具有集成冷却通道的堆芯捕集器制造技术

本发明专利技术的目的在于提供一种具有集成冷却通道的堆芯捕集器，该堆芯捕集器是由可有效地收集、储存并冷却核电站发生重大事故时通过核反应堆压力容器破损部位释放的反应堆芯熔融物的结构所构成。为了达到这一目的，本发明专利技术的堆芯捕集器被设置于核反应堆压力容器下侧，用于当核电站发生重大事故时储存并冷却通过核反应堆压力容器的破损部位释放的反应堆芯熔融物，从而防止所述反应堆芯熔融物与核反应堆建筑压力维持结构物的相互反应，其特征在于，包括：设置于所述核反应堆压力容器下侧而收集反应堆芯熔融物的倒屋顶形的主体容器；形成有将散点布置于所述主体容器下部和外侧的支撑体隔在中间而布置以用于除去所述反应堆芯熔融物的热量的具有预定间隔的冷却通道的下部结构物。

【技术实现步骤摘要】
【国外来华专利技术】
本专利技术涉及一种具有集成冷却通道的堆芯捕集器，尤其涉及一种当核电站发生重大事故时通过有效地收集、储存并冷却通过核反应堆压力容器的破损部位释放的高温反应堆芯熔融物，以防止反应堆芯熔融物与核反应堆建筑压力保持结构物的相互反应导致的侵蚀，从而可以维持核反应堆建筑的稳健性的具有集成冷却通道的堆芯捕集器。
技术介绍
虽然发生的可能性很小，然而当核电站发生重大事故时存在反应堆芯熔融物通过核反应堆压力容器的破损部位由核反应堆下部孔洞释放而出的可能性。在此，反应堆芯熔融物是指作为设置于核反应堆压力容器内部的核反应堆的堆芯核燃料之浓缩铀、使用为被覆材料的锆、及所述反应堆压力容器内部多数物质相混合的高温熔融物。所述反应堆芯熔融物通过内部的核裂变生成物的衰变产生热量。衰变热的程度随着核反应堆停止后所经历的时间而逐渐减少，核反应堆停止一小时后的衰变热约为反应堆额定热输出的I %左右水平。因此当核电站发生重大事故时，如果释放的反应堆芯熔融物得不到适当的冷却，结果将导致高温的反应堆芯熔融物与核反应堆建筑下部孔洞底面混凝土进行反应而产生大量不凝性气体而使底面熔融侵蚀，最终导致核反应堆建筑压力维持结构物的破损，使放射性物质向外界漏出而有严重污染环境的危险。发生如上所述的核电站的重大事故时，为了应对核反应堆建筑丧失稳健性，有各种旨在避免反应堆芯熔融物与反应堆建筑下部孔洞底面混凝土之间直接反应的储存并冷却反应堆芯熔融物的对策，而作为其代表性的设备，便是在反应堆建筑下部孔洞通过对反应堆芯熔融物进行收集、储存及供应冷却水而进行冷却的堆芯捕集器(Core Catcher)。现有技术下作为一种通过在反应堆芯熔融物收集容器的下部设置冷却通道而冷却反应堆芯熔融物的方式而开发的堆芯捕集器为应用AREVA EPR和GE ESBffR的技术。所述AREVA EPR堆芯捕集器由收集反应堆芯熔融物的预捕集器(Pre-Catcher)、反应堆芯熔融物传送管路、反应堆芯熔融物扩散与冷却空间所构成。AREVA EPR的冷却通道为水平型，是一种冷却通道被反应堆芯熔融物储存与扩散容器的支撑结构物所分隔的四边形冷却管路形态。所述GE ESBWR堆芯捕集器为在反应堆正下部设置有执行反应堆芯熔融物的收集、扩散及冷却的漏斗状容器的结构。GE ESBWR的冷却通道由倾斜的配管构成，是一种在反应堆芯熔融物储存及扩散容器下部以辐射状设置倾斜的配管，从而使冷却通道分离的圆形冷却管路形态。然而由于如上所述的现有技术下的堆芯捕集器构成为冷却通道相互分离的冷却管路形态，因而通道截面积小而通道阻力相对较大，因此存在的问题在于，因用于冷却高温反应堆芯熔融物的时间被延长而难以在事故发生时迅速应对。
技术实现思路
技术问题本专利技术是为解决如上所述的问题而提出的，其目的在于，提供一种由可有效地收集、储存和冷却核电站发生重大事故时通过核反应堆压力容器破损部位释放的反应堆芯熔融物的结构所构成的具有集成冷却通道的堆芯捕集器。技术方案为了达到如上所述的目的，本专利技术提供具有集成冷却通道的堆芯捕集器，该堆芯捕集器被设置于核反应堆压力容器下侧，用于当核电站发生重大事故时将通过核反应堆压力容器的破损部位释放的反应堆芯熔融物储存并冷却，从而防止所述反应堆芯熔融物与核反应堆建筑压力维持结构物的相互反应，其特征在于，包括设置于所述反应堆压力容器下侧而收集反应堆芯熔融物的倒屋顶形的主体容器；形成有将散点布置于所述主体容器下部和外侧的支撑体隔在中间而进行布置，以用于除去所述反应堆芯熔融物的热量的具有预定间隔的冷却通道的下部结构物。有益效果根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器，因反应堆芯熔融物扩散于倒屋顶形主体容器的上面，从而不但使反应堆芯熔融物的上部热传递面积增加，而且还使形成于主体容器下部的冷却通道的热传递面积增加，据此具有提高冷却性能的效果。而且，根据本专利技术，通过形成用于使主体容器下部的冷却通道具有预定高度的、由中央部至边缘为止散点布置有支撑体的底层架空(Piloti)结构的集成冷却通道，从而相比于冷却通道被以往的圆形管道或矩形管路等分隔的形态，通道截面积增加而通道阻力减小，因此具有可进一步提高冷却性能的效果。