一种重水堆堆芯熔融物滞留方法技术

一种重水堆堆芯熔融物滞留方法，在堆芯熔化后对熔融物进行滞留，该方法包括以下步骤：将排管配置为不承压设计，当排管内的压力管破裂后排管失效，将压力气体释放至排管容器；当排管失效后，对排管容器进行泄压；泄压后向排管容器内注入冷却水使所有排管始终浸没在冷却水中；检测排管容器壁面的温度，当排管容器壁面温度超过冷却水沸点后向排管容器腔室内注入冷却水至过热的排管容器壁面被浸没

【技术实现步骤摘要】
一种重水堆堆芯熔融物滞留方法


[0001]本专利技术属于核电领域，具体涉及一种重水堆堆芯熔融物滞留方法
。

技术介绍

[0002]重水反应堆与轻水反应堆的结构设计存在较大的差异，重水反应堆采用天然铀作为核燃料，燃料组件外部依次由压力管
、
排管及排管容器组成，燃料及排管容器均为横卧式布置，排管容器内充满了重水作为慢化剂，排管溶剂浸没在排管容器腔室的轻水内
。
因此重水反应堆发生事故后堆芯的升温熔化
、
迁移及熔融物的冷却方式与轻水反应堆如目前较为普遍的商用压水堆不同
。
针对压水堆设计的事故处置方案难以直接应用于重水反应堆，而目前针对重水反应堆事故后熔融物滞留的研究尚不充分
。
因此，提供一种重水堆堆芯熔融物滞留方法，对提高重水堆核电站的安全性具有很高的价值
。

