RU2106026C1 - Shielding system for water-moderated reactor containment - Google Patents

Shielding system for water-moderated reactor containment Download PDF

Info

Publication number
RU2106026C1
RU2106026C1 RU95117613A RU95117613A RU2106026C1 RU 2106026 C1 RU2106026 C1 RU 2106026C1 RU 95117613 A RU95117613 A RU 95117613A RU 95117613 A RU95117613 A RU 95117613A RU 2106026 C1 RU2106026 C1 RU 2106026C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
basket
steam
water
concrete
channels
Prior art date
Application number
RU95117613A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU95117613A (en
Inventor
А.С. Сидоров
Г.Е. Носенко
Б.И. Нигматулин
Г.И. Клейменова
Original Assignee
Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций filed Critical Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций
Priority to RU95117613A priority Critical patent/RU2106026C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2106026C1 publication Critical patent/RU2106026C1/en
Publication of RU95117613A publication Critical patent/RU95117613A/en

Links

Images

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

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: annular header made in concrete cavity at floor level of reactor room is joined at its bottom part with reactor room by wide tunnels and coolant supply facility is incorporated which has channels and connecting boxes of steam generators and header. Cavity accommodates coolant discharge device built up of channels and used to connect top part of concrete cavity and steam generator boxes. Reactor room houses basket whose top and bottom parts are perforated and bottom has drainage which mounts supporting structure in the form of grid or perforated sheet. EFFECT: improved design. 18 cl, 5 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к системам защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа и к устройствам для локализации расплавленной или разрушенной активной зоны, вышедшей за пределы корпуса реактора в процессе протекания тяжелой аварии. The invention relates to nuclear energy, specifically to systems for protecting the protective shell of a water-pressurized reactor plant and to devices for localizing a molten or destroyed active zone that extends beyond the reactor vessel during a severe accident.

Известен метод защиты основания защитной оболочки ядерного реактора и устройство для осуществления этого метода [1] Устройство состоит графитовых блоков с полостями для приема кориума, уложенных со смещением друг относительно друга так, чтобы избежать попадания кориума на нижележащие блоки, каналов для отвода пара, горизонтальных трубопроводов для подвода охлаждающего теплоносителя, бассейна-барботера, из которого теплоноситель по трубопроводам поступает в бетонную шахту, сухого колодца, предназначенного для перепуска пара из бетонной шахты в барботер, труб подачи пара из сухого колодца под уровень воды в бассейн-барботер, активных клапанов в трубопроводах на входе в бетонную шахту, действующих автоматически или управляемых дистанционно, выплавляемых пробок, предназначенных для пассивной защиты трубопроводов и установленных на входах трубопроводов в бетонную шахту. A known method of protecting the base of the protective shell of a nuclear reactor and a device for implementing this method [1] The device consists of graphite blocks with cavities for receiving corium, stacked with offset relative to each other so as to avoid getting corium on the underlying blocks, channels for the removal of steam, horizontal pipelines for supplying a cooling fluid, a bubbler pool, from which the coolant flows through the pipelines to the concrete shaft, and a dry well designed to transfer steam from concrete the first shaft to the bubbler, steam supply pipes from a dry well under the water level to the bubbler pool, active valves in the pipelines at the entrance to the concrete mine, operating automatically or remotely controlled, smelted plugs designed for passive protection of pipelines and installed at the pipeline inlets to the concrete mine.

Недостатки технического решения [1]
1) до начала, в процессе и сразу после поступления кориума в бетонную шахту, шахта остается сухой, и только после нагрева графитовых блоков в бетонную шахту подается вода через автоматические или дистанционно управляемые клапаны; клапаны, являясь активной системой, не позволяют использовать принцип пассивности и в случае отказа либо по общей причине, либо в результате локальных гидродинамических воздействий блокируют поступление воды в бетонную шахту;
2) плавящиеся при высокой температуре пробки, предназначенные для защиты клапанов и трубопроводов подачи воды, могут не сработать в случае прямого контакта с окисленным или металлизированным кориумом, так как при таком контакте возможно совершенно различное как механическое так и химическое состояние материалов, при котором возможно заваривание трубопроводов образовавшимися тугоплавкими окислами, забивание диспергированными шлаками в виде мелких гранул, песка, окалины, или разрушение части трубопровода, в случае несимметричного распределения кориума по дну бетонной шахты;
3) если пробка все-таки расплавится под воздействием кориума, то поступающая под гидростатическим давлением в кориум вода способна вызвать паровой взрыв, так как объем рассредоточения кориума в балочной системе достаточно большой;
4) постепенное заполнение кориумом сухого штабеля балок не гарантируется многорядностью системы, так как существует целый ряд гидромеханических режимов обрушения днища корпуса реактора или струйного истечения кориума (вязкость некоторых типичных видов кориума близка к вязкости воды), в результате которых возможен прямой контакт кориума с дном бетонной шахты (балочная система [1] является для таких режимов истечения гидродинамически прозрачной системой, см. эксперименты Р.Ф.Масагутова с сотр. и библиографию [2] в этом случае трубопроводы подачи воды будут заварены, заплавлены или зашлакованы кориумом или его компонентами; таким образом, шахта в процессе протекания тяжелой аварии останется сухой;
5) в случае отказа клапанов или выплавных пробок до момента поступления кориума в бетонную шахту произойдет полный залив бетонной шахты водой, последующее падение кориума в воду приведет к паровому взрыву и разрушению защитных барьеров;
6) при частичном заполнении штабеля балок водой до момента поступления кориума в бетонную шахту (заполнение водой возможно не только в результате отказа клапанов или расплавления пробок, но и в результате течи теплоносителя из корпуса реактора; в результате того, что дренаж из бетонной шахты не предусмотрен, уровень воды может находится на любой отметке, вплоть до полного залива бетонной шахты водой) возможно образование ударной волны парового взрыва внутри штабеля балок в результате поступления туда кориума;
7) в предлагаемом решении отсутствует защита от паровых взрывов при циклическом или многостадийном процессе поступления кориума в бетонную шахту, при которых может возникнуть ситуация, когда на первую порцию упавшего на штабель балок кориума подается вода; вода заполняет штабель балок, и после этого в воду падает вторая порция кориума из активной зоны; в этом случае невозможно избежать парового взрыва со всеми вытекающими последствиями;
8) конструкция бетонной шахты не пропорциональна: диаметр меньше ее высоты, что приводит к существованию направляющей поверхности для развития ударной волны в осевом направлении;
9) совокупность подводящих воду к бетонной шахте длинных горизонтальных каналов не может выполнять функцию кольцевого коллектора, так как гидравлически независимые каналы не могут одинаково демпфировать гидродинамические возмущения в бетонной шахте, эти каналы будут работать в различных режимах, что при сильных возмущениях давления может привести к их полному блокированию (не только механическому, но в том числе и гидродинамическому под воздействием обратных токов теплоносителя из бетонной шахты);
10) взаимодействие теплоносителя с кориумом при высоких температурах последнего может привести к возникновению локальных "качающихся" циркуляций с полной или частичной блокировкой поступающего по горизонтальным каналам в бетонную шахту теплоносителя, предназначенного для охлаждения кориума; возникновение и развитие такого рода режимов связано с отсутствием кольцевого раздающего коллектора, так как горизонтальные изолированные трубопроводы работают независимо с различной нагрузкой, зависящей от пространственного расположения кориума в бетонной шахте, и не могут обеспечить равномерное поступление охлаждающего теплоносителя.The disadvantages of the technical solution [1]
1) before the start, in the process and immediately after the corium enters the concrete mine, the mine remains dry, and only after the graphite blocks are heated, water is supplied to the concrete mine through automatic or remote controlled valves; valves, being an active system, do not allow the principle of passivity to be used and, in the event of failure, either for a common reason or as a result of local hydrodynamic influences, block the flow of water into a concrete shaft;
2) corks melting at high temperature, designed to protect valves and water supply pipelines, may not work in case of direct contact with oxidized or metallized corium, since with such contact a completely different mechanical and chemical state of materials is possible, in which brewing is possible pipelines formed by refractory oxides, clogging with dispersed slag in the form of fine granules, sand, scale, or the destruction of part of the pipeline, in the case of asymmetric distribution Corium distribution along the bottom of a concrete shaft;
3) if the cork nevertheless melts under the influence of corium, then the water coming under hydrostatic pressure into the corium can cause a steam explosion, since the volume of dispersion of the corium in the beam system is quite large;
4) the gradual filling of a dry stack of beams with corium is not guaranteed by the multi-row system, since there are a number of hydromechanical regimes of collapse of the bottom of the reactor vessel or jet outflow of corium (the viscosity of some typical types of corium is close to the viscosity of water), as a result of which direct contact of the corium with the bottom of concrete mines (the beam system [1] is a hydrodynamically transparent system for such outflow regimes, see experiments by R. F. Masagutov et al. and bibliography [2] in this case, pipelines odachi water will be welded, or intoxicated zaplavleny corium or its components, so that the shaft in the process flow of a severe accident will remain dry;
5) in the event of failure of valves or sludge plugs before the corium enters the concrete mine, the concrete mine will be completely filled with water, the subsequent fall of the corium into the water will lead to a steam explosion and the destruction of protective barriers;
6) when the stack of beams is partially filled with water until the corium enters the concrete mine (filling with water is possible not only as a result of valve failure or melting of plugs, but also as a result of coolant leakage from the reactor vessel; as a result of the fact that drainage from the concrete mine is not provided , the water level can be at any level, up to the full gulf of the concrete shaft with water), the formation of a shock wave of a steam explosion inside the stack of beams as a result of corium entering there;
7) in the proposed solution there is no protection against steam explosions during a cyclic or multi-stage process of corium entering a concrete mine, in which a situation may arise when water is supplied to the first portion of corium beams that have fallen on a stack; water fills the stack of beams, and then a second portion of corium from the core falls into the water; in this case, it is impossible to avoid a steam explosion with all the ensuing consequences;
8) the construction of the concrete shaft is not proportional: the diameter is less than its height, which leads to the existence of a guide surface for the development of the shock wave in the axial direction;
9) the set of long horizontal channels supplying water to the concrete shaft cannot function as an annular collector, since hydraulically independent channels cannot equally damp hydrodynamic disturbances in the concrete shaft, these channels will work in different modes, which, with strong pressure disturbances, can lead to complete blocking (not only mechanical, but also hydrodynamic under the influence of reverse coolant flows from a concrete mine);
10) the interaction of the coolant with the corium at high temperatures of the latter can lead to the occurrence of local "swaying" circulations with a complete or partial blockage of the coolant flowing through horizontal channels to the concrete shaft intended for cooling the corium; the emergence and development of such types of regimes is associated with the absence of an annular distribution manifold, since horizontal insulated pipelines operate independently with different loads, depending on the spatial arrangement of the corium in the concrete shaft, and cannot provide an even supply of cooling coolant.

Кроме того, известна система защиты для ядерного реактора на атомных станциях [3] которая содержит конструкцию, расположенную под реактором и погруженную в холодную жидкость, конструкция преграждает движение расплавленного материала кориума из реактора на пол подреакторного помещения таким образом, что расплавленный материал окончательно распределяется на большой площади в элементах конструкции и отдает свое тепло охлаждающей жидкости. In addition, there is a known protection system for a nuclear reactor at nuclear power plants [3] which contains a structure located under the reactor and immersed in cold liquid, the structure blocks the movement of molten corium material from the reactor onto the floor of the subreactor chamber in such a way that the molten material is finally distributed over a large area in the structural elements and gives its heat to the coolant.

