CN105427900B - 一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留*** - Google Patents

一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留*** Download PDF

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Abstract

本发明涉及反应堆安全***设计技术，具体涉及一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***。其结构包括熔融物滞留装置和冷却管线，作为关键设备的位于压力容器下方的熔融物滞留装置，包括可允许熔融物分层扩散及冷却剂通过的多孔牺牲层及耐高温坩埚结构组件，各层之间分布有耐高温支撑柱作为支撑；冷却管线可以持续补充堆坑中的冷却水，保证熔融物的完全淹没和持续冷却。在核电站发生堆芯融毁的严重事故时，本发明能够实现堆芯熔融物最大程度且快速有效的分散冷却，从而降低堆坑底部熔穿风险，提高反应堆严重事故下的安全性。

Description

一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***
技术领域
本发明涉及反应堆安全***设计技术，具体涉及一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***。
背景技术
我国目前在建和在运行着的大型二代改进型核电厂，多数未设置有效的堆外熔融物滞留***。日本福岛事故后，核电站安全问题特别是针对严重事故的预防和缓解更为迫切。目前针对严重事故下，堆芯熔融物的冷却与滞留策略主要可分为两种：1)压力容器内熔融物的冷却与保持(IVR)，在美国西屋公司的AP-1000机型设计中得到应用；2)压力容器外熔融物冷却与收集(EVR)，在俄罗斯设计的VVER-1000机型与法国ANP设计的先进压水堆EPR机型中得到应用。对于堆外冷却策略，俄罗斯的VVER-1000“坩埚”式捕集器综合了AP600非能动供水冷却熔融物包容体金属表面的设计特点和欧洲先进压水堆堆芯捕集器通过牺牲材料改善熔融物特性和降低热流密度的技术特点；法国的ANP“扩展”式堆芯捕集器的设计思路是使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化学反应，逐渐消融牺牲混凝土，达到初步冷却、收集熔融物的功能，且整个化学反应过程在堆坑保护层保护下进行，确保熔融物不会穿透堆坑进入到结构混凝土，以控制核辐射扩散。国内关于堆芯捕集器的研究也有相关专利见报，如上海核工程研究设计院Ⅰ、Ⅱ、Ⅳ型底部开口蒸汽管道壁式堆芯熔融物滞留装置(CN103377724A，CN103377723A，CN103377720A)，具有集成冷却通道的堆芯捕集器(CN103081023A)，底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器(CN103177778A)以及有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器(CN103165198A)等。
但以上专利申请所公开的技术都没有涉及冷却剂可渗透的滞留盘设计，也没有实现熔融物在可控条件下的逐层分摊冷却的设计，因而可以基于上述的思路，研发冷却能力更强，安全滞留效率更高的堆芯熔融物滞留技术。
发明内容
本发明的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，在核电站发生堆芯融毁的严重事故时，能够实现堆芯熔融物最大程度且快速有效的分散冷却，从而降低堆坑底部熔穿风险，提高反应堆事故下的安全性。
