一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法.pdf

(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请(10)申请公布号CN112201372A(43)申请公布日2021.01.08(21)申请号202011109117.5(22)申请日2020.10.16(71)申请人上海核工程研究设计院有限公司地址200233上海市徐汇区虹漕路29号(72)发明人王佳赟黄高峰曹臻方立凯曹克美芦苇黄兴冠(74)专利代理机构上海精晟知识产权代理有限公司31253代理人刘宁(51)Int.Cl.G21C15/18(2006.01)G21C15/253(2006.01)权利要求书1页说明书4页附图1页(54)发明名称一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法(57)摘要本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，所述方法具有如下特点：通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量，在发生堆芯熔化的事故情况下，利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度，同时在安全壳内部形成冷却剂循环，保证衰变热的移出，从而保持压力容器完整性，实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法，采用一回路水源实现堆腔淹没，在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留，可以有效提高反应堆的安全水平，避免大量放射性物质向环境的释放，保护公众健康。CN112201372ACN112201372A权利要求书1/1页1.一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，其特征在于，设置安全壳可淹区域和安全壳冷却措施，使得在发生堆芯熔化的情况下，可以依靠一回路冷却剂实现热量移出，保持反应堆压力容器的完整性。2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述安全壳可淹区域位于安全壳下部，在发生堆芯裸露并熔化时，一回路所丧失的冷却剂可以淹没所述可淹区域至特定高度。3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，反应堆压力容器位于所述安全壳可淹区域内，所述淹没高度至少达到压力容器下封头及以上。4.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述安全壳冷却措施位于安全壳上部区域，可以移出热量并冷凝安全壳内的蒸汽。所述安全壳冷却措施可以利用安全壳壁面本身，也可以设置专门的冷却设备。5.如权利要求1、2或4所述的方法，其特征在于，所述安全壳可淹区域与安全壳上部之间相互联通，所述安全壳可淹区域产生的蒸汽可以进入安全壳上部空间，所述安全壳冷却措施冷凝后的液态冷却剂可以进入所述安全壳可淹区域。2CN112201372A说明书1/4页一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法技术领域[0001]本发明涉及一种反应堆熔融物滞留的方法，更具体地说，涉及一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法。背景技术[0002]对于核反应堆而言，在发生裂变反应之后，即使核反应已经中止，核燃料仍然会产生大量热量，即衰变热，因而在核电厂设置过程中，需要遵循三大基本安全功能：反应堆停堆、衰变热移出和放射性包容。[0003]在正常情况下，反应堆停堆后由余热排出系统持续移出衰变热，保证核燃料完好。但在事故情况下，如果专设安全设施意外失效，反应堆一回路将持续丧失冷却剂，进而发生堆芯裸露，使得堆芯衰变热无法有效导出，导致核燃料升温直至熔化，即发生核电厂严重事故，例如1979年三哩岛事故、2011年福岛事故等。如果没有有效措施，熔融堆芯将进一步熔穿压力容器、甚至熔穿安全壳底板，突破安全屏障，导致放射性物质释放到环境的后果。[0004]为了避免发生此类情况，三代核电技术重点考虑了严重事故的预防和缓解，采取一系列措施维持熔融物冷却，并保持安全壳的完整性。利用压力容器实现熔融物滞留是其中的措施之一，也是实现滞留的方案之一。[0005]大型三代非能动电厂设置了内置换料水箱，在事故条件下利用自动或者手动触发的信号，开启相应阀门，利用重力将水箱内的水注入堆腔实现淹没。该方案需要借助水箱并且需要触动阀门，当发生信号或者阀门失效时会造成滞留措施不能成功。[0006]中国专利CN202887747U公开了一种能动与非能动相结合的堆腔注水系统，该系统设置了位于安全壳外的换料水箱和位于安全壳内的非能动水箱，换料水箱的水依靠能动的注水泵实现堆腔注水，注水路径上也需控制多个阀门；非能动水箱通过控制阀门(依靠蓄电池供电)的启闭实现非能动注水。该方案需要依靠能动的泵或者蓄电池供电的阀门实现注水，在失去电源或者阀门由于信号或本身失效而无法开启的情况下将导致措施失效。[0007]中国专利CN200920260693.2公开了一种用于核电系统的堆腔注水系统，其方法是通过动力装置将独立的水源通过进水管道直接注入到堆腔下部的注水腔。同样的，该系统在失去动力或者管路上的阀门失效时将无法实现其功能。发明内容[0008]本发明针对现有技术的不足，提出一种核反应堆