一種堆芯熔融物分組滯留及冷卻系統(tǒng)的制作方法【
技術(shù)領(lǐng)域：
】[0001]本發(fā)明屬于反應(yīng)堆堆芯熔融物堆外捕集系統(tǒng)，具體涉及一種堆芯熔融物分組滯留及冷卻系統(tǒng)。【
背景技術(shù)：
】[0002]在三里島和切爾諾貝利核電站的嚴(yán)重事故之后，核電界開始集中力量對(duì)嚴(yán)重事故的預(yù)防和后果緩解進(jìn)行研究和攻關(guān)，諸多結(jié)論明確了防范與緩解嚴(yán)重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。當(dāng)壓水堆核電站發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，堆芯余熱排出手段的喪失將使冷卻劑蒸發(fā)耗盡，堆芯裸露并持續(xù)升溫，燃料元件由于失去冷卻而發(fā)生融化，堆芯熔融物落入壓力容器(RPV)下腔室，繼而造成壓力容器下封頭失效，如果不能采取有效措施對(duì)其冷卻，堆芯熔融物有可能將壓力容器熔穿。壓力容器熔穿后，熔融物直接噴射到安全殼筏基上與結(jié)構(gòu)混凝土相互作用(MCCI)、一定時(shí)間內(nèi)以較快的速度逐漸向下侵蝕安全殼的筏基，若筏基厚度不足，則底板可能被熔穿，并導(dǎo)致安全殼的完整性破壞，隨后放射性物質(zhì)將直接進(jìn)入土壤，對(duì)環(huán)境造成嚴(yán)重影響。為了避免堆芯熔融物導(dǎo)致的大規(guī)模放射性物質(zhì)釋放，堆芯捕集器的相關(guān)設(shè)計(jì)逐漸產(chǎn)生。目前針對(duì)嚴(yán)重事故下，堆芯熔融物的冷卻與收集策略主要可分為兩種:壓力容器內(nèi)熔融物的冷卻與保持(IVR)，在美國(guó)的AP1000機(jī)型設(shè)計(jì)中采用；壓力容器外熔融物冷卻與收集(EVR)，在俄羅斯的WWER1000機(jī)型和法國(guó)的EPR機(jī)型中采用。WWER1000機(jī)型采用“坩禍”式堆芯捕集器，它是位于壓力容器下部的一個(gè)獨(dú)立的容器結(jié)構(gòu)，主要由下底板、犧牲材料和扇形熱交換器組成。EPR機(jī)型采用“鋪展”式堆芯捕集器，嚴(yán)重事故情況下，堆芯形成可流動(dòng)液態(tài)熔融物，直接流入反應(yīng)堆堆坑中，在高溫作用下熔融物與堆坑犧牲性混凝土發(fā)生反應(yīng)，逐漸消融犧牲混凝土，達(dá)到初步冷卻、收集熔融物的功能。[0003]關(guān)于堆芯捕集器的研究，國(guó)外起步較早，相關(guān)專利較多，如:美國(guó)麻省理工大學(xué)于1978年的專利，Corecatcherfornuclearreactorcoremeltdowncontainment(US4113560)，該專利可視為EVR的設(shè)計(jì)雛形；法國(guó)原子能機(jī)構(gòu)于1981年的專利，Corecatcherdevice(US4280872)，該專利將EVR技術(shù)提升到了工程應(yīng)用的水平；1982年的專利，Moltencorecatcherandcontainmentheatremovalsystem(US4342621)提出將熱管技術(shù)用于EVR;美國(guó)能源部1983年的專利，Combinat1npiperupturemitigatorandin-vesselcorecatcher(US4412969)，首次提出了IVR的概念；此外的相關(guān)專利還有Retrofittablenuclearreactorcorecatcher(US4442065)、Nuclearreactorequippedwithacorecatcher(US5263066)、Nuclearreactorinstallat1nwithacorecatcherdeviceandmethodforexter1rcoolingofthelatterbynaturalcirculat1n(US5343506)、Corecatchercoolingbyheatpipe(US6353651)、CorecatcherCooling(US7558360)、Corecatcher,manufacturingmethodthereof,reactorcontainmentvesselandmanufacturingmethodthereof(US8358732)等。