非能动堆芯熔融物捕集系统的制作方法与工艺

本发明属于核电站严重事故缓解技术领域，特别是涉及在多重极端条件下导致堆芯熔融的严重事故的情况下，保证堆芯熔融物不逸出安全壳或熔穿渗透安全壳地板的非能动堆芯熔融物捕集系统。

背景技术：
2011年日本福岛核电厂在多重极端条件的影响下，导致全厂断电引发了堆芯损坏的严重事故，并产生了大量放射性物质外泄的事故后果。福岛事故以后，国内外核安全监管当局对于严重事故的预防和缓解措施的重视程度已经提高到了更高的水平。随着核电站堆芯功率的进一步增大，偏离临界热流密度的安全裕量非常有限，并考虑到熔融池构型的不确定性以及熔融池分层现象导致的热聚焦效应所带来的压力容器内热负荷的计算存在很大不确定性，仅依靠提高压力容器外冷却系统的冷却能力可能已无法满足堆芯熔融物滞留(IVR)有效性要求，从而继续应用堆芯熔融物滞留(IVR)这一严重事故缓解技术存在较大的挑战或不确定性。

技术实现要素：
针对上述的现实问题，在严重事故缓解措施中，需充分结合非能动长期冷却堆芯熔融物的理念，利用非能动堆芯捕集器(CoreCatcher)系统保证严重事故下堆芯熔融物不逸出安全壳，以形成一套避免大量放射性物质外泄、确保核电站安全的缓解措施。为克服或缓解现有技术中的缺点的至少一个方面，提出本发明。根据本发明的第一方面，提出了一种堆芯熔融物导流装置，包括：导流壁，形成漏斗结构的容器；导流孔，位于容器的最下方；熔融塞，用于堵塞所述导流孔，其中：所述熔融塞适于被所述堆芯熔融物熔穿而允许堆芯熔融物流出导流孔。有利的，所述导流壁的与堆芯熔融物接触的表面设置有导流壁牺牲材料层，所述导流壁牺牲材料层通过与所述堆芯熔融物发生反应而增强堆芯熔融物的流动性。进一步的，所述导流壁牺牲材料层通过与所述堆芯熔融物发生反应而降低堆芯熔融物的温度。可选的，所述导流壁牺牲材料层选自以下组合材料中的一种：Fe2O3和SiO2；Al2O3和SiO2；Fe2O3、Al2O3和SiO2；Fe和SiO2。可选的，所述熔融塞选自以下组合材料中的一种：Fe2O3和SiO2；Al2O3和SiO2；Fe2O3、Al2O3和SiO2；Fe和SiO2。根据本发明的另一方面，提出了一种反应堆压力容器组件，包括：反应堆压力容器；以及设置在反应堆压力容器正下方的上述的堆芯熔融物导流装置，其中，所述导流壁的内壁与所述反应堆压力容器的下部的外壁之间的间隙形成堆芯熔融物容纳空间。根据本发明的再一方面，提出了一种堆芯熔融物倾斜滞留导流装置，包括：倾斜导流区，堆芯熔融物适于基于重力从倾斜导流区的一端流动到另一端；冷却系统，包括冷却水箱以及冷却水回路，所述冷却水箱具有上部开口和下部开口，所述冷却水回路形成在所述上部开口与所述下部开口之间，所述冷却水回路包括位于所述倾斜导流区的下方以冷却所述倾斜导流区的冷却水流道，其中：所述倾斜导流区与所述堆芯熔融物接触的一侧设置有导流区牺牲材料层，所述导流区牺牲材料层通过与所述堆芯熔融物发生反应而增强堆芯熔融物的流动性。有利的，所述导流区牺牲材料层通过与所述堆芯熔融物发生反应而降低堆芯熔融物的温度。可选的，所述导流区牺牲材料层选自以下组合材料中的一种：Fe2O3和SiO2；Al2O3和SiO2；Fe2O3、Al2O3和SiO2；Fe和SiO2。可选的，所述倾斜导流区包括所述导流区牺牲材料层、孔隙材料层、所述冷却水流道，三者形成依次层叠的三层结构，且所述冷却水流道向所述孔隙材料层输送冷却水。