一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统的制作方法

本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统。

背景技术：

在三哩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的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“坩埚”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。

关于堆芯捕集器的研究，国外起步较早，相关专利公开也较多，较重要的如：us4,113,560(美国麻省理工大学，1978年)可视为evr的设计雏形；us4,280,872(法国原子能机构，1981年)将evr技术提升到了工程应用的水平；us4,342,621(1982年)提出将热管技术用于evr；us4,412,969(美国能源部，1983年)首次提出了ivr的概念。此外，us4,442,065、us5,263,066、us5,343,506、us6,353,651、us7,558,360、us8,358,732也公开了相关技术。

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ap1000核电技术之后更是形成了一系列专利。国内外申请人在中国申请的此类专利包括：cn200410031091.1(俄罗斯申请，2007年)涉及损坏的lwr核反应堆的衬层定位和冷却系统，该专利即为wwer的evr方案；cn201010529073.1(中核工业二十三建设有限公司，2010年)为申请人在wwer施工过程中形成的专利技术，涉及一种核电站堆芯捕集器的安装方法；cn201080068588.4(韩国水力原子力株式会社，2010年)涉及具有集成冷却通道的堆芯捕集器，其主旨在于对熔融物覆盖底板的冷却；cn201310005308.0、cn201310005342.8、cn201310005579.6、cn201320007203.4、cn201320007218.0、cn201320007347.x、cn20132000752.2(上海核工程研究设计院)为申请人在ap1000引进消化吸收及cap1400设计过程中逐渐形成的evr技术，分别涉及底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器、一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器、有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器、有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器、一种大型非能动压水堆核电厂堪竭型堆芯捕集器、大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置、底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器。

cn201310264749.2(上海核工程研究设计院)提出的大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置虽然也涉及熔融物堆内和堆外滞留相结合，但该装置未考虑ivr失效后的排水措施，可能会有蒸汽爆炸的风险。

技术实现要素：

本发明的目的是针对核安全控制的要求，提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，以在反应堆发生严重事故，堆芯熔融时降低熔融物外泄的风险，增加熔融物被捕获的几率，从而提高反应堆的安全性。

为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，所述的系统包括反应堆压力容器、保温层、冷却水入口组件、蒸汽出口组件、分隔混凝土层、环形阀门、坩埚、ivr供水管线、evr供水管线、温度传感器、低熔点熔融塞，

所述的反应堆压力容器中置有反应堆堆芯；

所述的保温层包围所述的反应堆压力容器并在两者之间形成一定的ivr冷却水冷却空间，所述的温度传感器设置在所述的ivr冷却水冷却空间中及所述的反应堆压力容器的外壁上；

所述的冷却水入口组件设置于所述的保温层底部的开口处，可用于向所述的ivr冷却水冷却空间中通过所述的ivr供水管线导入ivr冷却水；

所述的蒸汽出口组件设置在所述的ivr冷却水冷却空间的上方，用于导出气化后的ivr冷却水；

所述的分隔混凝土层用于分割上方的所述的保温层与下方的所述的坩埚，其中部设置有低熔点熔融塞，接近外周处设置有环形阀门，所述的低熔点熔融塞用于反应堆堆芯熔融物将其熔融后进入所述的坩埚，所述的环形阀门用于当所述的温度传感器监测温度超过1300℃时打开其以将所述的ivr冷却水冷却空间中的冷却水全部排至所述的坩埚外；

所述的坩埚的外侧可通过所述的evr供水管线导入evr冷却水，以降低所述的坩埚中落入的反应堆堆芯熔融物的温度，确保所述的反应堆堆芯熔融物滞留在所述的坩埚内。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的系统还包括混凝土屏蔽层，其设置在所述的反应堆压力容器的上方外侧、所述的保温层上方内侧、所述的蒸汽出口组件上方，用于减弱熔融物的辐射。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的系统还包括牺牲材料，所述的牺牲材料置于所述的坩埚中，用于和落入所述的坩埚中的反应堆堆芯熔融物相互作用后降低反应堆堆芯熔融物的温度，增大反应堆堆芯熔融物的体积，降低反应堆堆芯熔融物对所述的坩埚的壁面的热负荷。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的牺牲材料的主要成分为不锈钢、氧化铁和氧化铝。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的低熔点熔融塞的材质为铝镁合金，结构强度足以承受15m水位的压力。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的系统还包括ivr水箱，用于向其连接的所述的ivr供水管线中提供冷却水。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的系统还包括ivr供水管线阀门，其设置在所述的ivr供水管线上。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的系统还包括evr水箱，用于向其连接的所述的evr供水管线中提供冷却水。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的系统还包括evr供水管线阀门，其设置在所述的evr供水管线上。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的温度传感器为热电偶温度传感器。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的温度传感器数量为4-8个，为沿所述的反应堆压力容器横截面外壁均匀分布。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的温度传感器设置在所述的反应堆压力容器下封头赤道线附件。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的环形阀门设置在所述的分隔混凝土层距离外周30-50cm处。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，其中所述的环形阀门的材质为不锈钢。

本发明的有益效果在于，利用本发明的具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统，能够在反应堆发生严重事故，堆芯熔融时降低熔融物外泄的风险，增加熔融物被捕获的几率，从而提高反应堆的安全性。

