的底部设置有导流注水通道4，所述导流注水通道4为弧形通道，其出口与反应堆压力容器1下封头中高角度处的外部保温层2相连接，从而使导流注水通道4与外部冷却水通道3相连通，利用导流注水通道4可以直接将冷却水引导到反应堆压力容器1下封头中高角度区域(60-90°)，从而提高此区域的冷却效果。
所述导流注水通道4的出口截面面积小于入口截面面积，当冷却水从导流注水通道4流过时，利用入口宽、出口窄的流道结构可大大提高冷却水流速，从而使冷却水对反应堆压力容器1下封头中高角度区域壁面气泡产生冲击，避免气泡聚集，有利于热量传出。
所述反应堆压力容器1的底部还设置有冷却支管5，所述冷却支管5的入口与导流注水通道4相连通，其出口与反应堆压力容器下封头底部处的外部保温层相连接。通过冷却支管5能够将部分冷却水注入到反应堆压力容器1正下方区域，从而为反应堆压力容器1下封头低角度区域提供冷却水。
所述导流注水通道4的出口处设置有换热盘管6，所述换热盘管6连接外部换热器，所述外部换热器可以采用非动能的热管形式或传统的管壳式换热器。通过设置换热盘管6，一方面当冷却水经过导流注水通道4出口处时，利用换热盘管6使冷却水产生绕流，能够起到搅混冷却水的作用；另一方面，在事故发生时启动换热器，可降低导流注水通道4出口处的水温，提高反应堆压力容器1下封头中高角度区域的冷却效果。
所述导流注水通道4的入口处设置有进水组件7，同时，所述外部保温层2的上部设置有排气口，并在排气口处设置有排气组件8，所述进水组件7和排气组件8均为挡板，所述挡板的一端设置有铰链，所述排气组件8铰接在排气口处，所述排气组件能够对排气口进行封堵，所述进水组件7铰接在导流注水通道4的入口处，所述进水组件能够对导流注水通道4的入口进行封堵。
在反应堆正常运行时，进水组件7和排气组件8将导流注水通道4、冷却支管5和排气口封闭，使反应堆压力容器1的外部形成闭合的保温层，从而将反应堆压力容器1的热量散失控制在合理的范围内；当发生事故后，冷却水注入堆腔，在浮力、压差的作用下，进水组件7和排气组件8翻转打开，从而使反应堆压力容器1的外部形成冷却水循环通道，水在导流注水通道4中按预定方向流动，冷却反应堆压力容器1外壁面。
实施例二
本实施例提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水方法，利用如实施例一所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，包括以下步骤：
当发生事故后，通过堆芯升温的信号(如堆芯出口温度)，开启堆腔注水，冷却水从堆腔底部进入，在浮力和水的推力作用下，进水组件向下翻转至水平置于堆芯底板。水流入保温层内部区域，一部分沿下部冷却支管进入低角度区域，一部分沿流线型导流注水通道进入中高角度区域，在水接触压力容器下封头过程中，产生大量水蒸汽，内外压差作用下，排气组件开启，形成水冷却压力容器壁面、蒸汽排出的通道。
在形成稳定自然循环后，未加热的冷却水在流线型导流注水通道的作用下，可直接冲刷到压力容器下封头的中高角度区域，有利于冲走壁面聚集的气泡，阻止汽膜的产生，使压力容器外壁面CHF得到显著提高。同时，冷却盘管可使冷却水形成绕流，在中高角度区域产生强烈的搅混作用，有利于压力容器壁面汽泡脱离，冷却盘管连接换热器后可进一步降低中高角度区域水温，同样有利于提高CHF。
以上所述仅为本公开的优选实施例而已，并不用于限制本公开，对于本领域的技术人员来说，本公开可以有各种更改和变化。凡在本公开的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本公开的保护范围之内。
Claims (9)
1.一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，包括反应堆压力容器和外部保温层，所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧，且与反应堆压力容器外壁间隔设置；
所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道，所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接；
所述导流注水通道的出口处设置有换热盘管，所述换热盘管连接外部换热器。
2.如权利要求1所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，所述导流注水通道的出口截面面积小于入口截面面积。
3.如权利要求1所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，所述反应堆压力容器的底部还设置有冷却支管，所述冷却支管的入口与导流注水通道相连通，冷却支管的出口与反应堆压力容器下封头底部处的外部保温层相连接。
4.如权利要求3所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，所述导流注水通道的入口处设置有进水组件。
5.如权利要求4所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，所述外部保温层的上部设置有排气口，所述排气口处设置有排气组件。
6.如权利要求5所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，所述进水组件和排气组件均为挡板，所述挡板的一端设置有铰链。
7.如权利要求5所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，所述排气组件铰接在排气口处，所述进水组件铰接在导流注水通道的入口处。
8.如权利要求7所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，所述排气组件能够对排气口进行封堵，所述进水组件能够对导流注水通道的入口进行封堵。
9.一种反应堆压力容器外部冷却导流注水方法，利用如权利要求5-8任一项所述的一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置，其特征在于，包括以下步骤：
当发生事故后，通过堆芯升温的信号，开启堆腔注水，冷却水从堆腔底部进入，在浮力和水的推力作用下，进水组件向下翻转至水平置于堆芯底板，水流入保温层内部区域，一部分沿下部冷却支管进入低角度区域，一部分沿流线型导流注水通道进入中高角度区域，在水接触压力容器下封头过程中，产生大量水蒸汽，内外压差作用下，排气组件开启，形成水冷却压力容器壁面、蒸汽排出的通道。
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Citations (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA2193944A1 (en) * | 1994-07-13 | 1996-02-01 | Roy N. Mcbrayer, Jr. | Turbulent flow cold-wall reactor |
