一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统的制作方法

本发明涉及核电设施领域，具体涉及一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统。

背景技术：

通过分析核泄漏事故的发展和处理过程可以发现，将带有放射性的堆芯熔融物滞留在压力容器内，可以保证核反应堆安全屏障的完整性，极大地缓解核反应堆严重事故的进一步发展和恶化。

为了将带有放射性的堆芯熔融物滞留在压力容器内，需要一种冷却系统，可以在核反应堆发生堆芯熔化事故条件下，通过外部注水冷却核反应堆压力容器，实现堆芯熔融物的堆内滞留。

已有的反应堆压力容器外部冷却主要有以下三类：

1.一类是采用非能动的反应堆压力容器外部冷却，基于密度差进行自然循环冷却压力容器下封头，没有强迫循环冷却系统。

2.另一类是兼有能动与非能动的反应堆压力容器外部冷却，其非能动系列是由高位水箱提供冷却水源，利用重力注入冷却压力容器下封头。其能动系列是由泵驱动，通过强迫循环方式冷却压力容器下封头，没有长期自然循环冷却系统。

3.第三类也是兼有能动与非能动的反应堆压力容器外部冷却，其非能动系列是通过自然循环方式冷却压力容器下封头，如专利cn201410222132.9中，其能动系列仅用于给非能动系列补水以保持自然循环的淹没液位，没有强迫循环用于冷却，以提升冷却能力。

通过以上对国内外文献和专利技术的查询表明，现有的三类系统，有些可以实现类似的能力，但是他们不全具备上述功能，冷却持续时间较为短暂；并且，现有技术中三种模式还存在流动冷却性能不佳的问题，无法应对严重事故快速发展的情况。

技术实现要素：

本发明所要解决的技术问题是：现有技术中三种模式存在流动冷却性能不佳、无法应对严重事故快速发展的问题，目的在于提供一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统，其通过合理的结构设计能够有效实现多角度注入，针对性强，冷却系统反应迅速，可应对严重事故快速发展的情况。

本发明通过下述技术方案实现：

一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统，包括围绕核反应堆压力容器底端设置且与核反应堆压力容器底端形成一个冷却通道的核反应堆保温层，与冷却通道连通的外部冷却管道，与外部冷却管道连通的能动注水冷却系统，设置在核反应堆压力容器顶端与冷却通道连通的非能动高位水箱系统；

所述外部冷却管道通过管道式冷却剂注入口与冷却通道连通；所述管道式冷却剂注入口包括位于核反应堆压力容器中熔融物顶部位置处的外部冷却管道水平出口、位于核反应堆压力容器中熔融物底部位置处的外部冷却管道底部出口和位于核反应堆压力容器中熔融物中部位置处的外部冷却管道倾斜出口中的至少一种。

本发明采用多角度布置的管道式冷却剂注入口，可针对局部热量集中位置进行针对性布置，在压力容器下封头外表面的局部位置形成针对性的射流冷却。由于射流口冷却剂温度低、流速快而且扰动大，因此可以显著强化外部冷却对压力容器下封头的局部冷却能力，缓解对高功率反应堆ivr系统威胁最大的热聚焦效应。

并且，本发明采用管道式冷却剂注入口，相比池式或者空间式注入，注入速率快，在发生事故条件下，可以较为快速的冷却反应堆压力容器下封头，防止在冷却剂液位还未淹没压力容器下封头时，压力容器下封头即发生热熔穿失效。

进一步，所述核反应堆压力容器顶端设置有安全壳；所述冷却通道的顶端设置有顶部排放口，该顶部排放口与安全壳的内部腔体连通，安全壳内的顶部排放口上设置有非能动浮球阀，所述安全壳内的上部位置处设置有安全壳内嵌冷凝器，该安全壳内嵌冷凝器下方设置有冷却水收集池，该冷却水收集池底端设置有与外部冷却管道连通的连通管道，该连通管道上设置有朝向外部冷却管道方向流动的单向流动阀；

所述非能动高位水箱系统通过外部冷却管道与冷却通道相连通。

通过上述结构的优化设置，可以实现能动注水冷却、非能动注水冷却及长期自然循环冷却三种模式并存。三种模式并存的条件下，能动注水冷却系统有效的条件下，由于能动注水冷却系统的冷却剂驱动压力最高，所以压力容器下封头的外部冷却由能动注水冷却系统实现，而且由于单向流动阀和电动截止阀的存在，能动注入的冷却剂不会直接流失到非能动高位水箱系统的高位水箱和非能动自然循环注水冷却系统的冷却水收集池。当能动注水冷却系统失效的条件下，由于高位水箱的冷却剂驱动压力高于冷却水收集池的，因此，压力容器下封头的外部冷却由非能动高位水箱系统实现。而且，由于单向流动阀和断电关闭电动截止阀的存在，非能动高位水箱注入的冷却剂不会直接流失到非能动自然循环注水冷却系统的冷却水收集池和能动注水冷却系统。当能动注水冷却系统失效，且非能动高位水箱系统的冷却剂注入结束时，由于高度差，冷却水收集池内收集的冷却剂会通过管道注入冷却压力容器下封头，并形成长期自然循环冷却。

