次临界能源包层事故缓解系统的制作方法与工艺

本发明涉及核电站反应堆安全设备领域，尤其涉及一种适用于次临界能源包层发生严重事故时的缓解系统。

背景技术：
核电的使用是人类在能源利用史上的一个重大突破，利用原子核的裂变反应，能够产生其他所有传统化石能源所无法比拟的高能量输出，并且这些高能量输出往往只需要耗费少量的核燃料，这种低投入高产出的特性，使得人类日益重视对核能的利用，并不断加大在核能领域的研究开发，时至今日，核能已成为世界上许多国家的重要能源组成部分。然而，核电具有极高利用价值的同时，也可能带来很大的危害，在利用核电的过程中，如果保护不当而致使出现核泄漏等重大事故，将会对核电厂周边的环境乃至全人类带来极其严重的核污染灾害。在核电中，聚变-裂变混合能源系统因能够有效地提高可裂变核素的利用率、降低聚变能利用的门槛，将成为未来核能发展的趋势。对于聚变-裂变混合能源系统，次临界能源包层是实现其能量放大、中子倍增的核心功能部件，其发生事故自然超出传统意义上的设计基准事故，会给公众带来更严重的放射性释放风险，所以次临界能源包层的工程可行性技术攻关是实现聚变-裂变混合能源利用的关键。现有技术中，针对核电严重事故的应对策略主要有两方面：一是必须采用合理的方法，降低包括堆芯损坏在内的严重事故的发生概率；二是一旦严重事故发生后，必须能够及时有效地缓解严重事故造成的后果。对于第二方面，最主要的是将反应堆堆芯内的剩余裂变物或裂变产物的衰变所产生的热量进行导出，但这些热量导出大都需要依靠外部能动设备来实现，所以一旦发生全场断 电等事故就会导致严重后果；且大部分的热量导出设备都只能针对蒸汽发生器的热量进行导出，不能实现堆芯内其他构件或位置处的热量导出。另外，上述热量导出方式都是针对非混合能源系统设计的，根本不能够满足次临界能源包层发生事故时整堆的余热排出需求，尤其是次临界能源包层的非能动余热排出需求。因此，有必要提供一种能在事故工况下可靠地导出混合堆燃料区的热量，防止混合堆堆芯熔融，保证次临界能源包层完整性的非能动缓解系统，以解决上述现有技术的不足。

技术实现要素：
本发明的目的在于提供一种能在事故工况下可靠地导出混合堆燃料区的热量，防止混合堆堆芯熔融，保证次临界能源包层完整性的非能动缓解系统。为实现上述目的，本发明的技术方案为：提供一种次临界能源包层事故缓解系统，其包括非能动注水系统及至少一组非能动冷却系统，所述非能动注水系统设于安全壳内用于对所述安全壳内设置的次临界能源包层注水，以将所述次临界能源包层的热量导出至所述安全壳内，所述非能动冷却系统密封地贯穿安全壳以将所述安全壳内的热量导出至所述安全壳外。较佳地，所述非能动注水系统包括至少一组设于所述次临界能源包层的注水通道，所述注水通道连通所述安全壳内的气体空间，注入所述注水通道的冷却水将所述次临界能源包层的热量导出至所述安全壳内。较佳地，所述非能动注水系统还包括设于所述安全壳内并连通所述注水通道的换料水箱，所述换料水箱高于所述注水通道；发生事故时，换料水箱内的冷却水自动注入注水通道，从而将次临界能源包层的燃料区的热量持续有效地导出至安全壳内。较佳地，所述注水通道被分隔成相互连通的内层通道及外层通道，所述内层通道、所述外层通道均连通所述换料水箱，且所述内层通道连通所述安全壳内的气体空间；事故时，换料水箱内的冷却水同时注入内层通道、外层通道，因空间差异，一定时间后，靠近燃料区的内层通道内的冷却水将与远离燃料区 的外层通道内的冷却水形成温度差异，从而导致密度差异，进而使外层通道内的冷却水因密度较大做下降运动，内层通道内的冷却水因密度较小做上升运动，从而在设置有隔板的工程通道内形成自然循环，能够长期可靠地导出燃料区的热量至安全壳内，保证不发生混合堆堆芯熔融。较佳地，所述注水通道具有相间隔的内壁及外壁，所述内壁与所述外壁之间设有第一隔板，所述第一隔板与所述注水通道的底部之间具有间隙，所述第一隔板与所述内壁之间形成所述内层通道，所述第一隔板与所述外壁之间形成所述外层通道。