JP2022511137A - 原子炉の炉心溶融物冷却方法および原子炉の炉心溶融物冷却制御システム - Google Patents

Abstract

【課題】重大事故における原子力発電所の安全運転確保システム、特に、原子炉の炉心溶融物冷却システムにおいて、原子炉の炉心溶融物を冷却する効率を高める。【解決手段】溶融物が原子炉ハウジングの炉心を破壊した後、溶融物の冷却条件が、原子炉ではなく、溶融物トラップ本体の特性によって決定される。さらに、原子炉の炉心溶融物の冷却プロセスを監視するように設計された温度センサーおよび液位計センサーを設置する。【選択図】図２

Description

本発明は、重大事故における原子力発電所の安全運転確保システム、特に、原子炉の炉心溶融物冷却方法およびシステム、原子炉の炉心溶融冷物却監視方法およびシステムに関する。

原子力発電所での重大事故時、原子炉の炉心に損傷が生じ、その結果、溶融物が原子炉ハウジングの下部に入り、破壊する。原子炉ハウジングの破壊は望ましくない結果をもたらす可能性があり、例としては、溶融物の分布および物理化学的な挙動制御を複雑にする。

原子炉ハウジングの破壊は望ましくない結果をもたらす可能性があり、例としては、溶融物の分布および物理化学的な挙動制御を複雑にする。放射性崩壊生成物の揮発性およびエアロゾル形態は格納容器の完全性を脅かして、内側に拡散し、外側に漏出し、その地域の放射能汚染を引き起こす。

これらの負の結果を大幅に削減し、人口と環境への非予測線量負荷を排除するため、現代の原子力発電所には通常、原子炉下にメルトトラップが設置されており、原子炉ハウジングの下部が溶けた後、溶融物が冷却およびローカライズするメルトトラップ（溶融物捕獲器）に落下する。

通常、溶融物を冷却するため、クーラント（水）がメルトトラップに導入される。原子炉ハウジングの破壊後のメルトフローを制御するため、温度センサー、たとえば熱電対が、メルトトラップの上に設置され、原子炉破壊後のメルトフローの温度とその位置を制御するために使用される。

原子炉ハウジング内側またはその外側の溶融物への水供給は、格納容器内での蒸気爆発を避けるように配慮しつつ、実行する必要があるが、噴流で溶融物上へ水を流しつつ溶融金属と水を混合する場合、または溶融酸化物と溶融金属が混合し、原子炉の圧力室にある水に注ぐ場合、燃料要素の溶融中に炉心内部に形成された溶融物プールの周りの外郭部の溶融中には、破壊的な蒸気爆発の排除は不可能であり、溶融物が水の分散ジェットと絡み合った流れとの反応器の圧力室にある機器表面の相互作用、または反応器底部の内面との相互作用により、実際には、エネルギー蓄積溶融物の最大放出ための理想的な条件が提供される。

蒸気爆発を避けるため、通常、溶融の表面（メルトミラー）はすぐには冷却されず、溶融状態に関する情報を受け取った後に冷却される。一部のメルトトラップは、メルトトラップ内にフィラーを配置するように設計されている。

一定の時間の後、フィラー成分は蒸気爆発を防ぐために溶融物より上に上昇し、またはフィラーとの化学的相互作用中の溶融物では酸化物と金属成分が反転し、その時、溶融物の酸化物成分が上昇し、金属成分が落下するため、溶融物の表面（酸化物成分上）に水を供給するための条件が発生する。

メルトトラップの一部の設計では、迂回および分配のため特別なタンクを使用する。これにより、比較的薄い層で溶融物を広い面積に広げることができ、蒸気爆発のリスクなしに溶融物をジェット冷却（水のスプレー）することが可能になる。

この場合、水の供給は、溶融物がトラップ内で完全に広がる場合のみ行われる。そうではない場合、例えば、溶融物拡散の様子が乱れたり、溶融物が限られた領域に蓄積したりする場合、トラップの底部の熱化学的な破壊が可能、または溶融物の上に冷却水供給で蒸気爆発の条件が発生する。

