RU2165107C2 - Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant - Google Patents
Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2165107C2 RU2165107C2 RU99111078/06A RU99111078A RU2165107C2 RU 2165107 C2 RU2165107 C2 RU 2165107C2 RU 99111078/06 A RU99111078/06 A RU 99111078/06A RU 99111078 A RU99111078 A RU 99111078A RU 2165107 C2 RU2165107 C2 RU 2165107C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- water
- concrete
- protective shell
- protection system
- reactor plant
- Prior art date
Links
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 title claims description 74
- 239000004567 concrete Substances 0.000 claims abstract description 118
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 18
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 35
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 35
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 28
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 28
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 18
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 9
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 239000002893 slag Substances 0.000 claims description 8
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 238000009413 insulation Methods 0.000 claims description 6
- 230000002262 irrigation Effects 0.000 claims description 6
- 238000003973 irrigation Methods 0.000 claims description 6
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 4
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 4
- 239000003351 stiffener Substances 0.000 claims description 3
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 27
- 230000006378 damage Effects 0.000 abstract description 21
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 abstract description 13
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 5
- 238000010276 construction Methods 0.000 abstract description 4
- 230000035939 shock Effects 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 239000011551 heat transfer agent Substances 0.000 abstract 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 17
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 17
- 238000013461 design Methods 0.000 description 16
- 238000000034 method Methods 0.000 description 13
- 230000008569 process Effects 0.000 description 13
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 10
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 10
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 10
- 229910000746 Structural steel Inorganic materials 0.000 description 9
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 8
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 7
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 7
- 239000000463 material Substances 0.000 description 7
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 7
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 6
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 5
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 4
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 4
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 4
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 3
- 239000004033 plastic Substances 0.000 description 3
- 238000012216 screening Methods 0.000 description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 3
- 210000003625 skull Anatomy 0.000 description 3
- 239000011449 brick Substances 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 2
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 2
- 238000005338 heat storage Methods 0.000 description 2
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 2
- 239000011232 storage material Substances 0.000 description 2
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 239000003570 air Substances 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 description 1
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000012938 design process Methods 0.000 description 1
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 1
- 230000036541 health Effects 0.000 description 1
- 238000011835 investigation Methods 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000010946 mechanistic model Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000008239 natural water Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- -1 plates Substances 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000003134 recirculating effect Effects 0.000 description 1
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 description 1
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 description 1
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к системам защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа и к устройствам для локализации расплавленной или разрушенной активной зоны, вышедшей за пределы корпуса реактора в процессе протекания тяжелой аварии. The invention relates to nuclear energy, specifically to systems for protecting the protective shell of a water-pressurized reactor plant and to devices for localizing a molten or destroyed active zone that extends beyond the reactor vessel during a severe accident.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
1. Известна система охлаждения подреакторного помещения при аварии с расплавлением активной зоны /1/, состоящая из трубы, подводящей охладитель в нижнюю часть бетонной шахты под основание охлаждаемого кожуха; трубы, отводящей теплоноситель из пространства между кожухом и стенами нижней части бетонной шахты; помещения бассейна с охладителем; пассивного клапана, установленного в бассейне с охладителем и закрывающего вход в подводящую трубу. Кроме того, на охлаждаемый кожух установлены слои жертвенных и тугоплавких материалов, а внутреннее пространство кожуха соединено подводящей трубой с бассейном и отводящей трубой для сброса пара. На конце этой подводящей трубы - со стороны бассейна - установлен пассивный клапан, закрывающий вход в подводящую трубу.BACKGROUND
1. There is a known cooling system of the subreactor space during an accident with core melting / 1 /, consisting of a pipe supplying a cooler to the bottom of a concrete shaft under the base of a cooled casing; a pipe that removes the coolant from the space between the casing and the walls of the lower part of the concrete shaft; pool premises with a cooler; a passive valve installed in the pool with a cooler and closing the inlet to the inlet pipe. In addition, layers of sacrificial and refractory materials are installed on the cooled casing, and the inner space of the casing is connected by a supply pipe to the pool and a discharge pipe to discharge steam. At the end of this inlet pipe - from the side of the pool - a passive valve is installed that closes the inlet to the inlet pipe.
В представленном техническом решении под днищем корпуса реактора не предусмотрена ферма защитная, это значит, что все динамические и статические нагрузки должен воспринимать водоохлаждаемый кожух, установленный на опорах. Кожух не имеет профиля днища корпуса реактора, поэтому ударная нагрузка при отрыве днища корпуса реактора в аварии с расплавлением активной зоны будет восприниматься непосредственно расположенными под днищем слоями материалов, установленными внутри кожуха, центральной частью самого кожуха и его опорами. После отрыва днища происходит его опрокидывание внутри кожуха; опрокидывание связано с неустойчивостью эллиптического днища и приводит к выплескиванию кориума во внутренний объем кожуха. Во внутреннем объеме кожуха может находиться вода (либо вода охлаждающая рециркуляционная, либо вода аварийных протечек, от которых в представленном техническом решении защиты не предусмотрено), причем эта вода при разогреве днища не может вся испариться, это связано с геометрией кожуха и с особенностями кипения воды в пристенном слое вокруг днища корпуса реактора, поэтому в момент выплескивания кориума в воду велика вероятность сильного парового взрыва, способного разрушить и кожух и бетонную шахту. Мощность парового взрыва тем сильнее, чем больше неокисленной стали или циркония будет поступать во внутренний объем кожуха. Паровой взрыв может возникнуть внутри кожуха не только при отрыве днища корпуса реактора, но и при его проплавлении или локальном разрушении. Отсутствие профилирования кожуха приводит к тому, что кориум растекается по почти горизонтальной поверхности основания кожуха, при этом значительно интенсифицируется взаимодействие кориума и находящейся внутри кожуха воды. Отсутствие воды внутри кожуха невозможно обосновать в представленном техническом решении, так как в этом техническом решении не предусмотрено специальной системы для осушения объема внутри кожуха перед поступлением кориума в его внутреннее пространство. In the presented technical solution, a protective truss is not provided under the bottom of the reactor vessel, which means that all the dynamic and static loads must be absorbed by a water-cooled casing mounted on supports. The casing does not have a profile of the bottom of the reactor vessel, therefore, the shock load when the bottom of the reactor vessel is torn off in an accident with core melting will be perceived as directly located under the bottom layers of materials installed inside the vessel, the central part of the vessel itself and its supports. After the bottom is torn off, it falls over inside the casing; tipping is associated with the instability of the elliptical bottom and leads to the splashing of the corium into the inner volume of the casing. In the internal volume of the casing there may be water (either recirculating cooling water or emergency leakage water, which is not provided for in the presented technical solution), and this water cannot completely evaporate when the bottom is heated, this is due to the geometry of the casing and to the features of boiling water in the near-wall layer around the bottom of the reactor vessel, therefore, at the moment the corium is splashed into the water, a strong steam explosion is likely to destroy both the casing and the concrete shaft. The power of a steam explosion is the stronger, the more unoxidized steel or zirconium will enter the inner volume of the casing. A steam explosion can occur inside the casing not only when the bottom of the reactor vessel is torn apart, but also when it is melted or locally destroyed. The lack of profiling of the casing leads to the fact that the corium spreads over the almost horizontal surface of the base of the casing, while the interaction of the corium and the water inside the casing is significantly intensified. The lack of water inside the casing cannot be justified in the presented technical solution, since this technical solution does not provide a special system for draining the volume inside the casing before the corium enters its internal space.