较佳地，所述第一隔板的下方还设有多个相间隔的第二隔板，多个所述第二隔板与所述第一隔板的底部、所述注水通道的底部之间均具有间隙；外层通道内的冷却水通过第二隔板之间的间隙及第二隔板与第一隔板的底部、注水通道的底部之间的间隙流入内层通道，第二隔板的设置更有利于冷却水的循环。较佳地，所述内层通道、所述外层通道分别通过管道连通所述换料水箱，且所述管道上设有第一阀门；当检测到燃料区的温度达到615℃时，系统控制第一阀门打开，换料水箱内的冷却水自动注入内层通道及外层通道。较佳地，所述次临界能源包层的顶部设有连通所述内层通道的蒸汽出口及连通所述内层通道、所述外层通道的注入口，所述蒸汽出口的位置高于所述注入口的位置；内层通道内的冷却水被加热沸腾后，蒸汽通过蒸汽出口进入安全壳内，长期可靠地导出燃料区的温度。较佳地，所述换料水箱上设有出水口，所述出水口到所述注入口的距离大于等于0.5m。较佳地，所述注水通道设于所述次临界能源包层的燃料区与产氚区之间。较佳地，所述注水通道与所述燃料区、所述产氚区之间均设有锆箱壁；燃料区的热量通过锆箱壁导出至注水通道内的冷却水中。较佳地，所述燃料区与所述产氚区之间呈放射状地设有多个相间隔的第三隔板，相邻两所述第三隔板之间形成一组所述注水通道；设置多组独立的注水通道，各组注水通道的工作可相互独立，即使部分失效，其它部分仍然可以有效工作，实现较高的系统可靠性。较佳地，所述次临界能源包层呈半球形结构，所述注水通道沿所述次临界能源包层的侧壁设置。较佳地，所述非能动冷却系统包括内换热器、外换热器、上升管道、下降管道及冷却介质，所述内换热器设于所述安全壳内，所述外换热器设于所述安全壳外且位置高于所述内换热器的位置，所述上升管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述内换热器的出口及所述外换热器的入口，所述下降管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述外换热器的出口及所述内换热器的入口，所述冷却介质在所述内换热器、所述上升管道、所述外换热器、所述下降管道形成的循环通道内流动。内换热器中的冷却介质吸收安全壳内的热量后被加热，冷却介质上升至外换热器并发生冷凝传热，将安全壳内的热量导出至大气环境，被冷凝的冷却介质回流至内换热器中，形成自然循环，因此不依赖于能动设备即可实现安全壳内热量的导出。较佳地，所述外换热器容置于所述安全壳外的贮水箱内。较佳地，所述上升管道、所述下降管道分别上设有第二阀门、第三阀门，所述第二阀门、所述第三阀门均位于所述安全壳外。较佳地，所述内换热器的入口位于下端，所述内换热器的出口位于上端，所述外换热器的入口位于上端，所述外换热器的出口位于下端。与现有技术相比，由于本发明的次临界能源包层事故缓解系统，包括非能动注水系统及至少一组非能动冷却系统，所述非能动注水系统设于安全壳内用于对所述安全壳内设置的次临界能源包层注水，以将所述次临界能源包层的热量导出至所述安全壳内，所述非能动冷却系统密封地贯穿安全壳以将所述安全壳内的热量导出至所述安全壳外。次临界能源包层发生事故时，冷却水自动注入次临界能源包层并将其产生的热量自动导出至安全壳内，可靠地导出混合堆燃料区的热量；安全壳内的热量传导至非能动冷却系统并加热非能动冷却系统内的冷却介质，冷却介质在非能动冷却系统内循环从而将安全壳内的热量导出至大气环境；从而实现事故下从混合堆堆芯到安全壳内、安全壳内到安全壳外的非能动热量导出，通过非能动注水系统与非能动冷却系统的组合，全面覆盖次临界能源包层运行过程中所有位置的余热排出，有效防止混合堆堆芯熔融、高压熔堆、氢气爆炸等严重事故的发生，保证次临界能源包层完整性。附图说明图1是本发明次临界能源包层事故缓解系统的结构示意图。图2是图1中非能动注水系统的放大示意图。图3是图1中非能动冷却系统的放大示意图。图4是图1中次临界能源包层的局部剖视图。图5是图1中次临界能源包层的横截面示意图。图6是图1中冷却水及冷却介质的流向示意图。具体实施方式现在参考附图描述本发明的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。