RU100328U1 - Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава - Google Patents
Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава Download PDFInfo
- Publication number
- RU100328U1 RU100328U1 RU2010124317/07U RU2010124317U RU100328U1 RU 100328 U1 RU100328 U1 RU 100328U1 RU 2010124317/07 U RU2010124317/07 U RU 2010124317/07U RU 2010124317 U RU2010124317 U RU 2010124317U RU 100328 U1 RU100328 U1 RU 100328U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- melt
- cooling
- heat exchanger
- corium
- water
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий средство с запасом теплоносителя и теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами, отличающаяся тем, что в качестве средства с запасом теплоносителя использованы бак-приямок и расположенный над ним сборник течи.
Description
Полезная модель относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (далее - АЭС), и может быть использована при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Основной задачей обеспечения безопасности атомной станции является защита персонала, населения и окружающей среды от неприемлемого уровня радиационного воздействия.
Для этого используются системы безопасности АЭС, назначением которых является предотвращение серьезных аварий и ограничение масштаба их последствий, если они все же произойдут.
Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем охлаждения активной зоны.
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 контейнмента АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.
Для исключения этого необходимо локализовать вытекший кориум и обеспечить его непрерывное охлаждение вплоть до полной кристаллизации.
Эту функцию выполняют системы и устройства локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора (кориума), которые предотвращают повреждение герметичной оболочки контейнмента АЭС и тем самым защищают население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.
Одним из перспективных направлений развития современных АЭС является создание систем безопасности, работающих на пассивных принципах, то есть без использования активных элементов, таких как насосы, электрически управляемые задвижки и клапаны и т.п.
Из уровня техники известна система охлаждения вспомогательного отсека, предназначенного для приема ядерного расплава реактора (см. патент DЕ №4446421, G21С 9/016, G21С 9/00, G21С 15/18, 1996).
Система включает охлаждающий трубопровод, проложенный от приливного резервуара с охлаждающей жидкостью к вспомогательному отсеку. Указанный трубопровод снабжен запорным элементом, пассивно открываемым в зависимости от уровня охлаждающей жидкости в приливном резервуаре.
Недостатком известного устройства является недостаточная интенсивность отвода тепла от отсека с расплавом из-за ограниченного объема охлаждающей жидкости в приливном резервуаре.
Известна также система отвода тепла от устройства для защиты ядерного реактора в случае расплавления активной зоны (см. патент DE №4306864, G21C 9/016, G21C 9/00, G21C 15/18, 1994).
В данном техническом решении под напорным корпусом реактора размещена ловушка и система охлаждения расплава активной зоны. Ловушка представляет собой конструкцию из кокильных модулей, которые содержат каналы охлаждения, подключенные к термосифонной системе охлаждения. Эта система образует контур циркуляции.
Известна также система отвода тепла устройства для рекуперации и охлаждения активной зоны ядерного реактора (см. патент FR №2738661, G21C 9/016, G21C 9/00, 1997).
В данном техническом решении под баком реактора расположен упрочненный рекуператор, содержащий средства для охлаждения и упрочнения. Средства для охлаждения рекуператора связаны с системой подачи и удаления охлаждающей воды, содержащей емкость для хранения воды.
Недостатком известных решений является низкая эффективность теплоотвода.
Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому решению является система пассивного отвода тепла от теплообменника защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа (см. патент RU №2165652, G21C 9/016, G21C 13/10, 2001).
В данной системе корпус устройства локализации расплава выполнен в виде кольцевого теплообменника, который установлен в бетонной шахте под реактором и заполнен жертвенными материалами. Также предусмотрено устройство поливного орошения кориума сверху.
При этом под днищем реактора установлена защитная ферма, между защитной фермой и корпусом выполнена бетонная консоль, а подреакторное помещение герметически закрыто тонким материалом, легко разрушаемым кориумом.
Наличие жертвенных материалов позволяет уменьшить высокую температуру поступающего расплава кориума и обеспечить более эффективное охлаждение разбавленного расплава за счет увеличения объема кориума и соответствующего увеличения охлаждаемой поверхности.
Недостатком данного устройства является недостаточно эффективное охлаждение расплава, так как запас воды поступающий на охлаждение корпуса и орошение кориума ограничен объемом баков запаса воды.
Технической задачей заявляемой полезной модели является повышение безопасности за счет исключения выхода жидких и твердых радиоактивных материалов (кориума) за пределы устройства локализации.
Технический результат заявляемого решения заключается в повышение эффективности и надежности устройства путем улучшения условий охлаждения кориума.
