本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置。
背景技术：
核电站严重事故始于反应堆燃料组件的大面积熔化，此时作为纵深防御体系的第一道屏障燃料包壳已经失效，燃料组件如不能获得及时的冷却，相关的堆内构件也会被熔化，并形成堆芯熔融物，落入反应堆压力容器(rpv)下封头内。在rpv下封头外部冷却不足的情况下，rpv下封头会被熔穿，即第二道屏障一回路压力边界被突破，此时堆芯熔融物进入安全壳内。压力容器熔穿后，堆芯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，若筏基厚度不足，则底板可能被熔穿，这将破坏作为最后一道屏障的安全壳的完整性，进而造成放射性物质的大规模释放。
现有应对核电站严重事故的策略主要分为堆内熔融物滞留技术(ivr)和堆外熔融物滞留技术(evr)两类。ivr技术主要通过向反应堆堆坑持续注水，保证rpv下封头被淹没，通过rpv外壁面处的沸腾换热带走堆芯熔融物的衰变热，最终将熔融物滞留在rpv内。ivr技术最早出现在芬兰的loviisavver-440核电站中，还成功应用于ap600、ap1000、apr1400、cap1400(国家核电技术有限公司设计的1400mwe压水堆)和华龙一号的设计中。但在ivr技术中，对堆芯熔融物加载于rpv内壁面的热流密度的估算争议较大，且目前国际主流意见认为ivr技术不适合于较大功率堆型，如1000mwe以上的反应堆堆型。
evr技术主要通过在rpv外部设置熔融物收集装置，然后在收集装置内对堆芯熔融物进行冷却，并最终实现滞留。evr技术相比ivr技术，优势在于更大的操作空间和更灵活的冷却方式，尤其体现在应对较大功率堆型的严重事故方面。目前已具备工程条件的evr技术方案主要分为以下4种：
(1)在堆芯熔融物流到安全壳底板之前，堆坑内先灌满水，形成较深水池，从压力容器中排出的堆芯熔融物随后落入压力容器腔内形成的水池里，通过持续注水实现冷却，此种技术方案如北欧的沸水堆；
(2)采用干式堆坑或仅有少量水的堆坑(形成较浅水池)，当堆芯熔融物流到底板并发生铺展后，持续注入水，以保证堆芯熔融物被淹没，实现冷却，此种技术方案如多数早期的二代压水堆和沸水堆；
(3)通过专设装置将堆芯熔融物在堆坑内临时滞留一定时间，然后转运至大空间内铺展，通过底部间壁式和/或顶部淹没式冷却实现堆芯熔融物的有效滞留，此种技术方案如epr的堆芯捕集器；
(4)通过直接在堆坑内、rpv正下方布置收集容器，将全部堆芯熔融物限制在此收集容器内，然后通过收集容器外部的冷却水和/或堆芯熔融物顶部的冷却水淹没冷却堆芯熔融物，此种技术方案如vver1000、esbwr和eu-apr1400的堆芯捕集器。
关于堆芯捕集器的研究，国外产生的相关专利较多，如us4,113,560(美国麻省理工大学，1978年，corecatcherfornuclearreactorcoremeltdowncontainment)可视为evr的设计雏形，us4,280,872(法国原子能机构，1981年，corecatcherdevice)将evr技术提升到了工程应用的水平，以及之后的众多原理、结构不同的堆芯捕集器专利(如us4,442,065、us4,113,560、us4,342,621、us8,358,732、us6,353,651等)。
国内从俄罗斯引进wwer核电系统之后逐渐增多了对堆芯捕集器的研究，并形成了一系列专利，如cn201310005308.0(底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器)、cn201310005342.8(一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯摧集器)、cn201310005579.6(有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器)、cn201310264749.2(大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置)、cn201320007203.4(有熔融物扩展室的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器)等。
