核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统的制作方法

本发明涉及核反应堆事故安全领域，具体涉及核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统。

背景技术：

目前国内外先进的第三代反应堆设计中，为缓解严重事故实现堆芯熔融物冷却和滞留的策略主要有两种：1、熔融物堆内冷却和滞留(in-vesselretention，ivr)；2、熔融物堆外冷却和滞留。第一种策略的应用以ap600/ap1000为代表。第二种策略需要设置专门的熔融物捕集器来承接堆芯熔融物，并将熔融物冷却和滞留在捕集器里面。目前国际上已经有两种捕集器方案被成功的开发和应用，一种是vver-1000的坩埚式捕集器，一种是epr-1600的扩展式捕集器。在上述第一种策略的应用中，以ap600/ap1000为例，反应堆发生堆芯熔化的严重事故后，堆芯熔融物不可避免地迁移重定位于压力容器下封头，通过堆腔注水冷却系统淹没堆腔、冷却反应堆压力容器下封头外表面，实现压力容器下封头内熔融物滞留(ivr)，维持压力容器的完整性。通过分析下封头熔融池的形成过程和结构、熔池传热等过程，基于临界热流密度(chf)准则证明压力容器失效是“物理上不可能的”。采取第一种策略，熔融物下封头内冷却滞留(ivr)措施时，熔融物会熔化部分压力容器下封头内壁面，压力容器下封头存在失效的可能性。为了避免压力容器下封头被熔融物熔化，防止堆芯熔融物迁移重定位于压力容器下封头，针对小功率核反应堆，提出一种核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统。

技术实现要素：

本发明的目的在于提供核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，以解决现有技术中核反应堆严重事故状态下堆芯熔融物迁移重定位于压力容器下封头，容易导致下封头被熔融物熔化的问题，实现熔融物堆芯滞留，防止堆芯熔融物迁移重定位于下封头内的目的。

本发明通过下述技术方案实现：

核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，包括压力容器、低压安注水箱注水系统、非能动注水冷却系统、以及位于压力容器内的堆内结构；

所述压力容器包括下封头、筒体、上封头，所述上封头、下封头分别连接在筒体的上下两端；其中下封头呈球形或椭球形，

所述堆内结构包括堆芯支承板、吊篮、围筒、燃料组件，所述堆芯支承板固定在下封头的内壁上，所述围筒固定在堆芯支承板的上表面，所述吊篮的底端与堆芯支承板相连，吊篮的顶端与筒体顶部相连，所述围筒设置在吊篮内，所述燃料组件设置在围筒内；所述堆芯支承板上设置若干通孔；

所述低压安注水箱注水系统用于向压力容器内注水；

所述非能动注水冷却系统用于在对芯出口温度大于650℃时，冷却压力容器外侧壁。

针对现有技术中核反应堆严重事故状态下堆芯熔融物迁移重定位于压力容器下封头，容易导致下封头被熔融物熔化的问题，本发明提出核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统。本系统工作时，当反应堆一回路出现大破口，比如连接压力容器的安全注入管线破口时，反应堆冷却剂大量丧失，堆芯补水箱、中压安注箱等的冷却水也随破口流失，此时通过低压安注水箱注水系统，通过低压安注水箱向压力容器内注水，维持部分堆芯水位，从而带出堆芯衰变热。当堆芯出口温度大于650℃时，非能动注水冷却系统向保温层流道注水，对压力容器外侧壁进行冷却，从而带出压力容器内更多的热量，避免堆芯熔融物迁移重定位于下封头内导致下封头被融化。

进一步的，所述低压安注水箱注水系统包括低压安注水箱、常开电动截止阀、第一止回阀，所述低压安注水箱与所述筒体相连，低压安注水箱至筒体之间依次设置常开电动截止阀、第一止回阀。

进一步的，所述低压安注水箱内充填冷却水、增压气体，在常态下，低压安注水箱内部增压气体的压力为0.6～1mpa；当低压安注水箱内的冷却水排空时，所述低压安注水箱内部增压气体的压力为0.2～0.4mpa。

进一步的，所述低压安注水箱连接至筒体的管线内径为20～30mm。

进一步的，所述增压气体为氮气。

进一步的，所述非能动注水冷却系统包括位于压力容器外部的冷却水箱、常关电动截止阀、第二止回阀、保温层、保温层流道、排气孔，所述保温层位于压力容器外，保温层与压力容器的外侧壁之间形成保温层流道，所述排气孔位于保温层流道的顶端，所述冷却水箱与保温层流道相连，冷却水箱至保温层流道之间依次设置常关电动截止阀、第二止回阀。

