C形管堆芯捕集器与热量导出装置的制作方法

本实用新型涉及反应堆安全设备技术领域，尤其涉及一种堆芯捕集容器以及包括该容器的热量导出装置。

背景技术：

堆芯熔化是指核反应堆温度上升过高，造成燃料棒熔化并发生破损的事故，这是核电站可能发生的事故中最为严重的事态。在堆芯熔化事故中，由于堆芯失去冷却，堆芯余热无法导出，燃料温度不断升高，控制棒、燃料包壳和支撑结构首先出现熔化，随后燃料开始熔化并且向下坍塌，堆熔混合物随着下栅板及下支撑板的失效掉入下腔室，随之压力容器底部裸露烧干，随后将下封头熔穿，堆熔物掉入或喷射到堆坑，与堆坑内的水作用产生的大量水蒸汽、不凝结气体和放射性气溶胶进入安全壳内，随后堆熔物与混凝土底板发生作用，堆坑底板及径向发生熔蚀，并释放出大量不凝结气体。由于不凝结气体中可燃气体的存在，并在安全壳内大空间不断积聚，浓度不断上升，可能发生燃爆威胁安全壳的完整性。同时不凝结气体不断的积聚，最终可使安全壳超压失效。

为防止严重事故下堆芯熔融物的泄露，一般会设置堆芯捕集容器来容纳熔融物并对其进行冷却，比如上海核工程研究设计院提出的“底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器”以及欧洲EPR(Evolutionary Power Reactors)采用的扩展式堆芯捕集器。但是，这两种冷却系统中均包括将水喷淋或浸漫到熔融物上的冷却手段，当水与高温熔融物接触时会产生大量蒸汽甚至氦气，就容易造成上述的安全壳内压力过高的危险情况。

因此，为避免上述危险，有必要提供一种冷却水不与熔融物直接接触的堆芯捕集器以及相关的热量导出装置。

技术实现要素：

本实用新型的目的在于提供一种冷却水不与熔融物直接接触的堆芯捕集器。

本实用新型的另一目的是提供一种是提供一种包括该堆芯捕集器的热量导出装置。

为了实现上述目的，本实用新型提供了一种C形管堆芯捕集器，包括上部开口的捕集容器与位于所述捕集容器中的换热管束，所述换热管束包括多个呈C形结构的换热管，每一所述换热管的两端连接于所述捕集容器的同一侧壁并与所述捕集容器的外部连通。

与现有技术相比，本实用新型的C形管堆芯捕集器在捕集容器中设置了C形结构的多个换热管，且换热管的两端与容器之外连通，由于其为C形结构，因此存在较高的一端与较低的一端，因此冷却水可从换热管的较低一端进入管中，再将熔融物的热量从换热管的较高一端带出。在热量导出的过程中冷却水不与熔融物直接接触，因此不会产生大量蒸汽，有利于降低严重事故时安全壳内超压的概率。同时，多个换热管组成的换热结构能够在压力容器下有限的空间内尽量增大与熔融物的接触面积，导热能力较强，能够高效地将热量导出。

较佳地，所述捕集容器内具有并排设置的多个所述换热管束，每一所述换热管束包括竖向设置且大小递增的多个所述换热管。

较佳地，所述换热管包括金属管以及包裹在所述金属管之外的难熔层。难熔层由氧化镁或氧化锆材料制成，在金属管之外包裹难熔层可以对金属管起到保护作用，避免高温熔融物将换热管烫穿。同时，难熔层还在一定程度上降低了传热效率，避免熔融物迅速加热换热管内冷却水而造成瞬时大量蒸汽导致安全壳超压。

较佳地，所述换热管包括连接于所述捕集容器的同一侧壁的下管段、上管段以及连接于所述下管段与上管段之间的连接段，所述下管段、上管段呈倾斜方向相反的倾斜状。

较佳地，所述捕集容器的内壁覆盖有难熔层。捕集容器内设置的难熔层同样起到保护捕集容器的作用，可以避免熔融物下行过程中将捕集容器的侧壁或底部熔穿后而导致泄露，提高了安全系数。

