本發明涉及核電廠嚴重事故管理技術領域，具體地，涉及裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法。

背景技術：

嚴重事故后堆芯損壞、融化并重定位至壓力容器下封頭，堆芯熔融物可能熔穿壓力容器下封頭，壓力容器的熔穿失效將導致諸多不利后果，例如，難以維持堆芯熔融物的持續冷卻，放射性裂變產物完全擴散至安全殼內，威脅安全殼完整性，等等。因此，某些先進核電廠在壓力容器下設置堆芯捕集器，壓力容器下封頭熔穿后墜落堆芯捕集器，繼續實施熔融物冷卻。

通常壓力容器熔穿后向堆芯捕集器注水。在堆芯捕集器上方設置溫度監測儀表如熱電偶，監測壓力容器失效后的熔融物流出。在壓力容器內或壓力容器外注水冷卻堆芯熔融物必須考慮蒸汽爆炸的問題。為避免蒸汽爆炸，通常不會在監測到熔融物流出后立刻向熔融物的表面注水冷卻。有的捕集器設計形同坩堝，坩堝內設置犧牲材料，經過一定時間的反應后犧牲材料將翻轉至熔融物上方，緩解蒸汽爆炸；有的捕集器設計將熔融物引流至擴展池，在熔融物面積充分擴展的狀態下注水冷卻，緩解蒸汽爆炸的不利影響。

通常在壓力容器熔穿后不再考慮向壓力容器注水，甚至在某些裝備捕集器的電廠的規程導則中，壓力容器熔穿前就終止向堆芯注水，其原因一方面在于蒸汽爆炸，另一方面，熔融物在壓力容器內重定位后存在注水冷卻的不確定性，成功向壓力容器注水不能保證壓力容器一定不失效。

但是，在壓力容器熔穿前和熔穿后，向壓力容器注水仍然存在積極意義，例如，美國三哩島事故是核電歷史上已發生的壓水堆嚴重事故，堆芯損壞后大約20噸熔融物墜落壓力容器下封頭，恢復壓力容器注水后堆芯熔化過程終止，基本維持了壓力容器完整性，沒有熔融物流出壓力容器外。因此，過早終止壓力容器注水是不可取的。

堆外核測系統在壓力容器外測量中子通量的溢出，電廠啟動和功率運行時，監測電廠的反應性變化、功率變化、功率偏移等等，該系統不是專門針對嚴重事故設計的。發生嚴重事故后堆芯熔融物的重定位將引起壓力容器外中子通量數據的變化。

技術實現要素：

本發明所要解決的技術問題是提供一種裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法，該評價方法在不同的事故階段給出不同的注水對策，根據冷卻效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，并能夠合理利用資源。

發明人經調研發現，壓力容器熔穿后，不一定100％熔融物迅速墜落捕集器，事實上，下封頭鉸鏈式大規模失效的發生概率是很低的。更大的可能是小規模局部失效，在熔塞處、下封頭焊縫處、或者熱流密度最集中處發生局部熔穿，熔融物墜落下封頭是一個緩慢的過程，這個過程隨時都有可能中止，而中止時很可能還有部分熔融物滯留在壓力容器內，因此，有必要向壓力容器內注水，繼續冷卻滯留的熔融物。

并且發明人認為堆外核測系統是可以應用于輔助評價注水方法的，堆外核測系統在壓力容器外測量中子通量的溢出，電廠啟動和功率運行時，監測電廠的反應性變化、功率變化、功率偏移等等，該系統不是專門針對嚴重事故設計的，但是嚴重事故狀態下應利用一切可以利用的設備和儀表。堆芯熔融物的重定位將引起壓力容器外中子通量數據的變化，通過分析堆外核測系統的數據變化可以大致推知堆芯熔融物的重定位過程。

基于以上，本發明解決上述問題所采用的技術方案是：

裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法，包括以下步驟：

S1、壓力容器內堆芯熔化的過程比較復雜，結合電廠安全注入(簡稱安注)系統的設計及其冷卻效果，將壓力容器內堆芯熔化過程簡化為三個階段：

第一階段、堆芯裸露，燃料包殼膨脹并破裂，此階段堆芯幾何形狀基本保持完好，冷卻水流道基本完好，如果電廠恢復冷卻水注入，一列高壓安注系統的額定流量可終止堆芯熔化進程；

