CN111386577B - 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 - Google Patents

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 Download PDF

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Abstract

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。

Description

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
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。
已知的冷却核反应堆活跃区熔体的方法[1]，包括在核反应堆外壳活跃区熔体破坏后确定，堆芯熔化碎片在反应堆容器中的位置，并根据从安装在核反应堆中的温度传感器接收到的信息来确定堆芯熔化的状态，向反应堆堆芯供应冷却剂，考虑到收到的信息，在反应堆容器熔化后增加或减少向反应堆堆芯供应冷却剂的体积，向反应堆堆芯供应冷却剂，向核反应堆堆芯供应冷却剂，同时考虑到核反应堆堆芯熔化元素的实际位置和状况。
一种实现方法[1]的已知系统，包括安装在核反应堆堆芯上方的第一组温度传感器、安装在核反应堆容器外部的第二组温度传感器、安装在核反应堆容器底部的第三组温度传感器、安装在熔体捕集器和核反应堆容器底部之间区域的第四组温度传感器，连接到控制设备。
该方法的缺点之一，以及为其实现的系统，是在高于1100℃的温度下，锆的活性氧化开始于氢的演化。这一过程中的温度从1200℃迅速上升到1800～2200℃及以上。这导致了安装在反应器容器内的温度传感器的破坏，并且，本质上，仅允许核的破坏开始的时刻，并且基于温度升高的数据和传感器故障的数据近似地定位破坏过程更快的区域。安装在堆芯上方反应堆容器内的温度传感器将在一段时间内指示蒸汽气体介质的温度(蒸汽/氢气混合物的温度)，该温度因堆芯内的循环过程而扭曲。由于堆芯设计的特殊性，这些传感器能够在相当长的时间内显示出相当可接受的温度，这使得蒸汽-气体混合物能够通过几个几乎独立的外围通道循环，这就导致了与她通道中的相似温度相比，对核心上方的气体蒸汽混合物的平均温度的显著低估。
该方法的另一个缺点，以及为实现该方法而设计的系统，安装在反应堆容器外表面的温度传感器不允许确定活跃区的状态，这是由于反应堆容器的热惯性和反应堆内部过程引起的温度场畸变，与联合循环对流、堆芯熔化、再辐射有关，以及其他热化学和热工水力过程。因此，安装在反应堆容器外表面的温度传感器可以检测到一些变化，但这一信息显然不足以确定活跃区的状态，特别是熔体的状态，而不涉及一回路和安全壳区介质参数的附加数据。
因此，对反应堆容器内活性区状态的外部控制不是一个独立的控制，不能单独起作用。
因此，由于缺乏有关反应堆容器内熔体状态和位置的可靠信息，通过向反应堆容器提供冷却液(水)来冷却熔体变得不可能，因为这不仅会导致蒸汽爆炸，而且还会导致安全壳的破坏，其结果将导致放射性裂变产物的释放超出核电站场地的边界。
所称发明的技术成果是提高核电站的安全性。核反应堆堆芯熔体的冷却效率。
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。
这一问题的解决是由于在冷却核反应堆活性区熔体的方法中，包括确定，根据本发明，在熔体破裂核反应堆堆芯的堆芯后，根据从温度传感器接收到的信息，确定堆芯熔融碎片的位置，并确定堆芯的穿透状态，冷却剂供应，增加或减少冷却剂供应量，在堆芯熔化物使堆芯破裂后，确定核反应堆容器的破坏程度和从核反应堆容器流出的熔化物进入存水弯合金的开始时间，然后，从核反应堆内壳装置的检查井和保护管块以预定的时间延迟将冷却剂送入熔体捕集器体内，然后确定在熔体镜表面上方形成渣帽的条件，确定了熔体表面结皮的开始时间，确定了气溶胶释放的终止时间，确定蒸汽吸附的完成时间和氢生成时间，确定熔体冷却过程的稳定时间和这些过程进入准静态模式的时间，然后，考虑密封容器容积中的介质的热物理参数来调节冷却剂供应量，然后考虑到反应器轴中的最小和最大水位来调节冷却剂供应量。
