EA044917B1

EA044917B1 - GUIDING DEVICE FOR THE SYSTEM OF LOCALIZATION AND COOLING OF THE NUCLEAR REACTOR CORE MELT

Info

Publication number: EA044917B1
Application number: EA202193319
Authority: EA
Inventors: Александр Стальевич Сидоров; Татьяна Ярополковна Дзбановская; Надежда Васильевна Сидорова
Original assignee: Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
Priority date: 2020-03-18
Filing date: 2020-12-29
Publication date: 2023-10-11

Description

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, существенно уменьшая или полностью блокируя поступление расплава в ловушку расплава. Это может привести к скоплению расплава в зоне направляющего устройства, повышению температуры расплава, прожиганию основания сухой защиты и окружающего строительного бетона, обрушению сухой защиты в расплав, химическое взаимодействие серпентинитового бетона сухой защиты с расплавом с образованием большого количества водорода, других неконденсируемых газов и аэрозолей. Образование большого количества водорода, других неконденсируемых газов и аэрозолей приводит к значительному возрастанию рисков водородных взрывов и сверхпроектного подъёма давления в гермооболочке, что в результате может привести к разрушению контайнмента и выходу непроектного количества радиоактивных продуктов деления за пределы гермооболочки.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 is melted, 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, significantly reducing or completely blocking the flow of the melt into the melt trap. This can lead to accumulation of the melt in the area of the guide device, an increase in the temperature of the melt, burning of the base of the dry protection and the surrounding building concrete, collapse of the dry protection into the melt, chemical interaction of the serpentinite concrete of the dry protection with the melt with the formation of a large amount of hydrogen, other non-condensable gases and aerosols. The formation of a large amount of hydrogen and other non-condensable gases and aerosols leads to a significant increase in the risks of hydrogen explosions and an above-design increase in pressure in the containment, which as a result can lead to the destruction of the containment and the release of an off-design amount of radioactive fission products beyond the containment.

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 melt of a nuclear reactor core, 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.

Одним недостатком направляющего устройства является недостаточная теплоизоляция стенок конической и цилиндрической частей. В случае быстрого поступления расплава активной зоны из корпуса реактора при отрыве днища полным сечением с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, и с учётом поворота оторвавшегося днища в процессе движения, возможна блокировка отверстия, выполненного в центре конической части. Это может привести к скоплению расплава активной зоны в зоне конической части направляющего устройства и, следовательно, к повышению температуры в данной зоне. Повышение температуры может привести к проплавлению стенок не только конической, но и цилиндрической частей направляющего устройства, в результате чего расплав активной зоны поступает за пределы ловушки расплава, а именно, в строительный и серпентинитовый бетоны, которые при разрушении образуют большое количество водорода и неконденсируемых газов, в результате чего возникают риски водородных взрывов и сверхпроектного подъёма давления в гермооболочке. Это может привести к разрушению контайнмента и выходу непроектного количества радиоактивных продуктов деления за пределы гермооболочки.One disadvantage of the guide device is the insufficient thermal insulation of the walls of the conical and cylindrical parts. In the case of a rapid flow of core melt from the reactor vessel when the bottom is torn off with a full cross-section, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, and taking into account the rotation of the severed bottom during movement, it is possible to block the hole made in the center of the conical part. This can lead to the accumulation of core melt in the area of the conical part of the guide device and, consequently, to an increase in temperature in this area. An increase in temperature can lead to penetration of the walls of not only the conical, but also the cylindrical parts of the guide device, as a result of which the core melt flows beyond the melt trap, namely, into building and serpentinite concrete, which, when destroyed, form a large amount of hydrogen and non-condensable gases, As a result, there are risks of hydrogen explosions and above-design pressure rise in the containment. This can lead to the destruction of the containment and the release of non-design quantities of radioactive fission products beyond the containment.

Ещё одним недостатком направляющего устройства является отсутствие механизма перераспределения (выравнивания) струйных потоков расплава активной зоны. Это приводит к тому, что ударная термическая и механическая нагрузки концентрируются в верхней и средней зонах цилиндрической части. Концентрация ударной термической и механической нагрузок может привести к разрушению направляющего устройства и попаданию расплава активной зоны на строительный и серпентинитовый бетоны с последующим их разрушением и образованием водорода и неконденсируемых газов, в результате чего возникают риски водородных взрывов и сверхпроектного подъема давления в гермооболочке. Это может привести к разрушению контайнмента и выходу непроектного количества радиоактивных продуктов деления за пределы гермооболочки.Another disadvantage of the guide device is the absence of a mechanism for redistribution (alignment) of jet flows of the core melt. This leads to the fact that shock thermal and mechanical loads are concentrated in the upper and middle zones of the cylindrical part. The concentration of shock thermal and mechanical loads can lead to the destruction of the guide device and the penetration of the core melt onto the building and serpentinite concrete with their subsequent destruction and the formation of hydrogen and non-condensable gases, resulting in the risk of hydrogen explosions and an above-design pressure rise in the containment. This can lead to the destruction of the containment and the release of non-design quantities of radioactive fission products beyond the containment.

Известно направляющее устройство [2] (Устройство локализации расплава, 7-я Международная научно-практическая конференция Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, ОКБ Гидропресс, По- 1 044917 дольск, 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, силовые ребра, проходящие 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 the system for localizing and cooling the active melt zone of a nuclear reactor, 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 boundary of the cylindrical part.

Одним недостатком направляющего устройства является недостаточная теплоизоляция стенок конической и цилиндрической частей. В случае быстрого поступления расплава активной зоны из корпуса реактора при отрыве днища полным сечением с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, и с учётом поворота оторвавшегося днища в процессе движения, возможна блокировка отверстия, выполненного в центре конической части. Это может привести к скоплению расплава активной зоны в зоне конической части направляющего устройства и, следовательно, к повышению температуры в данной зоне. Повышение температуры может привести к проплавлению стенок не только конической, но и цилиндрической частей направляющего устройства, в результате чего возникают риски водородных взрывов и сверхпроектного подъёма давления в гермооболочке. Это может привести к разрушению контайнмента и выходу непроектного количества радиоактивных продуктов деления за пределы гермооболочки.One disadvantage of the guide device is the insufficient thermal insulation of the walls of the conical and cylindrical parts. In the case of a rapid flow of core melt from the reactor vessel when the bottom is torn off with a full cross-section, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, and taking into account the rotation of the severed bottom during movement, it is possible to block the hole made in the center of the conical part. This can lead to the accumulation of core melt in the area of the conical part of the guide device and, consequently, to an increase in temperature in this area. An increase in temperature can lead to melting of the walls of not only the conical, but also the cylindrical parts of the guide device, resulting in the risk of hydrogen explosions and a rise in pressure in the containment beyond the design limits. This can lead to the destruction of the containment and the release of non-design quantities of radioactive fission products beyond the containment.

