一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置制造方法及图纸

本发明专利技术属于核安全控制技术领域，涉及一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置。所述捕集装置包括堆坑、检修平台、反应堆压力容器、金属密封罐、冷却水箱、蒸汽排放口，检修平台置于坑堆内并将坑堆分割为上下两半部分；反应堆压力容器置于坑堆内的上半部分；多个金属密封罐堆放在坑堆内的下半部分，并在坑堆内的下半部分充水后能够在坑堆中呈现漂浮状态；冷却水箱位于坑堆外，并通过连接管道与坑堆内的下半部分形成循环回路；坑堆内的下半部分的侧壁的上部开有蒸汽排放口。利用本发明专利技术的捕集装置，能够原理简单、建造安装方便、维护容易、冷却效率高、负面风险小的应对反应堆严重事故工况。

A core trapping device for reactor core

The invention belongs to the technical field of nuclear safety control, and relates to a reactor core melt trapping device which is directly detained in a reactor pit. The trapping device comprises a reactor pit, a maintenance platform, a reactor pressure vessel, a metal sealed tank, a cooling water tank and a steam outlet. The maintenance platform is placed in the pit reactor and the pit reactor is divided into two upper and lower parts; the reactor pressure vessel is placed in the upper part of the pit reactor; and a plurality of metal sealed tanks are stacked in the lower part of the pit reactor. The cooling water tank is located outside the pile and forms a circulating loop by connecting the pipe with the lower half of the pile. The upper part of the side wall of the lower half of the pile is provided with a steam outlet. The capture device of the invention can cope with the severe accident condition of the reactor with simple principle, convenient construction and installation, easy maintenance, high cooling efficiency and low negative risk.