一种用于冷却核反应堆堆芯熔体的控制系统，包括连接到根据本发明的控制设备的温度传感器，此外，还包含安装在控制台农场下的液位计，该液位计沿着其外部水冷区域的熔体捕集器体安装，温度传感器分为第一组、第二组和第三组，第一组温度传感器安装在熔体捕集器体内的熔体镜上方，其工作体被导向熔体镜，第二组温度传感器安装在熔体捕集器本体和桁架控制台之间；第三组温度传感器安装在导板下方，同时，所有温度传感器和液位计组合在两个通道中，每个温度传感器的工作体上都有密封的限位开关，开关上盖有泄漏保护帽。
所要求保护的方法和原型之间的一个显著特征和基本区别是，当堆芯被破坏时，监测熔体陷阱的状态，而不是反应堆内空间，由于反应堆容器作为一部分(和整个第一回路作为一个整体)是一个发电系统，与安全壳(在正常运行期间强度和密度)相关，熔体捕捉器是一个内置于安全壳内的开放式能量产生系统，它允许安全壳内的监测和控制程序确保对熔体捕捉器的有效影响。
在内部反应器过程中，类似的程序不能影响压力室，是因为对初级回路的任何破坏，直至最大设计基础事故(主循环管在全断面破裂)，相对于压力夹套而言，反应堆室仍然是一个封闭系统，其特点之一是反应堆容器内相对于安全壳内压力存在一定的剩余压力，不允许通过改变安全壳内的工艺参数对反应堆容器内的工艺进行有效的间接间接控制。
要求保护的系统的一个显著特征是，温度传感器和液位传感器分为两个通道，安装在熔体捕集器体上，而不是在核反应堆的主体上，它允许在冷却核反应堆核心熔体的过程中进行控制和调节。
所要求保护的系统的另一个显著特征是，温度传感器相对于熔融镜安装在三个不同的水平，这确保每个通道接收到等效的特征信息。
索赔系统的另一个显著特征是，位于熔体捕集器体内或直接和间接熔体作用区域的所有温度传感器都有保护端盖，为其工作体提供热化学和气体动力保护。
所要求保护的系统的另一个显著特征是，温度传感器的所有限位开关都安装在防漏盖中，该防漏盖提供热机械保护，防止飞溅或少量熔融核心、液态混凝土及其组分喷射、小飞行物和气溶胶。
图1给出了冷却核反应堆堆芯熔化物的方法的流程图。
图2显示了一个用于冷却核反应堆活性区熔体的控制系统。
图3显示了温度控制传感器的保护-密封拖车和保护帽。
本发明的工作原理如下。
冷却核反应堆堆芯熔体的过程包括几个主要阶段：
·确定(1)核反应堆容器的破坏程度和熔体从核反应堆容器流出进入熔体捕集器的开始时间；
·从核反应堆堆内构件和保护管块的检查井以预定的时间延迟向(2)熔体捕集器体内供应冷却剂；
·在熔化镜表面上方形成渣帽的条件的测定(3)
·熔体表面结皮开始时间的测定(4)；
·气溶胶释放终止时间的测定(5)；
·蒸汽吸附和氢气形成完成时间的测定(6)；
·熔体冷却过程稳定时间的测定(7)；
·确定(8)这些过程进入准平稳模式的时间；
·增加或减少(9)冷却剂供应量，考虑密封安全壳容积中介质的热物理参数；
·考虑到反应器轴中的最小和最大水位，冷却剂供应量增加或减少(10)。
这个过程的实质如下。核反应堆堆芯熔化后，堆芯熔化物开始流到导流板上，并向下流入熔体捕集器。在这一过程之前，有两个事件决定了随后的控制措施：第一个事件是主冷却剂和冷却水从主系统和非主系统流向与装有熔体捕集器的反应堆轴相关的过滤室(在池池中)，第二种方法是首先加热熔体捕集器内部的空气，然后加热气体介质。例如，由于一回路管道破裂、主动安全系统随后失效和正常运行，或由于一回路管道破裂和核电厂完全断电而引起的第一次事件，首先导致冷却剂流出。然后将非能动安全系统中的水冷却到加压容积。这些水在过滤室和熔体捕集器体周围的反应堆竖井中形成一个结合水位，由安装在控制台下的一组液位计沿着熔体捕集器体在其外部水冷区进行诊断。水进入过滤室并进入反应堆竖井，通过位于底部的部分与之相连。液位计诊断熔体捕集器体周围出现的水，而位于三个液位的温度传感器显示在此期间熔体捕集器内的温度不超过400℃，这与反应堆容器中没有堆芯熔体有关。逐渐冷却的水从反应堆容器中沸腾出来，堆芯升温、坍塌、融化，流到反应堆容器底部。但即使在这种情况下，位于反应堆容器底部以下的温度传感器显示温度低于400℃，因为它们受到导板和桁架控制台的保护。来自加热箱的所有气体对流远高于温度传感器位于相对较冷的加热区域的位置，而该区域的温度由于过滤室内的水的准稳态温度而保持恒定。
