CN115565707A - 堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法，安全壳滞留系统，所述滞留系统包括收集体，所述收集体设置于反应堆压力容器下方的堆腔内，所述收集体与反应堆压力容器下方的堆腔之间的空隙区域为冷却区；所述收集体包括耐高温的容纳容器和设置于所述容纳容器内的牺牲材料；所述牺牲材料包括设置于所述容纳容器内的钢筋、浇筑成型的氧化组分以及添加剂。扩大了企业购买堆芯捕集器的选择范围。

Description

堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法

技术领域

本发明涉及原子能工业技术领域，具体涉及核反应堆的安全系统技术领域，更具体涉及一种核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法。

背景技术

核反应堆在发生堆芯熔化并且熔穿压力容器严重事故后，高温熔融物喷出，流入到安全壳内，由于衰变热的存在，安全壳混凝土将会发生分解熔化，最后导致安全壳失效，放射性物质泄漏到环境中去。为了避免该情况，国际上提出了堆芯捕集器安全策略，其布置在压力容器下方，将从压力容器中喷出的高温熔融物收集在堆芯捕集器内，然后通过内外部冷却的方式将熔融物冷却滞留在堆芯捕集器内，防止安全壳熔穿事故发生。

当前国际上已经应用的堆芯捕集器的结构类型主要有以下几类。第一类为俄罗斯VVER-1000机组，其在中国和印度的VVER-1000核电厂采用坩埚型堆芯捕集器，坩埚内装有牺牲材料，其作用是与熔融物发生反应，降低熔融物的温度，氧化熔融物的金属成分，减少裂变产物的释放等等，最终通过外部冷却和熔池注水冷却堆芯捕集器内的熔融物。该种熔融物捕集器的优点为结构简单，占地面积小。第二类为欧洲的EPR机组，其在中国的EPR三代核电站中应用，其堆芯捕集器包含一个预捕集器和扩展盘捕集器，预捕集器和扩展盘捕集器上都铺设牺牲材料，其作用也是与熔融物发生反应，降低熔融物的粘度和固相线温度，增加熔融物的流动性，最终熔融物在扩展盘捕集器内通过注水冷却。该种捕集器需要在安全壳内预留很大的占地面积用于熔融物的冷却。其他还包括韩国的EU-APR1400机组，其熔融物捕集器集合了欧洲EPR和俄罗斯VVER-1000的特点，采用新型牺牲材料，其牺牲材料的作用与俄罗斯类似，最终通过顶部注水和底部水的自然对流进行冷却。

发明内容

本发明的目的在于提供一种核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统及收集体的参数设计方法，提出了一种不同于现有的堆芯捕集器的结构，扩大了企业购买堆芯捕集器的选择范围。

第一方面，本发明提供一种核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，包括收集体，所述收集体设置于反应堆压力容器下方的堆腔内，所述收集体与反应堆压力容器下方的堆腔之间的空隙区域为冷却区；

所述收集体包括耐高温的容纳容器和设置于所述容纳容器内的牺牲材料；所述牺牲材料包括设置于所述容纳容器内的钢筋、浇筑成型的氧化组分以及添加剂。

采用上述技术方案，一方面，熔融物在收集体内与牺牲材料充分相互作用，降低熔融物的粘度和温度，氧化熔融物中的金属Zr，减少裂变产物的释放和防止局部临界，最终滞留在收集体内，将发生严重事故造成的伤害降低到最低；另一方面，扩大了堆芯捕集器的选择范围。

第二方面，本发明提供一种核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系中所述收集体的参数设计方法，

所述氧化组分的体积计算如下：

m_Fe2O3＝c_Fm’_Fe2O3

m_Ir＝m_Fe2O3/C_Fe

m_Al2O3＝c_Am’_Al2O3

m_ce＝max(m’_ce,m”_ce)