中國(guó)對(duì)堆芯捕集器的研究在從俄羅斯引進(jìn)WWER核電系統(tǒng)之后逐漸增多，在引進(jìn)美國(guó)APlOOO核電技術(shù)之后形成了一系列專利，如:俄羅斯2007年在我國(guó)申請(qǐng)的專利，損壞的LWR核反應(yīng)堆的襯層定位和冷卻系統(tǒng)(CN200410031091.1)，該專利即為WWER的EVR方案；中核工業(yè)二十三建設(shè)有限公司201年在WWER施工過程中形成的專利技術(shù)，一種核電站堆芯捕集器的安裝方法(CN201010529073.1);韓國(guó)水力原子力株式會(huì)社2010年的專利，具有集成冷卻通道的堆芯捕集器(CN201080068588.4)，其主旨在于對(duì)熔融物覆蓋底板的冷卻；上海和工程研究設(shè)計(jì)院在AP1000引進(jìn)消化吸收及CAP1400設(shè)計(jì)過程中逐漸形成的EVR技術(shù)，底部注水疊加外部冷卻的大型非能動(dòng)核電廠堆芯捕集器(CN201310005308.0)、一種大型非能動(dòng)壓水堆核電廠坩禍型堆芯摧集器(CN201310005342.8)、有熔融物擴(kuò)展室的大型非能動(dòng)壓水堆核電廠堆芯捕集器(0似01310005579.6)、大型非能動(dòng)核電廠熔融物堆內(nèi)和堆外滯留相結(jié)合的裝置(CN201310264749.2)、有熔融物擴(kuò)展室的大型非能動(dòng)壓水堆核電廠堆芯捕集器(CN201320007203.4)、一種大型非能動(dòng)壓水堆核電廠堪竭型堆芯捕集器(CN2013200072I8.0)、大型非能動(dòng)核電廠熔融物堆內(nèi)和堆外滯留相結(jié)合的裝置(CN201320007347.X)、底部注水疊加外部冷卻的大型非能動(dòng)核電廠堆芯捕集器(CN201320007522)。[0004]上述所有堆芯捕集器相關(guān)專利均未考慮采用獨(dú)立容器對(duì)堆芯熔融物分組進(jìn)行捕集并進(jìn)行冷卻?！?br/>發(fā)明內(nèi)容】[0005]針對(duì)現(xiàn)有技術(shù)中存在的缺陷，本發(fā)明提供一種堆芯熔融物分組滯留及冷卻系統(tǒng)，旨在發(fā)生嚴(yán)重事故工況下，藉由獨(dú)立的封裝容器對(duì)反應(yīng)堆堆芯熔融物實(shí)現(xiàn)分組滯留并冷卻，有利于提高熔融物衰變熱導(dǎo)出功率，降低工作人員的輻照劑量，結(jié)構(gòu)緊湊，占用空間小。[0006]為達(dá)到以上目的，本發(fā)明采用的技術(shù)方案是:提供一種堆芯熔融物分組滯留及冷卻系統(tǒng)，包括分組滯留系統(tǒng)及冷卻系統(tǒng)，所述分組滯留系統(tǒng)包括設(shè)置在反應(yīng)堆堆腔底部的熔融物滯留容器裝載井及設(shè)置在熔融物滯留容器裝載井內(nèi)的多個(gè)熔融物滯留容器，多個(gè)熔融物滯留容器通過多級(jí)熔融物輸運(yùn)通道與反應(yīng)堆堆腔相連接，熔融物滯留容器裝載井上穿設(shè)有熔融物滯留容器轉(zhuǎn)移裝置，該熔融物滯留容器轉(zhuǎn)移裝置與所述冷卻系統(tǒng)相連通;所述冷卻系統(tǒng)包括熔融物冷卻水池及熔融物冷卻水池的冷卻回路。[0007]進(jìn)一步，所述多級(jí)熔融物輸運(yùn)通道具有三維分支結(jié)構(gòu)，包括熔融物一級(jí)輸送通道、熔融物二級(jí)輸送通道及熔融物三級(jí)輸送通道，所述熔融物一級(jí)輸送通道與反應(yīng)堆堆腔底部相連接。[0008]進(jìn)一步，所述多級(jí)熔融物輸運(yùn)通道的長(zhǎng)度及直徑逐級(jí)遞減。[0009]進(jìn)一步，所述熔融物滯留容器通過末級(jí)輸送通道連接裝置與多級(jí)熔融物輸運(yùn)通道連接。[0010]進(jìn)一步，每個(gè)所述熔融物滯留容器的下端設(shè)有熔融物滯留容器支撐結(jié)構(gòu)，所述熔融物滯留容器支撐結(jié)構(gòu)用于對(duì)熔融物滯留容器及多級(jí)熔融物輸運(yùn)通道形成支撐。[0011]進(jìn)一步，所述熔融物冷卻水池為分離結(jié)構(gòu)或整體結(jié)構(gòu)，熔融物冷卻水池上設(shè)有應(yīng)急補(bǔ)水管線。[0012]進(jìn)一步，所述熔融物冷卻水池的冷卻回路包括依次連接的循環(huán)冷卻水栗、空氣冷卻器以及熱交換器。[0013]本發(fā)明的有益技術(shù)效果在于:[0014](I)分組滯留將增大堆芯熔融物與冷卻水之間的換熱面積，有利于提高熔融物衰變熱導(dǎo)出功率，避免局部過熱導(dǎo)致的防護(hù)屏障失效；(2)堆芯熔融物分組滯留并冷卻后，反應(yīng)堆的事故后處理工作將大為簡(jiǎn)化，工作人員的輻照劑量可顯著降低；(3)多級(jí)熔融物輸運(yùn)通道具有的分支結(jié)構(gòu)可使熔融物滯留容器的布置更為緊湊，所占空間更?。?4)能動(dòng)結(jié)合非能動(dòng)、空冷配合水冷的堆芯熔融物冷卻方式更為可靠，將使嚴(yán)重事故后核電廠的長(zhǎng)期安全性得以提升?！靖綀D說明】[0015]圖1堆芯熔融物分組滯留和冷卻系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖；<當(dāng)前第1頁1 2