当反应器压力容器被破坏时，发生以下过程：在第一阶段，熔体中的压力变化和具有一定量的液态氧化物的液态金属进入VLR填料，而第一、第二和第三组的温度传感器要么在400℃以上加热，要么被最终的熔体破坏，即是，都处于失败的状态。根据这些迹象中的两个：温度传感器过热或温度传感器失效(破坏)，确定(1)堆芯熔体开始从核反应堆容器进入熔体捕集器。事实上，根据这两个特征，还确定了反应器容器的破坏程度，进而确定了熔体从反应器容器进入熔体捕集器的分级流动，即：)液态金属首先流出，然后液体氧化物在一段时间后流出，这表明反应器容器的侧穿透存在；b)一个体积的整个熔体同时从反应器容器流出，这表明反应器容器底部的破坏。这两个条件都由从第一、第二和第三组的温度传感器获得的读数确定，即：
a)如果在反应堆容器损坏后，第一、第二和第三组的温度传感器显示温度超过400℃，之后温度继续缓慢上升，几小时后，例如2-3小时后，温度迅速上升，这意味着反应器容器的侧面穿透和熔体进入的两阶段过程(第一液态金属流出，然后液体氧化物流出)，因此，来自内部构件和保护管块的矿井的水被提供设计(预设)延迟，例如，延迟三至四小时，提供熔体溶解填料的确认，并且已经发生了夹杂物成分(上面的氧化物和底部的金属)的反转；
b)如果在反应堆容器损坏后，第一组、第二组和第三组的温度传感器显示温度超过400℃，之后温度立即开始均匀或逐步快速上升，这意味着存在一个熔体到达的一个阶段过程(将熔融金属与熔化的氧化物)，因此，来自内壳装置和保护管块的矿井的水在时间上更早地提供，从熔体到达的时刻大致在30分钟到1小时的范围内，因为填料足够快地溶解，并且金属和氧化物的反转在30分钟内迅速发生。
因此，根据第一、第二和第三组温度传感器的读数，打开用于延迟从核反应堆内壳装置的检查室和保护管块向熔融表面供水的定时器，然后(2)在熔融阱体内供应冷却剂。延迟时间可以从30分钟设置为4小时。考虑到来自反应器容器的熔体的氧化物部分的流出的持续时间(在反应容器的被破坏的侧面的孔中的两阶段喷射排出的情况下)确定延迟时间。此外，为了设定延迟时间，通常考虑到填料中牺牲钢的体积和牺牲氧化物的体积，这是将高温和化学侵蚀的核心熔体转移到稳定状态所必需的。这允许在不破坏熔体捕集器体的情况下冷却熔体，并且不受桁架控制台和导板热辐射的额外破坏。
确保熔体的被动安全性的一个重要点是其氧化物和金属组分的倒置，这是由于填料相对于金属熔体的氧化物部分的密度降低而熔化并溶解在芯液中时发生的。作为反转的结果，含氧化铀的部分熔体浮起，熔体的金属部分下降。熔体组分的反演可以解决两个问题：
1、为了确保从核心熔体通过熔体捕集器体到水的热流均衡，其中，位于熔融氧化物之上的钢熔体的位置区域中的初始热流分布的最大热流分布被平滑，并在含铀氧化物在钢熔体上堆焊后与陷阱体的高度对准。主要是由于氧化物熔体和金属熔体的热物理性质的不同，保证了反转后热通量的对齐。
2、用水直接冷却熔化镜，以抑制熔化的气溶胶活动和热辐射，从熔化镜到位于上方的捕集器本体设备，到桁架控制台和用堆芯和堆内构件碎片固定反应堆本体底部的导板。
在熔核和填料之间的相互作用过程中，在熔融反射镜上方形成了轻填料氧化物的渣帽。渣帽减少了开放的液态金属表面与水蒸气的相互作用，产生氢气。此外，针对上述设备，渣盖减少了来自熔化镜侧面的热辐射。当炉渣帽冷却时，在上面形成一层硬壳。利用第一组和第二组的温度传感器确定(3)渣帽和结壳的形成，这些传感器显示出周期性的温度波动，即：如果结壳尺寸增大，则会导致温度略微降低，如果结壳破裂，由于气体和气溶胶的释放，温度急剧上升。随后向熔体表面供水会降低其表面温度。位于熔体捕集器上三个级别中每一个级别的可工作温度传感器显示从内壳装置和保护管块的检查室开始向熔体表面供水后温度下降的数据。根据温度传感器位于三层的读数(以降低温度)，它们决定(4)气溶胶出口停止的时间，即：进入熔融表面的水阻止了气溶胶和热辐射的出口，也迅速冷却了位于上面的设备，并稳定其机械特性，因此，这会导致温度降低。
