堆芯收集器:定義,主要結構,托盤,通風母管,填充複合材料的籃形部件,熱交換器,產生

堆芯收集器是將耐熱性的部件配設在核反應堆外殼下部乾井的地面部分，以使熔融堆芯不會將核反應堆外殼的下部熔融貫通、或者使放射性物質泄漏。但是，僅通過鋪滿單純的耐熱性的部件，有可能不能充分地將堆芯碎片冷卻。此外，如果為了將堆芯碎片冷卻而配設多個用來通過冷卻水的配管，則有在其配設中花費工夫的問題。僅通過從碎屑的上方進行注水，只是碎片上面的水的沸騰帶來的冷卻，如果碎屑堆積厚度較厚則有可能不能充分冷卻到碎屑底部。因而，需要將地面面積取得較大，使碎屑的堆積厚度成為能夠冷卻的厚度以下。但是，確保足夠大的地面面積在收納容器構造設計上是困難的。

基本介紹

中文名：堆芯收集器
外文名：core catcher
目的：提高對堆芯碎片的冷卻效率
結構：包括托盤、通風母管等
來源：俄羅斯核工程師
套用：中國田灣核電站等

定義,主要結構,托盤,通風母管,填充複合材料的籃形部件,熱交換器,產生,背景技術,問題解決,相關專利,堆芯收集器及其製造方法,堆芯捕集器,

定義

所謂的堆芯收集器，是通過耐熱部件接住並保持落下的堆芯熔融物，並且與注水機構組合來將堆芯熔融物冷卻，從而確保核反應堆外殼的健全性，抑制放射性物質向外部釋放的安全設備。

常見的有以下幾種：

一種是在壓力容器的外側設定擴展室，擴展室的下方設有冷卻水道，當堆芯熔融物熔穿下封頭後，熔融物流入擴展室，利用擴展室的大面積平面對熔融物進行冷卻，冷卻水道內的冷卻水可對熔融物進行冷卻以防止擴展室被融穿。但這種結構採用一個面積很大的平面來進行熔融物攤平，以增大熔融物的冷卻面積，加快熔融物的冷卻速度，但這樣的設計意味著要占據安全殼下部很大的面積和空間，進而造價較高，也增加了設計難度。

另一種方式是在壓力容器的下方設定桶狀的收集器，在收集器內設定可融化的犧牲材料，收集器外設有冷卻水道，熔融物流入收集器後與其內設定的犧牲材料相互作用，熔融物在融化犧牲材料的過程中被逐漸降溫。由於收集器的形狀限制，導致僅依靠收集器的壁面帶走熔融物的衰變熱，傳熱面積小，導致傳熱量小，特別是中部熔融物匯集後冷卻明顯不足。

再一種方式是在壓力容器的下方設定收集器，收集器的外部設有冷卻水道，收集器的內部設有混凝土底板，並在收集器的底部設定噴嘴，且噴嘴的上端伸入堆腔混凝土底板，噴嘴的下端伸入冷卻水道。熔融物流入收集器後，先與混凝土底板發生相互作用導致混凝土不斷消融，混凝土底板起到了犧牲材料的作用，在一定程度上降低堆芯熔融物的溫度；當熔融物將噴嘴的上端熔化後，冷卻水道內的冷卻水通過噴嘴注入，實現了熔融物的底部注水，能夠對熔融物實施快速冷卻。但熔融物與冷卻水直接接觸時，瞬間產生大量蒸汽會造成安全殼壓力瞬間升高以致破壞，甚至會產生蒸汽爆炸，從而造成嚴重後果。

主要結構

以田灣核電站為例。

托盤

托盤是一個漏斗形的導向承載結構，其主結構由15塊雙層導向板和5個同心套筒焊接而成(圖1)。上部為有一定傾斜角度的導向板，下部的底板與同心套筒結構焊接。托盤底板的中央部分通過支承柱安裝在保護桁架上，保護桁架直接與壓力容器豎井基礎的預埋板焊接。在托盤底板與砼懸臂樑之間裝有可壓碎的阻尼器。在導向板上依次覆蓋著耐熱砼層和低熔點赤鐵礦砼層。