第二階段、包殼快速氧化階段，其中的晚期階段堆芯熔融物重定位至下封頭，此階段堆芯已喪失幾何形狀，高壓安注額定流量不能保證終止堆芯熔化進程；

第三階段、堆芯熔融物在壓力容器下封頭形成碎片床，熔融物與下封頭發生相互作用，此階段堆芯注水效果不確定，可能發生壓力容器下封頭熔穿失效；

S2、嚴重事故下堆芯損壞，結合具體的堆芯熔化進程，裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法包括以下步驟：

S21、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，根據儀表監測數據判斷堆芯熔化的狀態，結合具體的堆芯狀態分析確定堆芯注水對策；

S22、監測堆芯注水的冷卻效果，進一步調整堆芯注水對策；

S23、監測到壓力容器下封頭熔穿，如果此時正在向壓力容器內注水，則中止注水，暫不實施堆芯注水，避免蒸汽爆炸；

S24、監測壓力容器熔穿的規模和持續時間，根據堆芯熔融物的實際位置和狀態實施堆芯注水。

本發明依據嚴重事故后有限的儀表監測數據推斷堆芯熔融物重定位的過程，向壓力容器內注水并監測注水的冷卻效果，在不同的事故階段給出不同的注水對策，根據冷卻效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同時合理利用資源。

優選的，所述的步驟S21包括以下子步驟：

S211、堆芯出口溫度高，堆芯開始損壞，如果根據儀表監測數據判斷堆芯熔化過程尚處在第一階段，那么電廠恢復功能執行堆芯注水時，即向堆芯冷卻水流道注入冷卻水，

優選的，從資源合理分配角度考慮，長期階段堆芯注水流量維持高壓安注額定流量即可，初始注入流量較大可以減少氫氣生成，故優選地，初始注入流量大于高壓安注額定流量；

S212、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，堆外核測系統顯示中子通量發生變化，伴隨壓力容器外溫度監測的空間變化，由此判斷堆芯損壞進入第二階段，結合電廠功能和資源恢復的實際狀態確定堆芯注水對策；

S213、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，監測到堆芯熔化過程進入第三階段，此階段實施堆芯注水，根據注水冷卻效果進一步調整堆芯注水對策；優選的，實施堆芯注水時可以在初始大流量(減少氫氣生成)后降低流量。

優選的，所述的步驟S22包括以下子步驟：

S221、對于上述第一階段的注水，監測到堆芯出口溫度降低則表明冷卻成功；

S222、對于上述第二階段的注水，如果監測到有限的注水流量不能終止堆芯損壞進程，則進一步加大注水流量；

S223、對于上述第三階段的注水，監測到堆芯出口溫度降低至飽和溫度或飽和溫度以下，則表明壓力容器內可能存在液態水，此時的堆芯注水冷卻效果存在三種可能：

a)下封頭溫度持續升高，表明堆芯注水不能有效冷卻堆芯熔融物，下封頭熔穿不可避免，為防止潛在的蒸汽爆炸，中止堆芯注水；

b)下封頭溫度降低，下封頭熔融物得到有效冷卻，持續注水甚至增大注水流量，終止堆芯熔化進程；

c)下封頭溫度變化趨勢不確定，仍然存在壓力容器下封頭熔穿失效的可能，此時應調整注水流量，維持注水冷卻帶熱的同時，避免壓力容器內積存大量冷卻水導致熔穿后潛在的蒸汽爆炸。

優選的，所述的步驟S223的c)中調整注水流量，維持注水冷卻帶熱的同時，避免壓力容器內積存大量冷卻水的具體的操作為：間斷運行高壓安注泵，控制壓力容器內冷卻水過冷裕度小于5℃，即當監測到堆芯出口溫度低于飽和溫度5℃時或連續注水達到5分鐘時，停運高壓安注；壓力容器內冷卻水蒸干后，監測到堆芯出口溫度超過飽和溫度并上升趨勢時，或者經過一個估算的間歇時間后，啟動高壓安注系統向壓力容器內注水。估算注水間歇時間是根據當時的衰變熱功率水平估算此前注水量的蒸干時間。