| JPH1010271A (ja) * | 1996-06-25 | 1998-01-16 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器冷却装置 |
| JP2001083275A (ja) * | 1999-09-09 | 2001-03-30 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
| KR20060117651A (ko) * | 2005-05-13 | 2006-11-17 | 재단법인서울대학교산학협력재단 | 원자로 외벽 냉각 직접 주입 시스템 및 그 방법 |
| JP2012233711A (ja) * | 2011-04-28 | 2012-11-29 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置 |
| CN104051030A (zh) * | 2013-09-16 | 2014-09-17 | 国核（北京）科学技术研究院有限公司 | 非能动堆芯熔融物捕集系统 |
| CN105047235A (zh) * | 2015-06-09 | 2015-11-11 | 中国核动力研究设计院 | 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 |
| CN107331424A (zh) * | 2017-07-21 | 2017-11-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法 |
| CN207637502U (zh) * | 2017-11-15 | 2018-07-20 | 岭东核电有限公司 | 一种反应堆堆腔注水系统三维模拟实验装置 |
| CN110140183A (zh) * | 2016-12-30 | 2019-08-16 | 纽斯高动力有限责任公司 | 容纳密封件 |
| CN110739090A (zh) * | 2019-10-14 | 2020-01-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统 |
| CN112951456A (zh) * | 2019-12-10 | 2021-06-11 | 华龙国际核电技术有限公司 | 一种反应堆堆腔注水系统 |
| CN114038590A (zh) * | 2021-11-10 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法 |
| WO2022126445A1 (zh) * | 2020-12-16 | 2022-06-23 | 中广核研究院有限公司 | 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全系统及安全控制方法 |
-
2022
- 2022-11-23 CN CN202211474968.9A patent/CN116453717B/zh active Active
Patent Citations (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA2193944A1 (en) * | 1994-07-13 | 1996-02-01 | Roy N. Mcbrayer, Jr. | Turbulent flow cold-wall reactor |
| JPH1010271A (ja) * | 1996-06-25 | 1998-01-16 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器冷却装置 |
| JP2001083275A (ja) * | 1999-09-09 | 2001-03-30 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器 |
| KR20060117651A (ko) * | 2005-05-13 | 2006-11-17 | 재단법인서울대학교산학협력재단 | 원자로 외벽 냉각 직접 주입 시스템 및 그 방법 |
| JP2012233711A (ja) * | 2011-04-28 | 2012-11-29 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉の冷却方法および原子炉冷却装置 |
| CN104051030A (zh) * | 2013-09-16 | 2014-09-17 | 国核（北京）科学技术研究院有限公司 | 非能动堆芯熔融物捕集系统 |
| CN105047235A (zh) * | 2015-06-09 | 2015-11-11 | 中国核动力研究设计院 | 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 |
| CN110140183A (zh) * | 2016-12-30 | 2019-08-16 | 纽斯高动力有限责任公司 | 容纳密封件 |
| CN107331424A (zh) * | 2017-07-21 | 2017-11-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法 |
| CN207637502U (zh) * | 2017-11-15 | 2018-07-20 | 岭东核电有限公司 | 一种反应堆堆腔注水系统三维模拟实验装置 |
| CN110739090A (zh) * | 2019-10-14 | 2020-01-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种利用压力容器壁面冷却的热管堆非能动余热排出系统 |
| CN112951456A (zh) * | 2019-12-10 | 2021-06-11 | 华龙国际核电技术有限公司 | 一种反应堆堆腔注水系统 |
| WO2022126445A1 (zh) * | 2020-12-16 | 2022-06-23 | 中广核研究院有限公司 | 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全系统及安全控制方法 |
| CN114038590A (zh) * | 2021-11-10 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法 |
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| 压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究;武铃;郭丁情;曹学武;;原子能科学技术(第01期);全文 * |
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