Недостатки технического решения [3]
1) представленная в [3] конструкция находится в воде и при падении кориума с большой высоты обеспечивает его быстрое торможение в верхнем слое воды и эффективное перемешивание с водой, чем достигается ускоренное развитие и распространение ударной волны парового взрыва, которая в данной конструкции может привести не только к разрушению бетонной шахты, но и значительным повреждениям других защитных барьеров;
2) при струйном истечении или дискретном падении порций кориума возможно зарождение и развитие ударных волн внутри конструкции [3] причем балочная система, из которой выполнена конструкция, не является преградой на пути прохождения ударных волн и не способна защитить бетонную шахту от разрушения, так как для фронта распространения ударной волны такая конструкция является гидродинамически прозрачной и не обладает заметным сопротивлением, способным затормозить развитие и продвижение ударной волны [2]
3) при использовании в конструкции [3] системы защиты балочной системы с плотной горизонтальной многорядной упаковкой или пакета перфорированных листов возможна ситуация (и она будет тем вероятней, чем плотнее горизонтальные балочные перекрытия, или чем меньше проходное сечение дырчатых листов), когда кориум, пройдя несколько вертикальных слоев балок, рассредоточится и смешается с холодной водой, при этом образовавшаяся ударная волна, не имея возможности обогнуть балочную систему и выйти в бетонную шахту, разрушит конструкцию системы защиты, бетонную шахту и вызовет повреждения или разрушения защитных барьеров;
4) в случае струйного истечения кориума из корпуса реактора в конструкцию системы защиты [3] возникает ситуация, при которой постепенное вытекание кориума приводит к заполнению ограниченной по радиусу области конструкции, так как на периферии эта область охлаждается пароводяной смесью с образованием гарнисажа (гарнисаж твердая корка, состоящая в основном из окислов, в том числе и тугоплавких, и других твердых соединений, теплофизические свойства которой изменяются по толщине, это изменение обусловлено структурой корки: слоистостью, газовыми пузырями, трещинами, пористостью, плотными и прочными включениями и др.), а в центре перегретым паром, то поступление кориума из корпуса реактора в конструкцию будет сопровождаться разогревом и увеличением аксиальных размеров этой области, при этом под действием струйного истечения область практически сухого взаимодействия кориума и конструкции системы защиты, достигнув пола бетонной шахты, захватывает строительный бетон и выходит за пределы гермозоны;
5) использование для предотвращения прямого попадания кориума в воду ложного днища, расположенного под днищем корпуса реактора и над уровнем воды в бетонной шахте, не приведет к радикальной защите оборудования от паровых взрывов, так как и в случае отрыва днища, и в случае его разрушения кориум разогреет и проплавит или разрушит сухое ложное днище и обрушится в воду, что приведет к паровому взрыву со всеми вытекающими последствиями;
6) выполненные каналы в ложном днище для струйного пропускания кориума должны, по мнению авторов, предотвратить падение кориума в воду и воспрепятствовать развитию парового взрыва, однако при отрыве днища корпуса реактора эти каналы перестают выполнять свои функции, так как перекрываются оторвавшимся днищем, а возможное последующее струйное истечение кориума может привести к нежелательному забросу воды на ложное днище (от этого эффекта конструкция не защищена), что ведет к попаданию воды на поверхность расплавленного кориума, локальному повышению давления и обрушению всей разогретой конструкции вместе с жидким кориумом в воду, вследствие чего происходит прямой контакт кориума с водой, образование и распространение ударной волны парового взрыва с описанными выше последствиями.The disadvantages of the technical solution [3]
1) the design presented in [3] is in water and, when the corium falls from a great height, provides its rapid braking in the upper water layer and effective mixing with water, which ensures the accelerated development and propagation of a shock wave of a steam explosion, which in this design may not not only the destruction of the concrete shaft, but also significant damage to other protective barriers;
2) during jet outflow or a discrete drop in portions of corium, the nucleation and development of shock waves within the structure is possible [3] and the beam system from which the structure is made is not an obstacle to the passage of shock waves and is not able to protect the concrete shaft from destruction, since shock wave propagation front such a design is hydrodynamically transparent and does not have a noticeable resistance that can inhibit the development and advancement of the shock wave [2]
3) when using the protection system of a beam system with tight horizontal multi-row packaging or a package of perforated sheets in design [3], a situation is possible (and it will be more likely the denser the horizontal beam ceilings, or the smaller the through section of the hole sheets) when passing through several vertical layers of beams, disperse and mix with cold water, while the resulting shock wave, not being able to go around the beam system and go into a concrete shaft, will destroy the system Ita, concrete shaft and cause damage or destruction of protective barriers;
4) in the case of jet flow of the corium from the reactor vessel into the design of the protection system [3], a situation arises in which the gradual leakage of the corium leads to the filling of the radius-limited region of the structure, since at the periphery this region is cooled by a steam-water mixture with the formation of a skull (crust hard crust , consisting mainly of oxides, including refractory, and other solid compounds, the thermophysical properties of which vary in thickness, this change is due to the structure of the crust: layering, gas bubbles, cracks, porosity, dense and solid inclusions, etc.), and superheated steam in the center, the entry of the corium from the reactor vessel into the structure will be accompanied by heating and an increase in the axial dimensions of this region, while under the action of the jet outflow the region of practically dry interaction corium and the design of the protection system, reaching the floor of a concrete mine, captures building concrete and goes beyond the confines of the containment zone;
5) the use of a false bottom located under the bottom of the reactor vessel and above the water level in the concrete mine to prevent direct ingress of corium into the water will not lead to radical protection of the equipment from steam explosions, as in the case of separation of the bottom and in case of destruction of the corium heats and melts or destroys the dry false bottom and falls into the water, which will lead to a steam explosion with all the ensuing consequences;
6) the made channels in the false bottom for jet passage of the corium should, according to the authors, prevent the corium from falling into the water and prevent the development of a steam explosion, however, when the bottom of the reactor vessel is torn off, these channels cease to fulfill their functions, as they are blocked by the torn bottom, and the possible subsequent jet outflow of corium can lead to undesirable throwing of water on the false bottom (the structure is not protected from this effect), which leads to water entering the surface of the molten corium, local increase pressure and collapse of the entire heated structure together with liquid corium into water, as a result of which the corium contacts directly with water, the formation and propagation of a shock wave of a steam explosion with the consequences described above.

Известно устройство реакторная установка [4] состоящее из: гермозоны, реактора, парогенераторов, главных циркуляционных насосов, компенсатора объема, главных циркуляционных трубопроводов, гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны, насосов низкого и высокого давления системы безопасности, подпиточных насосов системы нормальной эксплуатации, соединяющих трубопроводов, фермы опорной, расположенной под зоной патрубков корпуса реактора, теплоизоляции цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкции сухой защиты, трубопроводов подачи воздуха, крупногабаритных деталей защиты днища корпуса реактора, под реакторного помещения, разделенного на два этажа площадкой обслуживания, механизма поворота для осмотра корпуса реактора, люка-лаза с наружной и внутренней гермодверями, соединенного с обслуживающим помещением, кабельных проходок для подвода электроэнергии в подреакторное помещение. A device is known for a reactor installation [4] consisting of: a pressure zone, a reactor, steam generators, main circulation pumps, a volume compensator, main circulation pipelines, hydraulic reservoirs of the emergency core cooling system, low and high pressure pumps of the safety system, make-up pumps of the normal operation system, connecting pipelines , support truss located under the zone of nozzles of the reactor vessel, thermal insulation of the cylindrical part of the reactor vessel, dry protection metal s, air supply pipelines, large-sized parts for protecting the bottom of the reactor vessel, under the reactor room, divided into two floors by a service platform, a rotation mechanism for inspecting the reactor vessel, manhole with external and internal pressure doors, connected to the service room, cable penetrations for power supply in the subreactor room.

Недостатки технического решения [4]
1) защитная оболочка реакторной установки [4] в процессе протекания тяжелой аварии не защищена от разрушения при паровых взрывах, которые могут происходить в бетонной шахте реактора в случаях разрушения корпуса реактора и падения расплава активной зоны в воду, находящуюся в бетонной шахте; бетонная шахта реакторной установки [4] не защищена от затопления теплоносителем в процессе протекания тяжелой аварии, а система дренажа не может обеспечить в авариях с полным обесточиванием или в авариях с большими течами дренирование поступающего в бетонную шахту теплоносителя;
2) защитная оболочка реакторной установки [4] в процессе протекания тяжелой аварии не защищена ни от разрушения при падении кориума в сухую бетонную шахту, ни от размывания при струйном истечении кориума из корпуса реактора;
3) нет возможности осуществлять контролируемое управляемое охлаждение кориума при выходе его за пределы корпуса реактора, контролировать химический состав, скорость эрозии бетона, предотвратить возникновение повторной критичности при заливе кориума теплоносителем с недостаточным содержанием поглотителя; предотвратить возникновение взрывов водородосодержащих смесей.The disadvantages of the technical solution [4]
1) the protective shell of the reactor installation [4] during the course of a severe accident is not protected from destruction during steam explosions that can occur in the concrete shaft of the reactor in cases of destruction of the reactor vessel and the fall of the core melt into the water in the concrete shaft; the concrete shaft of the reactor plant [4] is not protected from flooding by the coolant during a severe accident, and the drainage system cannot provide drainage of the coolant entering the concrete shaft in accidents with complete blackout or in accidents with large leaks;
2) the protective shell of the reactor installation [4] during the course of a severe accident is not protected neither from destruction when the corium falls into a dry concrete shaft, nor from erosion during jet flow of the corium from the reactor vessel;
3) it is not possible to carry out controlled controlled cooling of the corium when it leaves the reactor vessel, to control the chemical composition, concrete erosion rate, and prevent the occurrence of repeated criticality when the corium is filled with a coolant with insufficient absorber content; prevent the occurrence of explosions of hydrogen-containing mixtures.

По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, устройство [4] является наиболее близким аналогом и взято за прототип. By the totality of features, including design features, the device [4] is the closest analogue and is taken as a prototype.

Целью предлагаемого изобретения является создание системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа при строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, обеспечивающей повышение надежности удержания кориума в бетонной тахте реактора в пределах гермозоны в авариях с разрушением активной зоны и выходом кориума за пределы корпуса реактора. The aim of the invention is the creation of a protection system for the protective shell of a water-water reactor type during the construction of new nuclear power plants with VVER-type reactors, which increases the reliability of corium retention in the concrete ottoman of the reactor within the containment zone in accidents with core destruction and corium leaving the enclosure the reactor.

Эта задача решается для проектируемых блоков АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР, для которых основными принципами создания системы защиты защитной оболочки являются:
1) принцип наружного водяного, пароводяного и парогазового охлаждения корпуса реактора;
2) принцип максимального использования особенностей конструкции бетонной шахты и обслуживающих систем для организации естественной циркуляции теплоносителя между бетонной шахтой и полом боксов парогенераторов.This problem is solved for the designed units of nuclear power plants with pressurized water reactors of the WWER type, for which the basic principles of creating a containment protection system are:
1) the principle of external water, steam-water and gas-vapor cooling of the reactor vessel;
2) the principle of maximum use of the design features of the concrete mine and service systems for organizing the natural circulation of the coolant between the concrete mine and the floor of the steam generator boxes.

