[发明专利]具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统

说明书

技术领域

本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统。

背景技术

日本福岛核事故后，有效消除大规模放射性释放成为核电站设计的重要安全目标。熔融物滞留技术是核电站针对严重事故的一项重要缓解措施，可以有效消除放射性释放，维持安全边界的完整性。目前第三代核电站普遍采用了熔融物滞留措施。

AP1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施，主要包括设置熔融堆芯滞留系统(IVR)，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入反应堆压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，从外部冷却跌落到容器下封头的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物可以保持在压力容器内部，避免了熔融物与水和安全壳混凝土底板的反应，防止了堆外蒸汽爆炸和底板熔穿的发生。然而，严重事故期间，压力容器下封头壁面热流密度很大，一旦容器外壁面出现沸腾危机，则熔融物有可能熔穿压力容器，此时IVR系统将失效。因此，亟需提供一种新型的可避免现有IVR技术失效的核电站事故后堆内熔融物滞留系统。

发明内容

本发明的目的在于针对现有技术的缺陷，提供一种可以避免现有IVR技术失效的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，以提高核电站事故情况下的安全性。

本发明的技术方案如下：一种具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，包括置于堆坑内的压力容器，在堆坑外高于压力容器的位置设有IVR工质高位贮存箱，IVR工质高位贮存箱通过注入管线与堆坑连接，导热性良好的堆坑外墙外部设有水冷外墙，所述堆坑外墙与水冷外墙之间形成环形水廊，所述环形水廊通过循环管路与反应堆内置换料水箱相连接。

进一步，如上所述的具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其中，所述的循环管路包括分别与反应堆内置换料水箱连接的热连接管线和冷连接管线，所述热连接管线布置标高高于所述冷连接管线。

更进一步，在所述的IVR工质高位贮存箱的注入管线和热连接管线、冷连接管线上分别设有阀门。

进一步，如上所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其中，所述的IVR工质高位贮存箱内IVR工质采用金属镓。

进一步，如上所述的核电站事故后堆内熔融物滞留系统，其中，所述的IVR工质高位贮存箱内IVR工质的装量应能在事故状态下淹没整个堆坑。

本发明的有益效果如下：本发明提出使用新型IVR工质—金属镓替传统IVR系统的水作为直接冷却压力容器的冷却介质，由于新型IVR工质的沸点远高于水，热导率高，同时化学性质稳定，因此可以有效避免压力容器外壁沸腾危机的出现，从而确保压力容器外壁不会被堆芯熔融物熔穿。同时，本发明设计的环形水廊及其附属构件可以有效利用水的自然对流降低堆坑中IVR工质的温度，将IVR工质的热量导出到内置换料水箱中。本发明可以有效的避免IVR技术失效，提高核电站的安全性。

附图说明

图1为本发明堆内熔融物滞留系统的结构示意图；

图2为本发明堆内熔融物滞留系统的事故状态下运行示意图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。