核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统技术方案

本发明专利技术公开了核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，在核反应堆严重事故状态下，通过低压安注水箱注水系统和非能动注水冷却系统，带出堆芯衰变热，实现全部或大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态、堆芯支承板保持较低温度，能够支撑燃料组件和堆芯熔池、压力容器下封头内的水不会干涸，即实现熔融物堆芯滞留，防止堆芯熔融物迁移重定位于下封头内导致下封头被融化的情况出现。

Passive cooling system for nuclear reactor melt core retention

The invention discloses a passive cooling system for nuclear reactor melt core detention. Under the serious accident state of nuclear reactor, the core decay heat is brought out through the low pressure injection tank water injection system and passive water injection cooling system, so that the cladding of all or most fuel assemblies can keep rod-like structure state, the core support plate can keep low temperature, and the fuel assemblies and core melting can be supported. The water in the lower head of tank and pressure vessel will not dry up, that is to say, the core of the molten material will be retained to prevent the migration of the molten material in the core from relocating to the lower head, which will lead to the melting of the lower head.

【技术实现步骤摘要】
核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统
本专利技术涉及核反应堆事故安全领域，具体涉及核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统。
技术介绍
目前国内外先进的第三代反应堆设计中，为缓解严重事故实现堆芯熔融物冷却和滞留的策略主要有两种：1、熔融物堆内冷却和滞留(In-VesselRetention，IVR)；2、熔融物堆外冷却和滞留。第一种策略的应用以AP600/AP1000为代表。第二种策略需要设置专门的熔融物捕集器来承接堆芯熔融物，并将熔融物冷却和滞留在捕集器里面。目前国际上已经有两种捕集器方案被成功的开发和应用，一种是VVER-1000的坩埚式捕集器，一种是EPR-1600的扩展式捕集器。在上述第一种策略的应用中，以AP600/AP1000为例，反应堆发生堆芯熔化的严重事故后，堆芯熔融物不可避免地迁移重定位于压力容器下封头，通过堆腔注水冷却系统淹没堆腔、冷却反应堆压力容器下封头外表面，实现压力容器下封头内熔融物滞留(IVR)，维持压力容器的完整性。通过分析下封头熔融池的形成过程和结构、熔池传热等过程，基于临界热流密度(CHF)准则证明压力容器失效是“物理上不可能的”。采取第一种策略，熔融物本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，其特征在于，包括压力容器、低压安注水箱注水系统、非能动注水冷却系统、以及位于压力容器内的堆内结构；所述压力容器包括下封头(1)、筒体(2)、上封头，所述上封头、下封头(1)分别连接在筒体(2)的上下两端；其中下封头(1)呈球形或椭球形，所述堆内结构包括堆芯支承板(3)、吊篮(4)、围筒(5)、燃料组件(6)，所述堆芯支承板(3)固定在下封头(1)的内壁上，所述围筒(5)固定在堆芯支承板(3)的上表面，所述吊篮(4)的底端与堆芯支承板(3)相连，吊篮(4)的顶端与筒体(2)顶部相连，所述围筒(5)设置在吊篮(4)内，所述燃料组件(6)设置在围筒(5)内；...

【技术特征摘要】
1.核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，其特征在于，包括压力容器、低压安注水箱注水系统、非能动注水冷却系统、以及位于压力容器内的堆内结构；所述压力容器包括下封头(1)、筒体(2)、上封头，所述上封头、下封头(1)分别连接在筒体(2)的上下两端；其中下封头(1)呈球形或椭球形，所述堆内结构包括堆芯支承板(3)、吊篮(4)、围筒(5)、燃料组件(6)，所述堆芯支承板(3)固定在下封头(1)的内壁上，所述围筒(5)固定在堆芯支承板(3)的上表面，所述吊篮(4)的底端与堆芯支承板(3)相连，吊篮(4)的顶端与筒体(2)顶部相连，所述围筒(5)设置在吊篮(4)内，所述燃料组件(6)设置在围筒(5)内；所述堆芯支承板(3)上设置若干通孔；所述低压安注水箱注水系统用于向压力容器内注水；所述非能动注水冷却系统用于在堆芯出口温度大于650℃时，冷却压力容器外侧壁。2.根据权利要求1所述的核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，其特征在于，所述低压安注水箱注水系统包括低压安注水箱(7)、常开电动截止阀(8)、第一止回阀(9)，所述低压安注水箱(7)与所述筒体(2)相连，低压安注水箱(7)至筒体(2)之间依次设置常开电动截止阀(8)、第一止回阀(9)。3.根据权利要求2所述的核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，其特征在于，所述低压安注水箱(7)内充填冷却水、增压气体，在常态下，低压安注水箱(7)内部增压气体的压力...

【专利技术属性】
技术研发人员：向清安，关仲华，邓坚，陈宝文，邹志强，刘丽莉，张航，侯丽强，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51