CN106663479A - 用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及包含所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备、使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法 - Google Patents

用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及包含所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备、使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法 Download PDF

Info

Publication number
CN106663479A
CN106663479A CN201580036916.5A CN201580036916A CN106663479A CN 106663479 A CN106663479 A CN 106663479A CN 201580036916 A CN201580036916 A CN 201580036916A CN 106663479 A CN106663479 A CN 106663479A
Authority
CN
China
Prior art keywords
cooling
reactor core
porous
core melt
cooling block
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN201580036916.5A
Other languages
English (en)
Inventor
成昊济
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Yalite Grams Of Ltd By Share Ltd
Original Assignee
Yalite Grams Of Ltd By Share Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Yalite Grams Of Ltd By Share Ltd filed Critical Yalite Grams Of Ltd By Share Ltd
Publication of CN106663479A publication Critical patent/CN106663479A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B38/00—Porous mortars, concrete, artificial stone or ceramic ware; Preparation thereof
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Structural Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明提供一种用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块，包括：底座部分，其包含多个孔；多个多孔冷却块，其包含与所述底座部分的所述多个孔中的一些连通的通道部分；牺牲部分，其覆盖所述多孔冷却块的暴露上表面；以及冷却水供应单元，其将冷却水供应到所述多孔冷却块。通过使用蒸汽或从所述多孔冷却块排出的冷却水来冷却堆芯熔体。因此，可冷却并以多孔形式固化所述堆芯熔体。此外，将所述冷却水均匀地供应到基本上由所述冷却块形成的一个表面，从而易于冷却所述堆芯熔体。