原子炉ハウジングの貫通後、それに水を供給する問題はもはや考慮されない。一部の原子力発電所設計では、原子炉容器が溶けるまで原子炉容器に水が満たされる。

水の充填は、炉心破壊、炉心から原子炉ハウジングの底部への溶融物の流れ、原子炉ハウジング底部への溶融物蓄積というステージで行われ、底部破壊まで行われる。

この手順は非常に危険である。なぜなら、水が液体金属と混合される時、または特定の量の液体金属との混合物でのみ純粋な形で溶融物に決して存在しない液体酸化物と混合される時、蒸気爆発が発生するからである。

一方、原子炉ハウジングの溶融物の位置に関する情報不足のため、原子炉ハウジングへの冷却水供給には不確実性がある。したがって、原子炉ハウジングへの水供給は、その安全性が保証されていない。

原子炉制御システムは、原子炉ハウジング外の中性子束を測定し、通常運転、通常運転失敗の場合、および炉心を破壊しない状態での想定内の事故か想定外の事故の場合における、炉心の反応性の変化、出力の変化、およびその他のパラメータの変化を測定する。

このシステムは、原子力発電所の重大事故を制御するため、特別設計されたものではない。原子力発電所の重大事故の際には、炉心およびその固体破片の位置変化、内部構造物の要素位置変化、原子炉ハウジングの炉心溶融物の位置および体積変化、スラッジの形成（2相固液状態）およびその分離を含む炉心溶融物の化学組成および相状態変化、炉心溶融物の熱機械的状態変化は、原子炉ハウジング内部および外部で炉心の物理的パラメータに関するデータ歪みおよび変化の原因になる。

一部の原子炉の炉心溶融物の冷却方法（特許文献１：IPC G21D3 / 06、優先日2017年1月6日）では、原子炉ハウジングの炉心溶融物による破壊後、原子炉ハウジング内の溶融された炉心破片の位置を決定、原子炉に設置された温度センサーから受信した情報に従って溶融された炉心状態を決定、受信した情報を考慮した後、原子炉の炉心への冷却材供給、原子炉ハウジングが溶融された後、炉心への冷却材供給量の増減、原子炉の炉心の溶融要素の実際位置および状態を考慮した後、原子炉の炉心への冷却材の供給を含む。

その方法を実施するためのシステムは、原子炉の炉心上に設置された温度センサーの第１グループ、原子炉ハウジングの外側に設置された温度センサーの第２グループ、原子炉ハウジングの底部に設置された温度センサーの第３グループ、メルトトラップおよび原子炉ハウジングの底部の間に設置され、制御装置に接続された温度センサーの第4グループを含む。

中国特許第１06651217号明細書

この方法とその実施システムの欠点の1つは、１１００℃を超える温度で、水素発生とともにジルコニウムの活性酸化が始まることである。このプロセスの温度は１２００℃から１８００～２２００℃以上に急速に上昇する。

これにより、原子炉ハウジング内に設置された温度センサーが破壊され、本質的には、炉心破壊の開始瞬間のみを特定し、温度上昇のデータおよびセンサー障害のデータに基づいて、破壊プロセスの速度が速くなっている領域を特定できるに過ぎない。

炉心上部の原子炉ハウジング内に設置された温度センサーは、一時、炉心内の循環プロセスによって歪んだ蒸気ガス媒体の温度（蒸気および水素混合物の温度）を示す。 炉心上部の原子炉ハウジング内に設置された温度センサーは、一時、炉心内の循環プロセスによって歪んだ蒸気ガス媒体の温度（蒸気および水素混合物の温度）を示す。特別構造というのは蒸気および気体の混合物がいくつかの独立した周辺チャネルを循環するため、チャネル内の同様な温度より炉心上の気体および蒸気の混合物の平均温度が大幅に過小評価される。

この方法とその実施システムのもう1つの欠点は、原子炉ハウジングの外表面に設置された温度センサーが、原子炉ハウジングの熱慣性および温度場歪みのため、炉心状態を判断できないことである。温度場歪みは蒸気ガス対流、炉心溶融、再放射、およびその他の熱化学および熱水力学的（原子炉内）プロセスに関連する。

したがって、原子炉ハウジングの外面に設置された温度センサーはいくつかの変化を検出するが、この情報は明らかに、炉心の状態、特に溶融物の状態を決定するには不十分である。１次回路および格納容器ゾーンの媒体のパラメータに関する追加データは必要である。したがって、原子炉ハウジング内の炉心状態の外部制御は独立制御ではなく、個別に機能できない。