较佳地，捕集容器中装载有牺牲材料，牺牲材料掩埋换热管束的下部。牺牲材料一般由三氧化二铁和氧化铝组成，其作用主要有三个方面，第一是通过将熔融物摊平而减缓其下降趋势，减少其熔穿捕集容器侧面或底部的风险；第二是与熔融物直接接触而被融化，融化后牺牲材料的导热性能增强，进一步通过热传导和对流传热将熔融物的衰变热量传递至掩埋在牺牲材料内的换热管；第三是在于熔融物发生吸热反应后生成氧化物，氧化物的密度低于熔融物的密度，因此可堆积在熔融物之上而将熔融物封闭在下部空间，从而有效阻止熔融物中的高温锆与水或水蒸气反应生成氢气。

较佳地，还包括固定在所述捕集容器中的支撑架，多个所述换热管分别固定并支撑于所述支撑架上。支撑架对换热管起到支撑作用，使换热管的位置更加稳固，防止换热管在下落的熔融物的作用下掉落。

为实现另一目的，本实用新型同时提供了一种热量导出装置，包括主水箱、副水箱以及所述的C形管堆芯捕集器，所述主水箱位于所述捕集容器的侧上方，所述副水箱设于所述捕集容器的侧面并与所述换热管的两端连通，所述主水箱的底部通过下降管道连通至所述副水箱下端，所述副水箱上端通过上升管道连通至所述主水箱上端。

在初期冷却阶段，副水箱中的冷却水从较低一端进入换热管内，换热管通过与熔融物或牺牲材料接触而吸收衰变热，吸收热量后产生的高温蒸汽从换热管较高一端离开捕集容器进入副水箱中，副水箱上部水被加热后将蒸汽排出到主水箱中，实现将熔融物热量及时排出。副水箱中的水逐渐转变为蒸汽而减少的过程中主水箱中的低温水持续补充到副水箱下部。而在长期冷却阶段，假如主水箱中的水沸腾产生蒸汽，则热蒸汽可逐渐排出到安全壳中并通过安全壳中的非能动冷却系统冷却为液体后重新补充进入到主水箱中，并继续通过副水箱进入C形管堆芯捕集器以实现持续冷却。可见，本热量导出装置的运行原理基于水冷自然循环冷却技术，利用了主水箱与C形管堆芯捕集器之间的高度差，属于非能动系统，在反应堆发生堆芯熔融而烧穿压力容器下封头时，无需任何操作及电力即可投入使用，具有占地小、结构简单以及散热效率高的优点，而且由于运用了具有换热管的C形管堆芯捕集器，不会在短时间大量产生蒸汽，故不会在事故下明显增大安全壳内压力。

较佳地，还包括设于捕集容器开口处的导流件，导流件的下端呈漏斗状结构。导流件漏斗形的下端可对熔融物起到导向作用，确保熔融物全部落入到捕集容器中而不会溅落到外部。

较佳地，导流件的上端呈环绕压力容器的环形。导流件环形的上部可环绕于压力容器，同样是为了进一步确保熔融物落入捕集容器中。

附图说明

图1是本实用新型热量导出装置与压力容器的示意图。

图2是C形管堆芯捕集器以及辅助水箱的示意图。

图3是C形管堆芯捕集器以及辅助水箱的俯视图。

图4是C形管堆芯捕集器的侧视图。

图5是换热管的结构示意图。

具体实施方式

下面结合给出的说明书附图对本实用新型的较佳实施例作出描述。

结合图1至图4所示，本实用新型提供了一种热量导出装置，用于在发生熔融事故后对熔穿压力容器9的熔融物进行收集、冷却。热量导出装置包括主水箱1与C形管堆芯捕集器2，其中C形管堆芯捕集器2位于压力容器9下方，而主水箱1位于捕集容器21的侧上方并为C形管堆芯捕集器2提供冷却水源。C形管堆芯捕集器2是保障反应堆发生严重事故情况下核安全的重要屏障，其一方面要保障落入其中的堆芯熔融物得到及时的冷却，防止发生安全壳熔穿而导致放射性物质的泄漏；另一方面C形管堆芯捕集器2的冷却速度不能过快，因为过快的冷却速度导致冷却时产生蒸汽速度过快，会导致安全壳内部压力陡增，增加安全壳冷却系统的负荷。