蒸汽吸附和氢气形成的完成时间由位于三个水平的温度传感器的读数确定(5)。这些读数与气溶胶释放停止和熔化镜开始水冷一致。
然后，根据所有可操作温度传感器的证明，确定(6)熔体冷却过程的稳定时间，并确定(7)这些过程向准稳态模式过渡的时间，即：如果温度传感器显示在熔体逐渐冷却过程中温度保持恒定，随后温度降低，则表明熔体存在一个稳定的冷却过程，其中，随着残余能量释放的减少，熔体的平均温度降低，其固定并从液相到固相。
反应堆容器底部和底部本身的剩余熔体也逐渐冷却。稳定和降温由温度传感器诊断，温度传感器位于第三层，显示导向板下蒸汽介质的温度。这些读数受到来自桁架控制台内部元件热表面和导板下平面的再辐射热通量的影响，再辐射越低，第三组传感器的温度越低，桁架控制台和导板表面越冷，温度越低导板和位于导板上的熔芯残余物。根据第三组温度传感器的读数，在内壳装置和保护管单元的检查井供水完成后(8)增加或减少熔体捕集器的供水量，即：如果内壳装置的检查室和保护管块停止供水后，温度开始升高，则向熔体捕集器体供水的体积增大，如果温度不升高，则向熔体捕集器体供水的体积减小或完全停止。
根据液位计(13)的读数，考虑到反应器轴中的最小和最大水位，它们增加或减少供水量(9)。水位与熔体捕集器本体法兰和桁架控制台底座所在的水位有关，即：如果水位低于壳体法兰的水位，则供水量增加，如果水位在桁架控制台底座的水位，则供水量减少或完全停止水流入熔体捕集器体内。
如图2和图3所示，用于冷却核反应堆活跃区熔体的控制系统包括第一、第二、第三组温度传感器(10、11、12)和一组液位传感器(13)，组合在两个通道(14)中，并连接到控制设备(15)，在每个温度传感器的工作体(16)上，安装密封的限位开关(17)，并由泄漏保护帽(18)关闭，第一组温度传感器(10)安装在熔体捕集器(21)的主体(20)内的熔体镜(19)上方，其工作体(16)被导向熔体镜(19)，所述第二组温度传感器(11)安装在熔体捕集器(21)的主体(20)和桁架控制台(22)之间，第三组温度传感器(12)安装在导板(23)下面，一组液位计(13)安装在桁架控制台(22)下方，沿着其外部水冷区内的熔体收集器(21)的主体(20)安装。
在反应器容器(24)的破坏时刻，活性区的熔体(25)在静水压力和过大压力的作用下开始流入熔体捕集器(21)的内壳(20)并与填料(26)接触。
填料(26)提供了在夹杂物(21)内的球状熔体(25)的体积分散，并用于额外地氧化真皮及其稀释，以减少能量的体积，并增加能量产生的真皮与熔陷器(21)的外层的传热表面，同时也有助于创造条件，使含燃料的部分真皮上升到钢层以上。填料(26)可以由钢和含有铁、铝、锆氧化物的氧化物组成，其通道不仅在圆柱形部分，而且在底部锥形体积中重新分布真皮。
钢和氧化物部件在圆柱形筒中完成。常，所述填料至少包括安装在所述陷波器本体底部的第一筒、位于所述第一筒上方的第二筒和安装在所述第二筒上方的第三筒。第三个筒又可以由若干个彼此顶部安装的盒式筒组成。
实际上，三组温度传感器(10、11、12)安装在三个水平面上，而第一组温度传感器(10)安装在熔体捕捉器(21)的主体(20)内，第二组和第三组温度传感器(11、12)设置在熔体捕捉器(21)的主体(20)上方。
第一组温度传感器(10)位于离熔化镜(19)和渣帽(27)最近的距离处，提供温度控制。在这些温度传感器之上的是热保护(28)，它提供了对流动的熔体和飞行物体的影响的保护。这些温度传感器(10)的工作体(16)朝向熔体(25)。第一组温度传感器(10)在存水弯(21)的主体(20)中形成熔体的反射镜(19)后停止工作，因为此时来自熔体反射镜(19)侧面的热辐射开始从下方(28)熔化热屏蔽。熔融镜的温度升高到热保护的熔融温度表明，在这个时间点上，熔融体和填料之间发生了反应，此外，通过捕集器的主体向冷却剂的热传递以及热传递也发生了准稳态模式的转变辐射上游元件的设备的疏水阀(21)的熔体、桁架控制台(22)和导板(23)。