本发明的技术方案如下：一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，包括设置在反应堆压力容器下方堆坑底部的熔融物滞留装置和来自于安全水源的冷却管线，所述的熔融物滞留装置能够承接反应堆压力容器投影范围内所有落下的熔融物射流，其中，所述的熔融物滞留装置包括多层允许熔融物和冷却剂穿透的耐高温坩埚，在每层耐高温坩埚上设有能够被熔融物熔穿的多孔牺牲层。
进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，相邻的两层耐高温坩埚之间设有起连接和支撑作用的耐高温支撑柱。
更进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，相邻的两层耐高温坩埚之间留有高度为40-60cm的自由空间。
进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，除最底层以外的每层所述耐高温坩埚上设有阵列式分布且隔层交错的流通孔，所述的多孔牺牲层以20-30cm的厚度平铺在每层耐高温坩埚的上表面。
更进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，所述的耐高温坩埚为盘状结构，中部为平整的收集区，外缘翘起10-30度形成护堰，所述的流通孔设置在耐高温坩埚的中部收集区，相邻两层耐高温坩埚上的流通孔错位布置。
进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，所述的多孔牺牲层为通过烧结工艺加工而成的海绵体结构，孔隙率0.1-0.3；在多孔牺牲层的中部设有阵列式分布的滞留孔和滞留坑。
进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，所述的多孔牺牲层的熔化温度为1500-2000℃，所述的耐高温坩埚和耐高温支撑柱的熔化温度在2800℃以上。
进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，所述的冷却管线共设置两列并配备泵阀，分别为堆外注水管线和堆内注水管线；所述的堆外注水管线的出口位于堆坑底部，用于向堆坑内供水；所述的堆内注水管线的出口与压力容器相连，用于向反应堆压力容器内供水。
更进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，所述冷却管线提供的冷却剂流经熔融物滞留装置，冷却剂快速渗透进入多孔牺牲层的空隙之中实现冷却功能。
进一步，如上所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其中，当堆坑内发生熔融物与冷却剂相互作用，温度与压力超过一定阈值时，配置的堆坑通风***超压***装置将自动***泄压，防止堆坑混凝土隔墙出现损坏。
本发明的有益效果如下：(1)本发明设计的盘状耐高温坩埚，可将承接的高温熔融物摊薄，从而增大换热面积，并逐层分摊冷却，减小热流集中的风险；(2)本发明采用多层坩埚通孔错位布置的设计，可有效进行熔融物分流及立体分布；(3)本发明通过两列冷却管线同时对堆内和堆外的熔融物进行冷却，对反应堆熔融物堆外滞留装置，同时实现自下而上的淹没和自上而下的喷淋两种冷却方式，增加了***的可靠性。
附图说明
图1为反应堆熔融物堆外滞留***布置图；
图2为熔融物滞留装置结构示意图；
图3为熔融物滞留装置剖面图(牺牲层、耐高温坩埚通孔位置示意图)。
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。
