具有引导熔融物分层扩展功能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，具体涉及一种具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器。【
背景技术：
】[0002]在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故之后，核电界开始集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行研究和攻关，诸多结论明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。当压水堆核电站发生严重事故时，堆芯余热排出手段的丧失将使冷却剂蒸发耗尽，堆芯裸露并持续升温，燃料元件由于失去冷却而发生融化，堆芯熔融物落入压力容器(RPV)下腔室，继而造成压力容器下封头失效，如果不能采取有效措施对其冷却，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。为了避免堆芯熔融物导致的大规模放射性物质释放，堆芯捕集器的相关设计逐渐产生。目前针对严重事故下，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)，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。[0003]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，Corecatcherfornuclearreactorcoremeltdowncontainment(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，Corecatcherdevice(US4280872)，该专利将EVR技术提升到了工程应用的水平；1982年的专利，Moltencorecatcherandcontainmentheatremovalsystem(US4342621)提出将热管技术用于EVR;美国能源部1983年的专利，Combinat1npiperupturemitigatorandin_vesselcorecatcher(US4412969)，首次提出了IVR的概念；此外的相关专利还有Retrofittablenuclearreactorcorecatcher(US4442065)、Nuclearreactorequippedwithacorecatcher(US5263066)、Nuclearreactorinstallat1nwithacorecatcherdeviceandmethodforexter1rcoolingofthelatterbynaturalcirculat1n(US5343506)、Corecatchercoolingbyheatpipe(US6353651)、CorecatcherCooling(US7558360)^Corecatcher,manufacturingmethodthereof?reactorcontainmentvesselandmanufacturingmethodthereof(1138358732)等。中国对堆芯捕集器的研究在从俄罗斯引进WWER核电系统之后逐渐增多，在引进美国APlOOO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WWER的EVR方案；中核工业二十三建设有限公司201年在WWER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；上海和工程研究设计院在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(0似01310005579.6)、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(CN2013200072I8.0)、大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置(CN201320007347.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)。[0004]上述所有堆芯捕集器相关技术均未考虑采用分层扩展手段实现熔融物的充分展开，从而使熔融物热量导出最大化。【
发明内容】[0005]本发明的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，在严重事故工况下，藉由分层扩展手段实现熔融物的充分展开，从而使熔融物热量导出最大化。[0006]本发明的技术方案如下:一种具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，设置在与反应堆堆坑底部竖直相连的竖井中，所述的堆芯熔融物捕集器包括多层熔融物扩展滞留室，相邻的熔融物扩展滞留室之间通过多个熔融物灌注通道形成连通的空间。[0007]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的熔融物灌注通道的上部与耐高温的分流槽连接，堆芯熔融物首先流入分流槽，在所述分流槽底部与熔融物灌注通道连接的位置设有分流槽熔断塞。[0008]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的熔融物扩展滞留室的底部呈倾斜状，高度自外侧向中心逐渐降低，倾斜角为10-20°。[0009]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的熔融物扩展滞留室通过中心支撑柱和熔融物扩展滞留室支撑柱固定于竖井底板，所述的中心支撑柱贯穿于熔融物扩展滞留室中心。[0010]更进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的中心支撑柱的底部设有入水口，中心支撑柱的内部为能够竖向输水的空腔。[0011]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，在位于中间层的熔融物扩展滞留室内侧壁上分散设置有多个滞留室温度传感器，所述滞留室温度传感器的输出信号传送至第一重力注水管线和/或能动冷却水注入管线的控制系统，对第一重力注水管线的阀门进行触发，或由人工启动能动冷却水注入管线，第一重力注水管线和/或能动冷却水注入管线在启动后向竖井内注入冷却水。[0012]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，在位于中间层的熔融物扩展滞留室内部底面分散设置有多个熔断触发器，所述熔断触发器的输出信号传送至第二重力注水管线，对第二重力注水管线的阀门进行触发，第二重力注水管线在启动后向竖井内注入冷却水。[0013]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，所述的第一重力注水管线和第二重力注水管线的阀门也能够通过手动或远程遥控人工触发。[0014]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，在所述熔融物扩展滞留室内铺有牺牲层。[0015]进一步，如上所述的具有引导熔融物分层扩展功能的堆芯熔融物捕集器，其中，相邻两层所述熔融物扩展滞留室的间距为10-30cm。[0016]本发明的有益效果如下:(1)本发明能够引导堆芯熔融物分层扩展，使堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积增大，有利于提高熔融物衰变热导出功率，避免局部过热导致的防护屏障失效；(2)堆芯熔融物在扩展滞留室滞留并冷却后，将被包容在滞留室内，反应堆的事故后处当前第1页1 2