Description

用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及包含所述多孔冷却块的堆 芯熔体冷却设备、使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法
技术领域
本文所揭示的本发明涉及用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及包含所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备以及使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法，且更确切地说，涉及用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及能够在应用于多种核反应堆设施的情况下安全及快速冷却堆芯熔体的包含所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备以及使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法。
背景技术
通常，核电站(核电)通过控制因核裂变出现的大量能量缓慢释放而进行电能的生产功能以便能够在使用核能的实际生活中使用。
此处，虽然发生的可能性极低，但当在核电站发生严重事故时，具有放射性特征的超高温堆芯熔体可能因反应堆芯的核燃料熔融和核反应堆容器的故障而被释放到核反应堆容器下方的主反应堆安全壳的凹腔中。在这种情况下，所释放的堆芯熔体是具有高于2000K的超高温的放射性材料并具有不断出现热量的特征。且当未能恰当地冷却所释放的堆芯熔体时，构建为混凝土结构的核反应堆的主反应堆安全壳可能被超高温的堆芯熔体毁坏并且放射性材料可泄漏到外部。如果像这样从核反应堆的主反应堆安全壳泄漏的放射性材料释放到土壤或大气，那么其不仅可能成为核电站设施稳定性的威胁，当然也成为对核电站的周围环境的污染，而且可引起对普通公众的健康的致命有害影响。
因此，近代核电站应用或开发用于恰当地冷却及控制核电站的主反应堆安全壳中的堆芯熔体以便不会将堆芯熔体泄漏到核电站的主反应堆安全壳之外。即，需要能够冷却堆芯熔体的方法，因为从核电站的核反应堆容器释放到主反应堆安全壳的凹腔孔的高温堆芯熔体在没有恰当冷却的情况下可熔化并腐蚀核电站的主反应堆安全壳的底层混凝土。
此时，所释放的堆芯熔体的冷却划分为堆芯熔体的上部冷却和下部冷却。由于底层混凝土的损毁是因对堆芯熔体的下部的接触而发生的，所以需要堆芯熔体的下部冷却。对于堆芯熔体的这种下部冷却，可应用在冷却水和堆芯熔体不接触的状态下使用冷却容器执行冷却的间接冷却方法、在冷却水和堆芯熔体直接接触的状态下执行冷却的直接冷却方法等。
其中，直接冷却方法相比间接冷却方法可获得更加提高的冷却效率，因为其通过接触堆芯熔体和冷却水来直接冷却堆芯熔体并具有需要较小安装空间的优点。因此，需要开发一种具有简易安装以不仅应用于新核电站而且应用于运行中的核电站并能够最大化冷却效率的堆芯熔体冷却设备。
发明内容
技术难题
本发明是提供用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块和具有所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备以及使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法，其能够在核电站发生重大事故时通过冷却从核电站的容器释放的高温堆芯熔体来容易地增加核电站的安全性。
本发明是提供用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块和具有所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备以及使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法，因为需要扩展使得安装空间受限并且在冷却设备容易安装的情况下，其能够不仅应用于新核电站而且应用于安装空间有限的运行中的核电站。
本发明是提供用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块和具有所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备以及使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法，其通过在块型堆叠结构中形成自然循环并在维护容易的情况下具有提高的生产和构建容易性。
技术解决方案
根据本发明的实施例的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块包括底座部分，其包括一个表面、面向所述一个表面的另一表面以及将所述一个表面与另一表面彼此连接的侧表面，且包含多个孔；及通道部分，其在所述一个表面、另一表面及所述侧表面中的至少一个表面上形成为开放的，并与所述多个孔连通。
通道部分包括第一通道，其形成为以向内方向从底座部分的一个表面及另一表面中的一个表面延伸；及第二通道，其穿过底座部分的侧表面并与第一通道连通。
以在一个方向和另一方向上穿过所述侧表面的方式提供多个第二通道，且所述多个第二通道在形成为在底座部分中交叉的情况下彼此连通。
第一通道可包括第一孔洞，其在一个表面及另一表面中的任一表面上形成为开放的；及第一流动路径，其连接到第一孔洞以形成朝向底座部分内部的路径。
第二通道可包括一对第二孔洞，其形成为向所述侧表面开放；及第二流动路径，其连接第二孔洞以形成在底座部分内部的路径并与第一通道连通。
第一通道的平均横截面面积小于第二通道的平均横截面面积并大于多个孔的平均横截面面积。
根据本发明的实施例的堆芯熔体冷却设备包括多个多孔冷却块，其布置为与一个方向和与所述一个方向交叉的另一方向对齐以形成平面；牺牲部分，其安全地收纳在多个多孔冷却块上并覆盖多孔冷却块的被暴露的上表面；以及冷却水供应单元，用于将冷却水供应到多孔冷却块。
多个多孔冷却块中的每一个可布置为能够与经对齐和布置的区域分离。
多孔冷却块可包含上述特征中的任一个。
牺牲部分可包括分离部件，其覆盖所述多孔冷却块；及牺牲部件，其安全地收纳在所述分离部件上，且所述分离部件和所述牺牲部件中的至少一个提供为被划分成多个并在所述平面上按顺序对齐和堆叠。
可在多孔冷却块的侧表面上布置侧表面分离部件，其布置在具有通过所述平面形成的宽度的最外边缘上。
分离部件可提供用于密封多孔冷却块的密封空间。
冷却水供应单元可包括冷却水存储器，其存储供应到多孔冷却块的冷却水；及冷却水通过管道，其一端连接到冷却水存储器且另一端与多孔冷却块连通。
根据本发明的实施例的堆芯熔体冷却方法包括检测到因堆芯熔体的释放而发生障碍；在堆芯熔体使牺牲部分熔化时，将冷却水同时供应到多个多孔冷却块；以及通过从多孔冷却块排出冷却水来冷却堆芯熔体。
牺牲部分可降低堆芯熔体的每单元体积的热负荷，并可使堆芯熔体分布在牺牲部分的上表面上方
冷却堆芯熔体可包括通过堆芯熔体与冷却水的热传递产生蒸汽；及通过朝堆芯熔体喷射蒸汽或冷却水而将堆芯熔体冷却到多孔形式的形状。
多孔冷却块可包含上述特征中的任一个。
有利作用
根据本发明的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块和具有所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备以及使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法，可安全并轻松地冷却高温堆芯熔体，由此防止高温堆芯熔体释放到核电站的主反应安全壳之外。即，可提供多个多孔冷却块，其可耐受传递自由于发生重大事故而从核电站的容器释放的堆芯熔体的温度。并且，形成在多个多孔冷却块中的每一个上的冷却水流动路径被制造为彼此连通。因此，可将冷却水供应到基本上均匀形成冷却块的一个表面，所述冷却水可轻松冷却堆芯熔体以将其固化成多孔形式的形状。