进一步可选的，所述堆芯熔融物倾斜滞留导流装置还包括：多个竖向冷却水管，所述多个竖向冷却水管彼此间隔开，且每一个竖向冷却水管延伸过所述导流区牺牲材料层的至少一部分，一部分冷却水从所述冷却水流道进入所述竖向冷却水管。有利的，每一个竖向冷却水管的上端设置有管塞，所述管塞适于被所述堆芯熔融物融化。可选的，所述管塞选自以下组合材料中的一种：Fe2O3和SiO2；Al2O3和SiO2；Fe2O3、Al2O3和SiO2；Fe和SiO2。所述竖向冷却水管可由MgO制成。可选的，上述堆芯熔融物倾斜滞留导流装置中，至少一个竖向冷却水管的下端固定到所述孔隙材料层，所述一部分冷却水从所述冷却水流道经过所述孔隙材料层进入所述至少一个竖向冷却水管。可选的，上述堆芯熔融物倾斜滞留导流装置中：至少一个竖向冷却水管延伸过所述孔隙材料层而直接与所述冷却水流道相接而相通。可选的，所述孔隙材料层由MgO制成。上述的堆芯熔融物倾斜滞留导流装置还可包括：水泥基层，设置在所述三层结构的下方；保护材料层，设置在所述水泥基层与所述三层结构之间，其中所述保护材料层的熔点温度高于所述堆芯熔融物的温度、且所述保护材料层为热的不良导体。有利的，所述保护材料层由ZrO2制成。根据本发明的又一方面，提出了一种堆芯熔融物容纳装置，包括：水池；容纳池，置于所述水池中，所述容纳池适于接收来自上游的堆芯熔融物；包围容纳池的外壁表面的冷却水导流流道，所述冷却水导流流道具有位于冷却水导流流道的底部的进水口以及位于冷却水导流流道上部的蒸汽收集部，所述进水口与所述水池相通；冷凝室，所述蒸汽收集部的出口与所述冷凝室相通；位于所述冷凝室下方的回流水箱，来自冷凝室的冷凝水进入所述回流水箱，所述回流水箱的水可控地通入到所述水池内。可选的，所述蒸汽收集部围绕所述容纳池的上沿设置，且所述蒸汽收集室的出口所在的一侧高于与所述出口相对的一侧。可选的，蒸汽收集部的出口通过回流通道连通到回流水箱；蒸汽管道将从回流通道引入到回流水箱的蒸汽引入到冷凝室内，冷却水导流流道内的过量冷却水通过所述回流通道回流到回流水箱。可选的，所述容纳池还接收来自上游的冷却水；所述堆芯熔融物容纳装置还包括溢流管，容纳池中的冷却水通过所述溢流管流入到所述水池中。可选的，上述的堆芯熔融物容纳装置还包括：应急补水箱，所述应急补水箱可控地向所述回流水箱内补水。有利的，所述冷凝室内设置有冷却盘管，冷却盘管的上下两端口均通入到所述应急补水箱中。根据本发明的还一方面，提出了一种非能动堆芯熔融物捕集系统，包括：上述的堆芯熔融物导流装置；上述的堆芯熔融物倾斜滞留导流装置；以及上述的堆芯熔融物容纳装置，其中：从导流孔流出的堆芯熔融物下落到倾斜导流区的所述一端；堆芯熔融物从所述倾斜导流区的所述另一端流到所述容纳池内。可选的，所述堆芯熔融物容纳装置还包括应急补水箱，所述应急补水箱可控地向所述回流水箱内补水。可选的，所述冷凝室内设置有冷却盘管，冷却盘管的上下两端口均通入到所述应急补水箱中。有利的，所述冷却水箱、所述回流水箱、所述冷凝室位于安全壳内；所述应急补水箱位于所述安全壳外。附图说明图1为根据本发明的一个示例性实施例的非能动堆芯熔融物捕集系统的示意图；图2为图1中的非能动堆芯熔融物捕集系统的倾斜导流区的B部分的局部放大剖面示意图。具体实施方式下面参照附图1-2详细描述本发明的实例性的实施例。需要指出的是，下面参考附图描述的实施例是示例性的，旨在解释本发明，而不能解释为对本发明的限制。