V_ox＝m_Ir/ρ_Ir+m_ce/ρ_ce

其中m_Zr为堆芯熔融物中金属Zr的质量，m’_Fe2O3为所需Fe₂O₃的最小质量，C_F为安全裕量值，C_Fe为高品位铁矿石中Fe₂O₃含量，m_Ir为高品位铁矿石的质量，m_UO2为熔融物中UO2的质量，m_ZrO2为熔融物中ZrO₂的质量，m’_Al2O3为所需Al2O3的最小质量，ρ_i为密度(i＝UO2，ZrO₂，Al₂O₃，不锈钢，铁矿石，高铝水泥)，C_A为安全裕量值，C_Al为高铝水泥中Al₂O₃含量，m’_ce为平衡密度所需高铝水泥的质量，m”_ce为泵送混凝土所需高铝水泥的质量，m_ce为最终所需高铝水泥的质量，V_ox为牺牲材料中氧化组分的体积；

优选地，所述钢筋和所述牺牲板统称为牺牲钢材，所述牺牲钢材的体积计算方法如下：

Q_1吸＝(m_Ir+m_ce)q₁(kJ)

Q_2吸＝(m_Ir+m_ce)q₂(T-298)(kJ)

Q_3吸＝m_C q₃(T-298)(kJ)

Q_4吸＝m_C q₄(kJ)

Q_1放＝m_Zrq_Zr

Q_2放＝q_衰t

V_c＝m_c/ρ_Me

其中：m_Ir为高品位铁矿石的质量，m_ce最终所需高铝水泥的质量，m_c为所需牺牲钢材的质量，q₁为每kg牺牲钢材混凝土分解吸热量，q₂为每kg牺牲材料混凝土组分温升吸热量，q₃为牺牲钢材的比热值，q₄为牺牲钢材的熔化潜热，q_Zr为氧化每kg金属Zr释放的热量，q_衰为衰变热功率，t为时间，V_c为牺牲钢材的体积；

优选地，所述容纳容器的体积为：V₈＝V_corium+V_OX+V_c+V₀

其中：V_corium为理论计算下堆芯熔融物的总体积，V_OX为氧化组分的体积，V_c为牺牲钢材的体积，V₀为安全裕量体积。

采用上述技术方案，为实际应用提供了理论基础，确保能够完全杜绝堆芯熔融物的释放，防止安全壳熔穿事故发生。

附图说明

图1为实施例中核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统的俯视图；

图2为实施例1中沿D-D的截面图。

其中：1-连接结构；2-支撑结构；3-反应堆压力容器下方的堆腔；4-缓冲台；5-流通圆环台；6-支撑钢梁；7-支撑圆环台；8-容纳容器；9-收集体侧面牺牲材料；10-牺牲板；11-添加剂；12-收集体底部牺牲材料；13-收集体支撑结构；14-堆腔底面混凝土。

具体实施方式

为了使本发明所要解决的技术问题、技术方案及有益效果更加清楚明白，以下对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

需要说明的是，当元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件，它可以直接在另一个元件上或者间接在该另一个元件上。当一个元件被称为是“连接于”另一个元件，它可以是直接连接到另一个元件或间接连接至该另一个元件上。

此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。“若干”的含义是一个或一个以上，除非另有明确具体的限定。

在本发明的描述中，需要理解的是，术语“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。

在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

由于现有已经应用于实际生产中的堆芯捕集器的结构类型太少，导致企业购买时选择的范围太窄。

基于上述原因，本发明的发明人提供一种不同于现有堆芯捕集器的结构，采用不同结构的收集体，使得熔融物在收集体内与牺牲材料充分相互作用，降低熔融物的粘度和温度，氧化熔融物中的金属Zr，减少裂变产物的释放和防止局部临界，最终滞留在收集体内。

如图1所示，本发明提供一种核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统。如图1所示，所述滞留系统包括收集体，所述收集体设置于反应堆压力容器下方的堆腔3内，所述收集体与反应堆压力容器下方的堆腔3之间的空隙区域为冷却区；

所述收集体包括耐高温的容纳容器8和设置于所述容纳容器8内的牺牲材料；所述牺牲材料包括设置于所述容纳容器8内的钢筋、浇筑成型的氧化组分以及添加剂11。

所述收集体为所述安全壳滞留系统的核心部件，牺牲材料为与堆芯熔融物发生反应的主要材料，主要具有以下几方面的作用，1.氧化堆芯熔融物中Zr金属，防止后期Zr金属与水发生反应产生大量氢气。2.吸收热量，降低整个堆芯熔融物的温度。3.使熔融池保持不分层或者氧化层在上和金属层(不锈钢)在下的分层状态，防止后期水与不锈钢金属发生蒸汽爆炸等。4.起到初期隔热作用，堆芯熔融物在高温下就与容纳容器8直接接触，导致容纳容器8变形损害。

