阅读说明：本技术 一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统 (Passive and active combined molten material in-pile retention cooling system ) 是由 陈宝文 向清安 邓坚 卢庆 高颖贤 刘兆东 刘余 邓纯锐 邱志方 武小莉 蔡容 于 2020-08-12 设计创作，主要内容包括：本发明涉及核冷却系统技术领域,具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统,所采用的技术方案是：包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统,所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱；所述非能动冷却子系统包括第一冷却器,所述第一冷却器与保温层流道相连；所述能动冷却子系统包括第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵,所述第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵依次串接在保温层流道出口和进口之间。能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部,并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求,非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。(The invention relates to the technical field of nuclear cooling systems, in particular to a passive and active combined molten material in-pile retention cooling system, which adopts the following technical scheme: the passive cooling system comprises a pressure vessel external cooling structure, a passive cooling subsystem and an active cooling subsystem, wherein the pressure vessel external cooling structure comprises a primary side shielding water tank; the passive cooling subsystem comprises a first cooler, and the first cooler is connected with the flow channel of the heat-insulating layer; the active cooling subsystem comprises a second cooler, a secondary loop reserve tank and a water injection pump, wherein the second cooler, the secondary loop reserve tank and the water injection pump are sequentially connected between the outlet and the inlet of the heat-insulating layer runner in series. The device can quickly submerge the flow channel of the heat-insulating layer and cool the outside of the pressure vessel, reduces the requirements of the primary side shielding water tank or the secondary circuit standby water tank on the water filling amount and the water level height, and is very suitable for floating nuclear power plants and other nuclear reactors with limited space and water sources.)

一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统

技术领域

本发明涉及核冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统。

背景技术

福岛核事故之后，国际社会对核电厂严重事故的关注显著增强。该事故后，堆芯丧失冷却而裸露、升温、熔化，堆芯熔融物迁移重定位于压力容器下封头，可能继续熔穿压力容器下封头，导致放射性物质大量释放。

因此，在第三代核电技术中，堆芯熔融物的冷却与滞留措施成为国际消除大量放射性释放的关键策略。虽然目前都采用熔融物压力容器内冷却与滞留策略，但具体实施方案却各有差异。目前国际上大多采用了基于自然循环的非能动堆腔注水冷却系统设计方案，少部分采用了能动堆腔注水系统设计方案。严重事故后通过冷却水箱向堆腔重力注水、淹没堆腔，浮力作用导致压力容器保温层流道的底部入口浮塞开启，经压力容器保温层流道冷却压力容器下封头及筒体外壁面。汽水混合物推开压力容器保温层流道的顶部盖板，回流到堆腔外部回水通道，堆腔外部回水通道与堆腔下部连通，形成循环。保温层流道内的水作为上升段与堆腔外部回水通道的下降段形成自然循环流动，实现压力容器的长期冷却。

目前，在役的海上核反应堆并没有考虑严重事故的应对及缓解措施，而新设计的浮动核电站等核反应堆要求具有严重事故的应对及缓解措施。因此，基于浮动核电站等核反应堆的运行环境及空间水源限制等因素，需研究并开发设计一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，实现堆芯熔融物在核反应堆压力容器内的冷却与滞留。

发明内容

针对上述需要实现堆芯熔融物在核反应堆压力容器内的冷却与滞留的技术问题，本发明提供了一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，能够在严重事故下对反应堆压力容器进行有效冷却，以实现堆芯熔融物在核反应堆压力容器内的冷却与滞留。

本发明通过下述技术方案实现：

一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，包括压力容器外部冷却结构，所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱，所述一次侧屏蔽水箱出水端依次连接第一截止阀和第一止回阀后与保温层流道进水端相连；还包括非能动冷却子系统和能动冷却子系统；所述非能动冷却子系统包括第一冷却器，所述第一冷却器热管进水端与保温层流道出水端相连，所述第一冷却器与保温层流道之间连接有第二截止阀；所述第一冷却器热管出水端连接第三截止阀后与保温层流道进水端相连；所述能动能却子系统包括第二冷却器，所述第二冷却器热管进水端与第二止回阀出水端相连，所述第二冷却器与第二止回阀之间连接有第四截止阀；所述第二冷却器热管出水端依次连接二回路备用水箱、注水泵和第五截止阀后与保温层流道进水端相连。

本发明在使用时，当反应堆正常运行工况，压力容器、保温层流道及进出口管道处于空气状态，压力容器外部冷却结构的阀门、第一截止阀和第二截止阀关闭，第一冷却器的海水进口和出口均与海水相连；由于保温层流道间隙小，因此进行压力容器外部冷却的水容积要求小，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。