Ещё одним недостатком направляющего устройства является отсутствие механизма перераспределения (выравнивания) струйных потоков расплава активной зоны. Это приводит к тому, что ударная термическая и механическая нагрузки концентрируются в верхней и средней зонах цилиндрической части. Концентрация ударной термической и механической нагрузок может привести к разрушению направляющего устройства и попаданию расплава активной зоны на строительный бетон и серпентинитовый бетоны с последующим их разрушением и образованием водорода и неконденсируемых газов, в результате чего возникают риски водородных взрывов и сверхпроектного подъёма давления в гермооболочке. Это может привести к разрушению контайнмента и выходу непроектного количества радиоактивных продуктов деления за пределы гермооболочки.Another disadvantage of the guide device is the absence of a mechanism for redistribution (alignment) of jet flows of the core melt. This leads to the fact that shock thermal and mechanical loads are concentrated in the upper and middle zones of the cylindrical part. The concentration of shock thermal and mechanical loads can lead to the destruction of the guide device and the penetration of the core melt onto building concrete and serpentinite concrete with their subsequent destruction and the formation of hydrogen and non-condensable gases, resulting in the risk of hydrogen explosions and above-design pressure rise in the containment. This can lead to the destruction of the containment and the release of non-design quantities of radioactive fission products beyond the containment.

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 сектора, 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.

Жертвенный бетон, растворяясь в расплаве активной зоны, обеспечивает увеличение проходного сечения в секторах направляющей плиты при образовании блокад (при застывании расплава в одном или нескольких секторах), что позволяет не допустить перегрева и разрушения силовых ребер, то есть полной блокировки проходного сечения и, как следствие этого - разрушения направляющей плиты. Термопрочный жаростойкий бетон обеспечивает прочность конструкции при уменьшении толщины жертвенного бетона. Этот бетон защищает нижележащее оборудование от воздействия расплава, не позволяя расплаву проплавить или разрушить направляющую плиту.Sacrificial concrete, dissolving in the core melt, ensures an increase in the flow area in the sectors of the guide plate during the formation of blockades (when the melt hardens in one or several sectors), which helps prevent overheating and destruction of the power ribs, that is, complete blocking of the flow area and, as the consequence of this is destruction of the guide plate. Thermal-resistant heat-resistant concrete provides structural strength while reducing the thickness of sacrificial concrete. This concrete protects the underlying equipment from the effects of the melt, preventing the melt from melting or destroying the guide plate.

Одним недостатком направляющего устройства является неспособность двухслойного жертвенного бетона обеспечить увеличение проходного сечения в секторах направляющей плиты при одновременном поступлении большого объёма расплава металлов и оксидов, например, при отрыве днища корпуса реактора полным сечением или при его секторном разрушении. В этом случае одновременное взаимодействие двух видов перегретого расплава (металлического и оксидного) с жертвенным бетоном (на основе оксидов алюминия и железа) приведёт к быстрому выделению кислорода, бурному окислению, аэрозолеи шлакообразованию с полным перекрытием проходного сечения. В связи с тем, что горячие парогазовые и аэрозольные продукты взаимодействия жертвенного бетона с металлической и оксидной компонентами расплава стремятся вверх, а. их движение направлено против потока расплава, то в сильно затеснённом пространстве между днищем корпуса реактора и жаростойким бетоном (на основе оксида алюминия) образуется гидродинамическая блокада из вспененного жертвенного бетона, препятствующая движению расплава. При образовании застойной зоны жаростойкий бетон быстро перегревается и вступает в химические реакции с компонентами расплава, увеличивая парогазоаэрозольный противоток.One disadvantage of the guide device is the inability of two-layer sacrificial concrete to provide an increase in the flow area in the sectors of the guide plate with the simultaneous entry of a large volume of molten metals and oxides, for example, when the bottom of the reactor vessel is torn off with a full cross-section or when it is destroyed in a sector. In this case, the simultaneous interaction of two types of superheated melt (metallic and oxide) with sacrificial concrete (based on aluminum and iron oxides) will lead to the rapid release of oxygen, violent oxidation, aerosol and slag formation with complete blocking of the flow area. Due to the fact that hot vapor-gas and aerosol products of the interaction of sacrificial concrete with the metal and oxide components of the melt tend upward, a. their movement is directed against the flow of the melt, then in the heavily cramped space between the bottom of the reactor vessel and the heat-resistant concrete (based on aluminum oxide), a hydrodynamic blockade of foamed sacrificial concrete is formed, preventing the movement of the melt. When a stagnation zone is formed, heat-resistant concrete quickly overheats and enters into chemical reactions with the components of the melt, increasing the vapor-gas-aerosol counterflow.

Ещё одним недостатком направляющего устройства является недостаточная теплоизоляция стенок конической и цилиндрической частей. В случае быстрого поступления расплава активной зоны из корпуса реактора при отрыве днища полным сечением с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлени- 2 044917 ем внутри корпуса реактора, и с учётом поворота оторвавшегося днища в процессе движения, возможна блокировка отверстия, выполненного в центре конической части. Это может привести к скоплению расплава активной зоны в зоне конической части направляющего устройства и, следовательно, к повышению температуры в данной зоне. Повышение температуры может привести к проплавлению стенок не только конической, но и цилиндрической частей направляющего устройства, в результате чего расплав активной зоны поступает за пределы ловушки расплава, а именно, в строительный и серпентинитовый бетоны, которые при разрушении образуют большое количество водорода и неконденсируемых газов, в результате чего возникают риски водородных взрывов и сверхпроектного подъёма давления в гермооболочке. Это может привести к разрушению контайнмента и выходу непроектного количества радиоактивных продуктов деления за пределы гермооболочки.Another disadvantage of the guide device is the insufficient thermal insulation of the walls of the conical and cylindrical parts. In the case of rapid entry of the core melt from the reactor vessel when the bottom is torn off with a full cross-section, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, and taking into account the rotation of the severed bottom during movement, it is possible to block the hole made in the center of the conical part. This can lead to the accumulation of core melt in the area of the conical part of the guide device and, consequently, to an increase in temperature in this area. An increase in temperature can lead to penetration of the walls of not only the conical, but also the cylindrical parts of the guide device, as a result of which the core melt flows beyond the melt trap, namely, into building and serpentinite concrete, which, when destroyed, form a large amount of hydrogen and non-condensable gases, As a result, there are risks of hydrogen explosions and above-design pressure rise in the containment. This can lead to the destruction of the containment and the release of non-design quantities of radioactive fission products beyond the containment.

Раскрытие изобретенияDisclosure of the Invention

Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении безопасности атомной электростанции за счет повышения надежности системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.The technical result of the claimed invention is to increase the safety of a nuclear power plant by increasing the reliability of the system for localizing and cooling the melt of the nuclear reactor core.

