RU2107342C1 - Shielding system of water-moderated reactor unit containment - Google Patents

Shielding system of water-moderated reactor unit containment Download PDF

Info

Publication number
RU2107342C1
RU2107342C1 RU95115120A RU95115120A RU2107342C1 RU 2107342 C1 RU2107342 C1 RU 2107342C1 RU 95115120 A RU95115120 A RU 95115120A RU 95115120 A RU95115120 A RU 95115120A RU 2107342 C1 RU2107342 C1 RU 2107342C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
corium
water
floor
room
elements
Prior art date
Application number
RU95115120A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU95115120A (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 RU95115120A priority Critical patent/RU2107342C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2107342C1 publication Critical patent/RU2107342C1/en
Publication of RU95115120A publication Critical patent/RU95115120A/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: basket and drain are placed on floor of reactor room which also accommodates elastoplastic air pressurizer and high-melting members with voids to pass coolant. Dry heat-resistant members filled with low- and high-melting materials are installed in upper floor of reactor room on maintenance floor. Limiting screen is installed at outlet of air supply pipelines and high-melting heat-resistant members, on manhole floor between hermetically sealed doors. EFFECT: improved shielding of reactor containment. 21 cl, 6 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.

1. Известны метод защиты основания защитной оболочки ядерного реактора и устройство для осуществления этого метода [1]. Устройство состоит из: 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 басссейн-барбортер; 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. 1. 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 an 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 coolant; a bubbler pool from which the coolant flows through pipelines to a concrete shaft; a dry well designed to transfer steam from a concrete shaft to a bubbler; pipes for supplying steam from a dry well under the water level to the basin-barter; active valves in the pipelines at the entrance to the concrete shaft, acting automatically or remotely controlled; smelting plugs designed for passive protection of pipelines and installed at the piping inlets in a concrete shaft.

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 материала, 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 находиться 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 вытекающим 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 the 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 the material is possible, in which brewing is possible pipelines formed by refractory oxides, clogging with dispersed slags in the form of fine granules, sand, scale, or the destruction of part of the pipeline, in the case of asymmetric distribution equipping the corium along the bottom of the 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, the water supply pipelines will be welded, melted or slagged with corium or its components; thus, the mine will remain dry during a severe accident;
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) a shock wave of a steam explosion inside the stack of beams is possible 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.

2. 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. 2. 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 so that the molten material finally It is distributed over a large area in the structural elements and gives off 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, по 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 расплавляемого 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 discrete fall of portions of corium, the nucleation and development of shock waves inside the structure is possible [3], and the beam system along 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 for the shock propagation front, such a design is hydrodynamically transparent and does not have a noticeable resistance that can inhibit the development and progress 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 (skull - 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 strong inclusions, etc.), and in the center - superheated steam, the ingress of 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 is practically dry the interaction of the corium and the design of the protection system, reaching the floor of the concrete shaft, captures the 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 the ingress of water to 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.

3. 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, подреакторного 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. 3. A device is known - a reactor installation [4], consisting of: a hermetic 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, normal system charge pumps operation, connecting pipelines, support farm, located under the zone of the nozzles of the reactor vessel, thermal insulation of the cylindrical part of the reactor vessel, dry metal switchboards, air supply pipelines, large-sized parts for protecting the bottom of the reactor vessel, subreactor 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 supplying electricity to subreactor room.

Недостатки технического решения [4]. The disadvantages of the technical solution [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 установка 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.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 installation 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 cooling of the corium when it leaves the reactor vessel, to control the chemical composition, concrete erosion rate, prevent the occurrence of repeated criticality when filling the corium with a coolant with insufficient absorber content, and prevent the occurrence of explosions of hydrogen-containing mixtures.

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

1. Целью предлагаемого изобретения является создание системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа на действующих блоках АЭС с ВВЭР, обеспечивающей повышение надежности удержания кориума в бетонной шахте реактора в пределах гермозоны в авариях с разрушением активной зоны и выходом кориума за пределы корпуса реактора. 1. The aim of the invention is the creation of a protection system for the protective shell of the reactor plant of the water-water type on the existing units of WWER nuclear power plants, which provides increased reliability of the retention of corium in the concrete shaft of the reactor within the containment zone in accidents with the destruction of the active zone and the passage of the corium outside the reactor vessel.

