[发明专利]一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置

说明书

本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置。所述捕集装置包括堆坑、检修平台、反应堆压力容器、金属密封罐、冷却水箱、蒸汽排放口，检修平台置于坑堆内并将坑堆分割为上下两半部分；反应堆压力容器置于坑堆内的上半部分；多个金属密封罐堆放在坑堆内的下半部分，并在坑堆内的下半部分充水后能够在坑堆中呈现漂浮状态；冷却水箱位于坑堆外，并通过连接管道与坑堆内的下半部分形成循环回路；坑堆内的下半部分的侧壁的上部开有蒸汽排放口。利用本发明的捕集装置，能够原理简单、建造安装方便、维护容易、冷却效率高、负面风险小的应对反应堆严重事故工况。

技术领域

本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置。

背景技术

核电站严重事故始于反应堆燃料组件的大面积熔化，此时作为纵深防御体系的第一道屏障燃料包壳已经失效，燃料组件如不能获得及时的冷却，相关的堆内构件也会被熔化，并形成堆芯熔融物，落入反应堆压力容器(RPV)下封头内。在RPV下封头外部冷却不足的情况下，RPV下封头会被熔穿，即第二道屏障一回路压力边界被突破，此时堆芯熔融物进入安全壳内。压力容器熔穿后，堆芯熔融物直接喷射到安全壳筏基上与结构混凝土相互作用(MCCI)，一定时间内以较快的速度逐渐向下侵蚀安全壳的筏基，若筏基厚度不足，则底板可能被熔穿，这将破坏作为最后一道屏障的安全壳的完整性，进而造成放射性物质的大规模释放。

现有应对核电站严重事故的策略主要分为堆内熔融物滞留技术(IVR)和堆外熔融物滞留技术(EVR)两类。IVR技术主要通过向反应堆堆坑持续注水，保证RPV下封头被淹没，通过RPV外壁面处的沸腾换热带走堆芯熔融物的衰变热，最终将熔融物滞留在RPV内。IVR技术最早出现在芬兰的Loviisa VVER-440核电站中，还成功应用于AP600、AP1000、APR1400、CAP1400(国家核电技术有限公司设计的1400MWe压水堆)和华龙一号的设计中。但在IVR技术中，对堆芯熔融物加载于RPV内壁面的热流密度的估算争议较大，且目前国际主流意见认为IVR技术不适合于较大功率堆型，如1000MWe以上的反应堆堆型。

EVR技术主要通过在RPV外部设置熔融物收集装置，然后在收集装置内对堆芯熔融物进行冷却，并最终实现滞留。EVR技术相比IVR技术，优势在于更大的操作空间和更灵活的冷却方式，尤其体现在应对较大功率堆型的严重事故方面。目前已具备工程条件的EVR技术方案主要分为以下4种：

(1)在堆芯熔融物流到安全壳底板之前，堆坑内先灌满水，形成较深水池，从压力容器中排出的堆芯熔融物随后落入压力容器腔内形成的水池里，通过持续注水实现冷却，此种技术方案如北欧的沸水堆；

(2)采用干式堆坑或仅有少量水的堆坑(形成较浅水池)，当堆芯熔融物流到底板并发生铺展后，持续注入水，以保证堆芯熔融物被淹没，实现冷却，此种技术方案如多数早期的二代压水堆和沸水堆；

(3)通过专设装置将堆芯熔融物在堆坑内临时滞留一定时间，然后转运至大空间内铺展，通过底部间壁式和/或顶部淹没式冷却实现堆芯熔融物的有效滞留，此种技术方案如EPR的堆芯捕集器；

(4)通过直接在堆坑内、RPV正下方布置收集容器，将全部堆芯熔融物限制在此收集容器内，然后通过收集容器外部的冷却水和/或堆芯熔融物顶部的冷却水淹没冷却堆芯熔融物，此种技术方案如VVER1000、ESBWR和EU-APR1400的堆芯捕集器。

关于堆芯捕集器的研究，国外产生的相关专利较多，如US4,113,560(美国麻省理工大学，1978年，Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment)可视为EVR的设计雏形，US4,280,872(法国原子能机构，1981年，Core catcher device)将EVR技术提升到了工程应用的水平，以及之后的众多原理、结构不同的堆芯捕集器专利(如US4,442,065、US4,113,560、US4,342,621、US 8,358,732、US6,353,651等)。