技术实现思路

[0003]本专利技术的目的在于，提供一种重水堆堆芯熔融物滞留方法，在事故发生后分别在排管与排管容器内对堆芯熔融物形成分级滞留，避免堆芯熔融物泄漏
。
[0004]根据本专利技术的实施例，提供一种重水堆芯熔融物滞留方法，包括以下步骤：提供重水反应堆，所述重水反应堆包括排管容器腔室
、
排管容器和多条排管，所述排管内设置有压力管，所述压力管内容纳有核燃料；其中，所述排管设置为非承压结构，事故条件下，所述排管在容纳有核燃料的压力管破裂后发生失效，将所述压力管内的高压气体释放至排管容器；在所述排管发生破裂后，打开所述排管容器的泄压阀，将所述高压气体释放至所述排管容器腔室；配合所述排管容器泄压，向所述排管容器内注入冷却水，使所有所述排管始终浸没在冷却水中，以对所述排管形成冷却，在排管内形成对堆芯熔融物的一级滞留；检测所述排管容器壁面的温度或热流密度，当所述排管容器的避免温度或热流密度测量值超过设定阈值
(
以冷却水的沸腾温度为例
)
时，向所述排管容器腔室内注入冷却水，直至冷却水的水位浸没所述排管容器壁面中温度超过冷却水沸腾温度的区域，以对所述排管容器的壁面形成冷却，在排管容器内形成对所述堆芯熔融物的二级滞留
。
[0005]排管之间不连通且采用不承压设计，当单根压力管破裂后连通排管，并与排管容器连通，压力管中的压力快速降低，由于压力管之间采用连通设计，使全部压力管完成卸压，避免其他排管受到压力冲击，以维持其他排管的完整性，使堆芯熔融物能够在排管内形成第一阶段的滞留条件
。
对排管容器泄压能够进一步降低系统压力，避免排管容器内压力过高
。
向排管容器内注入冷却水浸没排管能够将堆芯熔融物滞留在排管内部，降低熔融物泄漏风险
。
而对于失效的排管，堆芯熔融物迁移至排管容器壁面尤其是底部壁面，通过测量排管容器壁面的温度或热流密度能够检测到堆芯熔融物的掉落，在排管容器腔室内注入冷却水能够通过冷却水与排管容器壁面的热交换进一步带走热量，使堆芯熔融物在排管容器内实现第二阶段的滞留
。
[0006]进一步地，在部分实施例中，向所述排管容器内加注的冷却水为重水和
/
或轻水，
向所述排管容器腔室内注入的冷却水为轻水
。
[0007]进一步地，在部分实施例中，向所述排管容器和
/
或排管容器腔室内注入冷却水的方式包括能动式补水和
/
或非能动式补水
。
[0008]进一步地，在部分实施例中，相所述排管容器和
/
或排管容器腔室内注入冷却水的方式还包括通过外置接口引入临时水源
。
[0009]进一步地，在部分实施例中，所述排管容器包括泄压阀，所述排管容器壁面的温度测量位置设置在所述排管容器的底部
。
[0010]进一步地，在部分实施例中，所述排管容器内还设置有水温和
/
或水位传感器，当所述排管容器内的冷却水水温超过温度阈值和
/
或水位低于水位阈值，则向所述排管容器和所述排管容器腔室内注入冷却水直至水温和
/
或水位恢复至预设的容许区间
。
[0011]进一步地，在部分实施例中，在所述排管容器内，所述排管的下方不设置支撑结构，使所述排管仅通过两端部与所述排管容器相连接
。
附图说明
[0012]图1为一实施例中重水反应堆中熔融物滞留的示意图
。
[0013]附图标记的含义：1‑
排管容器容纳腔；2‑
排管容器；3‑
排管；4‑
压力管；5‑
燃料组件；6‑
排管内的熔融物；7‑
排管容器底部熔融物；8‑
排管容器补水系统；9‑
排管容器容纳腔补水系统；
10
‑
泄压阀
。
[0014]上述附图的目的在于对本专利技术作出详细说明，以便本领域技术人员能够理解本专利技术的技术构思
。
为了表达简洁，上述附图仅示意性地画出了
具体实施方式
[0015]下面通过具体实施例结合附图对本专利技术作出进一步的详细说明
。
[0016]本文中提及“实施例”意味着，结合实施例描述的特定特征
、
结构或特性可以包含在本文的至少一个实施例中
。
在说明书的各个位置出现的该短语并不一定指代同一实施例，也并非限定为互斥的独立或备选的实施例
。
本领域技术人员应当能够理解，在不发生结构冲突的前提下本文中的实施例可以与其他实施例相结合
。
[0017]本文的描述中，除非另有明确的规定和限定，技术术语“安装”、“相连”、“连接”等应做广义理解，可以是活动连接，也可以是固定连接或成一体
。
对本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本申请实施例中的具体含义
。
[0018]本文的描述中，“上”、“下”、“左”、“右”、“横向”、“纵向”、“高度”、“长度”、“宽度”等指示方位或位置关系的术语目的在于准确描述实施例和简化描述，而非限定所涉及的零件或结构必须具有特定的方位
、
以特定方位安装或操作，不能理解为对本文中实施例的限制
。
[0019]本文的描述中，“第一”、“第二”等术语仅用于区别不同对象，而不能理解为指示相对重要性或限定所描述技术特征的数量
、
特定顺序或主次关系
。
本文的描述中，“多个”的含义是至少两个
。
[0020]通过压力容器外水冷实现堆芯熔融物压力容器内滞留
(IVR)
是核电厂严重事故管理的主要手段之一
。
在严重事故期间，堆芯失去冷却后熔化并迁移至压力容器下封头，通过将反应堆压力容器浸没于水中，利用水冷却压力容器外表面，可有效地带走堆芯熔融物的
热量，防止压力容器本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.
一种重水堆堆芯熔融物滞留方法，在堆芯熔化后对熔融物进行滞留，其特征在于，包括以下步骤：提供重水反应堆，所述重水反应堆包括排管容器腔室
、
排管容器和多条排管，所述排管内设置有压力管，所述压力管内容纳有核燃料；其中，所述排管设置为非承压结构，使所述排管在容纳有核燃料的压力管破裂后发生失效，将所述压力管内的高压气体释放至排管容器；在所述排管发生失效后，打开所述排管容器的泄压阀，将所述高压气体释放至所述排管容器腔室；在所述排管容器泄压后，向所述排管容器内注入冷却水，使所有所述排管始终浸没在冷却水中，以对所述排管形成冷却，在排管内形成对堆芯熔融物的一级滞留；检测所述排管容器壁面的温度或热流密度，当所述温度或热流密度的测量值超过设定阈值时，向所述排管容器腔室内注入冷却水，直至冷却水的水位浸没所述排管容器壁面的温度或热流密度的测量值超过设定阈值的区域，以对所述排管容器的壁面形成冷却，在排管容器内形成对所述堆芯熔融物的二级滞留
。2.
根据权利要求1所述的重水堆堆芯熔融物滞留方法，其特征在于，向所述排管容器内加注的冷却水为重水和
/
或轻水，向所述排管容器腔室内注入的冷却水为轻水
。3.
根据权利要求1所述的重水堆堆芯熔融物滞留方法，其特征在于，所述排管失效后，破裂的所述压力管与所述排管容器连通后，使与其连通的全部压力管完成泄压
。4.
根据权利要求1或...

【专利技术属性】
技术研发人员：曹克美，芦苇，王佳赟，严锦泉，黄高峰，张琨，付廷造，张梦威，郭宁，
申请(专利权)人：上海核工程研究设计院股份有限公司，
类型：发明
国别省市：