CN1585034A - 损坏的lwr核反应堆的衬层定位和冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及在出现事故期间当熔化衬层流出反应堆壳之外时熔化衬层的定位和冷却装置。其改进在于：位于子堆井中并制成具有钢篮的外壳的冷却衬层捕集器的设计，其中钢篮装有牺牲材料，用于稀释衬层的含铀成分和钢成分；堆芯捕集器内部牺牲材料的形状(排列)；牺牲材料最佳数量的选择；以及用于衬层从反应堆流入堆芯捕集器的导向装置的安装。特别是，冷却护套底的厚度大于其侧壁的厚度不低于30％，并向其中心倾斜10－20度；稀释剂牺牲材料制成包封在钢壳内的团块。

Description

损坏的LWR核反应堆的衬层定位和冷却系统

技术领域

本发明一般地涉及原子能工程领域，更具体地，涉及核电站(NPP)安全系统，即，当熔化衬层(molten corium)在出现事故期间释放到反应堆容器外部时该熔化衬层的定位和冷却装置。

背景技术

原子能工程的发展需要确保NPP的全面安全性。为了满足这一要求，具有多个后备安全功能的多级安全系统受到重视。最高辐射危害是包含堆芯(core)完全熔化的事故，这种事故可以是由堆芯冷却系统的多级失效造成的。当出现这种事故时，衬层(corium)，即熔化的堆芯，将壳内(in-vessel)结构和反应堆外壳(reactor vessel)熔化，并流到外部，由于存在余热，可以导致防止放射性物质泄露到环境中的最后屏障--NPP安全壳(containment)的损坏。为了避免这种情况，必须将泄露的衬层定位并保证其连续冷却直到完全结晶。这个功能是由熔化堆芯(衬层)的定位和冷却系统完成的，用以防止NPP安全壳的失效，从而在出现核反应堆严重事故时防止人和环境受到放射性影响。

公知的防止衬层从完全壳泄露的方式有几种，例如，在瑞典(Safetyagainst Releases in Severe Accidents.Final Report of the Nordic Nuclear SafetyResearch Project RAK-2.NKS(97)FR2.ISBN 87-7893-022-7，编者：I.Lindholm，O.Berg，E.Nonbol，1997年12月)，已经提出在沸水堆下方的井(shaft)中放置水池。但是，必须承受熔体落入水中时蒸汽爆炸的危险，并且导致完全壳破坏。

美国专利No.3,702,802提出，在反应堆下方放置玄武岩基的屏障以及稀释堆芯熔体(衬层)的装置。其发明者相信，这将降低熔体温度并防止熔体从反应堆混凝土井的子堆室中泄露。我们的观点是这仅仅能减缓衬层扩散的过程，因为衬层稀释的最大因素在原理上受到玄武岩可以填充的混凝土井体积的限制。除此之外，对包括核反应堆熔化堆芯组成和SiO₂(SiO₂是玄武岩的主要组成)的研究表明，混溶性差异的存在，即两种化学上不同的液体的分层也限制了衬层稀释的可能性。

西门子的专利(WO 96/31884)描述了一种将熔体限制在堆芯捕集器(core catcher)的系统，它是通过将熔体散播在混凝土井附近的室内的大面积上(由水冷耐火材料覆盖)而将熔体冷却，接着向熔体表面供应水。为了达到散播的目的，该装置在反应堆下方装备有预捕集器(熔体累积器/收集器)。熔体通过将可熔化的门熔化(以被动状态)而从预捕集器中散播到散播室中。但是，熔体在预捕集器内重新布置的顺序以及流入熔体的质量、温度和性质对事故的情况是敏感的。因此，在某些情况下以及负面因素的综合后，在熔体积累之前就可能发生熔体释放到散播室内。随着散播后被动水供应迅速到达熔体表面，可以阻止衬层随后的散播，使熔体积累在预捕集器中，从而达不到熔体冷却和定位的条件。

