CN1029176C - 核反应堆装置及其急冷方法 - Google Patents

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Abstract

一种核反应堆装置，特别是轻水反应堆，包括在反应堆井筒(8)内部和反应堆压力容器(6)下部设置的带有可冷却收集槽(19)的堆芯阻挡装置(cc)。收集槽(19)由外壁(21)和底板(20)构成。收集槽(19)与支承和防护结构(7)之间设有间隔室(28)。在间隔室(28)内设有收集槽(19)进行外部冷却的冷却通道(29、1，29、2)，还在底板(20)的平面区内设有湍流体(34，34a)，本发明还包括启动和维持收集槽(19)外部冷却系统的方法。

Description

本发明涉及一种核反应堆装置，特别是轻水反应堆，具有容纳反应堆芯的反应堆压力容器和堆芯阻挡装置。
这种类型的核反应堆装置已由美国专利说明书US-A-3607630所公开，这种公知的核反应堆装置还具有以下特征：其支承和防护结构以底区和围壁限制反应堆井筒，在该反应堆井筒内，与底区和围壁有一定垂直和侧向间隔的反应堆压力容器被支承在支承和防护结构上。其堆芯阻挡装置具有一个可由冷却液冷却的堆芯熔化物收集槽，该槽位于反应堆井筒内的反应堆压力容器的下方，处在支承和防护结构的底区中。收集槽也称为“堆芯收集器，它呈平锅形并有内部水冷。该槽通过一根水落管与设在较高水平位置上的贮水池相连。当设想的堆芯熔化事故发生时，如果堆芯熔化物分布在收集槽中，所产生的湿蒸汽便会经由排放管排入防事故外壳或冷凝装置（汽水分离器）。冷凝后的冷却水然后再重新回到贮水池。收集槽由许多平行的管道组成，在入流端和出流端各连有一根共用的配流管或汇流管。如果因大量落下物质使收集槽的管道结构变形，造成冷却截面减小或者堵塞时，这种公知收集槽相对较佳的冷却性能便会受到损害，特别是在反应堆的功率较大的情况下。
因此，本发明的主要任务是设置一种上述类型的核反应堆装置，其收集槽的结构和支撑可在较大的反应堆功率和堆芯重量下仍具有足够的冷却通道截面，以保证对可能出现的堆芯熔化物进行冷却，同时可以不必担心会因冲击物质造成的变形力而损坏构成冷却通道的结构。
本发明所述核反应堆装置的次要任务是，提供一定的条件，使收集槽可以按自然循环原理被液体冷却;此外，还可实现双重冷却系统（空气冷却和水冷却），并使空气冷却在紧急冷却的情况下至少部分地由水冷却取代，无需专门的切换指令。另一个次要任务是，如果产生堆芯熔化物，自收集槽底部发出的放射性辐射能有效地被收集槽上方的支承和防护结构的隔壁部分所阻挡;再一个次要任务是，在收集槽和双重冷却系统中成整体地设有一个能包容反应堆压力容器的绝热层。
迄今为止并不是无人提出过，通过特殊的安全措施排除堆芯熔化故障发生的可能性。但是近年来发展出的安全哲学是，无论堆芯熔化故障出现的概率多么低，最好也要将其引入到安全技术的考虑中去。这也是本发明的出发点。采用本发明可以在理论上推断的堆芯熔化故障发生时，通过极为有效的保护阻挡层防止出现不希望有的后果。
另一个和上述总的任务相关的次要任务由以下考虑形成。一般对轻水核反应堆发电厂而言，特别是对压水核反应堆而言，人们尤其希望在所有预计的故障中防事故外壳仍能保持其完整无损，即便在堆芯熔化时也要如此，无论是开始时的部分堆芯熔化，还是完全彻底熔化。为了控制这类故障，特别要提出下列要求：
a）不得有较大数量的裂变产物由于核芯熔化溢入防事故壳;这些产物更应始终保持被连续冷却的水（或者另一种适用的液态冷却剂）所覆盖或受冷而结壳，以达到一种阻挡效果。
b）堆芯熔化物不得、或至少不得在超出设计界限的情况发生的第一天期间与安全壳支承结构的混凝土产生相互作用。否则的话，氢、水蒸气、不凝气体和其他放射性产物就会释放出来。
c）必须保证能对堆芯熔化物进行长时间的冷却，使得衰变热可以排出到一个冷却源上并且逐渐使熔化物凝固，从而维持在固体物料状态上。
d）可以阻止出现因大块堆芯熔化物落到或“坠入”水浴中而导致的较大规模蒸汽爆炸。
本发明的主题为一种核反应堆装置，特别是轻水核反应堆装置，具有一个装有堆芯的反应堆压力容器和用于解决上述任务的堆芯阻挡装置，它具有以下特征：
a）一个支承和防护结构以底区和围壁限定一个反应堆井筒，与井筒的底区和围壁呈一定垂直和侧向间隔设置的反应堆压力容器被支承在支承和防护结构上，
b）堆芯阻挡装置包括一个可由冷却液冷却的堆芯熔化物收集槽，该槽设置在反应堆井筒内的反应堆压力容器的下方，并且其底板和外壁与支承和防护结构的底区和围壁之间存在间隔腔，最好是使其外壁的高度配置成至少延伸到堆芯的下缘，
c）处在间隔腔内的底侧和外壁侧冷却通道可以通过冷却液对收集槽进行外部冷却，在底板的平面区还设有湍流体，用于在冷却液中产生自内向外通过底板流向外壁的湍流。
权利要求1所述主题其他有利的结构见从属权利要求2至18。权利要求19和21涉及的是按权利要求1所述核反应堆的一些极为有利的其他结构，特别是当核反应堆装置例如不是按收集（坩埚），而是按扩散原理冷却堆芯熔化物时（参阅德国专利说明书DE-B2-2625357中的扩散原理）。同时将权利要求19所述的双重冷却系统和权利要求21所述的熔化冷却管与其他结构组合在一起的作用便更加重要。扩散原理的特征是使可能产生的堆芯熔化物在一个大于反应堆井筒基础面的平面上扩散。权利要求20涉及按权利要求19所述的双重冷却系统结构的改进。
本发明可达到的优点首先表现在：收集槽的高度（至少约为3米）可以满足在充满液体的底侧和外壁侧冷却通道（外部冷却系统）中形成自然循环流动所需的最低高度。收集槽不仅用其底板，而且还用其向上延伸的外壁防止支承和防护结构（生物屏蔽层）的混凝土受到来自反应堆压力容器和堆芯熔化物的热作用和辐射作用。反应堆井筒的内径宽度（内部直径）和深度适当地设置成具有足够的尺寸，以保证间隔腔（二外部冷却系统的间隙宽度）足够大，使收集槽所包围的容积允许在收集槽主体最好是在一个用耐热合金钢制的坩埚的内表面上衬一层保护层，以及衬一层由防辐射混凝土块组成的砌层，尽管如此，还应留有足够的收集容积供可能发生堆芯熔化事故时使用。呈坩埚形状的主体以及由其底侧湍流体构成的支撑件-湍流体是设置成能产生湍流的导流体-可以制成重量轻而坚固并且能将承载力分布在主体上的结构，使其具有足够大的冷却截面，并能承受很高的动、静载荷。由于其外部冷却系统中的通流截面很大，收集槽的外部冷却可以在相应的冷却剂流量和所产生的湍流流动的情况下实现有效的自激式自然循环流动，即便在最大的热载荷下也能避免收集槽的外冷却表面上出现膜态沸腾。
底侧冷却通道和外壁侧冷却通道最好分别通过一个入流通道结构和一个出流通道结构与一个位于支承和防护结构之外的、构成反应堆建筑水池的或与该水池相连的、具有一定升程的贮水池相连通，在收集槽受热和冷却通道充满水的条件下，即开始在冷却通道内产生自然循环流动。收集槽可以悬挂在支承和防护结构上。为此它可以象悬挂在反应堆压力容器内部的堆芯容器那样设有一个承载法兰，通过该法兰，收集槽安装在支承和防护结构的对应支承面上。当然收集槽最好还是安装在支承和防护结构的底部，并且被支撑在湍流体（同时也是支撑体）上，因为这样可使其发挥双重功能（支撑和产生湍流）。为了使收集槽的径向热膨胀不受阻碍，其底板应能在该支撑体上滑动和/或被弹性支承，也可以使支撑体在支承和防护结构的底区实现滑动和/或弹性支承。下面一种结构被证明是特别有利的，即将收集槽设置成坩埚形状，使其底板向下和向外少许拱起，并且底板通过一个倒圆边缘区过渡到外壁，而外壁则最好自倒圆边缘区向收集槽的上缘呈少许锥形缩小。有利的是使收集槽的底板自最深的中心区至边缘区扩展成为一个平锥壳形状，其位于轴向一径向剖切平面中的剖面和水平线之间有一个小的升角。这个小坡度和边缘区的倒圆有利于冷却液，特别是水按照自然循环原理流过收集槽底板和外壁，从而实现有效的冷却。
为了按自然循环原理对收集槽实现旋转对称的均匀冷却，本发明的另一个结构是使入流通道结构在收集槽底板的中心区通过一个入流室进入底侧冷却通道，底侧冷却通道自入流室向外延伸到收集槽的边缘区，然后再在边缘区和一个通向外壁侧上部的冷却通道连在一起，该冷却通道再与出流通道结构汇合。在此结构中，入流通道结构最好穿过支承和防护结构的底区，并且自一个构成外部冷却水池的腔室的底板延伸到收集槽底板的中心区。出流通道结构同样也穿过支承和防护结构的围壁，形成外壁侧冷却通道的延长部，然后汇入冷却水池的上水位区。
一种对收集槽的保护阻挡功能有利的结构 是，收集槽的主体为一个用耐热不锈合金钢制的坩埚，坩埚内部的底面和外壁面衬有一层保护套，用于防止坩埚材质受到熔化物的侵蚀，坩埚的第二道保护层是衬在保护套上面的消耗材料层，其数量足够与最大体积的堆芯熔化物发生反应，堆芯熔化物会在可能发生的故障中落到收集槽中。保护套最好由下列合金之一制成，既可以单独也可以组合使用：氧化镁，二氧化铀，或二氧化钍。由消耗材料层构成的衬里由颗粒或粒度更大的物料填充而成，或者最好用防辐射混凝土块构成一道隔墙，设置该层的目的是有针对性地改变混合物的材料特性值，例如以便做到：
