一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置的制作方法

1.本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种反应堆堆坑熔融物碎片床的强化换热装置。


背景技术：

2.轻水堆核电厂发生严重事故时，反应堆堆芯由于缺少冷却而快速升温，导致燃料组件和内部构件发生熔化和坍塌。上述堆芯熔融物随后迁移并积聚在反应堆压力容器的下腔室。如果压力容器壁面由于热冲击而发生破裂，这些堆芯熔化物会从破口喷射到反应堆堆坑中。若此时反应堆堆坑已经被冷却水淹没，喷射出的高温熔融物则会进一步与冷却水发生剧烈物理化学反应，破碎成细小的颗粒并沉积在堆坑底部，从而形成多孔的熔融物碎片床。在此之后，碎片床还需要持续地进行冷却、将碎片颗粒所携带的衰变热量不断地排出，才能最终终止事故进程；否则碎片颗粒会重新升温融化形成熔融池，对安全壳混凝土结构的完整性造成威胁，并可能导致大量放射性物质释放到外部环境。
3.传统的二代核电厂设计中未考虑堆外熔融物碎片床的冷却问题，也没有设置专门的缓解手段。三代先进核电厂设计针对堆外熔融物碎片床的缓解策略大致可分为两类：一类是以美国ap1000为代表的设计，采用的是熔融物压力容器内滞留(ivr)的方案，即通过事故条件下淹没堆坑来冷却压力容器外壁面，从而保持压力容器的完整性。但是ivr方案只能用于冷却反应堆压力容器内的熔融物，无法冷却反应堆堆坑内的熔融物碎片床；此外，由于受到冷却能力的限制，ivr方案也无法应用于功率更大的堆型。另一类是以法国epr(见图1)和俄罗斯vver(见图2)为代表的设计方案，采用的是堆芯捕集器(core catcher)的策略。该策略的基本原理是首先将喷射的高温熔融物与牺牲材料混凝土混合，然后摊开在预先涂有高温惰性材料的钢制平板上，再通过从顶部注入冷却水淹没熔融物来实施冷却。堆芯捕集器的策略也有自身的局限性。一方面，在冷却过程中冷却水是从熔融物碎片床顶部自上而下淹没渗透，而碎片床内产生的大量蒸汽则是自下而上流动。由于两种流体的流动方向相反，冷却水有可能因为向上的蒸汽流的阻碍而无法有效向下渗透流入熔融物碎片内部(称为ccfl现象)。特别是靠近底部的区域，有可能无法得到充分冷却。另一方面，实验研究和程序计算结果也表明：在冷却水从顶部淹没的条件下，熔融物碎片床的可冷却性很大程度上取决于形成碎片床的高度。因此若碎片床形成过程中无法有效地被摊薄摊平，将无法确保熔融物碎片床最终得到有效冷却。