本发明中，所述容纳容器8的制作材料可以为任何密封性良好的材料制成，比如不锈钢等，本发明不对所述容纳容器8的制作材料作具体的限定。

本发明中，所述氧化组分至少包括高铝水泥、高品位铁矿石以及沙子。

本发明中，所述钢筋和浇注成型的氧化组分可以设置于所述容纳容器8内的任何位置。为了使得氧化组分能够被牢牢固定且抗冲击能力更好，如图1所示，可以将钢筋编制成网状结构，且将氧化组分直接浇筑于网状结构中，使得两者形成一体，降低了施工成本和提高了施工效率。

本发明中，所述添加剂11主要是为了防止高温熔融物局部重返临界和减少放射性元素的释放。其中，所述添加剂11包括但不限于防止高温熔融物局部重返临界的中子毒物Gd等和减少放射性元素的释放的非放射性同位素Ba和Sr等。

本发明中，为了增加所述容纳容器8的底部在使用过程中的固定稳定性，如图1所示，所述容纳容器8可以通过收集体支撑结构13与所述反应堆压力容器下方的堆腔3的腔壁实现固定连接。

如图1所示，所述收集体支撑结构13包括托盘状结构，托盘状结构的托举面的形状与所述容纳容器8的底面相适配。所述托盘状结构可以通过在其底部设置的支撑脚实现与腔体的腔壁固定连接。

本发明中，所述收集体支撑结构13也可以为其它能够实现支撑所述容纳容器8的结构，比如：上面开设有若干传热孔的托盘状结构，开设有若干传热孔的托盘状结构通过在其底部设置的支撑脚实现与堆腔底面混凝土14固定连接；再比如：直接在所述容纳容器8的底部上设置若干支撑柱，支撑柱与堆腔底面混凝土14固定连接。

本发明中，为了增加熔融物与牺牲材料相互作用面积，可以在所述牺牲材料上开设若干孔。所述孔的孔径可以为200～300mm，所述孔的深度可以为200～300mm，任意相邻两个所述孔之间的距离可以为150～200mm，需要说明的是，此处的距离是指两个相邻的孔上距离最近的两个点之间的直线距离。

本发明中，为了提高所述添加剂11与所述堆芯熔融物的接触几率，以及及时防止堆芯熔融物局部重返临界和减少放射性元素的释放，可以将所述添加剂11密封于所述孔中或是将密封后放置于孔中，具体方式根据实际应用选择。

如图1所示，所述氧化组分和所述钢筋沿所述容纳容器8的侧面和底面分布，所述上述孔开设于沿所述容纳容器8的底面分布的牺牲材料上。

为了使得所述添加材料分布均匀和尽可能多分布，达到更好的效果，如图1所示，所述容纳容器8的底部可以向中心倾斜。倾斜角度可以为10～15°，即可处理泄露量的堆芯熔融物。

在一种可能的实施方式中，如图1所示，为了进一步提高处理堆芯熔融物的效果，使得堆芯熔融物尽可能被处理掉。所述牺牲材料还可以包括牺牲板10，所述牺牲板10可以横向或纵向或倾斜安置于氧化组分浇筑后形成的腔体内。在所述容纳容器8的底部倾斜设置的情况下，采用纵向的安置方式，有利于施工，并且所述容纳容器8底部的堆芯熔融物能够参与反应。

在一种可能的实施方式中，如图1所示，所述牺牲板10的下端穿过所述钢筋和氧化组分与所述容纳容器8连接，所述牺牲板10未置于所述钢筋和氧化组分中的部分开设有若干连通孔洞，避免堆芯熔融物流通，避免局部堆积过多。

如图1所示，为了使得堆芯熔融物快速分散，若干所述连通孔洞邻近所述容纳容器8的中心。本发明中，所述连通孔洞的尺寸可以为500×1000mm。

在一种可能的实施方式中，为了承受堆芯熔融物的热冲击，并将堆芯熔融物导入至所述收集体内，同时通过堆芯熔融物初步与牺牲材料相互作用，降低熔融物的粘度和温度。如图1所示，所述收集体上连接有受冲击体。