Масса образовавшегося кориума может достигать 150-180 т, и вместе с обрушенными внутрикорпусными устройствами объем кориума может достигать 35-45 м3, которые в представленной геометрии кожуха разместить сложно. Высота кориума с обломками внутрикорпусных устройств внутри корпуса реактора может достигать отметки верха активной зоны. При таком объеме кориума трудно обеспечить его охлаждение в представленной геометрии кожуха. Принципиальным обстоятельством является размещение кожуха вокруг днища корпуса реактора, что приводит к необходимости увеличивать диаметр кожуха с целью увеличения боковой поверхности теплообмена, через которую осуществляется основной теплообмен кориума с охлаждающей водой. Тепловой поток через нижнюю поверхность кожуха после всплытия стали над тугоплавкими оксидами кориума в несколько раз меньше, чем через боковую поверхность, и не обеспечивает достаточную интенсивность охлаждения кориума. Для обеспечения охлаждения боковой поверхности кожуха в бескризисном режиме (а только в таком режиме возможно сохранить целостность кожуха) за счет кипения воды необходимо обеспечить условия кипения воды как кипение в большом объеме. Это условие не оговаривается. После поступления кориума во внутренний объем кожуха наиболее интенсивный тепловой поток будет находиться в узком слое жидкой стали или циркония, расположенного над окисленным кориумом. Чем диаметр кожуха больше, тем слой жидкой стали тоньше и тем больше тепловой поток через торцевую поверхность слоя жидкой стали к кожуху. В представленной геометрии слой жидкой стали должен составлять 500-800 мм для обеспечения бескризисного теплоотвода через боковую поверхность кожуха к воде. Это условие в представленном техническом решении не обеспечено. Боковая поверхность кожуха сгорит из-за высокого теплового потока (больше 1,2 МВт/м2). Никакие тугоплавкие элементы, расположенные внутри кожуха в представленной геометрии, не смогут обеспечить снижение теплового потока на боковую поверхность кожуха, так как сначала эти тугоплавкие элементы будут расплавлены или разрушены химическим взаимодействием с высокотемпературным кориумом, а затем после всплытия жидкой стали и формирования ее узкого слоя над поверхностью тугоплавких оксидов кориума высокий тепловой поток через незащищенную боковую поверхность кожуха приведет к кризису теплообмена и разрушению боковой поверхности кожуха.The mass of the formed corium can reach 150-180 tons, and together with the collapsed internals, the volume of the corium can reach 35-45 m 3 , which is difficult to place in the presented geometry of the casing. The height of the corium with fragments of the internals inside the reactor vessel can reach the top of the core. With such a volume of corium, it is difficult to ensure its cooling in the presented geometry of the casing. A fundamental circumstance is the placement of the casing around the bottom of the reactor vessel, which leads to the need to increase the diameter of the casing in order to increase the side surface of the heat exchange through which the main heat exchange of the corium with cooling water is carried out. The heat flux through the lower surface of the casing after surfacing of steel over the refractory corium oxides is several times less than through the side surface, and does not provide sufficient intensity for cooling the corium. To ensure cooling of the side surface of the casing in a crisis-free mode (and only in this mode it is possible to maintain the integrity of the casing) due to the boiling of water, it is necessary to ensure the conditions of boiling water as boiling in a large volume. This condition is not specified. After the corium enters the internal volume of the casing, the most intense heat flux will be in a narrow layer of liquid steel or zirconium located above the oxidized corium. The larger the casing diameter, the thinner the liquid steel layer and the greater the heat flux through the end surface of the liquid steel layer to the casing. In the presented geometry, the layer of liquid steel should be 500-800 mm in order to ensure crisis-free heat removal through the side surface of the casing to the water. This condition is not provided in the presented technical solution. The side surface of the casing will burn out due to high heat flux (more than 1.2 MW / m 2 ). No refractory elements located inside the casing in the presented geometry can reduce the heat flux to the side surface of the casing, since first these refractory elements will be melted or destroyed by chemical interaction with the high-temperature corium, and then after the surfacing of the molten steel and the formation of its narrow layer above the surface of the refractory corium oxides, a high heat flux through the unprotected side surface of the casing will lead to a heat exchange crisis and destruction of the side surface spine of the casing.
Недостатки технического решения /1/:
- не обеспечена защита кожуха от разрушения при механических и газодинамических ударных нагрузках;
- не обеспечена защита бетонной шахты от паровых взрывов при поступлении кориума из корпуса реактора в воду, содержащуюся во внутреннем объеме кожуха;
- не обеспечен гарантированный эффективный теплоотвод от кориума через кожух к воде;
- не обеспечена целостность кожуха и его защита от прожигания кориумом;
- не обеспечена защита бетонной шахты от паровых взрывов при проплавлении кожуха и попадании кориума в воду, содержащуюся в объеме бетонной шахты.The disadvantages of the technical solution / 1 /:
- the casing is not protected from destruction during mechanical and gas-dynamic shock loads;
- the concrete mine is not protected from steam explosions when the corium enters from the reactor vessel into the water contained in the internal volume of the casing;
- the guaranteed effective heat removal from the corium through the casing to the water is not provided;
- the integrity of the casing and its protection from burning by the corium is not ensured;
- the concrete mine is not protected from steam explosions when the casing is penetrated and corium enters the water contained in the volume of the concrete mine.
