[发明专利]核反应堆堆芯熔化物冷却方法及核反应堆堆芯熔化物冷却控制系统

说明书

本发明涉及确保核电站在严重事故中安全运行的系统，特别是核反应堆堆芯熔体冷却和控制冷却的方法和系统。本发明的技术成果是提高核电站的安全性、核反应堆堆芯熔化的冷却效率。要求保护的发明的任务是通过安全地移除熔化镜上的热负荷，确保消除蒸汽爆炸，从而破坏事故定位区、反应堆轴和安全壳，从而提高冷却核反应堆活跃区熔体的效率。技术成果是通过改变冷却核芯熔体的原理来实现的，这一原理包括熔体破坏核反应堆容器芯体后，熔体随后冷却的条件取决于熔体捕集器体的特性，而不是核反应堆的特性。此外，还通过安装温度传感器和液位传感器来监测核反应堆堆芯熔体的冷却过程，取得了技术成果。

本发明涉及确保核电站在严重事故中安全运行的系统，特别是核反应堆堆芯熔体冷却和控制冷却的方法和系统。

在核电站的严重事故中，核反应堆的堆芯受到损坏，熔化物进入反应堆容器的下部，进而破坏反应堆。反应堆容器的破坏会导致不良后果，例如，使熔体分布和物理化学行为的控制复杂化。挥发性和气溶胶形式的放射性衰变产物扩散进入安全壳，威胁其完整性，泄漏并造成该区域的放射性污染。为了大幅度减少这些负面影响，消除对人口和环境的非预期剂量负荷，现代核电站通常在核反应堆下面安装有熔体捕集器，因此，在反应器容器的下部穿透后，熔体落入熔体的陷阱中，在陷阱中进行局部化和冷却。

通常，为了冷却熔体，冷却剂(水)被引入熔体捕集器。

为了控制反应堆容器破坏后的熔体流动，在熔体捕集器上方安装了温度传感器，例如设计用于监测熔体流动温度及其在核反应堆破坏后的位置的热电偶。

应向反应堆容器内或容器外的熔体供水，以避免安全壳内发生蒸汽爆炸，然而，在将水从上方喷射到熔体上时，将水与熔融金属混合，或在熔融反应器的压力室中，将熔融金属与熔融氧化物混合的水浇注到熔化的燃料元件内的活性区内形成的熔池周围的结壳中，不可能排除破坏性的蒸汽爆炸，由于熔体射流在水中的分散，分散射流和缠结流与反应器压力室中的设备表面或反应器容器底部的内表面的相互作用，为熔体的最大能量的最大释放创造了几乎理想的条件。

为避免蒸汽爆炸，通常不立即冷却熔体表面(熔体镜)，通常在收到熔体状态信息后进行冷却。一些熔化陷阱的设计方式与在熔化陷阱内放置牺牲材料的方式类似。经过一定时间后，牺牲材料的成分上升到熔体上方，以防止蒸汽爆炸，或在与牺牲材料化学相互作用的熔体中，氧化物和金属成分倒置，其中熔体的氧化物组分上升，金属组分下降，从而为熔体表面(向其氧化物组分)供应水创造了有利的条件。在一些熔体捕集器的设计中，使用了一个特殊的出口罐来分流和分配熔体，这使得熔体能够以相对较薄的一层在大面积上扩散，从而允许对熔体进行喷射冷却(阻塞)，而不存在蒸汽爆炸的风险。在这种情况下，只有当熔体在疏水阀内完全扩散时，才进行供水，否则，例如，如果违反熔体扩散模式，熔体在有限的区域内积聚，疏水阀底部可能受到热化学破坏，或给水模式下蒸汽爆炸的条件冷却水在疏水阀融化顶部。

反应堆容器熔化后，不再考虑向其供水的问题。

在一些核电站设计中，反应堆容器充满水，直到反应堆容器融化。充水发生在活性区破坏阶段，熔体从活性区流向反应堆容器底部，熔体在反应堆容器底部积聚，直至底部破坏。这个程序非常危险。其原因是蒸汽爆炸，当水与液态金属混合并与液态氧化物混合时，两者都以纯形式存在于熔体中，仅在一定量的液态金属的混合物中发生。

另一方面，由于缺乏有关反应堆容器内熔体位置的信息，反应堆容器的冷却水供应存在不确定性。因此，反应堆容器的供水不能保证其安全。

反应堆控制系统在不破坏堆芯的情况下，测量反应堆容器外的中子通量，监测堆芯反应性的变化、正常运行期间的功率变化和其他参数的变化、违反正常运行的情况、设计期间和超出设计基准事故的情况。这一系统不是专门为监测核电站严重事故而设计的，核电站严重事故中的一些因素，如堆芯及其固体碎片元素排列的变化、内部装置元素排列的变化，以及堆芯熔体在反应堆容器内的位置和体积的变化，其化学成分和相态的变化，包括污泥(两相固液状态)的形成和分离，其热机状态的变化，导致反应堆容器内外堆芯物理参数数据的显著失真和变化。