使壓水堆堆內熔融物滯留在壓力容器中的方法以及用於實施該方法的設備與流程

2023-11-07 15:49:08 2

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年前蘇聯車諾比核電站事故發生後，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年日本福島事故後，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，緩解嚴重事故的後果，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，堆芯由於失去冷卻水使堆芯裸露並開始升溫、過熱，燃料元件由於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，熔融物流入堆腔室後，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。為緩解嚴重事故後果，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-VesselRetention，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。作為緩解事故後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LoviisaVVER440、三菱MS600設計(非能動型)，俄羅斯VVER640設計(能動型)以及韓國APR1400等，紛紛採用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採取這一方案，並進行了評價。其他運行核電站如ZionPWR，BWR和CANDU核電站也在進行應用IVR的研究。對於較低功率核電站AP600，經過Theofanous等的分析研究，AP600IVR的評價結論是：只要保證反應堆冷卻劑系統卸壓，並且確保壓力容器淹沒於水中的深度至少高於熔池，壓力容器安全裕度較大，即熔融物作用於壓力容器的熱流密度小於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，也採用IVR事故緩解措施。並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，但是對於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後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，對於高功率反應堆，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。這時只採用現有的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。

技術實現要素：
對於功率大於或等於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並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、損壞並失效，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，並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。為此，本發明目的為一種用於使反應堆，特別地壓水堆的堆內熔融物滯留在壓力容器中的方法，其特徵在於在反應堆壓力容器的內部金屬表面上設置環狀高溫絕熱陶瓷層，其中該環狀高溫絕熱陶瓷層的上邊緣與該壓力容器的下封頭跟壓力容器筒體結合處的高度差H為55-65cm，其下邊緣與該壓力容器下封頭球心的連線相對於垂直方向的角度θ大於0°而小於或等於72°。本發明目的還為在其內部金屬表面上設置了如上所述的環狀高溫絕熱陶瓷層的反應堆壓力容器，特別是壓水堆的壓力容器。根據本發明的方法可以利用絕熱陶瓷材料耐高溫、高熱阻的特性來優化熱流分配，使更多的熱流通過壓力容器的上部，即未被熔池淹沒的部分傳導通過壓力容器，調節了壓力容器各方向的熱流密度，使其更均勻並遠低於臨界熱流密度。附圖說明圖1表示堆芯熔化後在壓力容器內的熔池模型；圖2表示ERVC原理示意圖；圖3表示不同功率壓水堆嚴重事故下壓力容器底部熱流密度與角度θ的關係；圖4表示為本發明採用的壓力容器高溫環狀高溫絕熱陶瓷層模型；圖5表示熱流密度隨角度θ的變化曲線；圖6表示相對熱流密度隨角度θ的變化曲線；圖7表示壓力容器剩餘厚度隨角度θ的變化曲線。