その結果、原子炉ハウジング内の溶融物状態および位置に関する信頼できる情報が不足し、原子炉ハウジングに冷却液（水）を供給することで溶融物を冷却することができなくなる。なぜなら、蒸気爆発の発生可能性、原子炉ハウジングだけでなく、格納容器も破壊の可能性があり、その結果、放射性核分裂生成物が原子力発電所サイトの境界を越えて放出されることになる。

本発明の技術的な結果は、原子力発電所の安全性、原子炉の炉心溶融物の冷却効率を高めることである。

本発明が対象とする課題は、事故エリア局在化、原子炉キャビティおよび格納容器の破壊につながる蒸気爆発の排除を確実にするため、溶融ミラーから熱負荷を安全に除去することにより原子炉の炉心溶融物を冷却する効率を高めることである。

上記課題を解決するため本発明の原子炉の炉心の溶融物を冷却する方法は、溶融物による原子炉の炉心破壊後、炉心の溶融物の位置を決定し、温度センサーから受信した情報に従って炉心の貫通状態を決定し、溶融物へ冷却材を供給し、調整することからなり、溶融した炉心による原子炉ハウジングの破壊後、原子炉ハウジングの破壊程度および原子炉ハウジングからメルトトラップへの溶融物の流出開始時間が決定され、内部シェルの監査チャンバーおよび原子炉の保護管から、所定の時間遅れでメルトトラップ本体に冷却材が供給され、メルトミラーの表面上のスラグキャップの形成条件が決定され、メルト表面の地殻形成の開始時間が決定され、エアロゾル放出の終了時間が決定され、蒸気吸収の完了時間および水素生成時間が決定され、溶融冷却プロセスの安定化時間が決定され、このプロセスは準定常モードに移動時間が決定され、格納容器内の媒体の熱物理パラメータを考慮し、冷却材の供給量が制御され、原子炉キャビティ内の最小および最大水位を考慮し、冷却材の供給量を制御されることを特徴とする。

また、本発明に係る冷却制御システムは、制御装置に接続された温度センサーを含む原子炉の炉心溶融物の冷却制御システムであって、外側からの水冷の領域でメルトトラップの本体に沿ってトラスコンソールの下に取り付けられた液位計センサーをさらに含み、前記温度センサーは、第１、第２、第３のグループに分かれており、第１グループの温度センサーはメルトトラップ本体内のメルトミラーの上に設置され、それらの作動体はメルトミラーに向けられ、第２グループの温度センサーはメルトトラップ本体およびトラスコンソールの間に設置され、第３グループの温度センサーは、ガイドプレートの下に設置され、同時に、すべての温度センサーおよび液位計センサーは２つのチャネルに組み合わされ、各温度センサーの作動体には、不密閉キャップでカバーされた密閉な保護エンドキャップがあることを特徴とする。

原子炉の炉心溶融物を冷却する方法を示すフローチャートである。 原子炉の炉心溶融物冷却の制御システムを示す図である。 温度制御センサーの保護する、封止されたリミットスイッチと保護キャップを示す図である。

本発明の方法とプロトタイプの特徴および基本的な違いは、炉心が破壊される場合、炉内の空間ではなく、メルトトラップ状態を制御することである。なぜなら、原子炉ハウジングは一部として（および第１次回路の全体として）、格納容器に関してエネルギー生成システム（通常の操作中は耐久性があり）が閉じており（closed)、メルトトラップは格納容器に組み込まれた、開かれた（open)エネルギー生成システムである。これにより、格納容器中の制御と規制の両方の手順を実行し、メルトトラップを効果的に取り扱うことができる。

同様の手順によって、格納容器が、原子炉内部プロセスに影響を与えられない理由は、最大基準の事故（主循環パイプが全断面で破裂する）までの一次回路を破壊されても、原子炉キャビティが格納容器に対してクロズシステムであるということである。

このシステム特徴の1つは、格納容器内の圧力に対する原子炉ハウジング内の特定の過剰残留圧力であり、その圧力は格納容器内のプロセスパラメータを変更することによる原子炉ハウジング内のプロセスの効果的な間接制御を制限する。