但是在现有的堆芯捕集器的方案中，无论深水池还是浅水池的方案，均存在蒸汽爆炸的风险；单纯的堆芯熔融物顶部注水、淹没对堆芯熔融物的冷却效果较差；应用于epr的堆芯捕集器需要较大的拓展室，且堆芯熔融物迁移路径较长、环节较多；需要较大的布置空间的问题也存在于esbwr和eu-apr1400的堆芯捕集器方案中，而布置相对紧凑的vver1000的堆芯捕集器在实现堆芯熔融物滞留后，至少需要10个月才能将堆芯熔融物最终冷却。
技术实现要素：
本发明的目的是提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，以能够原理简单、建造安装方便、维护容易、冷却效率高、负面风险小的应对反应堆严重事故工况。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，所述的捕集装置包括堆坑、检修平台、反应堆压力容器、金属密封罐、冷却水箱、蒸汽排放口，
所述的检修平台置于所述的坑堆内并将坑堆分割为上下两半部分；
所述的反应堆压力容器置于所述的坑堆内的上半部分；
多个所述的金属密封罐堆放在所述的坑堆内的下半部分，并在所述的坑堆内的下半部分充水后能够在所述的坑堆中呈现漂浮状态；所述的冷却水箱位于所述的坑堆外，并通过连接管道与所述的坑堆内的下半部分形成循环回路；
所述的坑堆内的下半部分的侧壁的上部开有所述的蒸汽排放口。
本发明利用在堆坑中布置的众多金属密封罐实现对熔融物的临时阻滞和分流，最终形成珊瑚状的熔融物，在空间尺度上大幅增加熔融物的换热面积，随着部分金属密封罐的失效、破裂，还可以实现熔融物内部的直接注水，通过水和熔融物的直接接触高效的带走热量，并在熔融物内部形成空隙，便于后期的冷却水和蒸汽对熔融物内部的冷却。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中：
所述的金属密封罐由铁基合金加工而成，
所述的金属密封罐内部充有占其体积比10-50％的水，其余自由空间为空气，
在堆放的所有的所述的金属密封罐中，70％以上的金属密封罐的罐体整体平均密度略小于水，为750-900kg/m3(典型实例如内径150mm、壁厚2mm、充水30％的空心球状不锈钢金属密封罐，密度为880kg/m3；或内径150mm、内高300mm、壁厚2mm、充水30％的圆柱状不锈钢金属密封罐，密度为790kg/m3)；10％以下的金属密封罐的罐体整体平均密度大于水。
所述的金属密封罐典型实例可呈内径为120-400mm的空心球状结构；或圆柱内径为100-300mm、圆柱内高为200-500mm、壁厚为1-5mm的空心柱状结构；或外部空心圆柱体的内径为100-300mm、外部空心圆柱体的高度为内径的1.5-2.5倍、外部空心圆柱体壁厚为2mm、外部空心圆柱体底板厚度为10-20mm、外部空心圆柱体顶部内表面呈倒锥状且中心位置厚度为10-20mm、外部空心圆柱体顶部边缘厚度与外部空心圆柱体壁厚一致且保证外部空心圆柱体底部相对较重的双层空心圆柱体状结构，
其中内部空心圆柱体壁厚1mm，内部空心圆柱体顶部和底部开放，内部空心圆柱体侧壁外表面距外部空心圆柱体内表面10-50mm，内部空心圆柱体高度为外部空心圆柱体高度的60-80％，内部空心圆柱体分别通过上、下端的4-6根直径为1-3mm的短细金属柱连接、固定(如点焊)，且外部空心圆柱体与内部空心圆柱体的轴线重合，
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中所述的金属密封罐包括位于顶部的封口、位于底部的封底、罐体、法兰、法兰螺栓，