注水間歇時間的估算方法為：

其中注水焓升包括汽化潛熱和過冷顯熱。

冷卻水與高溫堆芯接觸有可能發生蒸汽爆炸，國內外研究表明，壓力容器內蒸汽爆炸的負面影響較小，很難直接威脅安全殼完整性，而壓力容器外的堆芯捕集器沒有能力承受蒸汽爆炸的不利影響。

所述步驟S24中實施堆芯注水包括壓力容器內注水和堆芯捕集器注水，分為兩種情況：

S241、壓力容器大規模熔穿，熔融物迅速墜落堆芯捕集器，并且監測到絕大部分熔融物都墜落捕集器。針對此種事故狀態，為避免蒸汽爆炸，暫不向堆芯捕集器內的熔融物注水，間隔一段時間后，直接向堆芯捕集器內熔融物的表面注水冷卻；

S242、壓力容器小規模熔穿，堆芯熔融物的墜落過程比較緩慢，晚期可能出現熔融物冷凝而破口墜落中止的現象，而壓力容器內可能殘留部分熔融物碎片，針對此種事故狀態，為避免蒸汽爆炸，暫不向堆芯捕集器內的熔融物注水，間隔一段時間后，應考慮同時向壓力容器內和堆芯捕集器注水。資源有限的情況下，應依據監測儀表數據評價熔融物壓力容器內的殘留份額，分配不同位置堆芯熔融物的注水流量。

優選的，所述步驟S242中間隔一段時間后，同時向壓力容器內和堆芯捕集器注水的具體操作為：當監測到捕集器上方溫度降低而下封頭保持高溫時，斷定熔融物墜落過程已中止，再間隔40分鐘～60分鐘后，具體間隔時間根據電廠設計和事故狀態而定，實施向堆芯捕集器注水，直接冷卻堆芯熔融物；同時向壓力容器內注水，冷卻壓力容器內殘留的堆芯熔融物。

對于外壁未設置溫度監測儀表的壓力容器，還包括在壓力容器外壁增設溫度監測儀表的步驟，所述的壓力容器外壁包括與堆芯活性段高度對應的壓力容器外壁和壓力容器下封頭。

綜上，本發明的有益效果是：

1、本發明依據嚴重事故后有限的儀表監測數據推斷堆芯熔融物重定位的過程，向壓力容器內注水并監測注水的冷卻效果，在不同的事故階段給出不同的注水對策，根據冷卻效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同時合理利用資源。

2、有些核電廠專門針對嚴重事故設置了堆芯捕集器，本發明提出詳細的壓力容器內外的堆芯注水評價方法，為嚴重事故對策分析提供支持。

3、嚴重事故下壓力容器下封頭熔穿后堆芯熔融物墜落下封頭，本發明考慮到壓力容器內將殘留部分熔融物，補充嚴重事故緩解對策向壓力容器內注水，完善電廠的嚴重事故管理。

4、本發明依據電廠儀表監測數據進行堆芯注水對策評價，為此提出了儀表改進方案，完善電廠嚴重事故下的監測和狀態診斷。

5、本發明通過診斷堆芯熔融物重定位過程評價不同的堆芯注水對策，保證持續注水冷卻的同時避免蒸汽爆炸的不利影響。

6、本發明在不同的事故階段給出不同的堆芯注水對策，電廠應急響應人員全面分析嚴重事故緩解對策，合理分配資源，全面高效地應對包括堆芯冷卻在內的所有嚴重事故威脅。

附圖說明

圖1是堆芯捕集器和壓力容器的結構示意圖；

圖2是壓力容器外圍溫度監測儀表和堆芯外核監測儀表的布置示意圖；

附圖中標記及相應的零部件名稱：

1-堆芯捕集器，2-壓力容器，3-犧牲材料，4-測點A，5-測點B，6-測點C，7-測點D，8-堆芯外核監測儀表。

具體實施方式

下面結合實施例及附圖，對本發明作進一步地的詳細說明，但本發明的實施方式不限于此。

裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法，包括以下步驟：

S1、壓力容器內堆芯熔化的過程比較復雜，結合電廠安全注入(簡稱安注)系統的設計及其冷卻效果，將壓力容器內堆芯熔化過程大致簡化為三個階段：

第一階段、堆芯裸露，燃料包殼膨脹并破裂，此階段堆芯幾何形狀基本保持完好，冷卻水流道基本完好，如果電廠恢復冷卻水注入，一列高壓安注系統的額定流量可終止堆芯熔化進程；