このシステムの特徴の1つは、２つのチャネルにグループ化された温度センサーと液位計センサーが、原子炉ハウジングではなくメルトトラップハウジングに取り付けられていることである。これにより、炉心溶融物の冷却プロセスにおける制御および規制措置の両方が可能になる。

このシステムのもう1つの特徴は、温度センサーがメルトミラーに対して3つの異なるレベルに設置されていることである。これにより、各チャネルは同等の特性情報を取得できる。

このシステムのもう1つの特徴は、メルトトラップハウジング内、または直接および間接の溶融ゾーンにあるすべての温度センサーが、作動体の熱化学的およびガス力学的保護を提供する保護エンドキャップを持っていることである。

このシステムの別の特徴は、温度センサーのすべてのリミットスイッチが、水しぶきや少量の炉心溶融物、液体コンクリートとその破片、小さな飛翔体、エアロゾルに対する熱機械的保護を提供する不密閉（non tight)な保護キャップに取り付けられていることである。

本発明は次のように機能する。

原子炉の炉心溶融物を冷却するプロセスは、いくつかの主要な段階で構成されている：
－原子炉ハウジングの破壊程度と、原子炉ハウジングからメルトトラップへの溶融物流出の開始時間の決定（1）
－内部構造物の監査キャビティおよび原子炉の保護管パイプのブロックから、所定の時間遅れでメルトトラップ本体に冷却材を供給（2）
－メルトミラーの表面上のスラグキャップ(sludge cap)の形成条件の決定（3）
－溶融物（メルト）表面の地殻(crust)形成の開始時間の決定（4）
－エアロゾル放出の終了時間の決定（5）
－蒸気収着の完了時間および水素生成時間の決定（6）
－溶融冷却プロセスの安定化時間の決定（7）
―このプロセスは準定常モードに移動時間の決定（8）
－格納容器内の媒体の熱物理パラメータを考慮し、冷却材の供給量を制御（9）
－原子炉キャビティ内の最小および最大水位を考慮し、冷却材の供給量を制御（10）
次に、このプロセスの本質を説明する。

原子炉の炉心が溶融した後、炉心溶融物はガイドプレートに流れ始め、ガイドプレートを通って溶融物トラップに流れ込む。

このプロセスの前に、後続の制御行動を決定する２つのアクションがある。１つ目は、アクティブおよびパッシブシステムから、メルトトラップが設置されている原子炉キャビティに関連付けられているフィルター室（ピットタンク内）に一次冷却材および冷却水が流入することである。

２つ目は、最初に空気を加熱し、次にメルトトラップの部容積内の蒸気ガス媒体を加熱することである。

最初のアクションは、例としては、アクティブな安全システムおよび通常動作の障害による第１次回路のパイプラインの破裂、または第１次回路のパイプラインの破裂および原子力発電所の完全な停電によって最初に冷却材が流出し、次にパッシブな安全システムから密閉容器に冷却水が流れる。この水は、フィルター室および原子炉キャビティで、メルトトラップハウジングの周囲では結合レベルを形成する。

外部水冷ゾーンのメルトトラップハウジングに沿ってトラスコンソールの下に設置された液位計センサーのグループによってメルトトラップハウジングが診断される。

水は、基部に接続されたセクションを通過して、フィルター室および原子炉キャビティに入る。

液位計センサーは、メルトトラップハウジングの周りの水を診断するが、３つのレベルに配置された温度センサーは、この期間中、メルトトラップ内の温度が４００℃を超えないことを示す。

これは、原子炉ハウジングに炉心溶融物がないためである。徐々に、冷却水が原子炉ハウジングから沸騰および蒸化し、炉心が加熱され、崩壊し、融解して原子炉ハウジングの底部に流れ落ちるが、この場合でも、原子炉ハウジングの底部の下にある温度センサーは、ガイドプレートとトラスコンソールによって保護されているため、４００℃未満の温度を示す。

加熱されたハウジングにおけるすべてのガス対流は、比較的低温の温度調節ゾーンにある温度センサーの位置よりもはるかに高くなるが、このゾーンの温度はフィルター室の水の定常温度により一定に保たれるからである。