本发明中，所述受冲击体包括与反应堆压力容器下封头结构相适配的连接结构1。合适地，所述连接结构1由所述牺牲材料制成。具体的，所述连接结构1由所述氧化组分制成。

在一种可能的实施方式中，如图1所示，所述受冲击体还包括用于支撑连接结构1的支撑结构2；所述支撑结构2连接所述收集体。

本发明中，如图1所示，所述支撑结构2包括支撑钢板、支撑钢梁6以及支撑圆环台7。

如图1所示，所述支撑钢板的一端固定于所述反应堆压力容器下方的堆腔3的腔壁上且其另一端固定于所述连接结构1上；用于增加牺牲材料的强度。

如图1所示，所述支撑钢梁6的一端固定于所述反应堆压力容器下方的堆腔3的腔壁上且其另一端固定于所述支撑圆环台7上；所述支撑钢梁6的上端与所述连接结构1接触或连接，所述支撑钢梁6的下端与所述收集体接触或连接；此处的连接可以是通过连接件连接也可以是焊接。所述支撑圆台圆环台用于连接所述支撑钢梁6和所述收集体内的牺牲板10。

本发明中，所述支撑圆环台7上设置有至少一个阻尼器，用于减小堆芯熔融物对所述收集体及其支撑结构2的冲击。

如图1所示，所述支撑圆环台7内套设有流通圆环台5。如图1所示，所述流通圆环台5上端口设置有缓冲台4。

在一种可能的实施方式中，如图1所示，所述冷却区指所述容纳容器8外壳与堆腔之间的区域。所述冷却区包括侧面冷却通道和底部冷却通道。在核反应堆正常运行时，所述冷却区内不通水，一旦发生严重事故，冷却介质通过非能动方式，注入至所述冷却区内，所述收集体内的衰变热通过所述容纳容器8外壳传递至冷却介质中，同时淹没后，衰变热从顶部传递至冷却介质中，冷却介质吸收热量后变成气态，气态的冷却介质沿着腔体内侧面与滞留装置之间的空隙排出。

所述的侧面冷却通道是指所述容纳容器8与堆腔侧面混凝土之间的区域，所述的底部冷却通道是指所述容纳容器8外壳与堆腔底部混凝土之间的区域。冷却区大小通过冷却介质自然循环能力和冷却介质本身的冷却能力进行计算。

本发明中，所述冷却区内设置有冷却介质喷射管，所述冷却介质喷射管连通有能非能动启动的冷却介质储存箱。为了使得冷却效果更好，所述冷却介质喷射管的倾斜角度可以设置为15～30°。

如本文所用，所述衰变热是指收集体内堆芯熔融物中的铀和其他裂变产物衰变释放的热量。

本发明中，所述冷却介质可以为吸收热量后能够汽化或升华且绿色环保的任何液体介质或固体介质。本发明不作具体的限制。

本发明公开的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统的工作原理如下：如图1所示，在核反应堆正常运行工况下，所述冷却区内部没有冷却介质，冷却介质可以为水，当核反应堆发生严重事故后，冷却介质储存箱非能动启动，将冷却介质释放至反应堆压力容器下方的堆腔3内。

温度高达2600℃以上的堆芯熔融物反应堆压力容器中喷出，冲击在受冲击体的连接结构1上，由于连接结构1由牺牲材料制成，因此可大大降低施工成本和提高施工效率。

堆芯熔融物与连接结构1相互作用，并在连接结构1的导流下，汇集在缓冲台4上。在高温作用下，缓冲台4迅速被熔穿，堆芯熔融物通过流通圆环台5进入收集体内。堆芯熔融物进入收集体底部后，熔化布置在收集体底部的添加剂11的包装层，本实施例中将添加剂11密封于钢管中，因此熔化的是钢管，与钢管中的添加剂11反应，添加剂11中非放射元素Ba和Sr，可增大放射性Ba和Sr的蒸汽分压，大大降低放射性Ba和Sr的释放。添加剂11中的Gd为中子毒物，可防止堆芯熔融物冷却过程中局部重返临界。后堆芯熔融物与收集体底部牺牲材料12相互作用。随着熔融物量的增加，熔融物穿过牺牲板10的流通孔，在流通孔之间流动。熔化牺牲板10，使支撑圆环台7、流通圆环台5等发生坍塌进入收集体内，同时在熔融物数量增加下，熔融物开始与收集体侧面牺牲材料9相互作用。牺牲材料中的氧化组分氧化熔融物中的Zr金属，并实现熔融池呈现金属相在下，氧化相在上。牺牲板10熔化吸热，降低熔融物的温度和降低熔融池的粘度。熔融物的热量通过容纳容器8将倒入到冷却介质中，冷却介质通过蒸发带走热量，最终将熔融物滞留在收集体中。

