核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统技术方案

技术编号:16388898 阅读:296 留言:0更新日期:2017-10-16 09:49
本发明专利技术涉及核电行业,并且具体涉及为核电站提供安全的系统,该系统可在引起反应堆容器和核电站的密封安全壳结构失效的严重事故期间使用。熔融物冷却和封闭系统包括:安装在反应堆容器底部下方的漏斗形式的导流板;安装在导流板下方以支承所述导流板的悬臂桁架;安装在悬臂桁架下方并且设置有形式为用以保护热交换外壁免受动态、热和化学冲击的多层式容器的冷却包壳的堆芯捕捉器;以及位于多层式容器内部的用于稀释熔融物的填料。所述多层式容器包括金属外壁和金属内壁,在所述外壁和所述内壁之间设置有导热率比壁材料更低的填料。填料的厚度hfil满足以下条件:0.8hext<hfil<1.6hext,其中hext是容器外壁的厚度。技术效果是提高了从熔融物除热的效率和提高了设计可靠性。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统
本专利技术涉及核电行业,也即涉及提供核电站(NPP)的安全性的系统,并且可以在引起反应堆容器及其安全壳失效的严重事故期间使用。
技术介绍
在堆芯冷却系统的多种故障下发生的堆芯熔化/熔融事故构成最严重的辐射危害。在这些事故期间,堆芯熔融物、堆芯熔体(corium)、反应堆内部构件及其容器的熔融物从反应堆(压力)容器流出,并且由于其残热而会影响NPP安全壳的完整性,NPP安全壳是放射性产物向环境的释放路径上的最后一道屏障。为了防止这一点,所释放的堆芯熔体应当被密封/封闭并连续冷却,直至其完全凝结/晶化。反应堆堆芯熔融物(堆芯熔体)冷却和封闭系统履行此功能,从而在核反应堆中的严重事故的情况下防止损坏NPP安全壳并因此保护人群和环境免于辐射暴露。根据本专利技术的
技术介绍
,存在一种核反应堆堆芯熔体封闭和冷却装置,该装置位于反应堆下方的混凝土腔中,并且包括水冷式容器和具有含铀氧化物堆芯熔体稀释剂的芯块,所述芯块通过水泥灰浆结合并放置在钢座的水平层中,下座的底部的形状与容器底部一致,上方的座具有中心孔,并且将座彼此附接与附接到容器上的组件位于各座的竖向切割槽中(参见2014年4月27日提交的俄罗斯专利No.2514419)。所述类似装置存在多个缺点:-形状与容器底部一致的下座的底部不具有中心孔而上方的座具有中心孔,这在主要包含熔融的钢和锆的堆芯熔体的第一部分进入时引起包含稀释剂的芯块在下座中“堵塞”。考虑到底部倾角在10度与20度之间,包含稀释剂的“堵塞的”芯块的重量构成容器中的芯块总重量的25%至35%。主要包含铀和锆氧化物的堆芯熔体的接下来的部分在第一部分后一至三小时之后到来,并且无法提供与下座中的芯块进行热化学反应的条件,因为早前传送的钢将在下座中凝固(由此阻止芯块与铀和锆氧化物的相互作用)或损毁下座的钢结构和紧固件(于是位于内部的所有芯块将浮起并在堆芯熔体上方形成渣帽),-由于对氧化物层的厚度与来自核反应堆的金属之间的关系的错误考量,用于确定含铀氧化物堆芯熔体稀释剂的重量的公式无法正确地确定所需的稀释剂的重量的最小极限。该公式下的最小极限在芯块被堵塞在下座中的情况下应当增加35%,而在芯块在氧化物层和金属层的倒置开始之前被上座中的熔融钢阻挡的情况下应当增加15%以上。因此,用于计算稀释剂重量的最小极限应当乘以1.5的系数。-用于稀释芯块的水泥粘结剂中的残留水的最大重量所占的重量百分比不超过8%,这似乎不正确。根据实验结果(参见《提供牺牲SFAO陶瓷与混色砖灰浆的结合的条件研究》,技术信息,俄罗斯联邦科学与教育部,高等职业培训国家教育机构,圣彼得堡技术学院(技术大学),2013,[1]),提供设计可操作性的芯块的有效结合要求化学地结合的水的重量比例应当为10%,否则将危害芯块结构的完整性及其可操作性。由于对蒸汽与芯块装置的多孔结构的相互作用的错误考量,与降低水泥粘结剂中的含水量以便减少氢释放有关的论点是不正确的。根据本专利技术的
技术介绍
,存在一种针对堆芯熔体封闭和冷却装置设计的热交换器容器壁结构,该容器壁结构包括内壁和外壁,所述内壁和外壁之间包含厚度至少为100mm的与牺牲材料化学上类似的粒状陶瓷填充材料(参见2010年12月10日提交的俄罗斯技术专利No.100326)。该容器结构具有以下缺点:-粒状陶瓷材料无法对热交换器容器外壁提供有效保护以免受高温熔融物诱发的热冲击,因为这种材料是导热率平均在0.5W/(mK)以下的有效绝热体,并且在熔化过程结束之前实际上不会向容器外壁传热,这增加了在堆芯熔融物对粒状材料的对流冲洗期间热交换器被毁坏的风险,-粒状陶瓷材料无法对热交换器容器外壁提供可靠的化学保护,因为在热交换器内壁被毁坏的情况下,该材料会以由毁坏面积决定的排出速率从竖向壁间空间涌出,此过程将清空壁间空间并使外壁无法受到所需的化学和热保护,从而增加热交换器被毁坏的风险,-粒状的陶瓷材料(包含铁和铝氧化物)的熔化期间的热交换器的外壁和内壁之间的间隙的大宽度(至少100mm)引起热流的明显再分布,主热流不经过热交换器容器的外壁,而是经过熔融镜的不受保护的自由表面从而提高热交换器中的平均堆芯熔体温度,由此导致以下过程:增加的气溶胶生成,非冷凝气体的大量释放,增加的热发射,位于上方的设备的额外加热和熔毁,以及因此堆芯熔体从冷却区域流出而引起对热交换器的毁坏。这就是为何在没有与热交换器外壁进行强热传导连接的情况下施加粒状陶瓷回填物无效的原因。
技术实现思路
本专利技术的目的在于消除类似专利技术的缺陷。本专利技术的技术效果在于,提高了从熔融物除热的效率和提高了结构可靠性。所述技术效果由于以下事实而实现:水冷、水慢化核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统包括:安装在容器底部下方的圆锥形的导流板;安装在导流板下方并支承导流板的悬臂桁架;安装在悬臂桁架下方并且配备有形式为多层式容器的冷却包壳以保护热交换外壁免受动态、热和化学冲击的堆芯捕捉器;以及位于多层式容器内部的用于熔融物稀释的填料材料,其中,其中,所述捕捉器的多层式容器包括金属外壁和金属内壁,所述外壁和所述内壁之间具有相比于壁材料而言导热性较差的填料,其中,填料的厚度hfil满足以下要求:0.8hext<hfil<1.6hext,其中,hext是所述容器的外壁的厚度。在本专利技术的特殊选择中,上述技术效果由于以下事实而实现:-所述内壁和外壁由钢制成,-在系统中使用熔点为800至1400℃的填料,-使用与所述外壁进行稳定热交换的混凝土层或陶瓷回填层作为填料。-支承肋位于内壁和外壁之间,其中所述肋的厚度(hrib)满足以下标准:0.5hext<hrib<hext,-支承肋穿过内壁进入容器的内部容积中,从而形成保护性支承结构,-容器的上部部分配备有法兰,所述法兰的内径和外径分别对应于容器的内壁内径和外壁外径,-在容器的外壁和填料之间,该系统包括另外的人工渣层,该渣层以下列氧化物中的至少一者为基础物质:氧化锆、氧化铝、氧化铁,其中所述层中的基础物质质量含量不少于20wt.%。与类似物相比,所考虑的系统包括堆芯捕捉装置,该堆芯捕捉装置具有包括外部(外)和内部金属壁以及导热性不好的填料的三层式包壳,所述填料具有满足以下要求的厚度:0.8hext<hfil<1.6hext,所述参数关系由于以下原因而提供在不影响外壁的完整性从堆芯熔体的有效除热。一方面,导热性不好的填料的厚度应不小于0.8hext,因为否则在热冲击的情况下填料将无法执行其功能,并且将无法确保热交换外壁的完整性。另一方面,导热性不好的填料的厚度应不大于1.6hext,因为否则将导致完全阻止经热交换外壁进行的热交换长达1小时以上,基于热物理要求(堆芯熔体和辐射温度、增加的气溶胶形成等)这是无法接受的。附图说明利用附图示出本专利技术,在附图中:图1(a)和1(b)示出封闭系统的示意性设计,以及图2示出捕捉装置的多层式容器的设计。附图中的结构元件的名称:1-反应堆容器,2-反应堆容器底部3-混凝土穹顶(反应堆腔),4-导流板,5-悬臂桁架,6-悬臂桁架热防护层,7-操作台,8-堆芯捕捉装置,9-多层式容器法兰的热防护层,10-填料,11-多层式容器外层,12-多层式容器填料,1本文档来自技高网
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核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统