原子炉ハウジングが破壊されると、次のプロセスが発生する：メルトトラップの圧力変化し、一定量の液体酸化物を含む液体金属が最初段階でメルトトラップのフィラーに入り、一方、第１、第２、第３のグループの温度センサーは４００℃以上に加熱されるか、結果として生じる融解によって破壊される。つまり、障害の状態にある。温度センサーの過熱または温度センサーの故障（破壊）により、原子炉容器からメルトトラップへの炉心溶融物の受け取りの開始（1）を判断する。

実際、上記された2つの特徴に従って、原子炉ハウジングの破壊程度も決定され、これにより、原子炉ハウジングからメルトトラップへのメルトの流れのステージングが決定される。

つまり、a）液体金属が最初に流れ出てから一時、液体酸化物が流れ始める。これは、原子炉ハウジングの側面貫通の存在を示す。または、b）原子炉ハウジングから溶融物全体が同時流出する。これは、原子炉ハウジングの底部の破壊を示す。これらの条件は両方とも、第１、第２、および第３のグループの温度センサーから得られる情報によって決定される：
a）原子炉容器の破壊後、第１、第２および第３グループの温度センサーが４００℃を超える温度を示し、その後温度が徐に上昇し続け、数時間後、例えば２～３時間後、温度が急激に上昇する場合、原子炉ハウジングは側面貫通があり、溶融物の流れ（メルトフロー）は２段階プロセス（最初に液体金属が流出し、次に液体酸化物が流出する）であるため、内部構造物の監査キャビティおよび保護パイプのブロックからの水には、設計（事前定義）遅延が供給される。例えば、３～４時間遅れて、溶融物がフィラーを溶解し、炉心溶融物成分が反転していること（上部は酸化物、下部は金属）を確認する。

b）原子炉容器の破壊後、第１、第２および第３グループの温度センサーが４００℃を超える温度を示した後、温度がすぐに均一にまたは急激に上昇し始めた場合、溶融物の流れは1段階のプロセスである（金属溶融物は酸化物と一緒に注がれる。）、したがって、内部構造物の監査キャビティおよび保護パイプのブロックからの水は、溶融物供給時から約３０分～１時間の範囲で、より早い時間に供給される。なぜならば、フィラーは十分に速く溶解するため、金属と酸化物の反転も３０分以内にすばやく発生するからである。

このように、第１、第２、および第３グループの温度センサーの情報に従って、内部構造物の監査キャビティおよび保護パイプのブロックから溶融物表面への水の供給を遅らせるためのタイマーがオンになる後、冷却材が溶融物トラップハウジング内に供給される（2）。

遅延時間は３０分から４時間に設定できる。遅延時間は、原子炉ハウジングからの溶融物の酸化物部分の流出の期間を考慮し、決定される（原子炉ハウジングの破壊された側面の穴からの２段階ジェット流出の場合）。さらに、遅延時間を設定するには、原則として、フィラー中の鋼および酸化物の量が考慮される。

フィラー鋼およびフィラー酸化物は、高温で化学的に攻撃的な溶融物を安定状態に移行するために必要である。これにより、メルトトラップハウジングの破壊なし、熱放射によるトラスコンソールおよびガイドプレートの追加破壊なしで溶融物を冷却できる。

溶融物の受動的安全性を確保する重要なポイントは、その酸化物および金属成分の反転である。この反転は、溶融物金属部分に対する溶融物酸化物部分の密度が低下するため、フィラーが炉心溶融物に溶解する時、発生する。反転の結果、酸化物ウラン含有部分が浮き上がり、金属部分が落下する。溶融成分の反転により、次の２つの問題を解決できる：
１．溶融した炉心からメルトトラップまでの水に対し、熱流束を均等にすることである。水を使用する時、溶融酸化物の上にある溶鋼の場所のゾーンで最大の不均一性を持つ熱流束の初期分布が平滑化され、溶鋼の上にウランを含む酸化物が浮上した後、トラップ本体の高さに揃えられる。反転後の熱流束整列は、主に酸化物溶融物および金属溶融物の熱物理特性の違いにより保証される。

２． 溶融ミラーを水で直接冷却して、溶融物のエアロゾル活性を抑制し、溶融ミラーから、上部にあるトラップ本体装置、トラスコンソール、炉心および内部構造の破片で原子炉ハウジングの底部を保持するガイドプレートへの熱放射を移動することである。

