本發(fā)明屬于反應堆設計技術，具體涉及一種核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)。

背景技術：
日本福島核事故后，有效消除大規(guī)模放射性釋放成為核電站設計的重要安全目標。熔融物滯留技術是核電站針對嚴重事故的一項重要緩解措施，可以有效消除放射性釋放，維持安全邊界的完整性。目前第三代核電站普遍采用了熔融物滯留措施。AP1000采用非能動的預防和緩解嚴重事故的措施，主要包括設置熔融堆芯滯留系統(tǒng)(IVR)，在發(fā)生堆芯融化事故時，堆腔淹沒系統(tǒng)將水注入反應堆壓力容器外壁與堆坑絕熱層之間的空間，從外部冷卻跌落到容器下封頭的堆芯熔融物，保證下封頭不被熔穿，使堆芯熔融物可以保持在壓力容器內(nèi)部，避免了熔融物與水和安全殼混凝土底板的反應，防止了堆外蒸汽爆炸和底板熔穿的發(fā)生。然而，嚴重事故期間，壓力容器下封頭壁面熱流密度很大，一旦容器外壁面出現(xiàn)沸騰危機，則熔融物有可能熔穿壓力容器，此時IVR系統(tǒng)將失效。因此，亟需提供一種新型的可避免現(xiàn)有IVR技術失效的核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)。

技術實現(xiàn)要素：
本發(fā)明的目的在于針對現(xiàn)有技術的缺陷，提供一種可以避免現(xiàn)有IVR技術失效的核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)，以提高核電站事故情況下的安全性。本發(fā)明的技術方案如下：一種核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)，包括置于堆坑內(nèi)的壓力容器，在堆坑外高于壓力容器的位置設有IVR工質(zhì)高位貯存箱，IVR工質(zhì)高位貯存箱通過注入管線與堆坑連接，在堆坑內(nèi)壓力容器與堆坑外墻之間的空間內(nèi)設有換熱器，所述換熱器通過循環(huán)管路與反應堆內(nèi)置換料水箱相連接。進一步，如上所述的核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)，其中，所述的循環(huán)管路包括分別與反應堆內(nèi)置換料水箱連接的換熱器熱管段和換熱器冷管段，所述換熱器熱管段伸入反應堆內(nèi)置換料水箱的開口標高高于所述換熱器冷管段伸入反應堆內(nèi)置換料水箱的開口標高。更進一步，在所述的IVR工質(zhì)高位貯存箱的注入管線和換熱器冷管段上分別設有閥門。進一步，如上所述的核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)，其中，所述的IVR工質(zhì)高位貯存箱內(nèi)IVR工質(zhì)采用金屬鎵。更進一步，如上所述的核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)，其中，所述的IVR工質(zhì)高位貯存箱內(nèi)IVR工質(zhì)的裝量應能在事故狀態(tài)下淹沒整個堆坑。本發(fā)明的有益效果如下：本發(fā)明提出使用金屬鎵代替?zhèn)鹘y(tǒng)IVR系統(tǒng)的水作為直接冷卻壓力容器的冷卻介質(zhì)，由于金屬鎵的沸點遠高于水，熱導率高，同時化學性質(zhì)穩(wěn)定，因此可以有效避免壓力容器外壁沸騰危機的出現(xiàn)，從而確保壓力容器外壁不會被堆芯熔融物熔穿。同時，本發(fā)明設計的換熱器系統(tǒng)可以有效利用水的自然對流降低堆坑中IVR工質(zhì)的溫度，將IVR工質(zhì)的熱量導出到內(nèi)置換料水箱中。本發(fā)明可以有效的避免IVR技術失效，提高核電站的安全性。附圖說明圖1為本發(fā)明堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)的結(jié)構示意圖；圖2為本發(fā)明堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)的事故狀態(tài)下運行示意圖。具體實施方式下面結(jié)合附圖和實施例對本發(fā)明進行詳細的描述。如圖1所示，本發(fā)明提供的核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)由壓力容器1、堆坑外墻2、IVR工質(zhì)高位貯存箱4、IVR工質(zhì)注入管線5、IVR工質(zhì)注入管線閥門6、反應堆內(nèi)置換料水箱7、換熱器9、換熱器熱管段8、換熱器冷管段10、換熱器冷管段閥門11組成。其中，壓力容器1外壁和堆坑外墻2之間形成堆坑3空間；IVR工質(zhì)高位貯存箱4布置標高高于壓力容器1和堆坑3，內(nèi)部裝有IVR工質(zhì)—金屬鎵，該工質(zhì)具有沸點很高、熱導率良好、化學性質(zhì)穩(wěn)定且常溫(30℃)下為液態(tài)等特點，其裝量應保證足以事故狀態(tài)下淹沒堆坑3；IVR工質(zhì)注入管線5一端與IVR工質(zhì)高位貯存箱4連接，一端開口伸入到堆坑3；IVR工質(zhì)注入管線閥門6位于IVR工質(zhì)注入管線5上，核電站正常運行狀態(tài)下關閉，事故狀態(tài)下開啟。反應堆內(nèi)置換料水箱7裝有水，水的裝量應足以淹沒換熱器熱管段8伸入內(nèi)置換料水箱7的開口；換熱器熱管段8伸入內(nèi)置換料水箱7的開口標高高于換熱器冷管段10伸入內(nèi)置換料水箱7的開口標高；換熱器冷管段閥門11位于換熱器冷管段10上，核電站正常運行狀態(tài)下關閉，事故狀態(tài)下開啟。核電站事故狀態(tài)下本系統(tǒng)的運行示意圖如圖2所示。在核電站發(fā)生事故時，IVR工質(zhì)注入閥門6和冷卻水回路閥門11開啟；在重力作用下，IVR工質(zhì)高位貯存箱4中的IVR工質(zhì)通過IVR工質(zhì)注入管線5注入到堆坑3；換熱器9通過換熱器熱管段8和換熱器冷管段10與反應堆內(nèi)置換料水箱7形成流動環(huán)路；壓力容器1內(nèi)的堆芯熔融物通過壓力容器1外壁將熱量傳遞到堆坑3中的IVR工質(zhì)。堆坑3中的IVR工質(zhì)對浸沒在其中的換熱器9進行加熱，換熱器9的管側(cè)冷卻劑被加熱后，通過熱管段8流入反應堆內(nèi)置換料水箱7，反應堆內(nèi)置換料水箱7中相對溫度較低的水通過換熱器9的換熱器冷管段10流入換熱器9的管側(cè)，形成一個水的循環(huán)回路。該系統(tǒng)最終將壓力容器1內(nèi)堆芯熔融物的熱量導出到反應堆內(nèi)置換料水箱7中。顯然，本領域的技術人員可以對本發(fā)明進行各種改動和變型而不脫離本發(fā)明的精神和范圍。這樣，倘若對本發(fā)明的這些修改和變型屬于本發(fā)明權利要求及其同等技術的范圍之內(nèi)，則本發(fā)明也意圖包含這些改動和變型在內(nèi)。