-在堆芯熔化物直接落到收集槽内时保护收集槽壁免受高温作用;
-通过消耗材料的熔化而消耗能量，以延缓堆芯熔化物的加热过程，从而对衰变热的冷却可以用较低的参数值进行;
-使堆芯熔化物变为较稀的流体：
-提高其导热性：
-扩大其上表面：
-改善堆芯熔化物至冷却表面的传热;
-通过水体置换防止蒸汽爆炸;
-通过消耗材料的已知性质制作指定的计算资料以及
-降低混合物的熔点和熔化物的温度。
前面所述的通道体就其性质而言是用于在外部冷却系统中产生湍流的导流体，按照本发明的一个有利的结构形式，它是设置成呈三面棱形体形状的所谓三角叶片，至少被固定在位于收集槽底板冷却间隙对面的支承和防护结构的底上。这种三角叶片被证明能特别有效地在冷却间隙中产生湍流。
根据本发明的主题，三角叶片也可以在液态冷却剂流通的冷却通道内部产生湍流，冷却通道由两个上下设置的，相互有一定间隔的通道壁在垂直方向上界限而成，一个是位于上面的被所传导的热量加热的第一通道壁，另一个是位于下面的，其内表面说有三角叶片的第二通道壁。三角叶片如上所述在上壁板被加热的冷却通道内部可以极为有效地产生湍流：它有助于避免在壁板下侧产生蒸汽膜，否则会降低对于受热壁板向冷却水流的传热起决定性作用的传热系数。通过所产生的湍流可以强化冷却间隙内的自然循环，从而相对于所谓的临界加热表面负荷可以保持一个足够的安全距离。
一种有利的结构形式是使通道体同时起支撑作用，此时通道体被设置成管件，该管件与收集槽底板部分相对的那端开有流通孔。用于产生冷却水的支流，从而使该支流也在管件区内环绕冲洗底板。这种管件或者设置成简单的导流体，或者设置成能产生湍流的导流体。后者是一种有利的结构形式，其中每根管件各设有两个与流动方向同心的U形流通孔，其边缘制成棱边形，以扩大湍流效果。
如上所述，收集槽还具有防辐射功能。其因而形成的防辐射系统最好按下列方式加以完备，在收集槽上部并与其相连的为一个屏蔽环，它安装在支承和防护结构的围壁与反应堆压力容器外缘之间的环形室内。该屏蔽环特别在堆芯的周缘范围内，围壁（生物屏蔽层）因出流通道而打开缺口的区域内起到生物屏蔽层的作用，从而将堆芯发出的放射性辐射限制在支承和防护结构空间之内。屏蔽环最好由防辐射混凝土制成，它也被称为雷卡（Leca）混凝上。屏蔽环的壁厚应接近生物屏蔽层（支承和防护结构）的壁厚;其高度上的膨胀最好稍大于其壁厚。此外屏蔽环上侧最好做出斜角，从而使空气冷却通道具有比出流截面更大的环形面。屏蔽环最好锚固在支承和防护结构的围壁上。它特别应当用预应力混凝土制造，其钢筋加固与同样为预应力混凝土制的支承和防护结构的钢筋加固最好同属于一个统一的钢筋加固体系。屏蔽环可以采用现场浇铸，为此要采用相应的模板，但它也可以由单个的环形组件组成，环形组件先预制好，再装配在一起。在后一种情况下，屏蔽环的环形组件之间及其与支承和防护结构的围壁之间最好接合在一起。
本发明的一种特别有利的结构是，将收集槽的外部冷却系统设置成具有空气和水冷却的双重系统。该系统在核反应堆装置正常运行时，即冷却系统处在干燥状态时，对反应堆压力容器和包围在其外部的绝热层进行空气冷却，为此目的入流通道结构要与一个冷却空气源连接，而出流通道结构则要与一个冷却空气排放口连接。
和收集槽、屏蔽环以及冷却系统的适配的绝 热层最好由奥氏体全金属式盒子组成。另一个对外部双重冷却系统附加设置的空气冷却系统最好用于上部冷却空气室的通风，上部冷却空气室位于收集槽的上方，并且在其内缘上被绝热层所隔开，绝热层则通过环形隙将反应堆压力容器包容在其中。
本发明另一种有利的结构是，收集槽在其外壁的上半截至少被一根熔化冷却管所贯穿，该管穿过收集槽的多层结构上的坩埚壁、保护层、消耗材料层和绝热层，其内端由一个熔化塞密封，并且自外向内倾斜设置，其入口端和一个冷却液贮槽相连，当收集槽内流入堆芯熔化物时，熔化塞即被加热到其熔化温度，从而熔化，进而打开冷却液通向堆芯熔化物表面的通道。这一措施主要用于满足前述任务中的（a）点，同样也可满足（c）点，因为通过这一措施可以做到对堆芯熔化物表面的冷却。这种表面冷却从安全角度看是毫无问题的，因为蒸汽不会冲击式地产生，而是连续地产生，然后通过已有的间隙和冷却通道向上排走，并可在防事故外壳壁和加装的中间冷却热交换器受热表面上冷凝，冷凝水又可以重新流回冷却水池（贮水槽）。熔化冷却管的入口最好位于支承和防护结构之外并与冷却水池相连，为此熔化冷却管要穿过支承和防护结构的围壁和外部冷却系统的间隔室。
本发明的主题还包括一种上述核反应堆装置收集槽外部紧急冷却的启动和维持方法，采用该方法可以解决的任务是，在设计故障发生的情况下采取备用措施启动收集槽的自然循环冷却。
下面借助附图所示的若干实例对本发明做进一步的说明。
图1是本发明所述反应堆装置和所属堆芯阻挡装置的下部断面，由一个球形安全壳及所属的混凝土基础构成，其中特别表示出反应堆压力容器和位于压力容器下部的收集槽以及冷却水池;
图2由两个分图2A和2B组成，对图1的结构的细节放大示出，并且沿图4中的Ⅱ-Ⅱ剖面形成轴向剖视，从而可以更清楚地看到收集槽及其外围冷却系统;
图3由两个分图3A和3B组成，是图2所示结构按图4中的Ⅲ-Ⅲ剖面形成的轴向剖视;Ⅲ-Ⅲ剖面和Ⅱ-Ⅱ剖面之间的夹角为77.5°;
图4表示按图2A、2B中的剖面Ⅳ-Ⅳ形成的轴线正交剖面;
图5表示一段通道体的透视图，该通道体既作为收集槽的支撑件又作为导流体，它位于收集槽的底板与支承和防护结构的底区之间，在冷却隙中还设有所谓三角叶片，用于产生湍流;
图6表示按图5所示通道体的局部剖视，从中可以看到一个起到弹性支撑作用的弹性件。
在图1所示的部分视图中，核反应堆建筑物R由一个也称为防事故外壳、用一个球形钢密封壳3构成的安全壳1、一个具有相应的承载球形罩2.1的钢筋混凝土基础2和设在安全壳1内的反应堆装置KA构成，此外还包括辅助设备和连接管道、电缆以及被球形钢密封壳3气密地包围在里面的建筑物结构。钢密封壳3与一个图中未示出的混凝土屏蔽壳之间有一个间隔，混凝土屏蔽壳则与钢筋混凝土基础2相连，用于保护安全壳1免受外界（“Eva”）的影响，安全壳1内的混凝土结构4其向下凸起的球形罩4.1与凸起的钢密封壳3相吻合，并且坐落在混凝土基础2的相应凹下的支承面2.1上。混凝土结构4与钢筋混凝土基础2在其接合部位5.1和5.2处由密封地穿过钢密封壳3的锚栓连接在一起。
压水型反应堆压力容器的整体用6表示，它以一定的侧向间隔被支承和防护结构7在垂直方向上所包围。该支承和防护结构7的底或底区7.1及其围壁7.2构成防事故外壳1内混凝土结构4的一个组成部分：由底区7.1和围壁7.2构成反应堆井筒8，反应堆压力容器6安装在该井筒8内。底区7.1的中央还有一个属于中央入流室33的下凹底部7.10，此结构下面还要详述。垂直轴线为Z的基本上呈圆筒状的反应堆压力容器6由带有球形罩6.1的下部6a和带有球形盖罩6.2的上部6b组成，它的下部6a悬挂在支承环结构9上。支承环结构9架在支承和防护结构7的围壁7.2其一条环形槽内，并且不能抬起和转动。反应堆压力容器6在圆形开口内通过图1中未示出的其下部6a的法兰和/或合适的突耳支承在支承环结构9上，并且也不能抬起和转动。堆芯10在图中用虚线标出。此外图中还示有反应堆装置KA的一次回路设备中的一台蒸汽发生器DE，它通过主冷却剂管道HL的所谓热管路11与反应堆压 力容器6相连接。每条热管路11（此外涉及的是多环路装置）均将热的冷却剂导向蒸汽发生器DE的一次室12。一次室12与蒸汽发生器DE的二次室13之间由管板14和U形热交换管15隔开。此外，一次室12又被一个隔板16分成两个半室。因而一次冷却剂由热管路11通过一次室12的一半进入热交换管15，在管中将其热量传递给二次介质，使二次介质蒸发;再循环到一次室12的另一半，并通过和该半室相连的所谓冷管路17，一个设在该冷管路17内的一次回路冷却剂泵（图中未示出）和冷管路17的其余部分，重新返回到反应堆压力容器6内。此处涉及的可以是一种所谓双环路装置，即一种具有两台蒸汽发生器以及各有一对主冷却剂管路的压水堆。如果在图1的实施例中两条热管路11中的每条均对应设有一条冷管路17（图中只有一条）的话，则可构成上述双环路装置。但是此处也可以是三环路或者四环路装置，如果想象图1中再有一对管路的话，或者可以由如图2和图3所示那样得知。蒸汽发生器DE的管板区段通过支承环18支承在混凝土结构4上。
堆芯阻挡装置cc的一个可冷却的收集槽19设置在反应堆井筒8内，其底板20位于反应堆压力容器6的下部，其外壁21自底板20向上延伸。