Задачи, на решение которых направлено изобретение, заключаются в обеспечении следующих условий функционирования системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора:The problems to be solved by the invention are to ensure the following operating conditions for the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor:

исключении блокировки отверстия, выполненного в центре конической части;preventing blocking of the hole made in the center of the conical part;

исключении попадания расплава активной зоны ядерного реактора на строительный и серпентинитовый бетоны шахты реактора с последующим образованием водорода и неконденсируемых газов.preventing the melt of the nuclear reactor core from entering the building and serpentinite concrete of the reactor shaft with the subsequent formation of hydrogen and non-condensable gases.

Поставленные задачи решаются за счет того, что направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее цилиндрическую часть (2) и коническую часть (3), с выполненным в ней отверстием (4), силовые ребра (5), расположенные радиально относительно отверстия (4), и разделяющие стенки цилиндрической (2) и конической (3) части на секторы (7), установленное под корпусом реактора и опирающееся на ферму-консоль, согласно изобретению, дополнительно содержит силовой каркас, состоящий из внешнего верхнего силового кольца (8), внешнего нижнего силового кольца (9), внутреннего центрального силового кольца (10), внешней верхней силовой обечайки (11), средней силовой обечайки (12), разделенной на секторы силовыми ребрами (5) и имеющей отверстие (14) в верхней части, внешней нижней силовой обечайки (15), основания (16), опорных ребер (17), верхней наклонной пластины (18), соединяющей коническое днище (19), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (12), нижней наклонной пластины (20), соединяющей коническое днище (19), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (12) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (11), тепловые пластинчатые металлические экраны (23), установленные на опорные рёбра (17) и установленные с зазором (22) вдоль внутренней поверхности средней силовой обечайки (12) и вдоль верхней наклонной пластины (18), разборный тепловой пластинчатый металлический экран (13), установленный на опорные рёбра (17) и закрывающий отверстие (4), канал (21) охлаждения, выходящий из коллектора (6) и проходящий между верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20), а также между средней и внешней верхней силовыми обечайками (12 и 11), соединяемый через отверстие (14) с зазором (22), образующим пространство между тепловым пластинчатым металлическим экраном (23) и средней силовой обечайкой (12), а также между тепловым пластинчатым металлическим экраном (23) и верхней наклонной пластиной (18), при этом, пространство (24), ограниченное основанием (16), коническим днищем (19), нижней наклонной пластиной (20), частью верхней внешней силовой обечайки (11), внешним нижним силовым кольцом (9), внешней нижней силовой обечайкой (15), а также пространство (25) между внешней верхней силовой обечайкой (11) и средней силовой обечайкой (12), а также пространство (26) между верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20) заполнено бетонным или керамическим материалом (27), герметичное днище (28), соединенное с внешней нижней силовой обечайкой (15) и опорными ребрами (17).The objectives are 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, containing a cylindrical part (2) and a conical part (3), with a hole made in it (4), power ribs (5) , located radially relative to the hole (4), and dividing the walls of the cylindrical (2) and conical (3) parts into sectors (7), installed under the reactor vessel and resting on a cantilever truss, according to the invention, additionally contains a load-bearing frame consisting of an external upper power ring (8), outer lower power ring (9), inner central power ring (10), outer upper power shell (11), middle power shell (12), divided into sectors by power ribs (5) and having a hole ( 14) in the upper part, the outer lower power shell (15), the base (16), the supporting ribs (17), the upper inclined plate (18) connecting the conical bottom (19), the power ribs (5) and the middle power shell (12 ), lower inclined plate (20) connecting the conical bottom (19), power ribs (5), middle power shell (12) and outer upper power shell (11), thermal plate metal screens (23) installed on the support ribs ( 17) and installed with a gap (22) along the inner surface of the middle power shell (12) and along the upper inclined plate (18), a collapsible thermal plate metal screen (13), installed on the support ribs (17) and covering the hole (4), cooling channel (21) leaving the manifold (6) and passing between the upper and lower inclined plates (18 and 20), as well as between the middle and outer upper power shells (12 and 11), connected through the hole (14) with a gap ( 22), forming a space between the thermal plate metal screen (23) and the middle power shell (12), as well as between the thermal plate metal screen (23) and the upper inclined plate (18), while the space (24) is limited by the base ( 16), conical bottom (19), lower inclined plate (20), part of the upper outer power shell (11), outer lower power ring (9), outer lower power shell (15), as well as the space (25) between the outer upper the power shell (11) and the middle power shell (12), as well as the space (26) between the upper and lower inclined plates (18 and 20) is filled with concrete or ceramic material (27), a sealed bottom (28) connected to the outer lower power shell shell (15) and support ribs (17).

Одним отличительным признаком заявленного изобретения является наличие в направляющем устройстве (1) системы локализации и охлаждения расплава силового каркаса, состоящего из внешнего верхнего силового кольца (8), внешнего нижнего силового кольца (9), внутреннего центрального силового кольца (10), внешней верхней силовой обечайки (11), средней силовой обечайки (12), разделенной на секторы силовыми ребрами (5) и имеющей отверстие (14) в верхней части, внешней нижней силовой обечайки (15), основания (16), опорных ребер (17), верхней наклонной пластины (18), соединяющей коOne distinctive feature of the claimed invention is the presence in the guide device (1) of a system for localizing and cooling the melt of a power frame, consisting of an external upper power ring (8), an external lower power ring (9), an internal central power ring (10), an external upper power ring shell (11), middle power shell (12), divided into sectors by power ribs (5) and having a hole (14) in the upper part, outer lower power shell (15), base (16), support ribs (17), upper inclined plate (18) connecting to

- 3 044917 ническое днище (19), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (12), нижней наклонной пластины (20), соединяющей коническое днище (19), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (12) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (11). В соответствии с заявленным изобретением, наличие силового каркаса позволяет обеспечить удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств и днища корпуса реактора от падения в ловушку расплава, чем обеспечивается защита корпуса ловушки расплава от повреждений.- 3 044917 conical bottom (19), power ribs (5) and middle power shell (12), lower inclined plate (20) connecting the conical bottom (19), power ribs (5), middle power shell (12) and outer upper power shell (11). In accordance with the claimed invention, the presence of a load-bearing frame allows for the retention of large-sized fragments of internal devices and the bottom of the reactor vessel from falling into the melt trap, thereby protecting the melt trap body from damage.

