产生
受1979年和1986年分别发生在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重事故的负面影响，核电工程建设曾停滞近 20年，期间核电界集中力量对严重事故的预防和后果缓解进行了研究和攻关，进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。
当压水堆核电站发生严重事故时，堆芯余热载出手段的丧失使堆芯裸露并开始升温，燃料元件由于冷却不足而发生融化，堆芯熔融物落入压力容器（RPV）下腔室，可能造成压力容器下封头失效，如果不能采取有效措施对其冷却，堆芯熔融物有可能将压力容器熔穿。压力容器熔穿后，熔融物直接喷射到安全壳筏基上与结构混凝土相互作用（MCCI），一定时间内以较快的速度逐渐向下侵蚀安全壳的筏基, 若筏基厚度不够，底板可能被熔穿，破坏了安全壳的整体性 ，高放物质将直接威胁到地下水源 ，对生物环境造成严重影响。
随着第三代核电对安全性的进一步提高，各国核电机型设计已将相关安全要求重新定位，其中两点如下：堆芯融化事故概率小于或等于 1.0×10-5堆/年；大量放射性释放到环境的事故概率小于或等于1.0×10-6堆/年。所以，怎样冷却并收集堆芯熔融物成为缓解严重事故关键课题之一，由此开启了堆芯收集器的研究与发展新征程。 [4]
背景技术
在水冷型核反应堆中，有可能因向核反应堆压力容器内的供水的停止、 连接在核反应堆压力容器的配管的断裂而引起冷却水的丧失、核反应堆水位降低而堆芯露出，使冷却变得不充分。设想这样的情况，通过水位下降的信号自动地将核反应堆紧急停止，或通过紧急用堆芯冷却装置（ECCS）的冷却材料的注入而使堆芯浸水并冷却，将堆芯熔融事故防止于未然。
但是，虽然概率很低，也可以想象出上述紧急用堆芯冷却装置不运行，且其他向堆芯注水的装置也不能使用的状况。在这样的情况下，有可能因核反应堆水位的下降而使堆芯露出，从而不能进行充分的冷却。核反应堆停止后还持续发生的衰变热使燃料棒温度上升，最终造成堆芯熔融。
如果在核发电厂发生这种严重的事故，熔融堆芯则有可能贯通核反应堆压力容器底部的封头而下落到核反应堆壳外的收纳容器上。作为熔融堆芯的残骸（即堆芯碎片），在存在于其内部的放射线物质的衰变热的作用下继续核反应堆输出的1%左右的发热。因此，在没有冷却机构的情况下，堆芯碎片将铺设在收纳容器上的混凝土加热，如果接触面成为高温状态，则与混凝土反应，有可能大量地产生二氧化碳、氢等非凝缩性气体，并且将混凝土熔融浸蚀，将大量的放射性物质释放到环境中。
产生的非凝缩性气体提高收纳容器内的压力，有可能使核反应堆外壳损坏。此外，还有可能通过混凝土的熔融浸蚀使收纳容器边界损坏、或使收纳容器构造强度降低。最后，如果堆芯碎片与混凝土的反应继续，则会造成收纳容器损坏，有可能向外部环境释放收纳容器内的放射性物质。
为了抑制这样的堆芯碎片与混凝土的反应，需要将堆芯碎片冷却，将堆芯碎片底部与混凝土的接触面的温度冷却到浸蚀温度以下（一般的混凝土是1500K以下）、或者使堆芯碎片与混凝土不直接接触。以往，通过从落下的堆芯碎片的上方注水冷却，降低堆芯碎片温度，实现了对混凝土浸蚀反应的抑制。
所以，针对堆芯熔融物下落的情况，提出了各种对策。代表性的是称作堆芯收集器的对策。堆芯收集器通过耐热部件接住并保持落下的堆芯熔融物，并且与注水机构组合来将堆芯熔融物冷却。
在已有的沸腾水型核发电厂（BWR）中，事故的发生概率已经被抑制得很低，有关事故发生时的堆芯冷却的安全性也很高，通常不会发生这种严重事故。而且，在概率论的安全评价（PSA）中，也将这种严重事故的发生概率评价为可忽视那样小。
目前，提出了完善安全系统而由静态设备构成的自然循环冷却式被动安全沸腾水型核反应堆（ESBWR)。在ESBWR中，核反应堆外壳的下部设置有堆芯收集器。这是用来进一步提高有关下一代BWR安全性的完备措施。
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