2. Эта задача решается для действующих блоков АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР, для которых основными принципами создания системы защитной оболочки являются:
1) принцип дооборудования шахтного объема;
2) принцип максимального использования особенностей конструкции бетонной шахты и обслуживающих систем.2. This problem is solved for the existing units of nuclear power plants with water-cooled reactors of the WWER type, for which the basic principles for creating a containment system are:
1) the principle of retrofitting the mine volume;
2) the principle of maximum use of the design features of the concrete mine and service systems.

3. Предлагаемая система защиты защитной оболочки выполняет свои функции в условиях:
1) быстрого или медленного поступления воды в бетонную шахту в любой момент протекания аварии, как от систем безопасности, систем нормальной эксплуатации, так и в результате разрушения 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 временная мера до подачи теплоносителя в бетонную шахту).3. The proposed protective system of the containment performs its functions in the following conditions:
1) fast or slow 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 the destruction of equipment elements of a reactor installation;
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 temporary measure until the coolant is supplied to the concrete shaft).

4. Наиболее важные проектные особенности бетонных шахт действующих реакторных установок с ВВЭР и их качественные характеристики:
1) подвод воздуха для охлаждения бетона проводится по каналам, выходящим со стороны боковой поверхности бетонной шахты в верхнее подреакторное помещение;
2) подвод воздуха по отношению к крупногабаритной детали защиты днища корпуса реактора производится снизу;
3) свободный объем шахты под днищем корпуса реактора достаточен для размещения элементов системы защиты защитной оболочки, способной длительно удерживать кориум в режиме водяного или пароводяного охлаждения, а в режиме воздушного или паровоздушного охлаждения замедлить процесс разрушения бетонной шахты до организации подачи охлаждающего теплоносителя;
4) расстояние между крупногабаритной деталью защиты днища корпуса реактора и полом бетонной шахты достаточно для размещения элементов системы защиты защитной оболочки;
5) расстояние между днищем корпуса и крупногабаритной деталью защиты днища корпуса реактора мало и определяется технологией наружного контроля корпуса реактора.4. The most important design features of the concrete mines of the existing VVER reactors and their qualitative characteristics:
1) the air supply for cooling the concrete is carried out through channels extending from the side of the side surface of the concrete shaft into the upper subreactor room;
2) the air supply in relation to the large-sized details of the protection of the bottom of the reactor vessel is made from below;
3) the free volume of the shaft under the bottom of the reactor vessel is sufficient to accommodate the elements of the containment protection system capable of holding the corium for a long time in water or steam-water cooling mode, and in the air or steam-air cooling mode, slow down the destruction of the concrete shaft until the coolant is supplied;
4) the distance between the large-sized part of the protection of the bottom of the reactor vessel and the floor of the concrete shaft is sufficient to accommodate the elements of the containment protection system;
5) the distance between the bottom of the vessel and the large-sized part for protecting the bottom of the reactor vessel is small and is determined by the technology for external monitoring of the reactor vessel.

5. 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.5. 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.

6. 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.6. The process of entering corium into a concrete shaft is reduced 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 разрушения 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 the destruction of 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, с заполнением пространства между днищем и крупногабаритными деталями защиты днища корпуса реактора;
2) залита водой до уровня крупногабаритных деталей защиты днища корпуса реактора;
3) неполностью залита водой, уровень которой может находиться между крупногабаритными деталями защиты корпуса реактора и площадкой обслуживания;
4) неполностью залита водой, уровень которой может находиться между площадкой обслуживания и опорной конструкцией;
5) 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 filled with water, with the filling of the space between the bottom and large-sized details of the protection of the bottom of the reactor vessel;
2) flooded with water to the level of large-sized parts for protecting the bottom of the reactor vessel;
3) it is not completely filled with water, the level of which can be between the large-sized details of the reactor vessel protection and the service platform;
4) is not completely filled with water, the level of which may be between the service platform and the supporting structure;
5) it is flooded only under the supporting structure in the drainage area.

7. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. 7. 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.