Ещё одном отличительным признаком заявленного изобретения является наличие в направляющем устройстве (1) тепловых пластинчатых металлических экранов (23), установленных на опорные рёбра (17) и установленных с зазором (22) вдоль внутренней поверхности средней силовой обечайки (12) и вдоль верхней наклонной пластины (18), разборного теплового пластинчатого металлического экрана (13), установленного на опорные рёбра (17) и закрывающего отверстие (4). Наличие тепловых пластинчатых металлических экранов (23) позволяет обеспечить безнапорное стекание в наполнитель расплава активной зоны после разрушения или проплавления корпуса реактора, защиту фермы-консоли и её коммуникаций от разрушения при движении расплава, исключение прямого контакта расплава активной зоны с оборудованием шахты реактора и строительным бетоном, исключение прямого лучистого воздействия со стороны расплава активной зоны на оборудование шахты реактора и элементы крепления корпуса реактора в связи с исключением образования блокад, связанных с перекрытием проходного сечения расплавом, за счёт быстрого увеличения эффективного проходного сечения, обеспечиваемого сплющиванием и расплавлением тонких элементов теплового пластинчатого металлического экрана (23).Another distinctive feature of the claimed invention is the presence in the guide device (1) of thermal plate-like metal screens (23), installed on the support ribs (17) and installed with a gap (22) along the inner surface of the middle power shell (12) and along the upper inclined plate (18), a collapsible thermal plate metal screen (13), installed on the support ribs (17) and covering the hole (4). The presence of thermal plate metal screens (23) allows for the free flow of the core melt into the filler after destruction or penetration of the reactor vessel, the protection of the console truss and its communications from destruction during the movement of the melt, and the exclusion of direct contact of the core melt with the equipment of the reactor shaft and building concrete , elimination of direct radiation exposure from the core melt on the equipment of the reactor shaft and the fastening elements of the reactor vessel due to the elimination of the formation of blockades associated with blocking the flow area with the melt, due to the rapid increase in the effective flow area provided by flattening and melting of thin thermal plate metal elements screen (23).

Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является наличие в направляющем устройстве (1) системы локализации и охлаждения расплава канала (21) охлаждения, выходящего из коллектора (6) и проходящего между верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20), а также между средней и внешней верхней силовыми обечайками (12 и 11), соединяемого через отверстие (14) с зазором (22), образующим пространство между тепловым пластинчатым металлическим экраном (23) и средней силовой обечайкой (12), а также между тепловым пластинчатым металлическим экраном (23) и верхней наклонной пластиной (18). Наличие канала (21) охлаждения обеспечивает термическую стабилизацию всего направляющего устройства (1) при работе реактора на мощности в условиях нормальной эксплуатации.Another distinctive feature of the claimed invention is the presence in the guide device (1) of the melt localization and cooling system of a cooling channel (21) exiting the manifold (6) and passing between the upper and lower inclined plates (18 and 20), as well as between the middle and external upper power shells (12 and 11), connected through a hole (14) with a gap (22), forming the space between the thermal plate metal screen (23) and the middle power shell (12), as well as between the thermal plate metal screen (23) and the upper inclined plate (18). The presence of a cooling channel (21) ensures thermal stabilization of the entire guide device (1) when the reactor operates at power under normal operating conditions.

Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения то, что в направляющем устройстве (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, пространство (24), ограниченное основанием (16), коническим днищем (19), нижней наклонной пластиной (20), частью верхней внешней силовой обечайки (11), внешним нижним силовым кольцом (9), внешней нижней силовой обечайкой (15), а также пространство (25) между внешней верхней силовой обечайкой (11) и средней силовой обечайкой (12), а также пространство (26) между верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20) заполнено бетонным или керамическим материалом (27). Использование бетонного и керамического материала (27) в указанных пространствах позволяет обеспечить термомеханическую защиту силовых элементов направляющего устройства (1) от разрушения, чем обеспечивается удержание днища корпуса реактора и его крупных фрагментов при разрушении корпуса реактора, обеспечивается удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств от падения в ловушку расплава, обеспечивается защита корпуса ловушки расплава от повреждений при падении крупных обломков, защита фермыконсоли и её коммуникаций от разрушения при движении расплава, обеспечивается исключение прямого контакта расплава активной зоны с оборудованием шахты реактора и строительным бетоном.Another distinctive feature of the claimed invention is that in the guide device (1) of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor, the space (24) limited by the base (16), conical bottom (19), lower inclined plate (20), part the upper outer power shell (11), the outer lower power ring (9), the outer lower power shell (15), as well as the space (25) between the outer upper power shell (11) and the middle power shell (12), as well as the space ( 26) between the upper and lower inclined plates (18 and 20) is filled with concrete or ceramic material (27). The use of concrete and ceramic material (27) in these spaces makes it possible to provide thermomechanical protection of the power elements of the guide device (1) from destruction, which ensures the retention of the bottom of the reactor vessel and its large fragments in the event of destruction of the reactor vessel, and ensures the retention of large-sized fragments of internal devices from falling into the trap melt, the melt trap body is protected from damage when large debris falls, the console truss and its communications are protected from destruction during the movement of the melt, direct contact of the core melt with the reactor shaft equipment and building concrete is ensured.

Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является наличие в направляющем устройстве (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора герметичного днища (28), соединенного с внешней нижней силовой обечайкой (15) и опорными ребрами (17). Наличие герметичного днища (28) позволяет обеспечить дренирование воды с поверхности днища (28) и, как следствие этого, отсутствие паровых взрывов в момент поступления расплава в наполнитель, а также сохранение целостности наполнителя и конструкционных материалов в процессе всего периода нормальной эксплуатации, а также при нарушении нормальной эксплуатации и при проектной аварии.Another distinctive feature of the claimed invention is the presence in the guide device (1) of the system for localizing and cooling the nuclear reactor core melt of a sealed bottom (28), connected to the outer lower power shell (15) and support ribs (17). The presence of a sealed bottom (28) allows for the drainage of water from the surface of the bottom (28) and, as a consequence, the absence of steam explosions when the melt enters the filler, as well as maintaining the integrity of the filler and structural materials during the entire period of normal operation, as well as during violation of normal operation and during a design basis accident.

В совокупности, такая конструкция направляющего устройства позволяет:Taken together, this design of the guide device allows:

обеспечить постепенное поступление кориума (расплава) после разрушения или проплавления реактора в ловушку расплава;ensure the gradual flow of corium (melt) after destruction or penetration of the reactor into the melt trap;

обеспечить предохранение бетонной шахты и сухой защиты с серпентинитовым бетоном от прямого контакта с расплавом активной зоны.ensure protection of the concrete shaft and dry protection with serpentinite concrete from direct contact with the core melt.

Краткое описание чертежейBrief description of drawings

На фиг. 1 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, выполненное в соответствии с заявленным изобретением.In fig. 1 shows a guiding device for a system for localizing and cooling the melt of a nuclear reactor core, made in accordance with the claimed invention.

На фиг. 2 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора в разрезе, выполненное в соответствии с заявленным изобретением.In fig. Figure 2 shows a cross-section of the guide device for the localization and cooling system of the core melt of a nuclear reactor, made in accordance with the claimed invention.

На фиг. 3 изображен фрагмент направляющего устройства системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, выполненного в соответствии с заявленным изобретением.In fig. Figure 3 shows a fragment of a guide device for a system for localizing and cooling the melt of a nuclear reactor core, made in accordance with the claimed invention.

