[发明专利]核反应堆堆芯熔融物的冷却和封闭系统

说明书

本发明涉及核电行业，并且具体涉及为核电站提供安全的系统，该系统可在引起反应堆容器和核电站的密封安全壳结构失效的严重事故期间使用。熔融物冷却和封闭系统包括：安装在反应堆容器底部下方的漏斗形式的导流板；安装在导流板下方以支承所述导流板的悬臂桁架；安装在悬臂桁架下方并且设置有形式为用以保护热交换外壁免受动态、热和化学冲击的多层式容器的冷却包壳的堆芯捕捉器；以及位于多层式容器内部的用于稀释熔融物的填料。所述多层式容器包括金属外壁和金属内壁，在所述外壁和所述内壁之间设置有导热率比壁材料更低的填料。填料的厚度h_fil满足以下条件：0.8h_exth_fil1.6h_ext，其中h_ext是容器外壁的厚度。技术效果是提高了从熔融物除热的效率和提高了设计可靠性。

技术领域

本发明涉及核电行业，也即涉及提供核电站(NPP)的安全性的系统，并且可以在引起反应堆容器及其安全壳失效的严重事故期间使用。

背景技术

在堆芯冷却系统的多种故障下发生的堆芯熔化/熔融事故构成最严重的辐射危害。

在这些事故期间，堆芯熔融物、堆芯熔体(corium)、反应堆内部构件及其容器的熔融物从反应堆(压力)容器流出，并且由于其残热而会影响NPP安全壳的完整性，NPP安全壳是放射性产物向环境的释放路径上的最后一道屏障。

为了防止这一点，所释放的堆芯熔体应当被密封/封闭并连续冷却，直至其完全凝结/晶化。反应堆堆芯熔融物(堆芯熔体)冷却和封闭系统履行此功能，从而在核反应堆中的严重事故的情况下防止损坏NPP安全壳并因此保护人群和环境免于辐射暴露。

根据本发明的背景技术，存在一种核反应堆堆芯熔体封闭和冷却装置，该装置位于反应堆下方的混凝土腔中，并且包括水冷式容器和具有含铀氧化物堆芯熔体稀释剂的芯块，所述芯块通过水泥灰浆结合并放置在钢座的水平层中，下座的底部的形状与容器底部一致，上方的座具有中心孔，并且将座彼此附接与附接到容器上的组件位于各座的竖向切割槽中(参见2014年4月27日提交的俄罗斯专利No.2514419)。

所述类似装置存在多个缺点：

-形状与容器底部一致的下座的底部不具有中心孔而上方的座具有中心孔，这在主要包含熔融的钢和锆的堆芯熔体的第一部分进入时引起包含稀释剂的芯块在下座中“堵塞”。考虑到底部倾角在10度与20度之间，包含稀释剂的“堵塞的”芯块的重量构成容器中的芯块总重量的25％至35％。主要包含铀和锆氧化物的堆芯熔体的接下来的部分在第一部分后一至三小时之后到来，并且无法提供与下座中的芯块进行热化学反应的条件，因为早前传送的钢将在下座中凝固(由此阻止芯块与铀和锆氧化物的相互作用)或损毁下座的钢结构和紧固件(于是位于内部的所有芯块将浮起并在堆芯熔体上方形成渣帽)，

-由于对氧化物层的厚度与来自核反应堆的金属之间的关系的错误考量，用于确定含铀氧化物堆芯熔体稀释剂的重量的公式无法正确地确定所需的稀释剂的重量的最小极限。该公式下的最小极限在芯块被堵塞在下座中的情况下应当增加35％，而在芯块在氧化物层和金属层的倒置开始之前被上座中的熔融钢阻挡的情况下应当增加15％以上。因此，用于计算稀释剂重量的最小极限应当乘以1.5的系数。

-用于稀释芯块的水泥粘结剂中的残留水的最大重量所占的重量百分比不超过8％，这似乎不正确。根据实验结果(参见《提供牺牲SFAO陶瓷与混色砖灰浆的结合的条件研究》，技术信息，俄罗斯联邦科学与教育部，高等职业培训国家教育机构，圣彼得堡技术学院(技术大学),2013,[1])，提供设计可操作性的芯块的有效结合要求化学地结合的水的重量比例应当为10％，否则将危害芯块结构的完整性及其可操作性。由于对蒸汽与芯块装置的多孔结构的相互作用的错误考量，与降低水泥粘结剂中的含水量以便减少氢释放有关的论点是不正确的。