一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统

摘要

本发明涉及一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，在反应堆压力容器外壁面与保温层之间的堆外环腔内设置若干喷头，所述若干喷头围绕在反应堆压力容器的下封头外侧布置，喷头与喷淋注水管线连接，当发生严重事故后，根据事故信号开启喷淋注水管线阀门，将冷却水通过若干喷头以雾化液滴的形式喷向反应堆压力容器的下封头外表面，将反应堆压力容器的下封头外表面热量带走。利用本发明的系统，能够提升核电厂严重事故工况下对压力容器外壁的冷却能力，从而提高核电厂在严重事故下的安全性，亦能实现对高、超高功率反应堆堆型的堆内熔融物滞留。

说明书

技术领域

本发明属于核反应堆设计技术领域，涉及一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统。

背景技术

在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故之后，核电界开始集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行研究和攻关，诸多结论明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。

当压水堆核电站发生严重事故时，堆芯余热排出手段的丧失将使冷却剂蒸发耗尽，堆芯裸露并持续升温，燃料元件由于失去冷却而发生熔化，堆芯熔融物落入压力容器(RPV)下腔室。堆内熔融物滞留(IVR)技术为一种已被成功应用于AP1000、HPR1000、CAP1400等堆型的熔融物安全滞留技术，其核心原理是对压力容器的外壁面进行持续有效的冷却。压力容器外壁面换热的临界热流密度(CHF)决定了IVR策略的有效性，即只要冷却系统的CHF值高于来自熔融堆芯的衰变热载荷，即可以保证压力容器下封头得到充分冷却，从而确保其完整性。

基于堆内熔融物滞留策略下，核工业界一直致力于对压力容器内熔融物的冷却能力的安全裕度提升，近些年取得了一定的进展，如国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司和国家核电技术有限公司联合于2012年申请的专利CN103544999B“使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备”，描述了一种在反应堆压力容器的内部金属层上设置环状高温绝热陶瓷层，利用绝热陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配，使更多的热流通过压力容器的上部传导通过压力容器，调节了压力容器各方向的热流密度，使其更均匀并大大降低；又如上海核工程研究设计院于2013年申请的专利CN103440886B“提高压力容器外壁面临界热流密度的装置”，描述了一种通过在反应堆压力容器外壁面和保温层之间流道内，设置多个固定在保温层内壁面的互不接触的、呈周向排列或错位排列的突起部的方式，增强流体流动过程中的搅浑，从而提高流体在压力容器外壁面相应位置处的临界热流密度；再如中国核电工程有限公司于2014年申请的专利CN104036833B“具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统”，描述了一种使用反应堆内置换料水箱内的水通过导热堆坑外墙冷却以金属镓为工质的IVR回路的方式，有效避免压力容器外壁沸腾危机的出现，确保压力容器不会被堆芯熔融物熔穿。

上述改进型设计的思路均属于对池式沸腾传热模式的强化技术，而根据近年的实验研究表明，喷淋冷却是一种非常有效的高热流密度冷却手段，通过将细碎成微粒的液滴喷射到发热表面并通过相变的形式将热量带走，是一种工业界中广泛应用的强迫冷却方式。这种强化冷却技术已在炼铸、航空和微电子工业领域被成功应用，具体应用场景包括钢板的热处理、高功率电子设备冷却等。喷淋冷却强化技术可实现的CHF值在0.6MW/m

上述所有喷淋冷却技术均需维持外部电力供应来确保设计功能的实现，但在新一代核电安全技术中，更强调非能动的安全理念，因此本发明立足于核安全的特殊要求进行了专门的设计改进，开发了一种采用非能动喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统技术方案，实现对核电厂严重事故工况下对压力容器外壁的冷却能力的大幅度提升。

发明内容

本发明的目的是提供一种采用喷淋冷却(特别是非能动喷淋冷却方式)的反应堆堆内熔融物滞留系统，以能够提升核电厂严重事故工况下对压力容器外壁的冷却能力，从而提高核电厂在严重事故下的安全性，亦能实现对高、超高功率反应堆堆型的堆内熔融物滞留。

为实现此目的，本发明的技术方案如下：一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，在反应堆压力容器外壁面与保温层之间的堆外环腔内设置若干喷头，所述若干喷头围绕在反应堆压力容器的下封头外侧布置，喷头与喷淋注水管线连接，当发生严重事故后，根据事故信号开启喷淋注水管线阀门，将冷却水通过若干喷头以雾化液滴的形式喷向反应堆压力容器的下封头外表面，将反应堆压力容器的下封头外表面热量带走。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种采用非能动喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，在所述保温层外设置高位水箱，高位水箱与喷淋注水管线连接，在喷淋注水管线阀门开启后，所述高位水箱中的冷却水通过重力驱动经喷头喷出。