第二階段、包殼快速氧化階段，其中的晚期階段堆芯熔融物重定位至下封頭，此階段堆芯已喪失幾何形狀，高壓安注額定流量不能保證終止堆芯熔化進程；

第三階段、堆芯熔融物在壓力容器下封頭形成碎片床，熔融物與下封頭發生相互作用，此階段堆芯注水效果不確定，可能發生壓力容器下封頭熔穿失效；

S2、嚴重事故下堆芯損壞，結合具體的堆芯熔化進程，裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法包括以下步驟：

S21、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，根據儀表監測數據判斷堆芯熔化的狀態，結合具體的堆芯狀態分析確定堆芯注水對策；

優選的，所述的步驟S21包括以下子步驟：

S211、堆芯出口溫度高，堆芯開始損壞，如果根據儀表監測數據判斷堆芯熔化過程尚處在第一階段，那么電廠恢復功能執行堆芯注水時，即向堆芯冷卻水流道注入冷卻水，優選的，從資源合理分配角度考慮，長期階段堆芯注水流量維持高壓安注額定流量即可，初始注入流量較大可以減少氫氣生成，故優選地，初始注入流量大于高壓安注額定流量。

S212、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，特別是熔融物側漏堵塞流道的可能，根據壓力容器內堆芯熔化的具體狀態分析確定堆芯注水對策，堆外核測系統顯示中子通量發生變化，伴隨壓力容器外溫度監測的空間變化，由此判斷堆芯損壞進入第二階段，結合電廠功能和資源恢復的實際狀態確定堆芯注水對策。

S213、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，監測到堆芯熔化過程進入第三階段，此階段實施堆芯注水，根據注水冷卻效果進一步調整堆芯注水對策；優選的，實施堆芯注水時可以在初始大流量(減少氫氣生成)后降低流量。

S22、監測堆芯注水的冷卻效果，進一步調整堆芯注水對策；

優選的，所述的步驟S22包括以下子步驟：

S221、對于上述第一階段的注水，監測到堆芯出口溫度降低則表明冷卻成功；

S222、對于上述第二階段的注水，如果監測到有限的注水流量不能終止堆芯損壞進程，則應進一步加大注水流量；

S223、對于上述第三階段的注水，監測到堆芯出口溫度降低至飽和溫度或飽和溫度以下，則表明壓力容器內可能存在液態水，此時的堆芯注水冷卻效果存在三種可能：

a)下封頭溫度持續升高，表明堆芯注水不能有效冷卻堆芯熔融物，下封頭熔穿不可避免，為防止潛在的蒸汽爆炸，中止堆芯注水；

b)下封頭溫度降低，下封頭熔融物得到有效冷卻，持續注水甚至增大注水流量，終止堆芯熔化進程；

c)下封頭溫度變化趨勢不確定，仍然存在壓力容器下封頭熔穿失效的可能，此時應調整注水流量，維持注水冷卻帶熱的同時，避免壓力容器內積存大量冷卻水導致熔穿后潛在的蒸汽爆炸。

冷卻水與高溫堆芯接觸有可能發生蒸汽爆炸，國內外研究表明，壓力容器內蒸汽爆炸的負面影響較小，很難直接威脅安全殼完整性，而壓力容器外的堆芯捕集器沒有能力承受蒸汽爆炸的不利影響。

優選的，所述的步驟S223的c)中調整注水流量，維持注水冷卻帶熱的同時，避免壓力容器內積存大量冷卻水的具體的操作為：間斷運行高壓安注泵，控制壓力容器內冷卻水過冷裕度小于5℃，即當監測到堆芯出口溫度低于飽和溫度5℃時或連續注水達到5分鐘時，停運高壓安注；壓力容器內冷卻水蒸干后，監測到堆芯出口溫度超過飽和溫度并上升趨勢時，或者經過一個估算的間歇時間后，啟動高壓安注系統向壓力容器內注水。估算注水間歇時間是根據當時的衰變熱功率水平估算此前注水量的蒸干時間。

