CN116368580A - 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全***及安全控制方法 - Google Patents

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展德奎
夏少雄
陈鹏
符卉
吴梓杰
贺东钰
刘春容
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China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
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Abstract

本发明公开了一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***及安全控制方法，安全***包括用于容置反应堆压力容器的堆坑、冷却水池、冷却通道以及注水管线；所述冷却水池设置在所述堆坑的***，所述冷却通道设置在所述堆坑的底部并与所述冷却水池相连通；所述注水管线连接在所述冷却水池和堆坑之间，所述冷却水池内的冷却水在重力作用下通过所述注水管线以非能动方式注入所述堆坑。本发明的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，满足在严重事故等工况下，在不依靠外部交流电源情况，利用重力势能往堆坑进行非能动注水，***简单、可靠性高。

Description

预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***及安全控制方法 技术领域
本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***及安全控制方法。
 背景技术
对于低功率核电厂（200-300MWe）来说，在发生严重事故后，堆芯经历失水、升温和熔化过程，熔化的堆芯会坍塌掉落至反应堆压力容器（RPV）下封头上。若高温的堆芯熔融物无法及时有效的被冷却，堆芯熔融物则可能熔穿RPV，最终导致放射性物质大量泄漏。为了避免RPV在严重事故条件下被熔穿，针对低功率核电厂的热功率较低的特点，采用了熔融物堆内滞留（IVR）策略，设置了堆坑注水***，与高功率核电厂采用自然循环冷却方式进行RPV冷却的方式不同，低功率核电厂采用池式沸腾的方式进行冷却RPV，带走堆芯熔融物显热和衰变热，最终将堆芯熔融物冷却滞留在反应堆压力容器下封头中，确保压力容器的完整性。
现有大型压水堆核电厂（热功率600MWeu以上）大多采用堆芯熔融物冷却滞留策略实现严重事故下堆芯熔融物冷却堆内滞留，从而维持RPV在严重事故下的完整性。一般来说，大型核电厂在堆坑内部设计保温层流道，在严重事故事故后，通过非能动注水或者能动注水的方式向堆坑内注水；在淹没堆坑后，在堆坑内通过自然循环或者强迫循环方式驱动RPV外壁面冷却水进行对流换热。这种设计需要涉及金属保温层、保温层入水口、排气孔、循环流道等设计，但这种结构受保温层结构完整性影响较大，同时保温层入水口、排汽孔盖板的可靠性也对循环流动产生影响。此外，以上设备安装、造价、检修成本相对较高。
 技术问题
本发明要解决的技术问题在于，提供一种简单可靠的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***及预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法。
 技术解决方案
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，包括用于容置反应堆压力容器的堆坑、冷却水池、冷却通道以及注水管线；
所述冷却水池设置在所述堆坑的***，所述冷却通道设置在所述堆坑的底部并与所述冷却水池相连通；所述注水管线连接在所述冷却水池和堆坑之间，所述冷却水池内的冷却水在重力作用下通过所述注水管线以非能动方式注入所述堆坑。
优选地，所述堆坑的坑口处设有屏蔽封堵层，将所述坑口封堵并留有蒸汽通道；所述蒸汽通道位于所述屏蔽封堵层和反应堆压力容器的外壁之间。
优选地，所述堆坑的内周壁面及内底面上设有镜面反射层。
优选地，所述安全***还包括设置在所述堆坑的内周壁面上的至少一个抗对流板；
所述抗对流板的第一端连接在所述镜面反射层上，相对的第二端倾斜朝上并靠近反应堆压力容器的外壁面。
优选地，所述抗对流板的第二端与所述反应堆压力容器的外壁面的间隔为40mm-60mm。
优选地，所述注水管线设有控制注水管线通断的控制阀门。
优选地，所述堆坑由不锈钢板制成，所述堆坑的侧壁形成所述冷却水池的内圈侧壁。
优选地，所述堆坑的底板包括上下间隔的两个不锈钢板，该两个不锈钢板之间的夹层形成所述冷却通道。
本发明还提供一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法，采用以上任一项所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，所述安全控制方法包括以下步骤：发生严重事故时，在堆芯熔融物坍塌至反应堆压力容器的下封头前，通过注水管线使冷却水池中的冷却水在重力作用下以非能动方式注入堆坑。
优选地，所述堆坑内的冷却水与反应堆压力容器换热后沸腾蒸发，带走反应堆压力容器外表面的热量，同时还通过热对流及热传导方式将热量传导至冷却水池。
优选地，所述安全控制方法还包括以下步骤：在反应堆压力容器被堆芯熔融物熔穿的极端工况下，所述堆坑底部的冷却通道内的冷却水与进入所述堆坑并位于反应堆压力容器下方的冷却水进行热交换，对反应堆压力容器底部进行冷却，带走堆芯熔融物的热量，防止堆芯熔融物烧穿堆坑的底板。
优选地，所述堆坑内部分水蒸汽通过其坑口处的蒸汽通道向外排出；排出的水蒸汽冷凝成水后回流至所述冷却水池内。
优选地，所述安全控制方法还包括以下步骤：在正常运行条件下，堆坑与反应堆压力容器之间的冷却空间形成由相对静止空气形成的保温空间，反应堆压力容器的热量传导给堆坑内的空气，再通过堆坑的侧壁传导给冷却水池。
 有益效果
本发明的有益效果：满足在严重事故等工况下，在不依靠外部交流电源情况，利用重力势能往堆坑进行非能动注水，***简单、可靠性高，实现低功率核电常堆芯熔融堆内冷却滞留，提高核反应堆安全性，降低放射性物质大规模释放的风险。
