CN104036833B - 具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留*** - Google Patents

具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留*** Download PDF

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Abstract

本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***。其结构包括置于堆坑内的压力容器，在堆坑外高于压力容器的位置设有IVR工质高位贮存箱，IVR工质高位贮存箱通过注入管线与堆坑连接，导热性良好的堆坑外墙外部设有水冷外墙，所述堆坑外墙与水冷外墙之间形成环形水廊，所述环形水廊通过循环管路与反应堆内置换料水箱相连接。***采用的IVR工质为金属镓。本发明可以有效避免压力容器外壁沸腾危机的出现，从而确保压力容器外壁不会被堆芯熔融物熔穿。

Description

具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***
技术领域
本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***。
背景技术
日本福岛核事故后，有效消除大规模放射性释放成为核电站设计的重要安全目标。熔融物滞留技术是核电站针对严重事故的一项重要缓解措施，可以有效消除放射性释放，维持安全边界的完整性。目前第三代核电站普遍采用了熔融物滞留措施。
AP1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施，主要包括设置熔融堆芯滞留***(IVR)，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没***将水注入反应堆压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，从外部冷却跌落到容器下封头的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物可以保持在压力容器内部，避免了熔融物与水和安全壳混凝土底板的反应，防止了堆外蒸汽***和底板熔穿的发生。然而，严重事故期间，压力容器下封头壁面热流密度很大，一旦容器外壁面出现沸腾危机，则熔融物有可能熔穿压力容器，此时IVR***将失效。因此，亟需提供一种新型的可避免现有IVR技术失效的核电站事故后堆内熔融物滞留***。
发明内容
本发明的目的在于针对现有技术的缺陷，提供一种可以避免现有IVR技术失效的核电站事故后堆内熔融物滞留***，以提高核电站事故情况下的安全性。
本发明的技术方案如下：一种具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***，包括置于堆坑内的压力容器，在堆坑外高于压力容器的位置设有IVR工质高位贮存箱，IVR工质高位贮存箱通过注入管线与堆坑连接，导热性良好的堆坑外墙外部设有水冷外墙，所述堆坑外墙与水冷外墙之间形成环形水廊，所述环形水廊通过循环管路与反应堆内置换料水箱相连接。
进一步，如上所述的具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***，其中，所述的循环管路包括分别与反应堆内置换料水箱连接的热连接管线和冷连接管线，所述热连接管线布置标高高于所述冷连接管线。
更进一步，在所述的IVR工质高位贮存箱的注入管线和热连接管线、冷连接管线上分别设有阀门。
进一步，如上所述的核电站事故后堆内熔融物滞留***，其中，所述的IVR工质高位贮存箱内IVR工质采用金属镓。
进一步，如上所述的核电站事故后堆内熔融物滞留***，其中，所述的IVR工质高位贮存箱内IVR工质的装量应能在事故状态下淹没整个堆坑。
本发明的有益效果如下：本发明提出使用新型IVR工质—金属镓替传统IVR***的水作为直接冷却压力容器的冷却介质，由于新型IVR工质的沸点远高于水，热导率高，同时化学性质稳定，因此可以有效避免压力容器外壁沸腾危机的出现，从而确保压力容器外壁不会被堆芯熔融物熔穿。同时，本发明设计的环形水廊及其附属构件可以有效利用水的自然对流降低堆坑中IVR工质的温度，将IVR工质的热量导出到内置换料水箱中。本发明可以有效的避免IVR技术失效，提高核电站的安全性。
附图说明
图1为本发明堆内熔融物滞留***的结构示意图；
图2为本发明堆内熔融物滞留***的事故状态下运行示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
如图1所示，本发明提供的核电站事故后堆内熔融物滞留***由压力容器1、堆坑外墙2、水冷外墙4、IVR工质高位贮存箱6、IVR工质注入管线7、IVR工质注入管线阀门8、反应堆内置换料水箱9、热连接管线10、热连接管线阀门11、冷连接管线12、冷连接管线阀门13组成。其中，压力容器1外壁与堆坑外墙2之间形成堆坑3；堆坑外墙2材料为导热性良好的钢或其它金属；堆坑外墙2与水冷外墙4之间形成环形水廊5；环形水廊5与堆坑3通过堆坑外墙2隔开；IVR工质高位贮存箱6布置标高高于压力容器1和堆坑3，其内部装有IVR工质—金属镓，该工质具有沸点很高、热导率良好、化学性质稳定且常温(30℃)下为液态等特点，其装量应保证事故状态下淹没堆坑3；IVR工质注入管线7一端与IVR工质高位贮存箱6连接，一端开口伸入到堆坑3；IVR工质注入管线阀门8位于IVR工质注入管线7上，核电站正常运行状态下关闭，事故状态下开启；热连接管线10一端与环形水廊5连接，一端开口伸入到反应堆内置换料水箱9；热连接管线阀门11位于热连接管线10上，核电站正常运行下关闭，事故状态下开启；冷连接管线12一端与环形水廊5连接，一端开口伸入到反应堆内置换料水箱9；冷连接管线阀门13位于冷连接管线12上，核电站正常运行下关闭，事故状态下开启；热连接管线10布置标高高于冷连接管线12；反应堆内置换料水箱9装有水，水装量应在任何状态下均足以淹没热连接管线10伸入内置换料水箱9的开口标高。
核电站事故状态下***运行如图2所示。在核电站发生事故时，IVR工质注入管线阀门8、热连接管线阀门11和冷连接管线阀门13开启；在重力作用下，IVR工质高位贮存箱6中的液态IVR工质通过IVR工质注入管线7注入到堆坑3，反应堆内置换料水箱9的水通过热连接管线10和冷连接管线12注入到环形水廊5；压力容器1内的堆芯熔融物通过压力容器1外壁将热量传递给堆坑3中的IVR工质；堆坑3中的IVR工质通过堆坑外墙2将热量传递给环形水廊5中的水；在受热产生的自然对流作用下，环形水廊5中的热水通过热连接管线10进入到反应堆内置换料水箱9，内置换料水箱9中相对温度较低的水通过冷连接管线12进入到环形水廊5，形成一个水的循环回路。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (4)

1.一种具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***，包括置于堆坑(3)内的压力容器(1)，其特征在于：在堆坑外高于压力容器(1)的位置设有IVR工质高位贮存箱(6)，所述的IVR工质高位贮存箱(6)中的IVR工质采用金属镓，IVR工质高位贮存箱(6)通过注入管线(7)与堆坑(3)连接，导热性良好的堆坑外墙(2)外部设有水冷外墙(4)，所述堆坑外墙(2)与水冷外墙(4)之间形成环形水廊(5)，所述环形水廊(5)通过循环管路与反应堆内置换料水箱(9)相连接。
2.如权利要求1所述的具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***，其特征在于：所述的循环管路包括分别与反应堆内置换料水箱(9)连接的热连接管线(10)和冷连接管线(12)，所述热连接管线(10)布置标高高于所述冷连接管线(12)。
3.如权利要求2所述的具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***，其特征在于：在所述的IVR工质高位贮存箱的注入管线(7)和热连接管线(10)、冷连接管线(12)上分别设有阀门(8、11、13)。
4.如权利要求1-3中任意一项所述的具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留***，其特征在于：所述的IVR工质高位贮存箱(6)内IVR工质的装量应能在事故状态下淹没整个堆坑。
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