注水間歇時間的估算方法為：

其中注水焓升包括汽化潛熱和過冷顯熱。

S23、監測到壓力容器下封頭熔穿，如果此時正在向壓力容器內注水，則中止注水，暫不實施堆芯注水，避免蒸汽爆炸；

S24、監測壓力容器熔穿的規模和持續時間，根據堆芯熔融物的實際位置和狀態實施堆芯注水，包括壓力容器內注水和堆芯捕集器注水，大致分為兩種情況：

S241、壓力容器大規模熔穿，熔融物迅速墜落堆芯捕集器，并且監測到絕大部分熔融物都墜落捕集器。針對此種事故狀態，為避免蒸汽爆炸，暫不向堆芯捕集器內的熔融物注水，間隔一段時間后，直接向堆芯捕集器內熔融物的表面注水冷卻；

S242、壓力容器小規模熔穿，堆芯熔融物的墜落過程比較緩慢，晚期可能出現熔融物冷凝而破口墜落中止的現象，而壓力容器內可能殘留部分熔融物碎片，針對此種事故狀態，為避免蒸汽爆炸，暫不向堆芯捕集器內的熔融物注水，間隔一段時間后，應考慮同時向壓力容器內和堆芯捕集器注水。資源有限的情況下，應依據監測儀表數據評價熔融物壓力容器內的殘留份額，分配不同位置堆芯熔融物的注水流量。

優選的，所述步驟S242中間隔一段時間后，同時向壓力容器內和堆芯捕集器注水的具體操作為：當監測到捕集器上方溫度降低，而下封頭保持高溫時斷定熔融物墜落過程已中止，再間隔40分鐘～60分鐘后，具體間隔時間根據電廠設計和事故狀態而定，對于坩堝式堆芯捕集器，再間隔50分鐘后，實施向堆芯捕集器注水，直接冷卻堆芯熔融物；同時向壓力容器內注水，冷卻壓力容器內殘留的堆芯熔融物。

優選的，資源有限的情況下，應依據監測儀表數據評價熔融物壓力容器內的殘留份額，分配不同位置堆芯熔融物的注水流量。

本發明依據嚴重事故后有限的儀表監測數據推斷堆芯熔融物重定位的過程，向壓力容器內注水并監測注水的冷卻效果，在不同的事故階段給出不同的注水對策，根據冷卻效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同時合理利用資源。

為堆芯注水對策評價提供數據的儀表主要包括：堆外核測系統，堆芯出口溫度監測儀表，壓力容器堆芯活性段外壁溫度監測儀表，壓力容器下封頭外壁溫度監測儀表，堆芯捕集器上方溫度監測儀表。堆芯出口溫度監測儀表在壓力容器內堆芯上方，通常量程較大(如1200℃)，但嚴重事故階段仍存在失效的可能，該儀表失效后可以參考一回路冷熱段其它測點的溫度監測儀表推斷堆芯溫度。本發明的評價方法主要依據以上監測數據，福島事故后各電廠針對嚴重事故實施電廠改進，本方法對潛在的儀表改進也有所考慮。

溫度監測儀表(如熱電偶)通常成本較低，而此類儀表布置在壓力容器外不影響壓力容器設計，在壓力容器周圍不同高度處布置溫度監測儀表，可以監測堆芯熔融物重定位的過程和注水冷卻的效果。另外，嚴重事故狀態下壓力容器水位監測儀表失效概率很大，但壓力容器水位數據對于對策評價有很大參考價值，若電廠實施儀表改進，專門針對嚴重事故配置壓力容器水位儀表，則堆芯注水對策評價可以參考該儀表的數據。