在1999年，St.Petersburg Research and Design Institute“Atomenergoproekt”为LWR核反应堆的安全壳提供了一种新的保护系统(俄罗斯联邦专利MPK 6 G21C9/016，13/10，Nos.2165106，2165107，2165108和2165652，2001年4月20日公开)。此专利提出，在堆芯捕集器的子堆井中安装用作循环水冷却的热交换器的壁。熔体流入具有水冷却壁的堆芯捕集器内。堆芯捕集器填满粗大胞状(coarse-cellular)的牺牲材料(sacrificial material)，执行以下功能：

a)保护堆芯捕集器壁在熔化堆芯(衬层)流动时不受机械和/或热冲击；

b)用低密度的物质稀释衬层，以便减小得到的氧化物熔体的密度并使氧化物表面位于其对应的金属之上(所谓的倒置，在氧化物/金属池内交换层的位置)。这可防止氢气的产生，这里氢气的产生是由于水供应到熔池表面导致金属与蒸汽之间发生化学反应的结果；

c)通过用牺牲材料将流入的熔体稀释而降低其高的温度；

d)通过增大流入熔体的体积(这是通过用牺牲材料将其稀释达到的)以及相应地增大冷却表面，保证稀释熔体冷却的较高效率。

本发明申请准确地涉及这类安全装置。下面描述与给出的解决方案类似的方案。

俄罗斯联邦专利No.2165106描述了一种衬层定位和冷却系统，它包括具有牺牲材料的部分堆芯捕集器以及冷却的部分护套(jacket)。另外，混凝土井上部装有混凝土控制台，保护堆芯捕集器受到反应堆下头(lower head)、反应堆结构和衬层的冲击。堆芯捕集器部分与护套是绝热的，并提供了一个旁路通道，防止外部供应的水溢出堆芯捕集器。牺牲材料是穿孔的(perforated)(以便在衬层中快速熔化)并包括两层：一层是由减小二氧化铀密度的材料制成，另一层由稀释熔化钢的金属渣组成。俄罗斯联邦专利No.2165107描述了一种对所述系统的补充。补充的本质是通过加强筋将堆芯捕集器冷却的护套和其底部与井表面分离，以及安装上述的绝热物。

俄罗斯联邦专利No.2165108涉及对上述发明的改进：牺牲材料层具有垂直的通孔和水平的槽。除此以外，层包括层内放置的T形、U形或成形的砖，用以最终形成衬层快速散播的通道。

俄罗斯联邦专利No.2165652提供了另一种所述的系统。堆芯捕集器护套设计成放置于井底部的循环热交换器。牺牲材料以粗大胞状穿孔的元件形式存在。如同前面所述的情况，提供一种从顶部为衬层供水的装置，以及防止冷却剂溢出井内部容积的安全装置。在反应堆下面的保护架在其中心具有热和辐射防护；此外，它符合壳下头的曲线并且是由互相连接的辐射筋、梁和复合部分制成。

所述发明(俄罗斯联邦专利No.2165352，MPK G21C9/16，G21C13/10，2001年4月10日公开，BI No.10，2001)，在发明的本质特征和设计的主要方面是最接近本发明权利要求的一个。将其选定作为原型，并在下面详细描述。

将从损坏的LWR核反应堆出来的衬层定位和冷却的系统包括放在反应堆下方井中的堆芯捕集器。堆芯捕集器填满牺牲材料，并且捕集器护套是外部水冷的。在反应堆下头的下方以及井的上方具有保护性混凝土架。混凝土控制台放在支架和捕集器之间，而子堆室用容易被衬层破坏的薄材料密封。

装置工作的原理如下：当核反应堆发生严重事故时，其堆芯和壳内结构熔化，熔体重新分布在壳下头以及逸出壳边界。衬层进入井内，或者破坏反应堆壳下头或侧壁并且衬层排入子堆井，或者毁坏沉到混凝土控制台上的反应堆下头。接着反应堆下头被熔穿，衬层流出。

当由于加热而使下头变形或毁坏时，保护架支撑壳下头以及混凝土控制台上的衬层。控制台保护堆芯捕集器。支架应该支撑具有衬层的壳下头，直到下头被熔穿并且衬层流出。当衬层排出后，支架可以破坏或保留。如果破坏，则下头支撑功能由控制台执行，其内径小于反应堆壳外径。这有助于防止大物体落入堆芯捕集器并毁坏它。

熔体进入堆芯捕集器，其中填满牺牲材料，牺牲材料由排列成蜂窝结构的砖制成。所用的牺牲材料包括氧化物和金属成分。

前者成分减小含有二氧化铀的氧化熔体(如Al₂O₃)的密度，而后者减小熔融钢的温度。

通过熔化成氧化物熔体，第一材料明显降低其密度(比重)，使熔体的氧化物成分变轻，结果漂浮在钢成分的表面上。这种位置防止蒸汽—金属反应后产生爆炸性氢气。牺牲材料的金属成分(钢)熔化成钢水，从反应堆流出，增大钢的总重，相应地降低了温度，从而为更有利的冷却创造了条件。