Предлагаемая система защиты защитной оболочки выполняет свои функции в условиях:
1) быстрого или медленного непрерывного поступления воды в бетонную шахту в любой момент протекания аварии, как от систем безопасности, систем нормальной эксплуатации, так и в результате разрушений элементов оборудования реакторной установки;
2) полного или частичного залива бетонной шахты водой;
3) периодического (импульсного) поступления воды в бетонную шахту;
4) воздушного охлаждения (используется как постоянная или временная мера до подачи газа в бетонную шахту).The proposed containment protection system performs its functions in the following conditions:
1) fast or slow continuous flow of water into a concrete mine at any time during the accident, both from safety systems, normal operation systems, and as a result of destruction of reactor equipment components;
2) full or partial gulf of a concrete mine with water;
3) periodic (pulsed) flow of water into the concrete shaft;
4) air cooling (used as a permanent or temporary measure until gas is supplied to the concrete shaft).

5) водовоздушного охлаждения, при одновременном поступлении в подреакторное помещение газа и охлаждающего теплоносителя (используется для предотвращения паровых взрывов на начальной стадии водяного охлаждения кориума в подреакторном помещении в авариях, развивавшихся по "сухому" сценарию). 5) water-air cooling, at the same time as gas and a coolant enter the subreactor room (used to prevent steam explosions at the initial stage of water cooling of the corium in the subreactor room in accidents developed according to the “dry” scenario).

Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа обеспечивает:
1) естественную водяную, пароводяную и парогазовую циркуляцию охлаждающего теплоносителя в бетонной шахте с кориумом,
2) контролируемый химический состав,
3) контролируемый рост давления при контакте кориума с теплоносителем,
4) ограничение влияния паровых и водородных взрывов на процесс локализации и охлаждения кориума, вследствие чего появляется возможность обеспечить надежную локализацию, удержание и охлаждение кориума в пределах гермозоны.The protection system of the protective shell of the reactor plant of the water-water type provides:
1) natural water, steam and gas-vapor circulation of the cooling coolant in a concrete shaft with a corium,
2) controlled chemical composition,
3) a controlled increase in pressure upon contact of the corium with the coolant,
4) limiting the effect of steam and hydrogen explosions on the process of localization and cooling of the corium, as a result of which it becomes possible to ensure reliable localization, retention and cooling of the corium within the containment zone.

Процесс поступления кориума в бетонную шахту сводится к двум различным механизмам, он начинается:
1) с проплавления или разрушения днища или боковой поверхности корпуса реактора;
2) с разрушения сварного шва и обрыва всего днища корпуса реактора.The process of entering corium into a concrete shaft comes down to two different mechanisms, it begins:
1) with the penetration or destruction of the bottom or side surface of the reactor vessel;
2) with the destruction of the weld and breakage of the entire bottom of the reactor vessel.

Эти два процесса определяют два различных механизма поступления кориума или разрушенных твердых обломков активной зоны в бетонную шахту:
1) механизм струйного истечения кориума;
2) механизм обрушения со значительным перекрытием проходного сечения системы защиты защитной оболочки.These two processes determine two different mechanisms for the entry of corium or destroyed solid core fragments into a concrete shaft:
1) the mechanism of the jet expiration of the corium;
2) a collapse mechanism with significant overlap of the passage section of the containment protection system.

Процесс протекания тяжелой аварии сопровождается различными отказами или непроектными периодическими срабатываниями систем безопасности и систем нормальной эксплуатации. В результате отказов или непроектных режимов работы этих систем к моменту выхода кориума в бетонную шахту в ней может содержаться любое (по уровню) количество теплоносителя. Бетонная шахта может быть:
1) полностью залита водой;
2) неполностью залита водой;
3) залита водой;
4) неполностью залита водой только под опорной конструкцией в зоне дренажа.The process of a severe accident is accompanied by various failures or non-projected periodic alarms of security systems and normal operation systems. As a result of failures or non-design modes of operation of these systems, by the time the corium enters the concrete shaft, it may contain any (by level) amount of coolant. Concrete mine can be:
1) completely flooded with water;
2) not completely flooded with water;
3) flooded with water;
4) it is not completely filled with water only under the supporting structure in the drainage zone.

Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. The technical result of the invention is to increase the safety of a nuclear power plant in the event of the destruction of the active zone and the exit of the corium outside the reactor vessel.

Изобретение поясняется фиг. 1-4. The invention is illustrated in FIG. 1-4.