如圖1是本發明所述的核電廠堆芯捕集器1和壓力容器2的結構示意圖，圖2是壓力容器外監測儀表的布置示意圖。其中堆芯捕集器1屬于坩堝型，其置于壓力容器2的下方，其內部設置犧牲材料3，如圖1所示，壓力容器2下封頭已經形成了堆芯熔融物碎片床，大致描述了壓力容器2內堆芯熔化第三階段的狀態。圖中大致描述了主要監測儀表的布置，用于監測堆芯出口溫度的溫度測試儀表的測點A4設置在壓力容器2上部、用于監測堆芯活性段外壁溫度的溫度測試儀表的測點B5設置于壓力容器2堆芯活性段的外壁、用于監測下封頭外壁溫度的溫度測試儀表的測點C6設置于壓力容器2下封頭外壁、用于監測堆芯捕集器1上方溫度的溫度測試儀表的測點D7設置于堆芯捕集器1的上方，壓力容器2的外部設置有堆外核測系統的堆芯外核監測儀表8，其主要用來監測核反應堆的功率水平，用于測量和監督核反應堆內中子通量密度變化情況，并為運行人員、調節系統和保護系統提供數據和信號。圖2作為截面俯視圖給出了壓力容器2周向的儀表布置，測點B5、堆芯外核監測儀表8均沿周向均勻布置。

下面結合實施例對本發明作進一步說明。

實施例1：

某壓水堆核電廠專門針對嚴重事故配置了坩堝型堆芯捕集器，該電廠針對嚴重事故氫氣威脅在安全殼內布置了大量非能動氫氣復合器，因此氫氣威脅不作為該電廠的主要嚴重事故威脅，分析堆芯注水對策時將不考慮氫氣生成的負面影響。

類似福島事故場景，海嘯后發生全廠斷電，專設安全設施不能啟動，電廠在發生斷電事故后停止照明等不必要用電，蓄電池電量得以長時間維持，主控室仍然可以掌握關鍵儀表的監測數據。堆芯裸露后監測到堆芯出口溫度超過650℃，表明已經發生堆芯損壞，進入嚴重事故管理導則，按照本發明給出的方法評價堆芯注水對策：

S1、根據本電廠壓力容器內嚴重事故特點和專設安全設施的事故緩解能力將壓力容器內堆芯熔化過程簡化為三個階段：

第一階段、堆芯裸露，燃料包殼膨脹并破裂，一列安注可以實現堆芯冷卻；

第二階段、包殼快速氧化階段，一列安注不能保證堆芯冷卻；

第三階段、堆芯熔融物在壓力容器下封頭形成碎片床，熔融物與下封頭發生相互作用，壓力容器成功注水也不能保證壓力容器完好。

S2、嚴重事故下堆芯損壞，結合具體的堆芯熔化進程，裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法包括以下步驟：

S21、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，根據儀表監測數據判斷堆芯熔化的狀態，結合具體的堆芯狀態分析確定堆芯注水對策。

事故后7小時，移動柴油機就位并成功啟動，為電廠提供大約2300KW的電力。此時堆外核測系統已監測到中子通量發生變化，由此判斷堆芯損壞進入第二階段，結合電廠電力恢復的實際狀態分析堆芯注水對策：在包殼快速氧化的早期階段，一列高壓安注很有可能終止堆芯熔化進程；如果監測到大量堆芯熔融物重定位，則需要更大的堆芯注入流量。

高壓安注泵功率大約600KW，根據嚴重事故管理導則進行綜合對策分析，認為同時需要實施其它嚴重事故緩解對策，包括向蒸汽發生器注水，安全殼噴淋等等，初步確定實施一列高壓安注注入。

S22、監測堆芯注水的冷卻效果，進一步調整堆芯注水對策：

監測到堆芯出口溫度降低，堆外中子通量同步降低，但按照空間分布分析沒有進一步變化，表明已成功終止堆芯熔化進程。

結束堆芯注水評價，按照嚴重事故管理導則持續注水并長期關注。

實施例2：

電廠配置與實施例1大致相同，在實施例1的基礎上，該電廠針對壓力容器外溫度監測實施了設計改進，保溫層內緊貼壓力容器外壁設置了若干高量程的熱電偶，這些熱電偶在壓力容器周向不同角度處均勻分布，垂直方向從堆芯活性段高度向下直到下封頭底部都布置了熱電偶，如圖1、圖2所示。在信號傳輸方面，在原有堆外核測的信號通道基礎上增設溫度信號傳輸通道，最終主控室可以監測壓力容器外壁溫度。