- 4 044917- 4 044917

Варианты осуществления изобретенияEmbodiments of the Invention

Как показано на фиг. 1, направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, установленное под корпусом реактора и опирающееся на фермуконсоль, содержит цилиндрическую часть (2) и коническую часть (3). В основании конической части (3) выполнено отверстие (4). Вдоль конической и цилиндрической частей (2 и 3) проходят силовые ребра (5), расположенные радиально относительно отверстия (4). Силовые ребра (5) разделяют стенки цилиндрической (2) и конической (3) части на секторы (7). Направляющее устройство (1) содержит силовой каркас, который состоит следующих основных (силовых) элементов: внешнее верхнее силовое кольцо (8), внешнее нижнее силовое кольцо (9), внутреннее центральное силовое кольцо (10), внешняя верхняя силовая обечайка (11), средняя силовая обечайка (12). Средняя силовая обечайка (11) разделена на секторы силовыми ребрами (5) аналогично стенке цилиндрической части (2). В состав силового каркаса также входят внешняя нижняя силовая обечайка (15), основание (16), опорные ребра (17), верхняя наклонная пластина (18). Верхняя наклонная пластина (18) соединяет коническое днище (19), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (12). Нижняя наклонная пластина (20) соединяет коническое днище (19), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (12) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (11).As shown in FIG. 1, 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 truss console, contains a cylindrical part (2) and a conical part (3). There is a hole (4) at the base of the conical part (3). Along the conical and cylindrical parts (2 and 3) there are power ribs (5), located radially relative to the hole (4). Power ribs (5) divide the walls of the cylindrical (2) and conical (3) parts into sectors (7). The guide device (1) contains a power frame, which consists of the following main (power) elements: outer upper power ring (8), outer lower power ring (9), inner central power ring (10), outer upper power shell (11), middle power shell (12). The middle power shell (11) is divided into sectors by power ribs (5) similar to the wall of the cylindrical part (2). The load-bearing frame also includes an external lower load-bearing shell (15), a base (16), support ribs (17), and an upper inclined plate (18). The upper inclined plate (18) connects the conical bottom (19), power ribs (5) and the middle power shell (12). The lower inclined plate (20) connects the conical bottom (19), the power ribs (5), the middle power shell (12) and the outer upper power shell (11).

Помимо силовых элементов, в составе направляющего устройства (1) используются тепловые элементы: тепловые пластинчатые металлические экраны (23), разборный тепловой пластинчатый металлический экран (13). Тепловые пластинчатые металлические экраны (23) устанавливаются на опорные рёбра (17), а также с зазором (22) вдоль внутренней поверхности средней силовой обечайки (12) и вдоль верхней наклонной пластины (18). Разборный тепловой пластинчатый металлический экран (13) устанавливается на опорные рёбра (17) и закрывает отверстие (4).In addition to the power elements, the guide device (1) uses thermal elements: thermal plate metal screens (23), dismountable thermal plate metal screen (13). Thermal plate metal screens (23) are installed on the support ribs (17), as well as with a gap (22) along the inner surface of the middle power shell (12) and along the upper inclined plate (18). A dismountable thermal plate metal screen (13) is installed on the support ribs (17) and closes the hole (4).

Между верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20), а также между средней и внешней верхней силовыми обечайками (12 и 11) проходит канал (21) охлаждения. Канал (21) охлаждения выходит из коллектора (6) и соединяется через отверстие (14) с зазором (22), образующим пространство между тепловым пластинчатым металлическим экраном (23) и средней силовой обечайкой (12), а также между тепловым пластинчатым металлическим экраном (23) и верхней наклонной пластиной (18).Between the upper and lower inclined plates (18 and 20), as well as between the middle and outer upper power shells (12 and 11), there is a cooling channel (21). The cooling channel (21) exits the manifold (6) and is connected through the hole (14) with the gap (22), which forms the space between the thermal plate metal screen (23) and the middle power shell (12), as well as between the thermal plate metal screen ( 23) and the upper inclined plate (18).

Пространство (24), ограниченное основанием (16), коническим днищем (19), нижней наклонной пластиной (20), частью верхней внешней силовой обечайки (11), внешним нижним силовым кольцом (9), внешней нижней силовой обечайкой (15), а также пространство (25) между внешней верхней силовой обечайкой (11) и средней силовой обечайкой (12), а также пространство (26) между верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20) заполнено бетонным или керамическим материалом (27).Space (24) limited by the base (16), conical bottom (19), lower inclined plate (20), part of the upper outer power shell (11), outer lower power ring (9), outer lower power shell (15), and also the space (25) between the outer upper power shell (11) and the middle power shell (12), as well as the space (26) between the upper and lower inclined plates (18 and 20) is filled with concrete or ceramic material (27).

Снизу к внешней нижней силовой обечайке (15) и опорным ребрам (17) приваривается герметичное днище (28).A sealed bottom (28) is welded from below to the outer lower power shell (15) and support ribs (17).

Заявленное направляющее устройство работает следующим образом.The claimed guiding device operates as follows.

Как показано на фиг. 1-3, направляющее устройство (1), установленное на ферме-консоли под днищем корпуса реактора, в соответствии с сущностью заявленного изобретения, выполняет функции теплового барьера между корпусом реактора и оборудованием шахты реактора в её нижней части, а также между днищем корпуса реактора и ловушкой расплава, расположенной ниже направляющего устройства (1). Наличие теплового барьера позволяет при нормальной эксплуатации обеспечить тепловую изоляцию днища корпуса реактора, а при тяжёлой аварии, в момент разрушения корпуса реактора расплавом активной зоны, обеспечить условия для диагностирования начала поступления расплава в ловушку.As shown in FIG. 1-3, the guide device (1), installed on a console truss under the bottom of the reactor vessel, in accordance with the essence of the claimed invention, acts as a thermal barrier between the reactor vessel and the equipment of the reactor shaft in its lower part, as well as between the bottom of the reactor vessel and melt trap located below the guide device (1). The presence of a thermal barrier allows, during normal operation, to provide thermal insulation of the bottom of the reactor vessel, and in the event of a severe accident, at the moment of destruction of the reactor vessel by the core melt, to provide conditions for diagnosing the beginning of the melt entering the trap.

Для обеспечения тепловой изоляции днища корпуса реактора при нормальной эксплуатации, на направляющей плите установлена тепловая изоляция, состоящая из пластинчатых металлических тепловых экранов (23), выполненная в виде пакетов, набранных из пуклёванных и непуклёванных тонких листов из нержавеющей стали. Такие пакеты установлены на стенках (6) цилиндрической и конической частей (2 и 3), а также на внутренней поверхности средней силовой обечайки (12) и верхней наклонной пластине (18) с помощью креплений, обеспечивающих тепловые перемещения теплоизоляционных пакетов и каркаса направляющей плиты относительно друг друга при нормальной эксплуатации, нарушении нормальной эксплуатации и проектной аварии.To ensure thermal insulation of the bottom of the reactor vessel during normal operation, thermal insulation is installed on the guide plate, consisting of plate-like metal heat shields (23), made in the form of packages assembled from beaded and non-beaded thin sheets of stainless steel. Such packages are installed on the walls (6) of the cylindrical and conical parts (2 and 3), as well as on the inner surface of the middle power shell (12) and the upper inclined plate (18) using fasteners that ensure thermal movements of the heat-insulating packages and the frame of the guide plate relative to each other during normal operation, disruption of normal operation and design basis accident.