由于热量通过护套传递到冷却水，以及由于水直接供应到熔体表面，从而使堆芯捕集器中形成的熔池冷却。

这种系统是能运行的，但实践表明存在与装置的效率和可靠性有关的几个明显问题。这些问题如下：

-系统缺乏效率，因为冷却护套的底部形状是任意选择的，而平的底部保证用于容纳熔体的最大体积，但不能对熔体提供有效热量消散，倾斜的形状保证从熔体中较好地带走热量，但减小了可以容纳熔体的体积；

 -系统不是充分可靠的，因为从底部带走热量小于从侧壁的情况。但是，所有冷却的护套厚度相等，但与流入熔体接触的内表面的热负荷是均匀的；

-系统不是充分可靠的，因为当熔体进入捕集器时，由于熔化的衬层在牺牲材料室内凝固，可能使堆芯捕集器溢流。稀释含铀的衬层氧化物的牺牲材料室尺寸不能增大，因为为了满足所需的综合性能，例如密度、韧性、特殊形状的保持，将稀释剂材料制成陶瓷砖，其尺寸由生产方法决定。例如，对于200×200mm，其最大厚度为50mm。因此，在堆芯中形成的结构中，室的尺寸是有限的；

-熔体的冷却效率不充分，因为衬层成分和稀释用的牺牲材料之间的对应关系是凭直觉选择的。大多数的牺牲材料冷却衬层井，但它们所需要的子堆井和堆芯捕集器的空间体积是不允许的，而少量的牺牲材料可能不足保证熔体的冷却。

-系统不能保证熔体有效地流入堆芯捕集器，因为它缺少熔化衬层的导向装置，此导向装置不能被高温的熔化衬层毁坏并且不能积累凝固的熔体。

发明内容

本发明的目的是通过提高装置的效率和可靠性来修改上述缺陷，特别是，通过改进堆芯捕集器内的熔体流动和冷却条件。

上述目的是按照以下方式达到的：用于防止核反应堆损坏的衬层定位和冷却的公知系统包括位于混凝土井子堆室内的壳形堆芯捕集器。所述的捕集器包括具有蜂窝结构的钢篮，蜂窝结构包括用于稀释衬层含铀的和金属的成分的牺牲材料装置。所述系统被明显地进行了修改和补充，即：

-与侧壁厚度相比，冷却护套的底部厚度增加了不低于30％；

-护套底部具有倾斜10-20度的中心下陷；

-牺牲稀释剂材料制造成包封在钢壳内的团块；

本发明申请者在可获得的信息资源中没有发现上述本质特征的综合，从而确认了本发明装置的新颖性。它不是现代技术水平的明显结果，对于专家也不是显而易见的。

用于稀释衬层含铀氧化物的材料的质量可以由以下关系确定：

(M_ox+M_DM，ox)：(M_ox/ρ_ox+M_DM，ox/ρ_DM，ox)＜ρ_st，

$(q_{\mathrm{cr}}P/N_{\mathrm{lat}}S)\×(M_{\mathrm{ox}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{ox}}+M_{\mathrm{DM}.\mathrm{ox}}^{\mathrm{\Σ}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{DM},\mathrm{ox}})\≥C_{\min },$

