反应堆容器中的熔体保留系统的制作方法

1.本发明涉及核能领域及在严重事故中确保核电站安全的装置。本发明旨在用于各种类型的核电厂。


背景技术：

2.核电最重要的问题是在反应堆堆芯熔化发生严重事故时确保核电站的安全。核电厂现代安全系统的目的是防止反应堆容器被所谓的corium熔化，即核燃料与混凝土，金属部件和其他事故结果的混合物。在发生冷却核设施的冷却剂损失事故时，许多安全系统用于冷却核设施，这些系统使用带有制备好的硼酸溶液的泵和罐将其供应到反应堆容器，以及收集从损坏管道流出的冷却剂的特殊坑罐，也用于向反应堆容器进料。在动力源损失严重事故的情况下，熔体定位装置在现代实践中被广泛使用，即位于反应器底部下方并填充有专门制备的材料的单独装置。然而，这些装置在生产和建造方面都非常昂贵，而且装有熔体定位装置的发电厂没有发生严重事故因此这些装置没有经过验证，因此旨在在发生严重事故时保留反应堆堆芯熔体的系统，即使在反应堆容器熔化的情况下也会延迟这一时刻，部分冷却芯体，从而为熔体定位装置保留芯体提供更多机会，并且在熔体可靠地保留在反应器容器中的情况下，即放弃昂贵的熔体定位装置。此外，在不提供熔体定位装置的在建核电厂的那些项目中在反应堆容器中使用这样的熔体保留系统可以显着增加这种核电厂的安全性。
3.如上所述，在本技术领域中已经采用了各种技术方案。
4.已知一种核反应堆（rf专利第2496163号发明，2011年11月27日公布），含有反应堆堆芯所在的罐、用于冷却反应堆的初级回路、罐所在的罐井、围绕罐井中罐下部的环形一卷, 与密封壳体的体积分离，确保出现过大的蒸汽压力。
5.这些是具有在环形通道中创建液体的强制对流的可能性而制成的装置，以及用于激活具有使用指定收集的蒸汽创建强制对流的可能性而制成的装置。
6.这样的反应器使得可以在自主模式下增加其操作的安全性，而无需外部能量供应。然而，它的缺点是，由于使用复杂的装置将热能转换为机械能和进一步传输机械能，在发生严重事故时，它在自主模式下的使用安全性不足。
7.在反应堆容器内还有一个熔体滞留系统，用于事故发生时，反应堆轴的导热壁（中国发明专利第104036833号，2014年9月10日公布），包括位于轴内的核反应堆，位于反应堆轴上方的冷却剂箱，通过压力管道连接反应堆轴导热壁外侧，环形水廊通过封闭管道连接水位维持箱。
8.这样的系统使得可以通过冷却反应堆容器中的熔体来增加核电站的安全性，然而，它不提供被动模式下的操作，因为它需要打开阀门来启动系统。
9.与要求保护的发明最接近的是核反应堆容器的除热系统（rf专利号2649417，2018年4月3日公布），包含至少一个连接到冷却水源的泵，设计用于将冷却水强制泵送到外壳外的热电转换器，用于将热能直接转换为安装在反应堆容器外表面的电能，以及至少一个由
热电转换器驱动泵的电动机。
10.这样的系统使得能够增加由于冷却剂的强制循环而导致的热交换的效率，同时确保系统工作方式的被动性的要求（即没有外部源和控制动作）。然而，它的缺点是，由于使用复杂的热能转换成电能和需要使用电动马达来驱动泵，在发生严重事故时，它在自主模式下的使用安全性不足。


