一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统的制作方法【
技术领域：
】[0001]本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统，具体涉及一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统。【
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(US4,342,621)提出将热管技术用于EVR;美国能源部1983年的专利，Combinat1npiperupturemitigatorandin-vesselcorecatcher(US4,412,969)，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(US8358732)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专利均未考虑采用独立容器对堆芯熔融物分组进行捕集并进行冷却。【
发明内容】[0005]针对现有技术中存在的缺陷，本发明提供一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统，旨在实现反应堆压力容器出现严重事故工况下，藉由多个独立的熔融物封装容器对反应堆堆芯熔融物实现分组捕集并冷却，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。[0006]为达到以上目的，本发明采用的技术方案是:提供一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统，包括设置在反应堆堆腔底部的分组捕集系统及设置在分组捕集系统下方的冷却系统，所述分组捕集系统包括熔融物分配装置、设置在熔融物分配装置下方的多个熔融物捕集容器以及设置在多个熔融物捕集容器下方用于将熔融物捕集容器转移到冷却系统的捕集容器转移装置，所述熔融物分配装置与多个熔融物捕集容器通过各自的熔融物转移通道连接;所述冷却系统包括熔融物冷却水池及熔融物冷却水池的冷却回路。[0007]进一步，所述熔融物分配装置为多孔格栅状，格栅上的每个孔与每个熔融物捕集容器对应。[0008]进一步，多个所述熔融物捕集容器通过熔融物捕集容器固定结构固定。[0009]进一步，所述捕集容器转移装置包括捕集容器转移装置支撑结构及设置在捕集容器转移装置支撑结构两侧的支架，所述支架为锥形斜面、沟槽或管道结构。[0010]进一步，所述熔融物分配装置由三层材料构成，最外层为在高温下腊化的牺牲层、中间层为耐高温陶瓷基复合层及最内层为耐高温金属或陶瓷层。[0011]进一步，所述熔融物捕集容器为易滚动的旋转体。[0012]进一步，所述熔融物冷却水池为整体结构或分体结构;所述熔融物冷却水池的冷却回路包括依次连接的循环冷却水栗、空气冷却器以及热交换器。[0013]进一步，所述分组捕集系统为树式结构，包括锥形斜面、设置在锥形斜面上的熔融物通流孔以及设置在熔融物流通孔下方的用于悬吊熔融物捕集容器的悬吊结构。[OOM]本发明的有益技术效果在于:[0015](I)分组捕集将增大堆芯熔融物与冷却水之间的换热面积，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；[0016](2)堆芯熔融物分组捕集并冷却后，反应堆的事故后处理工作将大为简化，工作人员的辐照剂量可显著降低；[0017](3)能动结合非能动、空冷配合水冷的堆芯熔融物冷却方式更为可靠，将使严重事故后核电厂的长期安全性得以提升。【附图说明】[0018]图1是本发明堆芯熔融物分组捕集和冷却系统的结构示意图；[0019]图2a是单层树式分组捕集系统的结构示意图；[0020]图2b是图2a的俯当前第1页1 2