当反应堆发生严重事故时，非能动注水工况：首先打开压力容器外部冷却结构的阀门向保温层流道重力注水，浮力作用导致压力容器保温层流道的底部入口浮塞开启，经压力容器保温层流道冷却压力容器下封头及筒体外壁面，由于压力容器壁面处于高温状态，部分水汽化，水蒸气与空气通过保温层流道出口排到堆舱内淹没堆腔，部分水汽化，水蒸气与空气通过保温层流道出口排到堆舱内。同时打开第一冷却器出口管道第二截止阀和出口管道上的第三截止阀，从而使得第一冷却器回路与保温层流道连通、形成闭式循环流动回路。

其中汽水混合物经过第一冷却器传热管内侧，从上向下流动，被第一冷却器传热管外侧的海水冷却为过冷水；第一冷却器传热管外侧的海水被加热，从下向上非能动流动，较冷的海水通过底部入口管道进入第一冷却器底部海水侧，被加热的海水通过上部出口管道进入海水，过冷的海水是带出堆芯热量的最终热阱。进而使得保温层流道内的汽水混合物作为上升段，第一冷却器下部传热管内侧冷水为下降段，依靠冷热流体的密度差和位差形成闭式自然循环流动，通过压力容器外部的长期非能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留。

当反应堆发生严重事故时，此时系统的能动注水工况：首先打开二回路备用水箱的注水管道截止阀和第五截止阀，并启动注水泵；使二回路备用水箱内的水向保温层流道注水，由于压力容器壁面处于高温状态，部分水汽化，汽水混合物与空气通过出口总道进入第二冷却器被海水冷却，冷却水回流到二回路备用水箱。即第二冷却器回路通过二回路备用水箱、注水泵与保温层流道连通，形成闭式能动循环流动回路。继而通过压力容器外部的长期能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留，海水是带出堆芯热量的最终热阱。

其中能动注水工况，根据堆芯衰变热大小和能动注水流量共同确定保温层流道出口流体形式。堆芯衰变热较小且能动注水流量较大时，保温层流道出口流体可能为单相流或者为汽水混合物甚至为水蒸气。因此，需根据堆芯衰变热大小确定能动注水流量大小，确保保温层流道出口流体为单相流或汽水混合物。

综上，能动冷却子系统单独运行、压力容器外部冷却结构结合非能动冷却子系统单独运行，均能够实现向压力容器保温层流道直接注水，实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部，并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。且综合了非能动与能动冷却系统的优点，并降低第一冷却器的布置高度要求，有利于系统设备布置。

优选的，所述第三截止阀与保温层流道进水端之间连接有第三止回阀，以防止保温层流道内的流体回流至第一冷却器。

进一步的，所述第一冷却器与第二截止阀之间连接有波动水箱，所述波动水箱出水端连接有第四止回阀。由于在冷却器系统运行后期，系统带出的热量随着熔融物热量衰减而减少，保温层流道将由汽水混合物逐渐变成单相水，系统体积收缩；因此通过设置波动水箱，可补充而系统收缩的水体积。

优选的，所述第一冷却器的传热管底端高于堆芯活性区域中心线，以通过提高冷热流***差进一步提高自然循环能力。

进一步的，所述第二截止阀与保温层流道出水端之间连接有第二止回阀，以防止流体回流至保温层流道。

优选的，所述第二止回阀与保温层流道出水端之间还连接有安全阀，以防止整个冷却系统压力过高，确保系统运行安全。

优选的，所述保温层流道的顶部环形均匀分布有2n个出口管道，n为大于零的自然数，所述出口管道两两汇合最终形成出口总管。

优选的，所述安全阀设置于出口总管上，且位于堆舱壁内侧。

优选的，保温层结构内侧壁衬有不锈钢挡板，以防止保温层流道内的流体从保温层结构泄漏。

具体而言，所述保温层结构包裹压力容器下封头和直筒体。

本发明具有如下的优点和有益效果：

1、采用一次侧屏蔽水箱和/或二回路备用水箱向压力容器保温层流道直接注水，由于保温层流道容积很小，因此能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部，并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。

2、通过第二冷却器与保温层流道形成闭式循环流动回路，依靠给水泵驱动形成能动循环流动，利用海水作为最终热阱，继而通过压力容器外部的长期能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留

3、通过第一冷却器与保温层流道形成闭式循环流动回路，依靠冷热流体的密度差和位差形成闭式自然循环流动，利用海水作为最终热阱，进而通过压力容器外部的长期非能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留。

