BG67393B1 - Устройство за локализация на кориум на ядрен реактор от водно-воден тип - Google Patents

Устройство за локализация на кориум на ядрен реактор от водно-воден тип Download PDF

Info

Publication number
BG67393B1
BG67393B1 BG112995A BG11299519A BG67393B1 BG 67393 B1 BG67393 B1 BG 67393B1 BG 112995 A BG112995 A BG 112995A BG 11299519 A BG11299519 A BG 11299519A BG 67393 B1 BG67393 B1 BG 67393B1
Authority
BG
Bulgaria
Prior art keywords
corium
melt
concrete
water
reactor
Prior art date
Application number
BG112995A
Other languages
English (en)
Other versions
BG112995A (bg
Inventor
Вячеслав Василенко
Андреевич Василенко Вячеслав
Рудольф Филин
Денисович Филин Рудольф
Евгений Крушинов
Владимирович Крушинов Евгений
Сергей Витоль
Александрович Витоль Сергей
Андрей Сулацкий
Анатольевич Сулацкий Андрей
Вячеслав Альмяшев
Исхакович Альмяшев Вячеслав
Виктор Гусаров
Владимирович Гусаров Виктор
Евгени ПЕШЕВ
Петров Пешев Евгени
Владимир Грановский
Владимир Хабенский
Original Assignee
"Атепе-Еп" Еоод
Федералное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by "Атепе-Еп" Еоод, Федералное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" filed Critical "Атепе-Еп" Еоод
Publication of BG112995A publication Critical patent/BG112995A/bg
Publication of BG67393B1 publication Critical patent/BG67393B1/bg

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • 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

Изобретението се отнася за ядрената енергетика, конкретно за системите за безопасност на атомни електроцентрали (АЕЦ) с ядрени реактори от водно-воден тип (ВВЕР), а именно за устройства за локализация и охлаждане на разтопен кориум при негово аварийно излизане извън границите на корпуса на реактора при тежки аварии с нарушение на охлаждането и стопяване на активната зона. Устройството съдържа разположен в бетонната шахта (2) на реактора (1) предуловител (3) с жертвен (4) и защитен (5) материал, допиращо се до бетонната шахта (2) помещение за разтичане (9) с разположени върху пода му последователно отгоре надолу слоеве жертвен (4), стоманен (10) и защитен (5) материал, канал (7) с прогорима тапа (8), изработен в бетонната стена (6) на шахтата (2) и свързващ предуловителя (3) с помещението за разтичане (9). Тапата (8) е разположена от страната на предуловителя (3) и представлява част от стената (6) на бетонната шахта (2), дебелината на посочената част е определена с отчитане на времето за преместване на стопилката на кориума в предуловителя (3) и с отчитане скоростта на взаимодействие на стопилката на кориума и жертвения материал (4) с посочената част на стената на бетонната шахта (2). Жертвеният материал (4) е приготвен по бетонна технология с минимално съдържание на вода. Технически резултат - осигуряване на възможност за монтаж в модернизирани АЕЦ с реактори от водно-воден тип без промяна на конструкцията на реакторната инсталация.

Description

(54) УСТРОЙСТВО ЗА ЛОКАЛИЗАЦИЯ НА КОРИУМ НА ЯДРЕН РЕАКТОР ОТ ВОДНОВОДЕН ТИП
Област на техниката
Техническото решение се отнася за ядрената енергетика, конкретно за системите за безопасност на атомни електроцентрали (АЕЦ) с ядрени реактори от водно-воден тип (ВВЕР), а именно за устройствата за локализация и охлаждане на разтопен кориум при негово аварийно излизане извън корпуса на реактора при тежки аварии с нарушение на охлаждането и стопяването на активната зона.
Предшестващо състояние на техниката
Развитието на ядрената енергетика, чиято основа са ВВЕР, изисква комплексно осигуряване на безопасността на АЕЦ. Най-голяма радиационна опасност представляват авариите със стопяване на активната зона, които може да се случат при множествени откази на системите за нейното охлаждане. При такива аварии стопилката на активната зона - кориумът, разтапяйки вътрешнореакторните конструкции и корпуса на реактора, излиза от неговите граници, и вследствие на запазващото се в него остатъчно топлоотделяне може да наруши целостта на защитната обвивка на контейнмента на АЕЦ - последната бариера, възпрепятстваща разпространението на радиоактивни продукти в околната среда. За да се предотврати това е необходимо да се локализира изтеклият кориум и да се осигури непрекъснатото му охлаждане до пълна кристализация. Тази функция изпълняват системите за локализация и охлаждане на стопилката на активната зона на реактора (кориума), които предотвратяват повреждане на защитната обвивка на контейнмента на АЕЦ и с това защитават населението и околната среда от радиационно въздействие при тежки аварии на ядрени реактори.
Известни са няколко начина за защита от излизане на кориум от контейнмента. Така, например, в Швеция [Safety against Releases in Severe Accidents. Final Report of the Nordic Nuclear Safety Research Project RAK-2. NKS(97)FR2. ISBN 87-7893-022-7. Edited by I. Lindholm, O. Berg, E. Nonbol. December 1997] за реактори c кипящ топлоносител е предложено да се постави под реактора в шахтата басейн, напълнен с вода. Обаче при това съществува опасност за разрушаване на защитната обвивка на контейнмента в резултат на парния взрив, възникващ при падането на стопилката във водата.
В техническото решение на патента US № 3702802 (публикуван на 14.11.1972 г.) е предложено да се постави под реактора заслон от материал на основата на базалт, който разрежда кориума. По мнението на авторите на решението, това понижава температурата на стопилката и предотвратява излизането й от подреакторното пространство на бетонната шахта на реактора. Обаче това може само да забави процеса на разпространение на кориум, тъй като наличният обем за зареждане на базалт в бетонната шахта е ограничен. Освен това, в системата компоненти на кориума и SiO2 (SiO2 е основният компонент на базалта) става разслояване на двете течности с различен химичен състав, което също ограничава възможността за разреждане на кориума.
Известни са редица руски патенти, където са описани решения, в съответствие с които кориумът се локализира и охлажда в охлаждан с вода уловител на стопилката, разположен в подреакторното пространство на бетонната шахта. Уловителят е запълнен с едроклетъчни жертвени материали. Предназначението на последните е:
а) да се защитят стените на уловителя от механични и/или топлинни удари в момента на постъпване на кориум в подреакторното помещение;
б) да се осигури окисление на активните редуктори на кориум чрез окислители, влизащи в състава на жертвените материали, за да се минимизира излизането на водород в газовата фаза при последващото охлаждане на стопилката с вода;
в) да се разреди кориумът с по-леки примеси за намаляване плътността на оксидната стопилка, което ще доведе до изплуване на оксидния материал над металния (така наречената инверсия, размяна на положението на оксидния и металния слой на стопилката) и с това ще се предотврати образуването на водород при последващото подаване на вода върху повърхността на ваната;
г) да се осигури по-ефективно охлаждане на разредената стопилка поради намаление на обемното остатъчно енергоотделяне и същественото намаление на топлинния поток в стената на корпуса на реактора.
Така, известно е техническо решение на патента РФ №2165652 (публикуван на 20.04.2001 г.), където корпусът на уловителя е изработен във вид на пръстеновиден топлообменник, който е монтиран върху пода на шахтата. Защитната ферма под реактора има в центъра топлинна и радиационна защита, като фермата повтаря профила на дъното на корпуса на реактора и е изработена от свързани помежду си радиални ребра, греди, съставни профили. Жертвеният материал, разположен в подреакторното помещение на бетонната шахта, представлява едроклетъчни перфорирани елементи от леки леснотопими оксиди (например, от SiO2 или А12О3) и е изработен във вид на Т-образни, правоъгълни, Z-образни, Побразни или фасонни тухли, поставени в затвор с изместване в хоризонталната равнина една спрямо друга. Между едроклетъчните перфорирани елементи и пръстеновидния топлообменник са монтирани защитни екрани, изработени от труднотопими елементи във вид на керамични пластини, пластини от труднотопими оксиди, карбиди, пластини от чугун, стомана.
В решението на патента РФ № 2253914 (публикуван на 10.06.2005 г.) охлажданият с вода стоманен корпус на уловителя е изработен във формата на съд (уловител тип тигел), затворен отгоре с тънкостенен стоманен лист. Дъното на корпуса е вдълбано към центъра, дебелината на стената на дъното е с минимум 30% по-голяма от дебелината на страничната стена на корпуса. Между дъното на реактора и уловителя е разположен направляващ елемент с бетонно покритие. Жертвеният материал - разредител на съдържащата уран част на кориума - е разположен във вид на брикети в стоманени обвивки, а брикетите - в стоманени блокове. Стоманените елементи служат за материал-разредител на металната част на кориума. Масата на материала-разредител на съдържащата уран част на кориума се определя от условието за осигуряване на инверсия на съдържащата уран и металната част на кориума и от условието за ограничаване на топлинния поток, подаван към корпуса, до допустимото ниво. Масата на материала-разредител на металната част на кориума се определя от условието за ограничаване температурата на металната част на кориума до допустимото ниво.
Решението на патента РФ № 2514419 (публикуван на 27.04.2014 г.) развива предходното изобретение с това, че блоковете с брикети жертвен материал са частично запълнени с бетон, разположени са в няколко хоризонтални слоя, дъното на долния блок е идентично по форма с дъното на корпуса, разположените над него блокове имат централен отвор. Масата на материала-разредител на съдържащата уран част на кориума е не по-малко от максималната от стойностите, получени от изчисленията за условията за осигуряване на инверсия на стопилките на съдържащата уран и металната част на кориума, за условията за ограничаване на топлинния поток, подаван към корпуса, до допустимото ниво, и за условието за окисляване на съдържащия се в стопилката на кориума неокислен цирконий. Също така, максималната маса на водата в бетона на корпуса не трябва да превишава 3,5 масови процента, а в цимента, свързващ брикетите на материала-разредител - 8 масови процента.
Общ недостатък на известните устройства за локализация на кориум, разположени в бетонните шахти на реакторите, е сложността на изпълнение и разполагане на жертвения материал в подреакторното пространство, както и ограниченията по разполагането и охлаждането на голямата маса на кориума, която се увеличава с увеличаване мощността на реактора, което е обусловено от ограничения обем на подреакторното пространство на бетонната шахта. Освен това, ограниченият обем на подреакторното пространство на бетонната шахта увеличава периода на пълна кристализация на стопилката. В допълнение, необходимостта от устройство за локализация на кориума съществува за повишаване безопасността на голям брой действащи блокове на АЕЦ, в чиято конструкция не е предвидено наличие на тези устройства, и разгледаните устройства (уловители) може да бъдат разположени в бетонната шахта само в процеса на изграждане на блоковете, но не и при тяхна модернизация.
Известни са устройства за локализация на кориума, разположени извън бетонната шахта на реактора.
Устройство от такъв тип е конструирано за реактор с кипяща вода в САЩ [Т. G. Theofanous, TrucNam Dinh. Integration of multiphase science and technology with risk management in nuclear power reactors. Application of the Risk-Oriented Accident Analysis Methodology to the Economic, Simplified Boiling Water Reactor Design // Multiphase Science and Technology. 2008. Vol. 20, No. 2, p. 81-211]. To представлява система от слабо наклонени към хоризонта и разположени плътно една до друга тръби, в които циркулира охлаждаща вода. В съвкупност тръбите образуват обем, в който става локализация и охлаждане на кориума, като вътрешната повърхност на обема е покрита с труднотопим защитен материал.
Друг пример за устройство от такъв тип е уловителят на кориум за проекта на реактора EUAPR1400 (Република Корея) [V. S. Granovsky, А. А. Sulatsky, V. B. Khabensky et al. Modeling of Melt Retention in EU-APR1400 Ex-Vessel Core Catcher // Proceedings of ICAPP’12, Chicago, USA, June 24-28, 2012. Paper 12348]. Уловителят представлява дебелостенна стоманена кутия, чиято вътрешна повърхност е покрита с жертвени материали, чието предназначение е същото като в уловителите тип тигел. Вода охлажда кутията отвън и се подава върху повърхността на стопилката.
Редица конструктивни решения, предложени от фирмата Siemens, са представени в описанията към патента DE № 19512287 (публикуван на 08.08.1996 г.) и към заявката DE № 4319094 (публикувана на 15.12.1994 г.). В заявката DE № 4319094 е представена конструкция на устройство за улавяне на стопилката, което се използва за реактори с вода под налягане и което съдържа разположена под реактора предкамера (предуловител), свързана с канал с камера (помещение) за разтичане. В канала е разположена преграда (тапа), която се разрушава от стопилката на активната зона през зададен интервал от време след влизането на стопилката в предуловителя. Тапата може, в частност, да бъде изработена във вид на метална пластина.
В патента DE № 19512287 (публикуван на 08.08.1996 г.) е описано устройство за задържане на кориума при неговото охлаждане чрез разтичане по голяма площ в помещение за разтичане, допиращо се до бетонната шахта на водно-водния реактор, с покритие от огнеупорен (защитен) материал, с последващо подаване на вода върху повърхността на стопилката. Охлаждащата вода тече по тръби, разположени в слой защитен материал. Устройството е оборудвано с разположен в бетонната шахта под реактора и изработен във вид на метален тигел предуловител - колектор на кориум, чието изпускане в помещението (камерата) за разтичане става чрез канал при прогаряне на топим затвор, разположен в страничната стена на предуловителя. Функциите на предуловителя, канала и камерата за разтичане и тяхната конструкция са подробно представени в описанието към цитираната по-горе заявка DE № 4319094.
В устройствата за задържане на кориум, използвани в реактори с вода под налягане, с цел осигуряване на разтичане на кориума се съдържа жертвен материал, който се разтваря в стопилката на кориума. Съставът на жертвения материал е даден в статията [S. Hellmann, F. Funke, V. Lansmann, В. Friedrich. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, Karlsruhe Germany, Nov. 15-18, 1999]. В статията е описано и устройство за задържане и охлаждане на стопилката на активната зона на реактор от водно-воден тип, което съдържа предуловител - колектор на стопилката на активната зона (кориума), разположен в подреакторното пространство на бетонната шахта. Предуловителят има цилиндрична форма. Стените на предуловителя, образувани от слой жертвен материал, се допират до стената на бетонната шахта, покрита със слой защитен материал. Долната част на предуловителя се стеснява в конус, в чиято стена е разположена прогорима тапа. След прогаряне на тапата стопилката влиза в наклонен изливен канал, чиито стени са покрити със слой защитен материал, и след това - в помещение за разтичане. Върху пода на помещението за разтичане, допиращо се до бетонната шахта от страната на канала, са разположени три слоя (отгоре надолу): жертвен материал, стомана, защитен материал. Защитният материал се охлажда отдолу с вода. След разтичане на стопилката на кориума, нейната повърхност също се охлажда с вода.
В състава на жертвения материал (бетон) влизат железни оксиди (Fе2О3), силициеви оксиди (SiO2), В2О3 и други оксиди като А12О3, CaO, MgO, ТiO2. Функциите на жертвения материал се заключават в подобряване на течливостта поради понижаването на температурите ликвидус и солидус при разтварянето на жертвения материал в оксидната част на стопилката на кориума, в окисляване на металния цирконий, съдържащ се в стопилката на кориума, при неговото взаимодействие главно с Fе2О3 и в осигуряването на инверсия на металната и оксидната част на стопилката на кориума (разположение на стопилката на металната част под оксидната) поради намаляването на плътността на стопилката на оксидната част на кориума при разтварянето на жертвения материал в нея.
Устройството е работоспособно, обаче проблемът се състои в това, че:
1. Устройството не може да се използва при модернизация на действащи блокове на АЕЦ, тъй като изработката и монтажът на неговия предуловител са възможни само преди монтажа на реактора.
2. Съставът на жертвения материал, който е най-важният елемент на устройството за локализация, а именно наличието на силициев оксид, обуславя високия вискозитет на стопилката, образуваща се след разтварянето на жертвения материал в стопилката на кориума, което затруднява равномерното разтичане на стопилката. Освен това, жертвеният материал има високо влагосъдържание, присъщо на бетоните на основата на портландцимент и възлизащо приблизително на 22-28 масови %. Това води до голямо генериране на водород в резултат на паро-циркониева реакция при взаимодействието на жертвения материал със стопилката на кориума.
Техническа същност на изобретението
Задачата се заключава в това да се намалят посочените недостатъци чрез внасяне на такива промени в конструкцията на устройството и състава на жертвения материал, явяващ се задължителен компонент (съставна част) на устройството, които гарантират технологичност на конструкцията, осигурявайки възможност за монтаж в модернизирани АЕЦ с реактори от водно-воден тип без промяна на конструкцията на реакторната инсталация. Допълнителният технически резултат се заключава в подобряване свойствата на жертвения материал, осигуряващ, при взаимодействие на стопилката на кориума с него, намаление на генерирането на водород и на вискозитета на стопилката, което създава допълнителни условия за изпълнението на монтажа на устройството по най-прост и икономичен начин.
Поставената задача се решава от това, че устройството за локализация на кориума на ядрения реактор от водно-воден тип съдържа разположен в бетонната шахта на реактора предуловител с жертвен и защитен материал и допиращо се до бетонната шахта помещение за разтичане с разположени върху пода му последователно отгоре надолу слоеве жертвен, стоманен и защитен материал. Канал с прогорима тапа е изработен в стената на бетонната шахта и свързва предуловителя с помещението за разтичане. Тапата е разположена от страната на предуловителя и представлява част от стената на бетонната шахта, дебелината на посочената част е определена с отчитане на времето за преместване на стопилката на кориума в предуловителя и с отчитане на скоростта на взаимодействие на стопилката на кориума и жертвения материал с посочената част на бетонната стена, като жертвеният материал, явяващ се неразделен компонент на устройството, е приготвен по бетонна технология с минимално съдържание на вода. Посочената съвкупност от признаци, а именно използването в устройството на жертвен материал, приготвен по бетонна технология със съдържание на минимално възможното количество вода, послойно разполагане на жертвения и защитния материал в бетонната шахта, изработването на тапата във вид на част от стената на бетонната шахта, както и изработката на споменатата част с отчитане на времето за преместване на стопилката на кориума и на скоростта на взаимодействие на стопилката на кориума и жертвения материал с посочената част на бетонната стена (с тапата), позволява да се реши проблемът с повишаването на безопасността на действащи АЕЦ при тяхната модернизация, тъй като изработката и монтажът на заявеното устройство не изискват демонтаж на съществуващи конструкции и продължително пребиваване на персонал в подреакторното пространство на бетонната шахта.
За предпочитане е жертвеният материал в качеството му на свързващо вещество да включва алумокалциев цимент, съдържащ 80 масови % А12О3 и 20 масови % СаО, а също така 10 масови % ЩО и пълнител, съдържащ 20...40 масови % Fе2О3 и 80...60 масови % А12О3, като масовата част на пълнителя в сместа със свързващото вещество да бъде 40...80 %. Използването на жертвен материал, приготвен по бетонна технология, осигурява относително прост процес на неговото разполагане, тъй като материалът се използва не във вид, например, на фасонни тухли или брикети, изискващи специално полагане, а във вид на разтвор, който се подава по маркуч със струйник, извън бетонната шахта, например през съществуващ отвор в стената на бетонната шахта (врата).
Изброената съвкупност от съществени признаци не е известна на заявителя от достъпните източници на информации, което потвърждава новотата на устройството. Също така, тя не произтича по явен начин от съвременното ниво на техниката и не е очевидна за специалиста.
Пояснение на приложената фигура
Посочените предимства, както и особеностите на настоящото решение се поясняват от най-добрия вариант на неговото изпълнение с препратки към приложената фигура.
На фигурата е представен общият вид на устройството за локализация на кориума на ядрен реактор от водно-воден тип (опростено), където са приети следните означения: 1 - реактор; 2 - бетонна шахта; 3 предуловител; 4 - жертвен материал; 5 - защитен материал; 6 - стена на бетонната шахта; 7 - изливен канал; 8 - тапа; 9 - помещение за разтичане; 10 - стоманен материал.
Примерно изпълнение на изобретението
Устройството съдържа ядрен реактор 1, разположен в бетонна шахта 2. В подреакторното пространство на бетонната шахта е разположен предуловител 3. Върху пода на предуловителя са разположени отгоре надолу слоеве жертвен материал 4 и защитен материал 5. В стената 6 на бетонната шахта 2 е изработен изливен канал 7, свързващ предуловителя 3 след прогаряне на тапата 8 с помещението за разтичане 9, което се допира до бетонната шахта. Върху пода на помещението за разтичане са разположени слоеве жертвен материал 4 и охлаждан защитен материал 5, както и слой стоманен материал 10.
Изтичащата от реактора 1 стопилка на оксидната и металната част на кориума влиза в предуловителя и взаимодейства с жертвения материал 4. Жертвеният материал 4, приготвен по бетонна технология, се състои от свързващо вещество - алумокалциев цимент, съдържащ 80 масови % А12О3, 20 масови % СаО и, освен това, 10 масови % Н2О (съотношението на компонентите отговаря на серийно произвеждан богат на алуминиев окис цимент марка SECAR 80, този цимент е избран по критерия за минимално влагосъдържание - под 10 масови %) и пълнител, съдържащ 20...40 масови % Fе2О3 и 80...60 масови % А12О3 (железният оксид осигурява окислителни ресурси за жертвената композиция, алуминиевият оксид осигурява понижение на плътността на оксидната част на кориума преди нейната инверсия с металната част, тези критерии се изпълняват в посочения диапазон на изменение на съотношението на избраните оксиди), като масовата част на пълнителя в сместа с цимента - свързващото вещество е 40...80% (горната граница на този диапазон е ограничена по критерия за лесно полагане на сместа, а долната - по влагосъдържанието на жертвената композиция).
Масата на жертвения материал 4 се приема като максималната от две стойности, определени изхождайки от следните условия:
- първо, да е достатъчна за окисление на всичкия цирконий, съдържащ се в кориума, и
- второ, да е достатъчна за такова разреждане на оксидната част на стопилката на кориума, че плътността й да стане по-малка от плътността на металната (стоманената) част на стопилката на кориума, осигурявайки тяхната инверсия. На първото условие съответства изразът (1) - масов баланс на реакция на окисляване на циркония от железния (III) оксид:
м -3 м Czr *Zr Мжм,1 2 Mp СРе2Оз№е2Оз (1);
на второто условие съответства изразът (2) - допускане за адитивност на плътностите на компонентите на стопилката:
Сокс Мр + Сжм Мжм,2
Сокс Мр СЖм Мжм,2 = Рокс - pcm
Р р.окс Рр.жм (2) където
Мжм - маса на жертвения материал (ЖМ);
Мр - маса на стопилката, влязла от корпуса на реактора в бетонната шахта;
Рр.окс - плътност на оксидната стопилка, влязла в бетонната шахта от корпуса на реактора, включително стопилката на циркониевия оксид;
Рр.жм - плътност на стопилката на компонентите на ЖМ след взаимодействие със стопилката, влязла в бетонната шахта от корпуса на реактора;
Сжм - масова част на стопилката на компонентите на ЖМ след взаимодействие със стопилката, влязла в бетонната шахта от корпуса на реактора, от изходната маса на ЖМ;
Сокс - масова част на оксидната част в стопилката, влязла в бетонната шахта от реактора, с отчитане масата на циркониевия оксид;
Рст - плътност на стопилката на стоманата;
ρоkc - плътност на оксидната стопилка в бетонната шахта;
Czr - масова част на неокисления цирконий в стопилката, влязла в бетонната шахта от корпуса на реактора;
СFе2O3 - масова част на хематита в ЖМ;
μZr - атомна маса на циркония;
pFe2O3 - моларна маса на хематита.
След разтопяването/разтварянето на жертвения материал 4, плътността на стопилката на оксидната част на кориума става по -малка от плътността на стопилката на металната част на кориума и протича инверсия на стопилките. При това стопилката на металната част на кориума (стопилка на стомана) започва да взаимодейства със защитния материал 5, разположен в предуловителя 3 под жертвения материал 4. Защитният материал 5 е приготвен на основата на труднотопимия циркониев диоксид (ZrO2) или друг труднотопим материал, затова скоростта на аблация на защитния материал при взаимодействието със стопилката на стоманата е несъизмеримо по-малка от скоростта на аблация на жертвения материал 4 и бетона при взаимодействието със стопилката на кориума.
Стопилката на кориума взаимодейства със стената 6 на бетонната шахта 2 в района на тапата 8 практически през цялото време от началото на влизането на стопилката в предуловителя 3 до прогарянето на тапата 8. Дебелината на тапата 8 се определя от израза δз = W6 tp (3), където δз - дебелина на тапата;
w6 - средна скорост на взаимодействие на стопилката с бетонната стена (средна скорост на стопяване/аблация на бетона). Тази величина или се определя експериментално, или се оценява въз основа на данни за интензивността на топлообмена на стопилката на кориума с бетона, плътността, енталпията на стопяване на бетона и енталпията на бетона при стайна температура [State-of-the-Art Report on Molten Corium Concrete Interaction and Ex-Vessel Molten Core Coolability. NEA Report No. 7392. 2017. p. 43-45];
tp - продължителност на влизането на стопилката в предуловителя, която се определя въз основа на разчетни оценки и зависи от конкретния тип на реактора на АЕЦ и сценария на развитие на аварията [Nuclear Safety in Light Water Reactors. Severe Accident Phenomenology. Edited by Bal Raj Sehgal. Academic Press. 2012. 714 p.].
След прогаряне на тапата 8, стопилката на кориума постъпва по канала 7 от предуловителя 3 в помещението за разтичане 9. Наличието върху пода на помещението за разтичане 9 на повърхностен слой от относително леснотопим жертвен материал 4 спомага за най-добро разтичане на стопилката, наличието на слой от стоманен материал 10 осигурява понижение на температурата на стопилката при стопяването на този слой, а стопилката на стоманата поради по-голямата плътност спрямо оксидите остава на повърхността на защитния материал 5. Слоят защитен материал 5 се охлажда отдолу с вода, което осигурява понижение на температурата на границата на взаимодействие със стопилката на стоманата до стойност, при която аблацията на защитния материал 5 се прекратява напълно.
Заявеното устройство може да се използва за повишаване на безопасността в случай на тежка авария със стопяване на активната зона на ядрения реактор 1 при модернизация, например, на АЕЦ с ВВЕР-1000, както и на чуждестранни реактори PWR и BWR.
За проверка и потвърждаване на ефективността на предложеното устройство са проведени разчетно-експериментални изследвания, в чийто ход са установени оптималните съотношения „свързващо вещество - пълнител“. Извършено е изчисление на тежка авария, при която от корпуса на реактора след негово прогаряне в предуловителя влиза стопилка на кориум, в чийто състав влизат 80 t UO2, 16,9 t ZrO2, 12,5 t Zr (при характерна степен на окисленост 50 %) и 100 t стомана.
За жертвен материал 4 е приет бетон със състав циментова смес (свързващо вещество) 80 масови % А12О3, 20 масови % СаО и, освен това, 10 масови % Н2О. За пълнител - смес от Fе2О3 и А12О3 в съотношение 34,4 масови % и 65,6 масови %, а масовата част на пълнителя - 80 масови %.
В съответствие с частите на Fе2О3 в жертвения материал 4 за окисление на 12,5 t Zr биха били необходими, използвайки за изчислението зависимостта (1), приблизително 39 t жертвен материал (без отчитане на окислението при взаимодействието на Zr с Н2О). Обаче това е недостатъчно за осигуряване на инверсия, за което, в съответствие със зависимостта (2), се изискват приблизително 100 t жертвен материал. И това количество е прието за използваното устройство.
В съответствие с частите на водата в циментовата смес (както сорбирана, така и кристализационна), сумарната маса на водорода, който може да се отдели при реакцията на Zr с Н2О, възлиза на 400 kg. Това количество е съществено по-малко от количеството, което ще се отдели в случай на използване на портландцимент, като например в устройството, описано в статията [S. Hellmann, F. Funke, V. Lansmann, В. Friedrich. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept of the EPR // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability, Karlsruhe Germany, Nov. 15-18, 1999], тъй като в него съдържанието на вода е над 20 масови % вместо 10 масови % в заявеното устройство.
Продължителността на постъпване на стопилката на кориум от корпуса на реактора 1 в предуловителя не превишава 2 h. Изхождайки от големина на скоростта на аблация на бетона при взаимодействие със стопилката на кориума приблизително 1 mm/min, дебелината на тапата 8, в съответствие със зависимостта (3), ще възлиза на 120 mm. Отчитайки, че дебелината на стената на бетонната шахта е приблизително 1 m, аблацията на стената на бетонната шахта в зоната на влизане на стопилката не може съществено да отслаби носещата й способност.
След прогаряне на тапата 8, стопилката постъпва по изливния канал в помещението за разтичане, където става окончателната й локализация и охлаждане чрез подаване на вода върху повърхността (например, през шахтата 2 на реактора 1). Наличието на жертвен 4 и стоманен 10 материал върху пода на помещението за разтичане 9 осигурява равномерност на разтичането и понижение на началната температура на стопилката, а охлаждането на защитния материал изключва възможността за негова аблация при взаимодействие със стопилката на стоманата.
По такъв начин, заявената конструкция на устройството осигурява неговата ефективност при локализация и последващо охлаждане на стопилката на кориума. При това простотата на конструкцията с използване на жертвен материал 4, приготвен по бетонна технология, позволява устройството да се използва при модернизация на действащи АЕЦ с реактори от водно-воден тип, като използването на приготвен по бетонна технология жертвен материал 4 със съдържание на минимално възможното количество вода осигурява минимизация на генерирането на водород, което повишава безопасността на АЕЦ и подобрява разтичането на стопилката, спомагайки за равномерното й разпределение в помещението за разтичане 9 и, благодарение на това, минимизира времето за пълна кристализация.
Сведения за заявеното техническо решение, охарактеризирано в независимия пункт на формулата, свидетелства за възможността за неговото осъществяване с помощта на описаните в заявката и известни средства и методи. Следователно, заявеното устройство съответства на условието за промишлена приложимост.

Claims (1)

  1. Устройство за локализация на кориум на ядрен реактор от водно-воден тип, характеризиращо се с това, че съдържа разположен в бетонната шахта (2) на реактора (1) предуловител (3) с жертвен и защитен материал (4, 5), допиращо се до бетонната шахта (2) помещение за разтичане (9) с разположени върху пода му последователно отгоре надолу слоеве жертвен (4), стоманен (10) и защитен (5) материал, канал (7) с прогорима тапа (8), изработен в бетонната стена (6) на шахтата (2) и свързващ предуловителя (3) с помещението за разтичане (9), като тапата (8) е разположена от страната на предуловителя (3) и представлява част от стената (6) на бетонната шахта (2), дебелината на посочената част е определена с отчитане на времето за преместване на стопилката на кориума в предуловителя и с отчитане скоростта на взаимодействие на стопилката на кориума и жертвения материал (4) с посочената част на стената (6) на бетонната шахта (2), а жертвеният материал (4) е приготвен по бетонна технология с минимално възможното съдържание на вода
BG112995A 2018-11-08 2019-09-12 Устройство за локализация на кориум на ядрен реактор от водно-воден тип BG67393B1 (bg)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018139564A RU2696012C1 (ru) 2018-11-08 2018-11-08 Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа
RU2018139564 2018-11-08

Publications (2)

Publication Number Publication Date
BG112995A BG112995A (bg) 2020-05-29
BG67393B1 true BG67393B1 (bg) 2021-11-30

Family

ID=67586826

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
BG112995A BG67393B1 (bg) 2018-11-08 2019-09-12 Устройство за локализация на кориум на ядрен реактор от водно-воден тип

Country Status (3)

Country Link
BG (1) BG67393B1 (bg)
RU (1) RU2696012C1 (bg)
WO (1) WO2020096488A1 (bg)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP3316930B1 (en) 2015-07-03 2019-07-31 Ferrosan Medical Devices A/S Syringe for mixing two components and for retaining a vacuum in a storage condition
RU2726226C1 (ru) * 2019-12-30 2020-07-10 Акционерное Общество "Научно-Исследовательский И Проектно-Конструкторский Институт Энергетических Технологий "Атомпроект" Система удержания расплава в корпусе реактора
RU2742583C1 (ru) * 2020-03-18 2021-02-08 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2736544C1 (ru) * 2020-03-20 2020-11-18 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4319094A1 (de) * 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Einrichtung und Verfahren zum Auffangen und Kühlen von Kernschmelze
DE19512287C1 (de) * 1995-04-05 1996-08-08 Siemens Ag Einrichtung zum Auffangen von Kernschmelze aus einem Reaktordruckbehälter
RU2576516C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2575878C1 (ru) * 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.

Also Published As

Publication number Publication date
RU2696012C1 (ru) 2019-07-30
WO2020096488A1 (ru) 2020-05-14
BG112995A (bg) 2020-05-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
BG67393B1 (bg) Устройство за локализация на кориум на ядрен реактор от водно-воден тип
JP6567055B2 (ja) 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム
JP6776241B2 (ja) 加圧水型原子炉の溶融炉心を冷却して閉じ込めるシステム
CA2971153C (en) Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt cooling and confinement system.
JP3105251B2 (ja) 原子炉設備、その炉心コンテインメントおよび原子炉設備における非常冷却方法
RU100327U1 (ru) Устройство локализации расплава
Khabensky et al. Severe accident management concept of the VVER-1000 and the justification of corium retention in a crucible-type core catcher
RU2253914C2 (ru) Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
US5410577A (en) Core-melt source reduction system
JP7112295B2 (ja) 原子炉設備
RU2169953C2 (ru) Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора
RU35463U1 (ru) Устройство локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
RU2165107C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
JP2022187279A (ja) 炉心溶融物の温度評価方法及び耐熱材選定方法
Mineev et al. Optimization of the materials composition in external core catchers for nuclear reactors
Guidez et al. Superphenix Children
Asmolov et al. Core Catcher for Tianwan NPP with VVER-1000 reactor. Concept, Design and Justification
Forsberg et al. Core-melt source reduction system
BECHTAX et al. SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT CONCEPT OF THE VVER-1000 AND THE JUSTIFICATION OF CORIUM RETENTION IN A CRUCIBLE-TYPE CORE CATCHER