2. Известна система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа /2/, состоящая из гермозоны, реактора, бетонной шахты с подреакторным помещением, опорных ребер, расположенных радиально вдоль днища корпуса реактора и предназначенных для удержания страховочного корпуса с кориумом и оторвавшейся частью корпуса реактора с обломками внутрикорпусных устройств, устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту, устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты, корзины, тугоплавких элементов, страховочного корпуса. Обеспечение удержания и охлаждения кориума в страховочном корпусе после разрушения корпуса реактора производится за счет естественной водяной, пароводяной или парогазовой циркуляции охлаждающего теплоносителя в бетонной шахте вдоль наружной поверхности страховочного корпуса по следующему тракту: с пола боксов парогенераторов теплоноситель поступает в устройство для подвода теплоносителя в бетонную шахту, затем по кольцевому коллектору теплоноситель поступает в корзину сбоку через широкопрофильные проходки и снизу через дренаж и через перфорированное днище корзины, и по тугоплавким элементам с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий и горизонтальных канавок поднимается вверх, далее теплоноситель проходит через центральное отверстие в крышке-ограничителе, вдоль наружной поверхности страховочного корпуса, где осуществляется основной теплосъем, и далее через устройство для отвода теплоносителя из бетонной шахты в боксы парогенераторов. Термостойкие тугоплавкие элементы, расположенные по внутренней поверхности страховочного корпуса, выполняют функцию гарнисажа, предохраняя страховочный корпус от термического проплавления и химического разрушения кориумом. 2. A known system for protecting the protective shell of a pressurized water reactor / 2 /, consisting of a containment zone, a reactor, a concrete shaft with a subreactor room, support ribs located radially along the bottom of the reactor vessel and designed to hold the safety housing with the corium and the detached part of the housing reactors with fragments of internals, devices for supplying coolant to a concrete mine, devices for removing coolant from a concrete mine, basket, refractory elements, safety case a. Ensuring retention and cooling of the corium in the safety case after the destruction of the reactor vessel is carried out due to the natural water, steam and gas or steam and gas circulation of the cooling coolant in the concrete mine along the outer surface of the safety housing along the following path: from the floor of the steam generator boxes, the coolant enters the device for supplying the coolant to the concrete mine , then, through the annular collector, the coolant enters the basket from the side through wide-profile penetrations and from below through the drainage and through the perforated bottom of the basket, and along refractory elements with voids in the form of through vertical holes and horizontal grooves, it rises up, then the coolant passes through the central hole in the limiter lid, along the outer surface of the safety housing, where the main heat removal is carried out, and then through the device for removal coolant from a concrete mine to the boxes of steam generators. Heat-resistant refractory elements located on the inner surface of the safety housing perform the function of a skull, protecting the safety housing from thermal penetration and chemical destruction by corium.
Недостатки технического решения /2/:
- значительная неопределенность протекания запроектной аварии, связанной с расплавлением активной зоны, приводит к тому, что в напорной камере реактора может накапливаться кориум в широком диапазоне температур и в широком диапазоне концентраций окисленной и неокисленной стали, окисленного и неокисленного циркония; это привело к необходимости выполнить заявленное техническое решение как двухбарьерную систему защиты защитной оболочки, где вторым барьером на пути распространения кориума является водоохлаждаемое пористое тело, выполненное из тугоплавких элементов, установленных в корзину под страховочным корпусом;
- отсутствует возможность управления химической и термодинамической активностью кориума в процессе его локализации внутри страховочного корпуса; это связано с ограниченным количеством материалов, которые можно разместить между страховочным корпусом и корпусом реактора; в этой связи необходимо отметить, что охлаждение кориума внутри страховочного корпуса для некоторых сценариев протекания запроектной аварии может оказаться малоэффективным, и связано это обстоятельство, главным образом, с высокими тепловыми потоками в узком стальном слое, образование которого в результате сепарации может привести к разрушению страховочного корпуса в сечении контакта жидкой стали со страховочным корпусом; устранить этот недостаток увеличением диаметра и высоты страховочного корпуса не представляется возможным из-за ограниченных габаритов внутреннего пространства бетонной шахты, окружающей корпус реактора;
- существует проблема обеспечения надежности охлаждения кориума в пространстве бетонной шахты, ограниченном верхним сечением корзины и нижним сечением страховочного корпуса; эта проблема связана со значительной затесненностью пространства вокруг страховочного корпуса и заключается в том, что доступ теплоносителя к каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты, расположенным выше области распространения кориума, в случае разрушения страховочного корпуса может быть полностью перекрыт; подреакторное помещение может оказаться полностью изолированным от вышерасположенной остальной части бетонной шахты; в этом случае естественная циркуляция охлаждающего теплоносителя будет полностью блокирована вытекающим и остывающим кориумом; длительная блокировка циркуляции теплоносителя может привести к полному разрушению тугоплавких элементов и нарушить проектный процесс локализации кориума в подреакторном помещении бетонной шахты; устранение этого недостатка требует гарантированного обеспечения подачи охлаждающей воды сверху на кориум.The disadvantages of the technical solution / 2 /:
- significant uncertainty in the course of the beyond design basis accident related to core melting leads to the fact that corium can accumulate in the pressure chamber of the reactor in a wide temperature range and in a wide range of concentrations of oxidized and non-oxidized steel, oxidized and non-oxidized zirconium; this led to the need to fulfill the claimed technical solution as a two-barrier protective system for the containment, where the second barrier to the distribution of the corium is a water-cooled porous body made of refractory elements installed in a basket under the safety housing;
- there is no possibility of controlling the chemical and thermodynamic activity of the corium in the process of its localization inside the safety housing; this is due to the limited amount of materials that can be placed between the safety case and the reactor vessel; in this regard, it should be noted that cooling the corium inside the safety case for some scenarios of the beyond design basis accident may be ineffective, and this is due mainly to high heat fluxes in the narrow steel layer, the formation of which as a result of separation can lead to the destruction of the safety case in the section of contact of liquid steel with the safety housing; to eliminate this drawback by increasing the diameter and height of the safety housing is not possible due to the limited dimensions of the internal space of the concrete shaft surrounding the reactor vessel;
- there is a problem of ensuring reliability of cooling of the corium in the space of the concrete shaft, limited by the upper section of the basket and the lower section of the safety housing; this problem is associated with a significant crowding of the space around the safety housing and lies in the fact that the access of the coolant to the channels of the device for removing the coolant from the concrete mine, located above the corium distribution area, can be completely blocked in case of destruction of the safety case; the subreactor room may be completely isolated from the upstream rest of the concrete shaft; in this case, the natural circulation of the cooling fluid will be completely blocked by the flowing and cooling corium; prolonged blocking of the coolant circulation can lead to the complete destruction of refractory elements and disrupt the design process of the localization of corium in the subreactor room of a concrete mine; the elimination of this drawback requires a guaranteed supply of cooling water from above to the corium.
По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, устройство /2/ является наиболее близким аналогом и взято за прототип. In terms of features, including design features, the device / 2 / is the closest analogue and is taken as a prototype.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Задачей предлагаемого изобретения является создание системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа при строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, обеспечивающей повышение надежности удержания кориума в бетонной шахте реактора в пределах гермозоны в авариях с разрушением активной зоны и выходом кориума за пределы корпуса реактора.SUMMARY OF THE INVENTION
1. The objective of the invention is the creation of a protection system for the protective shell of a water-water reactor type during the construction of new nuclear power plants with WWER reactors, which increases the reliability of corium retention in the concrete shaft of the reactor within the containment zone in accidents with core destruction and corium overflow reactor vessel limits.