在图1中，根据本发明的一个示例性实施例的适用于核电站的非能动堆芯熔融物捕集系统主要由5个子系统组成：(1)堆芯熔融物导流系统1；(2)堆芯熔融物倾斜滞留导流系统2；(3)堆芯熔融物容纳池系统3；(4)安全壳冷凝水回流系统4；(5)应急冷却水补给系统5。堆芯熔融物导流系统1设置在反应堆压力容器11的正下方，其外观呈由导流壁形成的漏斗状的容器，导流壁的内部各壁面及底部(如果存在)铺设有用于降低堆芯熔融物15温度和增强堆芯熔融物15流动性的牺牲材料12。堆芯熔融物导流系统底部最低处开设有导流孔13(导流孔可能占据所述容器的整个底部)，导流孔13用熔融塞14封闭。因此，本发明提出了一种堆芯熔融物导流装置，包括：导流壁，形成漏斗结构的容器；导流孔13，位于容器的最下方；熔融塞14，用于堵塞所述导流孔，其中：所述熔融塞适于被所述堆芯熔融物熔穿而允许堆芯熔融物流出导流孔。在严重事故情况下，堆芯出现熔融，压力容器11失效，大量温度高达约3000K的放射性堆芯熔融物15从压力容器11下封头掉落，聚集在压力容器11下部的堆芯熔融物导流系统1底部。在堆芯熔融物15未使熔融物滞留器内部的牺牲材料12和熔融塞14消融之前，堆芯熔融物15可以得到有效收集；随着堆芯熔融物15的不断增多，放出的热量将堆芯熔融物导流系统1底部的熔融塞14熔化。熔融塞14熔穿后，堆芯熔融15物经过导流孔13在重力的作用下掉入下部区域，即后面提及的堆芯熔融物倾斜滞留导流系统2的倾斜导流区上。本发明通过在堆芯熔融物导流系统中设置牺牲材料和漏斗状导流结构，大大降低了堆芯熔融物的温度，同时增强了堆芯熔融物流动性，使得堆芯熔融物在堆芯熔融物导流系统底部聚集后，熔穿熔融塞，在重力的作用下掉入下部区域，这样可以减缓熔融物对下方设备的冲击，保证系统的安全性。不过，需要指出的是，在导流壁的内壁上也可以不设置牺牲材料12，这同样可以减缓熔融物对下方设备的冲击。此外，牺牲材料通过与堆芯熔融物发生反应，因为反应生成的流体有助于堆芯熔融物流动，从而增加了堆芯熔融物的流动性。有利的或可选的，牺牲材料通过与堆芯熔融物发生反应，可以降低堆芯熔融物的温度。牺牲材料选自以下组合材料中的一种：Fe2O3和SiO2；Al2O3和SiO2；Fe2O3、Al2O3和SiO2；Fe和SiO2。制造熔融塞以及后面提及的管塞的材料选自以下组合材料中的一种：Fe2O3和SiO2；Al2O3和SiO2；Fe2O3、Al2O3和SiO2；Fe和SiO2，优选为Fe和SiO2的组合物。参见图1，本发明也提出了一种反应堆压力容器组件，包括：反应堆压力容器11；以及设置在反应堆压力容器11正下方的上述的堆芯熔融物导流装置，其中：所述导流壁的内壁与所述反应堆压力容器11的下部的外壁之间的间隙形成堆芯熔融物容纳空间。如图1-2中所示，堆芯熔融物倾斜滞留导流系统2包括设置在倾斜导流区A上部的熔融物滞留装置以及连接所述熔融物滞留装置的倾斜导流区冷却水系统。其中，熔融物滞留装置包括设置在装置上部的牺牲材料层21、竖向冷却水管22、孔隙材料层23、以及设置在倾斜导流区底部的冷却水管24和水泥基层25。倾斜导流区冷却水系统包括设置在倾斜导流区底部的冷却水管24、倾斜导流区底部的回流水管27以及连接冷却水管的冷却水箱28。在倾斜滞留导流区的结构设计上，采取具有一定间距的竖向冷却水管22均匀布置在牺牲材料层21中间，其下部依次分别为孔隙材料层23、冷却水流道24、高温保护层及水泥基层25。在堆芯熔融物15掉入滞留倾斜导流区的初始阶段，在倾斜导流区表面布置的牺牲材料层21与堆芯熔融物15反应，一方面降低堆芯熔融物15在倾斜面下滑的流动速度，另一方面吸收堆芯熔融物15的放出热量。