如图1所示，本发明所提供的次临界能源包层事故缓解系统100，适用于导出安全壳110内的热量及设于安全壳110内的次临界能源包层120的热量。其包括非能动注水系统130及至少一组非能动冷却系统140，所述非能动注水系统130设于安全壳110内用于对安全壳110内设置的次临界能源包层120注水，以将次临界能源包层120的热量导出至所述安全壳110内，非能动冷却系统140密封地贯穿安全壳110以将安全壳110内的热量导出至安全壳110外。其中，安全壳110内设有至少一个呈半球形结构的次临界能源包层120，且次临界能源包层120的底部距离安全壳110底部的距离大于0.5m、小于1.0m，非能动注水系统130分别对每一个次临界能源包层120进行注水。如图1、图2所示，所述非能动注水系统130包括设于安全壳110内的换料水箱131及设于次临界能源包层120的注水通道134，每一次临界能源包层120上至少设置一组注水通道134，注水通道134沿次临界能源包层120的侧壁设置；换料水箱131高于注水通道134并与注水通道134连通，且注水通道134连通安全壳110内的气体空间。当发生事故时，换料水箱131内的冷却水自动注入注水通道134，注水通道134内的冷却水将次临界能源包层120的燃料区的热量 持续有效地导出至所述安全壳110内。可以理解地，换料水箱131可以仅设置一个，该换料水箱131分别与每一个次临界能源包层120上设置的注水通道134连通。当然，也可以在安全壳110内设置多个换料水箱131，每一换料水箱131分别与一个次临界能源包层120上设置的注水通道134连通。本发明的一优选方式中，仅设置一个换料水箱131，以使非能动注水系统130的结构简单。由于每一次临界能源包层120上设置的注水通道134均相同，下面以其中一个次临界能源包层120为例，对其上设置的注水通道134的结构进行说明。参阅图4所示，所述次临界能源包层120的侧壁具有燃料区121及产氚区122，注水通道134设于燃料区121与产氚区122之间，并且在注水通道134与燃料区121之间、注水通道134与产氚区122之间分别设有锆箱壁123；这样，燃料区121的热量通过锆箱壁123传导至注水通道134内的冷却水中，注水通道134中的冷却水将热量导出至安全壳110内。优选地，注水通道134的宽度大于等于5.0cm，当然，其宽度并不以此为限，可根据实际设计需要灵活设置。结合图1-图2、图4-图5所示，每一次临界能源包层120上设置一组注水通道134，该注水通道134沿次临界能源包层120的半球形的侧壁设置，次临界能源包层120的顶部设有连通注水通道134的注入口(未标号)及蒸汽出口1348(见图2)，注入口与换料水箱131相连通，蒸汽出口1348连通至安全壳110内的气体空间。如图4-图5所示，所述注水通道134被分隔成相互连通的内层通道1341及外层通道1342，内层通道1341、外层通道1342均连通换料水箱131，且内层通道1341连通安全壳110内的气体空间；内层通道1341邻近于燃料区121，外层通道1342邻近于产氚区122；从而使内层通道1341形成上升通道，外层通道1342形成下降通道。事故时，换料水箱131内的冷却水自动注入内层通道1341、外层通道1342，一定时间后，靠近燃料区121的内层通道1341中的冷却水与远离燃料区121的外层通道1342中的冷却水因空间分布差异，产生温度差异，使 内层通道1341、外层通道1342中的冷却水之间因不同温度形成密度差，内层通道1341中的冷却水被加热沸腾而做上升运动，外层通道1342内的冷却水会做下降运动，从而形成自然循环，能够长期可靠地导出燃料区121的热量至安全壳110内，保证不发生混合堆堆芯熔融。再次参阅图4所示，所述注水通道134具有相间隔的内壁1343及外壁1344，内壁1343邻近燃料区121，外壁1344邻近产氚区122；内壁1343与外壁1344之间设有第一隔板1345，第一隔板1345延伸至邻近注水通道134的底部的位置处，且第一隔板1345与注水通道134的底部之间具有间隙，第一隔板1345与内壁1343之间形成所述内层通道1341，第一隔板1345与外壁1344之间形成所述外层通道1342；因此，内层通道1341、外层通道1342的底端相互连通，外层通道1342内的冷却水通过第一隔板1345与注水通道134的底部之间的间隙流入内层通道1341。