Технический результат достигается за счет того, что система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, содержащая гермозону 1, реактор 2, боксы парогенераторов 3, ферму опорную 4, расположенную под зоной патрубков 5 корпуса реактора, теплоизоляцию 6 цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкцию 7 сухой защиты, трубопроводы подачи воздуха 8, бетонную шахту 9 с подреакторным помещением 10, люк-лаз 11, с наружной 12 и внутренней 13 гермодверями, собрана в следующем порядке:
в бетонной шахте 9 на уровне пола подреакторного помещения 10 выполнен кольцевой реактор 14, верхняя часть которого выполнена в виде купола с ребрами жесткости 15, делящими кольцевой реактор 14 на сектора и обеспечивающими герметичность этих секторов между собой с сохранением компенсирующих функций при частичном разрушении кольцевого коллектора, соединенного в своей нижней части с подреакторным помещением 10 широкопрофильными проходками 16 для пропускания воды в виде окон, арок;
в бетонной шахте 9 выполнено устройство для подвода теплоносителя 17 в бетонную шахту 9, состоящее не менее, чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов, радиальных щелей, соединяющее боксы парогенераторов 3 и кольцевой коллектор 14;
в бетонной шахте выполнено устройство для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9, состоящее не менее, чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов, радиальных щелей, соединяющее верхнюю часть бетонной шахты 9 и боксы парогенераторов 3;
в верхние части каналов устройства для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9 установлены водяные контейнеры нейтронной защиты 40, выполненные в виде тонкостенных герметичных по воде оболочек;
напротив входов в каналы устройства для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9 установлены отбойные щитки 42, наклоненные к вертикальной оси под углом в пределах 5-15 град, нижние концы которых направлены в сторону стены бетонной шахты 9;
в подреакторном помещении 10 установлена прочная на разрыв и смятие корзина 19 защищающая стены подреакторного помещения 10 от ударных нагрузок и прямого теплового контакта с кориумом, причем, цилиндрическая' часть корзины 19 установлена с зазором не менее 50 мм к стенам подреакторного помещения 10 для воздушного охлаждения подреакторного помещения 10, для гашения ударных нагрузок и для прохода охлаждающего теплоносителя при разрушении крышки-ограничителя 29, выполненная 'из листов, труб, швеллеров, двутавров, коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых соединений между элементами корзины;
между днищем корзины 19 и полом подреакторного помещения 10 установлены противоударные упругопластичные амортизаторы 32, выполненные из гнутых профилей, тороидальных колец;
в выполненном зазоре между корзиной 19 и стенами подреакторного помещения 10 установлены упругопластичные ребра-ограничители 34 в виде труб, коробчатых конструкций, гнутых профилей, выполняющие защитные функции и предохраняющие корзину 19 от смещения и перекрытия зазора;
вверху и внизу цилиндрической части установленной корзины 19, выполнена перфорация высотой не менее 300 мм;
напротив выполненного кольцевого коллектора 14, для пропуска воды выполнены проходки в виде широкопрофильной перфорации, окон, арок, обращенных внутрь патрубков;
в верхней цилиндрической части корзины 19 выполнена узкопрофильная перфорация для воздушного охлаждения подреакторного помещения 10 или охлаждения контролируемыми протечками теплоносителя;
между стеной бетонной шахты 9 выше широкопрофильных проходок 16 и стеной корзины 19 по всему периметру корзины 19 установлен дросселирующий элемент 41, выравнивающий гидравлические сопротивления двух трактов: цилиндрической щели между стеной бетонной шахты 9 и установленной корзиной 19 и тракта внутри корзины 19 до выполненной вверху корзины перфорации;
на днище корзины 19 установлен дренаж 20 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров, перфорированных коробчатых конструкций;
Дренаж 20 предназначен для гарантированного подвода охлаждающей воды при различных вариантах развития аварии с учетом обрушения, смятия, расплавления и диспергирования вышерасположенных элементов системы защиты защитной оболочки;
дренаж 20 выполнен с ограничителем 33 в виде сварных, болтовых соединений между элементами дренажа 20 для предотвращения смещений и самоблокирования элементов дренажа 20, что необходимо для сохранения гарантированных проходных сечений для подачи охлаждающего теплоносителя в бетонную шахту снизу под элементы системы защиты защитной оболочки реакторной установки;
на установленном дренаже 20 установлена опорная конструкция 21 в виде решетки или перфорированного листа, которая предназначена для удержания элементов системы защиты, защиты пола бетонной шахты 9 от прямого контакта с кориумом, демпфирования гидроударов и механических ударных нагрузок, связанных с падением кориума, с отрывом днища корпуса реактора 2 или внутрикорпусных устройств реактора;
опорная конструкция 21 выполнена для разделения водяного и парогазового объемов бетонной шахты 9 в процессе протекания тяжелой аварии;
установленная опорная конструкция 21 жестко связана с цилиндрической стеной и днищем корзины 19 с помощью сварных, болтовых соединений;
на днище корзины 19 установлено не менее двух независимых коллекторов подачи газа 22;
в выполненных каналах устройства для подвода теплоносителя 17 в бетонную шахту 9 установлены трубопроводы 23, соединенные с коллекторами подачи газа 22;
на установленных коллекторах подачи газа 22 установлены патрубки 24 подачи газа в нижнюю часть корзины 19;
на установленную опорную конструкцию 21, вплотную к цилиндрической части корзины 19, вплотную друг к другу, занимая весь объем корзины 19, установлены тугоплавкие элементы 25 с пустотами в виде вертикальных глухих отверстий 26, сквозных вертикальных отверстий 27 и горизонтальных канавок 28 для прохода охлаждающего теплоносителя, причем, тугоплавкие элементы в виде Т-образных, прямоугольных, П-образных кирпичей установлены слоями с образованием в совокупности каналов в горизонтальном и вертикальном направлениях для рассредоточения кориума, вертикальные глухие отверстия 26, установленные в верхнем положении, образуют внутренние локальные газовые компенсаторы паровых и водородных взрывов, а установленные в нижнем положении накопители для кориума;
оси вертикальных отверстий 27 на смежных кирпичах 25 смещены друг относительно друга;
кирпичи выполнены из диоксидциркониевого гидратационного твердения бетона с введенным в него поглотителем нейтронов;
кирпичи имеют Т-образную форму, выполнение кирпичей 25 из тугоплавкого материала Т-образной формы позволяет уложить их "взамок" и затрудняет их выброс локальными паровыми и водородными взрывами;
тугоплавкие элементы 25 предназначены для:
рассредоточения и поглощения кориума;
снижения его температуры начала плавления (температура solidus) при "сухом" варианте развития аварии;
введения в систему кориум-теплоноситель поглотителей нейтронов для предотвращения повторной критичности при заливе кориума водой;
изменения фазового состава кориума при расплавлении тугоплавких элементов 25;
обеспечения растрескивания при охлаждении химически прореагировавшего с тугоплавкими элементами 25 кориума с образованием диспергированной структуры для последующего охлаждения в режиме пористого тела либо в режиме крупнодисперсной структуры;
на установленные в корзину 19 тугоплавкие элементы 25, вплотную к цилиндрической стене бетонной шахты 9, с ограниченным зазором до наружной поверхности днища корпуса реактора 2, в пределах 140-450 мм и с повторением его профиля, установлена герметичная по воде прочная на смятие и разрыв крышка-ограничитель 29, выполненная из листов, труб, швеллеров, двутавров, коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых соединений между элементами крышки-ограничителя 29, с центральным отверстием в крышке-ограничителе 29, выполненном в пределах 0,5-5 кв.м, для прохода теплоносителя;
установленная крышка-ограничитель 29 жестко связана с цилиндрической стеной корзины 19 с помощью сварных, болтовых соединений;
установленная крышка-ограничитель 29 выполнена с радиальными ребрами 35, расположенными вдоль днища корпуса реактора 2 и повторяющими его профиль, с зазором до наружной поверхности днища в пределах 50-150 мм,
по периметру верхней образующей установленной крышки- ограничителя 29, обращенной в сторону фермы опорной 4 и расположенной вблизи цилиндрической стены корзины 19, симметрично установлено не менее двух мембран 37, рассчитанных на избыточное давление не более 0,5 МПа суммарным проходным сечением не менее 0,2 м2;
днище установленной крышки-ограничителя 29 выполнено под углом наклона к центру крышки-ограничителя 29 не менее 15 град. при этом поверхность контакта крышки-ограничителя 29 с тугоплавкими элементами 25 есть наклоненная к центру крышки-ограничителя 29 воронка, нижнее сечение которой расположено на оси симметрии крышки-ограничителя 29, а верхнее сечение на расстоянии радиуса от ее оси;
внутри установленной крышки-ограничителя 29 с зазором не менее 50 мм до внутренней стороны поверхности крышки-ограничителя 29, обращенной к днищу корпуса реактора 2, установлен воздушный компенсатор паровых и водородных взрывов 30, герметичный по воде со стороны, обращенной к днищу корпуса реактора 2 и со стороны, обращенной к цилиндрической стене бетонной шахты 9,
в зазоре между внутренней стороной поверхности установленной крышки-ограничителя 29, обращенной к днищу корпуса реактора 2, и наружной стороной поверхности установленного воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 выполнены ребра жесткости 36, препятствующие перекрытию зазора или повреждению воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 при упругих формоизменениях обращенной к днищу корпуса реактора 2 поверхности крышки-ограничителя 29,
по периметру верхней образующей установленного воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 симметрично установлено не менее двух мембран 38, рассчитанных на избыточное давление не более 0,5 МПа суммарным проходным сечением не менее 0,2 м2;
воздушный компенсатор паровых и водородных взрывов 30 выполнен в форме симметрично расположенных герметичных упругих цилиндрических секторов, выполненных с учетом общего количества установленных на воздушном компенсаторе паровых и водородных взрывов 30 мембран 38,
в установленном воздушном компенсаторе паровых и водородных взрывов 30 установлено не менее одного гидродинамического гасителя 39, выполненного в виде перфорированного листа, гибких мембран, упругоразмыкаемых пластин;
на полу люка-лаза 11, между наружной 12 и внутренней 13 гермодверями, с конструктивным зазором к ним, вплотную к стенам и потолку люка-лаза 11, установлены термостойкие тугоплавкие элементы 31 в виде прямоугольных или профилированных элементов;
заполнение люка-лаза 11 термостойкими тугоплавкими элементами 31 выполняется для:
повышения термической стойкости к проплавлению люка-лаза 11 при "сухом" варианте развития тяжелой аварии;
повышения динамической устойчивости люка-лаза 11 при воздействии на него ударных нагрузок.The technical result is achieved due to the fact that the protection system of the protective shell of the reactor plant of the water-water type, containing a containment zone 1, a reactor 2, boxes of steam generators 3, a support farm 4 located under the area of nozzles 5 of the reactor vessel, thermal insulation 6 of the cylindrical part of the reactor vessel, metal construction 7 dry protection, air supply pipelines 8, concrete shaft 9 with subreactor room 10, manhole 11, with external 12 and internal 13 hermetic doors, assembled in the following order:
in the concrete shaft 9, at the floor level of the subreactor room 10, a ring reactor 14 is made, the upper part of which is made in the form of a dome with stiffening ribs 15, dividing the ring reactor 14 into sectors and ensuring the tightness of these sectors among themselves while maintaining compensating functions with partial destruction of the ring collector, connected in its lower part to the subreactor room 10 with wide-profile penetrations 16 for passing water in the form of windows, arches;
in the concrete shaft 9, a device is made for supplying the coolant 17 to the concrete shaft 9, consisting of at least two channels in the form of wells, pipelines, radial slots, connecting the boxes of the steam generators 3 and the annular collector 14;
in a concrete mine, a device for removing coolant 18 from a concrete mine 9 is made, consisting of at least two channels in the form of wells, pipelines, radial slots, connecting the upper part of the concrete mine 9 and the boxes of the steam generators 3;
in the upper parts of the channels of the device for removing the coolant 18 from the concrete shaft 9, water containers of neutron protection 40 are installed, made in the form of thin-walled water-tight shells;
opposite the entrances to the channels of the device for removal of the coolant 18 from the concrete shaft 9, baffle plates 42 are installed, inclined to the vertical axis at an angle of 5-15 degrees, the lower ends of which are directed towards the wall of the concrete shaft 9;
in the subreactor room 10, a basket 19, which is tearproof and crushproof, is installed that protects the walls of the subreactor room 10 from shock loads and direct thermal contact with the corium; moreover, the cylindrical part of the basket 19 is installed with a gap of at least 50 mm to the walls of the subreactor room 10 for air cooling of the subreactor premises 10, for absorbing shock loads and for the passage of the cooling fluid during the destruction of the cap-limiter 29, made of sheets, pipes, channels, I-beams, box structures using Varney, bolt connections between the elements of the basket;
between the bottom of the basket 19 and the floor of the subreactor room 10 installed shockproof elastoplastic shock absorbers 32 made of bent profiles, toroidal rings;
in the gap between the basket 19 and the walls of the subreactor room 10, elastoplastic stop ribs 34 are installed in the form of pipes, box structures, bent profiles that perform protective functions and protect the basket 19 from displacement and overlap of the gap;
at the top and bottom of the cylindrical part of the installed basket 19, perforation is made with a height of at least 300 mm;
opposite the performed annular collector 14, for water passage, penetrations were made in the form of wide-profile perforations, windows, arches facing the nozzles;
in the upper cylindrical part of the basket 19, narrow-profile perforation is performed for air cooling of the subreactor room 10 or cooling with controlled coolant leaks;
between the wall of the concrete shaft 9 above the wide-profile penetrations 16 and the wall of the basket 19, a throttling element 41 is installed around the perimeter of the basket 19, aligning the hydraulic resistance of two paths: a cylindrical gap between the wall of the concrete shaft 9 and the installed basket 19 and the path inside the basket 19 to the perforation basket above ;
on the bottom of the basket 19, a drainage 20 is installed in the form of perforated pipes, perforated channels, I-beams, perforated box structures;
Drainage 20 is intended for a guaranteed supply of cooling water for various variants of the development of the accident, taking into account the collapse, crushing, melting and dispersion of the above elements of the containment protection system;
drainage 20 is made with a limiter 33 in the form of welded, bolted connections between drainage elements 20 to prevent displacements and self-blocking of drainage elements 20, which is necessary to maintain guaranteed flow cross sections for supplying cooling coolant to the concrete shaft from below under the elements of the reactor containment protection system;
on the installed drain 20, a support structure 21 is installed in the form of a lattice or perforated sheet, which is designed to hold the elements of the protection system, protect the floor of the concrete shaft 9 from direct contact with the corium, dampen water shocks and mechanical shock loads associated with the fall of the corium, with the separation of the bottom of the body reactor 2 or reactor internals;
the supporting structure 21 is made to separate the water and gas-vapor volumes of the concrete mine 9 in the course of a severe accident;
the installed supporting structure 21 is rigidly connected with the cylindrical wall and the bottom of the basket 19 using welded, bolted joints;
at least two independent gas supply manifolds 22 are installed on the bottom of the basket 19;
pipelines 23 connected to gas supply manifolds 22 are installed in the channels of the device for supplying the coolant 17 to the concrete shaft 9;
on the installed gas supply manifolds 22, gas supply pipes 24 are installed in the lower part of the basket 19;
on the installed supporting structure 21, close to the cylindrical part of the basket 19, close to each other, occupying the entire volume of the basket 19, refractory elements 25 are installed with voids in the form of vertical blind holes 26, through vertical holes 27 and horizontal grooves 28 for the passage of cooling coolant, moreover, refractory elements in the form of T-shaped, rectangular, U-shaped bricks are installed in layers with the formation of a combination of channels in horizontal and vertical directions for the dispersion of the corium, vertical blind holes 26, installed in the upper position, form the internal local gas compensators for steam and hydrogen explosions, and installed in the lower position drives for corium;
the axis of the vertical holes 27 on adjacent bricks 25 are offset from each other;
bricks are made of zirconia hydration hardening concrete with a neutron absorber introduced into it;
the bricks are T-shaped, the implementation of the bricks 25 from the refractory material of the T-shape allows you to lay them “in the back” and makes it difficult to eject them with local steam and hydrogen explosions;
refractory elements 25 are intended for:
dispersion and absorption of corium;
lowering its melting onset temperature (solidus temperature) in the “dry” version of the development of the accident;
introducing neutron absorbers into the corium coolant system to prevent repeated criticality when the corium is filled with water;
changes in the phase composition of the corium during the melting of refractory elements 25;
providing cracking during cooling of the chemically reacted with refractory elements 25 corium with the formation of a dispersed structure for subsequent cooling in the porous body mode or in the mode of coarse-grained structure;
on the refractory elements 25 installed in the basket 19, close to the cylindrical wall of the concrete shaft 9, with a limited gap to the outer surface of the bottom of the reactor vessel 2, in the range of 140-450 mm and with a repetition of its profile, a cover sealed by water, which is strong and crushproof the limiter 29, made of sheets, pipes, channels, I-beams, box structures using welded, bolted connections between the elements of the cover-limiter 29, with a Central hole in the cover-limiter 29, made in the range of 0.5-5 square meters, for P ohoda coolant;
the installed stopper lid 29 is rigidly connected to the cylindrical wall of the basket 19 by means of welded, bolted joints;
the installed cap-stop 29 is made with radial ribs 35 located along the bottom of the reactor vessel 2 and repeating its profile, with a gap to the outer surface of the bottom within 50-150 mm,
along the perimeter of the upper generatrix of the installed stopper cap 29, facing the supporting truss 4 and located near the cylindrical wall of the basket 19, at least two membranes 37 are installed symmetrically, designed for an overpressure of not more than 0.5 MPa with a total flow area of at least 0.2 m 2 ;
the bottom of the installed cap-stop 29 is made at an angle of inclination to the center of the cap-stop 29 at least 15 degrees. the contact surface of the cap-stopper 29 with refractory elements 25 is a funnel inclined to the center of the cap-stopper 29, the lower section of which is located on the axis of symmetry of the cap-stopper 29, and the upper section is at a distance of the radius from its axis;
inside the installed limiter cap 29 with a gap of at least 50 mm to the inner side of the surface of the limiter cap 29 facing the bottom of the reactor vessel 2, an air compensator for steam and hydrogen explosions 30 is installed, which is sealed by water from the side facing the bottom of the reactor vessel 2 and from the side facing the cylindrical wall of the concrete shaft 9,
stiffeners 36 are made in the gap between the inner side of the surface of the installed restrictor cap 29 facing the bottom of the reactor vessel 2 and the outer side of the surface of the installed air compensator for steam and hydrogen explosions 30, preventing the gap from overlapping or damage to the air compensator of steam and hydrogen explosions 30 during elastic changes to the bottom of the reactor vessel 2 of the surface of the cap-limiter 29,
along the perimeter of the upper generatrix of the installed air compensator for steam and hydrogen explosions 30 symmetrically installed at least two membranes 38, designed for an overpressure of not more than 0.5 MPa with a total flow area of at least 0.2 m 2 ;
the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 is made in the form of symmetrically located sealed elastic cylindrical sectors, taking into account the total number of membranes 38 installed on the air compensator for steam and hydrogen explosions 30,
in the installed air compensator for steam and hydrogen explosions 30, at least one hydrodynamic absorber 39 is installed, made in the form of a perforated sheet, flexible membranes, elastically wound plates;
on the floor of the manhole 11, between the external 12 and internal 13 hermetic doors, with a constructive gap to them, close to the walls and ceiling of the manhole 11, heat-resistant refractory elements 31 are installed in the form of rectangular or shaped elements;
filling the manhole 11 with heat-resistant refractory elements 31 is performed for:
increasing thermal resistance to penetration of the manhole 11 in the "dry" version of the development of a severe accident;
increase the dynamic stability of the manhole 11 when exposed to shock loads.