4、综合了非能动与能动冷却系统的优点，并降低第二冷却器的布置高度要求，有利于系统设备布置。

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为本发明的管路连接示意图；

图2为本发明的部件布置示意图。

附图中各零部件名称：

10-船体，20-堆舱壁，100-一次侧屏蔽水箱，101-第一截止阀，102-第一止回阀，103-入口管道，104-保温层结构结构，105-保温层流道，106-压力容器，107-出口管道,108-出口总道，109-安全阀，110-第二止回阀，111-第二截止阀，113-第一出口阀，114-第一入口阀，115-第一冷却器，116-第三截止阀，117-第三止回阀，121-第四截止阀，123-第二出口阀，124-第二入口阀，125-第二冷却器，130-二回路备用水箱，131-第五止回阀，132-第五截止阀，135-注水泵，140-波动水箱，141-第四止回阀。

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

一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统。

具体来说，压力容器外部冷却结构包括：位于堆舱内、环绕压力容器106的保温层结构104设置的一次侧屏蔽水箱100；所述保温层结构104包裹压力容器106下封头和直筒体，所述保温层结构104与压力容器106外壁面之间形成保温层流道105，保温层流道105间隙介于60mm到180mm之间，从而使得保温层流道105及入口管道容积位于4m³到6m³左右；所述保温层流道105的底部有一根保温层流道入口管道103。其中，一次侧屏蔽水箱100下部的出水管道设置常闭电动阀和止回阀，并与保温层流道105结构底部的注水入口管道103连接。即所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱100，所述一次侧屏蔽水箱100出水端依次连接第一截止阀101和第一止回阀102后通过入口管道103与保温层流道105进水端相连。

同时保温层结构104内侧壁衬有不锈钢挡板，以防止保温层流道105内的流体从保温层结构104泄漏。不锈刚衬板与压力容器106外壁面共同构成保温层流道105。所述保温层流道105的顶部环形均匀分布有2n个出口管道107，n为大于零的自然数，所述出口管道107两两汇合最终形成出口总管108；在本实施例中包围压力容器106下部筒体的保温层流道105的顶部均匀周向布置8根到12根出口管道(管道内径80mm到120mm之间)穿过保温层结构104与保温层流道105连接。即所述出口管道107两两会合，最终会合成一根出口总道108，以在压力容器106上端狭小的空间内合理的布设管道。

所述非能动冷却子系统包括第一冷却器115；所述第一冷却器115进水端与保温层流道105出水端相连，所述第一冷却器115与保温层流道105之间连接有第二截止阀111；所述第一冷却器115出水端连接第三截止阀116后与保温层流道105进水端相连。能够理解的是，第一冷却器115设有第一出口阀113、第一入口阀114，以通过第一入口阀114与海水进水端相连、通过第一出口阀113与海水回水端相连，即使第一冷却器115的冷管与海水相连。

进一步的，保温层流道105出口总管108位于堆舱壁20内侧的一段设置电动的安全阀109，保温层流道105的出口总管108位于堆舱壁20外侧的一段设置第二止回阀110，即所述第二止回阀110与保温层流道105出水端之间还连接有安全阀109，以防止整个冷却系统压力过高，确保系统运行安全。安全阀109的作用是：(1)非能动注水工况，通过开启安全阀向堆舱排出空气，使一次侧屏蔽水箱100和保温层流道105形成U型管，加速一次侧屏蔽水箱100向保温层流道105重力注水；(2)非能动运行工况，维持非能动冷却系统压力，确保系统安全运行。第二止回阀110的作用是：在反应堆正常运行时防止流体回流至保温层流道105冷却压力容器106外部造成的热冲击。

进一步的，所述第三截止阀116与保温层流道105进水端之间连接有第三止回阀117，以防止保温层流道105内的流体回流至第一冷却器115。

更进一步的，所述第一冷却器115与第二截止阀111之间连接有波动水箱140，所述波动水箱140出水端连接有第四止回阀141。由于在冷却器系统运行后期，系统带出的热量随着熔融物热量衰减而减少，保温层流道105将由汽水混合物逐渐变成单相水，系统体积收缩；因此通过设置波动水箱140，可补充而系统收缩的水体积。

优选的，所述第一冷却器115的传热管底端高于堆芯活性区域中心线，以通过提高冷热流***差进一步提高自然循环能力。

对于能动冷却子系统，所述能动冷却子系统包括第二冷却器125；所述第二冷却器125热管进水端与保温层流道105出水端相连，所述第二冷却器125与保温层流道105之间连接有第四截止阀121。所述第二冷却器125热管出水端依次连接二回路备用水箱130、注水泵135和第五截止阀132后与保温层流道105进水端相连。

