[发明专利]一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统

说明书

本发明涉及一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统，在反应堆压力容器外壁面与保温层之间的堆外环腔内设置若干喷头，所述若干喷头围绕在反应堆压力容器的下封头外侧布置，喷头与喷淋注水管线连接，当发生严重事故后，根据事故信号开启喷淋注水管线阀门，将冷却水通过若干喷头以雾化液滴的形式喷向反应堆压力容器的下封头外表面，将反应堆压力容器的下封头外表面热量带走。利用本发明的系统，能够提升核电厂严重事故工况下对压力容器外壁的冷却能力，从而提高核电厂在严重事故下的安全性，亦能实现对高、超高功率反应堆堆型的堆内熔融物滞留。

技术领域

本发明属于核反应堆设计技术领域，涉及一种采用喷淋冷却的反应堆堆内熔融物滞留系统。

背景技术

在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故之后，核电界开始集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行研究和攻关，诸多结论明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。

当压水堆核电站发生严重事故时，堆芯余热排出手段的丧失将使冷却剂蒸发耗尽，堆芯裸露并持续升温，燃料元件由于失去冷却而发生熔化，堆芯熔融物落入压力容器(RPV)下腔室。堆内熔融物滞留(IVR)技术为一种已被成功应用于AP1000、HPR1000、CAP1400等堆型的熔融物安全滞留技术，其核心原理是对压力容器的外壁面进行持续有效的冷却。压力容器外壁面换热的临界热流密度(CHF)决定了IVR策略的有效性，即只要冷却系统的CHF值高于来自熔融堆芯的衰变热载荷，即可以保证压力容器下封头得到充分冷却，从而确保其完整性。

基于堆内熔融物滞留策略下，核工业界一直致力于对压力容器内熔融物的冷却能力的安全裕度提升，近些年取得了一定的进展，如国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司和国家核电技术有限公司联合于2012年申请的专利CN103544999B“使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备”，描述了一种在反应堆压力容器的内部金属层上设置环状高温绝热陶瓷层，利用绝热陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配，使更多的热流通过压力容器的上部传导通过压力容器，调节了压力容器各方向的热流密度，使其更均匀并大大降低；又如上海核工程研究设计院于2013年申请的专利CN103440886B“提高压力容器外壁面临界热流密度的装置”，描述了一种通过在反应堆压力容器外壁面和保温层之间流道内，设置多个固定在保温层内壁面的互不接触的、呈周向排列或错位排列的突起部的方式，增强流体流动过程中的搅浑，从而提高流体在压力容器外壁面相应位置处的临界热流密度；再如中国核电工程有限公司于2014年申请的专利CN104036833B“具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统”，描述了一种使用反应堆内置换料水箱内的水通过导热堆坑外墙冷却以金属镓为工质的IVR回路的方式，有效避免压力容器外壁沸腾危机的出现，确保压力容器不会被堆芯熔融物熔穿。

上述改进型设计的思路均属于对池式沸腾传热模式的强化技术，而根据近年的实验研究表明，喷淋冷却是一种非常有效的高热流密度冷却手段，通过将细碎成微粒的液滴喷射到发热表面并通过相变的形式将热量带走，是一种工业界中广泛应用的强迫冷却方式。这种强化冷却技术已在炼铸、航空和微电子工业领域被成功应用，具体应用场景包括钢板的热处理、高功率电子设备冷却等。喷淋冷却强化技术可实现的CHF值在0.6MW/m²至12MW/m²之间，其冷却能力(CHF值)约高出采用同种液体池式沸腾一个数量级。如美国申请US6571569展示了基于该原理利用喷头阵列对高热流平板进行高效冷却的典型实例。近年来各种改进型设计也被陆续研发出来，如美国申请US6817196提出了通过加装红外测温探头，从而可以根据高热流平板上的温度分布，实现对于喷头阵列冷却能力分区管理的功能，如美国申请US7410147提出了通过加装可移动部件，实现按需调节个别喷头喷淋特征的功能，如美国申请US8651168提出了通过采集循环回路内多个状态参数，基于信号反馈，实现冷却系统的自动调节功能。