支承板上部的輪廓與壓力容器下封頭相似，其直徑略微大於壓力容器下封頭與壓力容器下封頭周邊形成一定距離的間隙，從而允許壓力容器在熱膨脹效應下自由變形。由於在嚴重事故時壓力容器會發生較大的塑性變形，托盤將支承壓力容器底部。托盤的導向結構上延至壓力容器下封頭與筒體的焊縫處，能保證接受壓力容器側面熔穿時的熔融物。低熔點的赤鐵礦砼層對熔融物起到潤滑劑的作用，防止熔融物的阻塞。通過由導向板圍成的孔道，堆芯熔融物被導流到下部填充有複合材料的籃形部件內。壓力容器熔穿時的衝擊載荷通過托盤和保護桁架傳遞到壓力容器豎井的基礎和砼懸臂樑上，可壓碎的阻尼器緩解了載荷，對砼懸臂樑起到保護作用。

通風母管

通風母管入口位於托盤下部，在砼懸臂樑與保護桁架之間的環形空間處。空氣經壓力容器豎井側壁上的方形孔洞進入通風母管，通過砼懸臂樑中的管道冷卻壓力容器熱禁止和乾禁止，通過與母管聯接的管道來冷卻托盤熱禁止。在豎井側壁開孔同軸線的通風母管壁上安裝了兩個對稱的密封門。

填充複合材料的籃形部件

填充複合材料的籃形部件(以下簡稱籃子)位於熱交換器上面。主要由 6 個扇形單元、填充在籃子內的 48 個盒箱、維護平台和砼懸臂樑底面的熱禁止組成。6 個扇形單元組成曲面底的籃形結構，其內部被扇形單元之間的 6 塊保護桁架垂直立板分隔，並在底部相交處焊接。籃子的上邊緣與固定在砼懸臂樑上的托架聯接，並在籃子上部的內壁設定了固定在懸臂樑托架上的熱禁止，用以保護砼懸臂樑。在籃形結構的底部布置了蜂巢形結構，內部填充鐵、鋁氧化物作為保護籃子底面和熱交換器的熱禁止。

在每個扇形單元的蜂巢形結構上依次布置了多孔的 8 層盒箱，每層盒箱具有不同的外形輪廓。籃子上部中央形成坑狀空間用以容納堆芯熔融物。填充盒分為 6 面體和半六面體兩種，彼此之間緊密接觸，部分盒箱內填充主要成分為鐵、鋁氧化物的“犧牲性”材料。盒箱內填充的鐵、鋁氧化物和結構材料以及籃子本身都可以看作與堆芯熔融物相互作用的“犧牲性”材料，把籃內的蜂巢結構及其填充物作為 0 層。

封閉籃子上部的維修平台，一方面在正常運行過程中保持籃子內結構和填充物的完整性，另一方面可以避免熔融物進入籃子發生蒸汽爆炸。籃子底部的蜂巢結構和內部的赤鐵礦砼主要作用是保護籃底的熱禁止，並起到機械緩衝和化學屏障的作用。籃子上部的坑形空間足以容納早期的熔融物，多孔盒箱的布置和各種內部填充物盒的排列可以保證熔融物的快速轉移、散布以及與各種成分“犧牲性”材料的混合。

熱交換器

用於帶走堆芯熔融物熱量的熱交換器主要由12 個扇形熱交換單元、4 個給水管道、10 個排汽管道、10 個溢流水管道、水位和溫度測量通道等部件組成。每個扇形熱交換器單元在底部側壁通過連通管相互聯接，上部的蒸汽母管也是相互連通的。

產生

受1979年和1986年分別發生在三里島和車諾比核電站的嚴重事故的負面影響，核電工程建設曾停滯近 20年，期間核電界集中力量對嚴重事故的預防和後果緩解進行了研究和攻關，進一步明確了防範與緩解嚴重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。