Технический результат достигается за счет того, что
система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, содержащая гермозону 1, реактор 2, ферму опорную 3, расположенную под зоной патрубков корпуса реактора, теплоизоляцию 4 цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкцию сухой защиты 5, трубопроводы подачи воздуха 6, крупногабаритные детали защиты 7 днища корпуса реактора, подреакторное помещение 8, разделенное на два этажа площадкой обслуживания 9, механизм поворота 10 для осмотра корпуса реактора, люк-лаз 11 с наружной 12 и внутренней 13 гермодверями, соединенный с обслуживающим помещением 14, кабельные проходки 15 для подвода электроэнергии в подреакторное помещение 8,
собрана в следующем порядке, поясненном фиг. 1-6:
на полу подреакторного помещения 8 по периметру стен нижнего этажа подреакторного помещения 8, вплотную к площадке обслуживания 9, установлена корзина 16, являющаяся дополнительной опорой площадки обслуживания 9 и защищающая стены нижнего этажа подреакторного помещения 8 от ударных нагрузок и прямого теплового контакта с кориумом,
на полу подреакторного помещения 8 установлен дренаж 17 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров, перфорированных коробчатых конструкций,
дренаж 17 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 17 выполнен с ограничителями 29 в виде сварных, болтовых соединений между элементами дренажа 17 для предотвращения смещений и самоблокирования элементов дренажа 17, что необходимо для сохранения гарантированных проходных сечений для подачи охлаждающего теплоносителя в бетонную шахту снизу под элементы системы защиты оболочки реакторной установки,
на установленном дренаже 17 установлена опорная конструкция 18 в виде решетки или перфорированного листа, которая предназначена для удержания элементов системы защиты, защиты пола бетонной шахты от прямого контакта с кориумом, демпфирования гидроударов и механических ударных нагрузок, связанных с падением кориума, с отрывом днища корпуса реактора или внутрикорпусных устройств реактора,
опорная конструкция 18 выполнена для разведения водяного и парогазового объема бетонной шахты в процессе протекания тяжелой аварии,
на установленную опорную конструкцию 18 вплотную к установленной корзине 16, на нижнем этаже подреакторного помещения 8 установлены упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19 в виде сильфона, наборов пружин, рессор, профилированных пластин и конструкций корпусного типа, расположенные по периметру подреакторного помещения 8, закрывающие всю внутреннюю поверхность корзины 16 и скрепленные между собой сваркой, болтами,
упругопластинчатые компенсаторы 19 корпусного типа выполнены со сминаемыми под воздействием ударных нагрузок корпусами, с расположенными внутри компенсирующими элементами и предназначены для гашения ударных волн и динамических колебательных нагрузок, и служат для защиты стен бетонной шахты 22 от динамического ударного разрушения,
компенсаторы 19 герметичны и при заполнении бетонной шахты водой наполнены воздухом,
от всплытия они защищены креплениями между собой и с опорной конструкцией 18,
для того чтобы при локальном воздействии ударной волны в работу были включены не только те упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19, на которые непосредственно воздействует ударная волна, но и более отдаленные упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19, выполнено беззазорное жесткое соединение упругопластинчатых воздушных компенсаторов 19 между собой,
на установленную опорную конструкцию 18, вплотную к установленным упругопластинчатым воздушным компенсатором 19 и вплотную к площадке обслуживания 9, на нижнем этаже подреакторного помещения 8, занимая весь оставшийся объем, установлены тугоплавкие элементы 20 с пустотами для прохода охлаждающего теплоносителя,
слои тугоплавких элементов 20 выполнены в виде кирпичей с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий 35 и горизонтальных канавок 36, образующих в совокупности каналы для рассередоточения кориума, а также в виде вертикальных глухих отверстий 37, образующих в верхнем положении внутренние локальные газовые компенсаторы паровых и водородных взрывов, а в нижнем положении - накопители для кориума,
оси вертикальных каналов на смежных кирпичах смещены друг относительно друга,
кирпичи выполнены из диоксидциркониевого гидратационного твердения бетона с введенным в него поглотителем нейтронов,
кирпичи имеют Т-образную форму, выполнение кирпичей из тугоплавкого материала Т-образной формы позволяет уложить их "взамок" и затрудняет их выброс локальными паровыми и водородными взрывами,
на выходе трубопроводов подачи воздуха 6 в верхний этаж подреактивного помещения 8 установлена по крайней мере одна решетка-ограничитель 21, выполняющая защитные функции, решетка-ограничитель 21 выполнена для прикрытия трубопроводов подачи воздуха 6 и предназначена для обеспечения гарантированного зазора для прохода воздуха или теплоносителя в случае возникновения гидроударов или смещения элементов системы защиты защитной оболочки реакторной установки,
на площадке обслуживания 9 в верхнем этаже подреакторного помещения 8 ниже выходов трубопроводов подачи воздуха 6, с учетом профиля механизма поворота 10 для осмотра корпуса реактора вплотную к стенам бетонной шахты 22 установлены упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19, расположенные по периметру верхнего этажа подреакторного помещения 8, закрывающие всю боковую поверхность стен и скрепленные между собой сваркой, болтами.The technical result is achieved due to the fact that