本实施例还公开了关于所述收集体的参数设计方法，具体如下：

氧化组分的制备，根据牺牲材料研发结果，牺牲材料中的氧化组分可制备成泵送混凝土，其塌落度在100～145mm之间，满足泵送混凝土的要求。

收集体包括容纳容器以及其内部布置的牺牲材料。收集体的设计包括钢制容器容积的设计，牺牲材料中氧化组分体积设计，牺牲材料中钢筋和钢板的总体积设计，最终使得收集体满足堆芯熔融物安全滞留系统的各项功能需求。

收集体的收纳容器一方面需要容纳所有的堆芯熔融物，另一方面需要在其底部和侧面，以及收集体支撑结构中布置牺牲材料，能够容纳堆芯熔融物与牺牲材料相互作用后的最终熔融物，并且留有余量。

核反应堆发生堆芯熔化研究事故后，根据理论计算可以得到堆芯熔融物的总质量m_corium和总体积V_corium，以及金属Zr的质量m_Zr。

在堆芯熔融物安全滞留系统中，收集体内的牺牲材料主要发挥以下几方面的作用，一氧化堆芯熔融物中Zr金属，防止后期Zr金属与水发生反应产生大量氢气。二是吸收热量，降低整个堆芯熔融物的温度。三是使熔融池保持不分层或者氧化层在上金属层(不锈钢)在下的分层状态，防止后期水与不锈钢金属发生蒸汽爆炸等。四是起到初期隔热作用，防止堆芯熔融物在高温下就与容纳容器直接接触，导致容纳容器变形损害。

(1)牺牲材料中氧化组分的体积计算方法

本专利的牺牲材料氧化组分主要采用高品位铁矿石、高铝水泥和少量的沙子组成。氧化堆芯熔融物中的Zr金属，主要是利用牺牲材料氧化组分中的Fe₂O₃，Zr与Fe₂O₃主要发生以下反应：

3Zr+2Fe₂O₃—3ZrO₂+4Fe

根据Zr金属的质量，牺牲材料氧化组分中Fe₂O₃的最小质量为：

通常无法保证Fe2O3能够完全发生反应，需提供一个安全裕量，则实际需要Fe₂O₃的质量为：m_Fe2O3＝cFm’_Fe2O3，其中C_F为安全裕量值，大于1。而牺牲材料氧化组分中的Fe2O3来源于高品位铁矿石，高品位铁矿石中Fe2O3含量为C_Fe，则高品位铁矿石的含量m_Ir＝m_Fe2O3/C_Fe。

同时牺牲材料氧化组分中的Al₂O₃主要用于降低最终熔融物中氧化相的密度，防止最终熔融物发生分层(金属层不锈钢在上，氧化层在下)。文献研究表明两种互不相溶的液体中密度大的液体会加速渗入密度小的液体，密度大的液体的加速度为a＝g(ρ₁-ρ₂)/ρ₁，ρ₁为密度大的液体，ρ₂为密度小的液体，g为重力及速度，当两种液体的密度相差达到50kg/m³时，两种液体之间的相对速度达到0.35m/s，该密度差为分层翻转的最低密度差。要求最终熔融物中氧化物的密度与不锈钢的密度之差小于50kg/m³，使最终熔融池呈现不分层或者氧化层在上的分层状态。

最终熔融物的氧化相主要包含UO₂，ZrO₂，Al₂O₃等。其混合物密度近似为：

其中m_i和ρ_i分别为质量和密度，其中i＝UO₂，ZrO₂，Al₂O₃。

假设不锈钢的密度为ρ_Me，Al₂O₃的加入需要满足：

ρ_ox-ρ_Me≤50

则：

根据实际情况，Al₂O₃的加入也需要提供一个安全裕量，则实际需要Al₂O₃为：m_Al2O3＝c_Am’_Al2O3，其中C_A为安全裕量值，大于1。牺牲材料氧化组分中的Al₂O₃来源于高铝水泥，高铝水泥中Al2O3含量为C_Al，则高铝水泥的含量为