Для достижения указанного технического результата в системе пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава, содержащей контур циркуляции теплоносителя, включающий средство с запасом теплоносителя и теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами, согласно предложению, в качестве средства с запасом теплоносителя использованы бак-приямок и расположенный над ним сборник течи.
Применение предлагаемого устройства позволяет осуществлять локализацию и охлаждение кориума в пределах подреакторного помещения бетонной шахты неограниченное время.
В течение первых 24 часов после аварии в условиях полного обесточивания АЭС локализация и охлаждение кориума обеспечиваются при отсутствии дополнительной подпитки охлаждающей водой извне герметичной оболочки.
Для обеспечения последующего надежного удержания кориума в корпусе необходимо восполнение запаса воды из баков-приямков.
Сущность предложения поясняется чертежом, где на фиг.1 представлена схема системы пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава.
Следует учесть, что на чертеже представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертеже не представлено.
Заявляемое техническое решение предназначено для устройства локализации расплава (далее - УРЛ) и использовано на АЭС с водо-водяным реактором. УЛР представляет собой кольцевой теплообменник в виде охлаждаемого корпуса, установленного на опорах в бетонной шахте под реактором.
Корпус предназначен для приема и размещения в своем объеме расплава кориума, а также для предотвращения выхода его за установленные границы зоны локализации. Кориум состоит из двух компонентов: оксидного (смесь оксидов урана, циркония и металлического циркония) и металлического (смеси железа, циркония, хрома и т.д.).
Корпус частично заполнен наполнителем, а именно жертвенным материалом из композиции стали и относительно легких и легкоплавких оксидов, в нашем примере, выполненных в виде элементов, которые скомпонованы в пять блоков, установленных один на другой по вертикальной оси корпуса.
При протекании тяжелой запроектной аварии наполнитель обеспечивает подкритичность кориума в установленных границах зоны локализации при любой конфигурации оксидного кориума и любом водоурановом отношении с чистой неборированной водой.
Для обеспечения подкритичности кориума наполнитель имеет в своем составе поглощающие материалы, сокристаллизующиеся с оксидами урана и плутония.
Для обеспечения устойчивого отвода тепла от кориума корпус выполнен с водяным охлаждением в виде заявляемой пассивной системы, имеющей возможность функционировать при естественной циркуляции охлаждающей воды неограниченное время, используя воду из объема контейнмента и баков-приямков.
Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава включает теплообменник 1, соединенный с баком-приямком 2 трубопроводами 3 входных каналов с запорными клапанами 4. Для отвода пара от теплообменника 1 предусмотрен канал 5.
Устройство работает следующим образом.
При протекании тяжелой запроектной аварии с выходом расплава за пределы корпуса реактора, после проплавления корпуса реактора компоненты кориума попадают в корпуса УЛР, где расплав кориума взаимодействует с наполнителем и обеспечивает инверсию металлической и оксидной составляющих расплава кориума до подачи воды на его поверхность.
Металлическая составляющая жертвенного материала (сталь) плавится в расплаве стали, поступающем из реактора, при этом увеличивает общую массу стали, и, соответственно, уменьшает его температуру, улучшая условия его последующего охлаждения.
Мощность остаточного тепловыделения в этом расплаве частично отводится к охлаждающей воде через боковую стенку корпуса (теплообменник УЛР), а частично непосредственно к охлаждающей воде, подаваемой на поверхность расплава оксидов.
Заявляемая система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава предусматривает охлаждение стенки теплообменника 1 посредством подачи воды, во-первых, из бака-приямка 2 при открытии запорных клапанов 4, во-вторых, при наличии уровня воды в баке-приямке 2 на отметке 0.0, образующегося во время аварии с течами теплоносителя под контейнмент.
В первом случае требуется однократное действие оператора по открытию запорных клапанов 4, во втором - заполнение проходит полностью в пассивном режиме.
При этом после заполнения системы охлаждения водой уровень воды в кольцевом пространстве бетонной шахты (теплообменнике 1) устанавливается одинаковым с уровнем воды в баке-приямке по закону сообщающихся сосудов.
После подачи воды в теплообменник 1 охлаждение стенки корпуса УЛР осуществляется при выпаривании за счет кипения на поверхности стенки. При этом запас воды в баке-приямке 2 пополняется за счет стекания конденсата, образующегося на конструкционных элементах реакторной установки и на конденсаторе отвода тепла от защитной оболочки.
При работе УЛР отвод пара от теплообменника 1 осуществляется через канал 5 в помещение контейнмента.
Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава обеспечивает устойчивое долговременное охлаждение расплава в корпусе УЛР неограниченное время, предотвращая разрушение стенки теплообменника 1.