并且，多孔冷却块是通过多个砖结构的单元制造的，并且布置为与可释放堆芯熔体的位置对齐。因此，其可在工厂中制造且可获得具有均匀质量的块。并且，其可在增强建构容易性的场地装配。因此，制造及安装容易应用并轻松地用于运行中的核电站设施。并且在需要维护时，可替换所需区域的冷却块，便于简单维护及缩短必需时间，从而引起维护成本的降低。这种归因于容易建构和维护的较短安装及维护时间可使工人在放射性光线下的暴露降至最少并可降低核电站的运营商的成本。
并且，较小垂直通道形成在多孔冷却块中面向堆芯熔体的一个表面上。因此，经由通道喷射的蒸汽推动堆芯熔体并穿透到堆芯熔体中，以快速冷却所述堆芯熔体并将其固化成多孔形式的形状。此处，甚至在能够在随着堆芯熔体被冷却和固化而出现的任何浮动物质(如同残渣)可堵塞形成在冷却块处的孔时，较小垂直通道可保护足够的冷却流动路径。
并且，将冷却水供应单元制造为在安装到新核电站设施时直接连接到多孔冷却块。因此，多孔冷却块可作为完全密封结构安装在容纳空间中。因此，即使在发生重大事故时，也有可能安装为高级无源设施，其不需要任何有源设施(例如外部电源)、运营商行为、阀门和泵等。
附图说明
图1是显示配备有根据本发明的实施例的堆芯熔体冷却设备的核反应堆设施的示意图。
图2是根据本发明的实施例的堆芯熔体冷却设备的选择性说明的透视图。
图3是用于描述根据本发明的实施例的多孔冷却块的示意图。
图4是用于描述根据本发明的变化实施例的多孔冷却块的示意图。
图5是用于描述图3中所说明的多孔冷却块的充水状态和冷却水的循环状态的示意图。
图6是用于描述根据本发明的变化实施例的堆芯熔体冷却设备的安装状态的示意图。
图7是按顺序显示使用根据本发明的实施例的多孔冷却块和堆芯熔体冷却设备的堆芯熔体冷却方法的流程图。
图8是显示图7的堆芯熔体冷却方法的过程图。
最佳模式
在下文中，可参考附图来描述本发明的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块和具有多孔冷却块的堆芯冷却设备以及使用所述两者的堆芯熔体冷却方法的理想实施例。
根据本发明的实施例的熔体冷却设备是当从布置在设施中的容器释放高温熔体从而形成预定大小的容纳空间时，通过轻松冷却容纳空间内的熔体来阻挡所述熔体从容纳空间朝外排放的设备。熔体冷却设备包含多孔冷却块并可通过将冷却介质供应到接触冷却块的熔体而轻松地降低熔体温度。
因此，本发明可用于冷却配备在一位置处的堆芯熔体，在所述位置处，堆芯熔体从具有核反应堆的主反应堆安全壳的核反应堆设施中的核反应堆容器中释放，从而形成针对核反应堆容器布置的空间。然而，多孔冷却块和具有所述多孔冷却块的熔体冷却设备的使用可并不限于此，且其可用于多种抑制或防止高温熔体对设施的热损毁的设施。
即，本发明中的熔体可以是堆芯熔体，且容纳所述熔体的容器可以是核反应堆容器。并且，形成预定大小的容纳空间的事物可以是核反应堆的主反应堆安全壳。因此，上述术语在混合意义上使用，表示相同含义。
在下文中，将参考图1到图6来描述根据本发明的实施例的多孔冷却块及具有所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备。
图1是显示配备有根据本发明的实施例的的堆芯熔体冷却设备的核反应堆设施的示意图。图2是根据本发明的实施例的堆芯熔体冷却设备的选择性说明的透视图。图3是用于描述根据本发明的实施例的多孔冷却块的示意图。此处，图3(a)是显示多孔冷却块及内部水路的透视图。图3(b)到图3(d)是多孔冷却块的多侧视图。图4是用于描述根据本发明的变化实施例的多孔冷却块的示意图。图5是用于描述图3中所说明的多孔冷却块的充水状态和冷却水的循环状态的示意图。图6是用于描述根据本发明的变化实施例的堆芯熔体冷却设备的安装状态的示意图。
参考图1及图2，根据本发明的熔体冷却设备(1000)可安装在核反应堆容器(10)的下部凹腔处，用于冷却经由核反应堆容器(10)的受损部分释放的堆芯熔体(M)并在核电站发生严重事故时防止堆芯熔体(M)与核反应堆的主反应堆安全壳(20)相互反应。即，熔体冷却设备(1000)的配置的至少一部分可布置在容纳空间(R)的与容纳空间(R)上的核反应堆容器(10)的下部分离的结构分区中，从而形成主反应堆安全壳(20)。此时，熔体冷却设备(1000)通过在与核反应堆容器(10)的下部分离的位置处布置为对齐到一个方向(X轴方向)及与所述一个方向(X轴方向)交叉的另一方向(Y轴方向)而形成预定大小的平面。所述熔体冷却设备包括多个多孔冷却块(100)，其包含与多个孔(P)的至少一部分连通的通道部分(130、150)；牺牲部分(300)，其安全地收纳在多个多孔冷却块(100)上并覆盖多孔冷却块(100)的暴露上表面；以及冷却水供应单元(500)，用于将冷却水(W)供应到多孔冷却块(100)。
容纳空间(R)提供其中有核反应堆容器(10)的空间并提供冷却水(W)所供应到的区域。举例来说，容纳空间(R)由布置为分隔到核反应堆容器(10)之外的多个分区组成，并且可以是主反应堆安全壳(20)。所述空间是形成为在核反应堆发生事故时防止超过所准许量的放射性材料在管理区域上方排放到环境(例如土壤或大气)。核反应堆容器(10)及熔体冷却设备(1000)的一些元件可布置在内部。这种容纳空间(R)可划分成冷却部分(Rb)，其中有用于冷却从核反应堆容器(10)的受损部分释放并向下滴落的堆芯熔体(M)的冷却设备(1000)的一些配置，及存储器(Ra)，其容纳预定量的冷却水(W)以便将冷却水(W)从冷却部分(Rb)的外部区域注入到稍后描述的多孔冷却块(100)。然而，容纳空间(R)不限于分离区域，且可根据稍后描述的变化实施例另外提供密封部分。
参考图3，多孔冷却块(100)布置在于核反应堆容器(10)的下部分隔的位置处。更确切地说，其布置为在配置容纳(R)的分区中面向核反应堆容器(10)的下部的底层结构上对齐。在核反应堆设施处发生严重事故时，通过将冷却水供应到从核反应堆容器(10)释放的堆芯熔体(M)来提供多孔冷却块(100)以冷却堆芯熔体(M)。这种多孔冷却块(100)包括底座部分(110)，其包括一个表面(112)、面向所述一个表面(112)的另一表面(114)以及将所述一个表面(112)与另一表面(114)彼此连接的侧表面(116)，且包含多个孔(P)；及通道部分(130、150)，其形成为朝所述一个表面(112)、另一表面(114)及所述侧表面(116)中的至少任何一个表面开放，并与多个孔(P)中的至少一些连通。此处，如图2中所示，多孔冷却块(100)为具有预定大小的块结构。并且因为多个所述多孔冷却块布置为对齐到一个方向(X轴方向)及另一方向(Y轴方向)，其可在一个方向(X轴方向)及另一方向(Y方向上)形成具有预定大小(即面积)的平面，且其可布置为能够在面向核反应堆容器(10)的底层结构上分离。
底座部分(110)是形成多孔冷却块(100)的主体的基础结构，并包括一个表面(112)、面向一个表面(112)的另一表面(114)和将一个表面(112)与另一表面(114)彼此连接的一侧表面(116)以及多个孔(P)。即，将底座部分(110)制造为具有预定大小的砖(brick)，且多个孔(P)形成在其上以通过使各个路径彼此连通而轻松地将冷却水传递到内部。
如上文所描述，底座部分(110)可由多孔混凝土或高温陶瓷材料组成。此处，如果用前述多孔混凝土制造底座部分(110)，那么块形状的底座部分(110)可通过将混凝土倒入预定大小的模具和对其进行固化而形成。因此，底座部分(110)可以简单方式形成。然而。混凝土的高温强度较低，且可能由于堆芯熔体(M)的释放重量或核反应堆容器(20)的受损部分的下落部分而在混凝土处发生损毁。并且可能出现在堆芯熔体(M)的冷却过程期间被堆芯熔体(M)熔化的问题。
另一方面，如果用后一种高温陶瓷材料制造底座部分(110)，那么可将具有极高温强度的材料(例如熔点为2072℃的高纯度氧化铝(Al2O3)、熔点为2730℃的碳化硅(SiC)、熔点为1900℃的氮化硅(Si3N4)以及熔点为2715℃的氧化锆(ZrO2))用作高温陶瓷材料。在底座部分(110)的制造期间，通过以一强度向底座部分(110)施加压缩压力以形成孔(P)，所述底座部分(110)可制造为具有多个孔(P)。此处，在过低压力的情况下，底座部分(110)无法展示足够的机械强度。因此，用于制造底座部分(110)的压缩力应为一个值，其耐受高温堆芯熔体(M)并在布置成将多个底座部分(110)对齐时具有在彼此接触时不会破损的强度。通过以此方式使用高温陶瓷材料制造底座部分(110)，与在底座部分(110)使用多孔混凝土的情况下相比，可实现更加提高的热稳定性及结构强度。