支承和防护结构7的、或者如图所示垂直而少许向内倾斜的围壁7.2也被称为生物屏蔽层，因为它形成一道防止中子和伽玛射线防护层，在围壁7.2的内缘上覆盖一道钢衬层22，同样底区7.1的内表面上也有钢衬层。在钢衬层22的外面，与收集槽19呈一定垂直侧向间隔布置的因而是和混凝土结构4的其余部分相连接的底区7.1和围壁7.2。混凝土结构4建成箱式结构，其中的一个箱室23应当大致设想成一个环绕围壁7.2（生物屏蔽层）的旋转体，它构成以冷却水池24形式存在的反应堆贮水池其正常水位为P1。一个该箱室23的盖25由钢壁26支撑。分隔壁27和一根U形立管30构成入流通道结构31的一个入流建筑物。主冷却剂管道（热管路）11与图1中看不到的冷管路17是一起穿过围壁7.2的相应壁上开口7.3进入的。
收集槽19的外壁21如图所示最好至少延伸到堆芯10的下边缘。收集槽19的底板20和外壁21与支承和防护结构7的底7.1及围壁7.2之间有一个间隔室28。收集槽的外部冷却系统29以及底侧和外壁侧的冷却通道29.1，29.2设置在该间隔室28内，用于收集槽19的外部冷却。本发明不仅限于图1至图3所示的球形防事故外壳，也可适用于柱形防事故外壳，其中安全壳1的混凝土基础4至基础2的过渡并不是通过球面（如图1所示的实施例），而是通过平过渡面完成的。下面对照图2至图6所示的详图做进一步的说明，其中和图1中的相同构件的序号均相同。
外部冷却系统29的底侧冷却通道29.1通过一个入流通道结构31，外壁侧冷却通道29.2通过出流通道结构32以一个升程与位于支承和防护结构7之外的、构成反应堆贮水池或和该贮水池连在一起的冷却水池24相连通，在收集槽19受热以及冷却系统29充满水的情况下，冷却系统29内即可产生流经冷却通道29.1和29.2的自然循环水流。入流通道结构31通过一个入流室33在收集槽19的底板20的中心区与间隔室28的外部冷却系统29相汇合。由湍流体34、底板20以及支承和防护结构7的底区7.1限定的底侧冷却通道29.1自入流室33向外延伸，直到收集槽19的倒圆边缘区19.1为止。自动缘区19.1接着有一个在外壁侧向上延伸的冷却通道29.2一直通到出流通道结构32。
如图2至图4所示，入流通道结构31通向支承和防护结构7的底区7.1。入流通道31a呈星形布置或者自一个短的垂直入流通道段31b至入流室33的通道沿径向水平布置。在图2和3的下部左侧有一个垂直的入流通道段，它作为贮水泵室31c（泵在图中未示出）。在入流通道段31b之前有一个进流室35，在正常运行时它和冷却水池24的箱室23之间被分隔壁27隔开：只有当冷却水的正常水位P1升高，并且升至高水位或者最低水位P2时，冷却水才会通过立管30进入进流室35以及其余的入流通道结构31。该过程在后面还要加以说明。出流通道结构32穿过支承和防护结构7的围壁7.2，形成外壁侧冷却通道29.2的延长部分，然后汇入冷却水池24的高水位区P2（只能从图1中看出）。
在图4中，出流通道结构32的出流通道32a 沿着围壁7.2的周缘分布：图中示有六条出流通道，其中四条的轴线十字相交布置，另外两条出流通道则位于围壁7.2的第一和第三象限。
收集槽19如图2和图3（包括图1）所示，呈坩埚形状，为此使其底板20向下并向外拱起。该底板20通过倒圆边缘区19.1过渡到外壁21。收集槽19的主体19a呈一个坩埚，它最好用一种耐热合金钢制成。坩埚形主体19a的底板和外壁的内表面均衬有保护套19b，用于防止坩埚形主体熔化。该保护套19b最好由下列合金单独或者结合制成：氧化镁、二氧化铀或二氧化钍。坩埚形主体19a的第二道保护层是敷在保护套19b上的消耗材料层19c。该层最好用防辐射混凝土块36相互连接而成，并和保护套19b一起构成一道衬壁。消耗材料层19c形成的衬壁与反应堆压力的容器6的球形底罩6.1之间的距离要足够大，从而能在球形底罩对面的衬壁表面上再覆盖一层绝热套W1。该绝热套W1是反应堆压力容器6的整个绝热层W的下部。下部绝热套W1大约呈盆形。该下部绝热套W1和位于屏蔽环37内缘上的中绝热套W2以及从屏蔽环37延伸到反应堆压力容器6的盖接合部38附近的上绝热套W3共同将整个反应堆压力容器6包容在内，并和后者之间隔开足够的间隙，从而形成空气室39。
因此收集槽19如上所述可以具有盆形和坩埚形的多层结构，其主体19a呈坩埚形状，壁厚例如为50毫米，在坩埚形的内壁覆盖的保护套19b的厚度例如可以是前者的三倍。在收集槽的中心区19.0处，该保护套的壁厚最好增大，因为在该区域内，如果堆芯一旦熔化的话，将会产生最大的温度应力。如上所述，在保护套里面还衬有一层与坩埚形状相吻合的消耗材料层19c以及形状相适配的下部绝热套W1。坩埚形主体19a或收集槽19的外壁21最好自例圆边缘区19.1向上缘21.1呈轻微锥形缩小。这样就可使收集槽19或坩埚形主体19a的外缘轮廓适合于支承和防护结构7围壁7.2的内缘轮廓，从而产生所要求的间隔室28或冷却系统29的外壁侧冷却通道29.2的横截面。坩埚形主体19a或收集槽19的底板部分20自最深的中心区呈平锥壳形向边缘区19.1扩展，其位于轴向-径向剖切面内的剖面与水平线成一个很小的升角α。底板20自其中心区19.0至边缘区19.1的这种轻微的坡度使通道系统29内的冷却水有限定的流动，可以防止气泡形成或者停留（防止出现所谓的死冷却区）。此外，这种轻微的坡度还有助于自然循环。在收集槽19的内部相应地从边缘区19.1到中心区19.0有轻微的下降坡度，从而使可能产生的堆芯熔化物总是汇集到收集槽19的中心（前提是呈液态）。
按照一个最佳实施例，收集槽19在支承和防护结构7的底区7.1由湍流体34支承。但这并不排除在需要的地方设置额外的支撑体（图中未示出）。还可以设置湍流体34d，它仅用于产生湍流（不起支撑作用），下面在说明图5时还要述及此点。湍流体34设置在外部冷却系统29的收集槽或坩埚形主体19a的底板20与底区7.1之间，它用于将收集槽19支撑在底区7.1上并产生冷却液体的湍流流动。在图2和图3所示的底侧冷却通道29.1中只示出湍流体34，它们不仅起导流和产生湍流的作用，还起到支撑作用。这一情况也适用于中心区19.0内的中心通道体34a。该通道体支撑在凹下的中央底区7.10处，该中央底区属于底区7.1的一部分并且位于入流通道31的下壁4.2的平面上。由于它越过较大的入流室33的通道高度，所以要长于湍流体34。湍流体34，34a在底侧的冷却通道29.1和入流室33内的分布应做到，一要保证能将重量均匀地传递到支承和防护结构7的底区7.1上，二要能使冷却流道40（参阅图5）自内，即自中心入流室33径向朝外沿一条流径通向边缘区19.1，然后再从边缘区进入外壁侧冷却通道29.2。外壁侧冷却通道为一个环形通道。冷却流道40的主方向可沿着径向布置，即呈星形，或者例如呈渐开线形布置，其中的湍流体34、34a在冷却系统内的自然循环水流发生后，尤其是能在底侧冷却通道29.1内产生湍流。
图5和图6示出湍流体34（湍流体34a也同样）的更详细形状和结构。冷却液，特别是冷却水的流向箭头一般用f1表示，并以虚线标明。冷却空气的流向箭头一般用f2表示，并以实线标明（也参阅图1至图3）。在冷却通道，例如29.1和29.2中，或者仅流过冷却空气（实线箭头f2），或者仅流过冷却水（虚线箭头f1），此点后面还要讲到。在图5中的热流箭头一般用f3表示，并以粗 实线标明，它表示发自反应堆压力容器6和可能的堆芯熔化物的热流体流向收集槽19，特别是流向其坩埚形主体19a和其底板20的过程。箭头f1也表示冷却系统29中紧急冷却水的流向。
图5示出冷却系统29的局部透视示意图，该局部位于收集槽19的底板20的区内，包括处在冷却隙al对面的底7.1以及支承和防护结构7的衬层22。所示的湍流体34设置成管件（该结构最好用于图1至图3中的所有湍流体34）。为了和一般的湍流体34区别开来，该管件用34r表示，另一种还要讲到的能产生湍流的三角叶片用34d表示。管件34r在其与收集槽19的底板20相对的一端开有流通口41。每个管件34r最好各设有两个在流向（流向箭头f1的主方向）上呈对准的U形流通口41，其边缘41.1呈棱边形，以扩大湍流效果。通过流通口41及其边缘41.1可产生冷却水支流f11，该支流一般在湍流体34的区内，特别是在管件34r的区内强制地与底板20的冷却面相接触。重要的是，在冷却流道40和冷却流径40a内部，冷却水支流f11能够产生强烈的湍流，从而实现冷却水支流的内部混合，并且防止在底板20的朝下冷却面20.0上生成蒸汽膜。为此还设置具有三角面F1至F4的棱形体状的三角叶片34d，它的形状是一个四面体。三角叶片34d至少应被固定在位于冷却隙al对面的底7.2，即其衬层22的冷却面20.0上。三角叶片34d或一般而言的导流体最好用耐腐蚀钢制成，其成分要和衬层22的成分相同或者相似，从而能通过焊接固定（焊缝由42标出）。为了更清楚，图5中只示出两个三角叶片34d，并且其中还示意性地标出螺旋流线f12，以表示三角叶片36d形状的导流体在否则是呈层流流动的流体中产生了这样的效果：所产生的强烈湍流扩大对冷却面20.0上出现膜态沸腾的安全间隔。