式中，M_ox是从反应堆流入的含铀氧化物衬层的质量；

M_DM，ox是熔化的氧化物衬层填充的体积中稀释含铀氧化物衬层的材料的质量；

M_DM，ox ^∑是稀释含铀氧化物衬层的材料的总质量；

ρ_ox是熔化的含铀氧化物衬层的密度；

ρ_DM，ox是稀释含铀氧化物衬层的材料的密度；

ρ_st是熔融钢的密度；

q_cr是临界热流密度；

P是冷却的护套侧壁的周长；

N_lat是从熔体中通过护套进入冷却水的能量；

S堆芯捕集器的截面积；

C_min是最小的DNB边界值。

用于稀释衬层钢成分的材料的质量可以由下式确定：

M_stC[T_st-(T_melt+100)]≤M_DM，st[r+c(T_melt+100-T_o)]，

M_stc(T_st-T_melt)＞M_DM，st[r+c(T_melt-T₀)]，

式中，M_st是从反应堆流出的衬层钢成分的质量；

M_DM，st是流入的熔融钢填充的体积中稀释衬层钢成分的材料的质量；

T_st是流入的熔融钢的温度；

T_melt是熔融钢的温度；

T₀是钢稀释剂材料的温度；

c是钢的热容；

r是熔化钢的热量。

定位的系统可以包括衬层导向器，其形状，例如漏斗形，位于反应堆下头和堆芯捕集器上边缘之间，它的壁被耐火混凝土覆盖，其上面还有可熔化的混凝土涂层。

附图说明

图1为将损坏的LWR核反应堆的衬层定位和冷却的系统的一个代表性实施例。

图1中数字的内容：1-反应堆，2-混凝土井，3-堆芯捕集器，4-堆芯捕集器冷却护套，5-钢篮，6-稀释剂牺牲材料团块，7-团块壳，8-冷却护套侧壁，9-冷却护套底部，10-导向器；11-耐火混凝土，12-可熔化的混凝土

具体实施方式

参照图1，该系统包括位于混凝土井2中的核反应堆1。混凝土井的子堆室容纳堆芯捕集器3，在冷却的护套4的内部是钢篮5，其中装有包封在钢壳7内的稀释剂牺牲材料团块6。冷却的护套包括侧壁8和底部9。在反应堆和堆芯捕集器之间装有导向器10，导向器的壁覆盖耐火混凝土11，其表面具有可熔化的混凝土12的涂层。

下面给出该系统的工作原理。过程的开始是反应堆1的壳熔穿并且熔化的衬层流入混凝土井2的子堆室。为了引导熔体流动，反应堆下方是导向器10，其形状是，例如，漏斗形。为了保护导向器的承截部分，其表面覆盖耐火混凝土11。为了防止熔化衬层在导向器壁上凝固并确保熔体自由流出，耐火混凝土表面涂覆可熔化的混凝土12，它在衬层中熔化并作为润滑剂。

熔化衬层流出反应堆并进入堆芯捕集器3：一个在外水冷护套4内的钢壳。为了使捕集器内形成的熔化衬层池的结构和温度有利于冷却，流入的熔体，在其达到护套4之前，应该用钢篮5内的牺牲材料进行稀释。这需要大的熔体/稀释剂牺牲材料的反应面积，这是通过将牺牲材料布置成具有开孔的蜂窝结构达到的。蜂窝和牺牲材料团块的特征尺寸应该进行优化，一方面可以提供大的反应表面，另一方面不阻挡熔体的流动。由于生产方法对用于稀释衬层含铀氧化物成分的氧化牺牲材料的团块尺寸进行了限制，因此它们被制成包封在钢壳7内的团块6。团块是互相连接的，例如通过焊接，并连接到堆芯捕集器内放置的钢篮上，形成均匀的蜂窝结构。典型的团块是200-300mm。

除了含铀氧化成分之外，流入堆芯捕集器的熔化衬层包含密度低于熔化氧化物的金属成分。因此，熔融钢位于熔化氧化物上面。这种熔体层的位置将导致熔融钢位置的区域中堆芯捕集器护套上的局部热负荷达到最大。这增大了由于此区域内热流密度而造成护套熔穿的风险，考虑到在熔体/水接触以及随后在蒸汽—金属反应中产生氢气造成的蒸汽爆炸的可能性，应防止水供应到熔体表面。本发明在堆芯捕集器的氧化物稀释剂牺牲材料方面有助于减小熔体氧化物的密度，使其密度低于熔融钢的密度。这样，熔体的倒置将使熔融金属位于熔化氧化层以下。为了达到这个目的，可以选择较轻的和可以熔化的氧化物，例如氧化铁和氧化铝，作为氧化稀释剂牺牲材料。流入的熔化氧化物填充牺牲材料团块之间的空间。为了保证倒置，所需稀释剂材料的质量按下式确定：

    (M_ox+M_DM，ox)·M_ox/ρ_ox+M_DM，ox/ρ_DM，ox)＜ρ_st，    (1)

式中，M_ox是从反应堆流出的含铀氧化物衬层的质量；

M_DM，ox是由熔化氧化物衬层填充的体积中稀释含铀氧化物衬层的材料的质量；

ρ_ox是熔化的含铀氧化物衬层的密度；

ρ_DM，ox是稀释含铀氧化物衬层的材料的密度；

ρ_st是熔融钢的密度。

不等式(1)左侧部分的表达式等于从反应堆流出的含铀氧化物熔体被氧化物牺牲材料稀释后的熔化氧化物的密度。因此，关系式(1)表示熔融钢的密度大于熔化氧化物的条件，即，熔体倒置的条件。