所述的罐体连接所述的封底并通过所述的法兰、法兰螺栓连接所述的封口；
所述的罐体的板材厚度小于所述的封底的板材厚度但大于所述的封口的板材厚度，从而使得所述的金属密封罐在水中漂浮时所述的封口保持向上；
所述的法兰螺栓保证整个所述的金属密封罐的内压承受能力不大于2mpa。
通过选择较薄的板材作为封口，较厚的板材作为封底，保证所述的金属密封罐在水中漂浮时所述的封口保持向上，典型尺寸为所述的封口的板材厚度为1-5mm，所述的封底的板材厚度为10-20mm；
通过选择合适规格、数量的法拉螺栓控制金属密封罐的最大承受内压，以免金属密封罐出现高压破裂，引发熔融物的飞溅。所述的法兰螺栓的典型规格为m3-m20，根数为4-6根，最大内压承受能力不超过2mpa，且整体平均密度高于水的所述的金属密封罐与平均密度低于水的所述的金属密封罐的设计承压范围不同。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中：
所述的罐体为双层罐体，由内部罐体和外部罐体两部分组成，外部罐体连接所述的封底并通过所述的法兰、法兰螺栓连接所述的封口；内部罐体高度低于外部罐体，且顶部和底部均呈开放状态，
内部罐体外壁面和外部罐体内壁面存在间隙，内部罐体通过上、下端的4-6根直径为1-3mm的短细金属柱连接、固定在外部罐体内壁面上，且内、外罐体同轴布置。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中：
所述的金属密封罐通过简易支架大量松散的堆放在所述的堆坑内，以使堆放区水平方向所述的金属密封罐的横截面积总和占所述的堆坑对应高度横截面积的3-75％，
所述的金属密封罐的堆放顺序是整体平均密度高的所述的金属密封罐垫在底部，整体平均密度低的所述的金属密封罐摞在上方，且布置在顶层的所述的金属密封罐距所述的检修平台的底板的间距不小于1.5m。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中在堆坑内设置有将堆坑分割为上下两部分的检修平台，该检修平台的作用包括：1)保证堆坑的日常检修，并排除堆坑异常进水对捕集装置的影响；2)在事故工况早期，防止重物跌落对捕集装置的冲击；3)在事故工况晚期，在熔融池上表面形成低密度覆盖物(如熔融态的玻璃)，以减少高放射性物质的排放；4)防止下半部分空间的意外事件影响所述的堆坑上部空间或所述的反应堆压力容器，从而避免对核电厂正常运行的干扰。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中所述的检修平台由单位面积承重不低于1700kg的钢化玻璃板拼接而成(钢化玻璃板为2-4层结构，之间用玻璃胶粘合，每层钢化玻璃板厚度在10-15mm)，其上方铺设有一层厚度为50-300mm的牺牲混凝土；所述的牺牲混凝土具有一定机械强度和防水性能，材质为耐高温材料(如al2o3(熔点温度约2050℃)、sio2(熔点温度约1720℃)、mgal2o4(熔点温度约2100℃)、fe3o4(熔点温度约1600℃)、tio2(熔点温度约1840℃)等)。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中所述的捕集装置还包括减震装置，其设置在所述的检修平台与所述的反应堆压力容器之间，并横向生根固定于所述的堆坑的侧壁，用于缓冲大质量物体掉落形成的机械冲击，
所述的减震装置的材质与牺牲材料相同，所述的减震装置为纵截面呈梯形，圆周方向布置的若干矮墩(梯形纵截面内高100-300mm，斜面距rpv保温层最近位置50-150mm，梯形纵截面外边界略大于rpv直筒段保温层外壁面50-200mm)；或为位于rpv下封头正下方的由边长300-800mm、高50-150mm的正方形栅格板多层拼接而成的略大于rpv投影范围的长方体，