Процесс протекания тяжелой аварии, сопровождающийся разрушением активной зоны, условно можно разделить на две крупные стадии:
1) на первой стадии кориум находится внутри корпуса реактора 2 (к этой стадии относится авария с отрывом днища корпуса реактора, так как при этом само днище в направлении вертикальной оси перемещается незначительно, упираясь в радиальные ребра 35 крышки-ограничителя 29 и кориум до разрушения днища остается внутри корпуса реактора 2);
2) на второй стадии кориум находится в бетонной шахте 9 (к этой стадии относится авария с боковым разрушением корпуса реактора 2, при которой кориум вытекает со стороны боковой поверхности корпуса; на этой стадии днище сохраняет свою целостность дольше, чем боковая поверхность корпуса реактора 2).The process of a severe accident, accompanied by the destruction of the active zone, can conditionally be divided into two major stages:
1) at the first stage, the corium is located inside the reactor vessel 2 (the accident with the separation of the bottom of the reactor vessel refers to this stage, since the bottom itself moves slightly in the direction of the vertical axis, abutting against the radial ribs 35 of the cap-stop 29 and the corium until the bottom is destroyed remains inside the reactor vessel 2);
2) in the second stage, the corium is in the concrete shaft 9 (an accident with lateral destruction of the reactor vessel 2 refers to this stage, in which the corium flows from the side of the vessel’s surface; at this stage, the bottom retains its integrity longer than the side surface of the reactor vessel 2) .

На первой стадии тяжелой аварии поступление кориума на днище корпуса реактора 2, приводит к разогреву корпуса. В условиях нормальной эксплуатации корпус изнутри омывается теплоносителем с температурой около 300 град. С. Тяжелая авария с разрушением активной зоны возможна при недостаточном охлаждении тепловыделяющих элементов (твэлов), что может быть связано с разрушением первого контура, отказом элементов системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ) и другими причинами, приводящими к сверхпроектным отказам оборудования и систем реакторной установки (РУ). При разрушении корпуса реактора 2, элементов второго контура, (находящихся в пределах гермозоны (не показаны), теплоноситель поступает на пол боксов парогенераторов. По каналам устройства для подвода теплоносителя 17 в бетонную шахту 9 теплоноситель поступает в кольцевой коллектор 14 и далее в корзину 19. Заполнение теплоносителем бетонной шахты 9 производится снизу, что необходимо для постепенного вытеснения воздуха из корзины и пространства вокруг корпуса реактора. Такой порядок заполнения обеспечивается специальным расположением каналов устройства для подвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9. Заполнение каналов устройства для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9 приводит к всплытию водяных контейнеров защиты 40 и освобождению проходного сечения каналов. После заполнения бетонной шахты 9 теплоносителем и замыкания контура циркуляции по воде между боксами парогенераторов 3 и подреакторным помещением 10, устанавливается естественная водяная циркуляция теплоносителя, которая обеспечивает теплосъем с наружной поверхности днища и цилиндрической части корпуса реактора 2. Профиль водяной циркуляции теплоносителя вдоль наружной поверхности днища конструктивно задан направляющей, образованной наружной поверхностью крышки-ограничителя 29. При перегреве днища или при недостаточном количестве поступающего в подреакторное помещение 10 теплоносителя устанавливается естественная парогазовая или пароводяная циркуляция теплоносителя. Вода, парогазовая или пароводяная смеси выходят из бетонной шахты 9 по трубопроводам устройства для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9 и по дополнительному тракту цилиндрической поверхности корпуса реактора 2, через ферму опорную 4 в зону патрубков 5 корпуса реактора. At the first stage of a severe accident, the entry of corium on the bottom of the reactor vessel 2 leads to heating of the vessel. In normal use, the case is washed inside by a coolant with a temperature of about 300 degrees. C. A severe accident with the destruction of the active zone is possible with insufficient cooling of the fuel elements (fuel rods), which may be due to the destruction of the primary circuit, failure of the elements of the emergency zone cooling system (ECCS), and other reasons leading to over-design failures of equipment and systems of the reactor installation ( RU). Upon destruction of the reactor vessel 2, the elements of the secondary circuit (located within the pressure zone (not shown), the coolant enters the floor of the boxes of the steam generators. Through the channels of the device for supplying the coolant 17 to the concrete shaft 9, the coolant enters the annular collector 14 and then to the basket 19. The carrier fluid 9 is filled with coolant from below, which is necessary for the gradual displacement of air from the basket and the space around the reactor vessel. This filling order is ensured by a special channel arrangement into devices for supplying coolant 18 from concrete mine 9. Filling the channels of the device for draining coolant 18 from concrete mine 9 leads to the emergence of water containers for protection 40 and the passage section of the channels is freed up.After filling the concrete mine 9 with coolant and closing the water circulation circuit between the steam generator boxes 3 and the subreactor room 10, the natural water circulation of the coolant is established, which provides heat removal from the outer surface of the bottom and the cylindrical part of the housing ctor 2. The profile of the coolant water circulation along the outer surface of the bottom is structurally defined by the guide formed by the outer surface of the limiter cap 29. When the bottom overheats or when the amount of coolant entering the subreactor 10 is insufficient, natural vapor-gas or steam-water circulation of the coolant is established. Water, steam-gas or steam-water mixtures leave the concrete mine 9 through the pipelines of the device for removing the coolant 18 from the concrete mine 9 and along the additional path of the cylindrical surface of the reactor vessel 2, through the support farm 4 to the area of the nozzles 5 of the reactor vessel.

Вторая стадия тяжелой аварии сопровождается разрушением днища корпуса 2 и поступлением кориума на наружную поверхность крышки- ограничителя 29 в пространство между днищем и крышкой-ограничителем 29. Температура теплоносителя в бетонной шахте лежит в интервале 40-100 град. С, нижнее значение которого определяется температурой воды в гидроемкостях САОЗ (при поступлении воды минуя активную зону непосредственно на пол боксов парогенераторов 3), а верхнее значение определяется температурой кипения теплоносителя (при поступлении теплоносителя из первого контура в случае его разрушения). Разница температур между корпусом реактора 2, который разогревается при контакте с кориумом, и поступающим в бетонную шахту 9 теплоносителем создает тяговой экономайзерный участок вдоль днища корпуса реактора 2. Возникает естественная конвекция теплоносителя между бетонной шахтой 9 и боксами парогенераторов 3 по следующему тракту:
1) по каналам устройства для подвода теплоносителя 17 в бетонную шахту 9;
2) по кольцевому коллектору 14;
3) по дренажу 20;
4) в тугоплавких элементах 25 с пустотами в виде вертикальных глухих отверстий 26, сквозных вертикальных отверстий 27 и горизонтальных канавок 28 для прохода теплоносителя;
5) в крышке-ограничителе 29;
6) по кольцевым каналам между наружной поверхностью корпуса реактора 2, теплоизоляцией 6 цилиндрической части корпуса реактора и металлоконструкцией 7 сухой защиты;
7) по каналам устройства для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9;
8) через ферму опорную 4;
9) в боксы парогенераторов;
В процессе протекания тяжелой аварии в пространстве между днищем и крышкой-ограничителем 29 может находиться жидкий теплоноситель, который представляет потенциальную угрозу целостности защитной оболочки при возникновении условий для прямого взаимодействия с кориумом. Однако, до момента проплавления или до момента разрушения днища корпуса реактора 2, теплоноситель в узком щелевом пространстве между днищем и крышкой-ограничителем 29 находится либо в гомогенном насыщенном состоянии, либо в гетерогенном двухфазном состоянии (это состояние отличается тем, что теплоноситель имеет границу раздела между фазами), причем, слой жидкости в такой системе находится при температуре близкой к температуре насыщения, а перегретый корпус реактора с наружной стороны окружает паровой насыщенный или перегретый слой, что существенно снижает как вероятность образования ударной волны, так и силу парового взрыва в случае его возникновения. Оценки, опирающиеся на экспериментальные исследования [2] показывают, что в стоячем гомогенном или гетерогенном двухфазном теплоносителе узкого щелевого пространства непосредственно примыкающего к днищу корпуса реактора возможно локальное повышение давления при разрушении днища, вызванное выходом кориума в теплоноситель щелевого пространства.The second stage of a severe accident is accompanied by the destruction of the bottom of the housing 2 and the entry of the corium onto the outer surface of the cap-stop 29 in the space between the bottom and the cap-stop 29. The temperature of the coolant in the concrete shaft lies in the range of 40-100 degrees. C, the lower value of which is determined by the temperature of the water in the ECCS hydraulic reservoirs (when water enters bypassing the active zone directly onto the floor of the boxes of steam generators 3), and the upper value is determined by the boiling point of the coolant (when the coolant enters from the primary circuit in case of its destruction). The temperature difference between the reactor vessel 2, which is heated upon contact with the corium, and the coolant entering the concrete shaft 9 creates a traction economizer section along the bottom of the reactor vessel 2. A natural convection of the coolant occurs between the concrete shaft 9 and the boxes of the steam generators 3 along the following path:
1) through the channels of the device for supplying coolant 17 to the concrete shaft 9;
2) in the ring collector 14;
3) drainage 20;
4) in refractory elements 25 with voids in the form of vertical blind holes 26, through vertical holes 27 and horizontal grooves 28 for the passage of coolant;
5) in the cover stop 29;
6) along the annular channels between the outer surface of the reactor vessel 2, thermal insulation 6 of the cylindrical part of the reactor vessel and metal structure 7 of dry protection;
7) through the channels of the device for removal of the coolant 18 from the concrete mine 9;
8) through the supporting farm 4;
9) into the boxes of steam generators;
During a severe accident, a liquid coolant may be in the space between the bottom and the restrictor cap 29, which poses a potential threat to the integrity of the containment if conditions arise for direct interaction with the corium. However, until the penetration or until the destruction of the bottom of the reactor vessel 2, the coolant in a narrow slit space between the bottom and the restrictor cap 29 is either in a homogeneous saturated state or in a heterogeneous two-phase state (this state differs in that the coolant has an interface between phases), moreover, the liquid layer in such a system is at a temperature close to the saturation temperature, and the superheated reactor vessel surrounds the saturated or superheated vapor layer from the outside, which uschestvenno reduces the probability of the formation of a shock wave, and the power of the steam explosion in the event of its occurrence. Estimates based on experimental studies [2] show that in a standing homogeneous or heterogeneous two-phase coolant of a narrow slit space directly adjacent to the bottom of the reactor vessel, a local increase in pressure is possible when the bottom is destroyed, due to the release of corium into the coolant of the slit space.

