[發明專利]使壓水堆堆內熔融物滯留在壓力容器中的方法以及用于實施該方法的設備有效
| 申請號: | 201210240655.7 | 申請日: | 2012-07-12 |
| 公開(公告)號: | CN103544999A | 公開(公告)日: | 2014-01-29 |
| 發明(設計)人: | 徐紅;周志偉;王軍榮;馬莉;張明 | 申請(專利權)人: | 國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司;國家核電技術有限公司 |
| 主分類號: | G21C13/08 | 分類號: | G21C13/08 |
| 代理公司: | 中國專利代理(香港)有限公司 72001 | 代理人: | 黃念;林森 |
| 地址: | 100190 北京市海淀區中*** | 國省代碼: | 北京;11 |
| 權利要求書: | 查看更多 | 說明書: | 查看更多 |
| 摘要: | |||
| 搜索關鍵詞: | 使壓水 堆堆 熔融 滯留 壓力容器 中的 方法 以及 用于 實施 設備 | ||
技術領域
本發明涉及核安全技術領域,更特別地涉及在核電站發生重大事故時使反應堆堆內熔融物滯留在壓力容器中的技術領域。
背景技術
在核電站設計中,核安全是需考慮的首要問題。1979年美國三哩島核電站事故和1986年前蘇聯切爾諾貝利核電站事故發生后,嚴重事故的預防和緩解成為核電站設計必須考慮的因素。2011年日本福島事故后,核電站嚴重事故的預防和緩解更受到各國公眾、政府和安全監管當局的重視。核電站風險主要來自潛在的堆芯熔化事故及造成的放射性物質的對環境的大規模釋放。如何降低嚴重事故的發生頻率,緩解嚴重事故的后果,提高核電站的安全水平,已成為各國核工業界和核安全監管當局關注的重點之一。中國國家核安全局也早在2004年4月18日發布了《核動力廠設計安全規定》(HAF102),對新建核動力廠設計時必須考慮嚴重事故已提出明確要求,可見進行嚴重事故預防和緩解措施設計的重要性。
壓水堆核電站發生嚴重事故時,堆芯由于失去冷卻水使堆芯裸露并開始升溫、過熱,燃料元件由于冷卻不足而發生熔化,堆芯熔融物落入壓力容器下腔室,對壓力容器的完整性形成威脅。一旦壓力容器熔穿,熔融物流入堆腔室后,將可能發生堆外蒸汽爆炸、熔融物與混凝土反應等現象,致使安全殼內升溫升壓,對安全殼的完整性構成威脅。因此,如何對熔融物進行有效的冷卻是緩解核電站嚴重事故的關鍵。
為緩解嚴重事故后果,根據嚴重事故發展過程特點,已提出多種應對嚴重事故的策略。熔融物堆內滯留(In-Vessel?Retention,IVR)是重要的嚴重事故緩解方案之一。該策略在假定嚴重事故工況下,通過從壓力容器外部對熔融物進行充分有效的冷卻,將堆芯熔融物滯留在壓力容器內,從而避免壓力容器熔穿,保證壓力容器的完整性,進而防止多數可能威脅安全殼完整性的堆外現象的發生。
作為緩解事故后果的關鍵措施的一種,IVR技術近年來在核工業界獲得了實際應用。各種非能動乃至能動型反應堆,如西屋AP600/AP1000、芬蘭IVO改進Loviisa?VVER440、三菱MS600設計(非能動型),俄羅斯VVER640設計(能動型)以及韓國APR1400等,紛紛采用IVR方案;我國出口巴基斯坦的C2核電站設計、中廣核的CPR1000核電站最新設計也分別采取這一方案,并進行了評價。其他運行核電站如Zion?PWR,BWR和CANDU核電站也在進行應用IVR的研究。
對于較低功率核電站AP600,經過Theofanous等的分析研究,AP600?IVR的評價結論是:只要保證反應堆冷卻劑系統卸壓,并且確保壓力容器淹沒于水中的深度至少高于熔池,壓力容器安全裕度較大,即熔融物作用于壓力容器的熱流密度小于對應位置臨界熱流密度,AP600不會發生壓力容器熱熔穿失效。
AP1000核電站以AP600核電站為基礎升級開發,也采用IVR事故緩解措施。并完成了相應的工程驗證試驗。使AP1000設計獲得通過。
雖然IVR技術在AP600、AP1000中的應用獲得了美國核管會的認可,但是對于其在超大型先進壓水堆(超過1000MWe)中的應用,卻仍存在著很多不確定性。隨著壓水堆功率增加,事故工況下的衰變熱也相應增加,嚴重事故形成熔池之后其壓力容器下部的熱流也較大,熱流密度離臨界熱流密度(CHF)越近。因此,對于高功率反應堆,進一步提高壓力容器外冷卻系統的冷卻能力也可能無法完全滿足將衰變熱帶出壓力容器要求。這時只采用現有的ERVC技術,在熔池金屬層附近的安全裕度非常小,離CHF越近,壓力容器失效的可能性越大,將不能有效實現IVR策略。
發明內容
對于功率大于或等于1000MWe的高功率壓水堆核電站(如AP1000壓水堆),在嚴重事故工況下,反應堆堆芯完全熔化并在壓力容器的下封頭(半球形)中形成熔池,而且熔池的熔融物發生分層。在這種分層構型下,傳向冷卻水的熱流密度安全裕度較低。隨著壓水堆功率增加,熱流密度離臨界熱流密度越近。熱流密度最大的地方最可能發生在堆芯燃料熔融物與熔化金屬層的界面附近對應的壓力容器壁處,且該處壓力容器內壁可能明顯熔化、損壞并失效,這就是所謂的熱聚焦效應。因此,本發明要解決的技術問題是在反應堆堆芯發生熔化,并已啟動壓力容器外部冷卻(ERVC)的情況下,如何防止熔融物熔損壓力容器以實現熔融物堆內滯留(IVR)。
為了解決上述的問題,需要提出一種方法,該方法作為壓力容器外部冷卻(ERVC)技術的補充,能夠通過緩解熱聚焦效應、調節壓力容器向上向下和向側面的熱流密度,同時配合壓力容器外冷卻(ERVC)技術,實現熔融物的堆內滯留。
該專利技術資料僅供研究查看技術是否侵權等信息,商用須獲得專利權人授權。該專利全部權利屬于國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司;國家核電技術有限公司,未經國核華清(北京)核電技術研發中心有限公司;國家核電技術有限公司許可,擅自商用是侵權行為。如果您想購買此專利、獲得商業授權和技術合作,請聯系【客服】
本文鏈接:http://www.szxzyx.cn/pat/books/201210240655.7/2.html,轉載請聲明來源鉆瓜專利網。