所述的长方体边缘层数多于中心层数(边缘高度500-1500mm，中心高度100-300mm)，所述的栅格板固定方式可选择栅格间保持5-20mm的一定空隙的点焊连接或整体用牺牲材料同质的混凝土浇筑等。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中所述的坑堆内的上半部分空间(即rpv下封头所在区域)的内壁面内衬耐高温材质保护层(材质可选择氧化锆或其他耐火材料，厚度为10-80mm)，耐高温材质保护层的外部再铺设厚度为20-100mm的内衬牺牲材料(该内衬牺牲材料与底板上铺设的牺牲材料材质相同)，且所述的耐高温材质保护层和所述的内衬牺牲材料的铺设高度均高于反应堆压力容器下封头焊缝，高度差不小于1m。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中所述的蒸汽排放口将所述的堆坑的下半部分空间与安全壳连通，其沿所述的堆坑周向不同角度开设，数量为2-12个，每个直径为100-300mm。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，其中所述的冷却水箱通过连接管道与所述的堆坑的下半部分空间的底部和中上部连通，连接管道上设有阀门，所述的阀门在系统检测到严重事故发生的信号后自动开启，以使所述的冷却水箱与所述的堆坑的下半部分空间连通，使得所述的冷却水箱中的冷却剂实现快速注入所述的堆坑的下半部分空间。
本发明的有益效果在于，利用本发明的堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置，能够原理简单、建造安装方便、维护容易、冷却效率高、负面风险小的应对反应堆严重事故工况。
本发明的有益效果具体体现在：
(1)本发明通过在堆坑内堆放大量可漂浮于水面的金属密封罐，有助于堆芯熔融物泻入堆坑下半部分空间形成的(冷却)水池后的初始破碎，从而有效地增大了堆芯熔融物的面积-体积比，有利于高效排出衰变热避免再融化，同时又将射流的破碎局限在金属密封罐罐体之间的狭缝中，从而降低fci(燃料-冷却剂相互作用)过程中产生蒸汽爆炸的风险；
(2)当堆芯熔融物被分散的坠落至堆坑水池底部后，因堆坑内预堆放的大量密度高于水的金属密封罐铺满池底，堆芯熔融物不会直接加热水池混凝土底板，从而能够保护堆坑的结构不被堆芯熔融物的高温熔穿破坏；
(3)金属密封罐空心结构内预装的水在极端情境下(堆芯熔融物没有充分破碎从而不能有效冷却或局部冷却不足，从而熔融物过热)可以通过加热汽化而使金属密封罐罐体内部增压，于是在受控的条件下发生自爆，从而对碎片床内部冷却不足的区域引入振动，进而使其松散和创造更多孔隙，优化碎片床的可冷却性；
(4)设计结构简单，可以允许堆芯熔融物直接落入冷却水池并基于最简单的原理实现破碎和冷却，从而很大程度上为设计、施工、运行和维护提供了便利和可靠性；
(5)冷却水的非能动投入和自然循环冷却方式更为可靠，将使严重事故后核电厂的长期安全性得以提升。
附图说明
图1为示例性的本发明的堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置的组成结构图。
图2为图1中金属密封罐的一种示例性的结构的侧视图。
图3为图1中金属密封罐的另一种示例性的结构图，其中上图为侧视图，下图为俯视图。
图4为图1中金属密封罐堆放形式的横截面示意图。
图5为本发明的堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置对堆芯熔融物捕集原理的示意图。
具体实施方式
以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
示例性的本发明的堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置的组成结构如图1-4所示，包括堆坑1、反应堆压力容器2、蒸汽排放口3、冷却水箱4、检修平台5、减震装置6、金属密封罐7。