Предлагаемая система защиты защитной оболочки устраняет рассмотренные выше недостатки аналога /2/, учитывая опыт /3-8/ и полностью вписываясь в занимаемый аналогом объем подреакторного помещения бетонной шахты. Предлагаемая система защиты защитной оболочки не влияет на безопасность АЭС в условиях нормальной эксплуатации, при нарушении нормальных условий эксплуатации и при проектных авариях и выполняет следующие основные функции:
- обеспечивает прием и размещение в большом объеме подреакторного помещения бетонной шахты жидких и твердых компонентов кориума, фрагментов активной зоны и конструкционных материалов реактора;
- обеспечивает удержание и охлаждение разрушенной активной зоны, внутрикорпусных устройств, реакторных материалов и корпуса реактора в бетонной шахте;
- обеспечивает устойчивую передачу тепла от кориума к охлаждающей воде для перевода кориума в безопасное теплофизическое состояние и удержание кориума в границах зоны локализации;
- обеспечивает удержание днища корпуса реактора с кориумом при его отрыве или пластическом деформировании до момента выхода кориума из днища корпуса реактора;
- предотвращает выход кориума за установленные проектом границы его локализации;
- обеспечивает подкритичность кориума в бетонной шахте;
- обеспечивает подвод охлаждающей воды в бетонную шахту и отвод пара из бетонной шахты;
- обеспечивает минимальный вынос радиоактивных веществ в герметичную оболочку;
- обеспечивает непревышение максимальных напряжений в подреакторном помещении бетонной шахты при возможных локальных паровых взрывах и гидроударах;
- обеспечивает выполнение своих функций без вмешательства оператора или с минимальным управляющим воздействием со стороны оперативного персонала.The proposed protective containment system eliminates the above disadvantages of the analogue / 2 /, taking into account the experience / 3-8 / and completely fits into the volume occupied by the analogue of the subreactor room of the concrete mine. The proposed containment protection system does not affect the safety of nuclear power plants in normal operation, in violation of normal operating conditions and in design basis accidents and performs the following main functions:
- provides reception and placement in a large volume of the subreactor room of the concrete mine of liquid and solid components of the corium, fragments of the active zone and structural materials of the reactor;
- provides retention and cooling of the destroyed core, internals, reactor materials and the reactor vessel in a concrete mine;
- provides stable heat transfer from corium to cooling water to transfer corium to a safe thermophysical state and to keep corium within the boundaries of the localization zone;
- provides retention of the bottom of the reactor vessel with the corium during its separation or plastic deformation until the corium leaves the bottom of the reactor vessel;
- prevents corium from exceeding the boundaries of its localization established by the project;
- provides subcriticality of the corium in the concrete shaft;
- provides the supply of cooling water to the concrete shaft and the removal of steam from the concrete shaft;
- provides minimal removal of radioactive substances in an airtight shell;
- ensures that the maximum stresses are not exceeded in the subreactor room of the concrete mine with possible local steam explosions and hydroblows;
- ensures the performance of its functions without operator intervention or with minimal control action from the operational staff.
2. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. Этот результат достигается установкой системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа при строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, которая собрана в следующем порядке и поясняется фиг. 1. 2. The technical result of the invention is to increase the safety of a nuclear power plant in the event of the destruction of the active zone and the exit of the corium outside the reactor vessel. This result is achieved by installing a protective system for the containment of a water-water reactor type reactor during the construction of new nuclear power plants with WWER reactors, which is assembled in the following order and is illustrated in FIG. 1.
Дно и стены корзины 8 выполнены сплошными. The bottom and walls of the basket 8 are solid.
Страховочный корпус 13 выполнен с ребрами жесткости 25, обеспечивающими зазор между страховочным корпусом 13 и поверхностями подреакторного помещения бетонной шахты 3, и установлен под корзиной 8 на полу бетонной шахты 3 и вдоль цилиндрической стены подреакторного помещения бетонной шахты 3. Зазор, обеспечиваемый ребрами жесткости 25, необходим для гарантированной циркуляции охлаждающей воды вдоль страховочного корпуса 13. The
Опорные ребра 5 установлены на дно корзины 8 между тугоплавкими элементами 9 в одной плоскости с ребрами жесткости 25 страховочного корпуса 13. Совмещение плоскостей опорных ребер 5 с плоскостями ребер жесткости 25 обеспечивает благоприятные условия для передачи вертикальной нагрузки, действующей на опорные ребра 5, на пол бетонной шахты 3. The supporting
Дополнительные варианты системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа образуются при введении дополнительных элементов и поясняются фиг. 2-4. Additional variants of a protective system for the containment of a pressurized water reactor type are formed upon the introduction of additional elements and are illustrated in FIG. 2-4.