當壓水堆核電站發生嚴重事故時，堆芯餘熱載出手段的喪失使堆芯裸露並開始升溫，燃料元件由於冷卻不足而發生融化，堆芯熔融物落入壓力容器（RPV）下腔室，可能造成壓力容器下封頭失效，如果不能採取有效措施對其冷卻，堆芯熔融物有可能將壓力容器熔穿。壓力容器熔穿後，熔融物直接噴射到安全殼筏基上與結構混凝土相互作用（MCCI），一定時間內以較快的速度逐漸向下侵蝕安全殼的筏基, 若筏基厚度不夠，底板可能被熔穿，破壞了安全殼的整體性，高放物質將直接威脅到地下水源，對生物環境造成嚴重影響。

隨著第三代核電對安全性的進一步提高，各國核電機型設計已將相關安全要求重新定位，其中兩點如下：堆芯融化事故機率小於或等於 1.0×10^-5堆/年；大量放射性釋放到環境的事故機率小於或等於1.0×10^-6堆/年。所以，怎樣冷卻並收集堆芯熔融物成為緩解嚴重事故關鍵課題之一，由此開啟了堆芯收集器的研究與發展新征程。

背景技術

在水冷型核反應堆中，有可能因向核反應堆壓力容器內的供水的停止、連線在核反應堆壓力容器的配管的斷裂而引起冷卻水的喪失、核反應堆水位降低而堆芯露出，使冷卻變得不充分。構想這樣的情況，通過水位下降的信號自動地將核反應堆緊急停止，或通過緊急用堆芯冷卻裝置（ECCS）的冷卻材料的注入而使堆芯浸水並冷卻，將堆芯熔融事故防止於未然。

但是，雖然機率很低，也可以想像出上述緊急用堆芯冷卻裝置不運行，且其他向堆芯注水的裝置也不能使用的狀況。在這樣的情況下，有可能因核反應堆水位的下降而使堆芯露出，從而不能進行充分的冷卻。核反應堆停止後還持續發生的衰變熱使燃料棒溫度上升，最終造成堆芯熔融。

如果在核發電廠發生這種嚴重的事故，熔融堆芯則有可能貫通核反應堆壓力容器底部的封頭而下落到核反應堆殼外的收納容器上。作為熔融堆芯的殘骸（即堆芯碎片），在存在於其內部的放射線物質的衰變熱的作用下繼續核反應堆輸出的1%左右的發熱。因此，在沒有冷卻機構的情況下，堆芯碎片將鋪設在收納容器上的混凝土加熱，如果接觸面成為高溫狀態，則與混凝土反應，有可能大量地產生二氧化碳、氫等非凝縮性氣體，並且將混凝土熔融浸蝕，將大量的放射性物質釋放到環境中。

產生的非凝縮性氣體提高收納容器內的壓力，有可能使核反應堆外殼損壞。此外，還有可能通過混凝土的熔融浸蝕使收納容器邊界損壞、或使收納容器構造強度降低。最後，如果堆芯碎片與混凝土的反應繼續，則會造成收納容器損壞，有可能向外部環境釋放收納容器內的放射性物質。

為了抑制這樣的堆芯碎片與混凝土的反應，需要將堆芯碎片冷卻，將堆芯碎片底部與混凝土的接觸面的溫度冷卻到浸蝕溫度以下（一般的混凝土是1500K以下）、或者使堆芯碎片與混凝土不直接接觸。以往，通過從落下的堆芯碎片的上方注水冷卻，降低堆芯碎片溫度，實現了對混凝土浸蝕反應的抑制。

所以，針對堆芯熔融物下落的情況，提出了各種對策。代表性的是稱作堆芯收集器的對策。堆芯收集器通過耐熱部件接住並保持落下的堆芯熔融物，並且與注水機構組合來將堆芯熔融物冷卻。

在已有的沸騰水型核發電廠（BWR）中，事故的發生機率已經被抑制得很低，有關事故發生時的堆芯冷卻的安全性也很高，通常不會發生這種嚴重事故。而且，在機率論的安全評價（PSA）中，也將這種嚴重事故的發生機率評價為可忽視那樣小。