进一步的，所述保温层整体包覆在筒体下部和下封头外。

进一步的，所述保温层流道的宽度为50～200mm。

进一步的，所述排气孔由浮板遮盖。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

本发明核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，在核反应堆严重事故状态下，通过低压安注水箱注水系统和非能动注水冷却系统，带出堆芯衰变热，实现全部或大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态、堆芯支承板保持较低温度，能够支撑燃料组件和堆芯熔池、压力容器下封头内的水不会干涸，即实现熔融物堆芯滞留，防止堆芯熔融物迁移重定位于下封头内导致下封头被融化的情况出现。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明具体实施例中核反应堆熔融物堆芯滞留的结构示意图；

图2为本发明具体实施例中熔融物堆芯滞留状态下燃料组件保持完整时的结构示意图；

图3为本发明具体实施例中熔融物堆芯滞留状态下燃料组件部分坍塌时的结构示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

1-下封头，2-筒体，3-堆芯支承板，4-吊篮，5-围筒，6-燃料组件，7-低压安注水箱，8-常开电动截止阀，9-第一止回阀，10-冷却水箱，11-常关电动截止阀，12-第二止回阀，13-保温层，14-保温层流道，15-浮板，16-破口。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

如图1至图3所示的核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，包括压力容器、低压安注水箱注水系统、非能动注水冷却系统、以及位于压力容器内的堆内结构；所述压力容器包括下封头1、筒体2、上封头，所述上封头、下封头1分别连接在筒体2的上下两端；其中下封头1呈球形或椭球形，所述堆内结构包括堆芯支承板3、吊篮4、围筒5、燃料组件6，所述堆芯支承板3固定在下封头1的内壁上，所述围筒5固定在堆芯支承板3的上表面，所述吊篮4的底端与堆芯支承板3相连，吊篮4的顶端与筒体2顶部相连，所述围筒5设置在吊篮4内，所述燃料组件6设置在围筒5内；所述堆芯支承板3上设置若干通孔；所述低压安注水箱注水系统用于向压力容器内注水；所述非能动注水冷却系统用于在堆芯出口温度大于650℃时向保温层流道注水，冷却压力容器外侧壁。

本实施例中低压安注水箱注水系统包括两个子系统，每个子系统都包括低压安注水箱、常开电动截止阀、第一止回阀9，所述低压安注水箱7与所述筒体2相连，低压安注水箱7至筒体2之间依次设置常开电动截止阀8、第一止回阀9。

所述低压安注水箱7内充填冷却水、增压气体，在常态下，低压安注水箱7内部增压气体的压力为0.6～1mpa；当低压安注水箱7内的冷却水排空时，所述低压安注水箱7内部增压气体的压力为0.2～0.4mpa。

所述低压安注水箱7连接至筒体2的管线内径为20～30mm。

所述增压气体为氮气。

所述非能动注水冷却系统包括位于压力容器外部的冷却水箱10、常关电动截止阀11、第二止回阀12、保温层13、保温层流道14、排气孔，所述保温层13位于压力容器外，保温层13与压力容器的外侧壁之间形成保温层流道14，所述排气孔位于保温层流道14的顶端，所述冷却水箱10与保温层流道14相连，冷却水箱10至保温层流道14之间依次设置常关电动截止阀11、第二止回阀12。

所述保温层13整体包覆在筒体2下部和下封头1外。

所述保温层流道14的宽度为50～200mm。

所述排气孔由浮板15遮盖。

本实施例中，当反应堆一回路出现大破口16，反应堆冷却剂大量丧失，堆芯补水箱、中压安注箱以及一个低压安注箱的冷却水也随破口16流失，当压力容器内部压力低于低压安注箱氮气压力时，还完好的低压安注水箱7内的氮气驱动冷却水进入压力容器。低压安注水箱7设置20mm到30mm之间的小内径注水管线和0.5mpa到0.3mpa之间很低的注入压力，保证低压安注箱的水源避免直接通过破口16排出压力容器而造成浪费。低压安注箱的注水维持部分堆芯水位，带出堆芯衰变热。