牺牲材料氧化组分需达到泵送混凝土以及强度的要求，在此要求中水泥的最低含量m”_ce。

取两者的最大值，则为牺牲材料氧化组成中高铝水泥的含量。

m_ce＝max(m’_ce,m”_ce)

最终，牺牲材料氧化组分体积近似为V_ox＝m_Ir/ρ_Ir+m_ce/ρ_ce。

(2)牺牲材料中牺牲钢材(钢筋和牺牲板统称为牺牲钢材)的体积计算方法

在堆芯熔融物安全滞留系统中，堆芯熔融物与牺牲材料相互作用后，需要降低体系的温度，即要求体系处于热量平衡甚至吸热的状态。体系中的吸热主要包括牺牲材料氧化组分的分解吸热、各组分的温升吸热、熔化潜热等。而体系中的放热量主要包括反应热和衰变热。

实验研究表明固化后的每kg牺牲材料混凝土在从25℃升温至1400℃分解熔化的过程中，吸收热量为q₁(kJ/kg)。则Q_1吸＝(m_Ir+m_ce)q₁(kJ)。

实验研究表明每kg牺牲材料混凝土组分温升吸热量为q₂(kJ/kgK)，则Q_2吸＝(m_Ir+m_ce)q₂(T-298)(kJ)。

牺牲钢材的比热值为q₃(kJ/kgK)，则牺牲钢材温升的焓升为Q_3吸＝m_C q₃(T-298)(kJ)。

牺牲钢材的熔化潜热为q₄(kJ/kg)，则牺牲钢材的熔化潜热为Q_4吸＝m_C q₄(kJ)。

放热的反应热主要为Fe₂O₃氧化Zr金属产生热量，Q_1放＝m_Zrq_Zr，其中q_Zr(kJ/kg)为氧化每kg金属Zr释放的热量。

假设衰变热功率为q_衰，则Q_2放＝q_衰t，t为时间，堆芯熔融物释放到安全安全滞留系统中的时间，该时间可以理解为，在此时间范围内，堆芯熔融物安全滞留系统不需要任何外界干扰，能够维持完整性。

根据吸放热平衡：Q_1吸+Q_2吸+Q_3吸+Q_4吸＝Q_1放+Q_2放，即可计算出牺牲钢材的质量m_c。

因此牺牲钢材的体积为V_c＝m_c/ρ_Me。

(3)收集体容纳容器的容积计算方法

收集体容纳容器需要容纳最终所有的熔融物，包括堆芯熔融物和吸收材料等。其体积为：

V₈＝V_corium+V_OX+V_c+V₀

V₀为安全裕量体积，防止安全滞留系统的受冲击区部分材料跌落至收集体中，其根据热工和力学等分析结果进行相应的设计。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述滞留系统包括收集体，所述收集体设置于反应堆压力容器下方的堆腔内，所述收集体与反应堆压力容器下方的堆腔之间的空隙区域为冷却区；

所述收集体包括耐高温的容纳容器和设置于所述容纳容器内的牺牲材料；所述牺牲材料包括设置于所述容纳容器内的钢筋、浇筑成型的氧化组分以及添加剂。

2.根据权利要求1所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述钢筋呈网状结构分布，所述氧化组分浇筑于所述钢筋形成的网状结构中；优选地，所述氧化组分至少包括高铝水泥、高品位铁矿石以及砂子。

3.根据权利要求1所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述容纳容器的底部向中心倾斜；优选地，倾斜角度为10～15°。

4.根据权利要求1所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述牺牲材料中的钢筋和氧化组分均分布于所述容纳容器的底部和侧面；优选地，分布于所述容纳容器底部的氧化组分上开设有若干孔；优选地，所述孔的孔径为200～300mm；优选地，所述孔的深度为200～300mm；优选地，任意两个相邻所述孔之间的距离为150～200mm；优选地，所述添加剂设置于所述孔中；优选地，所述添加剂包括非放射性元素Ba、Sr和Gd。