a protective system for the containment of a water-water reactor type reactor containing a containment zone 1, a reactor 2, a support truss 3 located under the zone of the nozzles of the reactor vessel, thermal insulation 4 of the cylindrical part of the reactor vessel, dry protection metal structure 5, air supply pipelines 6, oversized protection parts 7 the bottom of the reactor vessel, the subreactor room 8, divided into two floors by the service platform 9, the rotation mechanism 10 for inspecting the reactor vessel, the manhole 11 with the external 12 and internal 13 hermetic doors, are connected with the serving location 14, 15 for cable penetrations in the electricity supply under-reactor space 8,
assembled in the following order, illustrated in FIG. 1-6:
on the floor of the subreactor room 8 along the perimeter of the walls of the lower floor of the subreactor room 8, close to the service site 9, a basket 16 is installed, which is an additional support of the service site 9 and protects the walls of the lower floor of the subreactor room 8 from shock loads and direct thermal contact with the corium,
drainage 17 is installed on the floor of the subreactor room 8 in the form of perforated pipes, perforated channels, I-beams, perforated box structures,
drainage 17 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 17 is made with stoppers 29 in the form of welded, bolted joints between drainage elements 17 to prevent displacements and self-blocking of drainage elements 17, 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 shell protection system,
on the installed drainage 17, a support structure 18 is installed in the form of a lattice or perforated sheet, which is designed to hold the elements of the protection system, protect the concrete shaft floor 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 reactor vessel or reactor internals,
the supporting structure 18 is made to dilute the water and gas-vapor volume of the concrete mine in the course of a severe accident,
on an installed supporting structure 18 close to the installed basket 16, on the lower floor of the subreactor room 8 there are installed elastic-plate air compensators 19 in the form of a bellows, sets of springs, springs, profiled plates and shell-type structures located around the perimeter of the subreactor room 8, covering the entire inner surface of the basket 16 and fastened together by welding, bolts,
elastic-plate compensators 19 of the casing type are made with bodies crumpled under the influence of shock loads, with compensating elements located inside and designed to absorb shock waves and dynamic vibrational loads, and serve to protect the walls of concrete shaft 22 from dynamic shock destruction,
expansion joints 19 are sealed and when filling a concrete shaft with water are filled with air,
from ascent, they are protected by fastenings between themselves and with a supporting structure 18,
so that when the local impact of the shock wave includes not only those elasto-plate air compensators 19 that are directly affected by the shock wave, but also more distant elasto-plate air compensators 19, the gapless rigid connection of the elasto-plate air compensators 19 to each other is made,
on the installed support structure 18, close to the installed elastic-plate air compensator 19 and close to the service platform 9, on the lower floor of the subreactor room 8, occupying the entire remaining volume, refractory elements 20 are installed with voids for the passage of the cooling coolant,
the layers of refractory elements 20 are made in the form of bricks with voids in the form of through vertical holes 35 and horizontal grooves 36, forming collectively channels for dispersing the corium, as well as in the form of vertical blind holes 37, forming in the upper position internal local gas compensators for steam and hydrogen explosions , and in the lower position - drives for corium,
the axis of the vertical channels on adjacent bricks are offset from each other,
bricks are made of zirconia hydration hardening concrete with a neutron absorber introduced into it,
the bricks have a T-shape, the implementation of bricks from a refractory material of a T-shape allows you to lay them "in a swirl" and makes it difficult to release them with local steam and hydrogen explosions,
at the exit of the air supply pipelines 6 to the upper floor of the sub-reactive room 8, at least one protective grill 21 is installed, which performs protective functions, the protective grill 21 is designed to cover the air supply pipelines 6 and is designed to provide a guaranteed clearance for the passage of air or coolant in the occurrence of water hammer or displacement of the elements of the protective system of the protective shell of the reactor installation,
at the service site 9 in the upper floor of the subreactor room 8 below the exits of the air supply pipelines 6, taking into account the profile of the turning mechanism 10, elastic-plate air compensators 19 located along the perimeter of the upper floor of the subreactor room 8 are installed close to the walls of the concrete shaft 22, covering the entire the side surface of the walls and fastened together by welding, bolts.