氧化物稀释剂衬层材料的总质量根据下面的考虑来确定。熔化氧化物的总量等于从反应堆流出的熔化氧化物量加上熔化氧化牺牲材料的总量。这些熔化的氧化物在堆芯捕集器中的熔池中形成上层。一部分余热通过护套4的壁8从熔体传递到冷却水上，而另一部分直接传到供应到熔化氧化物表面的水中。如果与上述情况对比，传到下面的熔融钢的部分热量是不明显的。计算熔化氧化物池内的热量分布是使用公知的用于自由对流传热的关系式(Steinberner U.and Reineke H.H.Turbulent buoyancy convection heat transferwith internal heat sources//Proc.6-th Int.Heat Transfer Conf.，Toronto，Canada.Aug.1978.NC-21.P.305-310.)。因此，通过侧壁8传递到冷却水的热量，N_lat，是已知的。

为了保证通过护套侧壁从熔化氧化物到水上的有效传热，需要使冷却水沸腾。这需要最小的DNB边界，定义为如下的C_min值：

$C_{\min }=\frac{q_{\mathrm{cr}}}{q_{\max }},---\left(2\right)$

式中，q_cr是得到的堆芯捕集器设计和由已知的关系式计算的冷却水参数(Sulatsky A.A.Nucleate boiling crisis on the curvilinear surface with referenceto the task of the VVER vessel external cooling//Proceed.of the Institutes ofHigher Education.Nuclear Power Engineering.1997.No.2.pp.72-79.，SulatskiA.，Cherny O.，Efimov V Investigation of boiling crisis at a downward-facinginclined surface//Proceedings of the Twelfth Intemational Heat TransferConference.Heat Transfer 2002，Grenoble，France，August 18-23，2002.)得出的临界热流值。

q_max-是热流的最大值。

q_max值由下式确定：

q_max＝N_lat/F_lat，                            (3)

式中，N_lat是通过侧壁8从熔化氧化物传递的余热；

F_lat是熔化氧化物与侧壁8接触的面积。

面积F_lat取决于熔化氧化物占据的体积、截面积S和侧壁周长P：

$F_{\mathrm{lat}}=\frac{V.P}{S}.---\left(4\right)$

熔化氧化物体积：

$V=M_{\mathrm{OX}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{OX}}+M_{\mathrm{DM},\mathrm{OX}}^{\mathrm{\Σ}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{DM},\mathrm{OX}}.---\left(5\right)$

因此，如果满足下面的条件，就能保证通过护套侧壁从熔化氧化物到水之间的有效传热：

$(q_{\mathrm{cr}}P/N_{\mathrm{lat}}S)\×(M_{\mathrm{OX}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{OX}}+M_{\mathrm{DM}.\mathrm{ox}}^{\mathrm{\Σ}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{DM},\mathrm{ox}})\≥C_{\min },---\left(6\right)$

式中，q_cr是临界热流密度；

P是冷却护套侧壁的周长；

N_lat是通过护套从熔化氧化物传递到冷却水的热量；

S是堆芯捕集器的横截面积；

M_ox是从反应堆流出的含铀氧化物衬层的质量；

M_DM，ox ^∑是含铀氧化物衬层稀释剂材料的总质量；

ρ_ox是熔化的含铀氧化物衬层的密度；

ρ_MP，okc是熔化的含铀氧化物衬层稀释剂材料的密度；

C_min是最小DNB边界值。

用于流入的衬层的钢成分的稀释剂牺牲材料的质量由以下的条件决定。流入的钢的温度高达约2000℃。如果温度不下降，则进入护套侧壁的热流可以超过临界值，壁将熔穿。为了防止这种情况，起始熔融钢的温度T_st应降低到不超过熔点T_melt以上100℃。这种温度的降低是通过用稀释剂牺牲材料，即，钢，如St.3，稀释钢来达到的。与含钢的团块一起，稀释钢的稀释剂牺牲材料也包括钢篮5和团块的钢壳7。

如果采用式(7)确定与从反应堆流出的衬层中熔融钢占据的体积对应的、需放入堆芯捕集器中的牺牲钢的质量，就能满足上述条件。所述体积由牺牲材料排列后形成的接收孔隙度确定。