更进一步，所述高位水箱内的水面标高与所述若干喷头中标高最高者之间的高度差在10m～40m之间。

在一种优选的实施方案中，所述若干喷头自上而下分为多层布置，每一层的所述喷头沿圆周方向均匀排布，相邻层间的喷头沿圆周方向交错排布。

更进一步，所述若干喷头设置在喷淋环管上，所述喷淋环管位于所述堆外环腔内的所述反应堆压力容器的下封头外侧，喷淋环管与所述喷淋注水管线连接。

更进一步，所述喷淋环管为在高度方向上分层的环形管网结构，每层喷淋环管均设有若干与喷头连接的连接管头，层间布置有连接管路，不同高度的喷淋环管还可以设置区域控制阀门。

在一种优选的实施方案中，所述堆外环腔的顶部开有蒸汽出口，堆外环腔的底部设有堆外环腔疏水管线，所述堆外环腔疏水管线的入水口位于所述保温层的最低点。

在一种优选的实施方案中，所述喷头的喷嘴轴线与所述反应堆压力容器的下封头外表面的局部法线重合，从而使所述喷头喷出的射流直喷所述反应堆压力容器的下封头外表面。

更进一步的，所述喷头的喷嘴与所述反应堆压力容器的下封头外表面的距离在3cm～15cm之间。

在一种优选的实施方案中，所述系统还包括设置于所述喷淋注水管线上的止回阀、安全阀，以及设置在所述堆外环腔疏水管线上的疏水隔离阀。

本发明的有益效果在于，利用本发明的采用喷淋冷却(特别是非能动喷淋冷却方式)的反应堆堆内熔融物滞留系统，能够有效提升IVR策略下对压力容器外壁的冷却能力。在核电厂堆芯熔化的严重事故下，通过重力驱动的非能动的雾化液滴的喷淋，实现对反应堆压力容器的高效冷却。

本发明的有益效果具体体现在：

(1)喷淋冷却较原有基于池式沸腾的IVR系统冷却能力有大幅度提升，安全裕度更大，使得高、超高功率反应堆堆型的堆内熔融物滞留策略的实现成为可能；

(2)具有非能动特性的优势，满足三代先进核电技术的安全要求；

(3)与传统IVR技术相比，还具有节约冷却水装量，减小水箱体积，布置灵活，经济性较高等优势。

附图说明

以下附图仅为本发明的示意性图解，并非一定是按比例绘制。

图1为示例性的本发明的采用非能动喷淋冷却方式的反应堆堆内熔融物滞留系统的组成结构示意图。

图2为示例性的图1中系统在第一层(最高层)喷淋环管位置的俯视剖面图。

图3为示例性的本发明的采用非能动喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统中喷淋环管的三维结构图。

图4为示例性的本发明采用非能动喷淋冷却的相邻层喷嘴喷头交错布置示意图。

图5为示例性的本发明采用的非能动喷淋冷却的多层喷嘴液滴覆盖叠加效果图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

本实施例提供的是本发明的一种优选方案，即采用非能动喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，其组成结构如图1所示，包括反应堆压力容器01、保温层03、喷头04、雾化液滴05、喷淋环管06、喷淋注水管线07、止回阀08、安全阀09、高位水箱10、堆外环腔疏水管线11、堆外环腔12、蒸汽出口13、疏水隔离阀16。由于本实施例是采用非能动喷淋冷却方式，高位水箱10中的冷却水是通过重力驱动经喷头04喷出。但本发明并不仅限于这种实现形式，同样可以采用外部电力供应的喷淋冷却技术，以能动的方式实现喷淋。

在本实施例提供的非能动喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统中，保温层03设置在反应堆压力容器01外侧，包容反应堆压力容器01。在所述保温层03与所述反应堆压力容器01外壁面之间形成空间区域--堆外环腔12。若干喷头04围绕反应堆压力容器01的下封头外侧布置于堆外环腔12内。喷淋环管06位于堆外环腔12内的反应堆压力容器01的下封头外侧，在喷头04与喷淋注水管线07之间形成管路连接。高位水箱10可依次通过喷淋注水管线07、喷淋环管06、喷头04向反应堆压力容器01的下封头外表面喷淋雾化液滴05。堆外环腔12为保温层03与反应堆压力容器01外壁面之间形成的空间区域，堆外环腔12的顶部开有蒸汽出口13，堆外环腔12的底部设有堆外环腔疏水管线11。喷淋环管06的入水口与所述的喷淋注水管线07相连，堆外环腔疏水管线11入水口位于保温层03的最低点。

如图1所示，高位水箱10内的水面标高与若干喷头04中标高最高者之间的高度差在10m-40m之间。作为一种优选实施方式，一定数目的喷头04自上而下分为多层布置，每一层的喷头04沿圆周方向均匀排布，喷头04的喷嘴与所述的反应堆压力容器的下封头外表面的距离在3cm-15cm之间。喷头04的喷嘴轴线与反应堆压力容器01的下封头的外表面的局部法线重合，从而使喷头04喷出的射流直喷反应堆压力容器01的下封头的外表面。

如图2所示，所述若干喷头04设置在喷淋环管06上，所述喷淋环管06位于所述堆外环腔内的所述反应堆压力容器01的下封头外侧，喷淋环管06与所述喷淋注水管线07连接。

如图3所示，作为一种优选实施方式，喷淋环管06为在高度方向上分层的环形管网结构，每层环管均设有与喷头04的连接管头14，层间布置有连接管路15。

如图4、5所示，相邻层间的喷头04沿圆周方向交错排布，例如图4中，第N层的喷头与第N+1层的喷头错开α角设置，从而使喷头04喷射出的雾化液滴05对反应堆压力容器01的下封头的覆盖范围在80％-100％之间。自喷头04喷出的雾化液滴05的直径范围在500-4000μm之间，多层喷嘴液滴覆盖叠加效果如图5所示。

上述示例性的本发明的采用非能动喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统的原理如下。

当发生严重事故后，反应堆堆内熔融物02逐渐聚集于反应堆压力容器01的下封头内，开始向反应堆压力容器01的内壁面施加热载荷。根据事故信号，开启位于喷淋注水管线07的止回阀08和安全阀09，将高位水箱10内的冷却水通过喷头04以雾化液滴05的形式喷向反应堆压力容器01的下封头的外表面。喷淋冷却通过强迫对流、核态沸腾、二次气泡成核以及液膜蒸发的传热机理高效地将反应堆压力容器01的下封头外表面的热量带走。其中相变产生的蒸汽以及气流中挟带的液滴可从蒸汽出口13处离开系统进入安全壳大空间内，而反应堆压力容器01的下封头外表面未发生相变的液体会形成液膜并在重力的作用下聚集至保温层03的底部，开启疏水隔离阀16，将积水通过堆外环腔疏水管线11排入安全壳地坑。

进一步地，如图3所示，通过位于喷淋环管06上的区域控制阀门17、18、19、20，可以依据需要，实现喷淋的分区功能：在事故初期，熔融物中的衰变热水平较高，需要对应的冷却能力较高，采用全部喷淋冷却的模式；在事故中期，熔融物衰变热水平降低，需要的冷却能力相对较低时，可以通过关闭疏水隔离阀16，喷淋环管06上的低区控制阀门18、20，使反应堆压力容器01的下封头的下方通过池式沸腾进行冷却、上方通过喷淋进行冷却；在事故后期，衰变热水平进一步降低，可以进行完全的池式冷却，保证反应堆压力容器01下封头的长期淹没。高位水箱10内的水位下降后亦可通过安全壳内的冷凝水、地坑水回收系统等进行补充以循环利用。

对于本领域技术人员而言，显然本发明不限于上述示范性实施例的细节，而且在不背离本发明的精神或基本特征的情况下，能够以其他的具体形式实现本发明方法。因此，无论从哪一点来看，均应将实施例看作是示范性的，而且是非限制性的，本发明的范围由所附权利要求而不是上述说明限定，因此旨在将落在权利要求的等同要件的含义和范围内的所有变化囊括在本发明之内。不应将权利要求中的任何附图标记视为限制所涉及的权利要求。

此外，应当理解，虽然本说明书按照实施方式加以描述，但并非每个实施方式仅包含一个独立的技术方案，说明书的这种叙述方式仅仅是为清楚起见，本领域技术人员应当将说明书作为一个整体，各实施例中的技术方案也可以经适当组合，形成本领域技术人员可以理解的其他实施方式。