如上文所描述，底座部分(110)可利用来自以上提到的材料的选择制造，且更确切地说，可根据堆芯熔体(M)的温度和设计重量应用和使用。
通道部分(130、150)形成为向形成底座部分(110)的一个表面(112)、另一表面(114)及侧表面(116)中的任一个表面开放，并与形成在底座部分(110)上的多个孔(P)的至少一部分连通。因此，提供通道部分(130、150)以从底座部分(110)轻松排放冷却水(W)。即，通道部分(130、150)与底座部分(110)的一些孔(P)连通，并提供为与在经由孔(P)从底座部分(110)排放冷却水(W)的情况相比轻松地排放冷却水(W)。因此，通道部分(130、150)包括第一通道(130)，其形成为从底座部分(110)的一个表面(112)及另一表面(114)中的任一个表面向内延伸，及第二通道(150)，其穿过底座部分(110)的侧表面并与第一通道(130)连通。
第一通道(130)提供为将冷却水(W)排放到底座部分(110)的上表面，并包括：第一孔洞(132)，其形成为向底座部分(110)的一个表面(112)及另一表面(114)中面向核反应堆容器(10)的任一个表面开放，及第一流动路径(134)，在连接到第一孔洞(132)的情况下形成与底座部分(110)的向内方向的路径。即，第一通道(130)形成为相比在经由孔(P)排放冷却水(W)的情况下轻松地向上排放冷却水(W)。并且如图3中所显示，其可形成为平均直径h大于在形成圆形形状的路径的情况下的一个孔(P)的平均直径p，且其可形成为具有大于在形成非圆形形状的路径的情况下的多个孔(P)的平均横截面面积。此处，平均横截面面积表示一个孔(P)的平均横截面面积，且其表示多个孔(P)中的每一个的平均横截面面积具有小于第一通道(130)的平均横截面面积的平均横截面面积。并且，即使在一些孔(P)被可在熔化稍后描述的牺牲部件(330)和冷却堆芯熔体(M)时出现的残渣(如同浮动物质)阻塞的情况下，第一通道(130)可执行用于最小化冷却水(W)的流动路径损失的功能。这样的第一通道(130)的延伸形成方向是底座部分(110)形成为延伸到与其中流入冷却水(W)的第二通道(150)连通的深度的朝内方向。所述形状显示为形成流动路径的圆形孔洞，但第一通道(130)的形状不限于此且可形成各种大小。
第二通道(150)形成为穿过底座部分(110)的侧表面以使冷却水(W)流动到多孔冷却块(100)，且可包括一对第二孔洞(152)，其与至少一些孔(P)和形成在底座部分(110)上的第一通道(130)连通，提供为将冷却水(W)传递到孔(P)及第一通道(130)并形成为向侧表面开放，及第二流动路径(154)，其通过连接第二孔洞(152)及与第一流动路径(134)连通而形成在底座部分(110)内部的路径。此处，在本发明的实施例中，为了促进冷却水(W)到布置为在一个方向和在另一方向对齐的多个多孔冷却块(100)的简单供应，在底座部分(110)上提供一对第二通道。所述一对第二通道(150)可在底座部分(110)中彼此交叉以形成为彼此连通。即，当一个第二通道(150)形成为穿过底座部分(110)的侧表面(116)中的面向彼此的两个侧表面时，另一个第二通道(150)可形成为穿过底座部分(110)的侧表面(116)的其余部分中的面向彼此的两个侧表面并彼此连通。如果根据这样的底座部分(110)提供并形成一对第二通道(150)，那么分别形成在布置为对齐到一个方向和另一方向的的多孔冷却块(100)上的第二通道(150)可在一个方向和另一方向上彼此连通，借此冷却水(W)可沿第二通道(150)均匀地轻松移动以实现冷却水(W)的均匀供应。
此处，如果第二通道(150)以圆形形式形成以将冷却水(W)供应到多个底座部分(110)，那么平均直径H可形成为比上述第一通道(130)的平均直径h大的大小，且如果是非圆形形式，则其可形成为具有相比第一通道(130)的平均横截面面积提高的平均横截面面积。
如上文所描述，参考从下方显示的图3(d)的平面视图(其显示第一通道(130)和第二通道(150)的A-A′横截面)，冷却水(W)的移动路径形成为在底座部分(110)中彼此连通，因此冷却水(W)可在底座部分(110)中轻松移动到侧表面边和上表面边。此外，如果多个多孔冷却块(100)布置为彼此对齐且第二通道(150)彼此连通形成在每一个多孔冷却块(100)上，那么冷却水(W)可经由流动路径轻松传递以实现冷却水(W)的均匀供应。
另一方面，多孔冷却块(100)可制造为像图4中所显示一样变化。在根据本发明的变化实施例的多孔冷却块(100′)中，形成在底座部分(110)上的第二通道(150′)形成为向面向彼此的侧表面和其上形成第一通道(130)的一个表面(112)以及另一表面(114)中的任何一个表面开放。
参考图4，根据变化实施例的第二通道(150′)形成为向底座部分(110)的另一表面(114)和侧表面(116)的至少一部分开放，且底座部分(110)的另一表面(114)可如b)中所显示的阴影区域B开放。如果第二通道(150′)如此形成，那么容易从下部供应冷却水(W)。并且因为冷却水(W)可通过与冷却水(W)仅通过侧表面供应的情况相比而增加的流动路径面积供应，那么即使在大量冷却水(W)流动时，可抑制因流动阻力引起的问题的出现。因此，可参考图6来描述根据变化实施例的多孔冷却块(100′)的实施方式。
因此，本发明的多孔冷却块(100、100′)具有其可通过产生对齐到一个方向和另一个方向来形成平面而成多个的轻松安装到设施的优点。这具有以下优点：设施结构和形成方法与常规的设施结构和形成方法相比简单且容易，在常规的设施结构和形成方法中，将混凝土复合物构建并固化到安装空间的预定高度，并接着通过使冷却水流动到混凝土复合物以产生用于供应冷却水的结构来将冷却水供应到堆芯熔体。
牺牲部分(300)安全地收纳在通过多孔冷却块(100)配置的平面上，并可提供为增加接触多孔冷却块(100)和堆芯熔体(M)的所需时间。更具体地说，如果检测到堆芯熔体(M)将因核反应堆设施发生严重事故而从核反应堆容器(10)释放，牺牲部分(300)可首先与堆芯熔体(M)反应以保证通过稍后描述的冷却水供应单元(500)将冷却水(W)充到多孔冷却块(100)的时间。牺牲部分(300)包括安全地收纳在多孔冷却块(100)的顶部上的分离部件(310)和安全地收纳在分离部件(310)的顶部上的牺牲部件(330)。
分离部件(310)布置在多孔冷却块(100)上并且用于分隔牺牲部件(330)与多孔冷却块(100)。分离部件(310)可提供为单个或分为多个，且可通过在多孔冷却块(100)所形成的平面上对齐而覆盖多孔冷却块(100)的暴露上表面。分离部件(310)可构建为金属板，并提供为抑制或防止未固化的牺牲部件(330)进入多孔冷却块(100)的孔(P)或第一通道(130)以在稍后描述的牺牲部件(330)的现场构建时堵塞。此处，分离部件(310)具有安装简单的优点，因为不需要利用未显示的焊接或任何固定部件(未图示)来密封多孔冷却块(100)。即，分离部件(310)可在没有任何固定而安全地收纳在多孔冷却块(100)上的情况下以单一配置或分开的配置覆盖多孔冷却块(100)。如果分离部件(310)具有分成多个的配置，那么在维护时可能对分隔部件(310)的所需区域进行单独维护，并且如果所述分离部件安装在运行中的核反应堆设施中，其与提供为单一的情况相比具有容易安装的优点。
另一方面，侧表面分离部件(320)可在与分离部件(310)的延伸方向交叉的方向上提供在多孔冷却块(100)的侧表面上。侧表面分离部件(320)覆盖多孔冷却块(100)的侧表面的至少部分区域，并可形成为延伸到比多孔冷却块(100)高的位置。更具体地说，侧表面分离部件(320)可提供为覆盖多孔冷却块(100)的开放一侧的至少一部分并形成为以预定长度朝着上方延伸。当多孔冷却块(100)布置在开放的侧表面并安全地收纳在冷却部分(Rb)上时，侧表面分离部件(320)可执行推动多孔冷却块(100)的功能以减小多个多孔冷却块(100)之间的分离距离。即，其布置为接触由多孔冷却块(100)形成的平面的最外边缘，并可起到限定由多孔冷却块(100)占据的分区上的空间的作用。