M_stc[T_st-(T_melt+100)]≤M_DM，st[r+c(T_melt+100-T₀)]，     (7)

式中，M_st是从反应堆流出的衬层中钢成分的质量；

M_DM，st是流入的熔融钢填充的体积中，稀释衬层的钢成分的材料的质量；

T_st是流入的熔融钢的温度；

T_melt是钢熔融的温度；

T₀是钢稀释剂材料的温度；

c是钢的热容；

r是钢的熔化热。

另一方面，牺牲钢的上述质量不应超过用牺牲钢稀释的熔融钢的温度下降到钢熔化温度以下时的数值，因为熔融钢的凝固将阻碍熔体的流动。

为了达到这一目的，需要满足下面的条件：

M_stc(T_st-T_melt)＞M_DM，st[r+c(T_melt-T₀)]，            (8)

式中，M_st是从反应堆中流出的衬层中钢成分的质量；

M_DM，st是流入的熔融钢填充的体积中，稀释衬层的钢成分的材料的质量；

T_st是流入的熔融钢的温度；

T_melt是钢熔化的温度；

T₀是钢稀释剂材料的温度；

c是钢的热容；

r是钢的熔化热。

在选择冷却护套4的底9的形状时，要考虑下面的情况。因为在通过护套侧壁传热时，如果达到冷却水的亚临界的沸腾条件，就能保证通过底的有效传热。但是，当水在3-6m宽的向下表面，通常是堆芯捕集器上沸腾时，临界热流值非常小。如同公知的，热流值随倾斜角度的增大而增大。接着，通过对称条件，底应具有朝其中心下陷的形状，例如锥形。当堆芯捕集器具有特定的垂直尺寸时，底的倾斜角度增大导致衬层定位的堆芯捕集器体积减小。在5m宽和4m高的堆芯捕集器5中，倾斜角度从0°增大到30°导致堆芯捕集器体积减小25％。

当衬层与牺牲材料相互作用后产生倒置，在堆芯捕集器下部形成熔融钢池。所述钢池中的余热比氧化物熔池小一个数量级大小。因此，熔融钢位置的区域内堆芯捕集器护套上的热负荷，不但由熔体中余热形成的自由对流传热所决定，也由熔融钢超过熔化温度以上的过热引起的自由对流传热所决定。根据条件(7)过热100℃的限制保证达到堆芯捕集器护套侧壁的最大热流约0.6MW/m²。垂直表面上的临界热流，当饱和的水沸腾时，达到1.2MW/m²，即，DNB边界值是C＝2。按照自由对流传热的规律，到底部的热流将随倾斜的减小而减小，倾斜角度为15°时为约0.15MW/m²。在这些条件下的临界热流大约等于0.45MW/m²，即，DNB边界值增大到C＝3。

这样，在10-20°的倾斜角度范围内，当堆芯捕集器的可用储存量减小不超过20％时，能保证足够的DNB边界，这可以认为是所提出的系统的最佳值。

与到达护套侧壁和底的热流一起，是由熔化衬层到壁的对流传热所确定的，最重要的是熔体与护套接触后(熔体到达壁)的初始阶段期间熔体在护套内表面上凝固所确定的瞬间热流。所述的热流值取决于壁厚度并且对其方向不敏感。考虑护套厚度变化的实际范围(几十毫米)，壁越薄，热流值越大。考虑到到达底的热流值小于侧壁，维持底的DNB边界与护套侧壁的DNB边界均衡时，需要底的厚度大于侧壁的厚度不低于30％。

工业适用性

所要求的系统可以用于建造，例如，使用VVER-1000型核反应堆的NPP，这类似于Novo-Voronezhskaya NPP的第6区。可实现性的问题减少了可行性分析以及新的和目前的NPP单元之间的兼容性。

首先，堆芯捕集器安装问题的解决是由于混凝土井中宽大的子堆室，其中可以放置5m宽的堆芯捕集器护套，其圆柱部分高3m，圆锥形底的倾斜角度为16°，体积超过60m³，足以装下从严重损坏的反应堆中流出的100吨氧化物和100吨钢的衬层熔体。钢护套的侧壁厚度可达60mm，底的厚度达90mm。

足以使熔体倒置的、稀释熔化氧化物衬层的氧化物牺牲材料的质量大约为20吨，密度为4t/m³。其总质量约为55吨。形成氧化物的熔化占据的体积等于22m²，10MW的余热传递到堆芯捕集器侧壁，热流达到0.6MW/m²。因此，能保证DNB边界值等于2。