【技术实现步骤摘要】
一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置
本专利技术属于核安全控制
，涉及一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置。
技术介绍
核电站严重事故始于反应堆燃料组件的大面积熔化，此时作为纵深防御体系的第一道屏障燃料包壳已经失效，燃料组件如不能获得及时的冷却，相关的堆内构件也会被熔化，并形成堆芯熔融物，落入反应堆压力容器(RPV)下封头内。在RPV下封头外部冷却不足的情况下，RPV下封头会被熔穿，即第二道屏障一回路压力边界被突破，此时堆芯熔融物进入安全壳内。压力容器熔穿后，堆芯熔融物直接喷射到安全壳筏基上与结构混凝土相互作用(MCCI)，一定时间内以较快的速度逐渐向下侵蚀安全壳的筏基，若筏基厚度不足，则底板可能被熔穿，这将破坏作为最后一道屏障的安全壳的完整性，进而造成放射性物质的大规模释放。现有应对核电站严重事故的策略主要分为堆内熔融物滞留技术(IVR)和堆外熔融物滞留技术(EVR)两类。IVR技术主要通过向反应堆堆坑持续注水，保证RPV下封头被淹没，通过RPV外壁面处的沸腾换热带走堆芯熔融物的衰变热，最终将熔融物滞留在RPV内。IVR技术最早出现在芬兰的LoviisaVVER-440核电站中，还成功应用于AP600、AP1000、APR1400、CAP1400(国家核电技术有限公司设计的1400MWe压水堆)和华龙一号的设计中。但在IVR技术中，对堆芯熔融物加载于RPV内壁面的热流密度的估算争议较大，且目前国际主流意见认为IVR技术不适合于较大功率堆型，如1000MWe以上的反应堆堆型。EVR技术主要通过在RPV外部设置熔融物收集装置，然后在收集装置内对堆芯熔融物进行冷却，并最终实现滞留。EVR技术相比IVR技术，优势在于更大的操作空间和更灵活的冷却方式，尤其体现在应对较大功率堆型的严重事故方面。目前已具备工程条件的EVR技术方案主要分为以下4种：(1)在堆芯熔融物流到安全壳底板之前，堆坑内先灌满水，形成较深水池，从压力容器中排出的堆芯熔融物随后落入压力容器腔内形成的水池里，通过持续注水实现冷却，此种技术方案如北欧的沸水堆；(2)采用干式堆坑或仅有少量水的堆坑(形成较浅水池)，当堆芯熔融物流到底板并发生铺展后，持续注入水，以保证堆芯熔融物被淹没，实现冷却，此种技术方案如多数早期的二代压水堆和沸水堆；(3)通过专设装置将堆芯熔融物在堆坑内临时滞留一定时间，然后转运至大空间内铺展，通过底部间壁式和/或顶部淹没式冷却实现堆芯熔融物的有效滞留，此种技术方案如EPR的堆芯捕集器；(4)通过直接在堆坑内、RPV正下方布置收集容器，将全部堆芯熔融物限制在此收集容器内，然后通过收集容器外部的冷却水和/或堆芯熔融物顶部的冷却水淹没冷却堆芯熔融物，此种技术方案如VVER1000、ESBWR和EU-APR1400的堆芯捕集器。关于堆芯捕集器的研究，国外产生的相关专利较多，如US4,113,560(美国麻省理工大学，1978年，Corecatcherfornuclearreactorcoremeltdowncontainment)可视为EVR的设计雏形，US4,280,872(法国原子能机构，1981年，Corecatcherdevice)将EVR技术提升到了工程应用的水平，以及之后的众多原理、结构不同的堆芯捕集器专利(如US4,442,065、US4,113,560、US4,342,621、US8,358,732、US6,353,651等)。国内从俄罗斯引进WWER核电系统之后逐渐增多了对堆芯捕集器的研究，并形成了一系列专利，如CN201310005308.0(底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器)、CN201310005342.8(一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯摧集器)、CN201310005579.6(有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器)、CN201310264749.2(大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置)、CN201320007203.4(有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器)等。但是在现有的堆芯捕集器的方案中，无论深水池还是浅水池的方案，均存在蒸汽爆炸的风险；单纯的堆芯熔融物顶部注水、淹没对堆芯熔融物的冷却效果较差；应用于EPR的堆芯捕集器需要较大的拓展室，且堆芯熔融物迁移路径较长、环节较多；需要较大的布置空间的问题也存在于ESBWR和EU-APR1400的堆芯捕集器方案中，而布置相对紧凑的VVER1000的堆芯捕集器在实现堆芯熔融物滞留后，至少需要10个月才能将堆芯熔融物最终冷却。
技术实现思路
本专利技术的目的是提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，以能够原理简单、建造安装方便、维护容易、冷却效率高、负面风险小的应对反应堆严重事故工况。为实现此目的，在基础的实施方案中，本专利技术提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，所述的捕集装置包括堆坑、检修平台、反应堆压力容器、金属密封罐、冷却水箱、蒸汽排放口，所述的检修平台置于所述的坑堆内并将坑堆分割为上下两半部分；所述的反应堆压力容器置于所述的坑堆内的上半部分；多个所述的金属密封罐堆放在所述的坑堆内的下半部分，并在所述的坑堆内的下半部分充水后能够在所述的坑堆中呈现漂浮状态；所述的冷却水箱位于所述的坑堆外，并通过连接管道与所述的坑堆内的下半部分形成循环回路；所述的坑堆内的下半部分的侧壁的上部开有所述的蒸汽排放口。本专利技术利用在堆坑中布置的众多金属密封罐实现对熔融物的临时阻滞和分流，最终形成珊瑚状的熔融物，在空间尺度上大幅增加熔融物的换热面积，随着部分金属密封罐的失效、破裂，还可以实现熔融物内部的直接注水，通过水和熔融物的直接接触高效的带走热量，并在熔融物内部形成空隙，便于后期的冷却水和蒸汽对熔融物内部的冷却。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中：所述的金属密封罐由铁基合金加工而成，所述的金属密封罐内部充有占其体积比10-50％的水，其余自由空间为空气，在堆放的所有的所述的金属密封罐中，70％以上的金属密封罐的罐体整体平均密度略小于水，为750-900kg/m3(典型实例如内径150mm、壁厚2mm、充水30％的空心球状不锈钢金属密封罐，密度为880kg/m3；或内径150mm、内高300mm、壁厚2mm、充水30％的圆柱状不锈钢金属密封罐，密度为790kg/m3)；10％以下的金属密封罐的罐体整体平均密度大于水。所述的金属密封罐典型实例可呈内径为120-400mm的空心球状结构；或圆柱内径为100-300mm、圆柱内高为200-500mm、壁厚为1-5mm的空心柱状结构；或外部空心圆柱体的内径为100-300mm、外部空心圆柱体的高度为内径的1.5-2.5倍、外部空心圆柱体壁厚为2mm、外部空心圆柱体底板厚度为10-20mm、外部空心圆柱体顶部内表面呈倒锥状且中心位置厚度为10-20mm、外部空心圆柱体顶部边缘厚度与外部空心圆柱体壁厚一致且保证外部空心圆柱体底部相对较重的双层空心圆柱体状结构，其中内部空心圆柱体壁厚1mm，内部空心圆柱体顶部和底部开放，内部空心圆柱体侧壁外表面距外部空心圆柱体内表面10-50mm，内部空心圆柱体高度为外部空心圆柱体本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其特征在于：所述的捕集装置包括堆坑、检修平台、反应堆压力容器、金属密封罐、冷却水箱、蒸汽排放口，所述的检修平台置于所述的坑堆内并将坑堆分割为上下两半部分；所述的反应堆压力容器置于所述的坑堆内的上半部分；多个所述的金属密封罐堆放在所述的坑堆内的下半部分，并在所述的坑堆内的下半部分充水后能够在所述的坑堆中呈现漂浮状态；所述的冷却水箱位于所述的坑堆外，并通过连接管道与所述的坑堆内的下半部分形成循环回路；所述的坑堆内的下半部分的侧壁的上部开有所述的蒸汽排放口。