并且，根据本专利技术，由于主体容器下部的冷却通道具有以水平为基准而从中央部向边缘方向的5° 20°倾角，因此相比于水平冷却通道，临界热通量(CHF)增加，因而具有去热能力提闻的效果。而且，根据本专利技术，通过在主体容器的上部和围壁内侧形成诸如氧化锆、氧化镁的金属氧化物材料的耐热层，使得在堆芯熔融物在主体容器内扩散并冷却的时间内，通过耐热层将主体容器及冷却通道结构物保护起来，以免受到堆芯熔融物的影响，从而具有可将稳定的冷却持续下去的效果。并且，根据本专利技术，通过在所述耐热层上设置诸如钽或钨的熔点高的金属材料的保护板，以防止堆芯熔融物通过核反应堆压力容器破损部位喷射释放时耐热层和主体容器被侵蚀，从而具有可维持堆芯捕集器的结构稳健性的效果。附图说明图1为概略性地表示出根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器被设置于核反应堆压力容器下侧的核反应堆建筑下部孔洞的状况的剖面构成图。图2为根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器的分解立体图。图3为图2的结合立体图。图4为表示图3中在主体容器的上部附加设置防溢板的实施例的结合立体图。图5为表示根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器中主体容器的上面具有耐热层和保护板的实施例的侧面图。图6为表示根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器中冷却通道的一个实施例的剖面图。图7为表示根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器中冷却通道的另一实施例的剖面图。符号说明:10:核反应堆压力容器 11:反应堆芯熔融物20:压力维持结构物 30:冷却水供应部31:冷却水32:核反应堆建筑运转层底面33:冷凝水过滤器34:中间贮存槽35:再装填水箱36:冷却水供应管37:阀门100:堆芯捕集器101、102:冷却通道103:降水部110:主体容器IlOa:主体容器上部面111:主体容器中央部 112:围壁面112a:围壁内侧面113:耐热层114:保护 板115:防溢板120:下部结构物120a:下部结构物上部面121:冷却水流入部122:围壁面130:支撑体具体实施方式以下，参照附图详细说明本专利技术的优选实施例的构成和作用。图1为概略性地表示出根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器被设置于核反应堆压力容器下侧的核反应堆建筑下部孔洞的状况的剖面构成图。根据本专利技术的具有集成冷却通道的堆芯捕集器100被设置于核反应堆压力容器10下侧的下部孔洞，以将核电站发生重大事故时通过核反应堆压力容器10的破损部位释放的反应堆芯熔融物11储存并冷却，从而防止所述反应堆芯熔融物11与核反应堆建筑的压力维持结构物20的相互反应。所述堆芯捕集器100形成为可收集高温的反应堆芯熔融物11的容器形状，而为了冷却所收集的反应堆芯熔融物11，堆芯捕集器100的底面和侧部周围形成有由冷却水供应部30供应的低温冷却水流动的冷却通道101。所述冷却水供应部30构成为冷凝于反应堆建筑的运转层底面32的冷却水通过冷凝水过滤器33贮存于中间贮存槽34和再装填水箱35之后通过连接于所述再装填水箱35的排出口的冷却水供应管36上设置的阀门37向所述本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
【国外来华专利技术】2010.06.14 KR 10-2010-00560751.一种具有集成冷却通道的堆芯捕集器，该堆芯捕集器被设置于核反应堆压力容器下侧，用于当核电站发生重大事故时储存并冷却通过核反应堆压力容器的破损部位释放的反应堆芯熔融物，从而防止所述反应堆芯熔融物与核反应堆建筑压力维持结构物的相互反应，所述堆芯捕集器包括:设置于所述核反应堆压力容器下侧而收集反应堆芯熔融物的倒屋顶形的主体容器；形成有将散点布置于所述主体容器下部和外侧的支撑体隔在中间而布置以用于除去所述反应堆芯熔融物的热量的具有预定间隔的冷却通道的下部结构物。2.如权利要求1所述的具有集成冷却通道的堆芯捕集器，其特征在于，所述主体容器在倒屋顶形中央倾斜面上实现反应堆芯熔融物的收集和扩散，且所述主体容器的边缘部具有使所述反应堆芯熔融物不致向主体容器的外界溢出而得以保留的围壁面。3.如权利要求2所述的具有集成冷却通道的堆芯捕集器，其特征在于，所述主体容器的下部倾斜面及围壁面外部与冷却通道接触，而为了使主体容器与下部结构物之间具有预定的间隔，所述冷却通道由支撑体散点布置的底层架空结构所构成，从而形成冷却通道之间并无区分的集成冷却通道。4.如权利要求3所述...

【专利技术属性】
技术研发人员：金龙洙，李钟镐，许渲，金志桓，尹淳哲，李羲道，
申请(专利权)人：韩国水力原子力株式会社，韩国电力技术株式会社，
类型：
国别省市：