Разборный тепловой пластинчатый металлический экран (13) устанавливается непосредственно под полюсом днища корпуса реактора, что обеспечивает, при необходимости, доступ к внешней поверхности корпуса реактора. Для доступа к разборному тепловому пластинчатому металлическому экрану (13) в нижней части направляющего устройства (1) со стороны площадки обслуживания выполнен люк с вытесняющей вставкой. Такая конструкция позволяет исключить накопление воды в люке при нарушении нормальной эксплуатации, при проектной и запроектной авариях.A collapsible thermal plate metal shield (13) is installed directly under the bottom pole of the reactor vessel, which provides, if necessary, access to the outer surface of the reactor vessel. To access the dismountable thermal plate metal screen (13), a hatch with a displacing insert is made in the lower part of the guide device (1) from the side of the service platform. This design makes it possible to eliminate the accumulation of water in the hatch during disruption of normal operation, during design basis and beyond design basis accidents.

Для обеспечения при запроектной аварии тепловой изоляции строительного бетона и фермыконсоли пространство между силовыми элементами (5, 8, 11, 9, 15, 16, 19, 18, 12) направляющего устройства заполнено термостойкими бетонами. Силовые элементы (5, 8, 11, 9, 15, 10) и бетонный и керамический материал (27) образуют, по своей функции, направляющий аппарат в виде воронки, обеспечивающий охват нижней части корпуса реактора выше плоскости соединения днища с цилиндрической частью (2). В процессе выхода расплава, направляющее устройство (1) может подвергаться как относительно медленному нагружению при пластических деформациях корпуса реактора, так и ударному на- 5 044917 гружению при отрыве днища корпуса реактора под действием остаточного давления. Эти нагрузки воспринимает на себя направляющий аппарат, формируемый силовыми элементами (5, 8, 11, 9,15, 10) и бетонным и керамическим материалом (27). Такая конструкция обеспечивает:To ensure thermal insulation of the building concrete and the cantilever truss during a beyond design basis accident, the space between the load-bearing elements (5, 8, 11, 9, 15, 16, 19, 18, 12) of the guide device is filled with heat-resistant concrete. Power elements (5, 8, 11, 9, 15, 10) and concrete and ceramic material (27) form, by their function, a funnel-shaped guide apparatus that provides coverage of the lower part of the reactor vessel above the plane of connection of the bottom with the cylindrical part (2 ). During the process of melt release, the guide device (1) can be subjected to both relatively slow loading during plastic deformation of the reactor vessel, and shock loading when the bottom of the reactor vessel is torn off under the influence of residual pressure. These loads are absorbed by the guide vane, formed by power elements (5, 8, 11, 9,15, 10) and concrete and ceramic material (27). This design provides:

безнапорное стекание в наполнитель расплава активной зоны после разрушения или проплавления корпуса реактора;pressure-free flow of the core melt into the filler after destruction or penetration of the reactor vessel;

удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств и днища корпуса реактора от падения в ловушку расплава;keeping large-sized fragments of internals and the bottom of the reactor vessel from falling into the melt trap;

защиту корпуса ловушки расплава от повреждений при падении крупных обломков;protection of the melt trap body from damage when large debris falls;

защиту фермы-консоли и её коммуникаций от разрушения при движении расплава;protection of the console farm and its communications from destruction during the movement of the melt;

исключение прямого контакта расплава активной зоны с оборудованием шахты реактора и строительным бетоном;exclusion of direct contact of the core melt with the equipment of the reactor shaft and building concrete;

исключение прямого лучистого воздействия со стороны расплава активной зоны на оборудование шахты реактора и элементы крепления корпуса реактора.exclusion of direct radiation exposure from the core melt on the equipment of the reactor shaft and the fastening elements of the reactor vessel.

Под наклонными поверхностями направляющего аппарата - под верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20), - с которыми соприкасается расплав, расположены слои жертвенного материала бетона или керамики: непосредственно под верхней наклонной пластиной (18) находится жертвенный слой, изготовленный, например, на основе оксидов алюминия и железа, а под нижней наклонной пластиной (20), - термопрочный жаростойкий слой, изготовленный, например, на основе оксида алюминия.Under the inclined surfaces of the guide apparatus - under the upper and lower inclined plates (18 and 20) - with which the melt comes into contact, there are layers of sacrificial material of concrete or ceramics: directly under the upper inclined plate (18) there is a sacrificial layer made, for example, on the basis aluminum and iron oxides, and under the lower inclined plate (20), there is a heat-resistant, heat-resistant layer made, for example, based on aluminum oxide.

Жертвенный материал, расположенный под верхней наклонной пластиной (18), растворяясь в расплаве активной зоны, обеспечивает увеличение проходного сечения в секторах направляющего устройства (1), в том случае, если увеличения эффективного проходного сечения, обеспечиваемого сплющиванием и расплавлением тонких элементов пластинчатого металлического экрана (23), оказалось недостаточно при, например, истечении расплава из корпуса реактора большим расходом, превышающим пропускную способность проходного сечения направляющего устройства (1) или при истечении расплава с обломками активной зоны, перекрывающими проходное сечение и препятствующими свободному истечению расплава. Растворение жертвенного материала позволяет не допустить перегрева и разрушения силовых рёбер (5). При разрушении силовых рёбер (5) возможна полная блокировка проходного сечения и, как следствие этого, секторное разрушение направляющего устройства (1).The sacrificial material located under the upper inclined plate (18), dissolving in the core melt, provides an increase in the flow area in the sectors of the guide device (1), in the event that the effective flow area increases, provided by flattening and melting of the thin elements of the plate metal screen ( 23), turned out to be insufficient when, for example, the melt flows out of the reactor vessel at a high flow rate, exceeding the throughput of the flow section of the guide device (1) or when the melt flows with core debris blocking the flow section and preventing the free flow of the melt. Dissolving the sacrificial material helps prevent overheating and destruction of the power ribs (5). If the power ribs (5) are destroyed, the flow area can be completely blocked and, as a consequence, the sector destruction of the guide device (1) is possible.