检修平台5置于坑堆1内并将坑堆1分割为上下两半部分。检修平台5由高机械强度的玻璃板(玻璃板为2-4层结构，之间用玻璃胶粘合，每层钢化玻璃板厚度在10-15mm，单位面积承重不低于1700kg)拼接而成，且其上方铺设有一层厚度为50-300mm的牺牲混凝土，所述的牺牲混凝土具有一定机械强度和防水性能，材质为耐高温材料(如al2o3(熔点温度约2050℃)、sio2(熔点温度约1720℃)、mgal2o4(熔点温度约2100℃)、fe3o4(熔点温度约1600℃)、tio2(熔点温度约1840℃)等)，可防止核电厂正常运行时坑堆1内的上半部分空间发生重物跌落、意外注水等事件时对下半部分空间的不利影响，也可防止下半部分空间的意外事件影响堆坑1上部空间或反应堆压力容器2，从而避免干扰核电厂正常运行。
反应堆压力容器2置于坑堆1内的上半部分。坑堆1内的上半部分空间(即rpv下封头所在区域)的内壁面内衬耐高温材质保护层(材质可选择氧化锆或其他耐火材料，厚度为10-80mm)，耐高温材质保护层的外部再铺设厚度为20-100mm的内衬牺牲材料(该内衬牺牲材料与底板上铺设的牺牲材料材质相同)，且耐高温材质保护层和内衬牺牲材料的铺设高度均高于反应堆压力容器2下封头焊缝，高度差不小于1m。
多个金属密封罐7堆放在坑堆1内的下半部分，并在坑堆1内的下半部分充水后能够在坑堆1中呈现漂浮状态。
金属密封罐7由刚度高、导热良好的金属材质(例如铁基合金)加工而成。
如图2所示，金属密封罐7包括位于顶部的封口8、位于底部的封底9、罐体、法兰10、法兰螺栓11。罐体连接封底9并通过法兰10、法兰螺栓11连接封口8。封口8的板材厚度为1-5mm，封底9的板材厚度为10-20mm，罐体的板材厚度小于封底9的板材厚度但大于封口8的板材厚度，从而使得金属密封罐7在水中漂浮时封口8保持向上。
法兰螺栓11的规格为m3-m20，根数为4-6根，最大内压承受能力不超过2mpa，以保证整个金属密封罐7的内压承受能力，且平均密度高于水的金属密封罐7与平均密度低于水的金属密封罐7的设计承压范围不同(典型实例如6根m6规格的35号碳素钢法兰螺栓11(150℃时的设计应力强度约为100mpa)应用在内径150mm、壁厚2mm的金属密封罐7时，可提供约1mpa的内压承受能力)。
金属密封罐7可呈内径为120-400mm的空心球状结构；或呈圆柱内径为100-300mm、圆柱内高为200-500mm、壁厚为1-5mm的空心柱状结构；或呈如图3所示，外部空心圆柱体12的内径为100-300mm、外部空心圆柱体12的高度为内径的1.5-2.5倍、外部空心圆柱体12壁厚为2mm、外部空心圆柱体12底板厚度为10-20mm、外部空心圆柱体顶部内表面14呈倒锥状且中心位置厚度为10-20mm、外部空心圆柱体12顶部边缘厚度与外部空心圆柱体12壁厚一致且保证外部空心圆柱体12底部相对较重的双层空心圆柱体状结构。
其中内部空心圆柱体13壁厚1mm，内部空心圆柱体13顶部和底部开放，内部空心圆柱体13侧壁外表面距外部空心圆柱体12内表面10-50mm，内部空心圆柱体13高度为外部空心圆柱体12高度的60-80％，内部空心圆柱体13分别通过上、下端的4-6根直径为1-3mm的短细金属柱15连接、固定(如点焊)，且外部空心圆柱体12与内部空心圆柱体13的轴线重合。
金属密封罐7内部充有占其体积比10-50％的水，其余自由空间为空气。
在堆放的所有的金属密封罐7中，70％以上的金属密封罐7的罐体整体平均密度略小于水，为750-900kg/m3(典型实例如内径150mm、壁厚2mm、充水30％的空心球状不锈钢金属密封罐7，密度为880kg/m3；或内径150mm、内高300mm、壁厚2mm、充水30％的圆柱状不锈钢金属密封罐7，密度为790kg/m3)；10％以下的金属密封罐7的罐体整体平均密度大于水。
金属密封罐7在堆坑1中的堆放顺序是密度高的金属密封罐7垫在底部，密度低的金属密封罐1摞在上方。
如图4所示，金属密封罐7通过简易支架大量松散的堆放在堆坑1内，以使堆放区水平方向金属密封罐7的横截面积总和占堆坑1对应高度横截面积的3-75％，且布置在顶层的金属密封罐7距检修平台5的底板的间距不小于1.5m。