本发明的系统通过熔融物堆内滞留和堆外滞留相结合的方法，将严重事故工况下的熔融物滞留在压力容器或安全壳内，实现放射性的包容。本发明提出的系统同时具有熔融物堆内滞留和熔融物堆外滞留的功能，当熔融物堆内滞留成功时，可以实现熔融物包容在压力容器内；当熔融物堆内滞留失败时，系统可将堆腔内的水排空，避免熔融物外流引发蒸汽爆炸，堆腔底部的堆芯捕集器可以实现熔融物堆外滞留，最终增强核电厂缓解严重事故的能力，增强电厂的安全性。

附图说明

图1为示例性的本发明的具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统的组成图。

图2为示例性的本发明的具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统中温度传感器的分布图。

图3为示例性的本发明的具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统中分隔混凝土层的结构图。

具体实施方式

以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。

示例性的本发明的具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统的组成如图1所示，包括反应堆压力容器1、混凝土屏蔽层3、保温层4、冷却水入口组件5、蒸汽出口组件6、分隔混凝土层7、环形阀门8、牺牲材料9、坩埚10、ivr水箱11、evr水箱12、电动阀门13、ivr供水管线14、evr供水管线15、温度传感器16、低熔点熔融塞17。

反应堆压力容器1中置有反应堆堆芯2。

保温层4包围反应堆压力容器1并在两者之间形成一定的ivr冷却水冷却空间。保温层4的作用有二，一是在ivr过程中为冷却水提供通道，二是在evr过程中引导反应堆堆芯2的熔融物流入坩埚10。

温度传感器16设置在ivr冷却水冷却空间中及反应堆压力容器1的外壁上。温度传感器16为热电偶温度传感器，数量为8个。如图2所示，温度传感器16为沿反应堆压力容器1横截面外壁均匀分布，并分布在反应堆压力容器1下封头赤道线附件。

冷却水入口组件5设置于保温层4底部的开口处，可用于向ivr冷却水冷却空间中通过ivr供水管线14导入ivr冷却水。

蒸汽出口组件6设置在ivr冷却水冷却空间的上方，用于导出气化后的ivr冷却水。

混凝土屏蔽层3设置在反应堆压力容器1的上方外侧、保温层4上方内侧、蒸汽出口组件6上方，用于减弱熔融物的辐射。

分隔混凝土层7用于分割上方的保温层4与下方的坩埚10。如图3所示，分隔混凝土层7中部设置有低熔点熔融塞17，接近外周30-50cm处设置有环形阀门8。低熔点熔融塞17(材料为铝镁合金，结构强度足以承受15m水位的压力)用于反应堆堆芯2的熔融物将其熔融后进入坩埚10。环形阀门8(材质为不锈钢)用于当温度传感器16监测温度超过1300℃时通过直流电源供电打开其以将ivr冷却水冷却空间中的冷却水全部排至坩埚10外。

牺牲材料9(主要成分为不锈钢、氧化铁和氧化铝)置于坩埚10中，用于和落入坩埚10中的反应堆堆芯2的熔融物相互作用后降低反应堆堆芯2的熔融物的温度，增大反应堆堆芯2的熔融物的体积，降低反应堆堆芯2的熔融物对坩埚10的壁面的热负荷。

坩埚10的外侧可通过evr供水管15线导入evr冷却水，以降低坩埚10中落入的反应堆堆芯2的熔融物的温度，确保反应堆堆芯2的熔融物滞留在坩埚10内。

ivr水箱11用于向其连接的ivr供水管线14中提供冷却水，ivr供水管线14上设置有电动阀门13。

evr水箱12用于向其连接的evr供水管线15中提供冷却水，evr供水管线15上也设置有电动阀门13。

上述示例性的本发明的具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统的工作原理如下：

当核电厂发生严重事故时，反应堆堆芯2开始熔化并向下封头迁移，当反应堆压力容器1的冷却剂出口水温超出600℃时，冷却水通过ivr供水管线14进入反应堆堆腔，依靠水压以非能动的方式打开冷却水入口组件5，水蒸汽从蒸汽出口组件6排出，从而在ivr冷却水冷却空间内形成两相自然循环。如果ivr成功，则熔融物可在反应堆压力容器1内冷却和滞留，放射性被限制在反应堆压力容器1内。

当ivr失效时，反应堆压力容器1壁面温度将急剧升高。当温度传感器16监测温度超过1300℃时，则表明反应堆压力容器1即将失效。此时，打开环形阀门8，将反应堆堆腔内的冷却水全部排至坩埚10外部，避免熔融物熔穿反应堆压力容器1后直接与冷却水接触引发蒸汽爆炸。熔融物流出后，通过耐高温的保温层4的引导作用从保温层4底部流出。由于低熔点熔融塞17熔点极低，熔融物将熔穿低熔点熔融塞17直接进入坩埚10，与牺牲材料9相互作用。牺牲材料9可以降低熔融物的温度，增大熔融物的体积，降低熔融物对坩埚10的壁面热负荷，通过坩埚10的外部冷却可以确保熔融物滞留在坩埚10内。至此，在ivr失效后可以通过evr实现熔融物的滞留，缓解严重事故的后果。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。