[发明专利]一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置

说明书

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置，包括设置在反应堆的堆坑底部的换热引流管(10)，冷却水(7)从换热引流管(10)的顶部进入其内部并从其底部侧排出。本发明结构简单、可靠性高，没有复杂的系统、管线和阀门，不依赖于电源和能动设备，无需操作员动作干预，具有成本低廉、经济性好、布置占用空间小、易于实施，适用性强的特点；能够有效地改善熔融物碎片床底部的冷却条件，相比于现有的顶部淹没注水方式，引入到熔融物碎片床底部的冷却水流动避免了注入的冷却水受到反向流动的蒸汽阻碍，克服了CCFL现象的限制，能够有效提高冷却效率。

技术领域

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种反应堆堆坑熔融物碎片床的强化换热装置。

背景技术

轻水堆核电厂发生严重事故时，反应堆堆芯由于缺少冷却而快速升温，导致燃料组件和内部构件发生熔化和坍塌。上述堆芯熔融物随后迁移并积聚在反应堆压力容器的下腔室。如果压力容器壁面由于热冲击而发生破裂，这些堆芯熔化物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则会进一步与冷却水发生剧烈物理化学反应，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，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，才能最终终止事故进程；否则碎片颗粒会重新升温融化形成熔融池，对安全壳混凝土结构的完整性造成威胁，并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未考虑堆外熔融物碎片床的冷却问题，也没有设置专门的缓解手段。三代先进核电厂设计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为代表的设计，采用的是熔融物压力容器内滞留(IVR)的方案，即通过事故条件下淹没堆坑来冷却压力容器外壁面，从而保持压力容器的完整性。但是IVR方案只能用于冷却反应堆压力容器内的熔融物，无法冷却反应堆堆坑内的熔融物碎片床；此外，由于受到冷却能力的限制，IVR方案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)为代表的设计方案，采用的是堆芯捕集器(Core catcher)的策略。该策略的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，在冷却过程中冷却水是从熔融物碎片床顶部自上而下淹没渗透，而碎片床内产生的大量蒸汽则是自下而上流动。由于两种流体的流动方向相反，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，有可能无法得到充分冷却。另一方面，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碎片床的高度。因此若碎片床形成过程中无法有效地被摊薄摊平，将无法确保熔融物碎片床最终得到有效冷却。

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强化换热的引流装置，该引流装置能够将冷却水引入到熔融物碎片床内原先冷却水难以到达的区域，并将积聚的蒸汽快速地排出，从而改善这些区域的冷却条件，实现衰变热量快速有效地导出，维持熔融物碎片床的可冷却性，实现长期冷却功能，进而保持安全壳结构的完整性，缓解事故后果，提高核电厂固有安全性。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种反应堆堆坑熔融物碎片床强化换热装置，其中，包括设置在反应堆的堆坑底部的换热引流管，冷却水从所述换热引流管的顶部进入其内部并从其底部侧排出。

进一步，所述换热引流管包括圆筒形管壁，还包括设置在所述圆筒形管壁的顶端的顶盖，所述换热引流管垂直设置在所述反应堆的堆坑底部。

进一步，所述顶盖上设有若干引流开孔，在所述换热引流管的靠近底端的侧壁上设有若干渗水开孔，所述冷却水从所述引流开孔进入所述换热引流管内部然后从所述渗水开孔排出。

进一步，设置所述渗水开孔的最高位置为所述换热引流管高度的1/3。