EA044037B1

EA044037B1 - GUIDING DEVICE FOR THE SYSTEM OF LOCALIZATION AND COOLING OF THE NUCLEAR REACTOR CORE MELT

Info

Publication number: EA044037B1
Application number: EA202193316
Authority: EA
Inventors: Александр Стальевич Сидоров; Татьяна Ярополковна Дзбановская; Надежда Васильевна Сидорова
Original assignee: Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
Priority date: 2020-03-13
Filing date: 2021-12-29
Publication date: 2023-07-19

Description

Область техникиField of technology

Изобретение относится к системам локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, предназначенным для локализации тяжелых запроектных аварий, в частности к устройствам для направления расплава активной зоны ядерного реактора в ловушку расплава.The invention relates to systems for localizing and cooling the melt of a nuclear reactor core, intended for localizing severe beyond design basis accidents, in particular to devices for directing the melt of a nuclear reactor core into a melt trap.

Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем охлаждения активной зоны.The greatest radiation hazard is posed by accidents with core melting, which can occur with multiple failures of core cooling systems.

При таких авариях расплав активной зоны - кориум, расплавляя внутриреакторные конструкции и корпус реактора, вытекает за его пределы, и, вследствие сохраняющегося в нем остаточного тепловыделения, может нарушить целостность герметичной оболочки АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.In such accidents, the core melt - corium, melting the internal reactor structures and the reactor vessel, flows beyond its limits, and, due to residual heat generation remaining in it, can disrupt the integrity of the sealed shell of the nuclear power plant - the last barrier to the release of radioactive products into the environment.

Для исключения этого необходимо локализовать кориум, вытекший из корпуса реактора, и обеспечить его непрерывное охлаждение, вплоть до полной кристаллизации всех компонентов кориума. Эту функцию выполняет ловушка расплава, которая, после попадания в неё расплава активной зоны, предотвращает повреждения герметичной оболочки АЭС и, тем самым, защищает население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов, путем охлаждения и последующей кристаллизации расплава.To eliminate this, it is necessary to localize the corium that has leaked from the reactor vessel and ensure its continuous cooling until complete crystallization of all components of the corium. This function is performed by a melt trap, which, after the core melt enters it, prevents damage to the sealed shell of the nuclear power plant and, thereby, protects the population and the environment from radiation exposure during severe accidents of nuclear reactors, by cooling and subsequent crystallization of the melt.

После проплавления корпуса реактора расплав активной зоны поступает на направляющее устройство, которое обычно выполнено в форме воронки, установленной на ферме-консоли, и предназначено для изменения направления движения расплава от места его вытекания из корпуса реактора в сторону оси шахты реактора, с целью гарантированного поступления расплава на площадку обслуживания. Прожигая площадку обслуживания, расплав попадает внутрь ловушки расплава, где вступает во взаимодействие с наполнителем, постепенно разогревая корпус ловушки расплава. При этом, при проплавлении корпуса реактора, может произойти полный отрыв днища корпуса, в результате чего днище корпуса реактора падает на направляющее устройство, оказывая на него высокую ударную нагрузку. Недостаточная прочность направляющего устройства может привести к его повреждению со стороны днища корпуса, и одновременному падению обломков направляющего устройства, расплава активной зоны, обломков внутрикорпусных устройств и днища корпуса в ловушку расплава. На начальной стадии поступления расплава в наполнитель, при которой наполнитель находится в целостном состоянии, падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки расплава может привести к частичной блокировке наполнителя и разрушению тепловых защит расплавом активной зоны, в результате выплёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки расплава может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных разрушений, приводящих к непроектной работе наполнителя и отказу работоспособности ловушки расплава. В связи с тем, что фокусированное воздействие расплава на оборудование ловушки носит плохо предсказуемый характер, результаты которого зависят от множества трудно учитываемых факторов, например, таких как угол поворота днища в момент удара о наполнитель, время торможения днища наполнителем и характеристики этого торможения, объём расплава в днище при ударе о наполнитель и его характеристики, и пр., то падение оторвавшегося днища корпуса реактора в наполнитель должно быть конструктивно исключено для исключения нарушения процессов локализации и охлаждения расплава.After penetration of the reactor vessel, the core melt flows to a guide device, which is usually made in the form of a funnel installed on a console truss, and is designed to change the direction of movement of the melt from the place where it flows out of the reactor vessel towards the axis of the reactor shaft, in order to guarantee the flow of the melt to the service site. By burning through the service area, the melt enters the melt trap, where it interacts with the filler, gradually heating the body of the melt trap. In this case, when the reactor vessel penetrates, a complete separation of the bottom of the vessel may occur, as a result of which the bottom of the reactor vessel falls onto the guide device, exerting a high shock load on it. Insufficient strength of the guide device can lead to its damage from the bottom of the body, and the simultaneous fall of fragments of the guide device, core melt, fragments of internal devices and the bottom of the body into the melt trap. At the initial stage of the melt entering the filler, in which the filler is in an intact state, the fall of the detached bottom of the housing with the core melt into the melt trap body can lead to partial blocking of the filler and the destruction of thermal protection by the core melt, as a result of the melt splashing out of the detached bottom of the housing when the bottom of the body hits the filler. The hydrodynamic effect of such sloshing on the melt trap equipment can be focused in both the azimuthal and axial planes, as a result of rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated movement. The impact of the body bottom on the filler as a result of rotation of the bottom can occur in a limited sector of the filler, which will slow down and stop the body bottom, but will not be able to counteract the focusing of the core melt, when the melt splashes out at the moment of braking of the bottom from its elliptical bowl in the direction of thermal protections and other equipment traps. With such an impact of the melt on the trap equipment in a limited sector, significant destruction of the equipment beyond the design damage is possible, leading to off-design operation of the filler and failure of the melt trap. Due to the fact that the focused impact of the melt on the trap equipment is poorly predictable, the results of which depend on many factors that are difficult to take into account, for example, the angle of rotation of the bottom at the moment of impact with the filler, the time of braking of the bottom by the filler and the characteristics of this braking, the volume of the melt in the bottom upon impact with the filler and its characteristics, etc., then the fall of the detached bottom of the reactor vessel into the filler must be structurally prevented in order to avoid disruption of the processes of localization and cooling of the melt.

Предшествующий уровень техникиPrior Art

Известно направляющее устройство [1] (патент РФ № 2253914, приоритет от 18.08.2003 г.) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, установленное под днищем корпуса реактора и опирающееся на ферму-консоль, выполненное в виде воронки, состоящей из цилиндрической и конической частей, поверхности которых покрыты жаропрочным бетоном, отверстия, выполненного в центре конической части.A known guiding device [1] (RF patent No. 2253914, priority dated August 18, 2003) of a system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor, installed under the bottom of the reactor vessel and resting on a console truss, made in the form of a funnel consisting of a cylindrical and conical parts, the surfaces of which are covered with heat-resistant concrete, a hole made in the center of the conical part.

Недостатком направляющего устройства является отсутствие у него механизма перераспределения (выравнивания) статических и динамических нагрузок. В случае сообщения направляющему устройству ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища корпуса реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, основная ударная нагрузка концентрируется в его конической части, что в результате может привести к его разрушению и одномоментному попаданию расплава активной зоны в ловушку расплава. Одномоментное попадание расплава активной зоны, в свою очередь, приводит к снижению эффективности охлаждения расплава ввиду того, что падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки может привести к частичной блокировке наполнителя (выполненного из корзины с кассетами, внутри которых установлены брикеты из материала-разбавителяThe disadvantage of the guide device is that it does not have a mechanism for redistributing (leveling) static and dynamic loads. If the guide device receives a shock load from the side of the torn off bottom of the reactor vessel with the core melt or the torn off sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, the main shock load is concentrated in its conical part, which can result in its destruction and instantaneous entry of the core melt into the melt trap. The immediate entry of the core melt, in turn, leads to a decrease in the cooling efficiency of the melt due to the fact that the fall of the detached bottom of the housing with the core melt into the trap body can lead to partial blocking of the filler (made from a basket with cassettes, inside of which briquettes of the material are installed - thinner

- 1 044037 расплава активной зоны) и разрушению расплавом активной зоны тепловых защит с водоохлаждаемым контуром ловушки, в результате выплёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных значений, приводящих к непроектной работе наполнителя, разрушению водоохлаждаемого контура, что приводит к отказу работоспособности ловушки расплава.- 1 044037 core melt) and destruction of thermal protections with a water-cooled trap circuit by the core melt, as a result of the melt splashing out from the detached bottom of the body when the bottom of the body hits the filler. The hydrodynamic impact of such sloshing on the trap equipment can be focused in both the azimuthal and axial planes, as a result of rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated movement. The impact of the body bottom on the filler as a result of rotation of the bottom can occur in a limited sector of the filler, which will slow down and stop the body bottom, but will not be able to counteract the focusing of the core melt, when the melt splashes out at the moment of braking of the bottom from its elliptical bowl in the direction of thermal protections and other equipment traps. With such an impact of the melt on the trap equipment in a limited sector, significant destruction of the equipment beyond the design values is possible, leading to off-design operation of the filler, destruction of the water-cooled circuit, which leads to failure of the melt trap.

Известно направляющее устройство [2] (Устройство локализации расплава, 7-я Международная научно-практическая конференция Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г.) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, состоящее из цилиндрической части и конической части, в центре которой выполнено отверстие, силовых ребер, проходящих от центрального отверстия до границы цилиндрической части.A known guiding device [2] (Melt localization device, 7th International Scientific and Practical Conference Ensuring the safety of NPPs with VVER, OKB Gidropress, Podolsk, Russia, May 17-20, 2011) of a system for localizing and cooling the melt of a nuclear reactor core, consisting of a cylindrical part and a conical part, in the center of which there is a hole, power ribs extending from the central hole to the border of the cylindrical part.

Недостатком направляющего устройства является отсутствие у него механизма перераспределения (выравнивания) статических и динамических нагрузок. В случае сообщения направляющему устройству ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища корпуса реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, основная ударная нагрузка концентрируется в его конической части, что в результате может привести к его разрушению и одномоментному попаданию расплава активной зоны в ловушку расплава с последующим нарушением процесса локализации и охлаждения расплава. Одномоментное попадание расплава активной зоны, в свою очередь, приводит к снижению эффективности охлаждения расплава ввиду того, что падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки может привести к частичной блокировке наполнителя и разрушению тепловых защит расплавом активной зоны, в результате выплёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных разрушений, приводящих к непроектной работе наполнителя и отказу работоспособности ловушки расплава.The disadvantage of the guide device is that it does not have a mechanism for redistributing (leveling) static and dynamic loads. If the guide device receives a shock load from the side of the torn off bottom of the reactor vessel with the core melt or the torn off sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, the main shock load is concentrated in its conical part, which can result in its destruction and the instantaneous entry of the core melt into the melt trap with subsequent disruption of the process of localization and cooling of the melt. The immediate entry of the core melt, in turn, leads to a decrease in the cooling efficiency of the melt due to the fact that the fall of the detached bottom of the housing with the core melt into the trap body can lead to partial blocking of the filler and the destruction of thermal protection by the core melt, as a result of the melt splashing out from the torn off hull bottom when the hull bottom hits the filler. The hydrodynamic effect of such sloshing on the trap equipment can be focused in both the azimuthal and axial planes, as a result of rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated movement. The impact of the bottom of the body on the filler as a result of rotation of the bottom can occur in a limited sector of the filler, which will slow down and stop the bottom of the body, but will not be able to counteract the focusing of the core melt, when the melt splashes out at the moment of braking of the bottom from its elliptical bowl in the direction of thermal protections and other equipment traps. With such an impact of the melt on the trap equipment in a limited sector, significant destruction of the equipment beyond the design damage is possible, leading to off-design operation of the filler and failure of the melt trap.

Наиболее близким к заявленному изобретению является направляющее устройство [3, 4, 5] [патент РФ № 2576516, приоритет от 16.12.2014 г.; патент РФ № 2576517, приоритет от 16.12.2014 г.; патент РФ № 2575878, приоритет от 16.12.2014 г.] системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, состоящее из цилиндрической части и конической части, в центре которой выполнено отверстие, силовых ребер, проходящих от центрального отверстия до верхнего края цилиндрической части, и разделяющих цилиндрическую и коническую части на секторы, покрытые слоями жертвенного и термостойкого бетона.The closest to the claimed invention is a guiding device [3, 4, 5] [RF patent No. 2576516, priority dated December 16, 2014; RF patent No. 2576517, priority dated December 16, 2014; RF patent No. 2575878, priority dated December 16, 2014] system for localizing and cooling the melt of a nuclear reactor core, consisting of a cylindrical part and a conical part, in the center of which there is a hole, power ribs extending from the central hole to the upper edge of the cylindrical part, and dividing the cylindrical and conical parts into sectors covered with layers of sacrificial and heat-resistant concrete.

Такое направляющее устройство предназначено для направления кориума (расплава) после разрушения или проплавления реактора в ловушку расплава, удержания крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок и днища корпуса реактора от падения в ловушку расплава, защиты фермы-консоли и ее коммуникаций от разрушения при поступлении расплава из корпуса реактора в ловушку расплава, предохранения бетонной шахты от прямого контакта с расплавом активной зоны.Such a guide device is designed to direct the corium (melt) after destruction or penetration of the reactor into the melt trap, to hold large-sized fragments of internals, fuel assemblies and the bottom of the reactor vessel from falling into the melt trap, to protect the console truss and its communications from destruction when melt enters from the reactor vessel into a melt trap, protecting the concrete shaft from direct contact with the core melt.

Силовые ребра удерживают днище корпуса реактора с расплавом, что не позволяет днищу в процессе своего разрушения или сильного пластического деформирования перекрыть проходные сечения секторов и нарушить процесс стекания расплава.Power ribs hold the bottom of the reactor vessel with the melt, which does not allow the bottom, in the process of its destruction or severe plastic deformation, to block the flow sections of the sectors and disrupt the process of melt drainage.

Недостатком направляющего устройства является отсутствие у него механизма перераспределения (выравнивания) статических и динамических нагрузок. В случае сообщения направляющему устройству ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища корпуса реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, основная ударная нагрузка концентрируется в его конической части, что в результате может привести к его разрушению и одномоментному попаданию расплава активной зоны в ловушку расплава с последующим нарушением процесса локализации и охлаждения расплава. Одномоментное попадание расплава активной зоны, в свою очередь, приводит к снижению эффективности охThe disadvantage of the guide device is that it does not have a mechanism for redistributing (leveling) static and dynamic loads. If the guide device receives a shock load from the side of the torn off bottom of the reactor vessel with the core melt or the torn off sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, the main shock load is concentrated in its conical part, which can result in its destruction and the instantaneous entry of the core melt into the melt trap with subsequent disruption of the process of localization and cooling of the melt. A one-time ingress of the core melt, in turn, leads to a decrease in the efficiency of the exhaust gas.

- 2 044037 лаждения расплава ввиду того, что падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки может привести к частичной блокировке наполнителя и разрушению тепловых защит расплавом активной зоны, в результате выплёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных разрушений, приводящих к непроектной работе наполнителя и отказу работоспособности ловушки расплава.- 2 044037 melt storage due to the fact that the fall of the detached bottom of the housing with the core melt into the trap body can lead to partial blocking of the filler and destruction of thermal protection by the core melt, as a result of the melt splashing out from the detached bottom of the housing when the housing bottom hits the filler. The hydrodynamic effect of such sloshing on the trap equipment can be focused in both the azimuthal and axial planes, as a result of rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated movement. The impact of the body bottom on the filler as a result of rotation of the bottom can occur in a limited sector of the filler, which will slow down and stop the body bottom, but will not be able to counteract the focusing of the core melt, when the melt splashes out at the moment of braking of the bottom from its elliptical bowl in the direction of thermal protections and other equipment traps. With such an impact of the melt on the trap equipment in a limited sector, significant destruction of the equipment beyond the design damage is possible, leading to off-design operation of the filler and failure of the melt trap.

Раскрытие изобретенияDisclosure of the Invention

Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении эффективности локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.The technical result of the claimed invention is to increase the efficiency of localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor.

Задачей, на решение которой направлено изобретение, является устранение разрушения направляющего устройства из-за концентрации ударной нагрузки в конической части направляющего устройства и, следовательно, одномоментного попадания активной зоны, обломков внутрикорпусных устройств и днища корпуса ядерного реактора в ловушку расплава.The problem to be solved by the invention is to eliminate the destruction of the guide device due to the concentration of the shock load in the conical part of the guide device and, consequently, the simultaneous entry of the core, debris of internal devices and the bottom of the nuclear reactor vessel into the melt trap.

Поставленная задача решается за счет того, что направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, установленное под корпусом реактора и опирающееся на ферму-консоль, содержащее цилиндрическую часть (2), коническую часть (3) с выполненным в ней отверстием (4), стенки которых покрыты термостойким и легкоплавким материалом и разделены на секторы силовыми ребрами (5), расположенными радиально относительно отверстия (4), согласно изобретению, дополнительно содержит силовой каркас, состоящий из внешнего верхнего силового кольца (6), внешнего нижнего силового кольца (7), внутренней силовой обечайки (8), внешней верхней силовой обечайки (9), средней силовой обечайки (10), разделенной на секторы силовыми ребрами (5), внешней нижней силовой обечайки (11), опорных ребер (12), основания (26), верхней наклонной пластины (13), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (10), нижней наклонной пластины (14), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (10) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (9).The problem is solved due to the fact that the guide device (1) of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, installed under the reactor vessel and resting on a cantilever truss containing a cylindrical part (2), a conical part (3) with a hole (4), the walls of which are covered with heat-resistant and low-melting material and are divided into sectors by power ribs (5) located radially relative to the hole (4), according to the invention, additionally contains a power frame consisting of an outer upper power ring (6), an outer lower power ring (7), internal power shell (8), outer upper power shell (9), middle power shell (10), divided into sectors by power ribs (5), outer lower power shell (11), support ribs (12) , base (26), upper inclined plate (13), connecting the conical bottom (15), power ribs (5) and the middle power shell (10), lower inclined plate (14), connecting the conical bottom (15), power ribs ( 5), the middle power shell (10) and the outer upper power shell (9).

Дополнительно, в направляющем устройстве (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, согласно изобретению, между верхней наклонной пластиной (13) и нижней наклонной пластиной (14) установлена дополнительная наклонная пластина.Additionally, in the guide device (1) of the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor, according to the invention, an additional inclined plate is installed between the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14).

Дополнительно, направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, согласно изобретению, дополнительно содержит от 1 до 2 средних силовых обечаек (10).Additionally, the guide device (1) of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, according to the invention, additionally contains from 1 to 2 middle power shells (10).

Одним отличительным признаком заявленного изобретения является применение в составе направляющего устройства системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора силового каркаса, состоящего из внешнего верхнего силового кольца (6), внешнего нижнего силового кольца (7), внутренней силовой обечайки (8), внешней верхней силовой обечайки (9), средней силовой обечайки (10), разделенной на секторы силовыми ребрами (5), внешней нижней силовой обечайки (11), опорных ребер (12), основания (26), верхней наклонной пластины (13), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (10), нижней наклонной пластины (14), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (10) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (9).One distinctive feature of the claimed invention is the use of a power frame, consisting of an outer upper power ring (6), an outer lower power ring (7), an inner power shell (8), an outer upper power shell (9), middle power shell (10), divided into sectors by power ribs (5), outer lower power shell (11), support ribs (12), base (26), upper inclined plate (13) connecting the conical bottom (15), power ribs (5) and middle power shell (10), lower inclined plate (14) connecting the conical bottom (15), power ribs (5), middle power shell (10) and outer upper power shell ( 9).

Такая конструкция направляющего устройства позволяет обеспечить постепенное поступление кориума (расплава) после разрушения или проплавления реактора в ловушку расплава и удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок и днища корпуса реактора от падения в корпус ловушки расплава.This design of the guide device makes it possible to ensure gradual flow of corium (melt) after destruction or penetration of the reactor into the melt trap and to retain large-sized fragments of internal devices, fuel assemblies and the bottom of the reactor vessel from falling into the body of the melt trap.

Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является то, что между верхней наклонной пластиной (13) и нижней наклонной пластиной (14) установлена дополнительная наклонная пластина, что позволяет за счёт её разрушения наряду с разрушением верхней и нижней наклонных пластин обеспечить заданное направление стекания расплава активной зоны из корпуса (17) реактора в ловушку расплава.Another distinctive feature of the claimed invention is that an additional inclined plate is installed between the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14), which allows, due to its destruction, along with the destruction of the upper and lower inclined plates, to ensure a given direction of flow of the core melt from the reactor body (17) into the melt trap.

Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является наличие от 1 до 2 дополнительных средних силовых обечаек (10), что позволяет обеспечить защиту внешней верхней силовой обечайки (9) от разрушения расплавом активной зоны, и, как следствие, защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.Another distinctive feature of the claimed invention is the presence of 1 to 2 additional middle power shells (10), which makes it possible to protect the outer upper power shell (9) from destruction by the core melt, and, as a consequence, protect the construction and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.

Краткое описание чертежейBrief description of drawings

На фиг. 1 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава ак- 3 044037 тивной зоны ядерного реактора, представленное в сечении по силовым рёбрам.In fig. Figure 1 shows the guiding device of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, shown in section along the power ribs.

На фиг. 2 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, представленное в сечении в межрёберном пространстве.In fig. Figure 2 shows the guiding device of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, shown in cross-section in the intercostal space.

На фиг. 3 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, в случае отрыва днища корпуса реактора и падения его на силовые рёбра направляющего устройства параллельно аксиальной оси корпуса реактора.In fig. Figure 3 shows the guiding device of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, in the event of the bottom of the reactor vessel being torn off and falling onto the power ribs of the guiding device parallel to the axial axis of the reactor vessel.

На фиг. 4 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, в случае отрыва днища корпуса реактора и падения его на силовые рёбра направляющего устройства под углом к аксиальной оси корпуса реактора.In fig. Figure 4 shows the guiding device of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, in the event of the bottom of the reactor vessel being torn off and falling onto the power ribs of the guiding device at an angle to the axial axis of the reactor vessel.

Варианты осуществления изобретенияEmbodiments of the Invention

Как показано на фиг. 1 и 2, направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора устанавливается под корпусом реактора и опирается на фермуконсоль. Устройство (1) содержит цилиндрическую часть (2) и коническую часть (3). В цилиндрической и конической частях (2, 3) установлены силовые ребра (5), расположенные радиально относительно центрального отверстия (4), выполненного в конической части (3). Силовые ребра (5) проходят от центрального отверстия (4) до верхнего края цилиндрической части (2). В центральном отверстии (4) установлена внутренняя силовая обечайка (8). На верхнем крае цилиндрической части (2) установлено внешнее верхнее силовое кольцо (6), к которому прикреплена внешняя верхняя силовая обечайка (9), соединяющая внешнее верхнее силовое кольцо (6) с внешним нижним силовым кольцом (7), которое опирается на внешнюю нижнюю силовую обечайку (11). Между внешней силовой обечайкой (9) и цилиндрической частью (2) установлена средняя силовая обечайка (10), соединяющая внешнее верхнее силовое кольцо (6) с верхней и нижней наклонными пластинами (13, 14). Силовые ребра (5) установлены таким образом, что разделяют цилиндрическую часть (2) и коническую часть (3) на секторы. В совокупности, силовые ребра (5), внешнее верхнее силовое кольцо (6), внешняя верхняя силовая обечайка (9), внешнее нижнее силовое кольцо (7), внешняя нижняя силовая обечайка (11), внутренняя силовая обечайка (8), скреплены друг с другом таким образом, что образуют опорную конструкцию направляющего устройства (1). В нижней части направляющего устройства (1) установлено коническое днище (15) с опорными ребрами (12), соединенными с силовыми ребрами (5), внешней верхней силовой обечайкой (9) и средней силовой обечайкой (10) посредством верхней наклонной пластины (13) и нижней наклонной пластины (14), соответственно.As shown in FIG. 1 and 2, the guide device (1) of the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor is installed under the reactor vessel and rests on a truss console. The device (1) contains a cylindrical part (2) and a conical part (3). The cylindrical and conical parts (2, 3) are equipped with power ribs (5), located radially relative to the central hole (4) made in the conical part (3). Power ribs (5) extend from the central hole (4) to the upper edge of the cylindrical part (2). An internal power shell (8) is installed in the central hole (4). An outer upper power ring (6) is installed on the upper edge of the cylindrical part (2), to which an outer upper power shell (9) is attached, connecting the outer upper power ring (6) with the outer lower power ring (7), which rests on the outer lower power shell (11). Between the outer power shell (9) and the cylindrical part (2) there is a middle power shell (10), connecting the outer upper power ring (6) with the upper and lower inclined plates (13, 14). Power ribs (5) are installed in such a way that they divide the cylindrical part (2) and the conical part (3) into sectors. In total, the power ribs (5), the outer upper power ring (6), the outer upper power shell (9), the outer lower power ring (7), the outer lower power shell (11), the inner power shell (8), are fastened to each other with each other in such a way that they form a support structure for the guide device (1). In the lower part of the guide device (1) there is a conical bottom (15) with support ribs (12) connected to the power ribs (5), the outer upper power shell (9) and the middle power shell (10) by means of an upper inclined plate (13) and lower inclined plate (14), respectively.

Направляющее устройство работает следующим образом.The guide device works as follows.

