一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统

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一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统\n技术领域\n[0001] 本发明属于核电站安全设备领域，特别涉及一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统，具体说，是在核电站发生严重事故时的一种利用非能动的换热方式缓解核电站严重事故的装置。\n背景技术\n[0002] 在核电站出现事故时，特别是堆芯不能够及时被冷却的情况下，造成堆芯熔化，并有可能熔穿压力容器，破坏压力容器的完整性。这些熔化的堆芯碎片带来极大的放射性外逸的安全隐患。现在运行的二代和二代加核电站只是利用安全注射系统来对异常工况下的堆芯提供冷却，以保持燃料包壳的完整性。一旦堆芯熔化过程发展到一定程度，压力容器的完整性是没有其他的设备系统来保证的。\n[0003] 日本福岛沸水堆的一次安全壳内下部有一个干井，在下部干井和抑压池之间连有带熔断阀的连通管。当发生堆芯熔融并且压力容器失效时，熔融物进入下部干井由于没有得到有效冷却，使得下部干井内部温度不断上升；在上升到260℃促使熔断阀熔化，抑压池中的冷却水进入下部干井确保熔融物的冷却，同时减少了干井底部混凝土与熔融物的反应。消防注水系统(ACIWA)为干井的最终水源，它一方面对抑压池进行水量的补充；另一方面对上部干井进行喷淋冷却，达到冷却干井空间和吸附气溶胶物的目的。海啸来临，冲毁了\n1号福岛核电站备用厂用电系统，消防注水系统不能及时起到缓解作用，但2号机组的其中一个具有空冷器的冷却发挥了一定作用。\n[0004] AP1000在发生堆芯熔化事故时，冷却水将注入到压力容器外壁和其保温层之间，带走压力容器外壁的热量，有效的冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物。产生的蒸汽由蒸汽/水出口排出，从而将熔融物保持在压力容器，保证压力容器的完整性，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应。\n[0005] EPR在发生堆芯熔融事故时，如果压力容器破裂，熔融物将会在堆芯搜集器上摊开，通过提高表面积/体积比，将堆芯熔融物转化成更易于冷却的结构形式。一旦熔融物到达扩展间，安全壳换料水箱内的水靠重力非能动的作用，给扩展区底部的冷却元件提供冷却水源。这种设计没有保全压力容器的完整性。\n[0006] 尽管如此，发生在2011年3月的福岛事故告诉我们，自然灾害的摧毁力量是人类无法估计和预算的，而且第三代堆型的设计在实践中还未接收到考验，还有必要对核电站的安全设备做更进一步的思考和完整的设计。\n发明内容\n[0007] 本发明的目的是提供一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统，具体结构是在压力容器10底端由支撑架1固定安全壳11中下部内壁上，支撑架1与安全壳11底部之间安装可熔断阀门2，即在压力容器10底端形成底部干井，牺牲材料3和缓冲板4放置在底部干井的底部；底部干井周围空间为水池12；给水泵5水管插入水池12底部，水池12上面的安全壳11一边壳壁上固定空气冷却的自然循环换热回路6和空气冷却器9，另一边壳壁上固定海水冷却的自然循环换热回路7和换热器8；换热器8置于海水池中。\n[0008] 所述支撑架采用可熔断材料是用镁(Mg)、锡(Sn)、锑(Di)和铅(Pb)中至少两种的合金材料制成，在到达自身温度阈值400℃-450℃之后自行熔断。\n[0009] 所述水池中和两种循环回路中使用纳米流体加强换热，亦可使用水作为工质。