[发明专利]核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统

权利要求书

1.核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：包括保温层流道进水孔（1）、保温层流道（2）、保温层（3）、顶部排气孔（4）、抑压水池（5）、上部水池（7）、抑压水池堆腔注水管线控制阀门（9）、再循环地坑（10）、再循环管线控制阀门（11）；

其中，保温层流道（2）是反应堆压力容器（19）外壁和保温层（3）之间的流体流道，保温层流道（2）的顶部设置有顶部排气孔（4），在底部设置有保温层流道进水孔（1），保温层流道进水孔（1）接通保温层流道（2）及围绕着保温层（3）设置的堆腔（20），抑压水池（5）设置在钢安全壳（18）内，通过抑压水池堆腔注水管线（16）与堆腔（20）相通；钢安全壳（18）内还设置有再循环地坑（10），通过再循环管线（17）与堆腔（20）相通，抑压水池堆腔注水管线（16）设置有抑压水池堆腔注水管线控制阀门（9），再循环管线（17）设置有再循环管线控制阀门（11）和止回阀（12）；上部水池（7）设置为包围在钢安全壳（18）的上部；

所述的钢安全壳（18）圆弧形内表面上安装有冷凝水导流装置（6），冷凝水导流装置（6）由多个导向板（24）组成，导向板（24）之间有间隙，与钢安全壳（18）形成冷凝环隙（21）。

2.如权利要求1所述的核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：所述的保温层流道进水孔（1）由冲孔板（15）、带孔导向管（13）及等量中空不锈钢浮球（14）组成。

3.如权利要求1所述的核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：所述的顶部排气孔（4）由浮板盖住。

4.如权利要求1～3中任意一项所述的核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：所述的钢安全壳（18）筒体内安装有集水装置（8），集水装置（8）由环绕安全壳筒体内表面的集水坑（22）及接通集水坑（22）和再循环地坑（10）的导流流道（23）组成。