热量由牺牲材料层21热传导至冷却水，倾斜滞留区上下冷却水存在一定的密度差，由此产生驱动力，促使冷却水产生自然循环，不断冷却堆芯熔融物15。随着牺牲材料层21与堆芯熔融物15反应的持续，当牺牲材料层21厚度降至一定值后，高温状态下的堆芯熔融物15将竖向冷却水管22上部的管塞(未示出)熔化，冷却水管内部的冷却水经过高孔隙率材料层(即孔隙材料层)23从竖向冷却水管22顶部冒出，进行堆芯熔融物15的顶部冷却。竖向冷却水管22及高孔隙率材料层23均采用熔点高达约3125K的高传热性能MgO材料制成，倾斜滞留区上竖向冷却水管22之间的间隙能容纳一定体积的熔融物。高孔隙率材料层23在保证冷却效果的情况下，还能防止上部管线完整性被破坏时，其内部特定的空隙结构具有滞留堆芯熔融物15的作用，保证倾斜导流区底部的冷却水管24的畅通，确保冷却效果。在倾斜导流区底部的冷却水管24和水泥基层25间铺设有熔点高达约2973K的低导热性能的ZrO2保护材料，防止在极端情况下堆芯熔融物15与水泥基层25的反应，起到保护屏障作用。需要指出的是，竖向冷却水管22的设置仅仅是优选的，其管塞也是优选的。竖向冷却水管22可以直接连通到冷却水管24，或者通过孔隙材料层23间接连通到冷却水管24。竖向冷却水管22的延伸长度可以根据实际需要变化。因此，本发明还提出了一种堆芯熔融物倾斜滞留导流装置，包括：倾斜导流区A，堆芯熔融物适于基于重力从倾斜导流区的一端流动到另一端；冷却系统，包括冷却水箱28以及冷却水回路(对应于冷却水管24以及回流水管27)，所述冷却水箱具有上部开口a和下部开口b，所述冷却水回路形成在所述上部开口与所述下部开口之间，所述冷却水回路包括位于所述倾斜导流区的下方以冷却所述倾斜导流区的冷却水流道(即冷水水管24)，其中：所述倾斜导流区与所述堆芯熔融物接触的一侧设置有导流区牺牲材料层(对应于牺牲材料21)，所述导流区牺牲材料层通过与所述堆芯熔融物15发生反应而增强堆芯熔融物的流动性。可选的，所述倾斜导流区包括所述导流区牺牲材料层、孔隙材料层23、所述冷却水流道，三者形成依次层叠的三层结构，且所述冷却水流道向所述孔隙材料层输送冷却水。可选的，堆芯熔融物倾斜滞留导流装置还包括多个竖向冷却水管22，所述多个竖向冷却水管22彼此间隔开，且每一个竖向冷却水管延伸过所述导流区牺牲材料层的至少一部分，一部分冷却水从所述冷却水流道进入所述竖向冷却水管。每一个竖向冷却水管的上端可设置有管塞，所述管塞适于被所述堆芯熔融物融化。堆芯熔融物容纳池系统3主要组成部分为堆芯熔融物容纳池31，其内壁四周为球缺状，底部为平面或倾斜面或椭圆面，外壁四周设置有冷却水导流流道32，冷却水导流流道32最下端中央设置有冷却水进口33。容纳池底部冷却系统在高于容纳池底部最低处设置有冷凝水回流箱34，连通冷凝水回流箱34和堆芯熔融物容纳池31底部的重力注水导流管线35及通断阀门39、环绕包容堆芯熔融物容纳池的导流换热区36、用于进行堆芯熔融物容纳池顶部冷却的溢流管37以及便于蒸气排出和过量冷却水回流的回流装置38。堆芯容纳池31为近似球缺体，能容纳约剩余体积的堆芯熔融物15。冷凝水回流箱34与堆芯容纳池31的底部相通，发生严重事故情况时，冷凝水回流箱34下部的阀门39接收到触发信号打开，冷却水沿重力注水导流管线35流动包围堆芯容纳池31。堆芯容纳池31为双层外壁结构，外壁间具有一定的间隙，在堆芯熔融物15热量的作用下，冷却水导流流道32的水受热变成水蒸气向上运动，促使自然循环不断产生。