具體實施方式作為現有技術的ERVC的原理圖可以參考圖2，冷卻水沿著圖中的箭頭方向進行循環以冷卻金屬壁。由於壓水堆的壓力容器外冷卻系統(ERVC)是本領域熟知的，為了本說明書簡潔起見，其具體細節在本文中不再贅述。對於高功率壓水堆核電站(功率大於或等於1000MWe)一般使用鈾-鋯包殼的燃料元件作為核燃料。在嚴重事故下當熔融物下落至壓力容器底封頭內時，燃料氧化物由於具有較大的密度而下沉，金屬層密度較小而在上部，通常形成如圖1所示的氧化熔融物層和金屬熔融物層兩層分布，1為金屬層，2為氧化物層。氧化物層是產生衰變熱的熱源，而在金屬層內無內熱源。氧化物層內部的熱量主要依靠對流換熱實現熱載出，將熱量分配到各個方向。向下傳熱通過下腔室對流換熱、氧化物凝結硬殼和壓力容器壁熱傳導，實現對壓力容器外的傳熱；向上傳熱通過氧化物熔池自然對流、氧化物凝結硬殼熱傳導、金屬層對流，然後通過頂部輻射傳熱到壓力容器上部構件，又通過熱輻射傳到上部壓力容器壁面、再通過壓力容器壁熱傳導傳到壓力容器外部，金屬層側面的傳熱則先通過金屬熔池對壓力容器側壁的自然對流、然後通過殼壁直接熱傳導傳出壓力容器外。事故發展序列以及熔融物移位至下封頭的速度等都會影響壓力容器表面熱流密度的絕對值及其分布，這在確定壓力容器熱狀態時也產生了很大不確定性。經過研究，在嚴重事故並形成熔池的情況下，壓力容器底部的熱流密度隨著角度是增加的，在接近金屬層的附近，熱流密度是最大，而熱聚焦效應就發生在金屬熔融物層附近區域，也就是說，在壓力容器外冷卻系統(ERVC)運行時，在壓力容器下封頭的最底部具有較大的熱流密度安全裕度，一般並不具有發生熔化的風險。並且隨著壓水堆功率的提升，同一角度處的熱流密度也隨之增加。對於高功率壓水堆核電站(如AP1000)或更大功率的核電站，在熔融物分層構型下，傳向冷卻水的熱流密度安全裕度較低。基於AP1000反應堆（其壓力容器下封頭是半球狀，內徑200cm，上部筒體是圓柱形，內徑200cm），對熔池形成後氧化物層厚度和熔池總高度的概率分布的分析計算，當全部堆芯熔化時，氧化物層厚度最小值為111.53cm，熔池總高度最大值為253.46cm。而對於更大功率的反應堆，由於燃料體積更大，但壓力容器也隨著更大，因此計算出的氧化物層厚度和熔池總高度最大值變化並不明顯。因此，如圖4所所示，本發明的環狀高溫絕熱陶瓷層3的上邊緣離該壓力容器的下封頭與筒體結合處的高度差H為55-65cm，大於65cm時則降低了熱量通過壓力容器上部的傳遞，低於55cm時，則有該上邊緣低於熔池水平面的風險。因此根據一個優選方案，環狀高溫絕熱陶瓷層的上邊緣離該壓力容器的下封頭與筒體結合處的高度差H為60cm。該環狀高溫絕熱陶瓷層的下邊緣與該壓力容器下封頭球心的連線相對於垂直方向的角度θ小於或等於72°，角度θ最低可以為0°，即該環狀高溫絕熱陶瓷層在底部是封閉的，但更優選地角度θ大於0°，即該環狀高溫絕熱陶瓷層在底部不是封閉的。如果該角度θ高於72°時，該陶瓷層可能不能完全覆蓋熔化金屬層，則有可能達不到緩解熱聚焦效應的技術效果。另一方面，如上所述，在發生嚴重事故並形成熔池的情況下，壓力容器底部的熱流密度隨著角度θ是增加的，即，在壓力容器底部的熱流密度和臨界熱流密度相差是較大的，具有較大的安全裕度。因此基於以上發現，優選地，在該下封頭底部儘量大的面積上不設置高溫絕熱陶瓷層，這可以充分利用該壓力容器的未被陶瓷層覆蓋的金屬層進行熱量傳遞，減少向上的熱流密度。因此該環狀高溫絕熱陶瓷層的下邊緣與該壓力容器下封頭球心的連線相對於垂直方向的角度θ優選地大於20°而小於或等於70°，優選地大於30°而小於或等於65°，優選大於50°而小於或等於60°。這樣可以兼顧緩解熱聚焦效應和傳熱最大化。這種設計的優點是明顯的，可以利用下封頭底部進行傳熱，使熱量同時從壓力容器的上部和底部傳導。眾所周知，陶瓷材料硬度高、耐磨、耐蝕、耐高溫、隔熱等特點。同時，金屬材料具有較好的延展性、導熱性、導電性等。本發明的方法能把金屬與陶瓷的優異性能結合起來。在核電廠嚴重事故時，在該高溫環狀高溫絕熱陶瓷層內壁溫度將達到2850K，外壁溫度約1800K(美國愛得荷國家實驗室INEEL數據)，內外壁面的溫差約1000K。用於本發明的陶瓷可以是任何已知的用於高溫環境中的陶瓷材料，如可選用新型耐高溫絕熱陶瓷(比如氮化鉭(TaN)、氮化鋯(ZrN)或硼化鎢(WB2)等)作為高溫環狀高溫絕熱陶瓷層材料，因為這些材料具有較高的熔點及絕熱性能；考慮到陶瓷層和金屬壁的熱膨脹係數的差異，在高溫使用時產生巨大的機械應力，導致在陶瓷層出現剝落或龜裂現象，因此優選地，該陶瓷材料使用功能梯度材料(即FunctionallyGradientMaterials，簡稱FGMs)，如功能梯度金屬-陶瓷材料。