炉心溶融物とフィラーの相互作用の過程で、溶融ミラーの上に軽いフィラー酸化物のスラグキャップが形成される。スラグキャップは、溶融浴の開いた液体金属表面、水蒸気および水素生成との相互作用を減らす。

さらに、スラグキャップは、上に位置する機器に向けている溶融ミラーからの熱放射を低減する。スラグキャップが冷えると、地殻が形成される。スラグキャップと地殻の形成は、周期的な温度変動を示す第１および第２グループの温度センサーを使用して決定される（3）、つまり、地殻サイズが大きくなると、温度がわずかに低下し、地殻が壊れると、ガスやエアロゾルの放出による温度の急激な上昇につながる。

溶融物表面へのその後の水供給は、その表面温度を下げる。メルトトラップの3つのレベルのそれぞれにある実行可能な温度センサーは、内部構造物の監査キャビティおよび原子炉の保護管パイプのブロックからメルト表面への水の供給が開始された後の温度低下に関するデータを表示す。

３つのレベルに位置する温度センサーのこのような情報に従って（温度を下げるため）、エアロゾル出口の終了時間を決定する（4）。つまり、メルト表面に入る水は、エアロゾルおよび熱放射の出口をブロックし、上にある機器を急速に冷却し、その機械的特性を安定させるため、温度の低下につながる。

蒸気の収着および水素生成の完了時間は、３つのレベルにある温度センサーの情報によって決定される（5）。これらの情報は、エアロゾル放出の停止およびメルトミラーの水冷開始と一致する。

次に、動作可能なすべての温度センサーの情報に従って、溶融冷却プロセスの安定化時間を決定し（6）、これらのプロセスが準定常モードに移行する時間を決定する（7）。つまり、温度センサーが一定の温度を表示し、その後のメルトの徐冷中に温度が低下する場合、これは、溶融の安定した冷却プロセスが進行することを示す。このプロセスでは、残留エネルギー放出が減少するにつれて、溶融の平均温度が低下し、その固定および漸進的な液体から固体へ移行する。

原子炉ハウジングの底に残っている溶融物と底自体も徐々に冷却される。安定化と温度低下は温度センサーによって診断される。この温度センサーは3番目のレベルにあり、ガイドプレートの下の蒸気ガスの温度を示す。この情報は、トラスコンソールの内部要素の高温面およびガイドプレートの下面からの再放射による熱流束の影響を受け、再放射が低くなると、第３グループのセンサーの温度が低くなり、トラスコンソールおよびガイドプレートの表面が低温になり、ガイドプレートとその上にある溶融残りの温度が低くなる。

第３グループの温度センサーの情報によれば、メルトトラップへの給水量は、内部構造物の監査キャビティおよび原子炉の保護管パイプのブロックからの給水が完了した後、増加または減少する（8）。つまり、内部構造物の監査キャビティおよび原子炉の保護管パイプのブロックからの水供給が停止した後、温度が上昇し始める場合、メルトトラップ本体への水の供給量が増加し、温度が上昇しない場合、メルトトラップ本体への水の供給が減少または完全に停止する。

液位計センサー（13）の情報によると、原子炉キャビティの最小および最大水位を考慮し、給水量を増減する（9）。水位は、メルトトラップハウジングのフランジとトラスコンソールのベースの位置に関連する。つまり、水位がハウジングフランジのレベルよりも低い場合、給水量が増加し、水位がトラスコンソールのベースのレベルにある場合、給水量が減少する、または、メルトトラップハウジングへの水の流入を完全に停止する。

図２および図３を見ると、原子炉の炉心の溶融物を冷却するための制御システムには、温度センサーの第１、第２、第３グループ（10、11、12）および液位計センサーのグループ（13）が含まれ、センサーが2つのチャネル（14 ）に統合され、制御装置（15）に接続されている。各温度センサーの作動体（16）には、不密閉キャップ（18）でカバーされた密閉な保護エンドキャップ（17）がある。温度センサーの第１グループ（10）は、メルトトラップ（20）本体（20）内のメルトミラー（19）の上に設置され、その作動体（16）はメルトミラー（19）に向けられる。