技术实现要素：

4.本发明的目的在于针对核电厂严重事故下堆坑内形成的熔融物碎片床提供一种强化换热的引流装置，该引流装置能够将冷却水引入到熔融物碎片床内原先冷却水难以到达的区域，并将积聚的蒸汽快速地排出，从而改善这些区域的冷却条件，实现衰变热量快速有效地导出，维持熔融物碎片床的可冷却性，实现长期冷却功能，进而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果，提高核电厂固有安全性。
5.为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置，其中，包括设置在反应堆的堆坑底部的换热引流管，冷却水从所述换热引流管的顶部进入其内部并从其底部侧排出。
6.进一步，所述换热引流管包括圆筒形管壁，还包括设置在所述圆筒形管壁的顶端的顶盖，所述换热引流管垂直设置在所述反应堆的堆坑底部。
7.进一步，所述顶盖上设有若干引流开孔，在所述换热引流管的靠近底端的侧壁上设有若干渗水开孔，所述冷却水从所述引流开孔进入所述换热引流管内部然后从所述渗水开孔排出。
8.进一步，设置所述渗水开孔的最高位置为所述换热引流管高度的1/3。
9.进一步，所述渗水开孔的直径≤3毫米，所述引流开孔的直径≤3毫米。
10.进一步，所述换热引流管的材质为耐高温金属，所述耐高温金属包括不锈钢。
11.进一步，所述换热引流管的直径为0.3m，所述圆筒形管壁的厚度为20mm。
12.进一步，所述顶盖的厚度为20mm。
13.进一步，所述换热引流管为若干根，以环形阵列形式分布在所述反应堆的堆坑底部。
14.进一步，所述换热引流管的高度一致，均为1.2m。
15.进一步，由所述环形阵列中心区域至所述环形阵列外围区域，所述换热引流管的高度依次降低。
16.本发明的有益效果在于：
17.1.考虑了熔融物压力容器内滞留(ivr)策略失效后的事故后果，提出了应对堆外的熔融物碎片床的缓解措施，进一步提高了核电厂应对严重事故的能力和固有安全性。
18.2.结构简单，可靠性高，没有复杂的系统、管线和阀门，不依赖于电源和能动设备，无需操作员动作干预，成本低廉，经济性好。
19.3.布置占用空间小，易于实施，适用性强。
20.4.将冷却水直接引入原先冷却水难以渗透进入的熔融物碎片床底部，能够有效地改善熔融物碎片床底部的冷却条件。
21.5.相比于现有的顶部淹没注水方式，引入到熔融物碎片床底部的冷却水流动避免了受到反向流动的蒸汽阻碍，克服了ccfl现象的限制，能够有效提高冷却效率。
附图说明
22.图1是本发明背景技术部分三代核电厂堆芯捕集器系统示意图(法国epr)；
23.图2是本发明背景技术部分三代核电厂堆芯捕集器系统示意图(俄罗斯vver)；
24.图3是本发明具体实施方式部分所述的换热引流管10的结构示意图；
25.图4是本发明具体实施方式部分所述的换热引流管10的俯视图；
26.图5是本发明具体实施方式部分所述的换热引流管10的仰视图；
27.图6是图4的a
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a向剖视图；
28.图7是本发明具体实施方式部分所述的一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置在反应堆堆坑布置的示意图；
29.图8是本发明具体实施方式部分所述的一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装
置在安全壳11内布置的示意图；
30.图9是本发明具体实施方式部分所述的一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置的工作原理示意图(单根换热引流管10)
31.图中：1
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圆筒形管壁，2
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顶盖，3
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引流开孔，4
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渗水开孔，5
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熔融物碎片床，6
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反应堆堆坑底板，7
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冷却水，8
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蒸汽，9
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反应堆压力容器，10
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换热引流管，11
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安全壳。
具体实施方式
32.下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
33.如图3至图6所示，本发明提供的一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置，包括设置在反应堆的堆坑底部的换热引流管10，冷却水7从换热引流管10的顶部进入其内部并从其底部侧排出。
34.换热引流管10包括圆筒形管壁1，还包括设置在圆筒形管壁1的顶端的顶盖2，用于防止熔融物颗粒进入引流管堵塞管道；换热引流管10垂直设置在反应堆的堆坑底部。
35.顶盖2上设有若干引流开孔3，用于将冷却水7引入管道内部；在换热引流管10的靠近底端的侧壁上设有若干渗水开孔4，渗水开孔4沿侧壁圆周均匀分布；冷却水7从引流开孔3进入换热引流管10内部然后从渗水开孔4排出。
36.设置渗水开孔4的最高位置为换热引流管10高度的1/3。
37.渗水开孔4的直径≤3毫米(碎片颗粒直径的典型值)，引流开孔3的直径≤3毫米(碎片颗粒直径的典型值)。
38.换热引流管10的材质为耐高温金属，耐高温金属包括不锈钢，换热引流管10在与反应堆压力容器9内喷射出的高温熔融物接触时能够承受高温而不发生机械破损失效。
39.换热引流管10的直径为0.3m，圆筒形管壁1的厚度为20mm。
40.顶盖2的厚度为20mm。
41.如图7、图8所示，换热引流管10为若干根，以环形阵列形式均匀分布在反应堆的堆坑底部(在反应堆压力容器9下方的反应堆堆坑底板6的圆形区域中)，用于对形成的熔融物碎片床5的多个区域同时进行引流和换热强化。
42.换热引流管10的高度有两种形式：
43.第一种形式，换热引流管10的高度一致，均为1.2m，换热引流管10的高度能使得引流换热的效果最佳。
44.第二种形式，由环形阵列中心区域至环形阵列外围区域，换热引流管10的高度依次降低，即环形阵列中心区域的换热引流管10的高度最大，远离环形阵列中心区域的换热引流管10的高度逐渐减小。
45.如图9所示，当核电厂发生堆芯熔化的严重事故并且反应堆压力容器9壁面发生破损后，大量高温的堆芯熔融物喷射到反应堆堆坑并与冷却水7发生强烈反应，破碎形成细小颗粒后沉积在反应堆堆坑底板6上，最终形成熔融物碎片床5。由于流动阻力远远小于熔融物碎片床5，冷却水7通过换热引流管10的顶盖2上的引流开孔3向下流动进入换热引流管10内部，然后通过侧壁上的渗水开孔4渗透进入到周围的熔融物碎片床5的下部区域的孔隙中，并逐渐向熔融物碎片床5的外侧和上方区域渗透流动。冷却水7被碎片颗粒加热升温后通过蒸发或沸腾产生蒸汽8并向上流动，从而带走熔融物碎片床5内的热量，使其温度降低，
最终达到并维持在可冷却状态。特别地，由于蒸汽8和冷却水7在熔融物碎片床5中的流动方向相同，因此冷却水7的向上渗透流动并不会受到蒸汽8的阻碍，从而更有利于熔融物碎片床5的冷却。
46.本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。