C形管堆芯捕集器2包括上部开口的捕集容器21与位于捕集容器21中的换热管束。捕集容器21位于压力容器9下方，其开口朝向压力容器9底部，使得熔穿下封头的熔融物可落入捕集容器21中。换热管束包括多个呈C形结构的换热管22，每一个换热管22的两端连接于捕集容器21的同一侧壁并与捕集容器21的外部连通，换热管22不呈水平布置，因此连接于捕集容器21的两端中必然存在较高的一端与较低的一端。换热管22两端均需与捕集容器21的外部连通，至于具体连通的方式，本实施例中是将换热管22连接至捕集容器21侧壁的内表面，并在捕集容器21的侧壁上对应位置开设通孔从而使换热管22能够与外界连通，在另一种实施方式中，也可以增加换热管22的长度，使换热管22末端直接贯穿至捕集容器21侧壁的外表面。

具体的，本实施例的捕集容器21中设有多个换热管束，每个换热管束界定出一竖直面，多个换热管束在捕集容器21中沿水平方向间隔排列。每一个换热管束包括大小递增的多个换热管22，如图2中所示，这些换热管22均竖向设置，较大的换热管22套在较小的换热管22之外(无接触)。换热管22包括连接于捕集容器21的同一侧壁的下管段225、上管段226以及连接于下管段225与上管段226之间的连接段227，下管段225、上管段226呈倾斜方向相反的倾斜状，具体的，下管段225与捕集容器21侧壁连接的一端低于下管段225与连接段227连接的一端，而上管段226与捕集容器21侧壁连接的一端高于上管段226与连接段227连接的一端。下管段225与上管段226的倾斜角度比如可以在5-30度之间，但也并不以此为限定。

从图4中可看出换热管22的数量较多并且在捕集容器21内排布的较为密集，其数量根据空间大小进行调整。换热管22的排列方式对换热管22所起到的功能并无实质影响，因此捕集容器21内的多个换热管22也可按照无序的方式排列，并非一定要排布为上述的几个竖向的换热管束，但上述并排多个竖向换热管束的方式具有安装便利、外形工整的优点，因此是较佳选择。

C形管堆芯捕集器2还包括一固定在捕集容器21之中的支撑架，支撑架具体的是两个间隔并排设置的板块23，板块23的底部固定于捕集容器21的底壁，板块23的边缘固定至捕集容器21的侧壁，每一换热管22的下管段225与上管段226均穿过两板块23并与板块23固定。支撑架能够起到支撑换热管22的作用，使换热管22无需悬空在捕集容器21中，位置更加稳固，更不易在受到冲击时移位、掉落。板块23状的支撑架体积较小，不会占用捕集容器21中的过多空间。支撑架与换热管束可以固定为一个整体后再一次性安装到捕集容器21内。

已知捕集容器21是用于容纳熔穿了压力容器9的高温熔融物，为避免捕集容器21也被熔穿，可在捕集容器21的内壁覆盖一层难熔层25以进行保护。具体的，捕集容器21是不锈钢制成，而难熔层25采用氧化镁或氧化锆等更难以被熔化的材料制成。

参照图5，位于捕集容器21内的换热管22也会与熔融物直接接触，因此也将换热管22做成内外两层结构，其内部为金属管221，比如钢管，外部是包括在金属管221之外的难熔层222，难熔层222与上述捕集容器21内壁的难熔层25可采用相同材料。

