一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统
阅读说明：本技术 一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统 (Water injection cooling system for reactor melt fragment bed ) 是由 黄政 张慧敏 孙婧 孙晓晖 周喆 李汉辰 王贺南 常愿 蔡盟利 雷宁博 李精精 于 2021-07-02 设计创作，主要内容包括：本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域,具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统,包括设置在安全壳(10)内部底端的堆坑内的集水底盘(4),冷却水(8)能够由集水底盘(4)的内部向上方涌出至集水底盘(4)的上表面。本分明能够在核电厂发生严重事故时将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出,并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性,从而保持安全壳结构的完整性,缓解事故后果。(The invention belongs to the technical field of nuclear power plant reactor safety systems, and particularly relates to a water injection cooling system for a reactor melt fragment bed, which comprises a water collecting chassis (4) arranged in a pit at the bottom end in a containment (10), wherein cooling water (8) can flow upwards from the inside of the water collecting chassis (4) to the upper surface of the water collecting chassis (4). The method can rapidly and effectively lead decay heat in the molten material fragment bed out when a severe accident occurs in a nuclear power plant, and maintain the coolability of the molten material fragment bed in a long-term stage, so that the integrity of a containment structure is maintained, and the accident consequence is relieved.)
技术领域
本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统。
背景技术
轻水堆(LWR)核电厂发生严重事故时，反应堆堆芯由于冷却能力丧失快速升温，并导致燃料组件熔化和内部构件坍塌。上述堆芯熔融物随后会迁移并积聚在反应堆压力容器的下腔室中。如果反应堆压力容器壁面由于热冲击而发生破裂，这些堆芯熔化物则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会进一步与冷却水发生强烈的物理化学作用，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，熔融物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，才能最终成功终止事故进程；否则碎片颗粒会重新升温融化形成熔融池，威胁到安全壳地板混凝土结构的完整性，可能导致大量放射性物质释放到外部环境。
传统的二代核电厂设计中没有专门针对堆外熔融物碎片床冷却的缓解手段。三代先进核电厂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为代表的熔融物反应堆压力容器内滞留(IVR)策略，即通过事故条件下淹没堆坑来冷却反应堆压力容器外壁面，从而保持反应堆压力容器的完整性。但是该缓解措施只针对反应堆压力容器内的熔融物，一旦反应堆压力容器失效，将无法进一步对反应堆压力容器外部的熔融物进行冷却；此外，由于受到外部冷却能力的限制，IVR策略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)为代表的堆芯捕集器(Core catcher)设计方案，其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，再通过从熔融物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，冷却水是从熔融物碎片床的顶部自上而下淹没渗透，而冷却过程中产生的大量蒸汽则是自下而上流动。由于两种流体流动方向相反，因此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，很有可能难以得到有效冷却。另一方面，已有的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的熔融物碎片床的高度。因此若熔融物碎片床形成过程中无法有效地被摊薄摊平，将有可能导致熔融物碎片床最终无法得到有效冷却。
发明内容
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高效的非能动冷却系统，用于将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出，并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性，从而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，其中，包括设置在安全壳内部底端的堆坑内的集水底盘，冷却水能够由所述集水底盘的内部向上方涌出至所述集水底盘的上表面。