堆芯产生的水蒸气通过压力容器破口16进入安全壳中，安全壳中的水蒸气通过冷却器冷凝收集后，回流到压力容器外部冷却水箱10。

在堆芯出口温度大于650摄氏度时，通过开启常关电动截止阀11投入压力容器外部的非能动注水冷却系统工作，冷却水箱10中的冷却水依靠重力注入保温层流道14，顶开保温层流道14顶部排气孔上盖住的浮板15，实现淹没冷却压力容器外壁面。压力容器内的冷却剂热量通过压力容器壁面的对流换热和导热进入保温层流道14。保温层流道14中的冷却水由于温度上升导致密度降低，与冷却水箱10及注水管道中温度较低密度较大的冷却水形成密度差，重力差和密度差共同形成并增强保温层流道14中自然循环流动。保温层流道14中增强的自然循环流动有利于冷却压力容器外壁面、带出压力容器内更多的热量。

当保温层流道14中的冷却水及水蒸气向上流动，从保温层流道14顶部排气孔排出，水回到安全壳地坑，水蒸气进入安全壳中，安全壳中的水蒸气通过冷却器冷凝收集后，回流到冷却水箱10。

此外，当低压安注水箱7中的水耗完后或达到压力平衡不能向压力容器注水后，燃料组件6再次裸露、包壳温度快速上升，堆芯低熔点材料比如控制棒、围筒5等首先熔化，掉落在堆芯支承板3上。低熔点熔化物通过流道孔进入下封头1内被水冷却，产生的水蒸气上升冷却堆芯支承板3和燃料组件6，因此，少量低熔点熔化物堆积在下封头1底部。

围筒5完全熔化后，燃料组件6与吊篮4之间变成直接的辐射换热，辐射换热能力增强，吊篮4温度快速上升，同时也增强了吊篮4与筒体2的辐射换热。这样，燃料组件6的衰变热从内到外、通过燃料组件6与燃料组件6、燃料组件6与围筒5、燃料组件6与吊篮4、吊篮4与筒体2，以辐射换热、对流换热和导热的换热方式传递给筒体2，然后通过对流换热和导热的换热方式，衰变热最终进入保温层流道14中的冷却水中，产生气泡形成汽水混合物或水蒸气，从保温层流道14顶部排气孔排出。

由于堆芯裸露，燃料组件6中的衰变热通过对流换热和辐射换热带出，堆芯中心的燃料组件6由于辐射换热较少，包壳温度最高，可能会失效，因此堆芯中心可能有部分燃料组件6熔化坍塌，形成堆芯熔融池，如附图2中所示。也有可能所有燃料组件6保持完整几何结构，如附图3中所示。不管哪种堆芯状态，燃料组件6、堆芯熔融池的衰变热通过导热方式加热堆芯支承板3，当堆芯支承板3裸露后，温度升高的堆芯支承板3与下封头1内水池辐射换热后水汽化，水蒸气向上流动经过堆芯燃料组件6和堆芯熔池外表面，进一步冷却堆芯。温度升高的堆芯支承板3还与裸露的下封头1内表面辐射换热，热量最终进入保温层流道14中的流动的冷却水中。

当堆芯燃料组件6、堆芯熔融池的衰变热与非能动注水冷却系统带出的热量达到平衡时，堆芯燃料组件6、堆芯熔融池、未熔化的围筒5、吊篮4、堆芯支撑板以及压力容器内壁面的温度不再继续上升，达到最大温度。随着堆芯燃料组件6、堆芯熔融池的衰变热逐渐降低，堆芯燃料组件6、堆芯熔融池、未熔化的围筒5、吊篮4、堆芯支撑板以及压力容器内壁面的温度也逐渐降低。堆芯支承板3温度较低能够支撑燃料组件6和堆芯熔池。同时时，由于低压安注水箱7注水系统的低压注入冷却水，使得下封头1内剩有少量的水，保证下封头1内没有干涸。

综上所述，本发明核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，在核反应堆严重事故状态下，通过低压安注水箱7注水系统和非能动注水冷却系统，带出堆芯衰变热，实现全部或大部分燃料组件6包壳保持棒状结构状态、堆芯支承板3保持较低温度，能够支撑燃料组件6和堆芯熔池、压力容器下封头1内的水不会干涸，即实现熔融物堆芯滞留，防止堆芯熔融物迁移重定位于下封头1内导致下封头1被融化的情况出现。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。