另外，在捕集容器21中还装载有牺牲材料28，牺牲材料28掩埋换热管束的下部，换热管束的上部露出，具体的，是掩埋每一个换热管22的下管段225与连接段227的下部，上管段226露出。牺牲材料28一般由三氧化二铁和氧化铝组成。捕集中期中的牺牲材料28主要起到三个方面的作用，第一是对掉落的熔融物进行缓冲，将熔融物摊平而减缓其下降趋势，减少其熔穿捕集容器21侧面或底部的风险；第二是与熔融物直接接触而被融化，融化后牺牲材料28的导热性能增强，进一步通过热传导和对流传热将熔融物的衰变热量传递至掩埋在牺牲材料28内的换热管22；第三是在于熔融物发生吸热反应后生成氧化物，氧化物的密度低于熔融物的密度，因此可堆积在熔融物之上而将熔融物封闭在下部空间，从而有效阻止熔融物中的高温锆与水或水蒸气反应生成氢气。

以上为C形管堆芯捕集器2的具体结构，对于热量导出装置而言，其还包括固定于捕集容器21一侧的副水箱51，换热管22较低的一端连通于副水箱51的下部分，换热管22较高的一端连通于副水箱51的上部分。主水箱的底部通过一下降管道61连通至副水箱51的下端，副水箱51的上端通过一上升管道62连通至主水箱1上端。在另一种实施方式中，也可以将副水箱51分开为相互隔离的两部分，在上的一部分只与换热管22的出口端连通，在下的一端只与换热管22的入口端连通。

捕集容器21的开口处设有一导流件7，导流件7的上端是环绕压力容器9的环形，导流件7的下端呈漏斗状结构。

事故发生时，压力容器9底部由于熔穿而导致熔融物外溢，通过导流件7将熔融物导入C形管堆芯捕集器2。熔融物落入捕集容器21后聚集在牺牲材料28顶部。熔融物通过热传导和对流传热将热量传给内部的换热管22，同时，熔融物底部的热量将牺牲材料28融化，牺牲材料28融化后导热能力增强，也通过对流和热传导将热量传递至被牺牲材料28掩埋的换热管22。

对于换热管束来说，换热管22下端埋入牺牲材料28内，用于冷却熔化的牺牲材料28及熔融物，防止熔融物熔穿捕集器2的底部。而换热管22上端露出于牺牲材料28上侧，用于冷却堆积于牺牲材料28上部的熔融物。

换热管22内的水在正常运行工况下温度与安全壳保持一致，不会发生沸腾。在事故工况下，换热管22内的水受热沸腾，产生的蒸汽上行进入到副水箱51上部分并加热副水箱51，副水箱51中产生的蒸汽通过上升管道62升入主水箱1中，即实现了将熔融物的衰变热传入水箱。主水箱1中相对低温的冷却水通过下降管道61补充到水箱51中，再通过换热管22的较低一端进入以实现持续冷却。随着主水箱1内水温的不断升高，将导致冷却水沸腾而产生蒸汽。水蒸气上升进入安全壳内大气空间，在安全壳内被安全壳内非能动冷却装置冷却为液态水而通过重力继续流入主水箱1，热量最终通过安全壳冷却系统传入安全壳外部大气空间。

与现有技术相比，本热量导出装置具有以下优点：

1，运行原理基于水冷自然循环冷却技术，利用了主水箱1与C形管堆芯捕集器2之间的高度差，属于非能动系统，在反应堆发生堆芯熔融而烧穿压力容器9下封头时，无需任何操作及电力即可投入使用；

2，利用换热管22在有限空间内增加了传热面积，热量导出效率高；

3，主水箱1置于捕集容器21外侧，节省了压力容器9下部空间的同时保障了C形管堆芯捕集器2内部冷却水自然循环所需的高位差；

4，冷却水全程不与熔融物直接接触，不会在短时间内大量产生蒸汽；

5，结构简单，便于直接运用到各代核电站中，对原型改动小，系统运行与维护方便；

6，即使极端情况下部分换热管被熔穿或者其他原因发生断裂，水箱内的水会流入堆芯捕集器，在堆芯捕集器内冷却堆芯熔融物，不会导致安全壳熔穿的发生。

以上所揭露的仅为本实用新型的较佳实例而已，其作用是方便本领域的技术人员理解并据以实施，当然不能以此来限定本实用新型之权利范围，因此依本实用新型申请专利范围所作的等同变化，仍属于本实用新型所涵盖的范围。