从图6中可以看出，收集槽19通过其起支撑体作用的管件34r和装在中间的弹性件43被弹性地支撑在底7.1上面。管件34r被固定地焊在（焊缝44）坩埚形主体19a，即收集槽19的底板20上，此处管件34r的钢合金与坩埚形主体19a的也要一致，以达到焊接相容性。弹性件43可以是螺旋压簧，它通过下部弹簧垫片43a压在底部7.1上，并且其上端通过另一个弹簧垫片（图中未示出）顶在管件34r上。除用螺旋压簧外，还可以使用碟形弹簧或碟形弹簧组（图中未示出），由于承载重量大，对螺旋压簧或碟形弹簧最好先施以预应力。下部弹簧垫片43a的底面最好进行高精度加工，即进行抛光，使其和钢衬层22之间的接触面上的摩擦力尽可能地小，这样就能允许出现哪怕是极为微小的滑动运动，从而避免在可能的堆芯熔化事故中因受热而产生强制力。弹性件43也可以设置成弹性杆（图中同样未示出），使其可朝侧向作有限的弹性偏移。
图5中所示的三角叶片34d不仅能够象所示实施例那样以有利的方式在冷却通道内部产生湍流，而且还可以用在冷却通道内所有有液体冷却剂流过的地方，该冷却通道由两个上下布置并呈一定垂直间隔的通道壁构成，其中一个是上部的受到所传递热量加热的第一通道壁，另一个是下部的，其内表面上设有三角叶片34d的第二通道壁。
下面再回到图1至图3：原则上可以将收集槽19及其坩埚形主体19a悬挂支承在支承和防护结构7上。在这种情况中外壁21例如可以延伸到很高的位置，使位于其上端的承载法兰支承在支承和防护结构7围壁7.2的支承环上，支承环则插在围壁上的一个环形槽内（该结构在图中未示出）。在这种结构中，湍流体34，34a中至少也可有一部分作为支撑体，即不光作为导流体使用，或者以一个窄的间隙支撑在底板20的下面作为保险。在所示的结构形式中，收集槽19最好通过一个支座架在湍流体34，34a上，因为这样做就不会使围壁7.2（生物屏蔽层）再额外受载：支承力主要是通过混凝土结构4和底区7.1的更大的表面区传递的。
收集槽19最好至少延伸到与堆芯10的下边缘大致平齐的位置（见图1）：如前所述，这样就可产生至少约3米的必要升程，该升程要用于冷却液在冷却系统29内的自然循环。所以收集槽19要将整个球形底罩6.1包容在内。在所示的收集槽19的沿高度方向延伸结构中，一个有利的结构特征是设置一个屏蔽环37（参阅图2至图4），它装在收集槽19的上面，和收集槽相连接、并位于支承和防护结构7的围壁7.2和反应堆压力容器6的外缘之间环形室45内。屏蔽环37在堆芯 10（见图1）区域内其围壁7.2（生物屏蔽层）因出流通道结构32而造成穿孔的地方起到生物屏蔽层的作用。屏蔽环37最好用防辐射混凝土制成。这种防辐射混凝土的适用组成可以见《原子核实用能源》一书第二卷第701页中的表ⅩⅩⅣ，作者K·R·施密特博士，瓦尔特D·格鲁特及合伙人出版社，1960年柏林出版，这里不再赘述。屏蔽环37被锚固在支承和防护结构7的围壁7.2上。为此可以在屏蔽环37的外缘上设置若干均匀分布的楔形条46，如图4所示。也可以如图3中的虚线所示，在围壁7.2上设置若干楔形支撑面47，使屏蔽环37以本身的楔形配合面37a接合在其中。为了屏蔽环37便于安装，最好使其由若干环形段组合而成（图中未分别示出）。然后使环形段相互之间，并与支承和防护结构7的围壁7.2之间相互接合（图3）或者楔合（图4）。另一种有利的结构形式是，用防辐射的预应力混凝土制成屏蔽环37，其钢筋加固与同样由预应力混凝土制成的支承和防护结构7的钢筋加固并成一个统一的钢筋加固系统。图2左半部中用虚线示有钢筋线48′即是这种结构形式。还可以在屏蔽环37内部另外设置环形预应力钢筋，使各个环形段相互接合，并且沿圆周方向一起将其拉紧（图中未示出）。
为了在正常运行中减少反应堆压力容器6的热损失，图2和图3中所示的绝热层W起着重要作用。同样重要的还有通过冷却气流对该绝热层外部进行的通风冷却、冷却气流在整体上用流向箭头f2表示。绝热层W的组成是，绝热部分W1至W3位于反应堆压力容器6的下部6a，绝热盖W4盖在反应堆压力容器6的上部并可以移开（可拆式），绝热部分W5用于主冷却剂管道HL。在下部6a处有三个基本上相互连接在一起的绝热部分：一个下绝热部分W1，它覆盖在收集槽19的消耗层上面，并将反应堆压力容器6的球形底罩6.1包容在内（a），一个中绝热部分W2，它覆盖在屏蔽环37的内缘上，并具有一个环形连接段W21，它位于屏蔽环37的下部并与下绝热部分W1相连（b），和一个上绝热部分W3，它自屏蔽环37延伸到反应堆压力容器6的盖接合部38并且被主冷却剂接管48贯穿。该接管以及与其相连的主冷却剂管道HL又如前所述被另一个绝热部分W5所包容。绝热层W最好用整体式金属盒制成，材料为奥氏体耐腐蚀钢。图中并没有示出将这些盒相互排列在一起，从而组成封闭式绝热套的轻型结构。
收集槽19的外部冷却系统29可以设置一种空气和水冷却的双重系统，在核反应堆装置KA正常运行中，即在外部冷却系统29干燥的状态下，反应堆压力容器6通过空气冷却，即一般而言通过空气冷却绝热层W的外表面，特殊而言是冷却各个绝热部分W1至W3以及W5。为此入流通道结构31至少要与一个冷却空气源相连接。该冷却空气源在图2和图3中示意性地用冷却空气鼓风机49标出。这里涉及的是若干台鼓风机49，它们按箭头f2的方向将冷却空气输送到贮水泵室31c区中的入流通道结构31内。图2示出冷却空气的上下两层流通途径，见实线箭头f2，以及冷却水的流通途径，见虚线箭头f1。当设想的故障发生时，冷却系统29对收集槽19的冷却便由空气冷却平滑地转换到水冷却，此点下面还要加以说明。出流通道结构32汇入防事故外壳内，从而形成一个冷却空气的出口，供间接冷却下绝热部分W1外侧的冷却空气自冷却系统29中排出。
在图2中所示的由流向箭头f1和f2标出的双重冷却系统的上部还设有另外一套空气冷却系统，其流向箭头用f21至f23（参见图2和图3）表示。流向箭头f2的第一空气冷却系统从整体上用ZL1表示，流向箭头f21至f23的第二空气冷却系统从整体上用ZL2表示。为了向空气冷却系统ZL2（图3）内鼓风，穿过支承和防护结构7的围壁7.2和屏蔽环37的入流通道50要汇入一个上部冷却空气室45。该室从上绝热部分W3的外部延伸到反应堆压力容器6的支承环结构51，其外边界为围壁2的内缘。向上流动的冷却空气的若干支流可沿下列冷却面流过：
-上绝热部分W3的外缘和围壁7.2的内缘。其中冷却空气流f22来自入流通道50。后者由两个通道段构成：一是通道段50a，它穿过围壁7.2并沿流动方向有少许坡度，二是通道段50b，它约以45°的坡度角朝着斜上方穿过屏蔽环。通道段50a和50b，即全部入流通道50都可用壁管52构成，如图4所示。在入流通道50的汇合区内屏蔽环37具有一个斜面37a，导流板53 分别装在入流通道50的汇合口上，冷却空气自未详示出的口分布到冷却空气室45的截面上并排出：
-来自第一空气冷却系统ZL1的冷却空气流f21流经围壁7.2的内缘并向上排出，形成一道贴着生物屏蔽层的周缘分布的冷却空气幕，在冷却空气室45上部的这道冷却空气幕与冷却空气流f22汇合，并且作为冷却空气流f23（参见图2）流经支承环结构51的外表面，特别是流经支承着反应堆压力容器的突耳54的支承壁51a和支承环结构51的支座55：
-此外如图2所示，穿过出流环道7.4（冷却空气流f23），该出流环道在主冷却剂管道HL外缘与支承和防护结构7的壁上开口7.3的内缘之间形成。冷却空气自该环道进入防事故外壳或安全壳1的内部并从这里进入排气过滤装置（未示出）。
在空气冷却系统ZL1和ZL2以及用于水冷却的外部冷却系统29中还有一个附加的水冷却结构，用于冷却可能产生的堆芯熔化物的表面，该结构位于收集槽19内，至少具有一根合于使用目的的熔化冷却管56（见图2）。其中的收集槽19的外壁21的上半截至少被一根熔化冷却管56所贯穿，该熔化冷却管在所示的收集槽19的多层结构中穿过其坩埚壁19a，保护套19b，消耗材料层19c和下绝热层W1。熔化冷却管56的内端被一个熔化塞56a密封。如图所示，熔化冷却管自外向内有少许倾斜（例如倾角为20°），其入流端与冷却液贮槽相连通，该槽可以是冷却水池24（见图1）。当收集槽19内落入堆芯熔化物时，熔化塞56a即被加热到其熔化温度（该熔化温度高于空气室内的温度，但远低于堆芯熔化物的熔化温度，例如是600℃）。熔化的熔化塞56a从而打开冷却液至设想的堆芯熔化物表面的流道，使得堆芯熔化物被一层水膜冷却并增加了一道向上的屏蔽。所蒸发的冷却介质，特别是水蒸气可向上由空气冷却并通过冷却通道排走。熔化冷却管56的入流端56.1位于围壁7.2的外面：它可以和图2的右半图或图1中所示专用立管30连通，从而当冷却水因水位升高经正常的立管30进到入流通道结构31内，进而流入冷却系统29时，熔化冷却管56同时被冷却水充满。因此图中所示的结构是极为有利的，其中熔化冷却管56的入流端56.1位于支承和防护结构7的外面，并且熔化冷却管56穿过支承和防护结构7的围壁7.2以及外部冷却系统29的间隔室28。