同时，本发明可以实现长期自然循环冷却效果：冷却通道内的水和水蒸气通过冷却通道顶部排放口进入安全壳。水流到冷却水收集池。水蒸气通过安全壳内嵌冷凝器冷凝后，回流到冷却水收集池。冷却水收集池内的水依靠重力经管道注入冷却压力容器下封头，形成循环。即可实现压力容器下封头外壁面或者筒体的长期冷却，使熔融物滞留于压力容器下封头内，保持压力容器的完整性。

在能动注入、非能动注入及长期自然循环三种模式并存的条件下，三个模式可以自动切换，可靠程度更高，可实现被动安全，无需人工干预的时间更长，耐受更长的恢复厂区供电的时间，适应性更广。

进一步，所述非能动高位水箱系统包括高位水箱，连通外部冷却管道和高位水箱的高位水箱注水管，设置在高位水箱注水管上的电动截止阀。

进一步，所述非能动高位水箱系统均设置在安全壳内，该高位水箱注水管一端与高位水箱的底端连通，另一端与外部冷却管道连通。

进一步，所述冷却水收集池内设置有分级立体的过滤结构，即过滤结构是立体过滤结构，在过滤结构的上层设置粗过滤网，下层设置圆柱过滤网，实现分级立体过滤。这样过滤网面积更大，更不容易堵塞，可耐受更恶劣情况。

进一步，所述外部冷却管道倾斜出口在外部冷却管道上的开口为圆管开口，在核反应堆保温层上的开口为环形开口，两个开口之间采用平滑过渡结构，外部冷却管道倾斜出口的流通横截面积为外部冷却管道底部出口的流通横截面积的0.5～2.5倍。

更进一步，所述外部冷却管道水平出口在外部冷却管道上的开口为圆管开口，在核反应堆保温层上的开口为环形开口，两个开口之间采用平滑过渡结构，外部冷却管道水平出口的流通横截面积为外部冷却管道底部出口的流通横截面积的0.5～2.5倍。

进一步，所述能动注水冷却系统包括与外部冷却管道连通的能动注水管，设置在能动注水管上的能动注水泵和断电关闭电动截止阀，以及连接在能动注水管上用于连通外部水源的能动取水管。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、本发明采用多角度布置的冷却口，可针对局部热量集中位置进行针对性布置，在压力容器下封头外表面的局部位置形成针对性的射流冷却；可以显著强化外部冷却对压力容器下封头的局部冷却能力，缓解对高功率反应堆ivr系统威胁最大的热聚焦效应；

2、本发明采用管道式冷却剂注入口，相比池式或者空间式注入，注入速率快，在发生事故条件下，可以较为快速的冷却反应堆压力容器下封头，防止在冷却剂液位还未淹没压力容器下封头时，压力容器下封头即发生热熔穿失效；

3、本发明可以实现能动注水冷却、非能动高位水箱注入冷却及长期非能动自然循环冷却三种模式并存，三种模式并存的条件下，可靠程度更高，可实现被动安全，无需人工干预的时间更长，耐受更长的恢复厂区供电的时间；

4、本发明可以应用在工作压力为常压～1mpa，工作温度为常温～200℃的水介质、蒸汽介质以及蒸汽水两相介质工况条件下，实现长期自然循环冷却效果。

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为本发明的结构示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

1-熔融物；2-核反应堆压力容器；3-核反应堆保温层；4-外部冷却管道；5-外部冷却管道水平出口；6-外部冷却管道底部出口；7-外部冷却管道倾斜出口；8-连通管道；9-单向流动阀；10-冷却水收集池；11-过滤结构；12-非能动浮球阀；13-高位水箱注水管；14-电动截止阀；15-高位水箱；16-安全壳内嵌冷凝器；17-安全壳；18-能动注水管；19-能动注水泵；20-断电关闭电动截止阀；21-能动取水管。