 附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明一实施例的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***的俯视结构示意图；
图2是本发明一实施例的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***的剖面结构示意图。
 本发明的实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
如图1、2所示，本发明一实施例的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，包括用于容置反应堆压力容器100（RPV）的堆坑10、冷却水池20、冷却通道30以及注水管线40。
反应堆压力容器100悬空在堆坑10内，其外表面（包括外壁面和底面）与堆坑10之间留有间隔，形成用于注入冷却水或空气在其中流通的冷却空间。冷却水池20设置在堆坑10的***，可以为冷却空间提供冷却水，同时也可以与堆坑10内的冷却水进行热交换，实现反应堆压力容器100的冷却。冷却通道30设置在堆坑10的底部并与冷却水池20相连通，使得冷却通道30内也充满冷却水，从而可与位于堆坑10底部的冷却水进行热交换，实现反应堆压力容器100底部的冷却，实现双层堆芯熔融物滞留（IVR）理念。
注水管线40连接在冷却水池20和堆坑10之间，冷却水池20内的冷却水在重力作用下通过注水管线40以非能动方式注入堆坑10，不依靠外部交流电源，可靠性高。注水管线40优选连接在冷却水池20的上端和堆坑10的上端之间，以使冷却水可以非能动注入堆坑10并使淹没水位在堆芯活性段以上。
注水管线40上设有控制阀门41，用于控制该注水管线40的通断。控制阀门可以是电动阀。
如图2所示，本实施例中，堆坑10由不锈钢板制成，使得堆坑10的侧壁及底板均是不锈钢板构成。堆坑10的内径、深度等尺寸均根据反应堆压力容器100需求进行设置。堆坑10的侧壁形成冷却水池20的内圈侧壁。同样地，冷却水池20的外圈侧壁也有不锈钢板制成。堆坑10的底板包括上下间隔的两个不锈钢板，该两个不锈钢板之间的夹层形成冷却通道30；冷却通道30的两端可直接开放而连通冷却水池20，或者设有竖板实现支撑并在竖板上开设通孔实现冷却水的流通。
反应堆压力容器100设置在堆坑10内，占据了堆坑10内的大部分空间，反应堆压力容器100与堆坑10内壁之间的冷却空间体积较小，这样使得可以在短时间内将冷却空间注满冷却水，淹没堆坑10。冷却水进入堆坑10后直接通过池式沸腾方式冷却反应堆压力容器100，将反应堆压力容器100下封头内堆芯熔融物冷却水带走，维持反应堆压力容器100完整性。
为了减少堆坑10内部空气对流导致热量耗散，堆坑10的坑口处设有屏蔽封堵层50，将坑口封堵并留有蒸汽通道200；蒸汽通道200位于屏蔽封堵层50和反应堆压力容器100的外壁之间。蒸汽通道200将堆坑10内的冷却空间与堆坑10外部的大空间（安全壳大空间）相连通，且用于堆坑10内的蒸汽通过排出堆坑10。
堆坑10的内周壁面（即侧壁的内壁面）及内底面（即底板的上表面）上设有镜面反射层60，用于减少热辐射导致热量耗散。
进一步地，本发明的安全***还包括设置在堆坑10的内周壁面上的至少一个抗对流板70。抗对流板70具有相对的第一端和第二端，抗对流板70的第一端连接在镜面反射层60上，第二端倾斜朝上并靠近反应堆压力容器100的外壁面，使得抗对流板70在堆坑10内呈向上倾斜设置。
抗对流板70的设置可以进一步减少反应堆压力容器100外壁面空气对流，同时还可以保证在严重事故条件下实施堆坑10注水淹没后，RPV外壁面发生池式沸腾时蒸汽的溢出。
抗对流板70设有多个时，在堆坑10内沿堆坑10的高度方向间隔分布。
作为选择，抗对流板70的第二端与反应堆压力容器100的外壁面的间隔为40mm-60mm。
在一种选择性实施方式中，冷却水池20为大型冷却水池，围绕在堆坑10的***，冷却水池20的容积大于500m 3，冷却水池20的壁厚为20-40mm；堆坑10内的自由体积（即冷却空间体积）为7m 3。堆坑10内冷却水在被RPV加热后，可以直接将热量传到给冷却水池20。少量的蒸汽可以通过堆坑10顶部的蒸汽通道200排入到安全壳中。
反应堆压力容器100与堆坑10底部间距较小，间距约200mm。在极端工况下，假设堆芯熔融物熔穿RPV，熔融物会重置到RPV的底部，此时由于冷却水池20以及堆坑10底部的冷水通道30的存在，会形成二次堆芯熔融物冷却滞留装置，将堆芯熔融物最终冷却滞留在堆坑10内部。
本发明的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法，通过上述的安全***实现，该安全控制方法可包括以下步骤：发生严重事故时，在堆芯熔融物坍塌至反应堆压力容器100的下封头前，通过注水管线40使冷却水池20中的冷却水在重力作用下以非能动方式注入堆坑10。
冷却水池20水面初始高度高于堆芯活性段上表面，且高出部分的体积可以满足注水后的淹没水位仍在堆芯活性段以上。
堆坑10内的冷却水与反应堆压力容器100换热后沸腾蒸发，带走反应堆压力容器100外表面的热量，同时还通过热对流及热传导方式将热量传导至冷却水池20。堆坑10内部分水蒸汽（少量）通过其坑口处的蒸汽通道200向外排出；排出的水蒸汽冷凝成水后回流至冷却水池20内，从而为熔融物压力容器内滞留（IVR）的实施提供长期稳定热阱。
在反应堆压力容器100被堆芯熔融物熔穿的极端工况下，堆坑10底部的冷却通道30内的冷却水与进入堆坑10并位于反应堆压力容器100下方的冷却水进行热交换，对反应堆压力容器100底部进行冷却，带走堆芯熔融物的热量，防止堆芯熔融物烧穿堆坑10的底板。
此外，结合本发明的安全***，在正常运行条件下（不发生严重事故），堆坑10与反应堆压力容器100之间的冷却空间形成由相对静止空气形成的保温空间，反应堆压力容器100的热量传导给堆坑10的空气，再通过堆坑10的侧壁传导给冷却水池20。
以上所述仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。

