本實(shí)用新型屬于反應(yīng)堆設(shè)計(jì)領(lǐng)域，具體涉及一種反應(yīng)堆壓力容器外部冷卻系統(tǒng)。

背景技術(shù)：

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(shè)計(jì)的重要安全目標(biāo)。熔融物滯留技術(shù)是核電站針對(duì)嚴(yán)重事故的一項(xiàng)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(dòng)的預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故的措施，主要包括設(shè)置熔融堆芯滯留系統(tǒng)(IVR)，在發(fā)生堆芯融化事故時(shí)，堆腔淹沒系統(tǒng)將水注入反應(yīng)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(yīng)，防止了堆外蒸汽爆炸和底板熔穿的發(fā)生。然而，嚴(yán)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(jī)，則熔融物有可能熔穿壓力容器，此時(shí)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(shù)失效的核電站事故后堆內(nèi)熔融物滯留系統(tǒng)。

并且，考慮采用液態(tài)金屬替代水作為壓力容器的淹沒介質(zhì)。稀有金屬鎵(GA)具有低熔點(diǎn)(29.76℃)和高沸點(diǎn)(2204℃)的特點(diǎn)，并且其化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定，導(dǎo)熱性能好，用液態(tài)鎵替代水與壓力容器壁面直接接觸換熱，可以使得壓力容器外壁面處換熱不受常規(guī)淹沒工質(zhì)水的CHF大小的限制。

鎵作為一種稀有金屬，價(jià)格昂貴，由于反應(yīng)堆淹沒體積大，如全部采用鎵作為淹沒介質(zhì)，使得反應(yīng)堆造價(jià)成本不可接受；同時(shí)，鎵的密度約為水的5倍，如淹沒介質(zhì)全部采用液態(tài)金屬鎵，鎵的貯存箱會(huì)使相關(guān)支撐鋼結(jié)構(gòu)的應(yīng)力增加，增加結(jié)構(gòu)失效的風(fēng)險(xiǎn)。

圓柱形針肋作為一種三維非連續(xù)翅片結(jié)構(gòu)，將其應(yīng)用于換熱表面，在有效的增加傳熱面積的同時(shí)，非連續(xù)的圓柱形針肋翅片結(jié)構(gòu)能夠?qū)植康牧鲃?dòng)產(chǎn)生強(qiáng)烈的摻混作用，增強(qiáng)換熱系數(shù)。綜合上述各方面因素，可考慮設(shè)計(jì)一種新型的鎵用量少且換熱效果好的壓力容器外部冷卻系統(tǒng)。

技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素：

針對(duì)現(xiàn)有技術(shù)中存在的缺陷，本實(shí)用新型提供一種反應(yīng)堆壓力容器外部冷卻系統(tǒng)，在反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，能夠防止堆外蒸汽爆炸和壓力容器下封頭熔穿，提高了核電站的安全性；散熱部件的使用增大了換熱面積，提高了換熱效果。

為達(dá)到以上目的，本實(shí)用新型采用的技術(shù)方案是：提供一種反應(yīng)堆壓力容器外部的冷卻系統(tǒng)，包括設(shè)置在壓力容器外圍的堆坑及設(shè)置在堆坑與壓力容器之間的金屬導(dǎo)熱層，該金屬導(dǎo)熱層與壓力容器之間形成用于盛放液態(tài)金屬鎵的狹窄空間，該金屬導(dǎo)熱層與堆坑之間形成冷卻水的流動(dòng)通道。

進(jìn)一步，所述金屬導(dǎo)熱層為圓柱形結(jié)構(gòu)，包圍在壓力容器的外圍，在圓柱形結(jié)構(gòu)的外壁上設(shè)置若干個(gè)散熱部件。

進(jìn)一步，若干個(gè)所述散熱部件沿軸向并排設(shè)置。

進(jìn)一步，所述散熱部件為圓柱形針肋。

本實(shí)用新型的有益技術(shù)效果在于：

(1)本實(shí)用新型的冷卻系統(tǒng)，通過在壓力容器與金屬導(dǎo)熱層之間的狹窄空間放置液態(tài)金屬鎵，避免壓力容器外壁面與水直接換熱出現(xiàn)傳熱惡化后導(dǎo)致的壓力容器下封頭的熔穿，提高了核電站的安全性。