【技术特征摘要】
1.一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其特征在于：所述的捕集装置包括堆坑、检修平台、反应堆压力容器、金属密封罐、冷却水箱、蒸汽排放口，所述的检修平台置于所述的坑堆内并将坑堆分割为上下两半部分；所述的反应堆压力容器置于所述的坑堆内的上半部分；多个所述的金属密封罐堆放在所述的坑堆内的下半部分，并在所述的坑堆内的下半部分充水后能够在所述的坑堆中呈现漂浮状态；所述的冷却水箱位于所述的坑堆外，并通过连接管道与所述的坑堆内的下半部分形成循环回路；所述的坑堆内的下半部分的侧壁的上部开有所述的蒸汽排放口。2.根据权利要求1所述的捕集装置，其特征在于：所述的金属密封罐由铁基合金加工而成，所述的金属密封罐内部充有占其体积比10-50％的水，其余自由空间为空气，在堆放的所有的所述的金属密封罐中，70％以上的金属密封罐的罐体整体平均密度略小于水，为750-900kg/m3；10％以下的金属密封罐的罐体整体平均密度大于水。3.根据权利要求1所述的捕集装置，其特征在于：所述的金属密封罐包括位于顶部的封口、位于底部的封底、罐体、法兰、法兰螺栓，所述的罐体连接所述的封底并通过所述的法兰、法兰螺栓连接所述的封口；所述的罐体的板材厚度小于所述的封底的板材厚度但大于所述的封口的板材厚度，从而使得所述的金属密封罐在水中漂浮时所述的封口保持向上；所述的法兰螺栓保证整个所述的金属密封罐的内压承受能力不大于2MPa。4.根据权利要求3所述的捕集装置，其特征在于：所述的罐体为双层罐体，由内部罐体和外部罐体两部分组成，外部罐体连接所述的封底并通过所述的法兰、法兰螺栓连接所述的封口；内部罐体高度低于外部罐体，且顶部和底部均呈开放状态，内部罐体外壁面和外部罐体内壁面存在间隙，内部罐体通过上、下端的4-6根直径为1-3mm的短细金属柱连接、固定在外部罐体内壁面上，且内、外罐体同轴布置。5.根据权利要求...

【专利技术属性】
技术研发人员：元一单，郭强，李炜，张丽，朱晨，马卫民，韩旭，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：北京,11