[发明专利]用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置

权利要求书

1.一种用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，所述核电厂堆芯包括设置在安全壳(1)内的压力容器(2)；其特征在于，所述堆腔装置包括设于安全壳(1)内的堆腔体(3)以及冷却系统(4)；

所述堆腔体(3)包括容置所述压力容器(2)的内腔部(31)，所述内腔部(31)用于接收来自所述压力容器(2)的堆芯熔融物；

所述冷却系统(4)包括围设在所述堆腔体(3)外的冷却水池(41)以及若干连通所述冷却水池(41)与所述内腔部(31)的注水通道(42)，所述冷却水池(41)通过所述堆腔体(3)外表面冷却所述堆芯熔融物，且所述冷却水池(41)的水经过所述注水通道(42)注入所述内腔部(31)以对所述堆芯熔融物进行冷却。

2.根据权利要求1所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，所述堆腔体(3)外表面上还设有散热肋片(32)，所述散热肋片(32)沿所述堆腔体(3)外侧壁面轴向方向间距环绕，且所述散热肋片(32)上设有若干用于强化传热的散热孔(321)。

3.根据权利要求1所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，还包括若干设于所述堆腔体(3)中的导流板(33)；

所述导流板(33)的一端与所述堆腔体(3)的内侧壁面连接，另一端通过弹性件(34)与所述堆腔体(3)的底壁连接，且所述导流板(33)与所述堆腔体(3)的内侧壁面倾斜设置。

4.根据权利要求3所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，所述堆腔体(3)、所述导流板(33)以及所述弹性件(34)均采用不锈钢材质制成。

5.根据权利要求4所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，所述注水通道(42)沿所述堆腔体(3)外侧壁面间隔设置，且所述注水通道(42)相对于所述堆腔体(3)底壁的高度高于所述导流板(33)相对于所述堆腔体(3)底壁的高度；

每一个所述注水通道(42)中均设有用于控制所述冷却水池(41)往所述内腔部(31)注水开闭的控制阀(421)。

6.根据权利要求5所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，所述堆腔体(3)中还设有与所述控制阀(421)通讯连接的温度感应装置(35)。

7.根据权利要求6所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，所述控制阀(421)为爆破阀，所述弹性件(34)为弹簧。

8.根据权利要求1所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，还包括用于支撑所述堆腔体(3)的支撑座(5)，所述支撑座(5)设于所述堆腔体(3)的底端。

9.根据权利要求1所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，所述冷却水池(41)设于所述安全壳(1)的底部，且所述冷却水池(41)为开口形式，以使得所述冷却水池(41)与所述安全壳(1)大气连通。

10.根据权利要求9所述的用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，其特征在于，还包括设于所述压力容器(2)与所述堆腔体(3)之间的排气通道(6)，所述冷却水池(41)的水流进所述内腔部(31)中与所述堆芯熔融物形成热交换后形成水蒸气从所述排气通道(6)进入所述安全壳(1)中。