锚栓57用于将钢衬层22与整个支承和防护结构7锚固在混凝土结构4上。锚栓57在许多锚固位置上将支承和防护结构7与混凝土结构4连在一起，使得所有的力和力矩都能可靠地控制，这些力和力矩自反应堆压力容器6通过其支承环51（见图3）作用到支承和防护结构7上或者相反（图中只示出两个锚固位置）。除了重力以外，例如还可以因地震或者设计故障而产生顶力，切向力、倾翻力矩或者侧向力。为了迅速地降低因蒸汽和气体发生而可能在收集槽19内出现的过压，最好在屏蔽环37上设置附加的泄压孔或者溢流孔（未示出）。此外还建议将缘热层W，即W1至W3从外部固定在一个壁厚较薄的、由不锈钢制成的绝热层支承槽上，并且再将该支承槽通过适当的突耳或环形法兰悬挂并固定在支承环51的支承臂51a上。该结构可以保证绝热层W在地震和故障中的牢固性。这种绝热层支承槽（未示出）上最好开有一个或若干个可以用盖子封闭的检查孔，以利于绝热层支承槽的装配。
支承环或支承环结构51通过夹紧件66与钢衬层22连接在一起并同时与围壁7.2相连接。支承环结构51可用锻制的环形段焊在一起（或用螺栓连在一起），上面要装有足够数量的强力突耳，例如八个，突耳上要制出支承臂51a。另外安全壳1的钢密封壳3也设有锚栓（未示出）。底板59被锚固件58固定在设有湍流体34a和其他导流体60的通道底面4.2上。
图3的上部示出一个所谓的盖部补偿器61，它位于围壁7.2的混凝土结构和支承环51之间。支承环在上部由上支座62固定，即顶在围壁7.2内的环形槽63的顶边62a上。64是支承环结构51中定期检查孔64a的封盖。
如上所述，本发明可以在核反应堆装置KA中实现一种收集槽19的外部紧急冷却的启动和维持方法。其步骤如下（参阅图1和图2）：
-在核反应堆KA正常运行时，冷却水池24的冷却水位保持在低水位P1上，此时收集槽冷却系统29的入流通道结构31内无冷却水流 入，但如前所述，有冷却空气沿箭头f2的方向流动。
-为利于该方法进行，要假设某种超出设计规范的故障将发生或已经发生。这种故障例如可以因LOCA（冷却剂泄漏事故）而产生。关于LOCA，一般是假定在主冷却剂管道HL上出现裂纹或者该管道破裂。当一次回路中出现这种损坏时，紧急冷却水便自压力槽进入反应堆压力容器6的主冷却剂管道HL内，压力槽进入工作状态则与一次回路中的压力相关，见联邦德国专利说明书DE-PS2357893所述。进入工作状态的条件是，止回阀因一次系统内的压力下降而动作（在正常情况下压力槽内的压力低于一次系统中的压力）。如果因损坏而出现压力下降，则止回阀即打开，压力槽便开始向主冷却剂管道HL，包括冷管路和热管路输送槽内的介质。堆芯10此时便可以获得足够数量的紧急冷却水。自损坏部位流出的紧急冷却水进入反应堆水池或冷却水池24，使其水位慢慢升高。在LOCA的这种紧急冷却情况中，所有的控制棒会自然插入堆芯（“紧急停堆），也就是说，停止核反应堆的正常功率运行，但是在堆芯10内还会产生所谓衰变热，它约占核反应堆额定功率的5%。如果此时紧急冷却系统的运行能够满足要求，则在一段时间以后核反应堆的一次回路和二次回路便得到足够的冷却，从而可能对主冷却剂管道的开裂或损坏的部位进行修理。压力槽（图中未示出）中贮存的水量足以使冷却水池24中的冷却水位上升到高水位P2（用虚线表示）。一旦达到了高水位P2，冷却水便通过立管30（可以沿分隔壁27的周缘布置若干根这样的立管30）流入进流室35，然后冷却水再从该进流室经入流通道31b，31a流到入流室33，并从此处进入外部冷却系统29。根据连通管原理，外部冷却系统被冷却水充满：但此时还没有发生自然循环，因为还缺少堆芯熔化物在收集槽19内产生的热量。当立管30（也被称为虹吸管）中的水升高时，则止回阀65打开。如果水位P2降回到水位P1或者更低，则按照虹吸原理，立管30仍继续将冷却水输送到入流室35，因为止回阀65此时已经关闭。通过上述功能流程，外部冷却系统29可以预防性地被冷却水所充满。如果紧急冷却系统通过主冷却剂管道HL向反应堆压力容器中输送紧急冷却水的功能因某种原因失效，将会导致反应堆压力容器6中的水位开始下降，最后达到冷却水不能淹没堆芯10（见图1）的程度，并且余下的冷却水自反应堆压力容器6蒸发掉，也不可能补充水，这时就可能出现堆芯熔化的设想故障。收集槽19及其外部冷却系统即是为此类故障而配置的，它们具有所述的固有安全性，无需任何控制指令即可工作，也就是说，堆芯熔化物在将球形底罩6.1熔化后，便穿通该底罩，先滴落，然后流入收集槽19，并且和消耗材料层19c混合（发生在熔化绝热层W1之后），然后分布在收集槽19内。坩埚形主体19a将在热流作用下被加热，进而加热容纳在外部冷却通道29.1，29.2中的冷却水（还处于静止状态）。由于冷却水柱内传入热量，将产生一个自然循环，也就是说，受热的冷却水按流向箭头f1的方向上升，并通过出流通道结构32流出冷却系统29。一部分冷却水蒸发成蒸汽并在设置在防事故外壳内的再冷却器中或在防事故外壳壁上冷凝。冷凝水滴落或流回冷却水池24，重新供循环或自然循环冷却之需。当一定数量的堆芯熔化物落入收集槽19时，辐射热也会加大到将熔化塞56熔开，此时自熔化冷却管56流入的冷却水便从上面流向堆芯熔化物的上表面并将其冷却。这样堆芯熔化物便被坩埚形主体19a从下部以及冷却水膜从上部强烈地冷却;由于保护材料19b可与堆芯熔化物结合形成一种合金，将其熔点降低，便会在熔化物中产生一种液化效果，这有利于堆芯熔化物的传热及在其内部产生翻滚流动。由于可供使用的冷却水的数量足够多，经过一段时间后，通常是若干天，堆芯熔化物即可凝固。凝固后还要等待一段时间，直到堆芯熔化物完全冷却，在此状态下才能开始核反应堆结构的修复工作。为此需要对核反应堆装置进行除污染处理，并一起更换损坏的反应堆压力容器6和盛有凝固堆芯熔化物的收集槽19，接着换上新的设备。

Claims (22)

1、一种具有带堆芯(10)的反应堆压力容器(6)以及堆芯阻挡装置(cc)的核反应堆装置，
其中一个支承和防护结构(7)以底区(7.1)和围壁(7.2)限定一个反应堆井筒(8)，与井筒(8)的底区和围壁(7.1，7.2)呈一定垂直和侧向间隔设置的反应堆压力容器(6)被支承在支承和防护结构(7)上，其特征在于，
堆芯阻挡装置(cc)包括一个可由冷却液冷却的堆芯熔化物收集槽(19)，该槽设置在反应堆井筒(8)内的反应堆压力容器(6)的下方，并且其底板和外壁(20，21)与支承和防护结构(7)的底区(7.1)和围壁(7.2)之间有间隔腔(28)，使其外壁(21)的高度配置成至少延伸到堆芯(10)的下缘；
处在间隔腔(28)内的底侧和外壁侧冷却通道(29.1，20.2)可以通过冷却液对收集槽(19)进行外部冷却，在底板(20)的平面区还设有湍流体(34，34a)，用于在冷却液中产生自内向外通过底板(20)流向外壁(21)的湍流。
2、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，底侧的冷却通道（29.1）和外壁侧冷却通道（20.2）分别通过一个入流通道结构（31）和一个出流通道结构（32）与一个位于支承和防护结构（7）之外的、具有一定升程的贮水池（21）相连通，在收集槽（19）受热和冷却通道（29.1，29.2）充满水的条件下，即开始在冷却通道内产生自然循环流动。
3、如权利要求1或2所述的核反应堆装置，其特征是，收集槽（19）被湍流体（34，34a）支承在支承和防护结构（7）的底区（7.1）上。
4、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，收集槽（19）呈坩埚形状，为此使其底板（20）向下并向外拱起，该底板通过倒圆边缘区（19.1）过渡到外壁（21），而外壁（21）则自倒圆边缘区（19.1）向收集槽（19）的上缘（21.1）呈轻微地锥形缩小。
5、如权利要求4所述的核反应堆装置，其特征是，收集槽（19）的底板（20）自最深的中心区（19.0）呈平锥壳形向边缘区（19.1）扩展，其位于轴向-径向剖切面内的剖面与水平线成一个很小的升角（α）。
6、如权利要求2所述的核反应堆装置，其特征是，入流通道结构（31）在收集槽（19）底板（20）的中心区（19.0）通过一个入流室（33）进入底侧冷却通道（29.1），底侧冷却通道（29.1）自入流室（33）向外延伸到收集槽（19）的边缘区（19.1），然后再在边缘区（19.1）和一个通向外壁侧上部的冷却通道（29.2）连在一起，该冷却通道再与出流通道结构（32）汇合。