Это локальное давление приводит к распространению ударной волны в узком щелевом пространстве между днищем и крышкой-ограничителем 29 и вокруг корпуса реактора 2. Крышка-ограничитель 29 под действием давления сминается в два этапа:
1) сначала сминается (разрушается) поверхность самой крышки- ограничителя 29, находящаяся между радиальными ребрами 35;
2) затем сминается (разрушается) воздушный компенсатор паровых и водородных взрывов 30 в крышке-ограничителе 29.This local pressure leads to the propagation of the shock wave in a narrow gap space between the bottom and the cap-stop 29 and around the reactor vessel 2. The cap-stop 29 is crushed under the action of pressure in two stages:
1) first crumpled (destroyed) the surface of the cover-stopper 29, located between the radial ribs 35;
2) then the air compensator of steam and hydrogen explosions 30 in the cap-limiter 29 is crushed (destroyed).

Эффективное гашение ударной нагрузки смятием (разрушением) крышки- ограничителя 29 и воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 обеспечивается их постоянным воздушным наполнением. Последующее истечение пароводяной или паровоздушной смеси из бетонной шахты происходит по кольцевым насосным щелевым каналам: вдоль боковой поверхности корпуса реактора 2, вдоль теплоизоляции 6 цилиндрической части корпуса реактора 2 и вдоль металлоконструкции 7 сухой защиты, через ферму опорную 4, расположенную под зоной патрубков 5 корпуса реактора 2, в помещения боксов парогенераторов (не показаны) и далее в объем гермозоны 1. Effective damping of the shock load by crushing (breaking) the cap-limiter 29 and the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 is ensured by their constant air filling. Subsequent outflow of the steam-water or steam-air mixture from the concrete shaft takes place along annular slit pump channels: along the lateral surface of the reactor vessel 2, along the heat insulation 6 of the cylindrical part of the reactor vessel 2 and along the metal structure 7 of dry protection, through the support farm 4 located under the zone of nozzles 5 of the reactor vessel 2, into the rooms of the boxes of steam generators (not shown) and further into the volume of the containment zone 1.

В случае отрыва днища корпуса реактора 2 теплоноситель из пространства между днищем корпуса и крышкой-ограничителем 29 будет выдавлен в щелевые цилиндрические каналы, расположенные вокруг корпуса реактора 2, и парового взрыва не произойдет. In the case of separation of the bottom of the reactor vessel 2, the coolant from the space between the bottom of the vessel and the cap-stop 29 will be squeezed out into the slotted cylindrical channels located around the reactor vessel 2, and a steam explosion will not occur.

При возникновении ударных нагрузок в пространстве между днищем корпуса реактора 2 и крышкой-ограничителем 29 возможно разрушение крышки- ограничителя 29 и воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 с последующим поступлением кориума в бетонную шахту 9, в этом случае поглощение энергии одной или серии ударных волн будет происходить на тугоплавких элементах 25 с пустотами в виде вертикальных глухих отверстий 26 (объем воздушного пространства которых позволяет эффективно поглощать энергию ударных волн при однократном или многократном их воздействии на эти элементы), на корзине 19 и в кольцевом коллекторе 14, верхняя часть которого выполнена в виде воздушного компенсатора (купол с ребрами жесткости 15, делящими кольцевой коллектор 14 на герметичные сектора, обеспечивающие компенсирующие функции при гидроударах и паровых взрывах). If shock loads occur in the space between the bottom of the reactor vessel 2 and the limiter cap 29, the limiter cap 29 and the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 can be destroyed, followed by corium entering the concrete shaft 9, in this case, the energy absorption of one or a series of shock waves will be occur on refractory elements 25 with voids in the form of vertical blind holes 26 (the airspace of which allows you to effectively absorb the energy of shock waves in a single or multiple their influence on these elements), on the basket 19 and in the annular manifold 14, the upper part of which is made in the form of an air compensator (a dome with stiffening ribs 15, dividing the annular collector 14 into sealed sectors, providing compensating functions in case of water hammer and steam explosions).

При поступлении кориума из корпуса реактора на крышку-ограничитель 29, возможно скольжение кориума к центру крышки-ограничителя 29 и попадание кориума в воду внутри центрального отверстия крышки-ограничителя 29. В этом случае возможно образование ударных волн в каналах тугоплавких элементов 25, образованных сквозными вертикальными отверстиями 27 и горизонтальными канавками 28 для прохода теплоносителя. Для предотвращения первоначального разрушения тугоплавких элементов 25 от воздействия ударных волн в воздушном компенсаторе паровых и водородных взрывов 30 и в крышке-ограничителе 29 выполнены мембраны 37 и мембраны 38, которые разрываются при избыточном давлении более 0,5 МПа и обеспечивают сброс парогазовой смеси в пространство между корпусом реактора 2 и бетонной шахтой 9. Мембраны предусмотрены для случая, если компенсаторных способностей воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 с гидродинамическим гасителем 39 и с ребрами жесткости 36 между крышкой-ограничителем 29 и воздушным компенсатором паровых и водородных взрывов 30 окажется недостаточно для снижения давления. Upon receipt of the corium from the reactor vessel to the stopper cap 29, the corium can slide towards the center of the stopper cap 29 and the corium can enter the water inside the central hole of the stopper cap 29. In this case, shock waves can form in the channels of the refractory elements 25 formed by through vertical holes 27 and horizontal grooves 28 for the passage of coolant. To prevent the initial destruction of refractory elements 25 from the action of shock waves in the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 and in the cap-limiter 29, membranes 37 and membranes 38 are made, which burst at an overpressure of more than 0.5 MPa and ensure the discharge of the vapor-gas mixture into the space between reactor vessel 2 and concrete shaft 9. Membranes are provided for the case if the compensating abilities of the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 with a hydrodynamic damper 39 and with ribs stiffness 36 between the cap-limiter 29 and the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 will not be enough to reduce the pressure.

При поступлении кориума в каналы, образованные сквозными вертикальными отверстиями 27 и горизонтальными канавками 28 тугоплавкие элементы 25 обеспечивают удержание и охлаждение кориума. Выполнение слоев тугоплавких элементов 25 в виде кирпичей с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий 27 и горизонтальных канавок 28, образующих в совокупности каналы для рассредоточения кориума, а также в виде вертикальных глухих отверстий 26, образующих в верхнем положении внутренние локальные газовые компенсаторы паровых и водородных взрывов, а в нижнем положении накопители для кориума, позволяет кориуму, попавшему на кладку, проваливаться в каналы, направленно растекаясь от места истечения, образуя тем самым значительную поверхность для сьема тепла теплоносителем с одной стороны, а с другой предотвращая контакт больших масс кориума с большими объемами теплоносителя, поднимающегося по каналам снизу вверх за счет гидравлического подпора, тем самым предотвращая паровые и водородные взрывы большой силы. Локальные же взрывы гасятся локальными газовыми компенсаторами паровых и водородных взрывов, находящимися внутри тугоплавких элементов 25. Образование единой ударной волны в такой геометрии невозможно. When corium enters the channels formed by through vertical holes 27 and horizontal grooves 28, the refractory elements 25 provide retention and cooling of the corium. The implementation of the layers of refractory elements 25 in the form of bricks with voids in the form of through vertical holes 27 and horizontal grooves 28, forming collectively channels for dispersion of the corium, as well as in the form of vertical blind holes 26, forming in the upper position internal local gas compensators for steam and hydrogen explosions , and in the lower position, the drives for the corium, allows the corium, which fell on the masonry, to fall into the channels, flowing directionally from the place of outflow, thereby forming a significant over the possibility of heat removal by the heat carrier on the one hand, and on the other hand, preventing the contact of large masses of corium with large volumes of coolant rising through the channels from the bottom up due to hydraulic backwater, thereby preventing large steam and hydrogen explosions. Local explosions are quenched by local gas compensators of steam and hydrogen explosions located inside refractory elements 25. The formation of a single shock wave in such a geometry is impossible.

То, что оси вертикальных каналов на смежных кирпичах смещены друг относительно друга, дает возможность выбрать сечение каналов таким образом, чтобы воспрепятствовать быстрому проникновению кориума на большую глубину, что может привести к разрушению бетонной шахты. Вместе с тем, это обеспечивает возможность охлаждения находящегося в пустотах кориума теплоносителем. The fact that the axis of the vertical channels on adjacent bricks are offset relative to each other makes it possible to choose the channel cross section in such a way as to prevent the rapid penetration of the corium to a greater depth, which can lead to the destruction of the concrete shaft. At the same time, this provides the possibility of cooling the corium in the voids with a coolant.

Использование в качестве тугоплавкого материала диоксидциркониевого гидратационного твердения бетона, имеющего температуру рабочего применения 2300-2500oC, делает кладку достаточно термостойкой, обеспечивая в отличие от графита высокую химическую инертность, на нее не влияет или мало влияет введение модификаторов, например, бора. Это препятствует разрушению кладки при попадании в нее кориума. Введение в бетон поглотителя нейтронов, например, бора, исключает возможность вторичной цепной реакции.The use of concrete with a working temperature of 2300-2500 ° C as a refractory material of zirconia hydration hardening makes the masonry sufficiently heat-resistant, providing, in contrast to graphite, high chemical inertness, it is not affected or slightly affected by the introduction of modifiers, for example, boron. This prevents the destruction of the masonry when a corium enters it. The introduction of a neutron absorber, such as boron, into concrete eliminates the possibility of a secondary chain reaction.

Возможность длительного охлаждения расплава в бетонной шахте 9 обеспечивается свойствами тугоплавких элементов 25, заполняющих корзину 19 и свойствами самой системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа:
1) в случае механического разрушения элементов системы защиты защитной оболочки, составляющие ее тугоплавкие элементы 25 сохраняют свои свойства, то есть свойства пористого тела;
2) гидродинамическое сопротивление в любом механическом состоянии (регулярная укладка тугоплавких элементов 25; нерегулярное расположение элементов 25; состояние, при котором элементы 25 подверглись механическому разрушению или деформации, резко не изменяется ни в большую, ни в меньшую сторону и имеет близкое значение к гидродинамическому сопротивлению при регулярной укладке тугоплавких элементов 25 со смещением;
3)высота корзины 19 с тугоплавкими элементами 25 и ее объем позволяют надежно удерживать расплав от контактов со стенами бетонной шахты в процессе длительного охлаждения кориума;
4) объем пустот в корзине 19 с тугоплавкими элементами 25 позволяет рассредоточить внутри него до 150 т расплава, а свойства тугоплавких элементов 25 как пористого тела позволяют обеспечить длительное устойчивое охлаждение кориума;
5) пол бетонной шахты 9 с кольцевым коллектором 14 и площадью 30 кв. м обеспечивает рассредоточение и охлаждение кориума.The possibility of long-term cooling of the melt in the concrete shaft 9 is provided by the properties of the refractory elements 25 filling the basket 19 and the properties of the protective system of the protective shell of the reactor plant of the water-water type:
1) in the case of mechanical destruction of the elements of the protective system of the protective shell, its refractory elements 25 retain their properties, that is, the properties of the porous body;
2) hydrodynamic resistance in any mechanical state (regular laying of refractory elements 25; irregular arrangement of elements 25; the state in which elements 25 have undergone mechanical destruction or deformation does not change either up or down sharply and is close to hydrodynamic resistance with regular installation of refractory elements 25 with an offset;
3) the height of the basket 19 with refractory elements 25 and its volume can reliably hold the melt from contact with the walls of the concrete shaft during prolonged cooling of the corium;
4) the volume of voids in the basket 19 with refractory elements 25 allows to disperse up to 150 tons of melt inside it, and the properties of the refractory elements 25 as a porous body allow for long-term stable cooling of the corium;
5) the floor of the concrete shaft 9 with an annular collector 14 and an area of 30 square meters. m provides dispersal and cooling of the corium.

Конструкция элементов системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа позволяет обеспечить следующие меры по длительному охлаждению и консервации расплава:
1) подачу воды от внешнего источника либо пассивным заливом бетонной шахты 9, либо активным гидродинамическим вентилированием с помощью насосов САОЗ;
2) подачу воздуха по трубопроводам 23, соединенным с коллекторами подачи газа 22 и далее по патрубкам 24 подачи газа в нижнюю часть корзины 19 для воздушного или паровоздушного охлаждения бетонной шахты при отсутствии или недостаточной подаче охлаждающей воды.The design of the elements of the protection system of the protective shell of the reactor plant of the water-water type allows the following measures for long-term cooling and preservation of the melt:
1) water supply from an external source either by a passive bay of a concrete mine 9, or by active hydrodynamic ventilation with the help of SAOZ pumps;
2) air supply through pipelines 23 connected to gas supply manifolds 22 and further through gas supply nozzles 24 to the lower part of the basket 19 for air or steam-air cooling of a concrete mine in the absence or insufficient supply of cooling water.

Наиболее целесообразно предложенную систему защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа использовать при реконструкции ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, что обеспечивается минимально-необходимым объемом работ по модернизации имеющегося оборудования. It is most advisable to use the proposed protection system for the protective shell of a water-water reactor type reactor when reconstructing nuclear power plants with WWER reactors, which is ensured by the minimum necessary amount of work to upgrade existing equipment.

Claims (18)

1. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, содержащая гермозону 1, реактор 2, боксы парогенераторов 3, ферму опорную 4, расположенную под зоной патрубков 5 корпуса реактора, теплоизоляцию 6 цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкцию 7 сухой защиты, трубопроводы подачи воздуха 8, бетонную шахту 9 с подреакторным помещением 10, люк-лаз 11 с наружной 12 и внутренней 13 гермодверями, отличающаяся тем, что в бетонной шахте 9 на уровне пола подреакторного помещения 10 выполнен кольцевой коллектор 14, верхняя часть которого выполнена в виде купола с ребрами жесткости 15, делящими кольцевой коллектор 14 на сектора и обеспечивающие герметичность этих секторов между собой, соединенный в своей нижней части с подреакторным помещением 10 широкопрофильными проходками 16 для пропуска воды в виде окон, арок или проходками другого вида, в бетонной шахте 9 выполнено устройство для подвода теплоносителя 17 в бетонную шахту 9, состоящее не менее чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов, радиальных щелей, соединяющее боксы парогенератора 3 и кольцевой коллектор 14, в бетонной шахте выполнено устройство для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9, состоящее не менее чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов, радиальных щелей, соединяющее верхнюю часть бетонной шахты 9 и боксы парогенераторов 3, в подреакторном помещении 10 установлена корзина 19, причем цилиндрическая часть корзины 19 установлена с зазором не менее 50 мм к стенам подреакторного помещения 10, выполненная из листов, труб, швеллеров, двутавров, коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых соединений между элементами корзины, вверху и внизу цилиндрической части установленной корзины 19 выполнена перфорация высотой не менее 300 мм, на днище корзины 19 установлен дренаж 20 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров, перфорированных коробчатых конструкций, на установленном дренаже 20 установлена опорная конструкция 21 в виде решетки или перфорированного листа, на днище корзины 19 установлено не менее двух независимых коллекторов подачи газа 22, в выполненных каналах устройства для подвода теплоносителя 17 в бетонную шахту 9 установлены трубопроводы 23, соединенные с коллекторами подачи газа 22, на установленных коллекторах подачи газа 22 установлены патрубки 24 подачи газа в нижнюю часть корзины 19, на установленную опорную конструкцию 21, вплотную к цилиндрической части корзины 19, вплотную друг к другу, занимая весь объем корзины 19, установлены тугоплавкие элементы 25 с пустотами в виде вертикальных глухих отверстий 26, сквозных вертикальных отверстий 27 и горизонтальных канавок 28 для прохода охлаждающего теплоносителя, причем, тугоплавкие элементы 25 в виде Т-образных, прямоугольных, П-образных кирпичей установлены слоями с образованием в совокупности каналов в горизонтальном и вертикальном направлении, на установленные в корзину 19 тугоплавкие элементы 25, вплотную к цилиндрической стене бетонной шахты 9, с ограниченным зазором до наружной поверхности днища корпуса реактора 2, в пределах 150 450 мм и с повторением его профиля, установлена герметичная по воде крышка-ограничитель 29, выполненная из листов, труб, швеллеров, двутавров, коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых соединений между элементами крышки-ограничителя 29, с центральным отверстием в крышке-ограничителе 29, выполненном в пределах 0,5 5 м2, для прохода теплоносителя, внутри установленной крышки-ограничителя 29 с зазором не менее 50 мм до внутренней стороны поверхности крышки-ограничителя 29, обращенной к днищу корпуса реактора 2, установлен воздушный компенсатор паровых и водородных взрывов 30, герметичный по воде со стороны, обращенной к днищу корпуса реактора 2 и со стороны, обращенной к цилиндрической стене бетонной шахты 9, на полу люка-лаза 11, между наружной 12 и внутренней 13 гермодверями с конструктивным зазором к ним вплотную к стенам и потолку люка-лаза 11 установлены термостойкие тугоплавкие элементы 31 в виде прямоугольных или профилированных элементов.1. The protection system of the protective shell of the reactor plant of the water-water type, containing a pressure zone 1, a reactor 2, boxes of steam generators 3, a support farm 4 located under the zone of nozzles 5 of the reactor vessel, thermal insulation 6 of the cylindrical part of the reactor vessel, metal structure 7 of dry protection, supply pipelines air 8, a concrete shaft 9 with a subreactor room 10, a manhole 11 with an external 12 and an internal 13 hermetic doors, characterized in that an annular collector 14 is made in the concrete shaft 9 at the floor level of the subreactor room 10, the upper part of which is made in the form of a dome with stiffening ribs 15 dividing the annular collector 14 into sectors and ensuring the tightness of these sectors among themselves, connected in its lower part to the subreactor room 10 with wide-profile penetrations 16 for water passage in the form of windows, arches or other type penetrations, in concrete shaft 9, a device was made for supplying coolant 17 to concrete shaft 9, consisting of at least two channels in the form of wells, pipelines, radial slots, connecting the boxes of the steam generator 3 and the ring to collector 14, a device for removing coolant 18 from a concrete mine 9, consisting of at least two channels in the form of wells, pipelines, radial slots, connecting the upper part of the concrete mine 9 and the boxes of the steam generators 3, is installed in the concrete shaft 10 in the subreactor room 10; a basket is installed 19, and the cylindrical part of the basket 19 is installed with a gap of at least 50 mm to the walls of the subreactor room 10, made of sheets, pipes, channels, I-beams, box structures using welded, bolted joints between the element mi baskets, at the top and bottom of the cylindrical part of the installed basket 19 perforation was performed at least 300 mm high, drainage 20 was installed on the bottom of basket 19 in the form of perforated pipes, perforated channels, I-beams, perforated box-shaped structures, support structure 21 was installed on installed drainage 20 in the form grating or perforated sheet, at least two independent gas supply manifolds 22 are installed on the bottom of the basket 19, in the channels of the device for supplying the coolant 17 to the concrete shaft 9 are installed pipelines 23 connected to the gas supply manifolds 22, on the installed gas supply manifolds 22, gas supply nozzles 24 are installed in the lower part of the basket 19, on the installed support structure 21, close to the cylindrical part of the basket 19, close to each other, occupying the entire volume of the basket 19 installed refractory elements 25 with voids in the form of vertical blind holes 26, through vertical holes 27 and horizontal grooves 28 for the passage of cooling coolant, and refractory elements 25 in the form of T-shaped, straight Ool, U-shaped bricks are installed in layers with the formation of channels in the horizontal and vertical directions on the refractory elements 25 installed in the basket 19, close to the cylindrical wall of the concrete shaft 9, with a limited gap to the outer surface of the bottom of the reactor vessel 2, within 150 450 mm and with the repetition of its profile, a water-tight cover-stopper 29 is installed, made of sheets, pipes, channels, I-beams, box-shaped structures using welded, bolted joints between roof elements ki-limiter 29, with a central hole in the limiter cap 29, made within 0.5 to 5 m 2 , for the passage of the coolant inside the installed limiter cap 29 with a gap of at least 50 mm to the inner side of the surface of the limiter cap 29 facing to the bottom of the reactor vessel 2, an air compensator for steam and hydrogen explosions 30 is installed, sealed in water from the side facing the bottom of the reactor vessel 2 and from the side facing the cylindrical wall of the concrete shaft 9, on the manhole floor 11, between the outer 12 and inner 13 herm doors with a constructive gap to them close to the walls and ceiling of the manhole 11 are installed heat-resistant refractory elements 31 in the form of rectangular or shaped elements. 2. Система по п.1, отличающаяся тем, что на днище корзины 19 между днищем и полом подреакторного помещения 10 установлены противоударные упругопластичные амортизаторы 32, выполненные из гнутых профилей, тороидальных колец. 2. The system according to claim 1, characterized in that on the bottom of the basket 19 between the bottom and the floor of the subreactor room 10 installed shockproof elastoplastic shock absorbers 32 made of bent profiles, toroidal rings. 3. Система по п. 1, отличающаяся тем, что дренаж 20 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров, перфорированных коробчатых конструкций выполнен с ограничителями 33 в виде сварных болтовых соединений между элементами дренажа 20. 3. The system according to p. 1, characterized in that the drainage 20 in the form of perforated pipes, perforated channels, I-beams, perforated box structures is made with limiters 33 in the form of welded bolted joints between drainage elements 20. 4. Система по п.1, отличающаяся тем, что установленная опорная конструкция 21 жестко связана с цилиндрической стеной и днищем корзины 19 с помощью сварных болтовых соединений. 4. The system according to claim 1, characterized in that the installed supporting structure 21 is rigidly connected to the cylindrical wall and the bottom of the basket 19 using welded bolted joints. 5. Система по п. 1, отличающаяся тем, что в выполненном зазоре между корзиной 19 и стенами подреакторного помещения 10 установлены упругопластичные ребра-ограничители 34 в виде труб, коробчатых конструкций, гнутых профилей. 5. The system according to claim 1, characterized in that in the gap between the basket 19 and the walls of the subreactor room 10 there are installed elastic-plastic stop ribs 34 in the form of pipes, box-shaped structures, bent profiles. 6. Система по п.1, отличающаяся тем, что оси вертикальных отверстий 27 на смежных кирпичах 25 смещены друг относительно друга. 6. The system according to claim 1, characterized in that the axis of the vertical holes 27 on adjacent bricks 25 are offset from each other. 7. Система по п.1, отличающаяся тем, что кирпичи выполнены из диоксидциркониевого гидратационного твердения бетона с введенным в него поглотителем нейтронов. 7. The system according to claim 1, characterized in that the bricks are made of zirconia hydration hardening concrete with a neutron absorber introduced into it. 8. Система по п.1, отличающаяся тем, что установленная крышка-ограничитель 29 жестко связана с цилиндрической стеной корзины 19 с помощью сварных болтовых соединений. 8. The system according to claim 1, characterized in that the installed cover-stop 29 is rigidly connected to the cylindrical wall of the basket 19 using welded bolted joints. 9. Система по п.1, отличающаяся тем, что установленная крышка-ограничитель 29 выполнена с радиальными ребрами 35, расположенными вдоль днища корпуса реактора 2 и повторяющими его профиль, с зазором до наружной поверхности днища в пределах 50 150 мм. 9. The system according to claim 1, characterized in that the installed cap-stop 29 is made with radial ribs 35 located along the bottom of the reactor vessel 2 and repeating its profile, with a gap to the outer surface of the bottom within 50 to 150 mm. 10. Система по п.1, отличающаяся тем, что в зазоре между внутренней стороной поверхности установленной крышки-ограничителя 29, обращенной к днищу корпуса реактора 2, и наружной стороной поверхности установленного воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 выполнены ребра жесткости 36, препятствующие перекрытию зазора или повреждению воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 при упругих формоизменениях обращенной к днищу корпуса реактора 2 поверхности крышки-ограничителя 29. 10. The system according to claim 1, characterized in that in the gap between the inner side of the surface of the installed limiter cap 29, facing the bottom of the reactor vessel 2, and the outer side of the surface of the installed air compensator for steam and hydrogen explosions 30, stiffeners 36 are made to prevent overlap the gap or damage to the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 during elastic formations facing the bottom of the reactor vessel 2 of the surface of the cap limiter 29. 11. Система по п.1, отличающаяся тем, что по периметру верхней образующей установленной крышки-ограничителя 29, обращенной в сторону фермы опорной 4 и расположенной вблизи цилиндрической стены корзины 19, симметрично установлено не менее двух мембран 37, рассчитанных на избыточное давление не более 0,5 МПа суммарным проходным сечением не менее 0,2 м2.11. The system according to claim 1, characterized in that at least two membranes 37 are designed symmetrically along the perimeter of the upper generatrix of the installed stop cap 29 facing the truss supporting 4 and located near the cylindrical wall of the basket 19, designed for overpressure no more than 0.5 MPa with a total flow area of at least 0.2 m 2 . 12. Система по п.1, отличающаяся тем, что по периметру верхней образующей установленного воздушного компенсатора паровых и водородных взрывов 30 симметрично установлено не менее двух мембран 38, рассчитанных на избыточное давление не более 0,5 МПа суммарным проходным сечением не менее 0,2 м2.12. The system according to claim 1, characterized in that along the perimeter of the upper generatrix of the installed air compensator for steam and hydrogen explosions 30 symmetrically installed at least two membranes 38, designed for an overpressure of not more than 0.5 MPa with a total flow area of at least 0.2 m 2 . 13. Система по п.1, отличающаяся тем, что воздушный компенсатор паровых и водородных взрывов 30 выполнен в форме симметрично расположенных герметичных упругих цилиндрических секторов, выполненных с учетом общего количества установленных на воздушном компенсаторе паровых и водородных взрывов 30 мембран 38. 13. The system according to claim 1, characterized in that the air compensator for steam and hydrogen explosions 30 is made in the form of symmetrically located sealed elastic cylindrical sectors, taking into account the total number of membranes 38 installed on the air compensator for steam and hydrogen explosions 30. 14. Система по п.1, отличающаяся тем, что в установленном воздушном компенсаторе паровых и водородных взрывов 30 установлено не менее одного гидродинамического гасителя 39, выполненного в виде перфорированного листа, гибких мембран, упругоразмыкаемых пластин. 14. The system according to claim 1, characterized in that in the installed air compensator for steam and hydrogen explosions 30, at least one hydrodynamic damper 39 is installed, made in the form of a perforated sheet, flexible membranes, elastically wound plates. 15. Система по п.1, отличающаяся тем, что днище установленной крышки-ограничителя 29 выполнено под углом наклона к центру крышки-ограничителя 29 не менее 15o, при этом поверхность контакта крышки-ограничителя 29 с тугоплавкими элементами 25 есть наклоненная к центру крышки-ограничителя 29 воронка, нижнее сечение которой расположено на оси симметрии крышки-ограничителя 29, а верхнее сечение на расстоянии радиуса от ее оси.15. The system according to claim 1, characterized in that the bottom of the installed cover-stopper 29 is made at an angle of inclination to the center of the cover-stopper 29 at least 15 o , while the contact surface of the cover-stopper 29 with refractory elements 25 is inclined to the center of the cover - a limiter 29 is a funnel, the lower section of which is located on the axis of symmetry of the cap-limiter 29, and the upper section is at a distance of the radius from its axis. 16. Система по п.1, отличающаяся тем, что в верхние части каналов устройства для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9 установлены водяные контейнеры нейтронной защиты 40, выполненные в виде тонкостенных герметичных по воде оболочек. 16. The system according to claim 1, characterized in that in the upper parts of the channels of the device for removing the coolant 18 from the concrete shaft 9, water containers of neutron protection 40 are installed, made in the form of thin-walled water-tight shells. 17. Система по п.1, отличающаяся тем, что между стеной бетонной шахты 9 выше широкопрофильных проходок 16 и стеной корзины 19 по всему периметру корзины 19 установлен дросселирующий элемент 41. 17. The system according to claim 1, characterized in that between the wall of the concrete shaft 9 above the wide-profile penetrations 16 and the wall of the basket 19, a throttling element 41 is installed around the entire perimeter of the basket 19. 18. Система по п.1, отличающаяся тем, что напротив входов в каналы устройства для отвода теплоносителя 18 из бетонной шахты 9 установлены отбойные щитки 42, наклоненные к вертикальной оси под углом в пределах 5 - 15o, нижние концы которых направлены в сторону стены бетонной шахты 9.18. The system according to claim 1, characterized in that opposite the entrances to the channels of the device for removing the coolant 18 from the concrete shaft 9, baffle plates 42 are installed, inclined to the vertical axis at an angle of 5-15 ° , the lower ends of which are directed toward the wall concrete mine 9.
RU95117613A 1995-10-17 1995-10-17 Shielding system for water-moderated reactor containment RU2106026C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU95117613A RU2106026C1 (en) 1995-10-17 1995-10-17 Shielding system for water-moderated reactor containment