所述梯度功能材料(FGMs)是根據使用要求選擇使用兩種不同性能的材料，採用先進的材料複合技術，例如沉積技術使中間部分的組成和結構連續地呈梯度變化。對於功能梯度金屬-陶瓷材料而言，沿金屬-陶瓷方向，陶瓷相成分含量逐漸增加，金屬相成分含量則相應減小，即金屬相與陶瓷相間無突變界面，使得材料的性質和功能沿厚度方向也呈梯度變化的一種新型複合材料。在本發明方法中，所述陶瓷層厚度可以為0.5cm～3cm，因為採用該厚度可有效調節壓力容器各處的熱流分布。如果陶瓷層厚度太小，則可能不能起到調節熱流密度裕度的效果，導致金屬層處的安全餘量較小，厚度太大可能導致製備成本太高，並且使得金屬層處熱流密度太小，而向上或向下的熱流密度太大，導致壓力容器上腔室及上封頭的熔化失效。安裝方式可採用拼接安裝，這樣不僅便於製造與安裝，也便於維修更換，同時這樣的陶瓷環設計對核電站正常運行不會造成明顯的影響。根據計算，同時考慮工藝成本，在本發明中的環狀高溫絕熱陶瓷層的厚度為高於0.5cm並小於或等於3cm，優選地其厚度為約0.7-1.5cm，更優選地為約1cm。根據本發明的高溫陶瓷層與壓力容器的金屬壁之間的結合可以通過本領域的計算人員已知的方法進行實施，例如鑲嵌、粘結、焊接等，只要該陶瓷外壁和壓力容器內壁能完全密合。最後，根據本發明一個方面，其還涉及在其內部金屬表面上設置了如上所述的環狀高溫絕熱陶瓷層的反應堆壓力容器，特別是壓水堆的壓力容器。根據本發明的方法通過調節熔融物氧化物層向下的平均熱流密度及金屬層向上的平均熱流密度，同時實現保護壓力容器的完整性和傳熱最大化，可以在高功率壓水堆發生嚴重事故時有效地配合ERVC技術，使反應堆堆內熔融物滯留在壓力容器中，從而保證在壓力殼內滯留大部分放射性物質，防止因高溫堆芯熔融物熔穿壓力容器流入安全殼，導致安全殼被熔蝕，威脅核電站包容放射性物質的最後一道屏障安全殼的完整性。在下文中，將通過非限制性實施例並結合附圖來舉例說明本發明。實施例1模擬AP1000的壓力容器，內徑為2m，厚度15cm。環狀高溫絕熱陶瓷層厚度為1cm，環狀高溫絕熱陶瓷層的上邊緣離壓力容器的下封頭與筒體結合處的高度差H為60cm，下邊緣與該壓力容器下封頭球心的連線相對於垂直方向的角度θ為50°，該絕熱陶瓷層材料選擇TaN，其熱導率為7.95W/(m·K)。在嚴重事故中，堆芯因冷卻不足而發生熔化現象。有37207kg二氧化鈾燃料、7027kg鋯金屬和4187kg不鏽鋼發生熔化並形成熔池，此時衰變熱功率為14.1MW(均在氧化物層中)。通過穩態計算程序可算出氧化物層和金屬層的厚度，分別為0.97m和0.13m(考慮到陶瓷環厚度僅1cm左右，不會對氧化物層和金屬層的厚度產生明顯影響)，它們所對應的壓力容器接觸面積分別為12.2m2和1.59m2。模擬實驗的傳熱結果示於表1和圖5、6和7中。對比實施例2與實施例1相同地模擬AP1000的壓力容器，內徑為2m，厚度15cm，但在壓力容器的內部金屬表面上不設置環狀絕熱陶瓷層。模擬實驗的傳熱結果示於表1和圖5、6和7中。如表1和圖5、6所示，在沒有設置絕熱陶瓷層時，金屬層側壁傳出的熱量佔總熱量的49%，而金屬層上部約佔13%；而使用環狀高溫絕熱陶瓷層後從金屬層側壁傳出的熱量份額僅佔4.5%，從金屬層上部傳出的熱量佔49%。說明無環狀高溫絕熱陶瓷層時，金屬層側壁是主要的傳熱途徑，而在壓力容器內布置了環狀高溫絕熱陶瓷層後，金屬層頂部的輻射傳熱成為了主要的傳熱途徑，在金屬層處的壓力容器側壁得到了有效的保護。此外，從圖5可以看出，布置環狀高溫絕熱陶瓷層後，壓力容器下部的熱流密度變大了，分配到更多的熱量，更加有利於熱流分配的均勻化。圖6是相對熱流密度(熱流密度和臨界熱流密度的比值)隨角度θ的變化曲線。從圖6可以看出，不使用環狀高溫絕熱陶瓷層時金屬層側壁熱流密度高達4355.5kW/m2，是臨界熱流密度的3.5倍以上，壓力容器失效。而使用環狀高溫絕熱陶瓷層後，金屬層側壁的相對熱流大大降低。表2給出了模型關鍵部位的溫度。無環狀高溫絕熱陶瓷層時金屬層溫度較低，達到熱平衡時對上腔室輻射傳熱量自然小，而布置環狀高溫絕熱陶瓷層後有較高的金屬層溫度，有效地加大了上腔室輻射傳熱。但這並不會對上腔室造成威脅，上腔室內壁溫度仍低於其材料熔點。從表2中還可以看出，如果布置了環狀高溫絕熱陶瓷層，同樣會提高氧化物層的平均溫度。圖7給出了壓力容器剩餘厚度。無環狀高溫絕熱陶瓷層時，金屬層厚度已經只剩下不到1cm，就算此時熱流密度不超過臨界熱流，也會因為結構失效造成壓力容器損壞。布置環狀高溫絕熱陶瓷層後，環狀高溫絕熱陶瓷層能很好地保護壓力容器，使得壓力容器剩餘厚度達到了5cm，發生壓力容器結構失效的可能性大大降低。