分离部件(330)可提供为安全地收纳在分离部件(310)上并与多孔冷却块(100)分离。分离部件(330)提供为首先降低温度并在堆芯熔体(M)在发生严重事故从上部释放时促进特征在平面上扩散到堆芯熔体(M)。即，分离部件(330)通过与堆芯熔体(M)反应而降低堆芯熔体(M)的每单元体积的热输出功率，并可降低堆芯熔体(M)的每单元体积的热负荷。因此，分离部件(330)便于通过从多孔冷却块(100)排放的冷却水(W)来进行冷却。并且，分离部件(330)通过与堆芯熔体(M)反应而降低堆芯熔体的黏度，并可增强堆芯熔体(M)的扩散(spreading)。因此，分离部件(330)可抑制或防止局部热负荷在多孔冷却块(100)上升高。并且，牺牲部件(330)可起到保证在与堆芯熔体(M)反应期间在多孔冷却块(100)中充入冷却水(W)所需的时间的作用。
牺牲部件(330)可在配置为像分离部件(310)一样为单一的情况下而提供在分离部件(310)上，或可以与分离部件(310)相同或类似的数量提供，并布置为堆叠在分离部件(310)的顶部上。
另一方面，侧表面牺牲部件(340)可在与牺牲部件(330)的延伸方向交叉的方向上提供在侧表面分离部件(320)的内表面上，并提供在核反应堆的主反应堆安全壳的分区上。侧表面牺牲部件(340)提供在侧表面分离部件(320)的内侧处。其可提供为保护侧表面分离部件(320)的区域的一部分，即使其不与堆芯熔体(M)反应。即，侧表面牺牲部件(340)起到向多孔冷却块(100)的侧表面施压的作用。如果熔化通过高温开始，随后通过多孔冷却块(100)供应冷却水(W)，那么可能发生多个多孔冷却块(100)之间的分离。其可抑制或防止出现冷却水(W)因在每一个多孔冷却块(100)的第二通道(150)之间的连通路径处的分离的发生而没有均匀地移动的问题。
因此，可使用组成牺牲部件(330)及侧表面牺牲部件(340)的材料的牺牲混凝土复合物来制造牺牲部件(330)及侧表面牺牲部件(340)，并且所述复合物并无限制，而是应能够通过与堆芯熔体(M)反应而降低堆芯熔体(M)的每单元体积的热输出功率和黏度。并且，其可由可防止堆芯熔体(M)的再临界并可降低生产量或因与堆芯熔体(M)反应的氢气出现率的复合物形成。
冷却水供应单元(500)在连接到容纳空间(R)的情况下是用于将冷却水(W)供应到多孔冷却块(100)的构件。在随着高温堆芯熔体(M)与牺牲部分(300)反应而熔化牺牲部分(300)之后，暴露多孔冷却块(100)的顶部(即，堆芯熔体(M)和多孔冷却块(100)彼此接触时)。此时，供应冷却水(W)以通过降低堆芯熔体(M)的温度来防止堆芯熔体(M)释放到形成容纳空间(R)的主反应堆安全壳(20)之外。因此，冷却水供应单元(500)包括容纳冷却水的冷却水存储器(510)和冷却水通过管道(530)，冷却水通过管道(530)的一端连接到冷却水存储器且另一端与多孔冷却块(100)连通。
冷却水存储装置器(510)提供为容纳冷却水(W)并将冷却水(W)供应到多孔冷却块(100)。可使用能够以预定量不断及重复地将冷却水(W)供应到多孔冷却块(100)的设备。此处，在本发明的实施例中，可将冷却水(W)供应到与第二通道(150)连通的存储器(Ra)，以通过容纳空间(R)中的多孔冷却块(100)的最外面的开放表面的第二通道(150)来供应冷却水(W)。此处，从冷却水存储器(510)供应的冷却水(W)是以预定低温下的状态集合供应的，并可在短时间内冷却高温堆芯熔体(M)。并且，供应到多孔冷却块(100)及用来冷却堆芯熔体(M)的冷却水(W)再次容纳到冷却水存储器(510)并降低到预定温度。并且，冷却水(W)的循环速率可通过再供应冷却水(W)来增加。
冷却水通过管道(530)形成冷却水(W)的移动路径以将冷却水(W)供应到多孔冷却块(100)。此处，在实施例中，形成与容纳空间(R)连通并将冷却介质供应到存储器(Ra)的路径。因此，针对预定区域布置冷却水通过管道(530)以便从提供在主反应堆安全壳(20)之外的冷却水存储器(510)插入到主反应堆安全壳(20)中，借此可将冷却水(W)从冷却水存储器(510)供应到容纳空间(R)之内。此处，未显示的用于密封的密封部件(未图示)提供在冷却水通过管道(530)与主反应堆安全壳(20)之间。冷却水通过管道(530)及主反应堆安全壳(20)可形成为其间没有分离空间。
参考图5，将给出关于使用冷却水供应单元(500)的多孔冷却块(100)的充水状态的简要描述。将经冷却水通过管道(530)从冷却水存储器(510)排放到容纳空间(R)的冷却水(W)充入存储器(Ra)中，所述存储器(Ra)为与容纳空间(R)内的多孔冷却块(100)的侧表面连通的空间。即，为了使冷却水(W)流动到布置在与存储器(Ra)相比相对较高的位置处的多孔冷却块(100)，充入冷却水(W)达到存储器(Ra)和多孔冷却块(100)的高度以彼此连通。并且，当充入冷却水(W)达到类似或相同线上或达到高于多孔冷却块(100)的侧表面的位置时，可经由多个多孔冷却块(100)的彼此连通的第二通道(150)在形成平面的多孔冷却块(100)中供应冷却水(W)。将如此供应的冷却水(W)完全充到第一通道(130)、第二通道(150)以及多个孔(P)，并接着在多孔冷却块(100)的上表面开放时排放到多孔冷却块(100)的顶部。并且，根据排放量，所排放的冷却水(W)可再次流动到存储器(Ra)并可再循环和再使用。
另一方面，上文描述了其中冷却水供应单元(500)将冷却水(W)供应到容纳空间(R)且接着使冷却水(W)在多孔冷却块(100)中流动的方法，即，其中扩散以高达预定量充到存储器(Ra)的冷却水(W)以便供应到多孔冷却块(100)的方法。然而，提供冷却水供应单元(500)的方法不限于以上方法。其可提供为稍后描述的变化实施例的熔体冷却设备(1000)。因此，冷却水供应单元(500)可提供在不会在运行中的核反应堆设施处和新产生的核反应堆设施处扰乱核反应堆设施的主要配置的区域处，并可形成为能够将冷却水(W)供应到多孔冷却块(100)的多种结构。
在下文中，将参考图6描述根据变化实施例的堆芯熔体冷却设备(1000′)的安装状态。此处，图6是关于根据本发明的变化实施例的堆芯熔体冷却设备的安装状态的描述的示意图。
参考图6，根据本发明的变化实施例的熔体冷却设备(1000′)起与根据上述实施例的熔体冷却设备(1000)中所提出的结构相同或类似的作用，不同之处在于牺牲部分(300′)定位以便将多孔冷却块(100′)提供为密封于容纳空间(R)中，并因此，冷却水供应单元(500)的布置位置变得不同。因此，下文将忽略关于多孔冷却块(100)的描述，但将描述牺牲部分(300′)及冷却水供应单元(500)的配置和位置。
牺牲部分(300′)包括分离部分(310′)，其形成用于覆盖及密封布置为对齐的多个多孔冷却块(100)的开放上表面的密封空间，及牺牲部件(330)，其安全地收纳在分离部件(310′)上。此处，分离部件(310′)密封并覆盖多孔冷却块(100′)的开放上表面而不用打开在面向核反应堆容器(10)的分区上对齐及布置的空间，并抑制或防止多孔冷却块(100′)与外部连通。并且，在变化实施例，通过包含不接触多孔冷却块(100′)的主反应堆安全壳的分区并布置为接触开放的一个侧表面以连接到分离部件(310′)的侧表面分离部件(320′)，可以密封状态提供多孔冷却块(100′)。
此处，用以将冷却水供应到多孔冷却块(100′)的冷却水供应单元(500)将冷却水供应到其中密封多孔冷却块(100′)的密封空间。对此，冷却水通过管道(530)可提供为埋入其中多孔冷却块布置为对齐的分割结构中。即，针对待埋入分割结构中的部分，可通过分割结构从分隔结构的下部将冷却水(W)供应到多孔冷却块(100′)的下部。
在如上文所描述的多孔冷却块(100′)的密封空间处的冷却水供应可应用于其中冷却水通过管道(530)的埋入在新核电站中一样简单的情况。通过在照此将多孔冷却块(100′)布置为密封结构的情况下将冷却水直接供应到密封空间，可一直将冷却水(W)完全充到多个多孔冷却块(100′)，或可将充入所需的充水时间减到最少。即，将冷却水(W)容纳在预定空间中，并接着将冷却水(W)充到密封多孔冷却块(100)。并且，在核反应堆设施发生严重事故时，牺牲部件(330′)受到堆芯熔体(M)的腐蚀。因此，当应用并打开分离部件(310′)时，冷却水(W)自然释放到多孔冷却块(100′)的上部而达到无源设施。此处，在核反应堆设施的正常操作期间，在长时间内将冷却水(W)rk充入多孔冷却块(100′)，其导致冷却水(W)的质量下降、杂质出现、分离部件(310′)和冷却水通过管道(530)的腐蚀以及对多孔冷却块(100′)的孔的污染。为防止或抑制所述情况，在核反应堆设施的正常操作期间，可在将腐蚀抑制剂或预定气体注入多孔冷却块(100′)及部分冷却水通过管道(530)的状态下进行操作。