В бетонной шахте 3 над каналами устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6 и каналами устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7 выполнена бетонная консоль 14. Бетонная консоль 14 обеспечивает защиту каналов устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6, каналов устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7 и торцевой поверхности страховочного корпуса 13. In the concrete shaft 3 above the channels of the device for supplying the coolant to the concrete shaft 6 and the channels of the device for removing the coolant from the
Кроме этого, внутреннее пространство между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства 26 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3. In addition, the internal space between the
Кроме этого, страховочный корпус 13 выполнен в виде кольцевого теплообменника 16. Кольцевой теплообменник 16 выполнен в виде секций 17. Секции 17 кольцевого теплообменника 16 выполнены, по крайней мере, из двух неизолированных друг от друга сегментов: из горизонтального нижнего сегмента 18 с наклонной наружной поверхностью к горизонтальной оси и из вертикального бокового сегмента 19. Между секциями 17 кольцевого теплообменника 16 выполнена изоляция (воздушная, стальная, бетонная, керамическая). Внутреннее пространство каждой изолированной секции 17 кольцевого теплообменника 16 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства для подвода теплоносителя 6 в бетонную шахту 3 и, по крайней мере, с одним каналом устройства для отвода теплоносителя 7 из бетонной шахты 3. In addition, the
Кроме этого, между страховочным корпусом 13 и корзиной 8 установлен тонкий теплоизолирующий слой 21 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона). In addition, a thin heat-insulating
Кроме этого, между и корзиной 8 и тугоплавкими элементами 9 установлен тонкий теплоизолирующий слой 22 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона). In addition, between the basket 8 and the refractory elements 9, a thin heat-insulating
Кроме этого, по варианту исполнения на тугоплавкие элементы 9, установленные на днище корзины 8, установлен, по крайней мере, один слой элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 24 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11. In addition, according to the embodiment, at least one layer of elements of lowering density of uranium dioxide perforated
Кроме этого, по варианту исполнения на установленные тугоплавкие элементы 9, установленные на днище корзины 8, установлены, по крайней мере, два различных слоя элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 24 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11. In addition, according to the embodiment, at least one refractory element 9, installed on the bottom of the basket 8, has at least two different layers of elements from lowering density of uranium dioxide perforated
Кроме этого, понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23, экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 24 на основе металлургического шлака и стальные перфорированные элементы 11 выполнены в виде Т-образных, прямоугольных, Z-образных, П-образных или фасонных кирпичей, уложенных в замок со смещением в горизонтальной плоскости относительно друг друга таким образом, что сквозные вертикальные и горизонтальные отверстия этих элементов образуют в вертикальном направлении несквозные криволинейные каналы, обеспечивающие равномерное распределение кориума по всему объему кладки элементов. In addition, the
Кроме этого, по внутреннему периметру бетонной консоли 14 установлен коллектор 10, герметично соединенный с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3. Коллектор 10 необходим для равномерной раздачи воздуха для охлаждения бетонной шахты 3 в условиях нормальной эксплуатации и для отвода возможных протечек воды в бетонную шахту 3 при проектных и запроектных авариях. In addition, a
Кроме этого, в бетонной шахте 3 выполнено устройство 26 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3. In addition, in the concrete shaft 3, a
Кроме этого, в бетонной шахте 3 выполнен люк-лаз 4, люк-лаз 4 совмещен с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3. In addition, in the concrete shaft 3, a
Кроме этого, бетонная консоль 14 выполнена с внутренним диаметром меньшим, чем наружный диаметр корпуса реактора 2, что обеспечивает защиту страховочного корпуса 13 от повреждений при разрушении в любом месте корпуса реактора 2 полным сечением. In addition, the
Кроме этого, в бетонной шахте 3 установлено устройство орошения кориума 20, состоящее не менее чем из двух каналов в виде трубопроводов. Устройство орошения кориума 20 позволяет обеспечить подачу воды в подреакторное помещение бетонной шахты 3 сверху на кориум. Устройство орошения кориума 20 установлено внутри бетонной консоли 14, что обеспечивает его механическую защиту от повреждений. Выходы каналов устройства орошения кориума 20 защищены внутри бетонной консоли 14 защитными козырьками 15, которые поворачивают поток охлаждающей воды на 90o и направляют ее течение вдоль торца бетонной консоли 14. Защитные козырьки 15 сохраняют живое сечение каналов при заклинивании оторвавшейся части корпуса реактора 2 в бетонной консоли 14 и при струйном течении кориума по торцевой поверхности бетонной консоли 14.In addition, in the concrete shaft 3, a
Кроме этого, под днищем корпуса реактора 2 на бетонную консоль 14 установлена ферма защитная 27, выполненная из связанных между собой радиальных ребер, балок, составных профилей. Ферма защитная 27 выполнена с повторением профиля днища корпуса реактора 2. В основание фермы защитной 27 установлена стальная плита 28, выполненная из листа и скрепленная с фермой защитной 27 с помощью сварных, болтовых, клепаных соединений. Стальная плита 28 обеспечивает герметичное разделение подреакторного помещения и остальной части бетонной шахты 3, что необходимо для предотвращения заполнения подреакторного помещения водой при проектных и запроектных авариях. Внутрь фермы защитной 27 установлена тепловая и радиационная защита 29, выполненная из бетона, керамики, в виде монолитных блоков, кирпичей, пластин, волоконных матов, засыпки. На тепловую и радиационную защиту 29 установлена тепловая изоляция 30. Внутри тепловой и радиационной защиты 29 выполнены каналы воздушного охлаждения 31 тепловой изоляции 30 в виде трубопроводов, кольцевых, радиальных щелей. In addition, under the bottom of the
Кроме этого, опорные ребра 5, покрыты, по крайней мере, в один слой, тугоплавкими элементами 9, обеспечивающими защиту опорных ребер 5 от разрушения при струйном течении кориума. In addition, the supporting
В условиях нормальной эксплуатации ферма защитная 27 по варианту исполнения обеспечивает:
- тепловую защиту днища корпуса реактора 2 и герметично разделяет по воздуху и воде подреакторное помещение бетонной шахты 3 и пространство вокруг корпуса реактора 2;
- беспрепятственный подвод воздуха для охлаждения тепловой защиты корпуса реактора 2 и бетона.In normal use, the
- thermal protection of the bottom of the
- unobstructed air supply for cooling the thermal protection of the
В условиях нормальной эксплуатации и в проектных авариях:
- между фермой защитной 27 и днищем корпуса реактора 2 всегда имеется зазор 50-150 мм;
- ферма защитная 27 не контактирует с корпусом реактора 2 и никаких дополнительных механических нагрузок, кроме собственного веса, не несет;
- в случае попадания теплоносителя во время аварии в пространство между корпусом реактора 2, тепловой изоляцией 30 и тепловой и радиационной защитой 29 теплоноситель отводится по коллектору 10 по каналу подвода воздуха 12 за пределы бетонной шахты 3.In normal use and in design basis accidents:
- between the
- the
- in the event of a coolant entering the space between the
Отвод теплоносителя за пределы бетонной шахты 3 является необходимым условием защиты оборудования, размещенного в бетонной шахте 3 и самой бетонной шахты 3 от возможных паровых взрывов во время протекания запроектной аварии. The removal of coolant outside the concrete mine 3 is a necessary condition for the protection of equipment located in the concrete mine 3 and the concrete mine 3 from possible steam explosions during the course of the beyond design basis accident.