\n[0010] 所述可熔断阀门用锡(Sn)铅(Pb)合金制造，在到达自身温度阈值200℃-300℃之后自行熔断。\n[0011] 所述纳米流体是选用金属铜(Cu)、铝(Al)或铁(Fe)的固体粒子添加到水中，制备成悬浮液，这种两相流体的热导率比纯液体的大，具有良好的传热效能；纳米流体在两个循环回路中流动。\n[0012] 所述缓冲板4是用来减小压力容器10下落对井底部的冲击，避免压力容器10的完整性受到破坏；同时，可熔断阀门2受到高温影响，自行熔断，水池中的纳米流体或者水涌向井内，冷却压力容器10外部。\n[0013] 所述水泵5向水池供纳米流体或者水。\n[0014] 本发明的有益效果是提供针对现有技术更进一步的，综合现有各种技术，并且利用自然循环回路、纳米流体换热延缓核电站严重事故的装置。与现有技术相比，具有突出优点及效果：综合了各个堆型的关于堆芯温度过高时，保护压力容器完整性的不同考虑，并且提出两个独立运行并可互相替代的自然循环散热回路，加上换热较强的纳米流体的使用，可提高散热效率。\n附图说明\n[0015] 图1是一种压力容器温度过高的应急保护系统示意图。\n[0016] 图2是采用空气冷却的自然循环换热回路的示意图。\n[0017] 图3是采用海水冷却的自然循环换热回路的示意图。\n具体实施方式\n[0018] 本发明的目的是提供一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统，下面结合附图予以说明。\n[0019] 应急保护系统具体结构如图1所示，图中，在压力容器10底端由支撑架1固定在安全壳11中下部内壁上，支撑架1与安全壳11底部之间安装可熔断阀门2，即在压力容器\n10底端形成底部干井，牺牲材料3和缓冲板4放置在底部干井的底部；冷却井周围空间为水池12；给水泵5水管插入水池12底部，水池12上面的安全壳11一边壳壁上固定空气冷却的自然循环换热回路6和空气冷却器9，另一边壳壁上固定海水冷却的自然循环换热回路7和换热器8；换热器8置于海水池中。\n[0020] 所述支撑架采用可熔断材料，是用镁(Mg)、锡(Sn)、锑(Sb)、铅(Pb)等其它材料制成的合金，在到达自身温度阈值400℃-450℃之后自行熔断。所述可熔断阀门，是用锡(Sn)铅(Pb)合金制作，在到达自身温度阈值200℃-300℃之后自行熔断。\n[0021] 所述水池中和两种循环回路中使用纳米流体加强换热，亦可使用水作为工质。\n[0022] 当核电站出现堆芯温度过高，没有及时被冷却的时候，压力容器10温度也会相应的升高。当压力容器10温度过高时，可熔断支撑架1的温度也会升高。当可熔断支撑架1的温度超过其阈值，支撑架自行熔断，压力容器10在重力的作用下往下掉，落入底部干井，干井上牺牲材料3，受到压力容器10的高温作用，先行吸收压力容器10的热量。\n[0023] 牺牲材料下部是缓冲板4，它能够有效地起到缓冲作用，避免压力容器的完整性遭到破坏。与此同时，水池上的可熔断阀门2也在达到其安全阈值之后打开，流体涌入底部干井，对压力容器10进行冷却。主控制室收到阀门打开的信号，立即启动给水泵5，向水池中补充纳米流体或者水。升温后的纳米流体或者水，同时通过空气冷却的自然循环换热回路\n6、海水冷却的自然循环换热回路7的开口向回路中涌入，回路中形成冷段和热段，开始循环换热。一侧的空气冷却的自然循环换热回路6通过空气冷却器9，继续向外界散热；另一侧海水池冷却自然循环回路7通过海水池冷却的方式用换热器8把热量带出去。这样的设计有利于在压力容器温度过高时，及时冷却压力容器保证其完整性，避免堆芯泄漏。换热装置选择自然循环回路，使用了非能动，更加保障其安全，并且能提高换热效率。\n[0024] 图2和图3是循环换热回路的示意图。图2中的自然循环回路采用空气冷却的方式散热。图3的自然循环回路可以采用海水池加速换热，也可以采用空冷器换热。