另一方面，可向堆芯熔体冷却设备(1000)提供温度检测器，其可检测到堆芯熔体(M)从容纳空间(R)的释放。
未显示的温度检测器提供在释放堆芯熔体(M)的容纳空间(R)的至少任一位置处，并测量容纳空间(R)的温度以便能够检测到堆芯熔体(M)的释放的发生。更具体地说，所述温度检测器布置在接近堆芯熔体(M)从核反应堆容器(10)释放的点或接近布置牺牲部分(300)和多孔冷却块(100)的点的位置处，并能够测量容纳空间(R)的温度。此处，温度检测器是非接触类型，其可测量在与释放堆芯熔体的点分离的位置处的温度，且高温计可用于能够通过检测热能来测量温度的所述温度检测器。
并且，未显示的用以在连接到温度检测器时根据温度检测器的温度测量结果控制冷却水供应单元(500)的操作的控制器可提供到堆芯熔体冷却设备(1000)。
控制器根据容纳空间内由温度检测器测量的温度来控制冷却水供应单元(500)的操作。更具体地说，如果容纳空间(R)的由温度检测器测量的温度是与正常状态(即，堆芯熔体(M)并未从核反应堆容器中释放时)的温度相比快速升高的值，那么控制器确定随着堆芯熔体(M)的释放而发生严重事故，并接着使冷却水供应单元(500)操作以将冷却水(W）供应到多孔冷却块(100)。此处，控制器是能够通过以温度值传递来确定事故的发生并能够将操作信号传递到冷却水供应单元(500)的装置，且可使用例如PLC面板及PC的装置。然而，控制器不限于此类，且操作措施和各种信号的的各种传送装置可相同地使用。
并且，如果如提供在图6的变化实施例(1000′)并能够检测严重事故的发生的温度检测器是不必要的，或具有外部电源或用于冷却水供应单元(500)的操作者行为的有源设施是不必要的，则其可用作无源设施。
将参考图7和图8描述使用如上文所提到制造和配置的熔体冷却设备(1000)的熔体冷却方法。图7是按顺序显示使用根据本发明的实施例的多孔冷却块和熔体冷却设备的冷却熔体的方法的流程图。图8是显示图7的冷却熔体的方法的过程图。在下文中，将基于上文所提到的实施例的多孔冷却块及具有所述多孔冷却块的熔体冷却设备来描述堆芯熔体冷却方法，其中其冷却方法将同样适用于变化实施例。
参考图7和图8，根据本发明的实施例的熔体冷却方法包括检测到严重事故因堆芯熔体(M)的释放的发生，同时在堆芯熔体(M)使牺牲部分(300)熔化时将冷却水(W)供应到多个多孔冷却块(100)，其包括多个孔(P)、各形成在朝上方向和平面方向上的第一通道(130)以及第二通道(150)，及通过经孔(P)和第一通道(130)排放冷却水(W)来冷却堆芯熔体(M)。
即使没有高发生可能性，仍有一种可能性：堆芯熔体(M)在核电站发生严重事故的情况下经核反应堆容器(10)的受损部分释放到核反应堆容器(10)的下部。堆芯熔体(M)是与安装在核反应堆容器(10)之内的核反应堆芯的核燃料的富化铀、用作包覆材料的锆和在核反应堆容器(10)内部的许多材料混合的高温熔体材料。需要冷却堆芯熔体(M)，是因为堆芯熔体(M)通过内部核裂解产物的衰减而产生热量。因此，所释放的堆芯熔体(M)与配置主反应堆安全壳(20)的底层混凝土反应，以产生大量不凝结气体来熔化并腐蚀底层。
因此，如图8(a)中所显示，检测到堆芯熔体(M)从核反应堆容器(10)中释放并滴落到主反应堆安全壳(20)的内部空间(S1)。即，容纳空间(R)中的温度的快速增加是通过温度检测器测量主反应器安全壳20中的容纳空间(R)的温度所知的，且验证堆芯熔体(M)从核反应堆容器(10)释放的严重事故的发生。
当检测到堆芯熔体(M)的释放时，供应冷却水以将冷却水充入多孔冷却块以用于冷却堆芯熔体(M)(S2)。即，如图8(b)中所显示，为了将冷却水(W）供应到穿过多孔冷却块(100)的侧表面的第二通道(150)，将冷却水供应到容纳空间(R)中的存储器(Ra)，充到存储器(Ra)中的预定高度的冷却水(W)在多孔冷却块(100)中流动，且将冷却水(W)经由形成在多孔冷却块(100)中的每一个的第二通道(150)均匀供应到多个块。另一方面，在冷却水(W)的供应期间，同时执行熔化和腐蚀堆芯熔体(M)及布置在多孔冷却块(100)上的牺牲部分(300)的过程(S3)。即，至少在通过熔化和腐蚀牺牲部分(300)而使多孔冷却块(100)向堆芯熔体(M)开放之前，可完成将冷却水(W)充到多孔冷却块(100)的上部或上水平面，或可同时执行多孔冷却块(100)中的冷却水(W)的充入完成和牺牲部分(300)的熔化和腐蚀。
在牺牲部分(300)与堆芯熔体(M)的反应过程中，首先，布置在最上面的表面的牺牲部件(330)与堆芯熔体(M)彼此反应，且牺牲部件(330)熔化。并且接着布置在牺牲部件(330)的一部分下方的分离部件(310)和堆芯熔体(M)彼此反应，且分离部件(310)熔化。此处，通过牺牲部件(330)与堆芯熔体(M)的熔化反应，减少堆芯熔体(M)的每单元体积的热输出功率并减少堆芯熔体(M)的黏度。因此，可减少通过冷却水(W)冷却堆芯熔体(M)的过程中的负荷。并且在黏度减少的情况下，堆芯熔体(M)可分布在由牺牲部分(300)和多孔冷却块(100)形成的平面上，由此可抑制或防止由于堆芯熔体(M)的聚结而出现局部温度递增区域。
在充入冷却水(W)(S2)之后，熔化牺牲部分(300)(S3)。随后，暴露由牺牲部分(300)覆盖的多孔冷却块(100)的上表面(S4)。即，随着牺牲部分(300)熔化，堆芯熔体(M)逐步朝着多孔冷却块(100)移动，且如图8(c)中所显示，冷却水(W)可通过向开放的多孔冷却块(100)的上表面开放的多个孔(P)及第一通道(130)直接接触堆芯熔体(M)(S5)以冷却堆芯熔体(M)(S6)。
此处将详细描述堆芯熔体(M)的冷却方法。通过加热堆芯熔体(M)来使充入多孔冷却块(100)中空置的多个孔(P)和第一通道(130)的冷却水(W)沸腾。即，冷却水(W)沸腾且蒸汽压力变得大于环境压力。并且，沸腾不仅发生在液体表面处，而且还发生在内部以快速产生蒸汽并冷却堆芯熔体(M)。在那之后，反复通过连续加热堆芯熔体(M)来熔化和腐蚀牺牲部分(300)，并当冷却块(100)接触堆芯熔体(M)时，蒸汽或冷却块(100)中的冷却水(W)穿透到并喷射到堆芯熔体(M)中以冷却堆芯熔体(M)。将所冷却的堆芯熔体(M)固化成多孔形式的形状，且接着可通过冷却水(W)的自然循环来执行长期冷却。在本发明中，冷却水(W)沸腾并直接接触堆芯熔体(M)的下部以执行冷却。此外，在长期冷却中，当堆芯熔体(M)固化成多孔形式的形状时，通过孔(P)及第一通道(130)将冷却水(W)或蒸汽连续排放到上部，由此堆芯熔体(M)封闭，且可执行在堆芯熔体(M)的整个区域(即，上部和下部)上的接触或冷却。因此，可增加冷却水(W)与堆芯熔体(M)之间的接触表面积并可更轻松地执行对堆芯熔体(M)的冷却。并且从多孔冷却块(100)排放的冷却水(W)的一部分再次移动到存储器(Ra)，且回收供应一次的冷却水(W)以再次用来冷却堆芯熔体(M)。
如上文所描述，根据本发明的实施例的多孔冷却块和具有所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备在因堆芯熔体的温度而熔化时使用具有增加的电阻率的高温陶瓷材料。通过使用所述高温陶瓷材料形成多孔块及以彼此对齐的状态形成平面，其在没有限制设施的情况下可应用于包含核反应堆设施的各种设施。
此处，形成朝向多孔冷却块的侧表面与上表面之间的空间开放的通道，其便于将冷却水容易地传递到多个多孔冷却块中，且可将冷却水均匀地供应在接触堆芯熔体的冷却块平面上。
并且，形成为向上表面开放的第一通道维持冷却水的流动，且甚至在堆芯熔体的部分残留物和牺牲部件在冷却水再循环期间穿透到孔中的情况下，所述第一通道放松或防止冷却性能因为冷却流动路径的减少而降低。
虽然已关于所需实施例来说明和描述本发明，但本发明并不受以上实施例限制，且本领域的普通技术人员可理解，多种变化及等效的其它实施例在所请求的本发明的范围内是可能的。因此，本发明的技术保护范围应由所附权利要求书确定。