目前，提出了完善安全系統而由靜態設備構成的自然循環冷卻式被動安全沸騰水型核反應堆（ESBWR)。在ESBWR中，核反應堆外殼的下部設定有堆芯收集器。這是用來進一步提高有關下一代BWR安全性的完備措施。

問題解決

在通過向碎屑注水、通過碎屑上面的水的沸騰進行冷卻的情況下，如果碎屑堆積厚度較厚，則有可能不能充分地冷卻到碎屑底部。因此，需要將地面面積取得較大、使碎屑的堆積厚度成為能夠冷卻的厚度以下。但是，確保足夠大的地面面積在收納容器構造設計上是困難的。

例如，典型的碎屑的破壞熱是額定熱輸出的約1%左右，在額定熱輸出4000MW的反應堆的情況下，成為40MW左右的發熱量。在上面的沸騰熱傳導量中，根據碎屑上面的狀態而有幅度，作為較小的值而構想0.4MW/m^2 左右的熱流通量。在此情況下如果僅通過上面的熱傳遞取得碎屑的發熱量，則需要100.1112左右（圓直徑11.3m)的地面面積。因此，隨著設施輸出變大，需要的下部乾井的地面面積變大，成為收納容器設計上的課題。

即使對落下到核反應堆外殼地面上的堆芯熔融物的上面注入冷卻水，如果堆芯熔融物的底部的除熱量較小，也有可能因衰變熱而將堆芯熔融物底部的溫度維持著高溫的狀態、不能停止對收納容器地面的混凝土浸蝕。所以，還提出了將堆芯熔融物從底面冷卻的方法。

相關專利

堆芯收集器及其製造方法

一、基本信息

公開號	CN101390170 A
發布類型	申請
專利申請號	CN 200780006486
專利合作條約 (PCT) 編號	PCT/JP2007/000115
公開日	2009年3月18日
申請日期	2007年2月22日
優先權日	2006年2月22日
公告號	CN101390170B
發明者	佐藤崇,及川弘秀,小島良洋,栗田智久,橫堀誠一,濱崎亮一,田原美香,鈴木由佳
申請人	株式會社東芝
導出引文	BiBTeX,EndNote,RefMan

二、發明內容

為了解決上述問題，此發明是一種用於接住在核反應堆容器內的堆芯熔融而貫通上述核反應堆容器時產生的堆芯碎片的堆芯收集器，其特徵在於，具有位於上述核反應堆容器的下方、在其內部形成有供從冷卻水注入配管供給的冷卻水流動的以放射狀延伸的多個冷卻通道的主體部。

三、發明效果

本發明成功將在核反應堆容器內的堆芯熔融而貫通核反應堆容器時產生的堆芯碎片的冷卻效率提高。

堆芯捕集器

一、基本信息

申請號：	CN201520828818.2	申請日：	2015-10-23
申請/專利權人：	中科華核電技術研究院有限公司;中國廣核集團有限公司;中國廣核電力股份有限公司	公開/公告號：	CN205104239U
發明/設計人：	盧冬華;梁振輝;徐海岩;張利	公開/公告日：	2016-03-23
主分類號：	G21C9/016
分類號：	G21C9/016

二、發明內容

本實用新型的目的在於提供一種結構簡單、體積小、傳熱效果好、造價低的堆芯捕集器。

為實現上述目的，本實用新型的技術方案為：提供一種堆芯捕集器，其包括殼體、冷卻通道及定位格架；所述殼體設於壓力容器的下方，呈中空結構且頂部開口，底部設有冷卻劑進口，上端還設有冷卻劑出口；所述冷卻通道包括水平通道及與其相連通的多個呈棒狀的豎直通道，水平通道設於殼體的底部並與冷卻劑進口相連通，豎直通道容置於殼體內並向所述殼體的頂部延伸，相鄰的豎直通道之間形成熔融物填充通道；所述定位格架套設於豎直通道外並固定於殼體的內壁，且定位格架上開設有連通熔融物填充通道的過流孔。