[发明专利]用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置

说明书

本发明公开一种用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置，该核电厂堆芯包括设置在安全壳内的压力容器，该堆腔装置包括设于安全壳内的堆腔体以及冷却系统，该堆腔体包括容置压力容器的内腔部，该冷却系统包括围设在堆腔体外的冷却水池以及若干连通冷却水池与内腔部的注水通道，冷却水池通过堆腔体外表面冷却堆芯熔融物，且冷却水池的水经过注水通道注入内腔部以对堆芯熔融物进行冷却。该用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置能将堆芯熔融物有效地滞留在堆腔内，并提供充足的冷却，防止熔融物进一步迁移，阻止了熔融堆芯材料与混凝土反应的发生，以保证安全壳的完整性，阻断放射性物质大量释放到环境的途径，有效地保护公众的安全。

技术领域

本发明涉及核电事故处理领域，尤其涉及一种用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置。

背景技术

轻水堆核电厂(LWR)在发生假想严重事故情况下，可能会发生堆芯熔化，导致第一道安全屏障(即燃料包壳)破损及放射性裂变产物释放。事故进一步发展，熔融物迁移至压力容器下封头，如果熔融物不能被持续冷却，压力容器下封头将会失效，从而导致第二道安全屏障丧失，放射性裂变产物向安全壳环境释放。熔融物进入安全壳后，如果发生高能反应，如氢气燃烧或爆炸、蒸汽爆炸、安全壳直接加热等，短期内可能会导致安全壳失效。如果未发生高能反应，熔融物混凝土反应将释放不可凝结气体导致安全壳升压，也可能会熔穿反应堆地基，从而发生安全壳晚期失效(几个小时或几天)。安全壳结构失效或地基熔穿将会导致第三道安全屏障丧失，放射性直接释放至环境中。

严重事故管理导则(SAMG)所采取的各种措施将阻止1到3层屏障的失效。SAMG的首要目标是阻止堆芯燃料包壳的损伤。如果由于未能及时实现向压力容器注水，燃料包壳损伤不可避免，则此时SAMG的目标变为防止压力容器下封头失效。如果无法实现向压力容器注水，不能冷却下封头内的熔池，保持压力容器完整性的目标将无法实现，则下一目标将是防止安全壳失效及地基熔穿，从而避免大量放射性向环境释放。

现在国际上很多三代核电堆型采用堆内熔融物滞留(IVR)策略，即保证严重事故下压力容器完整性为目标，将严重事故后熔融的堆芯材料滞留在压力容器内。在实现一回路卸压后，设置堆腔注水系统淹没堆腔，通过反应堆压力容器外冷却带走堆芯衰变热，防止反应堆压力容器失效，实现压力容器内熔融物滞留，避免熔融物进入安全壳。

目前，堆内熔融物滞留策略其IVR示意图如图1所示。实现IVR的主要系统包括蒸汽发生器101、稳压器102、第1/2/3级自动降压系统103，第4级自动降压系统104、堆芯105、喷洒器106、IRWST107、污水坑108、水槽109、安全壳容器110、非能动堆芯冷却系统阀门间111。

上述方案存在以下缺点：

1.压力容器外表面与保温层之间的流道是自然循环换热的流体通道，该通道截面较窄，在复杂的事故工况下，如果流体内杂质较多，在事故后长期阶段，存在流道堵塞的风险。如果流道堵塞，压力容器外表面会存在局部热流超过临界热流的风险，进而影响压力容器的完整性，导致熔融物进入堆腔。

2.熔融物滞留在压力容器内，在熔融物衰变热长期加热的前提下，压力容器材质存在蠕变的风险。一旦压力容器发生蠕变，压力容器将丧失完整性，当压力容器被熔穿后，堆内熔融物滞留策略没有后续应对熔融物迁移的方案，如果安全壳完整性丧失，将造成大量的放射性物质释放到环境。此外，熔融物还会与堆腔底板直接接触，与底板混凝土发生反应导致底板熔穿，从而导致安全壳完整性的丧失，造成放射性物质进入地下水，造成严重的后果。

3.如果能动注水泵的电力丧失，将无法持续注水进入堆腔补充蒸发量。如果堆腔水位无法维持，则压力容器会失效。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，提供一种用于核电厂堆芯熔融物滞留的堆腔装置。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造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内的压力容器，所述堆腔装置包括设于安全壳内的堆腔体以及冷却系统；