СВЕДЕНИЯ, ПОДТВЕРЖДАЮЩИЕ ВОЗМОЖНОСТЬ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Процесс поступления кориума в бетонную шахту 3 сводится к двум различным механизмам, он начинается:
- с проплавления или разрушения днища или боковой поверхности корпуса реактора 2 и вытекания кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3;
- с обрыва всего днища корпуса реактора 2 и оседания его на бетонной консоли 14 с последующим проплавлением днища корпуса реактора 2 и вытеканием кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3.DETAILED DESCRIPTION OF THE EMBODIMENTS OF THE INVENTION
1. The process of entering the corium into the concrete shaft 3 is reduced to two different mechanisms, it begins:
- from the penetration or destruction of the bottom or side surface of the
- from the cliff of the entire bottom of the
В условиях протекания запроектной аварии по варианту исполнения:
- ферма защитная 27 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает удержание днища корпуса реактора 2 над бетонной консолью 14 при пластическом деформировании днища или при отрыве днища от цилиндрической части корпуса реактора 2 в процессе разогрева днища кориумом;
- в случае, если кориум сразу не разрушил днище и не вытек из корпуса реактора 2, а создал благоприятные условия для разогрева, пластического деформирования днища и относительно медленного его проплавления, то ферма защитная 27 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает защиту страховочного корпуса 13 от падения днища вместе с кориумом и тем самым предотвращает повреждение страховочного корпуса 13 и бетонной шахты 3;
- работоспособность фермы защитной 27 совместно с опорными ребрами 5 во время удержания днища корпуса реактора 2 вместе с кориумом определяется только временем проплавления днища и временем вытекания кориума из корпуса реактора 2; в течение этого суммарного времени ферма защитная 27 обеспечивает удержание днища корпуса реактора 2 вместе с кориумом и не разрушается раньше, чем происходит разрушение днища корпуса реактора 2;
- после вытекания кориума из корпуса реактора 2, в зависимости от массы и температуры кориума возможны два состояния фермы защитной 27: первое - ферма защитная 27 не обеспечивает дальнейшее удержание днища корпуса реактора 2 (или того, что от него осталось), второе - ферма защитная 27 продолжает выполнение своих функций;
- если ферма защитная 27 совместно с опорными ребрами 5 прекращает удерживать днище корпуса реактора 2, то эти функции продолжает выполнять бетонная консоль 14, внутренний диаметр которой меньше наружного диаметра корпуса реактора 2, что предотвращает падение крупных предметов и предохраняет от повреждений страховочный корпус 13;
- ферма защитная 27 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивают удержание днища с частью корпуса реактора 2 и кориумом общей массой не менее 600 т, включая массу самой фермы защитной 27.In the event of a beyond design basis accident according to an embodiment:
- the
- if the corium did not immediately destroy the bottom and did not leak from the
- the health of the
- after the corium flows out of the
- if the
- the
Работоспособность фермы защитной 27 определяется предельными сценариями разогреву корпуса реактора 2 кориумом. Здесь важно отметить две группы режимов. Первая группа режимов определяется предельными сценариями, выбранными, исходя из возможности разрушения корпуса реактора 2 до завершения расплавления активной зоны. С этой точки зрения ферма защитная 27 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает выполнение своих функций до тех пор, пока весь кориум из корпуса реактора 2 не переместится в подреакторное помещение бетонной шахты 3. Вторая группа режимов определяется предельными сценариями, выбранными, исходя из предельных сценариев, связанных с разрушением корпуса реактора 2 после завершения расплавления активной зоны. В этих предельных сценариях в процессе разогрева корпуса через сам корпус реактора 2 на ферму защитную 27 воздействует значительный тепловой поток. Ферма защитная 27 совместно с опорными ребрами 5 сохраняет свою работоспособность в процессе разогрева и разрушения корпуса реактора 2 и в процессе вытекания кориума из корпуса реактора 2 до его полного опорожнения. Исходя из этих двух групп режимов рассматриваются следующие предельные сценарии:
1) быстрое и полное расплавление активной зоны при высоких скоростях поступления кориума на днище корпуса реактора 2;
2) полное расплавление активной зоны при средних скоростях поступления кориума в напорную камеру реактора 2;
3) полное расплавление активной зоны при относительно медленном поступлении кориума в напорную камеру реактора 2;
4) полное расплавление активной зоны при многократном разогреве-охлаждении кориума.The working capacity of the
1) fast and complete melting of the active zone at high speeds of the arrival of corium on the bottom of the
2) the complete melting of the active zone at medium rates of entry of corium into the pressure chamber of
3) complete melting of the core with a relatively slow entry of corium into the pressure chamber of
4) complete melting of the core during repeated heating-cooling of the corium.
Сценарий N 1 характеризуется быстрым разогревом корпуса реактора 2 при относительно высоких уровнях остаточных тепловыделений (порядка 1,75-2%) и полностью расплавленной активной зоне. В этом режиме из-за высокой скорости плавления активной зоны в расплаве в момент его поступления на днище корпуса реактора 2 содержится мало конструкционной стали и мало окисленного циркония. Основной объем жидкой стали, поступающей в расплав, определяется скоростью расплавления конструкционных элементов напорной камеры реактора 2, которая может быть одного порядка со скоростью расплавления внутренних слоев корпуса реактора 2, непосредственно контактирующих с кориумом. При асимметричном вытекании кориума из активной зоны, например при проплавлении выгородки и обечайки шахты реактора 2, кориум поступает через опускной участок на днище корпуса реактора 2. В этом случае кориум начинает непосредственно взаимодействовать с цилиндрической частью корпуса и днищем реактора 2 в объеме опускного участка. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что на разрушение корпуса реактора 2 требуется больше времени, чем для полного расплавления активной зоны. Scenario No. 1 is characterized by rapid heating of the
Сценарий N 2 характеризуется разогревом корпуса реактора 2 при средних скоростях поступления кориума в напорную камеру реактора 2 и при средних уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1,5-1,75%). В этом режиме из-за более медленной скорости плавления активной зоны и как следствие этого более медленного поступления кориума на днище корпуса реактора 2 цирконий успевает значительно окислиться. Ho в момент поступления кориума на днище корпуса реактора 2 конструкционной стали в расплаве содержится еще сравнительно мало. В процессе поступления кориума в напорную камеру конструкционная сталь, находящаяся в напорной камере реактора 2, практически вся расплавляется. К моменту начала разогрева днища корпуса реактора 2 кориумом сталь напорной камеры входит в состав жидкого кориума, контактирующего с цилиндрической частью корпуса и днищем реактора 2 в объеме напорной камеры и активной зоны. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что корпус реактора 2 разрушается практически с окончанием расплавления активной зоны. Scenario No. 2 is characterized by heating of the
Сценарий N 3 характеризуется разогревом корпуса реактора 2 при относительно медленном поступлении кориума в напорную камеру и при уровнях остаточных энерговыделений несколько ниже средних (порядка 1,25-1,5%). В этом режиме из-за медленного разогрева и расплавления активной зоны цирконий успевает полностью окислиться, в расплаве содержится много конструкционной стали, часть которой окислена. Локальный разогрев днища корпуса начинается задолго до полного расплавления активной зоны и усиливается по мере поступления кориума на днище корпуса реактора 2, переходя при полном расплавлении активной зоны в разогрев корпуса реактора 2 кориумом в объеме напорной камеры и активной зоны. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны. Scenario No. 3 is characterized by heating of the