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU95117613A RU2106026C1 (en) 1995-10-17 1995-10-17 Shielding system for water-moderated reactor containment

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2106026C1 true RU2106026C1 (en) 1998-02-27
RU95117613A RU95117613A (en) 1998-05-27

Family

ID=20172919

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU95117613A RU2106026C1 (en) 1995-10-17 1995-10-17 Shielding system for water-moderated reactor containment

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2106026C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2784785A1 (en) * 1998-10-14 2000-04-21 Commissariat Energie Atomique NUCLEAR WATER REACTOR HAVING A RECEPTACLE CONTAINING DEFORMABLE INTERNAL STRUCTURES
WO2016093736A3 (en) * 2014-12-12 2016-08-04 Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" (Ао Окб "Гидропресс") Horizontal steam generator for a reactor plant
RU2777279C1 (en) * 2020-07-29 2022-08-02 Коммиссариат А Ленергие Атомик Эт Аукс Энергиес Алтернативес Reactor and method for ensuring reactor safety in case of core meltdown

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
2. Масагутов Р.Ф., Сорокин А.П., Богатырев И.Л. Анализ взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем и расчеты паровых взрывов с обоснование безопасности ЯР по коду "VEX", МАЭ РФ ФЭИ. Обнинск, 1995. 3. *
4. 392.00.00.00.000 ВО Установка реакторная В-392. Чертеж общего вида ОКБ "Гидропресс", 1990. *

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2784785A1 (en) * 1998-10-14 2000-04-21 Commissariat Energie Atomique NUCLEAR WATER REACTOR HAVING A RECEPTACLE CONTAINING DEFORMABLE INTERNAL STRUCTURES
WO2016093736A3 (en) * 2014-12-12 2016-08-04 Акционерное Общество "Ордена Трудового Красного Знамени И Ордена Труда Чсср Опытное Kohcтруктоpckoe Бюро "Гидропресс" (Ао Окб "Гидропресс") Horizontal steam generator for a reactor plant
CN107250664A (en) * 2014-12-12 2017-10-13 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 Horizontal steam generator for reactor plant
EP3236150A4 (en) * 2014-12-12 2018-10-31 Aktsyonernoe Obshchestvo "Ordena Trudovogo Krasnogo Znameni i Ordena Truda CHSSR Opytnoe Konstructorskoe Byuro "Gidropress" Horizontal steam generator for a reactor plant
EA032753B1 (en) * 2014-12-12 2019-07-31 Акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Horizontal steam generator for a reactor plant with a water-cooled water-moderated power reactor and reactor plant with said steam generator
CN107250664B (en) * 2014-12-12 2019-10-11 获劳动红旗勋章和Czsr劳动勋章的水压试验设计院联合股份公司 Horizontal steam generator for reactor plant
RU2777279C1 (en) * 2020-07-29 2022-08-02 Коммиссариат А Ленергие Атомик Эт Аукс Энергиес Алтернативес Reactor and method for ensuring reactor safety in case of core meltdown
RU2780492C1 (en) * 2020-07-29 2022-09-26 Коммиссариат А Ленергие Атомик Эт Аукс Энергиес Алтернативес Reactor and method for ensuring safety of the reactor in case of core melting

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5343506A (en) Nuclear reactor installation with a core catcher device and method for exterior cooling of the latter by natural circulation
US3712851A (en) Nuclear power station
KR960008856B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with back-up coolant folw path
JP3118489B2 (en) Reactor with equipment for recovery of core after accidental meltdown of reactor
US4050983A (en) Passive containment system
US4986956A (en) Passive nuclear power plant containment system
US4210614A (en) Passive containment system
US11521759B2 (en) Melt confinement device
EP0528673B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactor
US4277309A (en) Nuclear reactor installation
JPH09500207A (en) Core melt collection and cooling system
US5825838A (en) Reactor flooding system for a retaining molten core materials in a reactor vessel by the improved external vessel cooling capability
US4297167A (en) Nuclear reactor installation
US4151689A (en) Nuclear engineering installation
RU2106026C1 (en) Shielding system for water-moderated reactor containment
RU2107342C1 (en) Shielding system of water-moderated reactor unit containment
RU2106701C1 (en) Shielding system for water-moderated reactor containment
RU2122246C1 (en) Containment shielding system for water-moderated reactor unit
RU2165108C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
RU2606381C1 (en) Nuclear reactor heavy accident differential localisation system with breaking reactor floor and large surface area trap
RU2106025C1 (en) Shielding system for water-moderated reactor containment
KR101278196B1 (en) Apparatus with vertical hole for treating a melted fuel rod of nuclear reactor
RU2165107C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
RU2810517C1 (en) Truss console of melt localization device
RU2771264C1 (en) Truss-console of the melt localization device