本发明提供了一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其布置结构如图1所示，包括设置在反应堆压力容器5下方堆坑7底部的熔融物滞留装置和两列来自于安全水源的冷却管线1、2。熔融物滞留装置包括多层可允许熔融物和冷却剂穿透的耐高温坩埚9(最底层11除外)，在耐高温坩埚9上设置多孔牺牲层8和耐高温支撑柱10等组件，布置于反应堆压力容器5正下方，可以承接反应堆压力容器投影范围内所有落下的熔融物射流。两列冷却管线配备泵阀，均自电站自备的安全水源取水，事故条件下，堆外注水管线2和堆内注水管线1分别向堆坑7和反应堆压力容器5内供水，堆外注水管线2将水自堆坑7底部注入，用于逐渐淹没熔融物滞留装置；堆内注水管线1将水直接注入反应堆压力容器5，用于冷却堆芯以及向熔融物滞留装置顶部提供类似喷淋的冷却形式。当堆坑内发生熔融物与冷却水相互作用，温度与压力超过一定阈值时，配置的堆坑通风***超压***装置3将自动***泄压，防止堆坑混凝土隔墙4出现损坏。
本发明所提供的熔融物滞留装置为多层结构，如图2、图3所示，每层结构单元之间由耐高温支撑柱10连接并支撑，相邻两层结构单元之间留有40-60cm的自由空间。多孔牺牲层8的熔化温度1500-2000度，且以20-30cm的厚度平铺在耐高温坩埚9、11上表面；所述的耐高温坩埚8和耐高温支撑柱10的熔化温度在2800度以上，可采用高温陶瓷材料。除最底层以外的每层所述耐高温坩埚9上设有阵列式分布且隔层交错的流通孔12，相邻两层耐高温坩埚上的流通孔12错位布置，位于最底部的耐高温坩埚为无孔坩埚。耐高温坩埚及其上的多孔牺牲层主体形状为盘状结构，外缘翘起10-30度形成护堰，中部为平整的收集区，所述的流通孔12就设置在耐高温坩埚的中部收集区。所述的多孔牺牲层的中部留有阵列式分布的滞留孔13和滞留坑14。多孔牺牲层是通过烧结工艺加工而成，为多孔的海绵体结构，孔隙率0.1-0.3，可以允许冷却剂快速渗透进入多孔牺牲层的海绵体结构空隙之中实现冷却功能。
本发明所提供的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，发生核电站严重事故时，根据操纵员的指令，冷却***运行，通过分别向堆内和堆外注水的方式，可以对熔融物形成来自上部和下部的双重冷却，促进其凝固滞留和最终长期冷却。
如图1所示，堆芯熔融物熔穿下封头6后，落入反应堆熔融物堆外滞留装置的顶层滞留单元，高温熔融物在重力作用下，会在盘状的承接装置内摊薄，从而增大换热面积，使得冷却效果和凝固滞留功能更易高效达成。
如图2所示，大量的高温熔融物最初落入滞留装置时，首先接触的是多孔牺牲层8，一方面，海绵状的多孔牺牲层8内所渗透的冷却水可以有效的对熔融物降温，促使其凝固结壳，另一方面，在堆积有过量的高温熔融物的局部区域，牺牲层材料(如氧化铁或氧化铝或两者的混合物)会通过自身熔化吸收大量热量，并确保温度低于耐高温坩埚的设计温度以内，确保其结构强度和装置几何形式的完整性。
如图3所示，当顶部的牺牲层8被熔穿时，其对应位置的过量熔融物将通过熔穿的孔道流入下一层单元结构的牺牲层之上，第二次被摊平和冷却。由于下层的多孔牺牲层设计有阵列布置的滞留孔13和滞留坑14，熔融物被受控的分配到本层耐高温坩埚9的上方，如果在这一层，仍有局部区域的熔融物不能得到充分冷却和滞留，则对应份额的熔融物会继续熔穿牺牲层8，并沿耐高温坩埚9预设的流通孔12向下一层扩展结构迁移。通过合理设计牺牲层的包覆厚度和耐高温坩埚上通孔的开设位置与直径，借助上下错位的通孔布置方式，每一层堆积过于集中的熔融物都将可控的分摊至下一层，这种多层滞留的设计，既延长了滞留时间，又为热源的三维空间均匀再分布提供了可行途径，通过这种方式，最终可将熔融物安全高效的凝固滞留并提供长期冷却。
此外，在多层滞留装置中，最底层的结构单元配备的耐高温坩埚11为无孔设计，以确保在极端情况下，即使熔融物会突破重重屏障达到最后一层滞留结构单元，仍能被全部包容在所设计的熔融物滞留装置之中，而不会与安全壳的混凝土底板发生相互作用，产生更多安全风险。
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 (9)