位于熔化钢衬层流动区域中的钢牺牲材料的质量将达25吨，将流入的熔融钢的温度从2000℃降低到1550℃(钢熔化的温度约1550℃)。包括位于熔化钢衬层流动区域以外的钢的质量，总的牺牲钢质量约为70吨，熔融钢占据的体积大约为25m³。因此，在堆芯捕集器内的熔体体积总计达47m³，保证了充分的储备体积。

当熔融钢与60mm厚的钢护套侧壁接触时，热流暂时达到0.6MW/m²，而上述的临界热流为1.2MW/m²，因此得到的DNB边界值等于2。

当熔融钢与90mm厚的钢护套底接触时，热流暂时达到0.3MW/m²，而上述的临界热流为0.45MW/m²，因此得到的DNB边界值等于1.5。

衬层导向装置位于反应堆壳下方。它制成漏斗形，在颈部的直径为1.5m。导向器的承载部分靠在混凝土井壁上，并且被0.5m厚的耐火混凝土层保护，耐火混凝土中含有，例如，氧化铝。导向器的内部具有0.1m厚的可熔化混凝土的覆层，可熔化混凝土中含有，例如，铁和铝的氧化物，以及普通水泥。熔化后，它不阻碍衬层从反应堆流到堆芯捕集器。

因此，所要求的方案是新颖的，不能明确地从当前技术水平得出的，并且工业上可以应用的，从而具有发明的特征。

Claims (4)

1.一种将从损坏的LWR核反应堆中流出的衬层定位和冷却的系统，包括位于混凝土井的子堆室中的堆芯捕集器，所述堆芯捕集器的冷却护套制成外壳，所述堆芯捕集器装有钢篮，钢篮中具有用于稀释衬层的含铀成分和钢成分的牺牲材料，所述稀释剂材料在所述钢篮中排列成蜂窝结构，

其特征在于，为了提高可靠性和效率，冷却护套底部的厚度大于护套侧壁不低于30％，所述护套底部设计成中心下陷，其倾斜角度为10-20度，并且所述稀释剂牺牲材料制成包封在钢壳内的团块。

2.如权利要求1所述的系统，其特征在于用于衬层含铀成分的所述稀释剂材料的质量由下式确定：

(M_ox+M_DM，ox)∶(M_ox/ρ_ox+M_DM，ox/ρ_DM，ox)＜ρ_st， $(q_{\mathrm{cr}}P/N_{\mathrm{lat}}S)\×(M_{\mathrm{ox}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{ox}}+M_{\mathrm{DM},\mathrm{ox}}^{\mathrm{\Σ}}/{\mathrm{\ρ}}_{\mathrm{DM},\mathrm{ox}})\≥C_{\min ,}$ 式中，M_ox是从反应堆流入的含铀氧化物衬层的质量；

M_DM，ox是在由熔化氧化物衬层填充的体积中，稀释含铀氧化物衬层的材料的质量；

M_DN，ox ^Σ是稀释含铀氧化物衬层的材料的总质量；

ρ_ox是熔化的含铀氧化物衬层的密度；

ρ_DM，ox是稀释含铀氧化物衬层的材料的密度；

ρ_st是熔融钢的密度；

q_cr是临界热流密度；

P是冷却护套侧壁的周长；

N_lat是通过护套从熔体到达冷却水的热量；

S是堆芯捕集器的横截面积；

C_min是最小的DNB边界值。

3.如权利要求1所述的系统，其特征在于用于衬层钢成分的所述稀释剂材料的质量由下式确定：

M_stc[T_st-(T_melt+100)]≤M_DM，st[r+c(T_melt+100-T₀)]，

M_stc(T_st-T_melt)＞M_DM，st[r+c(T_melt-T₀)]，式中，M_st是从反应堆流入的衬层中钢成分的质量；

M_DM，st是在流入的熔融钢填充的体积中，稀释衬层钢成分的材料的质量；

T_st是流入的熔融钢的温度；

T_melt是钢的熔化温度；

T₀是钢稀释剂材料的温度；

c是钢的热容；

r是钢熔化的热量。

4.如权利要求1所述的系统，其特征在于，在反应堆下头的下方装有衬层导向装置，它设计成漏斗，其壁上具有耐火混凝土，耐火混凝土上覆盖可熔化混凝土的涂层。