5.根据权利要求4所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述牺牲材料还包括牺牲板，所述牺牲板的下端穿过所述钢筋和氧化组分与所述容纳容器连接，所述牺牲板未置于所述钢筋和氧化组分中的部分开设有若干连通孔洞；优选地，所述连通孔洞邻近所述容纳容器的中心；优选地，所述连通孔洞的尺寸为500×1000mm。

6.根据权利要求1-5任一项所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述收集体上连接有受冲击体，所述受冲击体包括与反应堆压力容器下封头结构相适配的连接结构；优选地，所述连接结构由所述牺牲材料制成。

7.根据权利要求6所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述受冲击体还包括用于支撑连接结构的支撑结构；所述支撑结构连接所述收集体。

8.根据权利要求7所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述支撑结构包括支撑钢板、支撑钢梁以及支撑圆环台；

所述支撑钢板的一端固定于所述反应堆压力容器下方的堆腔的腔壁上且其另一端固定于所述连接结构上；

优选地，所述支撑钢梁的一端固定于所述反应堆压力容器下方的堆腔的腔壁上且其另一端固定于所述支撑圆环台上；所述支撑钢梁的上端与所述连接结构接触或连接，所述支撑钢梁的下端与所述收集体接触或连接；

优选地，所述支撑圆环台上设置有至少一个阻尼器；

优选地，所述支撑圆环台内套设有流通圆环台；优选地，所述流通圆环台上端口设置有缓冲台。

9.根据权利要求1所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系统，其特征在于，所述冷却区内设置有冷却介质喷射管，所述冷却介质喷射管连通有能非能动启动的冷却介质储存箱；优选地，所述冷却介质喷射管的倾斜角度为15～30°。

10.一种如权利要求5-8任一项所述的核反应堆严重事故下堆芯熔融物安全壳滞留系中所述收集体的参数设计方法，其特征在于，所述氧化组分的体积计算如下：

m_Fe2O3＝c_Fm’_Fe2O3

m_Ir＝m_Fe2O3/C_Fe

m_Al2O3＝c_Am’_Al2O3

m_ce＝max(m’_ce,m”_ce)

V_ox＝m_Ir/ρ_Ir+m_ce/ρ_ce

其中m_Zr为堆芯熔融物中金属Zr的质量，m’_Fe2O3为所需Fe₂O₃的最小质量，C_F为安全裕量值，C_Fe为高品位铁矿石中Fe₂O₃含量，m_Ir为高品位铁矿石的质量，m_UO2为熔融物中UO₂的质量，m_ZrO2为熔融物中ZrO₂的质量，m’_Al2O3为所需Al2O3的最小质量，ρ_i为密度(i＝UO₂，ZrO₂，Al₂O₃，不锈钢，铁矿石，高铝水泥)，C_A为安全裕量值，C_Al为高铝水泥中Al₂O₃含量，m’_ce为平衡密度所需高铝水泥的质量，m”_ce为泵送混凝土所需高铝水泥的质量，m_ce为最终所需高铝水泥的质量，V_ox为牺牲材料中氧化组分的体积；

优选地，所述钢筋和所述牺牲板统称为牺牲钢材，所述牺牲钢材的体积计算方法如下：Q_1吸＝(m_Ir+m_ce)q₁(kJ)

Q_2吸＝(m_Ir+m_ce)q₂(T-298)(kJ)

Q_3吸＝m_Cq₃(T-298)(kJ)

Q_4吸＝m_Cq₄(kJ)

Q_1放＝m_Zrq_Zr

Q_2放＝q_衰t

V_c＝m_c/ρ_Me

其中：m_Ir为高品位铁矿石的质量，m_ce最终所需高铝水泥的质量，m_c为所需牺牲钢材的质量，q₁为每kg牺牲钢材混凝土分解吸热量，q₂为每kg牺牲材料混凝土组分温升吸热量，q₃为牺牲钢材的比热值，q₄为牺牲钢材的熔化潜热，q_Zr为氧化每kg金属Zr释放的热量，q_衰为衰变热功率，t为时间，V_c为牺牲钢材的体积；

优选地，所述容纳容器的体积为：V₈＝V_corium+V_OX+V_c+V₀

其中：V_corium为理论计算下堆芯熔融物的总体积，V_OX为氧化组分的体积，V_c为牺牲钢材的体积，V₀为安全裕量体积。

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