安装在熔体捕集器本体(20)和桁架控制台(22)之间的第二组温度传感器(11)也提供温度控制。这些温度传感器(11)位于不受热屏蔽和热屏蔽保护的区域内。第二组温度传感器(11)根据堆芯熔体从反应堆容器进入熔体捕集器的性质而工作：例如，钢液的快速非轴对称流入，约为30～60秒，质量约为60-100吨，或在一定量的钢水混合物中缓慢地非轴对称地流入熔融液体氧化物，例如2-3～三小时，重约90—130吨，第二组的一些温度传感器部分熔化(失效)。但是一些温度传感器(11)即使在完成来自反应器容器的熔体轴对称流出之后仍能继续工作，这对于第二组传感器的可操作性来说是最困难的。根据这些温度传感器的读数，确定了最重要的参数之一——反应堆容器底部开始破坏的时间，即实际上，熔体开始流出的时间，以及熔体表面或其外壳上方蒸汽气体介质的随后状态。基于这些数据，定时器被激活，以自动提供具有预定延迟的冷却液。冷却液从堆内构件的检查轴和保护管块供应到疏水阀体内，以冷却渣帽及其下方的堆芯熔化镜。
安装在离反应堆容器(20)最近距离处的第三组温度传感器(12)也提供温度控制。这些温度传感器(12)安装在位于导向板(23)下的受保护的冷却区内，并且在冷却存水弯体内的活性区熔体的整个过程中保持工作。根据这些传感器(12)的读数，确定了最重要的参数之一——反应堆容器底部开始破坏的时间，即熔体开始流出的时间以及熔体表面上方蒸汽气体介质的随后状态。基于该数据，定时器被激活，以自动提供具有预定延迟的冷却液。冷却液从内部外壳装置的检查轴和保护管单元供应到疏水阀体内，以冷却堆芯熔化物。此外，根据这些传感器的读数，记录在熔化镜表面上方形成渣帽的情况，确定在熔化镜表面形成结壳的开始时间，接收到关于气溶胶释放终止和蒸气吸附和氢形成过程完成的信息。
一组液位计(13)至少安装在位于外壳(20)冷却区的熔体收集器(21)外壳(20)外部的两个外部液位上，用于控制反应堆轴中的冷却剂液位。这组液位计(13)位于桁架控制台(22)下的受保护冷却区域。根据液位计(13)的读数，确定反应堆轴上有水的海湾的水位，即疏水阀冷却系统的设计功能由这些读数确定，或调整该系统的运行。
上述冷却核反应堆活性区熔体的方法和冷却核反应堆活性区熔体的控制系统的应用，使得通过消除熔体镜上的热负荷而提高冷却核反应堆活性区熔体的效率成为可能，反过来，完全消除了熔体除热过程中蒸汽爆炸的可能性，从而提高了核电站的安全性。
参考文献：
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Claims (2)

1.一种冷却核反应堆堆芯熔化物的方法，包括在堆芯熔化物使核反应堆容器的堆芯破裂后，确定熔化的堆芯碎片的位置，并根据从温度传感器接收到的信息确定堆芯穿透状态，向熔体捕集器提供冷却剂和调整冷却剂供应量，其特征在于，在核反应堆容器的堆芯被堆芯熔化物破坏后，确定核反应堆容器的破坏程度和熔体从核反应堆容器流出进入熔体捕集器壳体中的开始时间，然后，从核反应堆内壳装置的检查井和保护管块以预定的时间延迟将冷却剂送入熔体捕集器壳体内，然后确定在熔体镜表面上方形成渣帽的条件，确定熔体表面结皮的开始时间，确定气溶胶释放的终止时间，确定蒸汽吸附的完成时间和氢生成时间，确定熔体冷却过程的稳定时间和熔体冷却过程进入准静态模式的时间，然后，考虑安全壳容积中的介质的热物理参数来调节冷却剂供应量，然后考虑到反应堆室中的最小和最大水位来调节冷却剂供应量。
2.一种用于实施根据权利要求1所述的冷却核反应堆堆芯熔化物的方法的控制系统，所述控制系统包含连接到控制设备的温度传感器，其特征在于：所述控制系统还包括安装在桁架控制台下的液位传感器，该桁架控制台沿着其外部水冷区域内的熔体捕集器壳体；温度传感器分为第一组、第二组和第三组；第一组温度传感器安装在熔体捕集器壳体内的熔体镜上方，其工作体朝向熔体镜；第二组温度传感器安装在熔体捕集器壳体和桁架控制台之间；第三组温度传感器安装在导板下方；所有温度传感器和液位传感器组合在两个通道中，每个温度传感器的工作体上都有密封的限位开关，限位开关上盖有泄漏保护帽。
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