CN205451786U - 一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器 - Google Patents

Abstract

本实用新型涉及一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，设置在反应堆堆坑的下方，通过输运通道(06)与反应堆堆坑相连接，所述堆芯捕集器包括熔融物拓展室(07)以及设置在熔融物拓展室(07)内的具有肋结构的水冷壁(08)，熔融物拓展室(07)上连接有冷却系统。本实用新型的堆芯熔融物捕集器，增大了堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积，提高了熔融物衰变热导出功率，避免局部过热导致的防护屏障失效；能动结合非能动的堆芯熔融物冷却系统更为可靠，保证了严重事故后核电厂的安全性。

Description

一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器

技术领域

本实用新型属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统，具体涉及一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器。

背景技术

在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故之后，核电界开始集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行研究和攻关，诸多结论明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。当压水堆核电站发生严重事故时，堆芯余热排出手段的丧失将使冷却剂蒸发耗尽，堆芯裸露并持续升温，燃料元件由于失去冷却而发生融化，堆芯熔融物落入压力容器(RPV)下腔室，继而造成压力容器下封头失效，如果不能采取有效措施对其冷却，堆芯熔融物有可能将压力容器熔穿。压力容器熔穿后，熔融物直接喷射到安全壳筏基上与结构混凝土相互作用(MCCI)、一定时间内以较快的速度逐渐向下侵蚀安全壳的筏基，若筏基厚度不足，则底板可能被熔穿，并导致安全壳的完整性破坏，随后放射性物质将直接进入土壤，对环境造成严重影响。为了避免堆芯熔融物导致的大规模放射性物质释放，堆芯捕集器的相关设计逐渐产生。目前针对严重事故下，堆芯熔融物的冷却与收集策略主要可分为两种：压力容器内熔融物的冷却与保持(IVR)，在美国的AP1000机型设计中采用；压力容器外熔融物冷却与收集(EVR)，在俄罗斯的WWER1000机型和法国的EPR机型中采用。WWER1000机型采用“坩埚”式堆芯捕集器，它是位于压力容器下部的一个独立的容器结构，主要由下底板、牺牲材料和扇形热交换器组成。EPR机型采用“铺展”式堆芯捕集器，严重事故情况下，堆芯形成可流动液态熔融物，直接流入反应堆堆坑中，在高温作用下熔融物与堆坑牺牲性混凝土发生反应，逐渐消融牺牲混凝土，达到初步冷却、收集熔融物的功能。

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，Corecatcherfornuclearreactorcoremeltdowncontainment(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，Corecatcherdevice(US4280872)，该专利将EVR技术提升到了工程应用的水平；1982年的专利，Moltencorecatcherandcontainmentheatremovalsystem(US4342621)提出将热管技术用于EVR；美国能源部1983年的专利，Combinationpiperupturemitigatorandin-vesselcorecatcher(US4412969)，首次提出了IVR的概念；此外的相关专利还有Retrofittablenuclearreactorcorecatcher(US4442065)、Nuclearreactorequippedwithacorecatcher(US5263066)、Nuclearreactorinstallationwithacorecatcherdeviceandmethodforexteriorcoolingofthelatterbynaturalcirculation(US5343506)、Corecatchercoolingbyheatpipe(US6353651)、CorecatcherCooling(US7558360)、Corecatcher，manufacturingmethodthereof，reactorcontainmentvesselandmanufacturingmethodthereof(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相关专利均未考虑采用肋结构水冷壁增大换热面积，使熔融物热量导出达到最大化。

实用新型内容

针对现有技术中存在的缺陷，本实用新型提供一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，旨在堆芯出现严重的事故工况下，能够增大堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积，提高熔融物衰变热导出功率，避免局部过热导致的防护屏障失效。

为达到以上目的，本实用新型采用的技术方案是：提供一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，设置在反应堆堆坑的下方，且通过输运通道与反应堆堆坑相连接，所述堆芯熔融物捕集器包括熔融物拓展室以及设置在熔融物拓展室内的至少具有一个肋结构的水冷壁；所述熔融物拓展室上连接有冷却系统。

进一步，所述水冷壁的肋结构为山脊状、圆柱状或箱体状。

进一步，所述山脊状的肋结构具有多个，水平连续布置在熔融物拓展室内；或圆柱状的肋结构具有多个，采用梅花桩式布置在熔融物拓展室内；或箱体状的肋结构具有多个，采用八卦阵式布置在熔融物拓展室内。

进一步，所述肋结构的下端设有多个支撑结构。

进一步，在接近输运通道出口下方的肋结构上设有多个温度传感器。

进一步，所述肋结构表面铺有牺牲层。

进一步，所述冷却系统包括常用重力注水管线、应急重力注水管线以及能动冷却水注水管线。

进一步，所述常用重力注水管线、应急重力注水管线以及能动冷却水注水管线上均设有阀门。

本实用新型的有益技术效果在于：

(1)本实用新型的堆芯熔融物捕集器，因在熔融物拓展室内设有肋结构的水冷壁，从而增大了堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积，提高了熔融物衰变热导出功率，避免局部过热导致的防护屏障失效；

(2)熔融物拓展室与冷却系统连接，该冷却系统采用能动结合非能动的冷却方式，将使严重事故后核电厂的长期安全性得以提升；且冷却系统采用多种注水冷却模式，满足不同级别严重事故下冷却要求。