Сценарий N 4 характеризуется разогревом корпуса реактора 2 при достаточно медленном или порционном поступлении кориума в напорную камеру и при низких уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1,-1,25%). В этом режиме возможно полное расплавление активной зоны при многократном повторении цикла "разогрев-охлаждение" активной зоны. При этом кориум порциями перемещается в напорную камеру реактора 2. Цирконий и конструкционная сталь в этом процессе полностью окислены. Объем конструкционной стали в кориуме определяется объемом расплавленной конструкционной стали элементов напорной камеры реактора 2. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны. Scenario No. 4 is characterized by heating of the
2. Согласно описанным четырем предельным сценариям, на ферму защитную 27 может поступать кориум различного состава: неокисленный, частично окисленный и полностью окисленный. По составляющим компонентам кориум может подразделяться на кориум, содержащий мало или много стали. От степени окисления кориума и его состава зависят химическая и термодинамическая активность кориума. Кориум, поступивший на ферму защитную 27, в зависимости от варианта ее исполнения, либо сразу поступает в подреакторное помещение бетонной шахты 3, либо, накапливаясь на тепловой и радиационной защите 29, начинает перемещаться в подреакторное помещение по каналам воздушного охлаждения 31, которые для этой цели специально спрофилированы таким образом, чтобы жидкий кориум и его твердые мелкие фракции беспрепятственно проходили сквозь тепловую и радиационную защиту 29. Ферму защитную 27 от обрушения в подреакторное помещение бетонной шахты 3 удерживают опорные ребра 5, выведенные на уровень бетонной консоли 14. При длительном воздействии кориума на ферму защитную 14 возможно ее постепенное разрушение и потеря фермой защитной 14 несущей способности. В этом случае ферма защитная 14 будет деформироваться и оседать на опорные ребра 5. Для повышения термической устойчивости в начальный наиболее опасный период поступления кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3 опорные ребра 5 покрыты тугоплавкими элементами 9. Кориум, поступая в подреакторное помещение, проникает внутрь теплоаккумулирующего материала, имеющего жесткую крупноячеистую структуру, обеспечивающую рассредоточение расплава кориума по всему объему корзины 8. Теплоаккумулирующий материал по вариантам исполнения представляет собой понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23, экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 24 на основе металлургического шлака, стальные перфорированные элементы 11. 2. According to the four extreme scenarios described, corium of various compositions may enter the protective farm 27: unoxidized, partially oxidized, and completely oxidized. According to its constituent components, corium can be subdivided into corium containing little or a lot of steel. The chemical and thermodynamic activity of corium depends on the degree of oxidation of corium and its composition. Corium, which entered the
Понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23 устанавливаются в корзине 8 для уменьшения плотности диоксида урана. Понижение плотности диоксида урана обеспечивает инверсию топливосодержащего слоя и слоя стали: при понижении плотности топливосодержащий слой всплывает вверх, а слой стали опускается вниз. При достижении разницы в плотностях в 5% более легкая топливосодержащая фракция со скоростью, примерно, 1 м/с всплывает над слоем стали. Инверсия слоя стали необходима для защиты бетонной шахты 3 от паровых взрывов, связанных с возможным неконтролируемым поступлением воды в бетонную шахту во время протекания запроектной аварии. Неконтролируемая подача охлаждающей воды на слой жидкой стали может привести к сильным паровым взрывам, однако подача охлаждающей воды на поверхность расплавленных тугоплавких оксидов не приводит к паровым взрывам. В этом случае пар, интенсивно образующийся в начале процесса захолаживания поверхности оксидов, отводится по каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7, не вызывая превышения расчетного давления внутри бетонной шахты 3. The density reducing uranium perforated
В зависимости от массы конструкционной стали, определяемой массой корзины 8, массой опорных ребер 5 и массой других стальных конструкций, размещенных в подреакторном помещении бетонной шахты 3, стальные перфорированные элементы 11 по варианту исполнения могут устанавливаться в корзину, или могут отсутствовать, если конструкционной стали внутри корзины набирается достаточно много. Сталь выполняет функцию разбавителя кориума и обеспечивает увеличение поверхности интенсивного теплообмена между кориумом и водоохлаждаемым страховочным корпусом 13. Для быстрого разбавления кориума и уменьшения термоударов на металлоконструкции размещенные в подреакторном помещении бетонной шахты 3 стальные перфорированные элементы 11 укладываются слоями по всей площади бетонной шахты 3, что обеспечивает начальное выравнивание и понижение температуры кориума при поступлении высокотемпературного кориума из корпуса реактора 2. При расслоении жидкого кориума на топливосодержащий слой и слой стали основной тепловой поток идет через слой стали к страховочному корпусу 13. Меньший тепловой поток со стороны топливосодержащего слоя к страховочному корпусу 13 обусловлен образованием гарнисажа между поверхностью страховочного корпуса 13 и топливосодержащего слоя. Гарнисаж, имея низкую теплопроводность и высокую температуру плавления, состоит из тугоплавких оксидов, выпадающих в твердую фазу на охлаждаемой поверхности страховочного корпуса 13. Depending on the mass of structural steel, determined by the mass of the basket 8, the mass of the supporting
Экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 24 на основе металлургического шлака по варианту исполнения включаются в состав крупноячеистого теплоаккумулирующего материала, заполняющего корзину в том случае, если на дно и боковую поверхность корзины 8 установлен толстый периферийный слой тугоплавких элементов 9, а также в том случае, если опорные ребра 5 защищены достаточно толстым слоем тугоплавких элементов 9. В этом случае слой тугоплавких элементов 9 будет препятствовать быстрому расплавлению опорных ребер 5, делящих внутреннее пространство корзины 8 на сектора, и как следствие этого будет препятствовать быстрой инверсии топливосодержащего слоя и слоя стали. Для того чтобы обеспечить защиту открытой поверхности кориума от прямого контакта с водой при таком варианте заполнения корзины 8, верхний слой крупноячеистого теплоаккумулирующего материала, установленного в корзину 8, выполняется из экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 24 на основе металлургического шлака. Жидкие фракции этих элементов имеют плотность значительно меньшую, чем плотность стали, и всплывают наверх, экранируя открытую поверхность кориума и защищая ее от прямого контакта с водой. The perforated screening
В процессе нагрева страховочного корпуса 13 кориумом происходит разогрев охлаждающей воды до кипения. Образующийся пар отводится по каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7. Подпитка осуществляется пассивным способом по каналам устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6. При недостаточной интенсивности испарения лишняя вода может сливаться по каналам устройства 26 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства бетонной шахты 3. In the process of heating the
3. Наиболее целесообразно предложенную систему защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа использовать при проектировании и строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. 3. It is most expedient to use the proposed protection system for the protective shell of a water-water reactor type reactor in the design and construction of new nuclear power plants with WWER reactors.
ИСТОЧНИКИ ИНФОРМАЦИИ
1. Патент WO 96/20485 кл. G 21 C 9/016 (PCT/DE95/01823), заявлено 20.12.95, аналог.SOURCES OF INFORMATION
1. Patent WO 96/20485 C. G 21 C 9/016 (PCT / DE95 / 01823), claimed December 20, 95, analogue.
2. Патент RU 2122246 кл. G 21 C 9/016, 13/10, заявлено 28.01.97, прототип. 2. Patent RU 2122246 class. G 21 C 9/016, 13/10, claimed on 01/28/97, prototype.
