CZ283111B6 - Zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru s jádrem roztaveným následkem nehody - Google Patents
Zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru s jádrem roztaveným následkem nehody Download PDFInfo
- Publication number
- CZ283111B6 CZ283111B6 CS922882A CS288292A CZ283111B6 CZ 283111 B6 CZ283111 B6 CZ 283111B6 CS 922882 A CS922882 A CS 922882A CS 288292 A CS288292 A CS 288292A CZ 283111 B6 CZ283111 B6 CZ 283111B6
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- cooling
- hearth
- core
- reactor
- corium
- Prior art date
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 77
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 28
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 28
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 9
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 8
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 4
- 238000007599 discharging Methods 0.000 claims description 3
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 claims description 3
- 230000005494 condensation Effects 0.000 claims 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 claims 1
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 abstract description 6
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 20
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 8
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 230000036961 partial effect Effects 0.000 description 4
- 230000000284 resting effect Effects 0.000 description 4
- 239000000839 emulsion Substances 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 3
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 3
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 2
- 230000009970 fire resistant effect Effects 0.000 description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 239000004020 conductor Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000001771 impaired effect Effects 0.000 description 1
- 230000001939 inductive effect Effects 0.000 description 1
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 1
- 230000000670 limiting effect Effects 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 239000011241 protective layer Substances 0.000 description 1
- 238000007712 rapid solidification Methods 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 1
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 1
- 238000010792 warming Methods 0.000 description 1
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)
- Absorbent Articles And Supports Therefor (AREA)
Abstract
Reaktor obsahuje vanu (3) s jádrem (4) reaktoru umístěnou ve svislé ose komorové jímky (2). Chladící a ochranné zařízení (10) spočívá na dně (5) komory pro vanu (3). Je tvořeno kovovou nístějí (11) uzavírající dno (5) betonové konstrukce, ve kterém jsou uspořádány chladící kanály (20) protékané chladící tekutinou. Napájecí potrubí (12, 13) chladící tekutiny jsou připojeny k chladícím kanálům (20).ŕ
Description
Zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru s jádrem roztaveným následkem nehody
Oblast techniky
Vynález se týká zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru, jehož jádro je následkem nehody roztaveno.
Dosavadní stav techniky
Nukleární reaktory s tlakovou vodou obsahují vanu tvaru válce, ve které je uzavřeno jádro reaktoru umístěné svou svislou osou ve válcové komoře se spodním dnem kolmo pod vanou. Jádro nukleárního reaktoru je chlazeno tlakovou vodou protékající primárním okruhem reaktoru a vnitřkem vany ve styku se soustavou topných článků.
V případě určitých nehod vyskytujících se v nukleárních reaktorech a projevujících se ztrátou činnosti chlazení jádra, je třeba si uvědomit a posoudit situaci z hlediska velmi vážných následků ke kterým by došlo, ačkoliv pravděpodobnost takové události je nanejvýše malá a prakticky nulová, případ, kdy bezpečnostní napájecí obvody by nemohly být uvedeny v činnost. Může tedy vzniknout serie nehod, které způsobí roztavení jádra bez existence chladicí vody, čímž může nastat zničení vany proražením dna a úniku hmoty jádra včetně materiálů obklopujících jádro do betonové komory s vanou reaktoru. Styk roztavené hmoty paliva a obklopujících materiálů, tak zvané corium, jehož teplota může dosáhnout 2500 až 2800 °C, se dnem betonové komory, bez existence chlazení může způsobit úplné zničení dna komory.
Za účelem zabránění styku coria se dnem betonové komory byla navržena různá zařízení.
Známá zařízení většinou umožňují rozložení hmoty coria na určitém povrchu, aby schopnost vyklizení jednotkou povrchu byla co nejmenší a byla slučitelná s možnostmi chlazení tekutinami. Například byla navržena regulace a zadržení coria v kovové pánvi obložené uvnitř ohnivzdorným materiálem, jehož částečné roztavení pohltí energii přechodným způsobem a umožní získání časového intervalu, který postačí k ponoření vnějšího kovového povrchu pánve do vody, za účelem odebrání zbytkové schopnosti coria varem vodní masy.
Nevýhodou tohoto zařízení je, že ohnivzdorné materiály jsou nejčastěji velmi špatnými vodiči tepla, což se projeví zvyšováním rovnovážné teploty coria, které zůstane v tekutém stavu.
Známa jsou jiná zařízení, která používají ohnivzdorné nístěje trvale chlazené protékající vodou. Nevýhodou těchto zařízení je, že chladicí okruh může vykazovat poruchy, které jsou schopné při nejmenším částečně jej vyřadit. Jinak tepelné změny nejsou dostatečně intensivní tak, aby zabránily, že corium se udrží při zvýšené teplotě a v tekutém stavu po vylití na regenerační a chladicí zařízení.
Známo je také zařízení obsahující množství profilů umístěných vodorovně na dně komory, pod dnem vany, takovým způsobem, aby byly vytvořeny jímky pro roztavené corium z důvodů rozložení roztavené hmoty, zlepšení jejího chlazení a umožnění jejího tuhnutí. Nevýhodou takového zařízení přitom je, že nemůže zajistit dostatečně účinnou ochranu betonové komory, neboť vylití coria se děje lokálním způsobem. Křížově uspořádané profily jsou tedy schopny se postupně naplnit roztaveným coriem místním rozlitím tak, že roztavená hmota může rychle dosáhnout dna komory.
Podle francouzské patentové přihlášky 91-06047 je konečně známo zařízení k regeneraci a ochlazení roztaveného jádra nukleárního reaktoru, které umožňuje zabránit styku hmoty roztaveného jádra s betonovou komorou a zajistit chlazení a rychlé tuhnutí roztavené hmoty. Zařízení je tvořeno kovovou konstrukcí spočívající na dně komory a ponořené do vody 5 naplňující dolní část komory. Kovová konstrukce je opatřena centrálním komínem, přepážkou pro regeneraci a chlazení roztaveného jádra a obvodovou přepážkou.
Uvedené zařízení, které umožňuje rychlé rozložení, chlazení a tuhnutí coria, je přitom nevýhodné tím, že kovová konstrukce může být zničena vlivem dynamických sil způsobených zřícením coria 10 a dna vany, což může dosáhnout několika tisíc tun.
Chlazení coria mezi jiným způsobuje vytvoření množství páry uvnitř komory, což je krajně důležité, neboť toto množství dosahuje řádově 10.000 m3/hodinu. Odstranění takového množství páry z uzavřeného opásání způsobuje dispersi štěpných produktů v soustavě stavebního objemu 15 reaktoru, což je neslučitelné s bezpečnostními principy, které je třeba respektovat.
Cílem vynálezu je tedy navržení zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové struktury nukleárního reaktoru při roztavení jádra následkem nehody, přičemž reaktor obsahuje vanu válcového tvaru uzavírající jádro reaktoru uložené podle své svislé osy do komory s dolním 20 dnem, na kterém spočívá zařízení k chlazení a k ochraně tvořené z části konstrukcí reaktoru obsahující část zpevněného dna situovanou ve svislém směru pod vanou, přičemž uvedené zařízení je charakterizováno velkou odolností a velkou tuhostí, aby vydržela zřícení coria a dna vany a přitom bylo zajištěno chlazení coria aniž by pára unikla do stavby reaktoru.
Zařízení podle vynálezu za tím účelem sestává z kovové nístěje umístěné na dně komory, ve které jsou uspořádány kanály protékané chladicí tekutinou a připojené k prostředkům pro napájení a odvádění chladicí tekutiny.
Podstata vynálezu
Předmětem vynálezu je zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru, s jádrem roztaveným následkem nehody, přičemž reaktor obsahuje vanu válcového tvaru uzavírající jádro uložené podle svislé osy do komory, na jejímž dně spočívá chladicí 35 a ochranné zařízení, tvořené částí konstrukce reaktoru se zpevněným dnem umístěném ve svislém směru přímo pod jádrem, jehož podstatou je, zeje tvořeno kovovou nístějí pokrývající zpevněné dno pod vanou, ve které jsou uspořádány chladicí kanály s cirkulující tekutinou spojené s napájecím potrubím chladicí tekutiny pro tepelný výměník.
Vynález je dále popsán podle neomezujícího příkladného provedení se zřetelem k připojeným vyobrazením za účelem lehčího porozumění způsobu chlazení a ochrany podle vynálezu použitelného v případě nukleárního reaktoru chlazeného vodou.
Přehled obrázků na výkresech
Obr. 1 vertikální řez bezpečnostním pláštěm nukleárního reaktoru s tlakovou vodou obsahující zařízení k chlazení a ochraně podle vynálezu.
Obr. 2 schematický pohled na spodní část komory pro vanu nukleárního reaktoru podle obr. 1
Obr. 3 pohled zdola na kovovou nístěj obsahující zařízení k chlazení a ochraně podle vynálezu
Obr. 4 pohled ze strany ve směru 4 na obr. 3.
-2CZ 283111 B6
Obr. 5 pohled na řez označený 5-5 v obr. 3.
Obr. 6 pohled na řez označený 6-6 v obr. 5.
Obr. 7 pohled na řez kovovou nístějí realizovaný podle alternativy znázorňující chladicí kanál a jeho příslušenství k napájení a odvádění chladicí vody.
Obr. 8 zvětšený pohled na řez znázorňující zpětný ventil chladicího kanálu na obr. 7.
Příklad provedení vynálezu
Na obr. 1 je znázorněno bezpečnostní opásání 1 s dvojitým pláštěm nukleárního reaktoru, uvnitř kterého je umístěna vana 3 obsahující jádro 4 reaktoru ve svislé poloze a v osovém řezu jímkou 2.
Dolní část bezpečnostního opásání 1 z betonu s dvojitým pláštěm je tvořena zpevněným dnem 5 spočívajícím na zemi.
Chladicí ochranné zařízení 10 ochranné zařízení podle vynálezu je tvořeno kovovou nístějí 11 spočívající na části zpevněného dna 5, které je vyvýšeno a umístěno pod svislou jímkou 2 pod dnem vany 3 uzavírající jádro 4. Uvnitř nístěje 11 jsou uspořádány chladicí kanály 20, které jsou napájeny chladicí tekutinou, například vodou, protékající chladicím obvodem obsahujícím potrubí 12 a 13, která procházejí bezpečnostním opásáním 1.
Chladicí obvod se skládá ze dvou polovičních obvodů, z nichž každý obsahuje jedno z potrubí 12, 13, která jsou připojena k chlazené nístějí 11, tepelnému výměníku 14, chlazenému vzduchem (viz šipku 15), nádržce 16 pro rozpínání a sběr kondensátů z tepelného výměníku 14 a z oběhového čerpadla 17.
V každém z polovičních obvodů, voda vytékající z nístěje 11 odváděcím potrubím 13 se ochlazuje uvnitř tepelného výměníku 14 dříve než se znovu odvede do nístěje 11 přiváděcím potrubím 12 vlivem motorické výšky způsobené rozdílem specifických objemů směsy vody s párou obsažené v odváděcím potrubí 13 a ochlazené vody vracející se do nístěje 11 přiváděcím potrubím 12.
Funkce ochlazovacího a ochranného zařízení 10 podle vynálezu v případě roztavení jádra 4 nukleárního reaktoru a dna vany je popsána v následujících odstavcích. Schematicky vyjádřeno, roztaví-li se jádro 4 následkem nehody a způsobí roztavení dna vany 3, rozleje se po nístějí 11 směs vytvořená z jádra, materiálu plášťů 24 a 25 včetně určitých elementů vany 3 reaktoru, tak zvaná corium. Nístěj 11 o značné tloušťce je způsobilá zachytit roztavené corium aniž by byla zničena zajistit ochranu zpevněného dna a uskutečnit ochlazení coria.
Nístěj 11 se chladí protékající vodou přiváděcího potrubí 12.
Ohřátá voda nebo pára po výstupu z nístěje lije pohlcována v odváděcím potrubí 13, načež se ochlazuje a kondenzuje uvnitř tepelného výměníku 14. Ochlazená voda se znovu odvádí ochlazovacím odváděcím potrubím 12 do nístěje 11.
Chlazení coria se tedy uskutečňuje bez emise páry do plášťů 24. 25 a za využití prostředků, které jsou k disposici vně bezpečnostního opásání 1 reaktoru.
-3CZ 283111 B6
Tepelné výměníky 14 a nádrže 16 ochlazovacího obvodu se instalují ve výšce nad střední horizontální rovinou nístěje 11, která může řádově dosahovat 25 m, čímž se umožní získat statický tlak vodního sloupce v napájecích potrubích 12, skoro stejné velikosti jako je tlaková ztráta v ochlazovacím odváděcím potrubí 12 do nístěje 11.
Na obr. 2 je znázorněna horní část 5a zpevněného dna 5 vyčnívající směrem vzhůru k jímce 2 a k ochlazované nístěji 11 spočívající na horní části 5a zpevněného dna.
Přepážka 18 z kovového plechu nebo povlak pokrývající horní povrch zpevněného dna 5a, na které je nanesena betonová ochranná vrstva, je spojena s vnější částí nístěje 11.
V dalším bude podrobněji popsána kovová nístěj 11 zařízení pro chlazení a ochranu podle vynálezu se zřetelem k připojeným obr. 3, 4, 5 a 6.
Nístěj 11 je tvořena kovovou deskou, která je opatřena chladicími kanály 20, jež jsou svými podélnými konci připojeny k soustavě kolektorů 21, 22, které umožňují zajistit napájení kanálů chladicí tekutinou a odvádění ohřáté chladicí tekutiny případně její páry.
Soustava kolektorů 21 se napájí chladicí vodou v trubce 21a a je spojena s odváděči trubkou 21b na protilehlém konci.
Soustava druhých kolektorů 22 je stejným způsobem připojena jedním ze svých transversálních konců k napájecí trubce 22a a na svém protilehlém konci k odváděči trubce 22b.
Jak patmo z obr. 5, opatří se každá soustava kolektorů vnějším pláštěm 24 a vnitřním pláštěm 25, které jsou připevněny svárem k podélným čelům kovové masivní nístěje 11.
Každý z kanálů uspořádaných v tloušťce nístěje 11 představuje průchodný tvar a sestává z dolní větve ústící jedním ze svých konců dovnitř vnějšího pláště 24 a mimo vnitřní plášť 25 kolektoru nebo kolektoru 22, a z horní větve ústící jedním ze svých konců dovnitř vnitřního pláště 25 jednoho z kolektorů 21 nebo kolektoru 22.
Další chladicí kanály jako 20, 20' uspořádané podél chlazené nístěje 11 vyúsťují střídavě do kolektoru 21 nebo kolektoru 22.
Je-li zařízení v činnosti, protéká chladicí voda vnitřkem každého kanálu 20, vstupuje do vnějšího přívodního pláště 24 a do vnitřního pláště 25 pro odvádění.
Jak patmo z obr. 6, kovovou nístěj 11 tvoří vedle sebe seřazené bloky 30a, 31a, 31b......31n a 30b, které jsou mezi sebou podél svých čel svařeny za účelem vytvoření rovinných po sobě následujících a paralelních spojů 32.
Kovové bloky 30a a 30b jsou vyšší než mezilehlé bloky 31a, 31b........31n a jejich vyčnívající část 43 přesahuje směrem vzhůru dolní části bloků 31, čímž se vytvoří zídka určená k zadržení masy roztaveného coria na nístěji 11.
Koncové bloky 30a a 30b jsou opatřeny čelem určeným k přiřazení a svaření s protilehlým čelem odpovídajícího mezilehlého bloku, který je opracován takovým způsobem, aby byl vytvořen těsný styk s opracováním odpovídajících mezilehlých bloků a zároveň dolní větev a horní větev chladicího kanálu 20.
Mezilehlé bloky 31a, 31b........31n jsou opracovány na svých dvou podélných čelech, které jsou přiřazeny a svařeny s odpovídajícím protilehlým čelem mezilehlého bloku nebo koncového bloku za účelem vytvoření horních a dolních větví dvou následujících chladicích kanálů.
-4CZ 283111 B6
Vyčnívající části 43 koncových bloků 30a a 30b jsou obloženy ohnivzdorným materiálem 35 určeným k ochraně zídky před horkým coriem náchylný k vylití na nístěj 11.
Koncové bloky 30a a 30b jakož i mezilehlé bloky 31a až 31b jsou opracovány ve své horní části takovým způsobem, aby se v těsném styku vytvořily rovnoběžné žlábky v podélném směru nístěje U. Tyto žlábky 33 dovolují snadný přenos tepla zcoria do chladicích kanálů 20 a vytvoření zachycovacího zařízení pro corium po dobu jeho chladnutí. Tyto drážky umožňují rovněž snadnější svařovací operace ocelových bloků sestavených po dvou vedle sebe.
Plechová svařovaná konstrukce 34 je umístěna nad horním povrchem mezilehlých bloků 31 nístěje 11 z důvodů ochrany nístěje a absorbování kinetické energie uvolněné pádem coria a dna vany do nístěje 11 v případě nehody projevující se roztavením jádra 4 reaktoru.
Konstrukce 34 je v horní části tvořena ohýbaným plechem a soustavou výstužných desek 29 kolmých k této horní části konstrukce, z nichž každá zasahuje do drážky 33 za účelem zajištění stabilizace konstrukce 34 na nístěji H.
Jak patrno z obr. 7 vztahuje se na alternativní realizaci zařízení pokud se týká polohy kolektorů, přičemž každý z chladicích kanálů 20 uspořádaných uvnitř kovové nístěje 11 je připojen jedním ze svých konců k napájecímu kolektoru 36, na který je připojeno napájecí potrubí 36a prostřednictvím zpětného ventilu 38. Druhý konec chladicího kanálu 20 je připojen k odváděcímu kolektoru 37, ke kterému je připojeno odváděči potrubí 37a.
Napájecí potrubí 36a, 37a jsou sama připojena k chladicímu okruhu tak jako potrubí 12, 13 znázorněné v obr. 1.
Na obr. 8 je znázorněn zpětný ventil 38 umístěný na vstupu do chladicího kanálu 20 vytvořeného uvnitř nístěje 11.
Zpětný ventil 38 je tvořen komorou 39, k níž je přivařeno sedlo 41. Hliníková kulička 40 vlivem své váhy spočívá na sedle 41 tak, že uzavírá průchod spojující napájecí komoru 36 s kanálem 20, když kolektor 36 není napájen.
Chladicí voda protékající uvnitř chladicího kanálu 20 je schopna se částečně vypařovat alespoň částečně na začátku chlazení, když není ještě ustálena přirozená cirkulace, takže kanál 20 je protékán emulsí vody a páry.
Zpětný ventil 38 zabraňuje, aby emulse vytvořená vodou a párou nemohla vniknout do napájecího kolektoru 36. Tato emulse voda-pára může uniknout jen odváděcím kolektorem 37 nebo teplým kolektorem. Přirozená cirkulace se tedy ustálí rozdílem hustoty dvou sloupců tekutiny, která potom udržuje otevření zpětného ventilu.
V případě zařízení k chlazení a k ochraně podle vynálezu použitého v nukleárním reaktoru silákovou vodou tak, jak je konstruováno a současně využito, použije se nístěje, jejíž povrch citlivě odpovídá povrchu komory pro vanu, to je 66 m2.
Kovová nístěj je zhotovena z ocelové konstrukce a horní šířce až 300 mm ve střední části a je opatřena po délce zídkami určenými k zadržení coria o výšce blízké 800 mm.
Nístěj lije tvořena vedle sebe sestavenými bloky 30a, 30b, 31a až 31n, jejichž délka dosahuje 8 m.
-5 CZ 283111 B6
Tyto bloky jsou opracovány takovým způsobem, aby vytvořily chladicí kanály o průměru až 30 mm.
Nístěj spočívá na betonovém zpevněném dnu 5, které zajišťuje ochranu v úrovni dna vany.
Nístěj umožňuje zachytit roztavené corium v případě nehody, která se projeví celkovým vadným chlazením reaktoru, přičemž nejvyšší objem coria dosahuje 40 m3.
Rozlité corium po kovové nístěji 11 dosahuje výšky až 600 mm ve střední části nístěje mezi zídkami 43.
V případě roztavení jádra vytvořené corium se projevuje jako tekuté souvislé prostředí nebo ve tvaru částečně potopených úlomků, které se zřítily do nístěje 11 chladicího zařízení v případě nehody. Ve všech případech se corium rozprostírá takměř jednotným způsobem po povrchu nístěje.
V případě, kde corium je souvislým roztaveným prostředím, je velmi tekuté a nemůže na svém povrchu vytvořit pevnou tuhnoucí kůru.
Souhrn coria o velké tekutosti se tedy bez obtíží rozloží po nístěji. Obsahuje-li corium roztříštěné úlomky, mohou se vytvořit na nístěji lokalizované shluky hmoty, avšak tyto shluky nemohou dosáhnout stavu způsobujícímu větší tepelný tok než ten, který se objevuje v případě rovnoměrného rozložení tekutého roztaveného coria.
Když se corium rozšíří po kovové nístěji H, přijde do styku s konstrukcí 34, která pohltí část kinetické energie následkem přepadu coria. Kovová konstrukce nístěj 11 je dimenzována tak, aby vydržela zřícení coria a zejména chladicí kanály 20 jsou od sebe vzdáleny v odstupu tvořícím rozteč chladicí sítě, jejíž velikost je taková, aby konstrukce chladicí nístěje 11 byla ekvivalentní masivní konstrukci schopné přenášet na zpevněné dno 5 důležité zátěže provázející pád coria, aniž by došlo k znatelné deformaci chladicích kanálů.
Když corium, jehož teplota je blízká 2400 °C přijde do styku s horním povrchem nístěje 11, roztaví se v slabé vrstvě ocel nístěje 11a smísí se s coriem. Mezi coriem a ocelí se vytvoří kůra o malé tloušťce několika centimetrů a jakmile absorbovaná energie chladicími kanály 20 se vyrovná uvolněnému teplu coria, vznikne tepelná rovnováha.
Při výpočtu rozměrů nístěje 11 a charakteristik chladicího systému, předpokládá se, že corium je zcela suché a není tedy ve vrchní části chlazeno vypařující se vodou. Kromě toho se zanedbává tok vyzařovaného tepla coriem ve směru ke komoře pro vanu. Okruh je sestaven pro ochlazování coria buď přirozenou, nebo nucenou cirkulací.
V ustáleném režimu, když se při styku s nístějí 11 tvoří tuhnoucí kůra, je teplota rozhraní mezi tuhnoucí kůrou a horním povrchem nístěje 11 nižší než teplota roztavené oceli to jest 1450 °C. Celkové teplo uvolněné coriem je odvedeno do tuhnoucí kůry a kovové nístěje 11.
Celková uvolněná energie z coria zachyceného vnístěji 11 je řádově 32 MW, a je odebrána chladicím okruhem.
Jakmile je corium ve styku s nístějí 11, oteplení této nístěje 11 způsobí částečné vaření vody, čímž je vyvolána přirozená cirkulace, jsou-li vyřazena oběhová čerpadla 17.
Je vytvořena přirozená cirkulace chladicí vody v kanálech s částečným varem; kanály jsou přitom sestaveny takovým způsobem, aby pára v nich nebyla na závadu. Přirozená cirkulace
-6CZ 283111 B6 vody k chlazení uvádí se do pohybu bez přispění zvenku a voda protéká oběhovými čerpadly 17 chladicího okruhu.
Po delší době, například po uplynutí třech dnů, co vlivem nehody bylo způsobeno roztavení jádra, lze uvést dvě oběhová čerpadla 17 chladicího okruhu opět do chodu, aby byla zavedena nucená cirkulace.
Docílí se tedy plynulé cirkulace s urychleným ochlazováním a tuhnutím coria rozprostřeného po nístěji.
Čerpadla 17 lze uvést do činnosti tepelnými nebo elektrickými motory.
Cirkulující voda ohřívá v dolní větvi každý z chladicích kanálů dříve než přestoupí do horní větve, kde ohřívá zbývající tekutinu, v případě nucené cirkulace nebo částečného odpařování a v případě přirozené cirkulace směsi obou fází.
Zařízení podle vynálezu je tudíž neobyčejně spolehlivé a umožňuje účinnou ochranu zpevněného dna reaktoru do té míry, pokud kovová nístěj 11 vydrží bez deformace pád coria, přičemž cirkulace chladicí tekutiny v kanálech nístěje 11 začne ihned po pádu coria pasivním způsobem.
Zdlouhavé chlazení coria až po tuhnutí lze kromě toho usnadnit nucenou cirkulací chladicí vody.
Chlazení coria se uskutečňuje aniž by se uvnitř stavby reaktoru vytvářela pára.
Vynález se neomezuje na shora popsaný způsob realizace.
Z toho důvodu lze si představit, že je možno použít kovové nístěje 11 zhotovené jiným způsobem než jak bylo popsáno. Místo svařováni jednotlivých bloků lze použít prvků pro stavbu nístěje 11 které jsou v celých soustavách zapouzdřeny a upevněny ve zpevněném dnu po částech zapuštěných a ztmelených ve zpevněném dnu nebo zaklesnuty do otvorů, kterými každý z prvků nístěje U je opatřen.
Nístěj 11 může mít tvary a rozměry různé, podle charakteristik vany a komory pro vanu 3 reaktoru.
Chladicí okruh nístěje 11 ze realizovat odlišným způsobem od toho, který byl právě popsán.
Přitom je výhodné disponovat aktivními prvky chladicího obvodu tak, jako výměníky tepla umístěním mimo bezpečnostní opásání reaktoru.
Nucenou cirkulaci tekutiny pro chlazení lze zajistit použitím nejrůznějších druhů všeobecně známých čerpadel 17 v chladicích okruzích nukleárního reaktoru.
Zařízení k chlazení a ochraně podle vynálezu lze konečně použít v případě všech nukleárních reaktorů, které jsou opatřeny vanou uzavírající jádro 4 reaktoru umístěné v komoře pro vanu 3, jejíž dno 5 tvoří část konstrukce nukleárního reaktoru jako zpevněné dno.
Claims (10)
1. Zařízení k chlazení jádra (4) a k ochraně betonové konstrukce (5) nukleárního reaktoru s jádrem (4) roztaveným následkem nehody, přičemž reaktor obsahuje vanu (3) válcového tvaru uzavírající jádro (4) reaktoru vloženého do svislé jímky (2), v jejímž dně spočívá chladicí a ochranné zařízení (10) tvořené částí konstrukce reaktoru se zpevněným dnem (5) ve svislém směru přímo pod jádrem (4), vyznačující se tím, že je tvořeno kovovou nístějí (11) pokrývající zpevněné dno (5) pod vanou (3), ve které jsou uspořádány chladicí kanály (20) s cirkulující tekutinou spojené s napájecím potrubím (12, 13) chladicí tekutiny pro tepelný výměník (14).
2. Zařízení podle nároku 1, vyznačující se tím, že nístěj (11) je složena z bloků (30a, 30b, 31a, 31b.......31n) sesazených a svařených mezi sebou ve svislých bočních čelech.
3. Zařízení podle nároku 2, vyznačující se tím, že chladicí kanály (20) jsou vytvořeny v opracovaných částech čel proti sobě sesazených bloků (30a, 30b, 31a,.......3 ln).
4. Zařízení podle kteréhokoliv z nároků 2 a 3, vyznačující se tím, že koncová nístěj (11) obsahuje dva koncové bloky (30a, 30b) na svých podélných koncích a mezilehlé bloky (31a, 31n) mezi koncovými bloky (30a, 30b), jejichž vyčnívající části (43) přesahují horní povrchy mezilehlých bloků (31a, 31n) a tvoří zíďku k zadržení roztaveného jádra reaktoru při jeho sesuvu do nístěje (11).
5. Zařízení podle kteréhokoliv z nároků laž4, vyznačující se tím, že nístěj (11) obsahuje plechovou kovovou konstrukci (34) pro zakrytí celého jejího vrchního povrchu a absorbování kinetické energie roztaveného jádra reaktoru v době jeho přetékání do nístěje (11).
6. Zařízení podle nároku 4, vyznačující se tím, že vyčnívající části (43) koncových bloků (30a, 30b) nístěje (11) mají vnitřní protilehlá čela opatřena vrstvou ohnivzdorného materiálu (35).
7. Zařízení podle kteréhokoli z nároků laž6, vyznačující se tím, že prostředky k přivádění a odvádění chladicí tekutiny z nístěje (11) obsahují kolektory (24, 25, 36, 37) spojené skonči chladicích kanálů (20), trubkami (21a, 21b, 22a, 22b, 36a, 37a) pro přívod a odvod chladicí tekutiny jakož i chladicí obvod obsahující nejméně jeden tepelný výměník (14) s připojeným napájecím potrubím (12, 13) chladicí tekutiny nístěje (11).
8. Zařízení podle nároku 7, vyznačující se t í m , že chladicí obvod tvoří nejméně jednu složku vnějšího bezpečnostního opásání (1) konstrukce reaktoru, uvnitř kterého se umístí vana (3) uzavírající jádro (4).
9. Zařízení podle nároku 8, vyznačující se tím, že chladicí obvod obsahuje nejméně jeden tepelný výměník (14), nejméně jednu nádržku(16) k expansi a kondensaci jakož i jedno oběhové čerpadlo (17) v sérii s napájecím potrubím (12, 13) chladicího obvodu vně bezpečnostního pásu (1).
10. Zařízení podle kteréhokoliv z nároků 1 až 9, vyznačující se tím, že zpětný ventil (38) se umístí na konci každého z chladicích kanálů (20) připojených ke kolektoru (36) chladicí tekutiny.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR9111654A FR2681718B1 (fr) | 1991-09-20 | 1991-09-20 | Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident. |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ288292A3 CZ288292A3 (en) | 1993-07-14 |
CZ283111B6 true CZ283111B6 (cs) | 1998-01-14 |
Family
ID=9417169
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CS922882A CZ283111B6 (cs) | 1991-09-20 | 1992-09-18 | Zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru s jádrem roztaveným následkem nehody |
Country Status (12)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5280509A (cs) |
EP (1) | EP0533529B1 (cs) |
JP (1) | JP3169701B2 (cs) |
CN (1) | CN1071275A (cs) |
CZ (1) | CZ283111B6 (cs) |
DE (1) | DE69206094T2 (cs) |
ES (1) | ES2079819T3 (cs) |
FI (1) | FI112885B (cs) |
FR (1) | FR2681718B1 (cs) |
HU (1) | HU214524B (cs) |
SK (1) | SK288292A3 (cs) |
TW (1) | TW208082B (cs) |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4306864C2 (de) * | 1993-03-05 | 1995-01-26 | Siempelkamp Gmbh & Co | Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze |
DE4307543A1 (de) * | 1993-03-10 | 1994-09-15 | Siemens Ag | Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
FR2738661B1 (fr) * | 1995-09-11 | 1997-11-28 | Framatome Sa | Dispositif et procede de recuperation et de refroidissement du coeur en fusion d'un reacteur nucleaire |
DE19536532A1 (de) * | 1995-09-29 | 1997-04-03 | Siemens Ag | Kernreaktoranlage mit Kühleinrichtung |
WO1998025273A1 (de) * | 1996-12-05 | 1998-06-11 | Siemens Aktiengesellschaft | Behälter zur aufnahme und ausbreitung von kernschmelze sowie kernkraftanlage mit einem solchen behälter |
WO1998032134A1 (de) * | 1997-01-16 | 1998-07-23 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernreaktoranlage mit kühleinrichtung für kernschmelzenfänger |
WO2000031746A2 (de) * | 1998-11-26 | 2000-06-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Vorrichtung zum auffangen und kühlen einer schmelze |
KR20010060933A (ko) * | 1999-12-28 | 2001-07-07 | 이종훈 | 노심용융물-콘크리이트 반응 저지를 위한 노심용융물노외유지 장치 |
KR100549862B1 (ko) * | 2004-02-10 | 2006-02-08 | 한국원자력연구소 | 원자로 용기를 관통한 노심용융물 냉각장치 및 그 방법 |
JP4612558B2 (ja) * | 2006-02-22 | 2011-01-12 | 株式会社東芝 | コアキャッチャーおよび原子炉格納容器 |
JP2010266286A (ja) * | 2009-05-13 | 2010-11-25 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器 |
JP5703289B2 (ja) | 2010-03-29 | 2015-04-15 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物の保持装置 |
KR101287629B1 (ko) * | 2011-08-12 | 2013-07-24 | 주식회사 아앤시티 | 용융된 원자로 연료봉을 처리하는 장치 |
JP5851357B2 (ja) * | 2012-06-29 | 2016-02-03 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物の保持装置 |
BG66869B1 (bg) * | 2013-07-11 | 2019-04-30 | "Атп - Атомтоплопроект" Оод | Пасивен вертикален затапващ възел за предотвратяване изтичането на стопилка по механизма на ранен байпас на хермозоната / херметичния обем при тежка авария в ядрен реактор |
JP6415874B2 (ja) * | 2014-06-30 | 2018-10-31 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器底部保護装置および原子炉格納設備 |
JP2018084487A (ja) * | 2016-11-24 | 2018-05-31 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力設備 |
DE102018118275A1 (de) * | 2018-07-27 | 2020-01-30 | Valeo Siemens Eautomotive Germany Gmbh | Rotoranordnung für eine elektrische Maschine, elektrische Maschine für ein Fahrzeug und Fahrzeug |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1135826A (en) * | 1965-04-13 | 1968-12-04 | Asea Ab | A pressure suppression system for nuclear reactor plants |
DE2320091C3 (de) * | 1973-04-19 | 1978-08-24 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Kernreaktor, insbesondere Brutreaktor |
US4121970A (en) * | 1974-12-16 | 1978-10-24 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Nuclear reactor installation including a core catching apparatus |
DE2625357C3 (de) * | 1976-06-04 | 1978-12-21 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Atomkernreaktor in einer ihn einschließenden, gekühlten Sicherheitshülle |
GB1549576A (en) * | 1977-03-09 | 1979-08-08 | Nuclear Power Co Ltd | Nuclear reactors |
US4342621A (en) * | 1977-10-11 | 1982-08-03 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core catcher and containment heat removal system |
US4464333A (en) * | 1982-03-05 | 1984-08-07 | Combustion Engineering, Inc. | Molten core retention and solidification apparatus |
FR2616578B1 (fr) * | 1987-06-11 | 1991-01-18 | Savoie Electrodes Refract | Dispositif pour empecher la penetration dans le sol d'un coeur de reacteur nucleaire fondu |
GB2236210B (en) * | 1989-08-30 | 1993-06-30 | Rolls Royce & Ass | Core catchers for nuclear reactors |
JP5111757B2 (ja) | 2005-12-09 | 2013-01-09 | 月島機械株式会社 | 濾過ユニット |
-
1991
- 1991-09-20 FR FR9111654A patent/FR2681718B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1992
- 1992-09-07 ES ES92402448T patent/ES2079819T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1992-09-07 EP EP92402448A patent/EP0533529B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1992-09-07 DE DE69206094T patent/DE69206094T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1992-09-15 CN CN92110654A patent/CN1071275A/zh active Pending
- 1992-09-15 TW TW081107248A patent/TW208082B/zh not_active IP Right Cessation
- 1992-09-16 FI FI924142A patent/FI112885B/fi not_active IP Right Cessation
- 1992-09-18 HU HU9202977A patent/HU214524B/hu not_active IP Right Cessation
- 1992-09-18 SK SK2882-92A patent/SK288292A3/sk unknown
- 1992-09-18 CZ CS922882A patent/CZ283111B6/cs not_active IP Right Cessation
- 1992-09-18 US US07/946,670 patent/US5280509A/en not_active Expired - Lifetime
- 1992-09-21 JP JP25155492A patent/JP3169701B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
HUT63511A (en) | 1993-08-30 |
ES2079819T3 (es) | 1996-01-16 |
CZ288292A3 (en) | 1993-07-14 |
FI924142A0 (fi) | 1992-09-16 |
TW208082B (cs) | 1993-06-21 |
DE69206094T2 (de) | 1996-07-18 |
CN1071275A (zh) | 1993-04-21 |
EP0533529A1 (fr) | 1993-03-24 |
SK288292A3 (en) | 1994-03-09 |
JP3169701B2 (ja) | 2001-05-28 |
DE69206094D1 (de) | 1995-12-21 |
EP0533529B1 (fr) | 1995-11-15 |
FI112885B (fi) | 2004-01-30 |
JPH05203779A (ja) | 1993-08-10 |
FR2681718B1 (fr) | 1994-02-11 |
US5280509A (en) | 1994-01-18 |
FI924142A7 (fi) | 1993-03-21 |
HU9202977D0 (en) | 1992-12-28 |
HU214524B (hu) | 1998-03-30 |
FR2681718A1 (fr) | 1993-03-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CZ283111B6 (cs) | Zařízení k chlazení jádra a k ochraně betonové konstrukce nukleárního reaktoru s jádrem roztaveným následkem nehody | |
EP0602809B1 (en) | Assembly for protecting a containment vessel from corium | |
JP3118489B2 (ja) | 原子炉の偶発的メルトダウン後に炉心を回収するための装置を備えた原子炉 | |
GB2268618A (en) | Collecting and recirculating condensate in a nuclear reactor containment | |
KR20100072306A (ko) | 사고 상황에서 향상된 냉각능력을 갖는 원자로 | |
US4464333A (en) | Molten core retention and solidification apparatus | |
JPH07110392A (ja) | 溶融した原子炉炉心の回収装置 | |
EP0928488B1 (en) | Gap forming and cooling structure for a nuclear reactor | |
JPH0727050B2 (ja) | 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉 | |
CN105551537B (zh) | 一种分层强制铺展的堆芯熔融物捕集器 | |
DE4306864C2 (de) | Anordnung für die Sicherung eines Kernreaktors im Falle einer Kernschmelze | |
Na et al. | One-dimensional ex-vessel coolability analysis of debris beds formed in OPR1000 pre-flooded reactor cavity | |
US6285727B1 (en) | Nuclear plant | |
RU2165652C2 (ru) | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа | |
JP2934341B2 (ja) | 原子炉格納容器冷却設備 | |
CN116368580B (zh) | 预防堆芯熔融物熔穿rpv的安全系统及安全控制方法 | |
JP2015031614A (ja) | 原子炉格納容器 | |
JP2015125006A (ja) | コアキャッチャ | |
KR100265320B1 (ko) | 원자력발전소의노심용융물억제장치 | |
RU2163037C1 (ru) | Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора | |
RU2165107C2 (ru) | Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа | |
RU2164043C1 (ru) | Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора | |
KR0169864B1 (ko) | 원자로심 용융사고시 원자로용기 하반부 천공방어용 간극 구조물 | |
KR102844971B1 (ko) | 히트파이프형 이중 격납용기를 포함하는 소형 모듈 원자로 | |
JPH07159581A (ja) | 原子炉冷却設備 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
IF00 | In force as of 2000-06-30 in czech republic | ||
MM4A | Patent lapsed due to non-payment of fee |
Effective date: 20110918 |