Claims (17)

1.一种用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块，其特征在于包括：
底座部分，其包括一个表面、面向所述一个表面的另一表面以及将所述一个表面与所述另一表面彼此连接的侧表面，且包含多个孔；以及
通道部分，其在所述一个表面、所述另一表面及所述侧表面中的至少一个表面上形成为开放的，并与所述多个孔连通。
2.根据权利要求1所述的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块，所述通道部分包括：
第一通道，其形成为以向内方向从所述底座部分的所述一个表面及所述另一表面中的一个表面延伸；以及
第二通道，其穿过所述底座部分的所述侧表面并与所述第一通道连通。
3.根据权利要求2所述的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块，其中
以在一个方向和另一方向上穿过所述侧表面的方式提供多个所述第二通道，且
所述多个所述第二通道在形成为在所述底座部分中交叉的情况下彼此连通。
4.根据权利要求2所述的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块，所述第一通道包括：
第一孔洞，其在所述一个表面及所述另一表面中的任一表面上形成为开放的；以及
第一流动路径，其连接到所述第一孔洞以形成朝向所述底座部分内部的路径。
5.根据权利要求2所述的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块，所述第二通道包括：
一对第二孔洞，其形成为向所述侧表面开放；以及
第二流动路径，其连接所述第二孔洞以形成在所述底座部分内部的路径并与所述第一通道连通。
6.根据权利要求2所述的用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块，其中所述第一信道的平均横截面面积小于所述第二信道的平均横截面面积并大于所述多个孔的平均横截面面积。
7.一种堆芯熔体冷却设备，其特征在于包括：
多个多孔冷却块，其布置为与一个方向和与所述一个方向交叉的另一方向对齐以形成平面；
牺牲部分，其安全地收纳在所述多个多孔冷却块上并覆盖所述多孔冷却块的被暴露的上表面；以及
冷却水供应单元，用于将冷却水供应到所述多孔冷却块。
8.根据权利要求7所述的堆芯熔体冷却设备，其中所述多个多孔冷却块中的每一个布置为能够与经对齐和布置的区域分离。
9.根据权利要求7所述的堆芯熔体冷却设备，其中所述多孔冷却块是根据权利要求中1到6中任一项所述的多孔冷却块。
10.根据权利要求7所述的堆芯熔体冷却设备，所述牺牲部分包括：
分离部件，其覆盖所述多孔冷却块；以及
牺牲部件，其安全地收纳在所述分离部件上，且
所述分离部件和所述牺牲部件中的至少一个提供为被划分成多个并在所述平面上按顺序对齐和堆叠。
11.根据权利要求10所述的堆芯熔体冷却设备，其中，在所述多孔冷却块的侧表面上布置侧表面分离部件，其布置在具有通过所述平面形成的宽度的最外边缘上并覆盖所述多孔冷却块的所述侧表面的至少部分区域。
12.根据权利要求10所述的堆芯熔体冷却设备，其中所述分离部件提供用于密封所述多孔冷却块的密封空间。
13.根据权利要求7所述的堆芯熔体冷却设备，所述冷却水供应单元包括：
冷却水存储器，其存储供应到所述多孔冷却块的冷却水；以及
冷却水通过管道，其一端连接到所述冷却水存储器且另一端与所述多孔冷却块连通。
14.一种堆芯熔体冷却方法，其特征在于包括：
检测到因堆芯熔体的释放而发生障碍；
在所述堆芯熔体使牺牲部分熔化时，将冷却水同时供应到多个多孔冷却块；以及
通过从所述多孔冷却块排出所述冷却水来冷却所述堆芯熔体。
15.根据权利要求14所述的堆芯熔体冷却方法，其中所述牺牲部分降低所述堆芯熔体的每单元体积的热负荷，并使所述堆芯熔体分布在所述牺牲部分的上表面上方。
16.根据权利要求14所述的堆芯熔体冷却方法，所述冷却所述堆芯熔体包括：
通过所述堆芯熔体与所述冷却水的热传递产生蒸汽；以及
通过朝所述堆芯熔体喷射所述蒸汽或所述冷却水而将所述堆芯熔体冷却到多孔形式的形状。
17.根据权利要求14所述的堆芯熔体冷却方法，其中所述多孔冷却块是根据权利要求1到6中任一项所述的多孔冷却块。
CN201580036916.5A 2014-07-04 2015-06-30 用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及包含所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备、使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法 Pending CN106663479A (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140083596A KR101606872B1 (ko) 2014-07-04 2014-07-04 노심 용융물 냉각용 다공성 냉각블록 및 이를 구비하는 노심 용융물 냉각장치 및 이들을 이용한 노심 용융물 냉각방법
KR10-2014-0083596 2014-07-04
PCT/KR2015/006702 WO2016003159A1 (ko) 2014-07-04 2015-06-30 노심 용융물 냉각용 다공성 냉각블록 및 이를 구비하는 노심 용융물 냉각장치 및 이들을 이용한 노심 용융물 냉각방법

