[发明专利]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

说明书

技术领域

本发明涉及核安全技术领域，更特别地涉及在核电站发生重大事故时使反应堆堆内熔融物滞留在压力容器中的技术领域。

背景技术

在核电站设计中，核安全是需考虑的首要问题。1979年美国三哩岛核电站事故和1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故发生后，严重事故的预防和缓解成为核电站设计必须考虑的因素。2011年日本福岛事故后，核电站严重事故的预防和缓解更受到各国公众、政府和安全监管当局的重视。核电站风险主要来自潜在的堆芯熔化事故及造成的放射性物质的对环境的大规模释放。如何降低严重事故的发生频率，缓解严重事故的后果，提高核电站的安全水平，已成为各国核工业界和核安全监管当局关注的重点之一。中国国家核安全局也早在2004年4月18日发布了《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，对新建核动力厂设计时必须考虑严重事故已提出明确要求，可见进行严重事故预防和缓解措施设计的重要性。

压水堆核电站发生严重事故时，堆芯由于失去冷却水使堆芯裸露并开始升温、过热，燃料元件由于冷却不足而发生熔化，堆芯熔融物落入压力容器下腔室，对压力容器的完整性形成威胁。一旦压力容器熔穿，熔融物流入堆腔室后，将可能发生堆外蒸汽爆炸、熔融物与混凝土反应等现象，致使安全壳内升温升压，对安全壳的完整性构成威胁。因此，如何对熔融物进行有效的冷却是缓解核电站严重事故的关键。

为缓解严重事故后果，根据严重事故发展过程特点，已提出多种应对严重事故的策略。熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention，IVR)是重要的严重事故缓解方案之一。该策略在假定严重事故工况下，通过从压力容器外部对熔融物进行充分有效的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内，从而避免压力容器熔穿，保证压力容器的完整性，进而防止多数可能威胁安全壳完整性的堆外现象的发生。

作为缓解事故后果的关键措施的一种，IVR技术近年来在核工业界获得了实际应用。各种非能动乃至能动型反应堆，如西屋AP600/AP1000、芬兰IVO改进Loviisa VVER440、三菱MS600设计(非能动型)，俄罗斯VVER640设计(能动型)以及韩国APR1400等，纷纷采用IVR方案；我国出口巴基斯坦的C2核电站设计、中广核的CPR1000核电站最新设计也分别采取这一方案，并进行了评价。其他运行核电站如Zion PWR，BWR和CANDU核电站也在进行应用IVR的研究。

对于较低功率核电站AP600，经过Theofanous等的分析研究，AP600 IVR的评价结论是：只要保证反应堆冷却剂系统卸压，并且确保压力容器淹没于水中的深度至少高于熔池，压力容器安全裕度较大，即熔融物作用于压力容器的热流密度小于对应位置临界热流密度，AP600不会发生压力容器热熔穿失效。

AP1000核电站以AP600核电站为基础升级开发，也采用IVR事故缓解措施。并完成了相应的工程验证试验。使AP1000设计获得通过。

虽然IVR技术在AP600、AP1000中的应用获得了美国核管会的认可，但是对于其在超大型先进压水堆(超过1000MWe)中的应用，却仍存在着很多不确定性。随着压水堆功率增加，事故工况下的衰变热也相应增加，严重事故形成熔池之后其压力容器下部的热流也较大，热流密度离临界热流密度(CHF)越近。因此，对于高功率反应堆，进一步提高压力容器外冷却系统的冷却能力也可能无法完全满足将衰变热带出压力容器要求。这时只采用现有的ERVC技术，在熔池金属层附近的安全裕度非常小，离CHF越近，压力容器失效的可能性越大，将不能有效实现IVR策略。

发明内容

对于功率大于或等于1000MWe的高功率压水堆核电站(如AP1000压水堆)，在严重事故工况下，反应堆堆芯完全熔化并在压力容器的下封头(半球形)中形成熔池，而且熔池的熔融物发生分层。在这种分层构型下，传向冷却水的热流密度安全裕度较低。随着压水堆功率增加，热流密度离临界热流密度越近。热流密度最大的地方最可能发生在堆芯燃料熔融物与熔化金属层的界面附近对应的压力容器壁处，且该处压力容器内壁可能明显熔化、损坏并失效，这就是所谓的热聚焦效应。因此，本发明要解决的技术问题是在反应堆堆芯发生熔化，并已启动压力容器外部冷却(ERVC)的情况下，如何防止熔融物熔损压力容器以实现熔融物堆内滞留(IVR)。

为了解决上述的问题，需要提出一种方法，该方法作为压力容器外部冷却(ERVC)技术的补充，能够通过缓解热聚焦效应、调节压力容器向上向下和向侧面的热流密度，同时配合压力容器外冷却(ERVC)技术，实现熔融物的堆内滞留。