技术实现要素：

11.本发明主要解决的技术问题是开发反应堆容器中的熔体保留系统，其允许在被动和主动模式下以不同的事故严重程度将熔体保留在核反应堆容器中的可能性。通过在被动和主动模式下提供在事故严重程度变化的核反应堆主体中保留熔体的可能性来增加核电厂的安全性。
12.本发明解决上述技术问题的技术方案如下：在包含位于轴中的反应堆、反应堆容器外部的冷却剂循环泵和储罐的公知的内部熔体保留系统中，储罐位于反应堆容器底部下的轴中，在反应堆容器底部上方有另外的坑罐，在发生冷却剂损失事故时可以收集冷却剂，而储罐通过供应冷却剂的通道连接到坑罐的上部。
13.优选地，反应器轴应配备导流板以均衡热流。
14.优选地，制作带翅片的偏转器。
15.优选地，为储罐提供过滤器。
16.优选地，将储罐与管道连接到外部冷却剂源。
17.优选地，将储罐与位于反应器容器上方的带有蒸汽冷凝系统的管道连接，将反应器轴与带有蒸汽去除通道的蒸汽冷凝系统连接。
18.优选地，在连接蒸汽冷凝系统和储罐的管道中引入专用储罐。
附图说明
19.本发明由以下附图解释:图1显示了具有用于保留反应堆回路中的悬浮物的系统的核电站的内容的一般视图；图2示出了在优选版本中的反应器容器中的熔体保留系统的图；图3显示了反应堆容器中具有熔体保留系统的核电站安全壳下部的视图。
20.反应堆容器内的熔体保留系统包括一个位于轴内的反应堆1，一个或几个反应堆容器外的冷却剂循环泵（图中未显示），在其中间部分的水平上，有反应堆区应急冷却系统的坑罐2，在反应堆1的底部有一个通过过滤器6通过冷却剂进气通道连接到坑罐2上部的储罐3。储水箱3还通过管路5与图2中示意图所示的外部水源相连。这些源之一是冷凝热交换器9，在将它们连接到储罐3的管道4中安装了一个特殊的储罐8。在反应堆竖井内围绕反应堆容器安装导流板5，间隙很小。在导流板上方的反应堆上部，有蒸汽清除通道10与安全壳的公共空间相连。
具体实施方式
21.以下结合附图对本发明的原理和特征进行描述，所具实例只用于解释本发明，并非用于限定本发明的范围。
22.说明书和所附的附图是本发明的图示，其不应被认为是限制其范围。说明书中描述了各种具体细节以便于全面理解本发明。然而，在某些情况下，不描述公知的或传统上使用的细节，以免使描述混乱。除非另有说明，本说明中使用的所有技术和科学术语具有在本发明所涉及的技术领域的技术人员所接受的含义。
23.当核电站在动力运行期间，冷却剂（含有一些硼酸含量的水）装在特殊的储罐中，例如反应堆区紧急冷却系统的eccs 蓄能器和第二级蓄能器，修正轴，以及坑罐2中，而坑罐中的水位低于冷却剂进气通道7的进气水平，因此不会进入储罐3。在反应堆容器的处于最高操作温度时，水进入是不可接受的。
24.如果发生冷却剂损失而不导致反应堆区紧急冷却系统关闭的不合设计事故，液体通过该系统的标准装置从坑罐2中取出并送入反应堆1内，使其不会达到冷却剂进气通道7的进气开口的水平，尽管冷却剂通过冷却剂管道中的缝隙进入，但不会进入储罐3。与此同时，用于外部水源供水的管道4的循环泵也不工作。所以储罐3中的水位不能到达反应堆容器1，这减少了反应堆容器1的装载循环次数，保护其免受过大的负荷。
25.在以反应堆区紧急冷却系统泵的能源损失为特征的严重事故中，坑槽的水停止流入反应堆1，因此坑槽2中的水位从某一点超过冷却剂进气通道7的进气开口的水平，结果它进入储槽3并逐渐达到反应堆容器1的水平，通过导流板5冷却它，这有助于通过将堆芯和内部装置的熔体保留在反应堆容器内部来防止反应堆容器1熔化。
26.除了上述冷却反应堆1的方法之外，基于被动原理，还能够基于对堆芯实际状态的分析，在操作员的命令下使系统投入运行。如果相应的泵保持运行，这是可能的。
27.在这种情况下，反应堆竖井湾的供水是从可用的最大数量的不同来源提供的（取决于事故情景），例如，从主循环回路，从反应堆区紧急冷却系统的液压能力和第二阶段的液压能力，从修正轴，从安全壳外部的来源。
28.在这两种情况下，产生的蒸汽-水混合物通过反应堆轴设备中的蒸汽去除通道10排放到蒸汽发生器箱中，并进一步进入安全壳穹顶下的空间，在那里蒸汽由于被动热去除系统的操作而冷凝，然后水通过重力流入反应堆轴1。这确保了热量从安全壳密封外壳到大气空气的无限排出。
29.在优选的实施例中，连接来自保护壳的被动除热系统和储罐3的管道4具有专门的储罐8，该储罐8设计用于收集来自保护壳的被动除热系统热交换器的冷凝物并进一步将其送入储罐3。这将减少进入储罐3的冷却剂的污染并且有助于通过供应具有低含量杂质的冷凝水来解决硼积累的问题。这使我们能够解决一个重要的问题即限制了水中所含硼酸的沉积在反应堆容器1的冷却通道以及在反应堆容器1的表面上，由于硼酸的沉积减少了热流，冷却了反应堆容器1。
30.反应堆容器和相关系统中熔融物质安全壳系统的元件可以配备监测和管理严重超出设计基础事故的仪器。
31.也可用于在反应器容器中保留熔体的系统中这样的装置，以加强反应器和冷却水之间的热交换，作为导流板5的翅片。
32.在动力装置和反应堆类型的反应堆容器中应用熔体保留系统不会导致性能恶化（装机容量利用率、可用性、维护和修理的时间和成本，以及设备的热损失的增加）。
33.在正常运作、违反正常运作、紧急情况下（设计事故和设计外事故而不熔化堆芯）反应堆容器内的熔体保留系统不会干扰空腔混凝土内通风管道以及，在套管的隔热层和干式保护金属结构之间的冷却空气通道的运作。
34.如上所示，反应堆容器中熔体保留系统的元件的设计除了严重事故外所有条件下消除了水在反应堆容器上的进入，以减少容器的装载周期数。
35.导流板5的下部还起到反应堆容器保温的功能。为提供对反应器1底部的通入，导流板5的下部(具有隔热)可以制成具有向下下降的。
36.将冷却剂从污染中净化的过滤器6位于储罐3周围的反应堆轴的下部。
37.也可以使用反应器区的紧急冷却系统的过滤器，以确保供应到反应器容器中的熔体保留系统的水的纯度。
38.如图2所示，用于从外部源供水的管道4优选地包括:-从坑罐供水的管道2反应堆区的紧急冷却系统。
39.供水通道位于坑槽2的标称水位上方。与此同时，只有在冷却剂损失事故发生后，才向反应堆轴供应水。
[0040]-反应堆内部检查井设备供水管道。
[0041]-来自外部来源的供水管道。
[0042]
反应堆容器中的熔体保留系统可用于各种类型的核电厂，并允许通过在各种类型的事故中确保熔体在反应堆容器中的保留来增加它们的安全性。