其中，所述第二截止阀111与保温层流道105出水端之间连接有第二止回阀110，以防止流体回流至保温层流道105内。也就是说，所述第二冷却器125热管进水端与第二止回阀110出水端相连，所述第二冷却器125与第二止回阀110之间连接有第四截止阀121。

同样的，第二冷却器125设有第二出口阀123、第二入口阀124，以通过第二入口阀124与海水进水端相连、通过第二出口阀123与海水回水端相连，即使第二冷却器125的冷管与外部海水相连。

需要说明的是，本实施例中所涉及的截止阀、安全阀均为电动阀门，以便于远程操作系统工作；且本实施例中所涉及的截止阀、安全阀均连接可靠电源及蓄电池，可以保证全船断电事故后的启闭。对于浮动核反应堆，第二冷却器125和第一冷却器115在左右舷基本对称布置，具有2×100％的冷却能力。

本实施例的工作原理：

能动运行方式：

严重事故期间堆芯出口温度达到650℃时，如果注水泵135启动电源正常，在一定延迟时间内操纵员首先开启与二回路备用水箱130相连的第五截止阀132和第二冷却器125传热管入口管道的第四截止阀121，并启动注水泵135。此时二回路备用水箱130向保温层流道105注水，由于压力容器106壁面处于高温状态，部分水汽化，汽水混合物与空气通过保温层流道105出口总管108进入第二冷却器125被海水冷却，冷却后的水回流到二回路备用水箱130。即第二冷却器125通过二回路备用水箱130、注水泵135与保温层流道105连通，形成闭式能动循环流动回路。继而通过压力容器106外部的长期能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器106内的冷却与滞留，而海水是带出堆芯热量的最终热阱。

其中，单相水或汽水混合物经过第二冷却器125传热管内侧，从上向下流动，被第二冷却器125传热管外侧的海水冷却为过冷水；第二冷却器125传热管外侧的海水被加热，从下向上非能动流动，较冷的海水通过底部入口管道上的第二入口阀124(常开液动蝶阀)进入第二冷却器125底部海水侧，被加热的海水通过上部出口管道上的第二出口阀123进入海水(常开液动蝶阀)。

非能动运行方式：

严重事故期间堆芯出口温度达到650℃时，如果给水泵135丧失电源或故障无法启动，在一定延迟时间内操纵员开启一次侧屏蔽水箱100的注水管道第一截止阀101，并连锁开启保温层流道105出口总管108的电动安全阀109，一次侧屏蔽水箱100的水依靠重力向保温层流道105注水，水进入保温层流道105淹没冷却压力容器106外部。保温层流道105的空气和与高温状态的压力容器106外壁面作用产生的水蒸气通过保温层流道105出口总管108的电动安全阀109排到堆舱内。水蒸气通过电动安全阀109后，在一定延迟时间后关闭电动安全阀109，此后电动安全阀109根据开启关闭整定值运行。

在电动安全阀109关闭后，同时打开第一冷却器115出口管道的第三截止阀116、入口管道的第二截止阀111，第一冷却器115与保温层流道105连通，形成闭式循环流动回路。继而通过压力容器106外部的长期非能动冷却实现堆芯熔融物在压力容器106内的冷却与滞留，而海水是带出堆芯热量的最终热阱。闭式自然循环流动回路的运行压力由电动安全阀109根据开启关闭压力整定值进行保护。

其中，汽水混合物经过第一冷却器115传热管内侧，从上向下流动，被第一冷却器115传热管外侧的海水冷却为过冷水；第一冷却器115传热管外侧的海水被加热，从下向上非能动流动，较冷的海水通过底部第一入口阀114(常开液动蝶阀)进入第一冷却器115底部海水侧，被加热的海水通过上部出口管道第一出口阀113(常开液动蝶阀)进入海水，过冷的海水是带出堆芯热量的最终热阱。

系统运行后期，系统带出的热量随着熔融物热量衰减而减少，保温层流道105将由汽水混合物逐渐变成单向水，系统体积收缩，收缩的水体积将由第一冷却器115入口分波动水箱140提供。

因此本实施例能够综合非能动与能动冷却系统的优点，并降低第二冷却器125的布置高度要求，有利于系统设备布置。由于保温层流道间隙小，压力容器保温层流道及入口管道容积位于4m³到6m³左右，出口管道容积大约0.5m³。因此进行压力容器106外部冷却的水容积要求小，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。

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。