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。

实施例1

一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统，如图1所示，包括通过核反应堆保温层3围绕核反应堆压力容器2后构成的冷却通道，与外部冷却管道4连通的能动注水冷却系统，设置在核反应堆压力容器2顶端与冷却通道连通的非能动高位水箱系统。

其中，外部冷却管道4通过管道式冷却剂注入口与冷却通道连通；所述管道式冷却剂注入口包括外部冷却管道水平出口5、外部冷却管道底部出口6和外部冷却管道倾斜出口7中的至少一种。

即，本实施例中三种出口结构可同时存在，也可以只存在一种或两种，但是至少需要有一种存在。考虑实际核反应堆压力容器几何结构及核反应堆堆芯的核燃料和堆内构件材质组成，堆芯可能在下封头内形成多种熔池结构，不同熔池结构可能造成不同的下封头热量分布。根据热量分布设置管道式冷却剂注入口的具体组成。

如：根据现有的在建在役电厂的情况，多数条件下，熔池对压力容器下封头的传热，会导致压力容器下封头70～90°区间范围内热量处于局部峰值。因此，在该情况下，本实施例中推荐进行外部冷却管道底部出口6和外部冷却管道倾斜出口7的组合设置。

实施例2

本实施例与实施例1的区别在于，本实施例中优化了本发明熔融物堆内滞留系统的具体结构，实现了能动注水冷却、非能动注水冷却及长期自然循环冷却三种模式并存的方式，具体设置如下：

一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统，如图1所示，包括核反应堆压力容器2、核反应堆保温层3、外部冷却管道4、连通管道8、单向流动阀9、冷却水收集池10、过滤结构11、非能动浮球阀12、高位水箱注水管13、电动截止阀14、高位水箱15、安全壳内嵌冷凝器16、安全壳17、管道式冷却剂注入口、非能动高位水箱系统以及能动注水冷却系统。

在核设施发生事故条件下，首先启动能动注水冷却系统，此能动注水冷却系统从内置换料水箱或者消防水取水注入到外部冷却管道。经由管道式冷却剂注入口，注入核反应堆保温层和核反应堆压力容器构成的冷却通道，由于能动注水冷却系统的驱动压头存在，可以顶开非能动浮球阀，经由冷却通道顶部排放口排出到安全壳，形成持续流动，对核反应堆压力容器下封头外表面进行外部冷却。

在核设施发生事故条件下，首先启动能动注水冷却系统，如果丧失供电无法启动能动注水冷却系统的条件下，则启动非能动高位水箱系统。在丧失供电的条件下，高位水箱系统的阀门会自动打开。由于高位水箱系统与外部冷却管道之间存在高度差，在重力作用下高位水箱系统内的水会经由高位水箱注水管、全开状态的电动截止阀注入外部冷却管道。经由管道式冷却剂注入口，注入核反应堆保温层和核反应堆压力容器构成的冷却通道，由于高度差导致的驱动压头存在，可以顶开非能动浮球阀，经由冷却通道顶部排放口排出到安全壳，形成持续流动，对核反应堆压力容器下封头外表面进行外部冷却。

在核设施发生事故条件下，在丧失供电的条件下，首先启动非能动高位水箱系统，非能动高位水箱系统运行过程中，非能动高位水箱系统中的水对核反应堆压力容器下封头外表面进行外部冷却后，所产生的水和水蒸气通过冷却通道顶部排放口，即顶部排放口位置处排出到安全壳。排出的水蒸汽会被安全壳内嵌冷凝器冷凝，冷凝水会重新落到安全壳地面。冷凝水和从冷却通道顶部排放口排出的水汇合后，流入冷却水收集池，从冷却水收集池底部通过连通管道、单向流动阀与外部冷却管道相连通。

因此，当非能动高位水箱系统的冷却剂注入结束时，非能动高位水箱系统的冷却剂驱动压力会低于冷却水收集池由高度形成的冷却剂驱动压力，此时核反应堆压力容器与核反应堆保温层之间的冷却通道、冷却水收集池、连通管道等已经充满了水。此时，冷却水从冷却水收集池底部通过连通管道、单向流动阀流入外部冷却管道，经由管道式冷却剂注入口，注入核反应堆保温层和核反应堆压力容器构成的冷却通道，由于密度差导致的浮力存在，可以使得非能动浮球阀打开，冷却通道内的水和水蒸气通过冷却通道顶部排放口排出到安全壳，排出的水蒸汽会被安全壳内嵌冷凝器冷凝，冷凝水会重新落到安全壳地面。冷凝水和从冷却通道顶部排放口排出的水汇合后，经由过滤器过滤后，流入冷却水收集池，冷却水收集池内的水依靠重力注入外部冷却管道，形成长期自然循环。实现压力容器下封头外壁面及筒体的长期冷却，使熔融物滞留于压力容器下封头内，保持压力容器的完整性。