地震后發生大破口事故，主管道雙端剪切斷裂，安全注入系統啟動失敗，維修組緊急搶修。堆芯裸露后監測到堆芯出口溫度超過650℃，表明已經發生堆芯損壞，進入嚴重事故管理導則，按照本發明給出的方法評價堆芯注水對策：

S1、根據本電廠壓力容器內嚴重事故特點和專設安全設施的事故緩解能力將壓力容器內堆芯熔化過程簡化為三個階段：

第一階段、堆芯裸露，燃料包殼膨脹并破裂，一列安注可以實現堆芯冷卻；

第二階段、包殼快速氧化階段，一列安注不能保證堆芯冷卻；

第三階段、堆芯熔融物在壓力容器下封頭形成碎片床，熔融物與下封頭發生相互作用，壓力容器成功注水也不能保證壓力容器完好。

S2、嚴重事故下堆芯損壞，結合具體的堆芯熔化進程，裝備堆芯捕集器的核電廠的堆芯注水評價方法包括以下步驟：

S21、監測壓力容器內堆芯熔融物重定位的過程，根據儀表監測數據判斷堆芯熔化的狀態，結合具體的堆芯狀態分析確定堆芯注水對策。

大破口的事故進程很快，維修組通知安注系統修復成功時，壓力容器下封頭經歷溫升后處于高溫狀態，而堆芯活性段位置的溫度和中子通量經歷下降趨勢后處于相對較低水平，這表明堆芯損壞已進入第三階段，此時堆芯注水效果存在很大不確定性，初步決定啟動一列高壓安注向壓力容器內注水。

S22、監測堆芯注水的冷卻效果，進一步調整堆芯注水對策：

注水后監測到堆芯出口溫度降低至飽和溫度以下，而下封頭仍然處于高溫狀態，且下封頭溫度變化趨勢不確定。此時不能確定堆芯熔融物已得到有效冷卻，為降低壓力容器外蒸汽爆炸的不利影響，需要調整堆芯注水流量，控制壓力容器內的水裝量。此時沒有儀表可以提供可靠的壓力容器水位參數。

決定間斷運行高壓安注泵，控制壓力容器內冷卻水過冷裕度小于5℃。具體地，當監測到堆芯出口溫度低于飽和溫度5℃時或連續注水達到5分鐘時，停運高壓安注；壓力容器內冷卻水蒸干后，監測到堆芯出口溫度超過飽和溫度并上升趨勢時，或者估算此前5分注入水量的蒸干時間，在前段注入水蒸干后，啟動高壓安注系統向壓力容器內注水。

此后長期階段監測到下封頭溫度緩慢上升，并且存在下封頭熔穿風險，停運高壓安注系統，中止向壓力容器內注水，避免潛在的壓力容器外蒸汽爆炸。

S23、下封頭外壁個別儀表溫度異常增高后讀數異常，懷疑該儀表損壞，同時監測到堆芯捕集器上方的監測儀表突然上升至1000℃以上，證明壓力容器下封頭熔穿。暫不實施向堆芯熔融物表面注水，避免蒸汽爆炸。

S24、監測壓力容器熔穿的規模和持續時間，根據堆芯熔融物的實際位置和狀態實施堆芯注水，包括壓力容器內注水和堆芯捕集器注水。

持續監測熔穿后的儀表讀數，綜合分析各測點溫度參數以及堆外核測中子通量參數后進行判斷，結論為下封頭小規模熔穿，大約30分鐘后，捕集器上方溫度降低，而下封頭保持高溫，此時判斷熔融物墜落過程已中止，而下封頭仍殘留有堆芯熔融物碎片。

捕集器內預先設置了犧牲材料，堆芯熔融物與犧牲材料發生相互作用，犧牲材料翻轉至熔融物上方，防止發生蒸汽爆炸。間隔不少于50分鐘后，實施向堆芯捕集器注水，直接冷卻堆芯熔融物；同時向壓力容器內注水，冷卻壓力容器內殘留的堆芯熔融物。

經過一段時間壓力容器內注水后監測到堆芯出口溫度降低、下封頭溫度降低，表明壓力容器內熔融物重定位過程中止，熔穿破口處熔融物冷凝，向壓力容器外的重定位過程基本中止。持續注水冷卻并實施長期關注，最終壓力容器內堆芯熔化進程終止。

如上所述，可較好的實現本發明。