附图说明

图1是本实用新型堆芯捕集器的结构示意图；

图2是山脊状的肋结构布置在熔融物拓展室内的结构示意图；

图3是圆柱状的肋结构的布置在熔融物拓展室内的结构示意图；

图4是箱体状的肋结构布置在熔融物拓展室内的结构示意图。

图中，01.反应堆压力容器，02.反应堆堆坑，03.堆芯熔融物，04、14.牺牲层，05.堆坑熔断塞，06.输运通道，07.熔融物拓展室，08.水冷壁，09.肋结构，10.温度传感器，11.支撑结构，12.常用重力注水管线，13.能动冷却水注入管线，15.应急重力注水管线，16.应急重力注水水箱，17.常用重力注水水箱

具体实施方式

下面结合附图，对本实用新型的具体实施方式作进一步详细的描述。

如图1所示，是本实用新型具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，设置在反应堆堆坑02的下方，通过输运通道06与反应堆堆坑02相连接，反应堆堆坑02与输运通道06的连接处设有堆坑熔断塞05，反应堆堆坑02内底部设有牺牲层04。堆芯熔融物捕集器包括熔融物拓展室07，熔融物拓展室07可采用竖井，该熔融物拓展室07内沿水平方向至少设有一个肋结构09的水冷壁08。

如图2所示，水冷壁08的肋结构09为山脊状，设置多个，水平连续布置在熔融物拓展室07内，肋结构09的下端设有多个支撑结构11。

如图3所示，水冷壁08的肋结构09为圆柱状，设置多个，采用梅花桩式的离散布置在熔融物拓展室07内，相邻两个肋结构之间相距20-40cm。

如图4所示，为箱体状的肋结构，设置多个，采用八卦阵式的离散布置在熔融物拓展室07内，相邻两个肋结构之间相距20-40cm。

在接近输运通道06出口的肋结构09上设有多个温度传感器10；肋结构09表面铺有牺牲层14，其主要成分与反应堆堆坑中的牺牲层04一致，均为金属氧化层，其表面覆盖有混凝土层。

熔融物拓展室07上设有冷却系统，该冷却系统分别为常用重力注水管线12、应急重力注水管线15以及能动冷却水注水管线13，每条注水管线上均设有阀门。

本实用新型具有肋结构的水冷壁和支撑结构，这些结构的材料均为耐高温的金属、合金、非金属或复合材料，上述结构与熔融物接触或靠近熔融物的表面或表层，其材质均为钨基高密度合金或碳化硅陶瓷复合材料。

本实用新型的熔融物捕集器，当50％以上的温度传感器10出现“大于800℃高温信号”报警信号时，将触发常用重力注水管线上的阀门打开，亦可根据信号手动或远程遥控人工触发能动冷却水注入管线上的阀门打开。当50％以上的温度传感器出现“大于1000℃高温信号”时，将同时触发常用重力注水管线和应急重力注水管线上的阀门打开，亦可根据信号手动或远程遥控人工触发能动冷却水注入管线上的阀门打开。由此，堆芯熔融物可通过非能动方式或能动方式冷却，即：由重力注水管线、应急重力注水管线或能动冷却水注入管线向竖井底部注水形成冷却池，实现堆芯熔融物的冷却，水汽经安全壳冷却收集后循环利用。

常用重力注水管线、应急重力注水管线和能动冷却水注入管线上的阀门可通过手动或远程遥控人工触发，重力注水管线所连接重力注水水箱17中的水位全部注入竖井中后，其水量仅能达到肋结构位置，应急重力注水管线所连接应急重力注水水箱16中贮存冷却水容量足够没过水冷壁。

综上所述，本实用新型在反应堆压力容器01发生严重事故工况下，堆芯熔融物03进入反应堆堆坑02的底部，融化牺牲层04和堆坑熔断塞05后，沿输运通道06进入熔融物拓展室07，通过冷却系统进行冷却。

图1中的箭头表示堆芯熔融物的流向。

本实用新型具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器并不限于上述具体实施方式，本领域技术人员根据本实用新型的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本实用新型的技术创新范围。

Claims (8)

1.一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，设置在反应堆堆坑(02)的下方，且通过输运通道(06)与反应堆堆坑(02)相连接，其特征是：所述堆芯熔融物捕集器包括熔融物拓展室(07)以及设置在熔融物拓展室(07)内的至少具有一个肋结构(09)的水冷壁(08)；所述熔融物拓展室(07)上连接有冷却系统。

2.如权利要求1所述的一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，其特征是：所述水冷壁(08)的肋结构(09)为山脊状、圆柱状或箱体状。

3.如权利要求2所述的一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，其特征是：所述山脊状的肋结构具有多个，水平连续布置在熔融物拓展室(07)内；或圆柱状的肋结构具有多个，采用梅花桩式布置在熔融物拓展室(07)内；或箱体状的肋结构具有多个，采用八卦阵式布置在熔融物拓展室(07)内。

4.如权利要求1-3任一项所述的一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，其特征是：所述肋结构(09)的下端设有多个支撑结构(11)。

5.如权利要求4所述的一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，其特征是：在接近输运通道(06)出口下方的肋结构上设有多个温度传感器(10)。

6.如权利要求5所述的一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，其特征是：所述肋结构表面铺有牺牲层(14)。

7.如权利要求1所述的一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，其特征是：所述冷却系统包括常用重力注水管线(12)、应急重力注水管线(15)以及能动冷却水注水管线(13)。

8.如权利要求7所述的一种具有肋结构水冷壁的堆芯熔融物捕集器，其特征是：所述常用重力注水管线(12)、应急重力注水管线(15)以及能动冷却水注水管线(13)上均设有阀门。