优选地，所述第一隔板1345的下方还设有多个相间隔的第二隔板1346，多个第二隔板1346与第一隔板1345的底部、注水通道134的底部之间均具有间隙；多个第二隔板1346之间的间隙、多个第二隔板1346与第一隔板1345的底部之间、与注水通道134的底部之间的间隙形成连通内层通道1341与外层通道1342的流道1347。这样，内层通道1341中的冷却水被加热蒸发后，外层通道1342内的冷却水通过所述流道1347流入内层通道1341，第二隔板1346的设置更有利于冷却水的循环。另外，注水通道134的宽度是指其内壁1343与外壁1344之间的距离L，该的距离L大于等于5.0cm。再次参阅图1-图2、图4所示，所述蒸汽出口1348连通内层通道1341，注入口连通外层通道1342，且蒸汽出口1348的位置高于注入口的位置。优选地，蒸汽出口1348的位置高于注入口至少1.5m。另外，换料水箱131上设有出水口，所述出水口优选设于换料水箱131的底部，且出水口到注入口的距离大于等于0.5m。所述内层通道1341、外层通道1342分别通过管道连通换料水箱131，所述管道包括主管道132a及多个分管道132b，主管道132a的一端连通换料水箱131 的出水口，主管道132a的另一端分别连通多个分管道132b，所述分管道132b均连通内层通道1341、外层通道1342，且所述主管道132a上设有第一阀门133。事故时，若检测到燃料区121的温度达到615℃时，系统接收检测信号后控制第一阀门133打开，换料水箱131内的冷却水自动注入内层通道1341及外层通道1342，内层通道1341内的冷却水被加热沸腾后，蒸汽通过蒸汽出口1348进入安全壳110内，长期可靠地导出燃料区121的温度。为提高系统的可靠性，每一次临界能源包层120上还可以设置多组注水通道134。具体地，所述燃料区121与产氚区122之间呈放射状地设有多个相间隔的第三隔板(图未示)，相邻两所述第三隔板之间形成一组所述注水通道134，每组注水通道134分别与换料水箱131连通。设置多组独立的注水通道134，各组注水通道134的工作可相互独立，即使部分失效，其它部分仍然可以有效工作，实现较高的系统可靠性。参阅图1、图3所示，所述非能动冷却系统140包括内换热器141、上升管道142、外换热器143、下降管道144及冷却介质；所述内换热器141设于安全壳110内，内换热器141的入口位于其下端、出口位于其上端；所述外换热器143设于安全壳110外且位置高于内换热器141的位置，所述外换热器143的入口位于其上端、出口位于其下端。所述上升管道142密封地贯穿安全壳110并连通内换热器141的出口及外换热器143的入口，所述下降管道144密封地贯穿安全壳110并连通外换热器143的出口及内换热器141的入口，所述冷却介质在内换热器141、上升管道142、外换热器143、下降管道144形成的循环通道内流动。其中，冷却介质优选为水，但并不以此为限。优选地，非能动冷却系统140还包括设于安全壳110外的贮水箱145，贮水箱145的位置高于内换热器141的位置，外换热器143容置于贮水箱145内且淹没于液面以下。且上升管道142上还设有第二阀门146，下降管道144上还设有第三阀门147，所述第二阀门146、第三阀门147均位于安全壳110外。当安全壳110内的蒸汽接触内换热器141时，内换热器141中的冷却介质吸收热量后被加热，然后经内换热器141的出口、上升管道142进入安全壳110外的外换热器143，在外换热器143中放热冷凝，放出的热量持续加热贮水箱 145内的冷却水，从而将安全壳110内的热量导出至大气环境最终热阱；冷却介质在外换热器143中放热冷凝后，被冷凝的冷却介质在重力作用下经外换热器143的出口、下降管道144回到安全壳110内部的内换热器141中，形成自然循环，因此不依赖于能动设备即可实现安全壳110内热量的导出。