Термопрочный жаростойкий слой, расположенный под нижней наклонной пластиной (20), обеспечивает прочность и устойчивость конструкции при уменьшении толщины жертвенного материала, расположенного между верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20). Термопрочный бетон защищает нижележащее оборудование от воздействия расплава, не позволяя расплаву секторно насквозь проплавить или разрушить направляющее устройство.The heat-resistant heat-resistant layer located under the lower inclined plate (20) provides strength and stability of the structure while reducing the thickness of the sacrificial material located between the upper and lower inclined plates (18 and 20). Thermal-resistant concrete protects the underlying equipment from the effects of the melt, preventing the melt from melting through the sector or destroying the guide device.

При разрушении днища корпуса реактора направляющее устройство (1) воспринимает на себя динамические нагрузки, возникающие:When the bottom of the reactor vessel is destroyed, the guide device (1) takes on dynamic loads arising from:

при боковом истечении расплава под действием остаточного давления в корпусе реактора;with lateral outflow of the melt under the influence of residual pressure in the reactor vessel;

при увеличении проходного сечения боковой каверны в корпусе реактора и изменения её профиля в процессе истечения расплава;with an increase in the flow area of the side cavern in the reactor vessel and a change in its profile in the process of melt outflow;

при отрыве частей днища корпуса реактора в результате пластического деформирования под действием термомеханических нагрузок и остаточного давления;when parts of the bottom of the reactor vessel are torn off as a result of plastic deformation under the influence of thermomechanical loads and residual pressure;

при отрыве частей днища корпуса реактора в результате импульсного подъёма давления внутри корпуса (при забросе воды в расплав активной зоны) и их ударном торможении о направляющий аппарат;when parts of the bottom of the reactor vessel are torn off as a result of a pulsed rise in pressure inside the vessel (when water is thrown into the core melt) and their shock deceleration against the guide vane;

при внешних воздействиях и автошоках в процессе протекания запроектной аварии.under external influences and autoshocks during a beyond design basis accident.

До начала поступления расплава наполнитель, находящийся в корпусе ловушки, герметично закрыт днищем (28) направляющего устройства (1), что обеспечивает:Before the melt begins to flow, the filler located in the trap body is hermetically sealed by the bottom (28) of the guide device (1), which ensures:

дренирование воды с поверхности днища (28) и, как следствие этого, отсутствие паровых взрывов в момент поступления расплава в наполнитель;drainage of water from the bottom surface (28) and, as a consequence, the absence of steam explosions at the moment the melt enters the filler;

сохранение целостности наполнителя и конструкционных материалов в процессе всего периода нормальной эксплуатации, а также при нарушении нормальной эксплуатации и при проектной аварии.maintaining the integrity of the filler and structural materials during the entire period of normal operation, as well as in case of disruption of normal operation and in the event of a design basis accident.

Для обеспечения беспрепятственного поступления расплава в наполнитель выполнено следующее: герметичное днище (28) выполнено в виде легко разрушаемой мембраны;To ensure unhindered flow of the melt into the filler, the following is done: the sealed bottom (28) is made in the form of an easily destructible membrane;

тепловые пластинчатые металлические экраны (13 и 23) выполнены легкоразрушаемыми высокотемпературным расплавом, чтобы не препятствовать его перемещению. При расплавлении тепловой изоляции проходное сечение для стекания расплава по поверхности направляющего аппарата увеличивается в несколько раз. Для вертикальных и наклонных тепловых пластинчатых металлических экранов (23) предусмотрена различная степень увеличения проходного сечения, что связано с различной геометрией каналов, образуемых вертикальными силовыми рёбрами;thermal plate metal screens (13 and 23) are made easily destroyed by high-temperature melt so as not to impede its movement. When thermal insulation melts, the flow area for the melt to flow over the surface of the guide vane increases several times. For vertical and inclined thermal plate metal screens (23), different degrees of increase in the flow area are provided, which is associated with different geometry of the channels formed by the vertical power ribs;

в центральной части направляющего аппарата выполнено отверстие (4) для прохода кориума, размеры которого ограничивают разброс твёрдых и жидких фрагментов активной зоны в процессе её истечения из корпуса реактора.in the central part of the guide vane there is a hole (4) for the passage of corium, the dimensions of which limit the scatter of solid and liquid fragments of the core during its outflow from the reactor vessel.

Таким образом, тепловые пластинчатые металлические экраны (23) и жертвенный материал, уста- 6 044917 новленный под верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20), используемые в составе направляющего устройства (1) системы локализации и охлаждения активной зоны ядерного реактора, выполняют противоударные, каналообразующие и защитные функции.Thus, thermal plate metal screens (23) and sacrificial material installed under the upper and lower inclined plates (18 and 20), used as part of the guide device (1) of the system for localizing and cooling the core of a nuclear reactor, perform shockproof , channel-forming and protective functions.

Пластинчатые металлические тепловые экраны (23) обеспечивают начальное демпфирование ударной нагрузки со стороны оторвавшихся секторов разрушенного днища с учётом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора. Кроме того, сминаемые пластинчатые металлические тепловые экраны (23) обеспечивают начальную защиту направляющего устройства (1) и от ударного воздействия струй расплава при небольшом остаточном давлении в корпусе реактора.Lamellar metal heat shields (23) provide initial damping of the shock load from the detached sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel. In addition, crushable plate-like metal heat shields (23) provide initial protection for the guide device (1) and from the impact of melt jets at low residual pressure in the reactor vessel.

При сильном динамическом воздействии со стороны оторвавшихся секторов разрушенного днища корпуса реактора ударную нагрузку воспринимает бетонный или керамический материал (27), образующий защитные слон вокруг критически важных силовых элементов (5, 11, 15, 9) направляющего устройства (1), причём, силовые ребра (5) могут быть частично расплавлены, особенно это касается наклонной части, защищаемой слоями жертвенного материала, находящимися под верхней и нижней наклонными пластинами (18 и 20).Under strong dynamic impact from the detached sectors of the destroyed bottom of the reactor vessel, the shock load is absorbed by concrete or ceramic material (27), which forms protective elements around the critical power elements (5, 11, 15, 9) of the guide device (1), moreover, power ribs (5) may be partially melted, especially the inclined part, protected by layers of sacrificial material located under the upper and lower inclined plates (18 and 20).

Вместе с силовыми элементами (5, 8, 11, 9, 15, 18, 20, 12) направляющего устройства (1) бетонный или керамический материал (27) создает непробиваемые барьеры для летящих предметов и струй расплава активной зоны.Together with the power elements (5, 8, 11, 9, 15, 18, 20, 12) of the guide device (1), the concrete or ceramic material (27) creates impenetrable barriers to flying objects and jets of core melt.