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN106663479A true CN106663479A (zh) 2017-05-10

Family

ID=55019616

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201580036916.5A Pending CN106663479A (zh) 2014-07-04 2015-06-30 用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及包含所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备、使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法

Country Status (4)

Country Link
US (1) US10741294B2 (zh)
KR (1) KR101606872B1 (zh)
CN (1) CN106663479A (zh)
WO (1) WO2016003159A1 (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108630326A (zh) * 2018-03-25 2018-10-09 哈尔滨工程大学 具有非能动导热功能的钢-砼组合结构及核安全壳
CN110875097A (zh) * 2018-09-03 2020-03-10 韩国原子力研究院 熔融堆芯材料冷却装置
WO2023070888A1 (zh) * 2021-10-29 2023-05-04 中广核研究院有限公司 燃料模块及其应用

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6793612B2 (ja) * 2017-09-04 2020-12-02 三菱重工業株式会社 炉心溶融物保持構造および原子炉格納容器
JP7051338B2 (ja) * 2017-09-04 2022-04-11 三菱重工業株式会社 炉心溶融物保持構造および原子炉格納容器
WO2019049305A1 (ja) * 2017-09-08 2019-03-14 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉格納容器内のドレン水溜め及びそのドレン水溜めの施工方法
JP6921767B2 (ja) * 2018-02-20 2021-08-18 株式会社東芝 溶融炉心保持装置及び原子力施設
RU2696612C1 (ru) * 2018-12-26 2019-08-05 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава
FR3113173B1 (fr) * 2020-07-29 2022-07-29 Commissariat Energie Atomique Réacteur et Procédé de sécurité pour réacteur en cas de fusion du cœur

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4650642A (en) * 1985-11-21 1987-03-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat dissipating nuclear reactor with metal liner
DE4032736A1 (de) * 1990-10-15 1992-04-30 Kernforschungsz Karlsruhe Kuehleinrichtung im fundamentbereich eines kernreaktors zur kuehlung einer hypothetischen kernschmelze
CN1185228A (zh) * 1995-06-28 1998-06-17 西门子公司 具有熔融芯堆收集腔的核反应堆
RU2122246C1 (ru) * 1997-01-28 1998-11-20 Научно-исследовательский технологический институт Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
US20020044622A1 (en) * 1998-11-26 2002-04-18 Hans Alsmeyer Apparatus for catching and cooling a melt
JP2012194120A (ja) * 2011-03-17 2012-10-11 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置
US20120300893A1 (en) * 2011-05-25 2012-11-29 Kabushiki Kaisha Toshiba Core catcher
KR101233314B1 (ko) * 2011-09-20 2013-02-14 한국수력원자력 주식회사 다단식 피동형 원자로 노심 용융물 냉각장치

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20010060933A (ko) 1999-12-28 2001-07-07 이종훈 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치
KR100597723B1 (ko) * 2004-02-10 2006-07-10 한국원자력연구소 노심용융물 피동 냉각 및 가둠장치
KR101072799B1 (ko) 2009-05-26 2011-10-14 한국수력원자력 주식회사 노심 용융물 가둠 및 냉각장치
JP5306074B2 (ja) * 2009-06-25 2013-10-02 株式会社東芝 原子炉格納容器ドレンサンプ
KR20110037497A (ko) 2009-10-07 2011-04-13 한국수력원자력 주식회사 원자로 용기의 외벽 냉각장치
KR101072800B1 (ko) 2009-11-17 2011-10-14 한국원자력연구원 노심 용융물의 초기 냉각 안정화를 위한 노심 용융물 가둠 및 냉각장치
KR101376076B1 (ko) 2012-08-09 2014-03-19 한국수력원자력 주식회사 노외 노심용융물 냉각설비 희생 콘크리트 조성물 및 이의 제조방법

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4650642A (en) * 1985-11-21 1987-03-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat dissipating nuclear reactor with metal liner
DE4032736A1 (de) * 1990-10-15 1992-04-30 Kernforschungsz Karlsruhe Kuehleinrichtung im fundamentbereich eines kernreaktors zur kuehlung einer hypothetischen kernschmelze
DE4032736C2 (de) * 1990-10-15 1995-01-05 Kernforschungsz Karlsruhe Kühleinrichtungen im Fundamentbereich eines Kernreaktors zur Kühlung einer Kernschmelze in einem hypothetischen Störfall
CN1185228A (zh) * 1995-06-28 1998-06-17 西门子公司 具有熔融芯堆收集腔的核反应堆
RU2122246C1 (ru) * 1997-01-28 1998-11-20 Научно-исследовательский технологический институт Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
US20020044622A1 (en) * 1998-11-26 2002-04-18 Hans Alsmeyer Apparatus for catching and cooling a melt
JP2012194120A (ja) * 2011-03-17 2012-10-11 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置
US20120300893A1 (en) * 2011-05-25 2012-11-29 Kabushiki Kaisha Toshiba Core catcher
KR101233314B1 (ko) * 2011-09-20 2013-02-14 한국수력원자력 주식회사 다단식 피동형 원자로 노심 용융물 냉각장치

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108630326A (zh) * 2018-03-25 2018-10-09 哈尔滨工程大学 具有非能动导热功能的钢-砼组合结构及核安全壳
CN108630326B (zh) * 2018-03-25 2020-02-11 哈尔滨工程大学 具有非能动导热功能的钢-砼组合结构及核安全壳
CN110875097A (zh) * 2018-09-03 2020-03-10 韩国原子力研究院 熔融堆芯材料冷却装置
US10991469B2 (en) * 2018-09-03 2021-04-27 Korea Atomic Energy Research Institute Cooling apparatus for molten core material
WO2023070888A1 (zh) * 2021-10-29 2023-05-04 中广核研究院有限公司 燃料模块及其应用

Also Published As

Publication number Publication date
KR101606872B1 (ko) 2016-03-28
US10741294B2 (en) 2020-08-11
WO2016003159A1 (ko) 2016-01-07
US20170154692A1 (en) 2017-06-01
KR20160004727A (ko) 2016-01-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN106663479A (zh) 用于冷却堆芯熔体的多孔冷却块及包含所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却设备、使用所述多孔冷却块的堆芯熔体冷却方法
KR20050080667A (ko) 노심용융물 피동 냉각 및 가둠장치
KR20170104474A (ko) 수냉식-수변식 원자로 코어로부터의 용해물을 저장하여 냉각하는 시스템
TWI437578B (zh) Atomic furnace storage container drainage tank
KR20170104476A (ko) 핵원자로 코어 용해물의 저장 및 냉각
KR101665248B1 (ko) 피동 작동형 노외 노심 용융물 냉각장치
KR102422554B1 (ko) 원자로 노심 용융 열제거 및 원자로 노심 용융 열제거 관리 시스템
US6192097B1 (en) Device for retaining a hot melt in particular a core melt-through inside the spreading chamber of a nuclear reactor installation
US11227695B2 (en) Core catcher and boiling water nuclear plant using the same
KR19980086786A (ko) 우발적인 노심 용융에 따른 노심 회수장치가 내장된 용기를 가진 수형 원자로
WO2005076284A1 (en) Device and process for cooling molten core material released from a reactor vessel
JP2011163829A (ja) 炉心溶融物冷却構造
JP3263402B2 (ja) 原子炉容器用間隙構造物
KR101752215B1 (ko) 용융물 파편화를 위한 코어캐쳐.
CN105551537B (zh) 一种分层强制铺展的堆芯熔融物捕集器
CN105609146B (zh) 一种堆芯熔融物捕集器
KR101504217B1 (ko) 노심용융물의 피동 순차 냉각 장치 및 이를 구비하는 원전
ITTV950048A1 (it) Procedimento per la riparazione di forni per la fusione del vetro
JP6921767B2 (ja) 溶融炉心保持装置及び原子力施設
KR101278196B1 (ko) 수직공동을 이용한 용융된 원자로 연료봉을 처리하는 장치
KR101404954B1 (ko) 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템
KR100980494B1 (ko) 노저부의 가스누출방지 고로
KR100436978B1 (ko) 원자력발전소의 원자로 공동구조
WO2021002551A1 (ko) 증기폭발대처 성능이 향상된 원자력발전소
CN116598028B (zh) 一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Application publication date: 20170510

WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication