RU2695128C1 - Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation - Google Patents
Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2695128C1 RU2695128C1 RU2018137023A RU2018137023A RU2695128C1 RU 2695128 C1 RU2695128 C1 RU 2695128C1 RU 2018137023 A RU2018137023 A RU 2018137023A RU 2018137023 A RU2018137023 A RU 2018137023A RU 2695128 C1 RU2695128 C1 RU 2695128C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cooling
- reactor vessel
- liquid
- nuclear reactor
- gas
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 95
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 87
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 49
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 25
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 23
- 238000005507 spraying Methods 0.000 claims description 16
- 238000000889 atomisation Methods 0.000 claims description 15
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 10
- 239000007921 spray Substances 0.000 claims description 10
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 6
- 239000012071 phase Substances 0.000 claims description 6
- 239000003570 air Substances 0.000 claims description 5
- -1 for example Substances 0.000 claims description 5
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 5
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 claims description 4
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 abstract description 7
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 5
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 abstract description 4
- 230000009471 action Effects 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 230000004807 localization Effects 0.000 abstract description 2
- 239000012768 molten material Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 15
- 239000000463 material Substances 0.000 description 7
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 6
- 239000000110 cooling liquid Substances 0.000 description 5
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 4
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 3
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 3
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 3
- 239000011162 core material Substances 0.000 description 3
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 3
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 3
- 239000010408 film Substances 0.000 description 3
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 150000002736 metal compounds Chemical class 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 239000010409 thin film Substances 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- 239000012808 vapor phase Substances 0.000 description 1
- 238000009736 wetting Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается, в частности, способов и средств отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) при тяжелых авариях (ТА), подвергающихся высокоинтенсивному тепловому воздействию от расплавленных материалов активной зоны (АЗ). Изобретение может быть использовано в системах аварийного отвода остаточного тепла от корпуса ядерного реактора при ТА в реакторных установках (РУ) корпусного типа (ВВЭР, PWR, BWR) с целью сохранения целостности конструкции корпуса и предотвращения выхода радиоактивных материалов в окружающую среду. Кроме этого, данное изобретение может быть использовано в системах отвода остаточного тепла от корпуса устройства локализации расплава (УЛР), где накапливаются и локализуются расплавленные материалы АЗ в случае разрушения корпуса ядерного реактора в течение ТА.The invention relates to nuclear energy and, in particular, relates to methods and means for removing residual heat from structures of nuclear power plants (NPPs) in severe accidents (TA) that are subjected to high-intensity heat from molten core materials (AZ). The invention can be used in systems for the emergency removal of residual heat from the nuclear reactor vessel during TA in reactor units (RU) of the vessel type (WWER, PWR, BWR) in order to maintain the integrity of the structure of the vessel and prevent the release of radioactive materials into the environment. In addition, this invention can be used in systems for the removal of residual heat from the housing of the melt localization device (MRA), where accumulated and localized molten materials AZ in the event of destruction of the shell of a nuclear reactor during TA.
Дальнейшее повышение мощности РУ корпусного типа в значительной мере усложняет проблему внутрикорпусного удержания расплава кориума в течение ТА вследствие того, что величина тепловой нагрузки на корпус реактора, действующая со стороны расплавленных материалов АЗ, с увеличением мощности РУ, имеет тенденцию к увеличению. Например, величина плотности теплового потока, действующая на стенку корпуса ядерного реактора может значительно превышать величину 1.5 МВт/м2 [1], а на начальной (до 1 ч после начала тяжелой стадии аварии) фазе ТА данная величина тепловой нагрузки может существенно превышать величину 2.0 МВт/м2. При подобных сценариях развития ТА традиционные схемы внешнего охлаждения стенки корпуса реактора (залив водой подреакторной шахты с корпусом реактора, создание специальных контуров принудительной и естественной циркуляции охладителя при реализации внешнего охлаждения корпуса и др.) не позволяют осуществить устойчивый теплоотвод от внешней поверхности стенки корпуса ядерного реактора в течение запроектной ТА.A further increase in the power of the reactor vessel type significantly complicates the problem of the internal holding of the corium melt during TA due to the fact that the magnitude of the thermal load on the reactor vessel acting from the side of the molten AZ materials increases with an increase in the reactor reactor power. For example, the value of the heat flux density acting on the wall of the nuclear reactor vessel can significantly exceed the value of 1.5 MW / m 2 [1], and in the initial phase (up to 1 h after the onset of the severe accident stage), the given thermal load can significantly exceed 2.0 MW / m 2 . Under similar scenarios of TA development, traditional schemes of external cooling of the reactor vessel wall (filling the subreactor shaft with the reactor vessel with water, creating special forced and natural circulation circuits of the cooler when external cooling of the vessel is implemented, etc.) do not allow for stable heat removal from the outer surface of the wall of the nuclear reactor vessel during beyond design basis TA.
Основным ограничением в данном случае являются величина критического теплового потока (КТП) и величина коэффициента теплоотдачи на охлаждаемой внешней поверхности стенки корпуса реактора, которые определяют режим кипения и условия теплообмена на нагретой поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении в течение ТА. При тепловой нагрузке (плотности теплового потока) со стороны расплава АЗ на корпус реактора превышающей КТП, происходит интенсивное оплавление стенки корпуса реактора и его разрушение, и, как следствие, дальнейший выход радиоактивных материалов за пределы корпуса.The main limitation in this case is the critical heat flux (KTP) and the heat transfer coefficient on the cooled external surface of the wall of the reactor vessel, which determine the boiling mode and heat transfer conditions on the heated surface of the nuclear reactor vessel during its external cooling during TA. When the heat load (heat flux density) from the side of the AZ melt to the reactor vessel exceeds KTP, intense melting of the reactor vessel wall occurs and its destruction, and, as a result, further release of radioactive materials outside the vessel.
Поэтому, возможность повышения величины КТП и величины коэффициента теплоотдачи (который характеризует интенсивность теплоотдачи) на внешней поверхности корпуса реактора будет определяющим образом влиять на реализацию устойчивого теплоотвода от поверхности корпуса ядерного реактора, и является одной из ключевых задач в общей проблеме безопасности ЯЭУ и удержания расплава кориума внутри корпуса ядерного реактора при ТА (т.н. «In-Vessel Problem» - англ.: Theofanous, T.G. and Syri, S., The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head, Nucl. Eng. And Des., Vol. 169, 59-76,1997; Theofanous, T.G., Liu, C., Additon, S., Angelini, S.,
Для обеспечения устойчивого теплосъема с внешней поверхности корпуса ядерного реактора при ТА используют различные схемы внешнего охлаждения, основанные на использовании принудительной и естественной циркуляции охладителя вдоль внешней стенки корпуса реактора, но вопрос об эффективности их использования при тепловых нагрузках свыше 1.5 МВт/м2 остается открытым на настоящий момент [2].To ensure stable heat removal from the outer surface of the nuclear reactor vessel during TA, various external cooling schemes are used, based on the use of forced and natural circulation of the cooler along the external wall of the reactor vessel, but the question of their efficiency at thermal loads above 1.5 MW / m 2 remains open on the present moment [2].
Из существующего уровня техники известна система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора (Патент RU №2649417, опубл. 03.04.2018, МПК G21C 15/18). В этом известном способе отвод тепла от корпуса ядерного реактора осуществляется путем принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса. Насос приводят в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора.The prior art system and method for removing heat from a nuclear reactor vessel (Patent RU No. 2649417, publ. 04/03/2018, IPC G21C 15/18) is known. In this known method, heat is removed from the reactor vessel by forced circulation of cooling water outside the reactor vessel using a pump. The pump is driven by an electric motor powered from thermoelectric converters of direct conversion of thermal energy into electrical energy, mounted on the outside of the reactor vessel.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа следует отнести то, что при ТА и формировании ванны расплава, имеющей высоту ниже уровня установки термоэлектрических преобразователей на внешней поверхности корпуса реактора, генерация электрического тока от данных преобразователей окажется недостаточной для нормальной работы электродвигателя и работы насоса, обеспечивающего принудительную циркуляцию охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора, что отрицательно повлияет на возможность и эффективность теплоотвода от внешней поверхности корпуса ядерного реактора и его охлаждение при ТА.The reasons that impede the achievement of the specified technical result when using this known method include the fact that when SL and the formation of a melt bath having a height below the level of thermoelectric converters on the outer surface of the reactor vessel, the generation of electric current from these converters will be insufficient for normal operation electric motor and pump operation, providing forced circulation of the coolant outside the reactor vessel, which is the negative possibility to affect the efficiency of the heat sink and the outer surface of the reactor vessel and cooling at TA.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого способа по технической сущности и достигаемому результату является способ охлаждения корпуса реактора, реализованный в системе пассивной безопасности ядерной энергетической установки (Патент RU 2467416, опубл. 20.11.2012; МПК G21C 15/18). Способ охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях при использовании этого известного технического решения осуществляется путем подачи охлаждающей жидкости (вода) в спринклерную группу и поддон, а для охлаждения корпуса реактора охлаждающая жидкость распыливается спринклерной группой и попадает на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, который покрыт слоями сферических теплопроводящих элементов, увеличивающих площадь теплоотдачи. При движении по зазорам между сферическими элементами охлаждающая жидкость нагревается за счет контакта с последними, проникает к гладкой внешней поверхности корпуса реактора, где и закипает.The closest analogue (prototype) of the proposed method in technical essence and the achieved result is a method of cooling the reactor vessel, implemented in the passive safety system of a nuclear power plant (Patent RU 2467416, publ. 20.11.2012; IPC G21C 15/18). The method of cooling a reactor vessel in emergency conditions using this known technical solution is carried out by supplying coolant (water) to the sprinkler group and the drip tray, and to cool the reactor vessel, the cooling liquid is sprayed by the sprinkler group and enters the outer side surface of the reactor vessel, which is coated with layers spherical heat-conducting elements that increase the area of heat transfer. When moving through the gaps between the spherical elements, the coolant is heated due to contact with the latter, penetrates to the smooth outer surface of the reactor vessel, where it boils.
Пар по зазорам удаляется от поверхности корпуса реактора, а новые порции охлаждающей воды, стекая по сферическим теплопроводящим элементам, вновь проникают к поверхности корпуса реактора. В поддон, размещенный снаружи в нижней части корпуса реактора, подается охлаждающая жидкость из резервуара охлаждающей жидкости, где она, смачивая сферические теплопроводящие элементы, проникает к поверхности корпуса реактора. При этом происходят нагрев и испарение охлаждающей жидкости.The gaps vapor is removed from the surface of the reactor vessel, and new portions of cooling water flowing down the spherical heat-conducting elements again penetrate to the surface of the reactor vessel. Coolant is supplied from a coolant reservoir to a sump located externally in the lower part of the reactor vessel, where it, wetting spherical heat-conducting elements, penetrates to the surface of the reactor vessel. In this case, heating and evaporation of the coolant occur.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа, принятого за прототип, относится то, что величина коэффициента теплоотдачи при использовании жидкостного спринклерного охлаждения не превышает, как правило, 5000 Вт/(Км2) (В.В. Воробьев, В.А. Немцев, В.В. Сорокин, Л.Ф. Тюшкевич «Спринклерная система охлаждения герметичной оболочки локализующей системы безопасности ВВЭР пассивного типа»/ Известия национальной академии наук Беларуси. - Сер. Физико-технических наук, №3, 2012. - с. 93-97), что не позволяет в полной мере реализовать эффективный теплоотвод от поверхности корпуса реактора при ТА, когда плотность теплового потока превышает 2 МВт/м2. Как показывает оценочный расчет, при таких уровнях тепловой нагрузки коэффициент теплоотдачи при охлаждении корпуса реактора должен иметь значения порядка 20 кВт/(Км2) и выше. Другая причина, препятствующая эффективному охлаждению корпуса реактора при использовании этого технического решения, связана с тем, что распыливание спринклерами охладителя осуществляется только на боковую внешнюю поверхность корпуса реактора, а нижняя часть корпуса реактора охлаждается за счет ее погружения в поддон с охлаждающей жидкостью. При подобной схеме охлаждения могут возникнуть трудности с отводом пара при кипении охладителя в области нижней части корпуса реактора, размещенного в этом поддоне, что снизит эффективность теплоотвода от охлаждаемой поверхности корпуса при ТА.The reasons that impede the achievement of the specified technical result when using this known method adopted as a prototype include the fact that the value of the heat transfer coefficient when using liquid sprinkler cooling does not exceed, as a rule, 5000 W / (Km 2 ) (V.V. Vorobyov , VA Nemtsev, VV Sorokin, LF Tyushkevich "Sprinkler system for cooling the sealed shell of a passive-type VVER security system" / News of the National Academy of Sciences of Belarus. - Ser. Physical and Technical Sciences, No. 3, 2012 . - p. 93- 97), which does not allow to fully realize the effective heat removal from the surface of the reactor vessel during SLT, when the heat flux density exceeds 2 MW / m 2 . As the estimated calculation shows, at such levels of heat load, the heat transfer coefficient during cooling of the reactor vessel should have values of the order of 20 kW / (Km 2 ) and higher. Another reason that impedes the effective cooling of the reactor vessel using this technical solution is that the sprinklers spray the cooler only onto the lateral outer surface of the reactor vessel, and the lower part of the reactor vessel is cooled by immersion in a coolant tray. With such a cooling scheme, difficulties may arise with the removal of steam during boiling of the cooler in the region of the lower part of the reactor vessel located in this tray, which will reduce the efficiency of heat removal from the cooled surface of the vessel during TA.
Кроме этого, значительное снижение эффективности отвода тепла от охлаждаемой поверхности корпуса реактора в случае, если поры покрытия, образованного слоями сферических теплопроводящих элементов на внешней поверхности корпуса реактора, будут заполнены инородным материалом (пыль, грязь, и пр.), что существенно снизит площадь поверхности теплоотдачи и интенсивность теплоотдачи к охладителю. Такой случай, когда поры покрытия будут заполнены инородным материалом, может произойти, в частности, при штатной работе РУ вследствие наличия в воздухе, контактирующего с пористым покрытием из сферических теплопроводных элементов, пыли, которая может распределиться на пористой поверхности и закрыть поверхностные поры, или заполнить последние. Также, «закрытие» пор может произойти вследствие минерального осадка, образующегося на поверхности теплопроводных сфер в процессе кипения при охлаждения корпуса реактора в случае использования предварительно необработанной (минерализованной) воды, что актуально для современных РУ у которых длительность внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА определяется величиной не менее 24…72 ч.In addition, a significant decrease in the efficiency of heat removal from the cooled surface of the reactor vessel if the pores of the coating formed by layers of spherical heat-conducting elements on the outer surface of the reactor vessel are filled with foreign material (dust, dirt, etc.), which will significantly reduce the surface area heat transfer and the intensity of heat transfer to the cooler. Such a case, when the pores of the coating will be filled with foreign material, can occur, in particular, during normal operation of the switchgear due to the presence of dust in the air in contact with the porous coating of spherical heat-conducting elements, which can spread on the porous surface and close the surface pores, or fill last ones. Also, “closing” of pores can occur due to mineral precipitation formed on the surface of heat-conducting spheres during boiling during cooling of the reactor vessel in the case of using previously untreated (mineralized) water, which is relevant for modern reactor plants in which the duration of the external cooling of the reactor vessel during TA is determined not less than 24 ... 72 hours
Известен ядерный реактор с улучшенным охлаждением при аварийной ситуации (Патент RU №2496163, опубл. 20.10.2013 г., МПК G21C 15/18), содержащий корпус, в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, шахта, в которой находится корпус, кольцевой канал, окружающий нижнюю часть корпуса в шахте, средства, выполненные с возможностью заполнения реакторной шахты охлаждающей жидкостью. Средства сбора пара, генерируемого в верхнем конце шахты реактора, расположены в герметичном помещении и образуют объем, отделенный от объема герметичного помещения, обеспечивая появление избыточного давления пара. Средства создания принудительной конвекции охлаждающей жидкости в кольцевом канале (для увеличения интенсификации теплоотдачи) выполнены в виде циркуляционного насоса, расположенного в нижней части шахты. Средства для приведения в действие циркуляционного насоса содержат лопастной насос, приводимый в действие при помощи указанного собранного пара, и передаточный механизм, связанный с циркуляционным насосом.Known nuclear reactor with improved cooling in an emergency (Patent RU No. 2496163, publ. 20.10.2013, IPC G21C 15/18), containing a housing in which the reactor core is located, a primary circuit for cooling the reactor, a shaft in which there is a casing, an annular channel surrounding the lower part of the casing in the shaft, means configured to fill the reactor shaft with coolant. Means for collecting steam generated at the upper end of the reactor shaft are located in a sealed room and form a volume separated from the volume of the sealed room, providing the appearance of excess steam pressure. Means of creating forced convection of the coolant in the annular channel (to increase the intensification of heat transfer) are made in the form of a circulation pump located in the lower part of the shaft. The means for driving the circulation pump comprise a vane pump driven by said collected steam and a transmission mechanism associated with the circulation pump.
К недостатку этого известного технического решения следует отнести то, что наличие в данной системе охлаждения достаточно большого числа подвижных устройств и усложненность их конструкции снижают общую надежность этой системы охлаждения.The disadvantage of this known technical solution is the fact that the presence in this cooling system of a sufficiently large number of mobile devices and the complexity of their design reduce the overall reliability of this cooling system.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого устройства для осуществления заявляемого способа является система пассивной безопасности ядерной энергетической установки (Патент RU 2467416, опубл. 20.11.2012; МПК G21C 15/18), содержащая герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спринклерную систему, предназначенную для распиливания охлаждающей жидкости на боковую поверхность корпуса реактора, а также вспомогательные системы, обеспечивающие отвод пара из реакторного помещения и подачу охлаждающей жидкости в спринклерную систему и поддон, размещенный в нижней части корпуса реактора,. Поддон с соответствующим питательным трубопроводом и регулирующим вентилем предназначен для охлаждения нижней части корпуса реактора при ТА. Для увеличения площади поверхности теплоотдачи на внешнюю поверхность корпуса реактора нанесены слои сферических теплопроводящих элементов.The closest analogue (prototype) of the claimed device for implementing the proposed method is a passive safety system of a nuclear power plant (Patent RU 2467416, publ. 11/20/2012; IPC G21C 15/18), containing a sealed reactor room with a reactor located in it, a sprinkler system, designed for sawing coolant to the side surface of the reactor vessel, as well as auxiliary systems for the removal of steam from the reactor room and the supply of coolant to the sprinkler system and a pallet located in the lower part of the reactor vessel. A pallet with an appropriate feed pipe and control valve is designed to cool the bottom of the reactor vessel during TA. To increase the heat transfer surface area, layers of spherical heat-conducting elements are applied to the outer surface of the reactor vessel.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного технического решения, принятого за прототип устройства, относится сложность эффективного отвода (эвакуации) образующегося пара в области нижней части корпуса ядерного реактора (днище корпуса) при кипении охлаждающей жидкости в пористом слое, образованном сферическими теплопроводными элементами на внешней поверхности стенки корпуса реактора и расположенном в зоне поддона, заполненного водой.The reasons that impede the achievement of the specified technical result when using this well-known technical solution adopted as a prototype of the device include the difficulty of efficient removal (evacuation) of the generated steam in the region of the lower part of the nuclear reactor vessel (the bottom of the vessel) when the coolant is boiled in a porous layer formed spherical heat-conducting elements on the outer surface of the wall of the reactor vessel and located in the area of the pan filled with water.
В этой области корпуса реактора, значительная часть охлаждаемой поверхности днища корпуса реактора расположена практически горизонтально и процесс охлаждения и кипения охлаждающей жидкости происходит на обращенной вниз горизонтальной поверхности днища. При подобной схеме процесса кипения при охлаждении днища корпуса реактора существует вероятность «запирания» образующегося пара в приповерхностной области днища корпуса, что может привести к затрудненному режиму (или полному прекращению) эвакуации пара из этой области и невозможности доступа охлаждающей жидкости из основного потока охладителя к нагретой поверхности корпуса. Это, в свою очередь, приведет к ухудшению характеристик теплоотвода от поверхности днища корпуса ядерного реактора и снижению параметров надежности этого известного технического решения.In this region of the reactor vessel, a significant part of the cooled surface of the bottom of the reactor vessel is located almost horizontally and the process of cooling and boiling of the cooling liquid occurs on the horizontal surface of the bottom facing down. With a similar scheme of the boiling process during cooling of the bottom of the reactor vessel, there is a possibility of “locking” the generated steam in the near-surface region of the vessel bottom, which can lead to a difficult mode (or complete cessation) of steam evacuation from this region and the inability of the cooling liquid from the main stream of the cooler to be heated body surface. This, in turn, will lead to a deterioration in the characteristics of heat removal from the surface of the bottom of the nuclear reactor vessel and a decrease in the reliability parameters of this known technical solution.
Предлагается.Offered.
1. Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии заключающийся в том, что систему охлаждения корпуса ядерного реактора оснащают группой распыливающих устройств, которая при возникновении аварийной ситуации подает путем распыливания на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора охлаждающую среду, состоящую из жидкой фазы, отличающийся тем, что в системе охлаждения корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и при нагреве корпуса ядерного реактора эти распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора охлаждающую диспергированную газожидкостную среду с температурой меньше температуры кипения жидкой компоненты этой диспергированной газожидкостной охлаждающей среды.1. A method of cooling a nuclear reactor vessel in a severe accident is that the cooling system of a nuclear reactor vessel is equipped with a group of atomization devices, which in case of an emergency supplies, by spraying to the outer side surface of the reactor vessel, a cooling medium consisting of a liquid phase, characterized in that in a cooling system for a nuclear reactor vessel, a group of atomization devices are installed around the outer surface of the nuclear reactor vessel, and when the nuclear vessel is heated th reactor the spattering apparatus is fed to the outer surface of the reactor vessel dispersed gas-liquid cooling medium with a temperature less than the boiling point of the liquid component of dispersed gas-liquid cooling medium.
2. Способ охлаждения по п. 1, отличающийся тем, что в диспергированной газожидкостной охлаждающей среде в качестве жидкой компоненты используют, например, воду, а в качестве газового компонента используют, например, воздух, азот, инертные газы отдельно или в смеси.2. The cooling method according to
3. Устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, содержащее систему охлаждения, включающую группу распыливающих устройств, расположенных вокруг внешней поверхности корпуса реактора и предназначенных для подачи путем распыливания охлаждающей однофазной жидкой среды на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, причем, каждое из распыливающих устройств соединено с источником, содержащим под избыточным давлением охлаждающую жидкость, питательным напорным трубопроводом с устройством регулирования подачи охлаждающей жидкости в группу распыливающих устройств, отличающееся тем, что система охлаждения включает группу распыливающих устройств, расположенных вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и каждое распыливающее устройство предназначено для формирования и распыливания диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, причем, каждое из распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной среды раздельно, а в каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, расположенное между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей диспергированной газожидкостной среды.3. A cooling device for a nuclear reactor vessel during a severe accident, comprising a cooling system including a group of atomizing devices located around the outer surface of the reactor vessel and intended for supplying by spraying a cooling single-phase liquid medium to the outer side surface of the reactor vessel, each of which is connected with a source containing overpressure coolant, a feed pressure pipe with a cooling flow control device a waiting liquid in a group of atomization devices, characterized in that the cooling system includes a group of atomization devices located around the outer surface of the nuclear reactor vessel, and each atomization device is designed to form and spray a dispersed gas-liquid cooling medium onto the outer surface of the nuclear reactor vessel, each of spraying devices are connected by two feed pressure pipelines to sources containing gas under excessive pressure the new and the liquid components of the cooling dispersed gas-liquid medium separately, and in each of the pressure pipelines there is a regulating device for supplying the component of the cooling dispersed gas-liquid medium located between the group of spraying devices and the sources of the gas and liquid components of the cooling dispersed gas-liquid medium.
Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является уменьшение риска разрушения корпуса ядерного реактора и последствий ТА в ЯЭУ корпусного типа путем удержания материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора при ТА за счет использования эффективного внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях.The technical problem, the solution of which the claimed solution is directed, is to reduce the risk of destruction of the nuclear reactor vessel and the consequences of TA in a vessel-type nuclear power plant by holding materials of molten AZ inside the reactor vessel during TA due to the use of effective external cooling of the nuclear reactor vessel in emergency conditions.
Техническим результатом заявляемого решения является увеличение интенсивности теплоотдачи на внешней поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении в течение ТА в условиях действия на корпус реактора высокоинтенсивных тепловых нагрузок со стороны расплавленных материалов АЗ.The technical result of the proposed solution is to increase the rate of heat transfer on the outer surface of the nuclear reactor vessel when it is cooled externally during a TA under the conditions of the action of high-intensity thermal loads on the side of the reactor vessel from the molten AZ materials.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, в системе охлаждения корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и при нагреве корпуса ядерного реактора эти распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора охлаждающую диспергированную газожидкостную среду с температурой меньше температуры кипения жидкой компоненты этой диспергированной газожидкостной охлаждающей среды. В качестве жидкой компоненты диспергированной газожидкостной охлаждающей среды может быть использована, например, вода, а в качестве газового компонента диспергированной газожидкостной охлаждающей среды могут быть использованы, например, воздух, азот, инертные газы отдельно или в смеси.The specified technical result is achieved due to the fact that in the method of cooling the nuclear reactor vessel in a severe accident, in the cooling system of the nuclear reactor vessel, a group of atomization devices are installed around the outer surface of the nuclear reactor vessel, and when heating the nuclear reactor vessel, these atomization devices are supplied to the external surface of the vessel nuclear reactor cooling dispersed gas-liquid medium with a temperature lower than the boiling point of the liquid component of this dispersed azozhidkostnoy coolant. As the liquid component of the dispersed gas-liquid cooling medium, for example, water can be used, and as the gas component of the dispersed gas-liquid cooling medium, for example, air, nitrogen, inert gases alone or in mixture can be used.
Указанный технический результат по п. 3 достигается тем, что устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии содержит систему охлаждения, включающую группу распыливающих устройств, расположенных вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и каждое распыливающее устройство предназначено для формирования и распыливания диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора. Каждое из этих распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной среды раздельно, а в каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, расположенное между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей диспергированной газожидкостной среды.The specified technical result according to
Дополнительным техническим результатом заявляемого технического решения является уменьшение объема охлаждающей жидкости, необходимой для осуществления внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА, что позволяет значительно уменьшить материальные и эксплуатационные затраты, связанные с сооружением и эксплуатацией емкостей для хранения охлаждающей жидкости, а также системы охлаждения корпуса реактора при ТА в целом. Данный технический результат достигается благодаря тому, что, при использовании внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора с помощью диспергированной газожидкостной охлаждающей среды, объем охлаждающей жидкости имеет значение значительно меньшее, чем в случае использования традиционных способов, используемых для охлаждения нагретых поверхностей (залив жидким охладителем, циркуляция охладителя вдоль поверхности охлаждения и т.п.).An additional technical result of the proposed technical solution is to reduce the volume of coolant required for external cooling of the nuclear reactor vessel with TA, which can significantly reduce the material and operating costs associated with the construction and operation of tanks for storing coolant, as well as the reactor vessel cooling system at TA in general. This technical result is achieved due to the fact that when using external cooling of a nuclear reactor vessel using a dispersed gas-liquid cooling medium, the volume of the cooling liquid is significantly less than in the case of traditional methods used for cooling heated surfaces (filling with a liquid cooler, circulation of a cooler along the cooling surface, etc.).
Техническая сущность предлагаемого технического решения, включающего способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления, поясняется чертежом, представленным на фиг. 1 и соответствующими пояснениями. На представленном чертеже представлены только те элементы конструкции устройства, которые необходимы для понимания сущности предлагаемого технического решения. Сопутствующее оборудование и устройства, которые достаточно хорошо известны специалистам в данной области знаний, на этом чертеже не представлены.The technical nature of the proposed technical solution, including a method for cooling a nuclear reactor vessel in a severe accident and a device for its implementation, is illustrated by the drawing shown in FIG. 1 and related explanations. The presented drawing shows only those structural elements of the device that are necessary for understanding the essence of the proposed technical solution. Associated equipment and devices that are well known to those skilled in the art are not shown in this drawing.
На фиг. 1 представлена функциональная схема устройства охлаждения корпуса ядерного реактора 1 при тяжелой аварии. Данное устройство включает систему охлаждения, содержащую группу распыливающих устройств 2, состоящих из распыливающих устройств 3, соединенных между собой. Распыливающие устройства расположены вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора 1 и каждое из этих распыливающих устройств 3 предназначено для формирования и распыливания диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса реактора при ТА. Каждое распыливающее устройство 3 соединено двумя питательными напорными трубопроводами 4 и 5 с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую 6 и жидкую 7 компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной среды раздельно. В каждом из напорных трубопроводов 6 и 7 имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей диспергированной газожидкостной среды. Так, в питательном напорном трубопроводе 4 для газовой компоненты охлаждающей среды имеется регулирующее устройство подачи 8, а в питательном напорном трубопроводе 5 для жидкой компоненты охлаждающей среды имеется регулирующее устройство подачи 9. Данные регулирующие устройства 8 и 9 располагаются между группой распыливающих устройств 2 и соответствующими источниками газовой 6 и жидкой 7 компонент охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, соответственно. В качестве распыливающего устройства 3 могут быть использованы, например, газо-жидкостные форсуночные устройства [3], или иные по конструкции распыливающие устройства, обеспечивающие получение мелкодисперсной газожидкостной среды [4].In FIG. 1 is a functional diagram of a cooling device for a
Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии реализуется следующим образом. При возникновении аварийной ситуации в ЯЭУ, например, когда происходит нагрев корпуса ядерного реактора вследствие воздействия на него тепловых нагрузок от осушенной АЗ и высокотемпературных расплавленных материалов АЗ, срабатывают регулирующие устройства 8 и 9, осуществляя подачу в напорные трубопроводы 4 и 5 газового и жидкого компонентов охлаждающей среды от источников 6 и 7, соответственно. При подаче газового и жидкого компонентов охлаждающей среды в распыливающее устройство 3 происходит смешение этих двух сред в этом устройстве и формирование потока диспергированной газожидкостной охлаждающей среды. За счет избыточного давления в напорных трубопроводах 4 и 5, происходит распиливание диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса реактора.The method of cooling the body of a nuclear reactor in a severe accident is implemented as follows. In the event of an emergency in a nuclear power plant, for example, when a nuclear reactor vessel is heated due to exposure to heat from a dried AZ and high-temperature molten AZ materials,
Интенсификация процесса охлаждения при использовании диспергированной газожидкостной охлаждающей среды обеспечивается за счет создания мелкодисперсной газожидкостной смеси, имеющей более развитую поверхность теплоотдачи по сравнению с распылом однофазной жидкой среды за счет дробления капель жидкого компонента газовым компонентом охлаждающей среды [3] в устройстве распыла 3. Описание основных характеристик и возможностей охлаждения, основанном на использовании диспергированной газожидкостной охлаждающей среды, представлены в работе [4].The cooling process is intensified when using a dispersed gas-liquid cooling medium due to the creation of a finely dispersed gas-liquid mixture having a more developed heat transfer surface compared to a single-phase liquid medium spray due to the crushing of droplets of the liquid component by the gas component of the cooling medium [3] in the
Вследствие того, что температура жидкой компоненты (далее как «жидкость», «жидкая фаза») охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, формируемой распыливающим устройством 3, имеет значение меньшее по сравнению с температурой нагретой стенки корпуса реактора, при взаимодействии мелкодисперсных капель жидкости, распределенных в газожидкостном потоке охлаждающей среды, с более нагретой стенкой корпуса реактора (при распыливании охлаждающей среды на поверхность корпуса реактора), на поверхности корпуса реактора образуется тонкая пленка жидкости при контакте капель жидкости с поверхностью корпуса в процессе распыливания. Вследствие того, что температура жидкости имеет значение меньшее, чем температура нагретой поверхности корпуса, происходит охлаждение корпуса реактора за счет отвода тепла путем теплопроводности от его поверхности к менее нагретой жидкой пленке и ее нагревание.Due to the fact that the temperature of the liquid component (hereinafter referred to as the "liquid", "liquid phase") of the cooling dispersed gas-liquid medium formed by the
В случае, когда температура стенки корпуса реактора превышает температуру кипения жидкой компоненты охлаждающей газожидкостной среды, при взаимодействии капель жидкости с нагретой поверхностью происходит более интенсивный теплоотвод от нагретой поверхности корпуса реактора за счет того, что происходит фазовое превращение, когда переход из жидкой фазы в газовую/паровую (для жидкой компоненты охлаждающей газожидкостной среды) происходит с поглощением тепла, которое отводится от более нагретого корпуса реактора и тем самым происходит его охлаждение.In the case when the temperature of the wall of the reactor vessel exceeds the boiling point of the liquid component of the cooling gas-liquid medium, during the interaction of liquid droplets with a heated surface, more intensive heat removal occurs from the heated surface of the reactor vessel due to the phase transformation when the transition from the liquid phase to the gas / steam (for the liquid component of the cooling gas-liquid medium) occurs with the absorption of heat, which is removed from the more heated reactor vessel and thereby occurs its cooling.
Преимущество данной схемы охлаждения по сравнению с традиционными схемами охлаждения (залив нагретой поверхности жидким охладителем, циркуляция охладителя вдоль нагретой поверхности и т.п.) заключается в том, что при кипении жидкости в предлагаемом техническом решении происходит более эффективная эвакуация образующейся газовой/ паровой фазы от охлаждаемой поверхности, образующейся при кипении жидкости. В данном случае, такая эффективность эвакуации газовой фазы от поверхности охлаждения обусловлена отсутствием слоя жидкости вокруг охлаждаемой поверхности и, как следствие, возможности образования паровых пленок на охлаждаемой поверхности, препятствующих эффективной теплоотдачи в процессе охлаждения. Это, в свою очередь, позволяет обеспечить эффективный и беспрепятственный подвод к охлаждаемой поверхности корпуса реактора новой порции охлаждающей среды и, тем самым, значительно повысить интенсивность теплоотвода от охлаждаемой поверхности корпуса реактора. Такая, более благоприятная схема эвакуации пара от охлаждаемой поверхности корпуса реактора позволяет осуществлять более эффективное охлаждение нижней (днище) части корпуса реактора при различных сценариях ТА.The advantage of this cooling scheme in comparison with traditional cooling schemes (filling a heated surface with a liquid cooler, circulation of a cooler along a heated surface, etc.) is that when the liquid boils in the proposed technical solution, a more efficient evacuation of the resulting gas / vapor phase from a cooled surface resulting from the boiling of a liquid. In this case, such an efficiency of evacuating the gas phase from the cooling surface is due to the absence of a liquid layer around the cooled surface and, as a consequence, the possibility of the formation of vapor films on the cooled surface that impede effective heat transfer during cooling. This, in turn, makes it possible to provide an efficient and unhindered supply of a new portion of the cooling medium to the cooled surface of the reactor vessel and, thereby, significantly increase the intensity of heat removal from the cooled surface of the reactor vessel. Such a more favorable scheme for evacuating steam from the cooled surface of the reactor vessel allows more efficient cooling of the lower (bottom) part of the reactor vessel under various TA scenarios.
По сравнению со способом охлаждения корпуса реактора, реализованном в прототипе технического решения, где нижняя часть корпуса реактора (днище) охлаждается только за счет подачи охлаждающей воды в имеющейся поддон, а спринклерный распыл охлаждающей жидкости осуществляется только на боковую поверхность корпуса реактора, в предлагаемом способе охлаждения корпуса реактора, когда для охлаждения используется диспергированная газожидкостная охлаждающая среда, представляется возможным использовать распыливание этой газожидкостной среды по всей поверхности корпуса ядерного реактора. В этом случае отсутствует необходимость использование дополнительных устройств, таких как, например, поддона, для охлаждения нижней части корпуса реактора, что упрощает как реализация способа охлаждения корпуса реактора, так и позволяет упростить конструкцию системы охлаждения в целом.Compared with the method of cooling the reactor vessel, implemented in the prototype of the technical solution, where the lower part of the reactor vessel (bottom) is cooled only by supplying cooling water to the existing pan, and the sprinkler spray of the cooling liquid is carried out only on the side surface of the reactor vessel, in the proposed cooling method the reactor vessel, when a dispersed gas-liquid cooling medium is used for cooling, it is possible to use atomization of this gas-liquid medium over the entire surface of the nuclear reactor vessel. In this case, there is no need to use additional devices, such as, for example, a pallet, for cooling the lower part of the reactor vessel, which simplifies both the implementation of the method of cooling the reactor vessel and simplifies the design of the cooling system as a whole.
Роль газового компонента в диспергированной газожидкостной среде в рассматриваемой схеме охлаждения заключается, в основном, в том, чтобы сформировать более мелкую дисперсность [3] жидких капель, которые формируются при работе распыливающего устройства 3. Кроме этого, теплопроводность газового компонента и его температура также влияют на величину отвода тепла от корпуса реактора при его охлаждении. При более высоких значениях коэффициента теплопроводности газового компонента, величина тепла, отводимого от корпуса реактора при его охлаждении, будет возрастать.The role of the gas component in a dispersed gas-liquid medium in the cooling scheme under consideration consists mainly in the formation of a finer dispersion [3] of liquid droplets that form during the operation of the
В качестве жидкой компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной охлаждающей среды, можно использовать, например, воду, как наиболее распространенный охладитель. Хотя имеется опыт использования в качестве жидкой компоненты и легкоплавких металлических соединений [4] для охлаждения высокотеплонагруженных устройств. В качестве газового компонента, при реализации предлагаемого технического решения, можно использовать, например, воздух, азот, инертные газы отдельно или в смеси [4]. Возможность использования диспергированной газожидкостной охлаждающей среды в качестве охлаждающей среды при воздействии высокоинтенсивных тепловых воздействиях подтверждается, в частности, результатами, представленными в работе [4].As the liquid component of the dispersed cooling gas-liquid cooling medium, for example, water can be used as the most common cooler. Although there is experience in using as a liquid component and low-melting metal compounds [4] for cooling highly heat-loaded devices. As a gas component, when implementing the proposed technical solution, it is possible to use, for example, air, nitrogen, inert gases separately or in a mixture [4]. The possibility of using a dispersed gas-liquid cooling medium as a cooling medium when exposed to high-intensity thermal effects is confirmed, in particular, by the results presented in [4].
Как показали проведенные нами опыты, использование воздуха, азота и инертных газов (аргона, гелия) и их смесей несущественным образом влияет на характер теплоотвода от нагретых поверхностей. Выбор конкретного газового компонента определяется, в большей мере, технологическими особенностями охлаждения (препятствие окислению охлаждаемой поверхности при высоких температурах и др.). Оценки полученных в этих опытах результатов показали, в частности, что величина коэффициента теплоотдачи на охлаждаемой поверхности изделия, нагреваемого тепловым потоком свыше 2.5 МВт/м2, имела значение свыше 30 кВт/(Км2). Результаты, полученные в этих опытах и в [4], показали, что использование схемы охлаждения с помощью диспергированной газожидкостной охлаждающей среды позволяет эффективно осуществлять теплоотвод при тепловой нагрузке не менее 3 МВт/м2. Такие значения плотности теплового потока значительно выше тех значений, которые ожидаются при протекании ТА в ЯЭУ.As our experiments have shown, the use of air, nitrogen and inert gases (argon, helium) and their mixtures insignificantly affects the nature of heat removal from heated surfaces. The choice of a specific gas component is determined, to a greater extent, by the technological features of cooling (an obstacle to the oxidation of the cooled surface at high temperatures, etc.). Evaluation of the results obtained in these experiments showed, in particular, that the value of the heat transfer coefficient on the cooled surface of the product, heated by a heat flux of more than 2.5 MW / m 2 , had a value of more than 30 kW / (Km 2 ). The results obtained in these experiments and in [4] showed that the use of a cooling circuit using a dispersed gas-liquid cooling medium allows efficient heat removal at a heat load of at least 3 MW / m 2 . Such values of the heat flux density are significantly higher than those expected during the flow of TA in a nuclear power plant.
Таким образом, предлагаемый способ охлаждения корпуса реактора при ТА и устройство, реализующее данный способ, позволяют существенно повысить эффективность и интенсивность внешнего охлаждения корпуса реактора при ТА, положительно решить вопрос о сохранении целостности корпуса реактора в течение тяжелой аварии, а также предотвратить выход радиоактивных материалов в окружающую среду при подобных запроектных тяжелых авариях.Thus, the proposed method for cooling the reactor vessel with TA and the device that implements this method can significantly increase the efficiency and intensity of external cooling of the reactor vessel with TA, positively solve the problem of maintaining the integrity of the reactor vessel during a severe accident, and also prevent the release of radioactive materials in environment during such beyond design basis severe accidents.
ЛитератураLiterature
[1]. V. Loktionov, Е. Mukhtarov, I. Lyubashevskaya «Features of heat and deformation behavior of a VVER-600 reactor pressure vessel under conditions of inverse stratification of corium pool and worsened external vessel cooling during the severe accident. Part 1. The effect of the inverse melt stratification and in-vessel top cooling of corium pool on the thermal loads acting on VVER-600's reactor pressure vessel during a severe accident))/ J. Nuclear Engineering and Design, 326 (2018). 320-332. (https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.11.015).[one]. V. Loktionov, E. Mukhtarov, I. Lyubashevskaya “Features of heat and deformation behavior of a VVER-600 reactor pressure vessel under conditions of inverse stratification of corium pool and worsened external vessel cooling during the severe accident.
[2]. Локтионов В.Д., Пажетнов B.B., Яньков Г.Г. «Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса ВВЭР при тяжелой аварии в условиях тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок»/ 8-ая Международная научно-технической конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР"/ Материалы конференции, 28-31 мая 2013 г., ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Россия, Подольск.[2]. Loktionov V.D., Pazhetnov B.B., Yankov G.G. “Experimental and design studies of VVER hull cooling during a severe accident in a severe accident under high thermal loads” / 8th International Scientific and Technical Conference "Safety of VVER NPPs" / Conference proceedings, May 28-31, 2013, Design Bureau "HYDROPRESS", Russia, Podolsk.
[3]. Пажи Д.Г., Галустов B.C. «Распылители жидкостей». - М. Химия, 19798.-216 с.[3]. Page D.G., Galustov B.C. "Spray liquids." - M. Chemistry, 19798.-216 p.
[4]. А.В. Вертков, А.Т. Комов, И.Е. Люблинский, С.В. Мирнов, А.Н. Варава, А.В. Дедов, А.В. Захаренков, П.Г. Фрик «Применение диспергированного газожидкостного потока для охлаждения жидкометаллического лимитера токамака Т-10»/ ВАНТ. Сер. «Термоядерный синтез», 2018, т. 41, вып. 1. - с. 57-64.[four]. A.V. Vertkov, A.T. Komov, I.E. Lublin, S.V. Mirnov, A.N. Varava, A.V. Dedov, A.V. Zakharenkov, P.G. Frick "The use of dispersed gas-liquid flow for cooling the liquid metal limiter T-10 tokamak" / VANT. Ser. “Thermonuclear Fusion”, 2018, v. 41, no. 1. - p. 57-64.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018137023A RU2695128C1 (en) | 2018-10-22 | 2018-10-22 | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018137023A RU2695128C1 (en) | 2018-10-22 | 2018-10-22 | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2695128C1 true RU2695128C1 (en) | 2019-07-22 |
Family
ID=67512134
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018137023A RU2695128C1 (en) | 2018-10-22 | 2018-10-22 | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2695128C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111341469A (en) * | 2020-03-09 | 2020-06-26 | 扬州大学 | Immersed injection system applied to cooling of pressure vessel of nuclear power station |
| CN112201371A (en) * | 2020-08-31 | 2021-01-08 | 中国核电工程有限公司 | An in-reactor melt retention system using spray cooling |
| RU2743090C2 (en) * | 2019-08-07 | 2021-02-15 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method of cooling and protecting a housing of a nuclear reactor when it is heated in an emergency situation and a device for its implementation |
| RU2773222C1 (en) * | 2021-08-16 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method for cooling and protecting the nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency and a device for its implementation |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2355054C1 (en) * | 2007-09-21 | 2009-05-10 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") | Emergency cooler of nuclear reactor |
| RU2467416C1 (en) * | 2011-10-20 | 2012-11-20 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" | Passive safety system for nuclear power plant |
| WO2013021308A1 (en) * | 2011-08-11 | 2013-02-14 | Marcopolo Engineering S.P.A. Sistemi Ecologici | System for abatement of noxious emissions in the atmosphere from an industrial or nuclear power plant |
| RU2489758C1 (en) * | 2009-09-08 | 2013-08-10 | Кабусики Кайся Тосиба | Reactor containment and nuclear power plant that applies it |
-
2018
- 2018-10-22 RU RU2018137023A patent/RU2695128C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2355054C1 (en) * | 2007-09-21 | 2009-05-10 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") | Emergency cooler of nuclear reactor |
| RU2489758C1 (en) * | 2009-09-08 | 2013-08-10 | Кабусики Кайся Тосиба | Reactor containment and nuclear power plant that applies it |
| WO2013021308A1 (en) * | 2011-08-11 | 2013-02-14 | Marcopolo Engineering S.P.A. Sistemi Ecologici | System for abatement of noxious emissions in the atmosphere from an industrial or nuclear power plant |
| RU2467416C1 (en) * | 2011-10-20 | 2012-11-20 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" | Passive safety system for nuclear power plant |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2743090C2 (en) * | 2019-08-07 | 2021-02-15 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method of cooling and protecting a housing of a nuclear reactor when it is heated in an emergency situation and a device for its implementation |
| CN111341469A (en) * | 2020-03-09 | 2020-06-26 | 扬州大学 | Immersed injection system applied to cooling of pressure vessel of nuclear power station |
| CN112201371A (en) * | 2020-08-31 | 2021-01-08 | 中国核电工程有限公司 | An in-reactor melt retention system using spray cooling |
| RU2773222C1 (en) * | 2021-08-16 | 2022-05-31 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method for cooling and protecting the nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency and a device for its implementation |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2695128C1 (en) | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation | |
| Mori et al. | Enhancement of the critical heat flux in saturated pool boiling of water by nanoparticle-coating and a honeycomb porous plate | |
| US3607630A (en) | Molten core stopping device | |
| RU2576516C1 (en) | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor | |
| CA2971153C (en) | Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt cooling and confinement system. | |
| EA032395B1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a water cooled-water modified reactor | |
| KR20100072306A (en) | Nuclear reactor with improved cooling in an accident situation | |
| JP3150451B2 (en) | Reactor equipment | |
| CN104170018A (en) | Emergency and backup cooling systems for nuclear fuel and nuclear reactors | |
| RU2695129C1 (en) | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation | |
| CN109545400A (en) | A kind of Passive containment cooling system | |
| RU2649417C1 (en) | System and method of removing heat from nuclear reactor case | |
| RU2743090C2 (en) | Method of cooling and protecting a housing of a nuclear reactor when it is heated in an emergency situation and a device for its implementation | |
| JP6756470B2 (en) | Reactors and nuclear plants | |
| JP2016040505A (en) | Cooler, cooling device using the same, and cooling method of heating element | |
| JP2934341B2 (en) | Reactor containment cooling system | |
| RU2165108C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| JPH08271668A (en) | Containment vessel | |
| JP2015125006A (en) | Core catcher | |
| RU2097846C1 (en) | Method for cooling fuel assemblies in case of coolant failure in circulating circuit | |
| KR100265320B1 (en) | Core melt suppression system of nuclear power plant | |
| RU2773222C1 (en) | Method for cooling and protecting the nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency and a device for its implementation | |
| RU2543056C2 (en) | Protection method of nuclear reactor against thermal load of molten core, and device for its implementation | |
| JP5886464B1 (en) | Reactor cooling system | |
| JP2018501488A (en) | Reactor core annealing method and reactors using this method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20201023 |