Проведенные расчетные исследования показали эффективность охлаждения внешней поверхности и целостность оболочки УЛР в тяжелых авариях с выходом расплава из корпуса реактора.
Установлено, что при наиболее энергонапряженной аварий (течь Ду 346 с отказом САОЗ) для надежного охлаждения стенки теплообменника УЛР при минимальном заполнении водой бетонной шахты необходим расход подпитки не менее чем G=4 кг/с.
В соответствии с этим требованием следует выбирать гидравлическое сопротивление тракта циркуляции, которое в основном определяется сопротивлением фильтра в баке-приямке.
Расчеты показали, что интенсивная генерация пара сопровождается значительными пульсациями расхода воды в канале пассивного залива шахты и паросодержания в эквивалентных гидравлических каналах.
С момента времени, когда расход подпитки становиться больше расхода пара (с 100000-ой секунды), происходит медленный монотонный подъем уровня в шахте. Условия отвода тепла от корпуса становятся более благоприятными, за счет роста локальной температуры насыщения, а периодичность пульсаций теплогидравлических параметров эквивалентных каналов возрастает.
В течение всего динамического процесса (2 суток) максимальная температура внешней поверхности корпуса не превышает 165°С, максимальная температура внутренней поверхности не превышает 900°С, а максимальное истинное паросодержание в наиболее теплонапряженной ячейке, составляет φ=0,07.
Claims (1)
- Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава, содержащая контур циркуляции теплоносителя, включающий средство с запасом теплоносителя и теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами, отличающаяся тем, что в качестве средства с запасом теплоносителя использованы бак-приямок и расположенный над ним сборник течи.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010124317/07U RU100328U1 (ru) | 2010-06-17 | 2010-06-17 | Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010124317/07U RU100328U1 (ru) | 2010-06-17 | 2010-06-17 | Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU100328U1 true RU100328U1 (ru) | 2010-12-10 |
Family
ID=46307022
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2010124317/07U RU100328U1 (ru) | 2010-06-17 | 2010-06-17 | Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU100328U1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2020091623A1 (ru) * | 2018-11-01 | 2020-05-07 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
WO2020139160A3 (ru) * | 2018-12-26 | 2020-08-20 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Устройство локализации расплава |
-
2010
- 2010-06-17 RU RU2010124317/07U patent/RU100328U1/ru active
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2020091623A1 (ru) * | 2018-11-01 | 2020-05-07 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора |
KR20200104213A (ko) * | 2018-11-01 | 2020-09-03 | 조인트 스탁 컴퍼니 “아톰에네르고프로엑트” | 원자로 노심 용융 열제거 및 원자로 노심 용융 열제거 관리 시스템 |
WO2020139160A3 (ru) * | 2018-12-26 | 2020-08-20 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Устройство локализации расплава |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6795518B1 (en) | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same | |
US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
KR101242743B1 (ko) | 일체형 피동안전탱크를 이용한 일체형 원자력 발전 시스템 | |
KR101242746B1 (ko) | 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템 | |
Adamov et al. | The next generation of fast reactors | |
EP2096644A2 (en) | Passive cooling and depressurization system and pressurized water nuclear power plant | |
KR20100072306A (ko) | 사고 상황에서 향상된 냉각능력을 갖는 원자로 | |
Blandford et al. | Examining the nuclear accident at Fukushima Daiichi | |
CN112201372A (zh) | 一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法 | |
US20150243386A1 (en) | Public acceptable simple water-cooled reactor system for generating electricity | |
US5006303A (en) | Nuclear power plant | |
RU100328U1 (ru) | Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава | |
US4113560A (en) | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
RU143978U1 (ru) | Бланкет термоядерного реактора | |
CN109102906B (zh) | 一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统 | |
RU2606209C2 (ru) | Погружной или подводный модуль для производства электрической энергии | |
CN104409111A (zh) | 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统 | |
Zrodnikov et al. | Nuclear power plants based on reactor modules with SVBR-75/100 | |
Song et al. | Improvement of molten core cooling strategy in a severe accident management guideline | |
KR101404646B1 (ko) | 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 | |
RU2606207C2 (ru) | Погружной модуль для производства электрической энергии | |
Gaudet et al. | Conceptual plant layout of the Canadian generation IV supercritical water-cooled reactor | |
Dragunov et al. | Prospects for development of VVER-type pressurized light-water reactor installations | |
JP2023533837A (ja) | 原子力発電プラント | |
JP2017219525A (ja) | 原子炉の放射能漏れを防ぐ装置 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PC12 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for utility models |
Effective date: 20131202 |
|
PD1K | Correction of name of utility model owner | ||
PD9K | Change of name of utility model owner |