1.一种严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，包括设置在反应堆压力容器(5)下方堆坑(7)底部的熔融物滞留装置和来自于安全水源的冷却管线，所述的熔融物滞留装置能够承接反应堆压力容器(5)投影范围内所有落下的熔融物射流，其特征在于：所述的熔融物滞留装置包括多层允许熔融物和冷却剂穿透的耐高温坩埚(9、11)，相邻的两层耐高温坩埚之间设有起连接和支撑作用的耐高温支撑柱(10)，在每层耐高温坩埚上设有能够被熔融物熔穿的多孔牺牲层(8)，所述的多孔牺牲层(8)为通过烧结工艺加工而成的海绵体结构。
2.如权利要求1所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：相邻的两层耐高温坩埚之间留有高度为40-60cm的自由空间。
3.如权利要求1所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：除最底层以外的每层所述耐高温坩埚(9)上设有阵列式分布且隔层交错的流通孔(12)，所述的多孔牺牲层以20-30cm的厚度平铺在每层耐高温坩埚的上表面。
4.如权利要求3所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：所述的耐高温坩埚(9、11)为盘状结构，中部为平整的收集区，外缘翘起10-30度形成护堰，所述的流通孔(12)设置在耐高温坩埚(9)的中部收集区，相邻两层耐高温坩埚上的流通孔(12)错位布置。
5.如权利要求1所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：所述的多孔牺牲层(8)的孔隙率为0.1-0.3；在多孔牺牲层(8)的中部设有阵列式分布的滞留孔(13)和滞留坑(14)。
6.如权利要求1所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：所述的多孔牺牲层(8)的熔化温度为1500-2000℃，所述的耐高温坩埚(9、11)和耐高温支撑柱(10)的熔化温度在2800℃以上。
7.如权利要求1-6任意一项所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：所述的冷却管线共设置两列并配备泵阀，分别为堆外注水管线(2)和堆内注水管线(1)；所述的堆外注水管线(2)的出口位于堆坑(7)底部，用于向堆坑(7)内供水；所述的堆内注水管线(1)的出口与压力容器(5)相连，用于向反应堆压力容器(5)内供水。
8.如权利要求7所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：所述冷却管线提供的冷却剂流经熔融物滞留装置，冷却剂快速渗透进入多孔牺牲层的空隙之中实现冷却功能。
9.如权利要求1所述的严重事故后反应堆熔融物堆外滞留***，其特征在于：当堆坑(7)内发生熔融物与冷却剂相互作用，温度与压力超过一定阈值时，配置的堆坑通风***超压***装置(3)将自动***泄压，防止堆坑混凝土隔墙(4)出现损坏。
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6727690B2 (ja) * 2016-11-17 2020-07-22 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 炉心溶融物保持装置
CN108053895B (zh) * 2017-11-06 2021-06-25 中国核电工程有限公司 一种分装强化冷却的反应堆堆芯熔融物捕集装置
CN108538411B (zh) * 2018-03-08 2021-06-25 中国核电工程有限公司 一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置
CN108550406B (zh) * 2018-03-16 2020-05-05 中国核电工程有限公司 堆芯熔融物捕集装置
CN109948296A (zh) * 2019-04-09 2019-06-28 中国核动力研究设计院 一种下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法
CN110391030B (zh) * 2019-06-27 2023-12-15 中国核电工程有限公司 一种分区坩埚熔融物堆外捕集器
CN112700892B (zh) * 2020-12-15 2023-11-14 中国核电工程有限公司 一种多重防御和冷却的堆芯捕集器
CN113506646B (zh) * 2021-05-25 2022-08-23 上海交通大学 堆芯熔融进程中堆芯节点几何结构的判断方法和装置
CN114005555B (zh) * 2021-10-22 2024-02-20 中国原子能科学研究院 反应堆及其堆芯熔融物收集装置
CN115662662B (zh) * 2022-09-09 2023-06-13 中国核动力研究设计院 一种堆芯熔融物捕集冷却器及其参数计算方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011149723A (ja) * 2010-01-19 2011-08-04 Japan Atomic Energy Agency 坩堝カバー及び合金燃料製造装置
CN103177779A (zh) * 2013-01-08 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器
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***
CN105047236A (zh) * 2015-06-09 2015-11-11 中国核动力研究设计院 反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却***

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1544160A (fr) * 1967-09-20 1968-10-31 Commissariat Energie Atomique Procédé et appareils de dégainage des barreaux de combustible nucléaire par fusion thermique de la gaine
JPS6057493B2 (ja) * 1978-12-27 1985-12-16 株式会社東芝 液体金属精製装置
KR101130830B1 (ko) * 2009-09-07 2012-03-28 한국수력원자력 주식회사 우라늄 전착물을 이용한 잉곳 주조장치
CN103594133B (zh) * 2013-10-21 2015-12-02 西安交通大学 模拟核反应堆堆芯熔化后堆内熔融物滞留的实验装置及方法
CN104021824B (zh) * 2014-05-23 2017-05-03 中国核电工程有限公司 核电站事故后堆内熔融物滞留***

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011149723A (ja) * 2010-01-19 2011-08-04 Japan Atomic Energy Agency 坩堝カバー及び合金燃料製造装置
CN103177779A (zh) * 2013-01-08 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器
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***
CN105047236A (zh) * 2015-06-09 2015-11-11 中国核动力研究设计院 反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却***

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SE01 Entry into force of request for substantive examination
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GR01 Patent grant
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