[发明专利]一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统

说明书

本发明涉及一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统，包括分组滞留系统及冷却系统，所述分组滞留系统包括设置在反应堆堆腔底部的熔融物滞留容器装载井及设置在熔融物滞留容器装载井内的多个熔融物滞留容器，多个熔融物滞留容器通过多级熔融物输运通道与反应堆堆腔相连接，熔融物滞留容器装载井上穿设有熔融物滞留容器转移装置，所述熔融物滞留容器转移装置与冷却系统相连接；所述冷却系统包括熔融物冷却水池及熔融物冷却水池的冷却回路。本发明的分组滞留及冷却系统，旨在发生严重事故工况下，藉由独立的封装容器对反应堆堆芯熔融物实现分组滞留并冷却；有利于提高熔融物衰变热导出功率，降低工作人员的辐照剂量；结构紧凑，占用空间小。

技术领域

本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统，具体涉及一种堆芯熔融物分组滞留及冷却系统。

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融化，堆芯熔融物落入压力容器(RPV)下腔室，继而造成压力容器下封头失效，如果不能采取有效措施对其冷却，堆芯熔融物有可能将压力容器熔穿。压力容器熔穿后，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，并导致安全壳的完整性破坏，随后放射性物质将直接进入土壤，对环境造成严重影响。为了避免堆芯熔融物导致的大规模放射性物质释放，堆芯捕集器的相关设计逐渐产生。目前针对严重事故下，堆芯熔融物的冷却与收集策略主要可分为两种：压力容器内熔融物的冷却与保持(IVR)，在美国的AP1000机型设计中采用；压力容器外熔融物冷却与收集(EVR)，在俄罗斯的WWER1000机型和法国的EPR机型中采用。WWER1000机型采用“坩埚”式堆芯捕集器，它是位于压力容器下部的一个独立的容器结构，主要由下底板、牺牲材料和扇形热交换器组成。EPR机型采用“铺展”式堆芯捕集器，严重事故情况下，堆芯形成可流动液态熔融物，直接流入反应堆堆坑中，在高温作用下熔融物与堆坑牺牲性混凝土发生反应，逐渐消融牺牲混凝土，达到初步冷却、收集熔融物的功能。