7、如权利要求6所述的核反应堆装置，其特征是，入流通道结构（31）穿过支承和防护结构（7）的底区（7.1），并且自一个容纳冷却水池（24）的腔室（23）延伸到收集槽（19）底板（20）的中心区（19.0），出流通道结构（32）穿过支承和防护结构（7）的围壁（7.2），形成外壁侧冷却通道（29.2）的延长部，然后汇入冷却水池（24）的上水位区（P2）。
8、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，收集槽（19）的主体（19a）为一个用耐热不锈合金钢制成的坩埚，坩埚（19a）内部的底面和外壁面（20，21）衬有一层保护套（19b），用于防止坩埚材质受到熔化物的侵蚀，坩埚的第二道保护层是衬在保护套（19b）上面的消耗材料层（19c），其数量足够与最大体积的堆芯熔化物发生反应，堆芯熔化物会在可能发生的故障中落到收集槽（19）中。
9、如权利要求8所述的核反应堆装置，其特征是，保护套（19b）由下列合金之一制成，既可以单独也可以组合使用：氧化镁，二氧化铀，或者二氧化钍。
10、如权利要求8所述的核反应堆装置，其特征是，消耗材料层（19c）是用防辐射混凝土块（36）构成的隔墙。
11、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，湍流体（34，34a）包括具有三个侧面（F1至F4）呈棱形体状的所谓三角叶片（34d），它被固定在位于收集槽底板（20）冷却间隙对面的支承和防护结构（7）的底区（7.1）上。
12、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，湍流体（34，34a）被设置成管件（34r），其与收集槽（19）底板（20）相对的那端开有流通孔（41），用于产生冷却水的支流（f11），从而使该支流也在管件区内环绕冲洗底板（20）。
13、如权利要求12所述的核反应堆装置，其特征是，每根管件（34r）各设有两个与流动方向同心的U形流通孔（41），其边缘制成棱边形（41.1），以扩大湍流效果。
14、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，屏蔽环（37）位于收集槽（19）的上部并与其连接，并且屏蔽环安装在支承和防护结构（7）的围壁（7.2）与反应堆压力容器（6）外缘之间的环形室（45）内。
15、如权利要求14所述的核反应堆装置，其特征是，屏蔽环（37）被锚固在支承和防护结构（7）的围壁（7.2）上。
16、如权利要求14所述的核反应堆装置，其特征是，屏蔽环（37）用预应力混凝土构成，其钢筋加固与同样预应力混凝土制的支承和防护结构（7）的钢筋加固组合成一个统一的钢筋加固体系。
17、如权利要求14所述的核反应堆装置，其特征是，屏蔽环，（37）由各个环形组件组成，并且环形组件之间及其与支承和防护结构（7）由围壁（7.2）之间接合在一起。
18、如权利要求14所述的核反应堆装置，其特征是，装有以一定间隔将反应堆压力容器（6）的下部（6a）包容在内的绝热层（W），它基本上可分成三个相互连接在一起的绝热部分（W1至W3）：
a）下绝热部分（W1）覆盖在收集槽（19）的消耗层（19c）上面，并将反应堆压力容器（6）的球形底罩（6.1）包容在内。
b）中绝热部分（W2）覆盖在屏蔽环（37）的内缘上。
c）上绝热部分（W3）自屏蔽环（37）延伸到反应堆压力容器（6）的盖接合部（38）区，并且被主冷却剂接管（48）贯穿。
19、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，收集槽（19）的外部冷却系统（29）是设置成一个具有空气和水冷却的双重系统，该系统在核反应堆装置（KA）正常运动时，即冷却系统处在干燥状态时，对反应堆压力容器（6）和包围在其外部的绝热层（W）进行空气冷却，为此入流通道结构（31）与一个冷却空气源（49）连接，出流通道结构（32）与一个冷却空气排放口连接。
20、如权利要求19所述的核反应堆装置，其特征是，在采用外部双重冷却系统（29，ZL1）的同时，还设有一个反应堆压力容器（6）的空气冷却系统（ZL2）。为了向该空气冷却系统（ZL2）内鼓风，入流通道（50）穿过支承和防护结构（7）的围壁（7.2）和屏蔽环（37）与上部冷却空气腔（45）连通，该上部冷却空气腔（45）延伸到反应堆压力容器（6）的一个支承环结构（51）处，向上流动的冷却空气呈若干支流沿下列冷却面流过;
-上绝热部分（W3）的外缘以及支承和防护结构（7）的围壁（7.2）内缘，
-支承环结构（51）的外表面;
-并穿过位于主冷却剂管道（HL）的外缘与支承和防护结构（7）壁上开口（7.3）的内缘之间的出流环道（7.4），进入防事故外壳或排气过滤装置。
21、如权利要求1所述的核反应堆装置，其特征是，收集槽（19）在其外壁（21）的上半截至少被一根熔化冷却管（56）所贯穿，该管穿过收集槽（19）的多层结构上的坩埚壁（19a）保护层（19b），消耗材料层（19c）和绝热部分（W1），其内端由熔化塞（56a）密封，并且自外向内倾斜设置，其入口端和一个冷却液贮槽（24）相连通，当收集槽（19）内流入堆芯熔化物时，熔化塞（56a）即被加热到其熔化温度，从而熔化，进而打开冷却液通向核熔化物表面的流道。
22、如权利要求1所述核反应堆装置的收集槽外部紧急冷却系统的启动和维持方法，其特征是，-当核反应堆装置正常运行时，冷却水池（24）中的冷却水维持在一个低水位上，此时收集槽冷却系统（29）的入流通道结构（31）中无冷却水流入，-当一次回路中出现损坏时，紧急冷却水可以自一个与一次回路压力相关、投入工作的压力槽被输送到反应堆压力容器（6）的主冷却剂管道（HL）内，同时该紧急冷却水又通过损坏部位或者必要时平行地通过其他的入流口流入冷却水池（24），压力槽中冷却水的体积足够使冷却水池（24）中的冷却水位上升到一个高水位（P2），在该水位上，冷却水可自冷却水池（24）进入入流通道结构（31），并从该处流入收集槽冷却系统（29）的间隔室（28）内，冷却系统可被水充满到出流通道结构（32）的高度，从而当收集槽（19）受热时，能够启动自然循环水流自冷却水池（24）通过入流通道结构（31）流向冷却系统向冷却（29）的底侧和外壁侧冷却通道（29.1，29.2），然后由该处再经过出流通道结构（32）流回冷却水池（24）。
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WO (1) WO1992011642A2 (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013159439A1 (zh) * 2012-04-27 2013-10-31 上海核工程研究设计院 一种核电站事故后ⅳ型堆外熔融物滞留装置
CN107924724A (zh) * 2015-08-11 2018-04-17 韩国水力原子力株式会社 具有堆芯熔融物捕获功能的核反应堆隔热体

Families Citing this family (58)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4306864C2 (de) * 1993-03-05 1995-01-26 Siempelkamp Gmbh & Co Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze
DE4307543A1 (de) * 1993-03-10 1994-09-15 Siemens Ag Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor
EP0619133B1 (de) * 1993-04-08 1996-11-13 ABB Management AG Mischkammer
EP0619134B1 (de) * 1993-04-08 1996-12-18 ABB Management AG Mischkammer
WO1994029877A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-22 Siemens Aktiengesellschaft Verschlusseinrichtung zum ingangsetzen der kühlung für eine kernschmelze
DE4319094A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
DE4337367A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Verschlußeinrichtung zum Ingangsetzen der Kühlung für eine Kernschmelze