Как показано на фиг. 3 и 4, в случае отрыва днища (16) корпуса (17) реактора и падения на направляющее устройство (1), например, под углом (со смещением) к аксиальной оси (ось D) корпуса (17) реактора, силовой каркас, используемый в составе направляющего устройства (1) системы локализации и охлаждения активной зоны ядерного реактора, выполняет противоударные, стабилизирующие, каналообразующие и защитные функции при вытекании расплава активной зоны из корпуса (17) ядерного реактора или падении днища (16) корпуса (17) реактора с частью расплава активной зоны или обломков днища и обломков внутрикорпусных устройств.As shown in FIG. 3 and 4, in the event of the bottom (16) of the reactor body (17) being torn off and falling onto the guide device (1), for example, at an angle (offset) to the axial axis (D axis) of the reactor body (17), the load-bearing frame used as part of the guide device (1) of the system for localizing and cooling the core of a nuclear reactor, it performs shockproof, stabilizing, channel-forming and protective functions when the core melt flows out of the nuclear reactor vessel (17) or the bottom (16) of the reactor vessel (17) falls with a part core melt or bottom fragments and fragments of internals.

Противоударные функции силового каркаса выполняют силовые рёбра (5), обеспечивающие демпфирование ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища (16) корпуса (17) реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учётом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса (17) реактора.The shock-proof functions of the load-bearing frame are performed by power ribs (5), which provide damping of the shock load from the detached bottom (16) of the reactor vessel (17) with the core melt or detached sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel (17).

Положение силовых рёбер (5) для выполнения противоударных функций должно быть максимально приближено к днищу (16) корпуса (17) реактора, в этом случае сила удара днища (16) корпуса (17) реактора с находящимся в нём расплавом активной зоны или сила удара фрагментов днища о силовые рёбра (5) будет минимальной. При увеличении расстояния между силовыми рёбрами (5) и днищем (16) корпуса (17) реактора сила удара значительно возрастает, а приложенная нагрузка на силовые рёбра (5) перераспределяется следующим образом: при минимальном расстоянии неравномерность отрыва днища (16) корпуса (17) реактора или его частей слабо влияет на разницу механического нагружения, испытываемую силовыми рёбрами (5), эти нагружения примерно одинаковы, при увеличении расстояния разница в механическом нагружении силовых рёбер (5) начинает возрастать, а при большом расстоянии между силовыми рёбрами (5) и днищем (16) корпуса (17) реактора ударная нагрузка может целиком приходится на одно-два силовых ребра (5), что связано с поворотом днища (16) корпуса (17) реактора в процессе его движения, обусловленным начальной неравномерностью (неодномоментностью) отрыва днища (16) в азимутальном направлении от корпуса (17) реактора.The position of the power ribs (5) to perform shockproof functions must be as close as possible to the bottom (16) of the reactor vessel (17), in this case the impact force of the bottom (16) of the reactor vessel (17) with the core melt located in it or the impact force of fragments the bottom against the power ribs (5) will be minimal. As the distance between the power ribs (5) and the bottom (16) of the reactor body (17) increases, the impact force increases significantly, and the applied load on the power ribs (5) is redistributed as follows: at a minimum distance, the uneven separation of the bottom (16) of the body (17) reactor or its parts has little effect on the difference in mechanical load experienced by the power ribs (5), these loads are approximately the same, with increasing distance the difference in the mechanical load of the power ribs (5) begins to increase, and with a large distance between the power ribs (5) and the bottom (16) of the reactor vessel (17), the shock load can fall entirely on one or two power ribs (5), which is associated with the rotation of the bottom (16) of the reactor vessel (17) during its movement, due to the initial unevenness (non-simultaneousness) of the separation of the bottom ( 16) in the azimuthal direction from the reactor body (17).

Первое оптимальное расстояние между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5) для гашения ударной нагрузки при первом касании днища или его частей составляет от 50 до 250 мм. Ограничение по минимальному значению определяется термическим расширением корпуса (17) реактора при нормальной эксплуатации, а ограничение по максимальному значению определяется предельным углом поворота днища (16) после отрыва от корпуса (17) реактора и набранным ускорением под воздействием остаточного давления в корпусе (17) реактора.The first optimal distance between the bottom (16) of the reactor body (17) and the power ribs (5) to absorb the shock load when the bottom or its parts first touch is from 50 to 250 mm. The minimum value limitation is determined by the thermal expansion of the reactor vessel (17) during normal operation, and the maximum value limitation is determined by the maximum angle of rotation of the bottom (16) after separation from the reactor vessel (17) and the accumulated acceleration under the influence of residual pressure in the reactor vessel (17). .

Второе оптимальное расстояние между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5)The second optimal distance between the bottom (16) of the reactor vessel (17) and the power ribs (5)

- 4 044037 для гашения ударной нагрузки при втором касании с учётом поворота днища (16) или его частей составляет от 200 до 800 мм. Минимальное и максимальное значения определяются количеством силовых рёбер (5), их ударной прочностью и пластичностью. При равной ударной прочности силовых рёбер (5), чем их меньше, тем меньшее расстояние необходимо для второго касания, а чем силовых рёбер (5) больше, тем расстояние до второго касания может быть больше.- 4 044037 to absorb the shock load during the second contact, taking into account the rotation of the bottom (16) or its parts, from 200 to 800 mm. The minimum and maximum values are determined by the number of power ribs (5), their impact strength and ductility. With equal impact strength of the power ribs (5), the fewer of them, the shorter the distance required for the second contact, and the more power ribs (5), the greater the distance to the second contact.

Первое и второе оптимальные расстояния между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5) определяют форму поверхности силовых рёбер (5), обращенную к днищу (16) корпуса (17) реактора. Для меньших значений оптимального расстояния поверхности силовых рёбер (5) выполняют в эллиптической форме (18), как показано на фиг. 3. При такой форме аксиальные расстояния между радиальными точками (19 и 20) первого и второго касаний на силовых рёбрах (5) и соответствующими им радиальными точками (21 и 22) на днище (16) корпуса (17) реактора незначительно отличаются между собой. Первая и вторая парные точки (19, 21 и 20, 22 соответственно) касаний на радиальных рёбрах (5), практически, равноудалены от аксиальной оси D в радиальном направлении. А для больших значений оптимального расстояния поверхности силовых рёбер (5) выполняют в форме прямой линии (23) с постоянным углом наклона относительно аксиальной оси D, как показано на фиг. 4.The first and second optimal distances between the bottom (16) of the reactor body (17) and the power ribs (5) determine the shape of the surface of the power ribs (5) facing the bottom (16) of the reactor body (17). For smaller values of the optimal distance, the surfaces of the power ribs (5) are made in an elliptical shape (18), as shown in Fig. 3. With this form, the axial distances between the radial points (19 and 20) of the first and second touches on the power ribs (5) and the corresponding radial points (21 and 22) on the bottom (16) of the reactor vessel (17) differ slightly from each other. The first and second paired points (19, 21 and 20, 22, respectively) of contact on the radial edges (5) are practically equidistant from the axial axis D in the radial direction. And for large values of the optimal distance, the surfaces of the power ribs (5) are made in the form of a straight line (23) with a constant angle of inclination relative to the axial axis D, as shown in Fig. 4.

Для обеспечения максимальной останавливающей способности силового каркаса необходимо выполнение двух условий. Первое условие - второе оптимальное расстояние между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5) для гашения ударной нагрузки должно быть больше первого оптимального расстояния не менее чем в 1,1 раза, но не более чем в 8 раз, что определяется условиями поворота оторвавшегося днища (16) и его крупных фрагментов. Второе условие - радиальное расположение парной точки (20, 22) второго касания на силовом ребре (5) должно быть дальше от аксиальной оси D, чем радиальное расположение парной точки (19, 21) первого касания. Это означает, что парная точка (19, 21) первого касания оторвавшегося днища на силовом ребре (5), т.е. точка первого удара, должна находиться ближе к оси D симметрии, чем точка (20, 22) второго касания, т.е. точка второго удара в результате разворота днища или его крупных фрагментов во время движения.To ensure maximum stopping power of the power frame, two conditions must be met. The first condition is that the second optimal distance between the bottom (16) of the reactor vessel (17) and the power ribs (5) to absorb the shock load must be greater than the first optimal distance by at least 1.1 times, but not more than 8 times, which is determined by the conditions of rotation of the detached bottom (16) and its large fragments. The second condition is that the radial location of the paired point (20, 22) of the second touch on the power edge (5) must be further from the axial axis D than the radial location of the paired point (19, 21) of the first touch. This means that the paired point (19, 21) of the first contact of the detached bottom on the power edge (5), i.e. the point of the first impact should be closer to the symmetry axis D than the point (20, 22) of the second impact, i.e. the point of the second impact as a result of the rotation of the bottom or its large fragments during movement.

Опорные функции силового каркаса выполняют внешняя верхняя силовая обечайка (9), средняя силовая обечайка (10), внешняя нижняя силовая обечайка (11) совместно с наклонными пластинами (13, 14), обеспечивающими приём и перераспределение (выравнивание) статических и динамических силовых нагрузок, действующих со стороны силовых рёбер (5).The supporting functions of the load-bearing frame are performed by the external upper force shell (9), the middle force shell (10), the external lower force shell (11) together with inclined plates (13, 14), which ensure the reception and redistribution (leveling) of static and dynamic power loads, acting from the side of the power ribs (5).

Для перераспределения ударных нагрузок от радиальных силовых рёбер (5) в азимутальном направлении в силовом каркасе применяются внешняя верхняя силовая обечайка (9), внутренняя силовая обечайка (8), обеспечивающие фиксацию радиальных силовых рёбер (5). Внутренняя силовая обечайка (8) формирует центральный канал для перемещения расплава активной зоны и является ограничителем для падения в ловушку крупных фрагментов днища (16) корпуса (17) реактора, а внешняя верхняя силовая обечайка (9) обеспечивает аксиальную устойчивость силовых рёбер (5) в течение всего процесса взаимодействия направляющего устройства с расплавом активной зоны и днищем (16) корпуса (17) реактора.To redistribute shock loads from the radial load-bearing ribs (5) in the azimuthal direction, an external upper load-bearing shell (9) and an internal load-bearing shell (8) are used in the load-bearing frame, ensuring fixation of the radial load-bearing ribs (5). The internal power shell (8) forms the central channel for moving the core melt and is a limiter for large fragments of the bottom (16) of the reactor vessel (17) falling into the trap, and the outer upper power shell (9) ensures the axial stability of the power ribs (5) in during the entire process of interaction of the guide device with the core melt and the bottom (16) of the reactor vessel (17).

В связи с тем, что внешняя верхняя силовая обечайка (9) выполняет функции демпфирования и перераспределения нагрузок, действующих со стороны силовых рёбер (5), для её работоспособности необходимо выполнение следующих условий. Первое условие - прочность и устойчивость в азимутальном направлении, которые определяются расстоянием L (как показано на фиг. 1) между силовыми рёбрами (5), передающими на внешнюю верхнюю силовую обечайку (9) нагрузку со стороны днища (16) корпуса (17) реактора. Оптимальное расстояние L между силовыми рёбрами (5) по периметру внешней верхней силовой обечайки (9) составляет от 0,7 до 1,3 м в зависимости от толщины силового ребра (5), причём, диаметр внешней верхней силовой обечайки (9) в диапазоне от 4 до 6 м, практически, не влияет на величину этого расстояния L. Второе условие - прочность и устойчивость в аксиальном направлении, которые накладывают на силовые рёбра (5) следующее ограничение: отношение длины L1 силового ребра (5) в радиальном направлении к его средней высоте L2 близко к 1, означая, что в зоне действия и передачи нагрузок со стороны днища (16) корпуса (17) реактора к внешней верхней силовой обечайке (9) силовое ребро (5) в радиально-аксиальной плоскости должно вписываться в квадрат со сторонами L1=L2, либо быть трапециевидным в проекции L1, L3, как показано на фиг. 1, с длинным основанием (или стороной трапеции), расположенным вертикально. Таким образом, силовые рёбра (5) с наклонными пластинами (13, 14), внешней верхней силовой обечайкой (9), средней силовой обечайкой (10), внешней нижней силовой обечайкой (11), обеспечивают демпфирование ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища (16) корпуса (17) реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища (16) с обломками внутрикорпусных устройств, и, как следствие, обеспечивают торможение и блокировку крупных фрагментов корпуса (17) и его внутрикорпусных устройств, обеспечивая последовательное поступление расплава активной зоны, обломков внутрикорпусных устройств и днища (16) корпуса (17) ядерного реактора в ловушку расплава.Due to the fact that the external upper power shell (9) performs the functions of damping and redistributing loads acting from the power ribs (5), the following conditions must be met for its operation. The first condition is strength and stability in the azimuthal direction, which are determined by the distance L (as shown in Fig. 1) between the power ribs (5), transmitting the load from the bottom (16) of the reactor vessel (17) to the outer upper power shell (9). . The optimal distance L between the power ribs (5) along the perimeter of the outer upper power shell (9) is from 0.7 to 1.3 m depending on the thickness of the power ribs (5), and the diameter of the outer upper power shell (9) is in the range from 4 to 6 m, practically does not affect the value of this distance L. The second condition is strength and stability in the axial direction, which impose the following limitation on the power ribs (5): the ratio of the length L1 of the power edge (5) in the radial direction to its the average height L2 is close to 1, meaning that in the zone of action and transmission of loads from the bottom (16) of the reactor vessel (17) to the outer upper power shell (9), the power rib (5) in the radial-axial plane should fit into a square with sides L1=L2, or be trapezoidal in the projection L1, L3, as shown in Fig. 1, with the long base (or trapezoid side) positioned vertically. Thus, the power ribs (5) with inclined plates (13, 14), the outer upper power shell (9), the middle power shell (10), the outer lower power shell (11), provide damping of the shock load from the side of the torn off bottom (16 ) the reactor vessel (17) with the core melt or separated sectors of the destroyed bottom (16) with fragments of the internal devices, and, as a result, provide braking and blocking of large fragments of the vessel (17) and its internal devices, ensuring the consistent flow of the core melt, fragments of internals and the bottom (16) of the nuclear reactor body (17) into the melt trap.

Стабилизирующие функции силового каркаса выполняют верхняя наклонная пластина (13) и нижняя наклонная пластина (14). Верхняя наклонная пластина (13) соединяет среднюю силовую обечайку (10) с коническим днищем (15). Нижняя наклонная пластина (14) соединяет внешнюю верхнюю силовуюThe stabilizing functions of the load-bearing frame are performed by the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14). The upper inclined plate (13) connects the middle power shell (10) with the conical bottom (15). The lower inclined plate (14) connects the external upper power

- 5 044037 обечайку (9) с коническим днищем (15). Наклонные силовые пластины (13, 14) обеспечивают аксиальную устойчивость силовых рёбер (5) в процессе перераспределения ударных механических нагружений и являются направляющими элементами, обеспечивающими заданное направление стекания расплава активной зоны из корпуса (5) реактора в ловушку расплава. Угол наклона силовых пластин (13, 14) в радиальном направлении выбирается таким образом, чтобы обеспечить равную площадь на входе в каждый сектор, образованный наклонной пластиной (13, 14) и двумя силовыми рёбрами (5), и на выходе из каждого сектора. В этом случае, как показано на фиг. 4, проходное сечение по направлению течения расплава активной зоны на входе в сектор будет расположено горизонтально (24), а на выходе из сектора - вертикально (25), что определяет положение горизонтальных силовых плит в основании силового каркаса. Для обеспечения необходимой пропускной способности силового каркаса площадь проходного сечения секторов выбирается, исходя из заданного расхода первой залповой порции поступления расплава активной зоны в ловушку при боковом проплавлении корпуса (17) реактора.- 5 044037 shell (9) with conical bottom (15). Inclined force plates (13, 14) provide axial stability of the force ribs (5) in the process of redistribution of shock mechanical loads and are guiding elements that ensure a given direction of flow of the core melt from the reactor vessel (5) into the melt trap. The angle of inclination of the force plates (13, 14) in the radial direction is selected in such a way as to ensure an equal area at the entrance to each sector formed by the inclined plate (13, 14) and two force ribs (5), and at the exit from each sector. In this case, as shown in FIG. 4, the flow section in the direction of the core melt flow at the entrance to the sector will be located horizontally (24), and at the exit from the sector - vertically (25), which determines the position of the horizontal force plates at the base of the load-bearing frame. To ensure the required throughput of the load-bearing frame, the cross-sectional area of the sectors is selected based on the specified flow rate of the first salvo portion of the core melt entering the trap during lateral penetration of the reactor vessel (17).

В зависимости от толщины и пропускной способности проходных сечений секторов, между верхней наклонной пластиной (13) и нижней наклонной пластиной может быть установлена дополнительная наклонная пластина. Наклонные пластины (13, 14) за счёт собственного разрушения на каждом уровне обеспечивают увеличение проходного сечения секторов силового каркаса и, как следствие, обеспечивают увеличение расхода при истечении расплава активной зоны из корпуса (5) реактора в ловушку. Таким образом, наклонные пластины (13, 14) и радиально ориентированные силовые рёбра (5) обеспечивают аксиальную устойчивость силовых рёбер (5) в процессе перераспределения ударных механических нагружений и обеспечивают заданное направление стекания расплава активной зоны из корпуса (17) реактора в ловушку расплава.Depending on the thickness and throughput of the sectors' flow sections, an additional inclined plate can be installed between the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate. The inclined plates (13, 14), due to their own destruction at each level, provide an increase in the flow area of the sectors of the power frame and, as a result, provide an increase in flow rate when the core melt flows from the reactor vessel (5) into the trap. Thus, inclined plates (13, 14) and radially oriented power ribs (5) provide axial stability of the power ribs (5) in the process of redistribution of shock mechanical loads and provide a given direction of flow of the core melt from the reactor body (17) into the melt trap.

Каналообразующие функции силового каркаса вместе с наклонными пластинами (13, 14) выполняют радиально ориентированные силовые рёбра (5), обеспечивающие пропускную способность проходного сечения секторов при боковом проплавлении корпуса (17) реактора. В процессе разогрева расплавом активной зоны днище (16) корпуса (17) реактора до момента проплавления боковой стенки корпуса или до момента отрыва днища испытывает значительные термомеханические деформации, в результате которых за счёт пластических деформаций днище (16) корпуса (17) реактора перемещается в сторону силового каркаса и начинает контактировать с силовыми рёбрами (5).The channel-forming functions of the load-bearing frame, together with the inclined plates (13, 14), are performed by radially oriented power ribs (5), providing the throughput of the flow section of the sectors during lateral penetration of the reactor body (17). During the process of heating the core by the melt, the bottom (16) of the reactor vessel (17) until the side wall of the vessel melts or until the bottom is torn off experiences significant thermomechanical deformations, as a result of which, due to plastic deformations, the bottom (16) of the reactor vessel (17) moves to the side load-bearing frame and begins to contact the load-bearing ribs (5).

Контакт днища (16) корпуса (17) реактора с силовыми рёбрами (5) приводит к развитию одного из двух сценариев. В первом случае днище (16) разрывается в зоне, расположенной между силовыми рёбрами (5), или разрушается с образованием трещины, и через зону разрыва вытекает расплав. Во втором случае днище (16) не разрушается, и продолжает пластически деформироваться в пространстве между радиальными силовыми рёбрами (5).Contact of the bottom (16) of the reactor vessel (17) with the power ribs (5) leads to the development of one of two scenarios. In the first case, the bottom (16) ruptures in the zone located between the power ribs (5), or collapses with the formation of a crack, and the melt flows out through the rupture zone. In the second case, the bottom (16) is not destroyed, and continues to deform plastically in the space between the radial force ribs (5).

Второй случай является наиболее опасным, так как днище (16) корпуса (17) реактора в этом случае способно перекрыть полностью проходное сечение секторов силового каркаса и заблокировать расплав активной зоны при боковом проплавлении корпуса (17) реактора. При возникновении такой блокировки, расплав активной зоны, не имея выхода, будет разрушать сухую защиту, заполненную серпентинитовым бетоном, и строительные конструкции шахты реактора. Для исключения блокировки днищем (16) корпуса (17) реактора проходного сечения секторов силового каркаса наклонные пластины (13, 14) устанавливаются ниже границы, которую может достичь наружная поверхность днища (16) корпуса (17) реактора без разрушения в секторах между радиальными силовыми рёбрами (5). Эта граница изменяется от периферии к центру днища (16) и зависит как от расстояния между силовыми рёбрами (5), так и от их толщины.The second case is the most dangerous, since the bottom (16) of the reactor vessel (17) in this case is capable of blocking the entire flow area of the load-bearing frame sectors and blocking the core melt during lateral penetration of the reactor vessel (17). If such a blockage occurs, the core melt, having no outlet, will destroy the dry protection filled with serpentinite concrete and the building structures of the reactor shaft. To prevent blocking by the bottom (16) of the reactor body (17) of the flow section of the sectors of the load-bearing frame, inclined plates (13, 14) are installed below the boundary that the outer surface of the bottom (16) of the reactor body (17) can reach without destruction in the sectors between the radial power ribs (5). This boundary changes from the periphery to the center of the bottom (16) and depends both on the distance between the power ribs (5) and on their thickness.

Оптимальное отношение суммарной толщины силовых рёбер (5) к длине окружности внешней верхней силовой обечайки (9) составляет от 4 до 8%, а количество силовых рёбер (5) изменяется в диапазоне от 8 до 16. В этом случае глубина установки наклонных пластин (13, 14) находится в диапазоне от 200 до 400 мм от внешней кромки силового ребра (5), обращенной к днищу (16) корпуса (17) реактора, в критическом сечении, имеющем самую нижнюю границу, которую может достичь наружная поверхность днища (16) корпуса (17) без разрушения в секторах между радиальными силовыми рёбрами (5). Таким образом, наклонные пластины (13, 14) и радиально ориентированные силовые рёбра (5) обеспечивают пропускную способность проходного сечения секторов при боковом проплавлении корпуса (17) реактора и, как следствие, защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.The optimal ratio of the total thickness of the power ribs (5) to the circumference of the outer upper power shell (9) is from 4 to 8%, and the number of power ribs (5) varies in the range from 8 to 16. In this case, the installation depth of the inclined plates (13 , 14) is in the range from 200 to 400 mm from the outer edge of the power rib (5), facing the bottom (16) of the reactor vessel (17), in the critical section having the lowest limit that the outer surface of the bottom (16) can reach. housing (17) without destruction in the sectors between the radial power ribs (5). Thus, inclined plates (13, 14) and radially oriented power ribs (5) provide the throughput of the sectors’ flow section during lateral penetration of the reactor vessel (17) and, as a consequence, protect the structural and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.

Защитные функции силового каркаса выполняет средняя силовая обечайка (10), обеспечивающая дистанционирование внешней верхней силовой обечайки (9) от воздействия вытекающего расплава активной зоны. В зависимости от толщины дополнительно может быть установлено от 1 до 2 средних силовых обечаек (10), обеспечивающих за счёт собственного разрушения защиту внешней верхней силовой обечайки (9) и внешней нижней силовой обечайки (11). Таким образом, средняя силовая обечайка (10) обеспечивает защиту верхней силовой обечайки от разрушения расплавом активной зоны и, как следствие, защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.The protective functions of the load-bearing frame are performed by the middle load-bearing shell (10), which ensures distancing of the outer upper load-bearing shell (9) from the influence of the leaking core melt. Depending on the thickness, from 1 to 2 middle power shells (10) can be additionally installed, which, due to their own destruction, protect the outer upper power shell (9) and the outer lower power shell (11). Thus, the middle power shell (10) provides protection for the upper power shell from destruction by the core melt and, as a consequence, protection of the structural and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.

Применение силового каркаса в составе направляющего устройства позволило обеспечить постепенное поступление кориума (расплава) после разрушения или проплавления реактора в ловушку рас- 6 044037 плава и обеспечить удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок и днища корпуса реактора от падения в ловушку расплава. В результате это позволило повысить эффективность локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора за счет исключения одномоментного попадания расплава в ловушку.The use of a load-bearing frame as part of the guide device made it possible to ensure the gradual flow of corium (melt) after the destruction or melting of the reactor into the melt trap and to ensure the retention of large-sized fragments of internal devices, fuel assemblies and the bottom of the reactor vessel from falling into the melt trap. As a result, this made it possible to increase the efficiency of localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor by eliminating the instantaneous entry of the melt into the trap.

Источники информации.Information sources.

1. Патент РФ № 2253914, МПК G21C 9/016, приоритет от 18.08.2003 г.1. RF Patent No. 2253914, IPC G21C 9/016, priority dated 08/18/2003

2. Устройство локализации расплава, 7-я Международная научно-практическая конференция Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г.2. Melt localization device, 7th International Scientific and Practical Conference Ensuring the Safety of NPPs with VVER, OKB Gidropress, Podolsk, Russia, May 17-20, 2011.

3. Патент РФ № 2576516, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.3. RF Patent No. 2576516, IPC G21C 9/016, priority dated December 16, 2014.

4. Патент РФ № 2576517, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.4. RF Patent No. 2576517, IPC G21C 9/016, priority dated December 16, 2014.

5. Патент РФ № 2575878, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.5. RF Patent No. 2575878, IPC G21C 9/016, priority dated December 16, 2014.

Claims

1. Guiding device (1) of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, installed under the reactor vessel and resting on a cantilever truss containing a cylindrical part (2), a conical part (3) with a hole (4) made in it, walls which are covered with heat-resistant and low-melting material and divided into sectors by power ribs (5) located radially relative to the hole (4), characterized in that it additionally contains a power frame consisting of an outer upper power ring (6), an outer lower power ring (7) , internal power shell (8), outer upper power shell (9), middle power shell (10), divided into sectors by power ribs (5), outer lower power shell (11), support ribs (12), base (26) , upper inclined plate (13), connecting the conical bottom (15), power ribs (5) and the middle power shell (10), lower inclined plate (14), connecting the conical bottom (15), power ribs (5), middle power shell shell (10) and outer upper power shell (9).

2. Guide device (1) for a system for localizing and cooling a nuclear reactor core melt according to claim 1, characterized in that it additionally contains an inclined plate installed between the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14).

3. Guide device (1) for the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor according to claim 1, characterized in that it additionally contains from 1 to 2 medium power shells (10).