一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统技术方案

本发明专利技术涉及一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在发生核反应堆事故后，启动反应堆容器内注入IRVR系统，向压力容器内注入至少体积V(m3)的冷却水：V=0.02×P0，其中P0为堆芯功率，单位为MWe。本发明专利技术还涉及用于实施本发明专利技术的方法的反应堆容器内注入IRVR系统。

【技术实现步骤摘要】
一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统
本专利技术涉及核安全
，更特别地涉及在核电站发生重大事故时防止反应堆堆芯熔融物熔损反应堆压力容器的

技术介绍
在核电站设计中，核安全是需考虑的首要问题。1979年美国三哩岛核电站事故和1986年前苏联切尔诺贝利核电站事故发生后，严重事故的预防和缓解成为核电站设计必须考虑的因素。2011年日本福岛事故后，核电站严重事故的预防和缓解更受到各国公众、政府和安全监管当局的重视。核电站风险主要来自潜在的堆芯熔化事故及造成的放射性物质的对环境的大规模释放。如何降低严重事故的发生频率，缓解严重事故的后果，提高核电站的安全水平，已成为各国核工业界和核安全监管当局关注的重点之一。中国国家核安全局早在2004年4月18日发布了《核动力厂设计安全规定》(HAF102)，对新建核动力厂设计时必须考虑严重事故已提出明确要求，可见进行严重事故预防和缓解措施设计的重要性。压水堆核电站发生严重事故时，堆芯由于失去冷却水使堆芯裸露并开始升温、过热，燃料元件由于冷却不足而发生熔化，堆芯熔融物落入压力容器下腔室，对压力容器的完整性形成威胁。一旦压力容器熔穿，熔融物流入堆腔室后，将可能发生堆外蒸汽爆炸、熔融物与混凝土反应等现象，致使安全壳内升温升压，对安全壳的完整性构成威胁。因此，如何对熔融物进行有效的冷却是缓解核电站严重事故的关键。为缓解严重事故后果，根据严重事故发展过程特点，已提出多种应对严重事故的策略。熔融物堆内滞留(In-VesselRetention，IVR)策略是重要的严重事故缓解方案之一。该策略在假定严重事故工况下，通过从压力容器外部对熔融物进行充分有效的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内，从而避免压力容器熔穿，保证压力容器的完整性，进而防止多数可能威胁安全壳完整性的堆外现象的发生。作为缓解事故后果的关键措施的一种，IVR策略近年来在核工业界获得了实际应用。各种非能动乃至能动型反应堆，如西屋AP600/AP1000、芬兰IVO改进LoviisaVVER440、三菱MS600设计(非能动型)，俄罗斯VVER640设计(能动型)以及韩国APR1400等，纷纷采用IVR方案；我国出口巴基斯坦的C2核电站设计、中广核的CPR1000核电站最新设计也分别采取这一方案，并进行了评价。其他运行核电站如ZionPWR、BWR和CANDU核电站也在进行应用IVR的研究。对于较低功率核电站AP600，经过Theofanous等的分析研究，AP600IVR的评价结论是：只要保证反应堆冷却剂系统卸压，并且确保压力容器淹没于水中的深度至少高于熔融池，压力容器安全裕度较大，即熔融物作用于压力容器的热流密度小于对应位置临界热流密度，AP600不会发生压力容器热熔穿失效。AP1000核电站以AP600核电站为基础升级开发，也采用IVR事故缓解措施。并完成了相应的工程验证试验。使AP1000设计获得通过。虽然IVR策略在AP600、AP1000中的应用获得了美国核管会的认可，但是对于其在超大型先进压水堆中的应用，却仍存在着很多不确定性。US7117158采用反应堆压力容器外冷却(ERVC))作为实施IVR策略的手段。主要是利用换料水箱的水和失水事故(LOCA)时破口流出的水淹没压力容器外的堆腔室，其水位直至超过堆内下腔室熔融物的高度，从反应堆压力容器外提供冷却，避免下封头的过热熔损。这种方法存在一定的局限性，当反应堆堆芯功率较高时，由于受堆外冷却的传热效率的限制，反应堆外的水冷不足以带出堆内的热量，所以不能避免熔融物熔损压力容器。CN201689688U提出在上述反应堆压力容器外冷却的基础上的反应堆容器内注入(IRVR)的方法。这种方法能够增强系统冷却能力，提高了成功实施IVR策略的有效性。但是，该专利中所提出的方法仍然存在一定的局限性。IRVR通过主冷却管注入，这种方法存在一定的风险，如果主冷却管发生破损，就会导致IRVR注入失败。冷却水注入没有流量控制，这样如果注入太慢，会导致冷却效果不明显，如果注入太快，则可能会导致短时间内产生大量的氢气和水蒸汽。另外，该方法并没有对注入水量进行确定，一方面注水量过少则不能完全满足带出堆芯的残余热量，获得希望的技术效果，另一方面注水量过大则使得冷却水箱体积过大，或者需要从堆外补充冷却水，因此使得该冷却水箱占据过多的安全壳内的空间，或者需要对设计专门管道补充冷却水，使反应堆内部的设计趋于复杂。
