[发明专利]一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统

说明书

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，包括设置在安全壳(10)内部底端的堆坑内的集水底盘(4)，冷却水(8)能够由集水底盘(4)的内部向上方涌出至集水底盘(4)的上表面。本分明能够在核电厂发生严重事故时将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出，并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性，从而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果。

技术领域

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统。

背景技术

轻水堆(LWR)核电厂发生严重事故时，反应堆堆芯由于冷却能力丧失快速升温，并导致燃料组件熔化和内部构件坍塌。上述堆芯熔融物随后会迁移并积聚在反应堆压力容器的下腔室中。如果反应堆压力容器壁面由于热冲击而发生破裂，这些堆芯熔化物则会从破口喷射到反应堆堆坑中。若此时反应堆堆坑已经被冷却水淹没，喷射出的高温熔融物会进一步与冷却水发生强烈的物理化学作用，破碎成细小的颗粒并沉积在堆坑底部，从而形成多孔的熔融物碎片床。在此之后，熔融物碎片床还需要持续地进行冷却、将碎片颗粒所携带的衰变热量不断地排出，才能最终成功终止事故进程；否则碎片颗粒会重新升温融化形成熔融池，威胁到安全壳地板混凝土结构的完整性，可能导致大量放射性物质释放到外部环境。

传统的二代核电厂设计中没有专门针对堆外熔融物碎片床冷却的缓解手段。三代先进核电厂针对堆外熔融物碎片床的缓解策略大致可分为两类：一类是以美国AP1000为代表的熔融物反应堆压力容器内滞留(IVR)策略，即通过事故条件下淹没堆坑来冷却反应堆压力容器外壁面，从而保持反应堆压力容器的完整性。但是该缓解措施只针对反应堆压力容器内的熔融物，一旦反应堆压力容器失效，将无法进一步对反应堆压力容器外部的熔融物进行冷却；此外，由于受到外部冷却能力的限制，IVR策略也无法应用于功率更大的堆型。另一类是以法国EPR(见图1)和俄罗斯VVER(见图2)为代表的堆芯捕集器(Core catcher)设计方案，其基本原理是首先将喷射的高温熔融物与牺牲材料混凝土混合，然后摊开在预先涂有高温惰性材料的钢制平板上，再通过从熔融物顶部注入冷却水淹没熔融物来实施冷却。堆芯捕集器的策略也有自身的局限性。一方面，冷却水是从熔融物碎片床的顶部自上而下淹没渗透，而冷却过程中产生的大量蒸汽则是自下而上流动。由于两种流体流动方向相反，因此冷却水有可能因为向上的蒸汽流的阻碍而无法有效向下渗透流入熔融物碎片内部(称为CCFL现象)。特别是靠近底部的区域，很有可能难以得到有效冷却。另一方面，已有的实验研究和程序计算结果也表明：在冷却水从顶部淹没的条件下，熔融物碎片床的可冷却性很大程度上取决于形成的熔融物碎片床的高度。因此若熔融物碎片床形成过程中无法有效地被摊薄摊平，将有可能导致熔融物碎片床最终无法得到有效冷却。

发明内容

本发明的目的在于针对核电厂严重事故下堆坑内形成的熔融物碎片床提供一种高效的非能动冷却系统，用于将熔融物碎片床内的衰变热量快速有效地导出，并在长期阶段维持熔融物碎片床的可冷却性，从而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种用于反应堆熔融物碎片床的注水冷却系统，其中，包括设置在安全壳内部底端的堆坑内的集水底盘，冷却水能够由所述集水底盘的内部向上方涌出至所述集水底盘的上表面。

进一步，还包括设置在所述安全壳内部的、用于存储所述冷却水的水箱，所述水箱的位置高于所述集水底盘的位置，所述水箱通过下降管线与所述集水底盘连通，所述冷却水能够通过重力由所述水箱经过所述下降管线进入所述集水底盘内部并向上方涌出至所述集水底盘的上表面。

进一步，所述集水底盘的上表面设有若干注入管嘴，所述集水底盘内部的所述冷却水经过所述注入管嘴涌出至所述集水底盘的上表面。

进一步，还包括覆盖在所述集水底盘和所述注入管嘴上方的牺牲混凝土材料层，所述牺牲混凝土材料层的成分为Fe₂O₃。