一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器的制造方法
【技术领域】
[0001]本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器。
【背景技术】
[0002]核电站安全设计的最终目标是防止放射性的大规模泄漏，为此设置了三道屏障:燃料包壳、一回路压力边界和安全壳。发生事故时，如不能迅速、有效的对堆芯燃料元件进行冷却，带走衰变热，会发生堆芯余热使冷却剂蒸发耗尽，堆芯裸露、燃料元件持续升温，最终发生燃料包壳融化(此时事故发展为严重事故)，进而将相关堆内构件融化，落入反应堆压力容器(RPV)下封头，形成堆芯熔融物熔池。如果不能采取有效措施对RPV下封头进行冷却，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。
[0003]早期很多二代压水堆和沸水堆为实现堆外堆芯熔融物的滞留，即熔融物可冷却，不出现底板熔穿和安全壳失效(堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生反应产生大量气体，导致安全壳超压失效)。有两种首选方法用于熔融物冷却:(I)让失效压力容器中的熔融物排到通常是干压力容器腔的底板上，当熔融物流到底板后会尽可能快地被注入的水淹没；
(2)在熔融物流到底板之前，压力容器腔已灌满了水，从压力容器中排出的熔融物随后落入压力容器腔内形成的水池里。大多数压水堆和沸水堆采用第一种事故管理措施，而北欧沸水堆采用第二种方法。《西屋公司严重事故管理导则》建议，电力公司至少应使压力容器腔内的水位达到压力容器下封头中玮线处。西屋压水堆压力容器腔内的水池深度可以达到3?4米，而北欧沸水堆压力容器腔内的水池深度可以达到7?11米。而法国和德国的压水堆不用水注满压力容器腔，实际设计的压水堆安全壳甚至能防止冷凝水进入安全壳内。因此，可以有三种不同的压力容器腔供考虑:最初是干的、最初有深度较小的水池的以及有深度较大的水池的。
[0004]目前针对严重事故，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)，已在美国的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“坩祸”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。
[0005]考虑到IVR的实现需要满足一定的条件，如对RPV内熔融物的迀移过程的准确描述(目前仍没有统一的理论模型)，另外，随着堆芯功率越来越大，堆芯熔融物在RPV下封头壁面形成的热流密度也越来越高，因此，IVR有失效的风险。
[0006]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，Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment(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，Corecatcher device(US4280872)，该专利将EVR技术提升到了工程应用的水平；1982年的专利，Molten core catcher and containment heat removal system(US4342621)提出将热管技术用于EVR。中国对堆芯捕集器的研究在从俄罗斯引进WffER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WffER的EVR方案；中核工业二十三建设有限公司2010年在WffER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；上海核工程研究设计院在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祸型堆芯摧集器(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(CN201 3200072 I 8.0)、大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置(CN20 1320007347.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)。
[0007]另外，在二十世纪八十年代后期由美国电力研究院(EPRI)领导的国际财团的赞助下，在阿贡国家实验室(ANL)发起了一项被名为“熔融物侵蚀和可冷却性实验”(MACE)的研究计划，随后在ANL又继续开展了MCC1-1和MCC1-2项目，发现顶部注水的熔融物可冷却性并不像原来想象的那样是事故管理的有效措施。该评价甚至未考虑实验中以及根据实验知识开发的模型中所固有的很多不确定因素。需要采取其他措施才能真正使熔融物达到稳定状态，并快速冷却，从而杜绝安全壳失效，或通过安全壳通风来保持其完整性。其中一项措施是，卡尔斯鲁厄研究中心(现在被称为卡尔斯鲁厄理工学院(KIT))开发的COMET概念的综合方法，该方法从熔融物层底部注水。熔池底部快速、大量的蒸汽产生使熔池底部出现了相互连通的孔隙，水通过孔隙浸入熔池，冷却熔融物。
[0008]应用于EPR的堆芯捕集器需要较大的拓展室，且熔融物迀移路径较长、环节较多；应用于WffERlOOO的堆芯捕集器在实现熔融物滞留后，至少需要10个月才能将熔融物最终冷却;COMET概念设计的堆芯捕集器目前仅能应对厚度较小的熔融物。另外，上述所有堆芯捕集器相关技术均未考虑采用熔融物内部冷却的方式，达到熔融物热量导出最大化。
【发明内容】
[0009]本发明的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，在严重事故工况下，藉由熔融物内部冷却的方式，实现熔融物热量导出最大化。
[0010]本发明的技术方案如下:一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，包括设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中的熔融物滞留容器，在所述熔融物滞留容器内设有若干根可注入冷却剂的内部管束，在所述内部管束的外管壁以及熔融物滞留容器内设有牺牲材料。
[0011]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的内部管束的入水口位于熔融物滞留容器的下部，出口位于熔融物滞留容器的上部;若干根内部管束沿不同直径的周向布置。
[0012]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，在所述竖井上部的不同高度处分别设有若干溢流口和排汽口。
[0013]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，在所述竖井的底部设有捕集器外部冷却入水口。
[0014]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的内部管束的内管壁经过强化换热处理，包括但不限于降低粗糙度、增加导热涂层或设置内螺纹形式。
[0015]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的内部管束的外管壁上设有用于强化传热和固定牺牲材料的肋片。
[0016]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的熔融物滞留容器的底部呈倒锥形结构，锥面的倾斜角为8-20°，底部按照锥形布置有所述的牺牲材料;在所述熔融物滞留容器的侧壁面也布置有牺牲材料。
[0017]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述熔融物滞留容器的底部和侧壁面与布置的牺牲材料之间设有耐高温材料衬底，可采用氧化镁、氧化铝、氧化锆等材料。
[0018]进一步，如上所述的具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器，其中，所述内部管束的入水口上游总管连接高位水箱并设有冗余的栗，事故工况下通过能动或非能动方式向内部管束