[实用新型]一种反应堆用嵌入式安全网装置

说明书

技术领域

本实用新型涉及核反应设备，特别涉及一种反应堆用嵌入式安全网装置。

背景技术

核电站严重事故在核电站设计中属于超设计基准事故，虽然其发生概率极低，但是一旦发生严重事故后果极其严重，如：一回路压力边界发生破损事故时，高温高压冷却剂冲入安全壳内，会使安全壳内压力和温度迅速升高。

核电站严重事故条件下，堆芯丧失有效冷却，堆芯余热使得核燃料元件锆包壳不断升温并与水蒸气反应产生的大量氢气，进入安全壳内与空气混合，当安全壳内氢气浓度等因素满足一定条件时，在微小的外界刺激下，氢气便有可能发生爆炸，安全壳内压力载荷可达初始压力的几倍甚至十几倍，这将直接威胁到安全壳的完整性。

当核电站发生事故，特别是发生放射性物质外泄的严重事故时，放射性气溶胶，尤其是其中的亚微米级颗粒物，很有可能穿过破损的压力容器进入到安全壳中，进而透过安全壳上的裂缝释放到外界环境，给周围环境和人员造成严重危害。必然导致大量的放射性气体外泄，对核电站附近人员和环境造成严重的污染，例如2011年日本福岛的核事故。

现有的压水堆和重水堆反应堆设计中主要通过将外源水箱中的水喷淋入安全壳内进行降温。AP1000中所采用的非能动安全壳冷却系统，主要通过喷淋冷却水来冷却钢制安全壳进而冷却安全壳内的空气。外置的水箱容量是有限的，在突发复杂情 况下，可能出现水源补充不足的问题，无法保障安全壳内持续的降温冷却。

目前国内对相关研究较少，如中国专利CN104064232和中国专利CN 105355239，主要集中在非能动的带出堆内余热，而且现有的专利结构相对复杂，只适应特定反应堆系统，非模块化设计在某个部分损坏时无法进行更换，此外缺少对放射性颗粒物进行吸附过滤的功能。

因此，亟待开发一种结构简单、模块化设计的，对所有反应堆类型均适用的，能够在核反应堆发生严重事情的情况下，有效吸收反应堆内热量和辐射气体的装置。

实用新型内容

为了解决上述问题，本发明人进行了锐意研究，结果发现：在反应堆安全壳内部上方安装金属安全网装置，该金属安全网装置能够在反应堆严重破坏时，无需外加动力即能有效地吸收反应堆堆心逸出的热量和辐射粒子，加快堆内的散热，同时利用高温条件下的热泳沉积效应、湍流沉积效应以及布朗运动使得放射性气体吸附在网格的表面，减少反应堆对周围环境的污染，保护了核电厂周围人员和环境安全，从而完成了本实用新型。

本实用新型的目的在于提供以下方面：

第一方面，本实用新型提供一种反应堆用嵌入式安全网装置，其特征在于，该安全网装置包括：金属安全网和安全网支架。

第二方面，本实用新型还提供一种安装嵌入式安全网装置的方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：

步骤1-1，在反应堆水泥安全壳(4)或者钢安全壳(5)内 壁上安装滑动轨道(3)；

步骤1-2，将安全网支架(2)通过滑块(211)安装在滑动轨道(3)上，使安全网支架(2)可沿滑动轨道自由滑动；

步骤1-3，将所有安全网支架(2)集中，吊装金属安全网(1)，使多个金属安全网(1)分别安插于安全网支架(2)上的不同层格之间；

步骤1-4，沿滑动轨道(3)逐一滑动分离安全网支架(2)，使安全网支架(2)均匀地分布在安全壳内壁上，支撑金属安全网(1)。

第三方面，本实用新型还提供一种安装嵌入式安全网装置的方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：

步骤2-1，将安全网支架(2)固定安装于反应堆水泥安全壳(4)或者钢安全壳(5)内壁设定的位置上；

步骤2-2，将除最底层外的所有水平支撑板(22)翻转至竖直方向，吊装最底层金属安全网(1)，使其安装在最底层的水平支撑板(22)上；

步骤2-3，翻转与步骤2-2中吊装的金属安全网(1)相邻的水平支撑板(22)至水平方向，吊装该层金属安全网(1)；

重复步骤2-3若干次，直至金属安全网(1)全部吊装完成。

附图说明

图1示出金属安全网的俯视图；

图2示出金属安全网的纵剖面图；

图3示出安全网支架的侧视图；

图4示出安全网支架的主视图；

图5示出使用状态安全网支架与水泥安全壳位置关系的俯视图；

图6示出使用状态安全网支架与水泥安全壳位置关系的剖视图；

图7示出使用状态金属安全网与水泥安全壳位置关系的剖视图；

图8示出滑动轨道与滑块的结构示意图。