通过上述结构的组合设置，能有效实现能动注水冷却、非能动注水冷却及长期自然循环冷却三种模式并存的方式。由于冷却剂驱动压头不同，三个分系统之间会实现自动切换。

三个分系统之间具体切换方式如下，在核设施发生事故条件下，在能动注水冷却系统有效的条件下，首先启动能动注水冷却系统，由于能动注水冷却系统的冷却剂驱动压力最高，所以压力容器下封头的外部冷却由能动注水冷却系统实现，而且由于单向流动阀和电动截止阀的存在，能动注入的冷却剂不会直接流失到非能动高位水箱注水冷却系统的高位水箱和非能动自然循环注水冷却系统的冷却水收集池。

当能动注水冷却系统失效的条件下，即在丧失供电的条件下，电动截止阀会自动打开。由于高位水箱的冷却剂驱动压力高于冷却水收集池的，因此，压力容器下封头的外部冷却由非能动高位水箱注水冷却系统实现。而且，由于单向流动阀的存在，非能动高位水箱注入的冷却剂不会直接流失到非能动自然循环注水冷却系统的冷却水收集池。由于断电关闭电动截止阀会处于断电关闭状态，非能动高位水箱注入的冷却剂不会直接流失到能动注水冷却系统。

当能动注水冷却系统失效，且非能动高位水箱注水冷却系统的冷却剂注入结束时，由于高度差，冷却水收集池内收集的冷却剂会通过管道注入冷却压力容器下封头，并形成长期自然循环冷却。同样的，由于断电关闭电动截止阀会处于断电关闭状态，自然循环冷却的冷却剂不会直接流失到能动注水冷却系统。

实施例3

本实施例与实施例1的区别在于，本实施例中优化了非能动高位水箱系统以及能动注水冷却系统的结构，具体设置如下：

其中，非能动高位水箱系统包括高位水箱15，连通外部冷却管道4和高位水箱15的高位水箱注水管13，设置在高位水箱注水管13上的电动截止阀14；

上述非能动高位水箱系统均设置在安全壳17内，该高位水箱注水管13一端与高位水箱15的底端连通，另一端与外部冷却管道4连通。

其中，能动注水冷却系统包括与外部冷却管道4连通的能动注水管18，设置在能动注水管18上的能动注水泵19和断电关闭电动截止阀20，以及连接在能动注水管18上用于连通外部水源的能动取水管21。

本实施例中能动注水冷却系统的工作过程为：在核设施发生事故条件下，此时断电关闭电动截止阀处于全开状态，由能动取水管从内置换料水箱或者消防水取水，能动注水泵提供驱动压头，通过能动注水管注入外部冷却管道。经由管道式冷却剂注入口，注入核反应堆保温层和核反应堆压力容器构成的冷却通道，由于驱动压头存在，可以顶开非能动浮球阀，经由冷却通道顶部排放口排出到安全壳，形成持续流动，对核反应堆压力容器下封头外表面进行外部冷却。

本实施例中，在丧失供电的条件下，非能动高位水箱系统的工作过程为：电动截止阀自动打开，由于高位水箱与外部冷却管道之间存在高度差，在重力作用下高位水箱内的水会经由高位水箱注水管、全开状态的电动截止阀注入外部冷却管道。经由管道式冷却剂注入口，注入核反应堆保温层和核反应堆压力容器构成的冷却通道，由于高度差导致的驱动压头存在，可以顶开非能动浮球阀，经由冷却通道顶部排放口排出到安全壳，形成持续流动，对核反应堆压力容器下封头外表面进行外部冷却。

实施例4

本实施例与实施例1或2或3的区别在于，本实施例中优化了管道式冷却剂注入口中外部冷却管道倾斜出口7和外部冷却管道水平出口5的具体结构，设置如下：

所述外部冷却管道倾斜出口7在外部冷却管道4上的开口为圆管开口，在核反应堆保温层3上的开口为环形开口，两个开口之间采用平滑过渡结构，外部冷却管道倾斜出口7的流通横截面积为外部冷却管道底部出口6的流通横截面积的0.5～2.5倍。

所述外部冷却管道水平出口5在外部冷却管道4上的开口为圆管开口，在核反应堆保温层3上的开口为环形开口，两个开口之间采用平滑过渡结构，外部冷却管道水平出口5的流通横截面积为外部冷却管道底部出口6的流通横截面积的0.5～2.5倍。

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。