(2)本實(shí)用新型通過在金屬導(dǎo)熱層上安裝若干個(gè)散熱部件，使得水與鎵之間的有效換熱面積增大，提高了換熱效果。

(3)本實(shí)用新型在壓力容器與金屬導(dǎo)熱層之間形成狹窄空間，減少了金屬鎵的用量，保證了經(jīng)濟(jì)性。

附圖說明

圖1是本實(shí)用新型壓力容器外部冷卻系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖；

圖2是在嚴(yán)重的工況下的運(yùn)行狀態(tài)圖；

圖3是本實(shí)用新型金屬導(dǎo)熱層的結(jié)構(gòu)示意圖。

圖中：

1-壓力容器 2-堆坑外墻 3-堆坑 4-金屬導(dǎo)熱層 5-散熱部件

具體實(shí)施方式

下面結(jié)合附圖，對(duì)本實(shí)用新型的具體實(shí)施方式作進(jìn)一步詳細(xì)的描述。

如圖1所示，是本實(shí)用新型提供的核電站嚴(yán)重事故下壓力容器外部冷卻系統(tǒng)，該冷卻系統(tǒng)包括壓力容器1、堆坑3及設(shè)置在堆坑3與壓力容器1之間的金屬導(dǎo)熱層4，該金屬導(dǎo)熱層4與壓力容器1之間形成用于盛放液態(tài)金屬鎵GA的狹窄空間，該金屬導(dǎo)熱層4與堆坑3之間形成冷卻水的流動(dòng)通道。

其中，堆坑3通過堆坑外墻2支撐，可避免堆坑的坍塌。金屬導(dǎo)熱層優(yōu)選為圓柱形結(jié)構(gòu)，在圓柱形結(jié)構(gòu)的外壁上設(shè)置若干個(gè)散熱部件5，若干個(gè)散熱部件5沿軸向并排設(shè)置，散熱部件5優(yōu)選圓柱形針肋。

如圖2所示，是核電站嚴(yán)重事故狀態(tài)下冷卻系統(tǒng)的運(yùn)行流程圖。在核電站嚴(yán)重事故發(fā)生時(shí)，通過能動(dòng)的注入系統(tǒng)將水注入堆腔，淹沒金屬導(dǎo)熱層4，充滿壓力容器1和金屬導(dǎo)熱層4之間狹窄空間的液態(tài)金屬鎵與壓力容器外壁直接換熱，吸收熔融物衰變熱冷卻壓力容器1。鎵的熔點(diǎn)低、沸點(diǎn)高、化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定，可以避免壓力容器外壁與水直接換熱時(shí)換熱受壁面CHF大小的限制，保證壓力容器的安全性。需要說明的是，本實(shí)用新型也可以采用其他液態(tài)金屬，凡是熔點(diǎn)低、沸點(diǎn)高、化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定的液態(tài)金屬均可。另外，由于壓力容器與金屬導(dǎo)熱層之間的空間較小，本設(shè)計(jì)中所需的金屬鎵的質(zhì)量很少，使用少量的鎵即可保證淹沒壓力容器的下封頭和金屬導(dǎo)熱層之間的空間，成本低。同時(shí)，水通過金屬導(dǎo)熱層4和安裝在金屬導(dǎo)熱層4上的圓柱形針肋5對(duì)被加熱的液態(tài)金屬鎵進(jìn)行冷卻，在換熱表面上水發(fā)生沸騰換熱，通過水的沸騰換熱將被加熱的液態(tài)金屬鎵冷卻，從而間接的將熔融物的衰變熱帶走。由此，該冷卻系統(tǒng)最終將壓力容器1內(nèi)堆芯熔融物的衰變熱及時(shí)導(dǎo)出，保持壓力容器1的完整性。圖2中的虛線箭頭為水流動(dòng)方向。

如圖3所示，在金屬導(dǎo)熱層4上安裝有圓柱形針肋5，圓柱形針肋作為一種三維不連續(xù)肋片結(jié)構(gòu)，起到很好的強(qiáng)化傳熱的作用。

顯然，本領(lǐng)域的技術(shù)人員可以對(duì)本實(shí)用新型進(jìn)行各種改動(dòng)和變型而不脫離本實(shí)用新型的精神和范圍。這樣，倘若對(duì)本實(shí)用新型的這些修改和變型屬于本實(shí)用新型權(quán)利要求及其同等技術(shù)的范圍之內(nèi)，則本實(shí)用新型也意圖包含這些改動(dòng)和變型在內(nèi)。