温度センサーの第２グループ（11）は、メルトトラップ（21）の本体（20）とトラスコンソール（22）の間に設置されている。温度センサーの第３のグループ（12）は、ガイドプレート（23）の下に取り付けられている。液位計センサー（13）のグループは、外部水冷ゾーンのメルトトラップ（21）の本体（20）に沿ってトラスコンソール（22）の下に設置される。

原子炉ハウジング（24）の破壊時、静水圧および過剰圧力の影響下で、炉心溶融物（25）がメルトトラップ（21）のハウジング内部（20）に流れ込み、フィラー（26）と接触する。

フィラー（26）は、トラップ（21）内の炉心溶融物成分（25）の体積分散を提供し、エネルギーの体積を減らし、溶融トラップ（21）の外層とエネルギー生成炉心溶融物成分の伝熱面を増加させるために、炉心溶融物成分の追加酸化とその希釈を目的とする。

また、フィラーは鋼層上に炉心溶融物成分の燃料物上昇のための条件を提供する。フィラー（26）は、鉄、アルミニウム、ジルコニウムの酸化物を含む鋼および酸化物成分でできており、円筒部だけでなく、底部の容積に炉心溶融物成分を再分配するためのチャネルがある。

鋼と酸化物の成分は、円筒形のカセットに収められている。規則として、フィラーは、トラップ本体の底部に取り付けられた第１のカセット、第１のカセットの上に配置された第２のカセット、および第２のカセットの上に取り付けられた第３のカセットを少なくとも含む。

第３のカセットは、互いの上に取り付けられたいくつかのカセットで構成される。

実際、温度センサーの3つのグループ（10、11、12）は3つのレベルに設置され、温度センサーの第１グループ（10）はメルトトラップ（21）の本体（20）内に設置され、温度センサーの第２と第３のグループ（11、12）は、メルトトラップ（21）の本体（20）より上に設定される。

メルトミラー（19）およびスラグキャップ（27）から最も近い距離にある温度センサー（10）の第１グループは、温度制御を提供する。この温度センサーの上には流れる溶融物や飛来物の影響に対する保護を提供する熱保護（28）がある。

この温度センサー（10）の作動体（16）は、溶融物（25）に向けられている。温度センサー（10）の第１グループは、トラップ（21）の本体（20）に溶融物のミラー（19）が形成された後、機能しなくなる。この時までに、溶融物のミラー（19）の側面からの熱放射が熱保護物（28）を溶融し始めるためである。メルトミラーの温度が熱保護の融解温度まで上昇するということは、この時点で、メルト基本重量とフィラーの間に反応があり、さらに、冷却材はトラップ本体を通る熱放射の準定常モードへの移行、熱放射は溶融物のトラップ（21）、トラスコンソール（22）、ガイドプレート（23）の機器に移動があったことを示す。

メルトトラップハウジング（20）とトラスコンソール（22）の間に設置された温度センサー（11）の第２のグループも温度制御を提供する。この温度センサー（11）は、熱の障壁および熱シールドによって保護されていないゾーンに配置されている。

温度センサーの第２グループ（11）は、炉心溶融物の原子炉ハウジングからメルトトラップに到達する性質に応じて動作する：例えば、約60～100トンの質量で30～60秒以内に溶鋼が高速で非軸対称に流入すると、または、約90～130トンの質量で2～3時間内に一定量溶鋼と溶融液体酸化物の混合物が徐に非軸対称に流入すると、第２グループの一部の温度センサーの部分は溶融（故障が発生する）する。

しかし、一部の温度センサー（11）は、第２のグループのセンサーが動作するのが最も難しいのに、原子炉ハウジングからの溶融物の軸対称流出が完了した後でも動作し続けることができる。

この温度センサーの情報に従って、最も重要なパラメータの1つ－ 原子炉ハウジングの底の破壊開始時間の決定、つまり、実際には、溶融物の流出始、ならびに溶融物の表面またはその地殻上の蒸気ガス媒体のその後の状態が決定される。このデータに基づいて、所定の遅延で冷却材を自動的に供給するためのタイマーが作動する。