【技术保护点】
一种水冷、水慢化的核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统,其包括:安装在反应堆容器底部下方的圆锥形的导流板,安装在所述导流板下方并且支承所述导流板的悬臂桁架,堆芯捕捉装置,所述堆芯捕捉装置安装在所述悬臂桁架下方,并且配备有形式为多层式容器的冷却包壳以保护热交换外壁免受动态、热和化学冲击,以及位于所述多层式容器内部的用于熔融物稀释的填料材料,其中,所述多层式容器包括金属外壁和金属内壁,所述外壁和所述内壁之间具有相比于壁材料而言导热性较差的填料,其中,填料的厚度hfil满足以下要求:0.8hext<hfil<1.6hext,其中,hext是容器外壁的厚度。

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2014.12.16 RU 20141509361.一种水冷、水慢化的核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统,其包括:安装在反应堆容器底部下方的圆锥形的导流板,安装在所述导流板下方并且支承所述导流板的悬臂桁架,堆芯捕捉装置,所述堆芯捕捉装置安装在所述悬臂桁架下方,并且配备有形式为多层式容器的冷却包壳以保护热交换外壁免受动态、热和化学冲击,以及位于所述多层式容器内部的用于熔融物稀释的填料材料,其中,所述多层式容器包括金属外壁和金属内壁,所述外壁和所述内壁之间具有相比于壁材料而言导热性较差的填料,其中,填料的厚度hfil满足以下要求:0.8hext<hfil<1.6hext,其中,hext是容器外壁的厚度。2.根据权利要求1所述的系统,其中,所述内壁和外壁由钢制成。3.根据权利要求1所述的...

【专利技术属性】
技术研发人员:A·B·尼多莱佐夫A·S·西多罗夫
申请(专利权)人:原子能设计股份公司
类型:发明
国别省市:俄罗斯,RU

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