一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法

    公开(公告)号:CN112201372B

    公开(公告)日:2022-12-02

    申请号:CN202011109117.5

    申请日:2020-10-16

    IPC分类号: G21C15/18 G21C15/253

    摘要: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法,所述方法具有如下特点:通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量,在发生堆芯熔化的事故情况下,利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度,同时在安全壳内部形成冷却剂循环,保证衰变热的移出,从而保持压力容器完整性,实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法,采用一回路水源实现堆腔淹没,在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留,可以有效提高反应堆的安全水平,避免大量放射性物质向环境的释放,保护公众健康。

    一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法

    公开(公告)号:CN112201372A

    公开(公告)日:2021-01-08

    申请号:CN202011109117.5

    申请日:2020-10-16

    IPC分类号: G21C15/18 G21C15/253

    摘要: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法,所述方法具有如下特点:通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量,在发生堆芯熔化的事故情况下,利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度,同时在安全壳内部形成冷却剂循环,保证衰变热的移出,从而保持压力容器完整性,实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法,采用一回路水源实现堆腔淹没,在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留,可以有效提高反应堆的安全水平,避免大量放射性物质向环境的释放,保护公众健康。