冷却材は、内部構造物の監査キャビティおよび原子炉の保護管パイプのブロックからトラップ本体に供給され、スラグキャップおよびその下の炉心メルトミラーを冷却する。

原子炉ハウジング（20）に最も近い距離に設置された温度センサー（12）の第３グループも温度制御を行う。この温度センサー（12）は、ガイドプレート（23）の下にある保護された冷却ゾーンに設置され、トラップ本体内の炉心溶融物の冷却中ずっと操作性を維持する。

これらのセンサーの情報（12）に従って、最も重要なパラメータの1つ、原子炉ハウジング底の破壊の開始時間の決定、すなわち、実際に、溶融物流出の開始時間、および溶融物の表面上のガス蒸気媒体のその後の状態が決定される。このデータに基づいて、所定の遅延で冷却材を自動的に供給するためのタイマーが作動する。冷却材は、内部構造物の監査キャビティおよび原子炉の保護管パイプのブロックからトラップ本体に供給され、炉心を冷却する。さらに、このセンサーの情報によれば、メルトミラーの表面上のスラグキャップの形成が記録され、メルトの表面上の地殻の形成の開始時間が決定され、エアロゾル放出の停止と蒸気収着と水素形成のプロセスの完了に関する情報が受信される。

ハウジング（20）の冷却ゾーン内のメルトトラップ（21）のハウジング（20）の外側にある少なくとも２つの外部レベルに設置された液位計センサーのグループ（13）は、原子炉キャビティ内の冷却液のレベルを制御する。この液位計センサーのグループ（13）は、トラスコンソール（22）の下の保護された冷却エリアにある。液位計センサー（13）の情報に基づいて、原子炉キャビティに入った水のレベルが決定される。

つまり、この情報のため、トラップ冷却システムの設計機能を確認する、または、このシステムの動作が調整される。

原子炉の炉心の溶融物を冷却するための上記の方法および原子炉の炉心の溶融物を冷却するための制御システムの適用により、溶融ミラーから熱負荷を除去することにより原子炉の炉心の溶融物の冷却効率を高めることが可能になり、その結果、溶解物からの熱除去を行う中での蒸気爆発の可能性が完全に排除された。したがって、原子力発電所の安全性を高めた。

Claims (2)

1. 原子炉の炉心の溶融物を冷却する方法であって、
   溶融物による原子炉の炉心破壊後、炉心の溶融物の位置を決定し、
   温度センサーから受信した情報に従って炉心の貫通状態を決定し、
   溶融物へ冷却材を供給し、調整することからなり、
   溶融した炉心による原子炉ハウジングの破壊後、原子炉ハウジングの破壊程度および原子炉ハウジングからメルトトラップへの溶融物の流出開始時間が決定され、
   内部シェルの監査チャンバーおよび原子炉の保護管から、所定の時間遅れでメルトトラップ本体に冷却材が供給され、
   メルトミラーの表面上のスラグキャップの形成条件が決定され、
   メルト表面の地殻形成の開始時間が決定され、
   エアロゾル放出の終了時間が決定され、
   蒸気吸収の完了時間および水素生成時間が決定され、
   溶融冷却プロセスの安定化時間が決定され、
   このプロセスは準定常モードに移動時間が決定され、格納容器内の媒体の熱物理パラメータを考慮し、冷却材の供給量が制御され、原子炉キャビティ内の最小および最大水位を考慮し、冷却材の供給量を制御される
   ことを特徴とする原子炉の炉心の溶融物を冷却する方法。
2. 制御装置に接続された温度センサーを含む原子炉の炉心溶融物の冷却制御システムであって、
   外側からの水冷の領域でメルトトラップの本体に沿ってトラスコンソールの下に取り付けられた液位計センサーをさらに含み、
   前記温度センサーは、第１、第２、第３のグループに分かれており、
   第１グループの温度センサーはメルトトラップ本体内のメルトミラーの上に設置され、それらの作動体はメルトミラーに向けられ、
   第２グループの温度センサーはメルトトラップ本体およびトラスコンソールの間に設置され、
   第３グループの温度センサーは、ガイドプレートの下に設置され、同時に、すべての温度センサーおよび液位計センサーは２つのチャネルに組み合わされ、
   各温度センサーの作動体には、不密閉キャップでカバーされた密閉な保護エンドキャップがあること
   を特徴とする原子炉の炉心溶融物の冷却制御システム。

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