[发明专利]一种核电站事故后Ⅰ型堆外熔融物滞留装置

说明书

技术领域

本发明涉及一种核电站事故后I型堆外熔融物滞留装置，特别是涉及一种采用堆芯熔融物完全非能动冷却设计，提高核电站安全性的核电站事故后堆芯完全非能动冷却装置。 

背景技术

熔融物滞留技术是核电针对严重事故的一项重要缓解措施，可以有效的解决放射性释放，维持安全边界的完整。目前第三代核电都采用了压力容器破损后的严重事故缓解措施。 

AP-1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施，主要包括设置熔融堆芯滞留设施(IVR)，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入堆内的同时，也注入压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，以冷却从堆芯落到压力容器下封头上的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物保持在反应堆压力容器内，避免堆芯熔融物与安全壳混凝土底板发生放热反应，这样来防止安全壳底板直接受热破损和蒸汽爆炸的发生。值得注意的是，一旦堆芯熔融物熔穿压力容器，则IVR将无能为力。因此亟需提供一种新型的核电站事故后I型堆外熔融物滞留装置。 

发明内容

本发明要解决的技术问题是提供一种提高核电站高全性的核电站事故后I型堆外熔融物滞留装置。 

为解决上述技术问题，本发明一种核电站事故后I型堆外熔融物滞留装 置，包括四周闭合的内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器，压力容器与蒸汽通道壁之间形成蒸汽上升通道，还包括围于内墙之外的位于底板之上的四周闭合的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及位于堆芯熔融物滞留装置下方的固定于底板之上的堆芯熔融物冷却装置；内墙与外墙之间形成冷却剂下降通道，内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道；堆芯熔融物滞留装置上表面位于压力容器正下方的位置上设有堆芯熔融物滞留凹槽，堆芯熔融物滞留装置下表面为平面；堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。 

无机非金属耐火材料为酸性耐火材料、中性耐火材料、碱性耐火材料、或高温复合材料。 

酸性耐火材料为氧化硅。 

中性耐火材料为氧化铝、氧化铬或石墨。 

碱性耐火材料为氧化镁、氧化钙、氧化镧、氧化铍或氧化锆。 

高温复合材料为金属陶瓷或纤维增强陶瓷。 

堆芯熔融物冷却装置包括若干层相邻固定的冷却水管，每层冷却水管包括若干条纵横交错的冷却水管；每条冷却水管的端部为冷却器进入端。 

每条冷却水管的管壁上设有若干个淋水孔。 

堆芯熔融物冷却装置顶部距离堆芯熔融物滞留装置底部间隔0.1～0.5m。 

堆芯熔融物滞留凹槽的直径为4m～8m，深度为1.8m～4m，堆芯熔融物滞留凹槽底部距离堆芯熔融物滞留装置底部的厚度为0.5m～2m。 

当发生严重事故，堆芯熔化后，由于堆内熔融物滞留机理复杂，难以完全认识，因此存在压力容器破损的可能性。当压力容器破损后，熔融物流出，将会与原腔室底部的混凝土发生反应，产生大量不凝气体，有可能使安全壳超压，同时由于熔融物内部不断产生衰变热，如果得不到充分冷却，熔融物 会不断向下熔穿最终对安全壳直接加热，熔穿最后一道安全屏障，导致放射性大量外泄。本发明采用堆外的熔融物滞留设计，用与压力容器不同的材料包容熔融物，再用冷却剂环路和堆芯熔融物冷却装置对熔融物进行冷却，保证及时导出熔融物的衰变热，阻止熔融物与混凝土相互作用以及安全壳直接加热，维持安全屏障完整，防止放射性大量外泄，极大地提高了核电站的高全性。 

附图说明

图1为本发明所提供的一种核电站事故后I型堆外熔融物滞留装置的结构示意图。 

图2为本发明所提供的一种核电站事故后I型堆外熔融物滞留装置的堆芯熔融物冷却装置的俯视图。 

图中：1为压力容器，2为冷却剂下降通道，3为外墙，4为冷却剂通道，5为堆芯熔融物滞留装置，6为堆芯熔融物冷却装置，7为堆芯熔融物，8为蒸汽上升通道，9为内墙，10为蒸汽通道壁。 

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细的说明。 

本发明包括压力容器1、外墙3、内墙9、堆芯熔融物滞留装置5、堆芯熔融物冷却装置6。 

内墙9四周闭合上下敞开，内墙9内侧通过混凝土浇筑固定有的底部开口的蒸汽通道壁10。压力容器1通过管道支撑置于蒸汽通道壁10中。压力容器1与蒸汽通道壁10之间形成蒸汽上升通道8。