[发明专利]核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构

说明书

技术领域

本发明属于核电站严重事故应对领域，更具体地说，本发明涉及一种能够应对严重事故工况的核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构。

背景技术

自从切尔诺贝利、三哩岛、福岛核电站事故后，世界各国对核电安全的重视达到了前所未有的高度，在对下一代核电站发生严重事故概率提出更高要求的同时，纷纷结合各国在役、在建的核电机组特点提出严重事故缓解策略改进方案。在中国核安全局2014年4月18日发布的新版《核动力厂设计安全规定》(HAF102)和IAEA导则NS-G-1.10中，也要求核电站在设计中应尽实际可能地考虑设置严重事故预防和缓解措施。

压水堆核电站发生严重事故后，如果堆内冷却手段失效，反应堆堆芯将逐渐熔化坍塌而掉入反应堆压力容器底部。此时，如果得不到有效的外部冷却，反应堆压力容器将会被熔穿，导致堆内熔融物滞留失效，堆芯熔融物进入到反应堆堆坑，继而与混凝土底板发生MCCI反应(熔融物与混凝土反应)并释放出危害性的可燃气体，从而使得严重事故状况显著恶化。

为防止堆内熔融物滞留失效，部分已公开压水堆核电站采用堆外冷却方式冷却反应堆压力容器，即：严重事故工况下向堆坑内注水，使反应堆压力容器浸泡在堆坑水体中，通过外壁冷却方式确保反应堆压力容器不被熔穿，从而使得堆内熔融物能够被稳定地滞留在反应堆压力容器内。为防止因临界热流密度不足导致的反应堆压力容器熔穿现象，冷却介质必须以较大的流量流经反应堆压力容器外壁，因此，需要为反应堆压力容器外部冷却介质提供合适的流道设计，设法使堆外冷却介质产生较强的自然循环效应。一般地，会在反应堆压力容器外壁与其保温层之间设置合适的间隙，并在保温层上下部分别设置出汽口和进水口，严重事故工况下上部出汽口和下部进水口依靠非能动原理自动打开，从而为堆外冷却提供上升流道。由于上部出汽口处排出的汽水混合物中，蒸汽质量份额很小(约1％量级)，主要成分是饱和水，只有设法使这部分饱和水以较小的压降回流到堆坑底部，才能构成强烈稳定的堆外冷却自然循环效应。实验和分析证明，加大堆外冷却的自然循环流量有利于提高临界热流密度，从而可以更好地保证堆外冷却能力。

部分已公开的核电设计中，通过反应堆压力容器支撑环的特殊结构设计为堆外冷却提供自然循环回流流道，但部分核电站反应堆支撑环因抗震设计等需求，其上端面高于堆坑溢流标高，没法由其为堆外冷却提供回流流道。为此，需要调整堆坑结构设计方案，解决其堆外冷却的回流流道问题。此外，堆坑结构紧凑，其功能要求较多，需合理整合正常运行及严重事故下的功能设计，并在此框架下解决堆外冷却的回流流道问题。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构，以保证冷却介质在严重事故工况下能够形成稳定自然循环，更有效地对反应堆压力容器进行冷却，确保反应堆压力容器的完整性。

为了实现上述目的，本发明提供了一种核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构，其包括堆坑屏蔽墙、由堆坑屏蔽墙围成的堆坑、设置在堆坑内的反应堆压力容器和设置在反应堆压力容器外的保温层，保温层与反应堆压力容器之间、保温层与堆坑屏蔽墙之间均存在上下贯通的流道；堆坑屏蔽墙的下部穿设有堆坑注水管线；所述堆坑屏蔽墙的上部内壁开设有容留空间，堆坑屏蔽墙中设置有将容留空间与堆坑底部空间连通的回流流道。

作为本发明核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构的一种改进，所述回流流道包括用于连通堆坑底部空间的底部出口，底部出口处设置有可开启的阻挡件；正常工况下，阻挡件将回流流道的底部出口关闭，避免堆坑正常送风从回流流道旁路；严重事故工况下，阻挡件依靠非能动原理自动打开，使回流流道畅通，确保容留空间中的堆外冷却介质顺利回流到堆坑底部。

作为本发明核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构的一种改进，所述保温层与反应堆压力容器之间的流道为严重事故下堆外冷却介质的上升流道；在严重事故工况下，所述上升流道和回流流道在介质密度差的作用下形成自然循环回路，持续对反应堆压力容器进行外部冷却。

作为本发明核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构的一种改进，所述堆坑屏蔽墙的容留空间通过主管道进出口与堆坑外部空间连通；在严重事故工况下，上升流道中的汽液混合介质在容留空间内分离成蒸汽和饱和水，其中蒸汽通过堆坑屏蔽墙上的主管道进出口排出堆坑并带走堆坑热量，分离出的饱和水通过回流流道重新流回到堆坑底部。