为提高本发明所述混凝土安全壳110非动能冷却系统的散热效果，可设置多组非能动冷却系统140，多组非能动冷却系统140沿安全壳110的周缘相间隔地设置，每一组非能动冷却系统140的外换热器143分别容置于安全壳110外的贮水箱145中。下面结合图1-图6所示，对本发明次临界能源包层事故缓解系统100的工作原理进行说明。在混合堆正常运行期间，非能动注水系统130处于备用状态，管路上设置的第一阀门133保持关闭。另外，在机组停运期间，可以利用泵对注水通道134进行注水试验以测试系统可靠性。当事故发生时，次临界能源包层120的燃料区121的温度会持续上升，当检测到燃料区121的温度达到615℃时，检测装置发出信号至控制器，控制器控制第一阀门133开启，此时，换料水箱131中的冷却水自动注入内层通道1341、外层通道1342，燃料区121的热量通过锆箱壁123传递至注水通道134内的冷却水，一定时间后，靠近燃料区121的内层通道1341中的冷却水与远离燃料区121的外层通道1342中的冷却水因空间分布差异，产生温度差异，进而内层通道1341和外层通道1342中的冷却水形成密度差，随着内层通道1341内的冷却水因密度较小做上升运动，外层通道1342内的冷却水因密度较大做下降运动，并经流道1347流入内层通道1341，从而形成自然循环，如图4所示。内层通道1341中的冷却水被加热后产生的蒸汽经蒸汽出口1348进入安全壳110内，从而将燃料区121的热量长期可靠地导出至安全壳110内，保证不发生混合堆堆芯熔融，从而避免了堆芯熔融物熔穿次临界能源包层120而与混凝土底板发生反应，参见图6。继续参阅图6，排出至安全壳110中的蒸汽上升至其顶部并接触内换热器141，内换热器141中的冷却介质吸收安全壳110内的热量后被加热，然后经内 换热器141的出口、上升管道142进入安全壳110外的外换热器143，在外换热器143中放热冷凝，放出的热量持续加热贮水箱145内的冷却水，从而将安全壳110内的热量导出至大气环境最终热阱；冷却介质在外换热器143中放热冷凝后，被冷凝的冷却介质在重力作用下经外换热器143的出口、下降管道144回到安全壳110内部的内换热器141中，形成自然循环，因此不依赖于能动设备即可实现安全壳110内热量的导出。本发明通过非能动注水系统130与非能动冷却系统140的组合，能够实现次临界能源包层120的燃料区121的长期非能动冷却，从而阻止严重事故发生后堆芯熔融保证次临界能源包层120的完整性，能够满足次临界能源包层120的严重事故时的缓解需求。由于本发明的次临界能源包层事故缓解系统100，包括非能动注水系统130及至少一组非能动冷却系统140，所述非能动注水系统130设于安全壳110内用于对所述安全壳110内设置的次临界能源包层120注水，以将所述次临界能源包层120的热量导出至所述安全壳110内，所述非能动冷却系统140密封地贯穿安全壳110以将所述安全壳110内的热量导出至所述安全壳110外。次临界能源包层120发生事故时，冷却水自动注入次临界能源包层120并将其产生的热量自动导出至安全壳110内，可靠地导出混合堆燃料区121的热量；安全壳110内的热量传导至非能动冷却系统140并加热非能动冷却系统140内的冷却介质，冷却介质在非能动冷却系统140内循环从而将安全壳110内的热量导出至大气环境；从而实现事故下从混合堆堆芯到安全壳110内、安全壳110内到安全壳110外的非能动热量导出，通过非能动注水系统130与非能动冷却系统140的组合，全面覆盖次临界能源包层120运行过程中所有位置的余热排出，有效防止混合堆堆芯熔融、高压熔堆、氢气爆炸等严重事故的发生，保证次临界能源包层120完整性。以上所揭露的仅为本发明的优选实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明申请专利范围所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。