减震装置6设置在检修平台5与反应堆压力容器2之间，并横向生根固定于堆坑1的侧壁，可在反应堆压力容器2失效后对坠落的反应堆压力容器2提供支撑，避免对检修平台5形成过大的冲击载荷，于是堆芯熔融物可以和缓的在检修平台5上方汇集和停留一段时间，从而可以与布置在检修平台5上的牺牲混凝土以及玻璃质材料充分熔化混合，降低温度、粘度和熔点，为下一步的入水冷却达成更有利的初始物性条件。减震装置6的材质与牺牲材料相同。减震装置6为纵截面呈梯形，圆周方向布置的若干矮墩(梯形纵截面内高100-300mm，斜面距rpv保温层最近位置50-150mm，梯形纵截面外边界略大于rpv直筒段保温层外壁面50-200mm)；或为位于rpv下封头正下方的由边长300-800mm、高50-150mm的正方形栅格板多层拼接而成的略大于rpv投影范围的长方体，所述的长方体边缘层数多于中心层数(边缘高度500-1500mm，中心高度100-300mm)，所述的栅格板固定方式可选择栅格间保持5-20mm的一定空隙的点焊连接或整体用牺牲材料同质的混凝土浇筑等。
冷却水箱4位于坑堆1外，并通过连接管道与堆坑1的下半部分空间的底部和中上部连通，形成循环回路，连接管道上设有阀门。所述的阀门在系统检测到严重事故发生的信号后自动开启，以使冷却水箱4与堆坑1的下半部分空间连通，使得冷却水箱4中的冷却剂实现快速注入堆坑1的下半部分空间。为了确保冷却水池4可以对堆芯熔融物形成长期有效的冷却能力，冷却水箱4位于安全壳所有开放隔室的最低处，从而使得安全壳内蒸汽冷凝后的水会自行回流至冷却水箱4内，从而维持冷却水箱4内的水位高度。
坑堆1内的下半部分的侧壁的上部开有蒸汽排放口3，蒸汽排放口3将堆坑1的下半部分空间与安全壳连通且蒸汽排放口3的位置高于冷却水箱4与坑堆1连通后的水位。蒸汽排放口3沿堆坑1周向不同角度开设，数量为2-12个，每个直径为100-300mm。
上述示例性的本发明的堆坑直接滞留的反应堆堆芯熔融物捕集装置对堆芯熔融物的捕集原理如图5所示。
堆芯熔融物最终熔穿检修平台5后，将以大股射流的形式落入堆坑1的下部空间，此时堆坑1的下部空间内部堆积的金属密封罐7在水的浮力作用下已经形成多层次的排布形式，一大部分漂浮在水面和水池上层，一少部分沉没在水池底部。高温的堆芯熔融物射流首先受到漂浮的金属密封罐7的阻挡，大股注入的流体被迫分散成为小股流体，然后沿金属密封罐7罐体间隙继续前进进而继续分散为更小股流体，并同时伴随着冷却和表面凝固形成松散而脆弱的分叉结构。由于漂浮的金属密封罐7会发生相对位置的变化，从而可以破坏这种已经固化的分叉结构的连续性，使之断裂成为碎片化的结构，以类似于碎珊瑚的形状与射流的主体脱落而沉入水底。如果堆芯熔融物的小股流体凝固后未能断裂脱落，则会保持这种分叉结构，包裹着一部分金属密封罐7共同沉入水底。通过上述的方式，漂浮的金属密封罐7的设计可以使得高温的堆芯熔融物射流实现有效的分散冷却，同时这种设计也可以限制局部冷却剂发生剧烈的体积膨胀和压力波的传播，从而避免了冷却过程中发生蒸汽爆炸的风险。另外，即使有大股射流穿过了漂浮的金属密封罐7罐体层，最终也仍会被初始密度较大，沉于水底的金属密封罐7罐体层阻隔和基于类似原理的分散，从而避免堆芯熔融物和堆坑底部的混凝土直接接触造成结构破坏的风险。对于堆芯熔融物射流未能破碎而以完整包裹金属密封罐7的形式沉入水底的情况，如果初始的大股射流已经分散为足够松散的结构，则可以实现充分冷却，从而保持长期的稳定状态；如果是紧密的结构形式，则其内部金属密封罐7会受到持续的加热升温，罐内预充的冷却剂会发生持续的升温升压，最终会在设计压力下自爆，这种自爆的能量可以对其外围的致密几何结构造成破坏，从而使之分崩碎裂成为更容易冷却的形状，同时由于此时大部分堆芯熔融物已经完成凝固并形成碎片床，所以金属密封罐7的自爆也不会引发堆芯熔融物的连锁蒸汽爆炸。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。