进一步，还包括设置在所述安全壳内部的、用于存储所述冷却水的水箱，所述水箱的位置高于所述集水底盘的位置，所述水箱通过下降管线与所述集水底盘连通，所述冷却水能够通过重力由所述水箱经过所述下降管线进入所述集水底盘内部并向上方涌出至所述集水底盘的上表面。
进一步，所述集水底盘的上表面设有若干注入管嘴，所述集水底盘内部的所述冷却水经过所述注入管嘴涌出至所述集水底盘的上表面。
进一步，还包括覆盖在所述集水底盘和所述注入管嘴上方的牺牲混凝土材料层，所述牺牲混凝土材料层的成分为Fe2O3。
进一步，所述下降管线的一端连通所述水箱的底部，所述下降管线的另一端连通所述集水底盘的侧壁。
进一步，所述下降管线上设有能够远程控制的阀门。
进一步，所述下降管线为若干条，均匀分布在所述水箱的周向位置上。
进一步，所述水箱为环形结构，贴近所述安全壳的内壁设置。
进一步，所述注入管嘴的材质为耐高温陶瓷。
本发明的有益效果在于：
1.考虑了熔融物反应堆压力容器内滞留(IVR)策略失效后的事故后果，并提出了相应的缓解措施，进一步提高了核电厂应对严重事故的能力和安全性。
2.事故条件下借助非能动的手段对熔融物碎片床进行冷却，不依赖于对安全级电源和能动的泵，简化了系统和设备，提高了核电厂固有安全性的同时也保证了经济性。
3.采用从底部注水而不是传统的顶部淹没注水方式，避免了注入的冷却水受到反向流动的蒸汽阻碍，克服了CCFL现象的限制，从而有效提高了冷却水的渗透能力和冷却效率。
4.冷却能力主要取决于冷却水底部注入的流量，而非像顶部淹没方案那样碎片床高度对冷却性起决定作用，从而降低了对熔融物形成过程中摊平的要求，提高了可冷却性。
附图说明
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)；
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)；
图3是本发明
具体实施方式
部分所述的一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统的示意图(包括安全壳10和堆芯11的位置关系)；
图4是本发明具体实施方式部分所述的一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统的立体示意图；
图5是本发明具体实施方式部分所述的一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统的工作原理示意图；
图中：1-水箱，2-下降管线，3-阀门，4-集水底盘，5-注入管嘴，6-牺牲混凝土材料层，7-熔融物碎片床，8-冷却水，9-蒸汽，10-安全壳，11-反应堆压力容器。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图3、图4所示，本发明提供的一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，其中，包括设置在安全壳10内部底端的堆坑内的集水底盘4，冷却水8能够由集水底盘4的内部向上方涌出至集水底盘4的上表面。
还包括设置在安全壳10内部的、用于存储冷却水的水箱1，水箱1的位置高于集水底盘4的位置，水箱1通过下降管线2与集水底盘4连通，冷却水能够通过重力由水箱1经过下降管线2进入集水底盘4内部并向上方涌出至集水底盘4的上表面。
集水底盘4的上表面设有若干注入管嘴5，集水底盘4内部的冷却水8经过注入管嘴5涌出至集水底盘4的上表面。
还包括覆盖在集水底盘4和注入管嘴5上方的牺牲混凝土材料层6，牺牲混凝土材料层6的成分为Fe2O3等氧化物，用于与喷射的高温熔融物混合，从而降低其温度和功率密度，保护注入管嘴5的机械结构的完整性。
下降管线2的一端连通水箱1的底部，下降管线2的另一端连通集水底盘4的侧壁。
下降管线2上设有能够远程控制的阀门3，正常运行时则处于闭合状态，发生事故后接收到反应堆压力容器破损的信号或者操作员指令后则开启。
下降管线2为若干条，均匀分布在水箱1的周向位置上(在附图4中显示共有4个独立系列的下降管线2，仅为示例)。
水箱1为环形结构，贴近安全壳10的内壁设置。
注入管嘴5的材质为耐高温陶瓷，注入管嘴5用于向堆坑内的熔融物碎片床注入冷却水。
最后介绍本分明所提供的一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统的实际应用：
结合图5，当核电厂发生堆芯熔化的严重事故并且反应堆压力容器11的壁面发生破损时，大量高温的堆芯熔融物喷射到底部的反应堆堆坑并与冷却水发生强烈反应。一方面，高温熔融物破碎形成的熔融物碎片床7沉积到反应堆堆坑，并与牺牲混凝土材料层6接触并混合，通过相互的物理化学作用降低了熔融物的温度和能量密度。另一方面，当接收到反应堆压力容器破损或者操作员指令后，该系统的所有下降管线2上的控制阀门3同时开启，之后水箱1中贮存的冷却水8在重力作用下经下降管线2流入并汇聚到集水底盘4，然后通过上方的注入管嘴5向上渗透注入到混合后的牺牲混凝土材料层6和熔融物碎片床7中的孔隙中。冷却水8被碎片颗粒加热升温后产生蒸汽9，蒸汽9向上流动，从而带走熔融物碎片床7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，由于冷却水8和蒸汽9的流动方向相同，因此冷却水8向上的渗透流动并不会收到蒸汽9的阻碍，从而更有利于熔融物碎片床7的冷却。该用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，能够用于应对反应堆压力容器11失效后的严重事故进程，缓解事故后果。
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。
- 上一篇：一种医用注射器针头装配设备
- 下一篇：一种非能动钢制安全壳热量导出系统