DE4320534A1 (de) * 1993-06-21 1994-12-22 Siemens Ag Kernreaktoranlage mit einer Trag- und Schutzstruktur für einen Reaktordruckbehälter
DE4322107A1 (de) * 1993-07-02 1995-01-12 Siemens Ag Einrichtung zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
WO1995014997A1 (de) 1993-11-23 1995-06-01 Siemens Aktiengesellschaft Vorrichtung zum rückhalten einer heissen schmelze, insbesondere einer kernschmelze, innerhalb des ausbreitungsraums einer kernreaktoranlage
DE4446421C2 (de) * 1994-12-23 2000-05-11 Siemens Ag Kühlsystem zur Kühlung eines zur Aufnahme von Kernschmelze ausgelegten Rückhalteraums
DE19512286C1 (de) * 1995-04-05 1996-10-17 Siemens Ag Anordnung zur Wasserverdrängung
US5930319A (en) * 1995-06-27 1999-07-27 Siemens Aktiengesellschaft Nuclear reactor with a core melt propagation space provided with a coolant conduit leading to a coolant reservoir
US5699394A (en) * 1995-07-13 1997-12-16 Westinghouse Electric Corporation Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel
DE19531626A1 (de) * 1995-08-28 1997-03-06 Siemens Ag Auffangraum zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter
FR2738661B1 (fr) * 1995-09-11 1997-11-28 Framatome Sa Dispositif et procede de recuperation et de refroidissement du coeur en fusion d'un reacteur nucleaire
DE19536532A1 (de) * 1995-09-29 1997-04-03 Siemens Ag Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung
WO1997025720A1 (de) * 1996-01-08 1997-07-17 Siemens Aktiengesellschaft Reaktordruckbehälter
WO1998012709A1 (de) * 1996-09-16 1998-03-26 Siemens Aktiengesellschaft Anordnung zur wasserverdrängung
JP2001510559A (ja) * 1996-12-05 2001-07-31 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 炉心溶融物を収容し拡散させるための容器並びにその容器を備えた原子力設備
SE508995C2 (sv) * 1997-03-07 1998-11-23 Asea Atom Ab Kärnreaktoranläggning
WO2010085359A2 (en) * 2009-01-26 2010-07-29 Petrovich Svetozar B Fluid elements
EP1614470B1 (en) 1998-05-01 2009-03-25 Gen-Probe Incorporated Automated diagnostic analyzer
DE19846057B4 (de) * 1998-10-07 2004-04-29 Forschungszentrum Jülich GmbH Vorrichtung zum Kühlen und zum Schutz eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen
JP4070178B2 (ja) * 1998-11-26 2008-04-02 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 溶融物の捕捉・冷却装置
DE10041779C1 (de) * 2000-08-25 2002-02-07 Rossendorf Forschzent Steuereinrichtung für einen Kühlkreislauf
US7558360B1 (en) * 2003-12-31 2009-07-07 General Electric Company Core catcher cooling
DE102005032253B4 (de) * 2005-07-11 2008-09-18 Refractory Intellectual Property Gmbh & Co. Kg Wannenartige Kernschmelze-Rückhalteeinrichtung
EP1988551B1 (en) * 2006-02-22 2015-01-28 Kabushiki Kaisha Toshiba Core catcher
US7750328B2 (en) * 2006-10-27 2010-07-06 Draximage General Partnership Filling system for potentially hazardous materials
FR2922678A1 (fr) * 2007-10-22 2009-04-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a refroidissement ameliore en situation d'accident
US8744035B1 (en) 2008-11-18 2014-06-03 Nuscale Power, Llc Reactor vessel coolant deflector shield
JP2010266286A (ja) * 2009-05-13 2010-11-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器
US9368238B2 (en) * 2009-12-17 2016-06-14 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Nuclear reactor melt arrest and coolability device
JP2011247584A (ja) * 2010-05-21 2011-12-08 Toshiba Corp 原子炉格納容器
FR2962249B1 (fr) * 2010-07-05 2014-07-04 Dcns Structure de bache pour centrale nucleaire
DE102010050211B3 (de) * 2010-11-04 2011-12-29 Areva Np Gmbh Kernreaktor mit von außen flutbarem Reaktordruckbehälter
CN102306507B (zh) * 2011-09-15 2014-04-16 华北电力大学 一种预防反应堆压力容器熔穿的应急保护系统
CN103544999B (zh) * 2012-07-12 2016-12-28 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备
CN102969033B (zh) * 2012-10-25 2015-04-15 清华大学 一种强化沸腾换热附壁孔板组装壳构件