堆芯容纳池31右侧部分设置蒸汽聚集区，蒸汽通过回流装置管线38流至安全壳冷凝水回流系统4。当堆芯容纳池31外壁的水位过高时，冷却水与蒸汽通过回流装置38一起流至冷凝水回流箱34。来自堆芯熔融物倾斜滞留导流系统2的冷却水可以淹没堆芯容纳池31内部的堆芯熔融物15，进行熔融物的顶部冷却，多余的冷却水可通过溢流管37返回到导流换热区36内。在冷凝水回流箱的顶部布置有冷凝盘管41，一方面冷凝来堆芯容纳池31外壁的蒸汽，使其由气态变为液态重新流至冷凝水回流箱34进行循环冷却，另一方面，冷凝安全壳6内部其他冷却设备产生的蒸汽，降低安全壳内部的压力，防止安全壳超压，保证安全壳的完整性。本发明结合倾斜滞留区和容纳池系统结合的方式滞留堆芯熔融物，有效利用各冷却系统的承载能力，减少熔融物冷却扩展面积，降低核电建设成本。因此，本发明还提出了一种堆芯熔融物容纳装置，包括：水池(对应于上述的导流换热区36)；容纳池31，置于所述水池中，所述容纳池适于接收来自上游(即堆芯熔融物倾斜滞留导流装置的倾斜导流区)的堆芯熔融物；包围容纳池的外壁表面的冷却水导流流道32，所述冷却水导流流道32具有位于冷却水导流流道32的底部的进水口(对应于冷却水进口33)以及位于冷却水导流流道上部的蒸汽收集部，所述进水口与所述水池相通；冷凝室(即图1中冷却盘管41所在的空间)，所述蒸汽收集部的出口与所述冷凝室相通；位于所述冷凝室下方的回流水箱34，来自冷凝室的冷凝水进入所述回流水箱34，所述回流水箱34的水可控地通入到所述水池内。堆芯熔融物容纳装置还可包括应急补水箱51，所述应急补水箱51可控地向所述回流水箱内补水。有利的，所述冷凝室内设置有冷却盘管41，冷却盘管的上下两端口均通入到所述应急补水箱中。安全壳冷凝水回流系统4包括设置在冷凝水回流箱34上部的用于冷却安全壳6内部蒸气和降低安全壳6内部压力的冷却盘管41、蒸气导流管线42、冷凝水回流管线43。本发明在安全壳内部设置冷凝盘管，有效冷凝安全壳内部的高温高压蒸汽，防止安全壳超温超压，保证安全壳的完整性，同时可对安全壳内部有限的冷却介质充分循环利用，及时排出熔融物热量，最大程度上降低熔融物温度。应急冷却水补给系统5包括设置在安全壳外部大型应急补水箱51、连通安全壳6内部的冷却盘管41与安全壳6外部大型应急补水箱51的管线52、连通回流水箱34和安全壳6外部大型应急补水箱51的应急补水管线53以及控制系统管道通断的阀门54。本发明在安全壳外部设置大型冷却水箱，一方面为安全壳内部的冷却盘管提供冷源，另一方面作为堆芯捕集器的应急补水装置。当需要人为干预时，可使用直升机、消防车及外界水泵等投放外部水源，通过导流管线注入堆芯捕集系统中，确保堆芯熔融物的冷却效果。综上，如图1中所示，本发明提出了一种非能动堆芯熔融物捕集系统，包括：上述的堆芯熔融物导流装置(对应于堆芯熔融物导流系统1)；上述的堆芯熔融物倾斜滞留导流装置(对应于堆芯熔融物倾斜滞留导流系统2)；以及上述的堆芯熔融物容纳装置(对应于上述的堆芯熔融物容纳池系统3、安全壳冷凝水回流系统4以及应急冷却水补给系统5)，其中：从导流孔流出的堆芯熔融物下落到倾斜导流区的所述一端；堆芯熔融物从所述倾斜导流区的所述另一端流到所述容纳池内。尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行变化。本发明的适用范围由所附权利要求及其等同物限定。