Таким образом, тепловые пластинчатые металлические экраны (23) и бетонный или керамический материал (27), образующие защитные слои силовых элементов (5, 9, 11, 12, 15) направляющего устройства (1), обеспечивают торможение и блокировку крупных фрагментов корпуса реактора и его внутрикорпусных устройств, в то же время, обеспечивая последовательное поступление расплава активной зоны, обломков внутрикорпусных устройств и днища корпуса ядерного реактора в ловушку расплава.Thus, thermal plate metal screens (23) and concrete or ceramic material (27), forming protective layers of power elements (5, 9, 11, 12, 15) of the guide device (1), provide braking and blocking of large fragments of the reactor vessel and its internals, while at the same time ensuring the sequential flow of core melt, debris of internals and the bottom of the nuclear reactor vessel into the melt trap.

Сминаемые тепловые пластинчатые металлические экраны (23) обеспечивают увеличение проходного сечения для перемещения расплава активной зоны в каждом радиальном вертикальном и наклонном секторах и в азимутальном направлении при горизонтальном течении расплава.Collapsible thermal plate metal screens (23) provide an increase in the flow area for moving the core melt in each radial vertical and inclined sector and in the azimuthal direction with a horizontal flow of the melt.

При сильном термомеханическом воздействии со стороны расплава, вытекающего из корпуса реактора, происходит увеличение проходного сечения в направляющем устройстве (1) для перемещения расплава за счёт термохимического взаимодействия бетонного или керамического материала (27) с расплавом, при этом снижаются химическая активность и термомеханическое воздействие на силовой каркас направляющего устройства (1), чем сохраняется его целостность.With a strong thermomechanical effect from the melt flowing from the reactor vessel, the flow area in the guide device (1) for moving the melt increases due to the thermochemical interaction of the concrete or ceramic material (27) with the melt, while the chemical activity and thermomechanical effect on the power force are reduced. the frame of the guide device (1), thereby maintaining its integrity.

Таким образом, тепловые пластинчатые металлические экраны (23) и бетонный или керамический материал (27), образующие защитные слои силовых элементов (5, 9, 11, 12, 15) направляющего устройства (1), обеспечивают защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.Thus, thermal plate metal screens (23) and concrete or ceramic material (27), forming protective layers of power elements (5, 9, 11, 12, 15) of the guide device (1), provide protection for the construction and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.

Бетонный или керамический материал (27), образующий защитные слои вокруг критически важных силовых элементов (5, 11, 15, 9) направляющего устройства (1), создают термические и химические барьеры, предотвращающие повреждение и разрушение силовых элементов (5, 8, 11, 9, 15, 18, 20, 12) направляющего устройства (1) при термохимическом и термомеханическом воздействиях со стороны струй расплава активной зоны, для чего термостойкость бетонного или керамического материала (27) выбирается различной в разных направлениях течения расплава активной зоны, что обеспечивает более раннее разрушение жертвенного материала, находящимися под верхней наклонной пластиной (18), ближе всего расположенной к корпусу реактора, чем достигается более быстрая эвакуация расплава и уменьшение термохимического и термомеханического воздействий на критически важные силовые элементы (5, 6, 9, 7, 11, 14, 10) направляющего устройства (1).Concrete or ceramic material (27), forming protective layers around the critical power elements (5, 11, 15, 9) of the guide device (1), create thermal and chemical barriers that prevent damage and destruction of the power elements (5, 8, 11, 9, 15, 18, 20, 12) of the guide device (1) under thermochemical and thermomechanical influences from the jets of the core melt, for which the thermal resistance of the concrete or ceramic material (27) is selected to be different in different directions of the flow of the core melt, which provides more early destruction of the sacrificial material located under the upper inclined plate (18), closest to the reactor vessel, which achieves faster evacuation of the melt and a reduction in thermochemical and thermomechanical effects on critical power elements (5, 6, 9, 7, 11, 14 , 10) guide device (1).

Таким образом, бетонный или керамический материал (27), образующий защитные слои силовых элементов (5, 6, 9, 7, 11, 14, 10) направляющего устройства (1), обеспечивают их прочность при боковом проплавлении корпуса реактора и, как следствие, защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.Thus, the concrete or ceramic material (27), which forms the protective layers of the power elements (5, 6, 9, 7, 11, 14, 10) of the guide device (1), ensures their strength during lateral penetration of the reactor vessel and, as a consequence, protection of building and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.

Применение направляющего устройства (1), имеющего силовой каркас, оснащенный дополнительно тепловыми элементами, позволило обеспечить постепенное поступление кориума (расплава) после разрушения или проплавления корпуса реактора в ловушку расплава, удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок и днища корпуса реактора от падения в ловушку расплава, защиту фермы-консоли и ее коммуникаций от разрушения при поступлении расплава из корпуса реактора в ловушку расплава, без блокировки центрального отверстия, выполненного в конической части, предохранение бетонной шахты и сухой защиты с серпентинитовым бетоном от прямого контакта с расплавом активной зоны.The use of a guide device (1), which has a load-bearing frame equipped with additional thermal elements, made it possible to ensure a gradual flow of corium (melt) after destruction or penetration of the reactor vessel into the melt trap, keeping large-sized fragments of internal devices, fuel assemblies and the bottom of the reactor vessel from falling into the trap melt, protection of the console truss and its communications from destruction when the melt enters the melt trap from the reactor vessel, without blocking the central hole made in the conical part, protection of the concrete shaft and dry protection with serpentinite concrete from direct contact with the core melt.

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;

- 7 044917- 7 044917

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

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) and a conical part (3) with a hole (4) made in it, power ribs ( 5), located radially relative to the hole (4) and dividing the walls of the cylindrical (2) and conical (3) parts into sectors (7), characterized in that it additionally contains a power frame consisting of an outer upper power ring (8), an outer lower power ring (9), internal central power ring (10), outer upper power shell (11), middle power shell (12), divided into sectors by power ribs (5) and having a hole (14) in the upper part, outer lower power shell shell (15), base (16), support ribs (17), upper inclined plate (18) connecting the conical bottom (19), power ribs (5) and middle power shell (12), lower inclined plate (20), connecting the conical bottom (19), power ribs (5), middle power shell (12) and outer upper power shell (11), thermal plate metal screens (23), installed on the support ribs (17) and installed with a gap (22) along the inner surface of the middle power shell (12) and along the upper inclined plate (18), a collapsible thermal plate metal screen (13) installed on the support ribs (17) and covering the hole (4), cooling channel (21) exiting the manifold (6) and passing between the upper and lower inclined plates (18 and 20), as well as between the middle and outer upper power shells (12 and 11), connected through the hole (14) with a gap (22), forming the space between the thermal plate metal screen (23) and the middle power shell (12), as well as between the thermal plate metal screen (23) and the upper inclined plate (18), with the space (24) limited by the base (16), conical bottom (19), lower inclined plate (20), part of the upper outer power shell (11), outer lower power ring (9), outer lower power shell (15), as well as the space (25) between the outer upper power shell (11) and the middle power shell ( 12), as well as the space (26) between the upper and lower inclined plates (18 and 20) are filled with concrete or ceramic material (27), a sealed bottom (28) connected to the outer lower power shell (15) and support ribs (17) .