技术实现思路
本专利技术要解决的主要技术问题是解决核电站的超大功率(超过1000MWe)压水堆在严重事故情况下，即，堆芯开始发生熔化时，防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器以保持压力容器完整性的问题，同时提高压力容器外淹没与压力容器内冷却相结合的冷却方式的有效性。为了解决上述技术问题，本专利技术提出一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在发生核反应堆事故后，启动反应堆容器内注入(IRVR)系统，向压力容器内注入至少体积V的冷却水，其特征在于以m3计的V通过以下公式确定：V=0.02×P0，其中P0为堆芯功率，单位为MWe。本专利技术方法的优点是实施简单、可靠性高、对现有工艺系统及堆内布置影响较小、可避免系统间的不利相互作用，最重要的是可以避免IRVR注水箱占据过大的安全壳内部空间，而且使得安全壳设计趋于简单合理。附图说明图1表示用于实施本专利技术的方法的反应堆容器内注入(IRVR)系统原理图。图2表示不同q/qcr降至0.85时衰变热功率后延时间关系图。图3表示q/qcr的不同取值所对应的IRVR用水量。具体实施方式下面结合图1和AP系列非能动安全型压水堆来举例说明本专利技术的技术方案，而本专利技术绝不限于所举例的这种类型的反应堆。本说明书提到的所有出版物、专利申请、专利和其它参考文献全都引于此供参考。除非另有定义，否则本说明书所用的所有技术和科学术语都具有本领域技术人员常规理解的含义。压水堆的压力容器外冷却系统(ERVC)是本领域已知的，为了简洁起见，其具体细节在本文中不再赘述。非能动安全型压水堆(例如，AP1000)一般使用铀-锆包壳的燃料元件作为核燃料，在正常运行时，堆芯出口温度为约320℃。当超大功率的非能动安全型压水堆(功率超过1000MWe)核电站发生严重事故时，例如，自动降压系统(ADS4，AutomaticDepressurizationSystem)误开的情况下，冷却水不再进入堆芯中，使堆芯裸露。即使反应堆已停止运行并且启动反应堆压力容器外冷却(ERVC)，但由于部分地存在的核衰变反应使得反应堆继续释放出衰变热，这时反应堆压力容器外冷却(ERVC)的冷却功率不足以将堆芯产生的衰变热带到压力容器外，使得堆芯衰变热随着时间在压力容器中不断积累，当温度升高超过堆芯熔点时，堆芯便开始熔化，因此立即需要启动反应堆容器内注入(IRVR)系统向压力容器内注入冷却水。在超大功率的非能动安全型压水堆(功率超过1000MWe)最严重的事故序列时，由于反应堆压力容器外冷却功率不足而引起堆芯温度不断升高，如果在堆芯温度升高至其熔点温度之前，没有采取足够措施阻止堆芯温度继续升高的情况下，堆芯则不可避免地开始熔化，同时堆芯出口温度也将会升高。通过技术分析发现在堆本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在核反应堆发生事故后，启动反应堆容器内注入IRVR系统向压力容器内注入至少体积V的冷却水，其特征在于以m3计的体积V通过以下公式确定：V=0.02×P0，其中P0为堆芯功率，单位为MWe。

【技术特征摘要】
1.一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法，该方法包括：在核反应堆发生事故后，最迟在反应堆出口温度升至650℃时，启动反应堆容器内注入IRVR系统向压力容器内注入至少体积V的冷却水，其特征在于以m3计的体积V通过以下公式确定：V=0.02×P0，其中P0为堆芯额定热功率，单位为MWe。2.根据权利要求1的方法，特征在于在反应堆出口温度升至650℃时启动反应堆容器内注入IRVR系统。3.根据权利要求1或2的方法，特征在于所述反应堆容器内注入IRVR系统包括至少一个IRVR注入箱，该IRVR注入箱是加压的或非加压的。4.根据权利要求3的方法，特征在于加压的IRVR注入箱的压力为4~5个大气压。5.根据权利要求1或2...

【专利技术属性】
技术研发人员：赵瑞昌，刘志弢，
申请(专利权)人：国家核电技术有限公司，
类型：发明
国别省市：