[实用新型]事故缓解装置以及核电站压力容器

说明书

技术领域

本实用新型涉及核电站安全领域，特别涉及核电站发生严重事故时增强沸腾传热性能的核电站事故缓解装置，以及具有该事故缓解装置的核电站压力容器。

背景技术

日本福岛核事故发生后，核电站安全愈来愈受到广泛的关注。压力容器的完整性保证是严重事故管理的重要目标之一。压力容器作为放射性裂变产物的第二道屏障重要组成部分，在堆芯熔融的严重事故情况下承担着滞留熔融物和包容放射性物质的功能。

压力容器内熔融物滞留是否成功取决于两个重要因素：(1)压力容器壁面是否发生偏离泡核沸腾；(2)在事故情况下，压力容器壁面剩余厚度是否承担其机械强度，如热应力、压力等。因此，在事故情况下，减少压力容器表面的气泡，扩大压力容器外壁与冷却介质的接触面积，增强压力容器沸腾传热的临界热流密度，及时有效地将压力容器内部堆芯熔融物的热量导出是保证压力容器完整性、减少放射性物质向安全壳和缓解迁移、降低安全壳完整性丧失风险的关键措施之一。

实用新型内容

本实用新型的目的在于提出一种增强核电站严重事故时压力容器的沸腾传热性能的事故缓解装置。

增强沸腾传热性能以缓解核电站严重事故的事故缓解装置附于压力容器的下封头外表面，利用粗糙度放大毛细作用力的原理，改善硅晶体微观结构的高效亲水性，避免气泡覆盖在压力容器的下封头外表面，同时扩大其润湿度与吸湿能力及传热面积，提升压力容器的临界热流密度，增强传热的效果，进而能更有效带走堆芯熔融物的衰变热，避免或缓解压力容器被熔穿，维持压力容器的完整性，缓解核电站严重事故后果，降低严重事故的危害。

本实用新型的另一个目的是提供一种核电站压力容器，其利用了上述的事故缓解装置。

根据本实用新型的一个方面，提出了一种用于核电站压力容器的事故缓解装置，包括：导热基底，所述基底的一个表面上设置有亲水性微观结构，所述微观结构增加与冷却介质的接触面积。有利的，所述微观结构为Si微观结构或SiO₂微观结构。所述微观结构可由多个突出柱体形成。

所述微观结构可具有圆柱体阵列、三角柱体阵列、多边形柱体阵列中的至少一种阵列。

所述微观结构可具有圆柱体阵列，在所述圆柱体阵列中，圆柱体的高度在10微米-5毫米之间，直径在5微米-3毫米之间，且相邻圆柱体中心距离为圆柱体直径的1.5倍-3倍。

可选的，所述微观结构由多个孔或多个沟槽形成。有利的，所述孔的底部形成有倒锥面或者所述沟槽的底部形成有斜面。所述倒锥面或所述斜面与水平面之间可成50度-60度之间的角度。

可选的，所述微观结构为Si微观结构，且所述Si微观结构的厚度在20微米-10mm之间。

可选的，所述事故缓解装置还包括导热材料层，固定在所述基底的与所述一个表面相对的另一个表面上。有利的，所述导热材料层由Cu、Ag、Al或ZnO制成。进一步的，所述导热材料层由Cu制成，且所述导热材料层的厚度在1微米-20微米之间。

根据本实用新型的另一方面，提出了一种核电站压力容器，包括：容器主体，具有设置在容器主体下方的下封头；以及上述的事故缓解装置，所述导热基底设置在所述下封头的外表面的至少一部分上以增加所述下封头的外表面与压力容器的冷却介质的接触面积。

有利的，所述导热基底具有适应于压力容器的下封头的外表面的形状。所述下封头的外表面的弧形或球面外表面可全部覆盖有所述导热基底。

所述压力容器可为核电站安全壳，所述微观结构增强沸腾传热性能。

利用本实用新型的技术方案，可以在事故情况下，减少压力容器的下封头外表面的气泡，扩大压力容器的外表面(或外壁)与冷却介质的接触面积，增强压力容器沸腾传热的临界热流密度，及时有效地将压力容器内部堆芯熔融物的热量导出，从而有助于保证压力容器的完整性、降低安全壳完整性丧失风险。

附图说明

图1为根据本实用新型的一个示例性实施例的增强沸腾传热性能的核电站事故缓解装置的示意图，其中事故缓解装置布置在压力容器的下封头的外表面上；

图2为图1中的A部分的局部放大示意图；

图3为制造根据本实用新型的一个示例性实施例的增强沸腾传热性能的事故缓解装置的工艺流程图，其中，图3a-图3i分别示出了不同的制造步骤。

具体实施方式