Claims (13)

  1. 一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，包括用于容置反应堆压力容器的堆坑、冷却水池、冷却通道以及注水管线；
    所述冷却水池设置在所述堆坑的***，所述冷却通道设置在所述堆坑的底部并与所述冷却水池相连通；所述注水管线连接在所述冷却水池和堆坑之间，所述冷却水池内的冷却水在重力作用下通过所述注水管线以非能动方式注入所述堆坑。
  2. 根据权利要求1所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，所述堆坑的坑口处设有屏蔽封堵层，将所述坑口封堵并留有蒸汽通道；所述蒸汽通道位于所述屏蔽封堵层和反应堆压力容器的外壁之间。
  3. 根据权利要求1所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，所述堆坑的内周壁面及内底面上设有镜面反射层。
  4. 根据权利要求3所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，所述安全***还包括设置在所述堆坑的内周壁面上的至少一个抗对流板；
    所述抗对流板的第一端连接在所述镜面反射层上，相对的第二端倾斜朝上并靠近反应堆压力容器的外壁面。
  5. 根据权利要求4所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，所述抗对流板的第二端与所述反应堆压力容器的外壁面的间隔为40mm-60mm。
  6. 根据权利要求1所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，所述注水管线设有控制注水管线通断的控制阀门。
  7. 根据权利要求1-6任一项所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，所述堆坑由不锈钢板制成；所述堆坑的侧壁形成所述冷却水池的内圈侧壁。
  8. 根据权利要求7所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，其特征在于，所述堆坑的底板包括上下间隔的两个不锈钢板，该两个不锈钢板之间的夹层形成所述冷却通道。
  9. 一种预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法，其特征在于，采用权利要求1-8任一项所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全***，所述安全控制方法包括以下步骤：发生严重事故时，在堆芯熔融物坍塌至反应堆压力容器的下封头前，通过注水管线使冷却水池中的冷却水在重力作用下以非能动方式注入堆坑。
  10. 根据权利要求9所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法，其特征在于，所述堆坑内的冷却水与反应堆压力容器换热后沸腾蒸发，带走反应堆压力容器外表面的热量，同时还通过热对流及热传导方式将热量传导至冷却水池。
  11. 根据权利要求10所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法，其特征在于，还包括以下步骤：在反应堆压力容器被堆芯熔融物熔穿的极端工况下，所述堆坑底部的冷却通道内的冷却水与进入所述堆坑并位于反应堆压力容器下方的冷却水进行热交换，对反应堆压力容器底部进行冷却，带走堆芯熔融物的热量，防止堆芯熔融物烧穿堆坑的底板。
  12. 根据权利要求10所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法，其特征在于，所述堆坑内部分水蒸汽通过其坑口处的蒸汽通道向外排出；排出的水蒸汽冷凝成水后回流至所述冷却水池内。
  13. 根据权利要求9-12任一项所述的预防堆芯熔融物熔穿RPV的安全控制方法，其特征在于，还包括以下步骤：在正常运行条件下，堆坑与反应堆压力容器之间的冷却空间形成由相对静止空气形成的保温空间，反应堆压力容器的热量传导给堆坑内的空气，再通过堆坑的侧壁传导给冷却水池。
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