CN103177779A (zh) * 2013-01-08 2013-06-26 上海核工程研究设计院 一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器
CN103440886B (zh) * 2013-08-20 2016-06-22 上海核工程研究设计院 提高压力容器外壁面临界热流密度的装置
CN104810068A (zh) * 2014-01-26 2015-07-29 上海核工程研究设计院 一种外壁面带有翅片的压力容器
JP6093742B2 (ja) * 2014-11-19 2017-03-08 株式会社フジクラ 燃料デブリの空冷装置および方法
RU2576516C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576517C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
MY196713A (en) * 2014-12-16 2023-05-02 Joint Stock Company Atomenergoproekt Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt cooling and confinement system
KR102015500B1 (ko) 2015-05-27 2019-08-28 한국원자력연구원 피동자연순환 냉각 시스템 및 방법
CN105047236B (zh) * 2015-06-09 2017-03-08 中国核动力研究设计院 反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统
JP6668172B2 (ja) * 2016-06-09 2020-03-18 株式会社東芝 コアキャッチャーおよびそれを用いた沸騰水型原子力プラント
CN105931680B (zh) * 2016-06-20 2018-04-06 中广核（北京）仿真技术有限公司 一种堆熔物收集冷却系统
KR101923801B1 (ko) * 2017-01-02 2018-11-29 한국수력원자력 주식회사 원자로 용기의 외벽 냉각 장치 및 이를 이용한 원자로 용기의 외벽 냉각 방법
RU2700925C1 (ru) * 2018-09-25 2019-09-24 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
CN109346196B (zh) * 2018-11-13 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统
RU2696612C1 (ru) * 2018-12-26 2019-08-05 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава
US11342085B2 (en) * 2019-12-24 2022-05-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Integrated passive cooling containment structure for a nuclear reactor
GB2588840A (en) * 2020-07-16 2021-05-12 Rolls Royce Plc Nuclear power plant
KR102468209B1 (ko) * 2020-11-30 2022-11-17 제주한라대학교산학협력단 다리 부종 방지 받침대

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3453176A (en) * 1965-04-13 1969-07-01 Asea Ab Means for condensing steam liberated within a closed space
DE2320091C3 (de) * 1973-04-19 1978-08-24 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor
JPS5270294A (en) * 1975-12-10 1977-06-11 Hitachi Ltd Core catcher for nuclear reactor
DE2625357C3 (de) * 1976-06-04 1978-12-21 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle
US4342621A (en) * 1977-10-11 1982-08-03 Combustion Engineering, Inc. Molten core catcher and containment heat removal system
US4442065A (en) * 1980-12-01 1984-04-10 R & D Associates Retrofittable nuclear reactor core catcher
JPS59215755A (ja) * 1983-05-24 1984-12-05 Nippon Telegr & Teleph Corp <Ntt> 放熱フインおよびその製造方法
DE3520772A1 (de) * 1985-06-10 1986-12-11 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Mischvorrichtung
JPS63294494A (ja) * 1987-05-27 1988-12-01 Nippon Denso Co Ltd 熱交換器
US5049353A (en) * 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
GB2236210B (en) * 1989-08-30 1993-06-30 Rolls Royce & Ass Core catchers for nuclear reactors

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013159439A1 (zh) * 2012-04-27 2013-10-31 上海核工程研究设计院 一种核电站事故后ⅳ型堆外熔融物滞留装置
GB2506781A (en) * 2012-04-27 2014-04-09 Shanghai Nuclear Eng Res & Des Retention apparatus for post-nuclear power plant incident molten material outside of generation IV reactor
GB2506781B (en) * 2012-04-27 2017-10-04 Shanghai Nuclear Eng Res & Des Apparatus for retention of molten material outside generation IV reactor after nuclear power plant accident
CN107924724A (zh) * 2015-08-11 2018-04-17 韩国水力原子力株式会社 具有堆芯熔融物捕获功能的核反应堆隔热体

Also Published As

Publication number Publication date
DE4041295A1 (de) 1992-07-02
JPH06503885A (ja) 1994-04-28
ES2084337T3 (es) 1996-05-01
WO1992011642A3 (de) 1992-08-06
DE59107596D1 (de) 1996-04-25
WO1992011642A2 (de) 1992-07-09
RU2099801C1 (ru) 1997-12-20
EP0563118B1 (de) 1996-03-20
FI932809A (fi) 1993-06-17
JP3105251B2 (ja) 2000-10-30
EP0563118A1 (en) 1993-10-06
FI932809A0 (fi) 1993-06-17
US5343506A (en) 1994-08-30
CN1062806A (zh) 1992-07-15

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