3. Грановский B.C., Ефимов В.К., Черный О.Д. Экспериментальное определение критических тепловых потоков на наружной поверхности модели корпуса реактора ВВЭР-640. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 3. Granovsky B.C., Efimov V.K., Cherny O.D. Experimental determination of critical heat fluxes on the outer surface of the VVER-640 reactor vessel model. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
4. Мигров Ю.А., Хабенский В.Б. Особенности кризиса теплообмена в обогреваемых вертикальных каналах при низких параметрах теплоносителя. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 4. Migrov Yu.A., Khabensky VB Features of the heat transfer crisis in heated vertical channels with low heat carrier parameters. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
5. Бешта С. В. , Витоль С.А., Крушимов Е.В. и др. Исследование взаимодействия расплава кориума с перспективными материалами ловушки расплава. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 5. Beshta S.V., Vitol S.A., Krushimov E.V. et al. Investigation of the interaction of corium melt with promising melt trap materials. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
6. Петров Ю.Б., Лопух Д.Б., Печенков А.Ю. и др. О корродирующей способности перегретого расплава кориума. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 6. Petrov Yu.B., Lopukh DB, Pechenkov A.Yu. and others. On the corroding ability of an overheated molten corium. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
7. Modeling and analysis of heat and mass transfer processes during in-vessel melt progression stage of light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Robert R. Nourgaliev. //Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998. 7. Modeling and analysis of heat and mass transfer processes during in-vessel melt progression stage of light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Robert R. Nourgaliev. // Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998.
8. Phenomenological and mechanistic modeling of melt-structure-water interactions in a light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Bui Viet Anh. //Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998. 8. Phenomenological and mechanistic modeling of melt-structure-water interactions in a light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Bui Viet Anh. // Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998.
Claims (27)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99111078/06A RU2165107C2 (en) | 1999-06-02 | 1999-06-02 | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99111078/06A RU2165107C2 (en) | 1999-06-02 | 1999-06-02 | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU99111078A RU99111078A (en) | 1999-09-27 |
| RU2165107C2 true RU2165107C2 (en) | 2001-04-10 |
Family
ID=20220394
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99111078/06A RU2165107C2 (en) | 1999-06-02 | 1999-06-02 | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2165107C2 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2253914C2 (en) * | 2003-08-18 | 2005-06-10 | Хабенский Владимир Бенцианович | System of localization and cooling of the corium of the emergency nuclear water-cooled type |
| RU2747576C1 (en) * | 2020-11-03 | 2021-05-11 | Игорь Иванович Шмаль | Method for reducing corium crystallization time and case of melt localization device for its implementation |
| CN114424296A (en) * | 2020-03-18 | 2022-04-29 | 艾托蒙内戈普洛耶克联合股份公司 | Nuclear reactor core melt positioning and cooling system |
| WO2023128809A1 (en) * | 2021-12-29 | 2023-07-06 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Method for manufacturing a core catcher support frame |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2236210A (en) * | 1989-08-30 | 1991-03-27 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
| RU2050022C1 (en) * | 1988-07-26 | 1995-12-10 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Equipment for capture and emergency cooling of melt of active zone of nuclear reactor |
| RU2100854C1 (en) * | 1994-08-22 | 1997-12-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Nuclear reactor core trap |
| DE19638989A1 (en) * | 1996-09-23 | 1998-04-02 | Siemens Ag | Collecting device for absorbing high temperature melt |
| RU2122246C1 (en) * | 1997-01-28 | 1998-11-20 | Научно-исследовательский технологический институт | Containment shielding system for water-moderated reactor unit |
-
1999
- 1999-06-02 RU RU99111078/06A patent/RU2165107C2/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2050022C1 (en) * | 1988-07-26 | 1995-12-10 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Equipment for capture and emergency cooling of melt of active zone of nuclear reactor |
| GB2236210A (en) * | 1989-08-30 | 1991-03-27 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
| RU2100854C1 (en) * | 1994-08-22 | 1997-12-27 | Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" | Nuclear reactor core trap |
| DE19638989A1 (en) * | 1996-09-23 | 1998-04-02 | Siemens Ag | Collecting device for absorbing high temperature melt |
| RU2122246C1 (en) * | 1997-01-28 | 1998-11-20 | Научно-исследовательский технологический институт | Containment shielding system for water-moderated reactor unit |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2253914C2 (en) * | 2003-08-18 | 2005-06-10 | Хабенский Владимир Бенцианович | System of localization and cooling of the corium of the emergency nuclear water-cooled type |
| CN114424296A (en) * | 2020-03-18 | 2022-04-29 | 艾托蒙内戈普洛耶克联合股份公司 | Nuclear reactor core melt positioning and cooling system |
| RU2747576C1 (en) * | 2020-11-03 | 2021-05-11 | Игорь Иванович Шмаль | Method for reducing corium crystallization time and case of melt localization device for its implementation |
| RU2747576C9 (en) * | 2020-11-03 | 2021-08-17 | Игорь Иванович Шмаль | Method for reducing corium crystallization time and case of melt localization device for its implementation |
| WO2023128809A1 (en) * | 2021-12-29 | 2023-07-06 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Method for manufacturing a core catcher support frame |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5343506A (en) | Nuclear reactor installation with a core catcher device and method for exterior cooling of the latter by natural circulation | |
| EP3236472B1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor | |
| JP3118489B2 (en) | Reactor with equipment for recovery of core after accidental meltdown of reactor | |
| JP3554001B2 (en) | Corium protective assembly | |
| EP3236474B1 (en) | Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor | |
| US4036688A (en) | Apparatus for controlling molten core debris | |
| RU2576516C1 (en) | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor | |
| RU100327U1 (en) | MELT LOCALIZATION DEVICE | |
| JPH09500207A (en) | Core melt collection and cooling system | |
| JP4761592B2 (en) | Water reactor with a built-in core recovery unit that operates during accidental core melting | |
| US20210358648A1 (en) | Cooling Method For Reactor Molten Core Melt And Cooling Control System For Reactor Molten Core | |
| JP6668172B2 (en) | Core catcher and boiling water nuclear power plant using the same | |
| GB2030347A (en) | Nuclear Reactor Containment | |
| RU2169953C2 (en) | Nuclear-reactor core melt trap | |
| RU2165107C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| RU2165652C2 (en) | Shielding system for water-moderated reactor unit containment | |
| RU2165108C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| RU2165106C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| RU2122246C1 (en) | Containment shielding system for water-moderated reactor unit | |
| RU2106026C1 (en) | Shielding system for water-moderated reactor containment | |
| US20060269035A1 (en) | Ex-vessel core melt retention device preventing molten core concrete interaction | |
| WO2024237811A1 (en) | Core catcher support frame (embodiments) | |
| CA3066230A1 (en) | Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core |