на установленные упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19, находящиеся ниже выхода трубопроводов подачи воздуха 6, установлены упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19 в виде секторов, расположенные до крупногабаритных деталей защиты 7 днища корпуса реактора между выходами трубопроводов подачи воздуха 6,
секторная установка необходима для обеспечения циркуляции воздуха в нормальных условиях эксплуатации и в авариях с функционирующим воздушным охлаждением бетонной шахты,
проходы между секторами выполнены в виде каналов для сброса паровоздушной смеси при водяном или пароводяном охлаждении кориума в бетонной шахте,
на площадке обслуживания 9 в верхнем этаже подреакторного помещения 8 установлены сухие термостойкие элементы 23, состоящие из по крайней мере одной герметичной по воде гибкопластинчатой оболочки и пористого, гранулированного наполнителя, заполняющие оставшийся объем подреакторного помещения 8 до крупногабаритных деталей защиты 7 днища корпуса реактора с повторением их профиля с минимальным зазором до крупногабаритных деталей 7 защиты 150 мм и вплотную к упругопластинчатым воздушным компенсаторам 19,
сухие термостойкие элементы 23 предназначены для:
поглощения кориума,
снижение его температуры начала плавления (температура solidus),
введения в кориум поглотителей нейтронов для предотвращения повторной критичности при заливе кориума водой,
изменения фазового состава кориума,
обеспечения растрескивания кориума при охлаждении с образованием диспергированной структуры для последующего охлаждения в режиме пористого тела либо в режиме крупнодисперсной структуры,
установка сухих термостойких элементов 23 вплотную друг к другу выполнена для обеспечения режима практически сухого взаимодействия между кориумом и материалами элементов системы защиты на первой стадии выхода кориума в бетонную шахту,
герметичные по воде гибкопластинчатые оболочки 24 предназначены для плотной укладки элементов между собой без зазоров, с сохранением наполнителя 25 сухим до момента взаимодействия с кориумом, и предохранения от поступления большого количества теплоносителя в бетонную шахту до момента разрушения днища корпуса реактора,
кроме того, гибкопластинчатые оболочки 24 сухих термостойких элементов 23 предназначены для гашения гидроударов и ударных волн в осевом направлении и гашения вертикальных ударных нагрузок, действующих на пол бетонной шахты,
пористый, гранулированный или сыпучий наполнитель 25 установлен для дополнительного механического демпфирования при воздействии на него ударной волны и для теплового демпфирования - как энергетический поглотитель за счет своей развитой поверхности контакта при прямом взаимодействии с кориумом,
сухой наполнитель 25 повышенной сыпучести предназначен для защиты от прямого проникновения кориума по щелям и неплотностям между оболочками элементов,
сыпучий наполнитель 25 при поступлении в него воды (пористый гидроаккумулятор) предназначен для связывания воды за счет пористости, последующее взаимодействие такой системы с кориумом предназначено для торможения или блокировки процесса образования и распространения ударных волн,
сухие термостойкие элементы 23 установлены с минимальным зазором до крупногабаритных деталей защиты 7 в 150 мм для того, чтобы уменьшить объем теплоносителя, который может заполнить это свободное пространство; ограничение объема теплоносителя между крупногабаритными деталями защиты 7 и сухими термостойкими элементами 23 необходимо для уменьшения как вероятности возникновения паровых взрывов, так и энергии ударных волн в случае их возникновения,
на полу люка-лаза 11 между гермодверями вплотную к стенам и потолку люка-лаза 11 и с конструктивным зазором к гермодверям установлены термостойкие тугоплавкие элементы 26 в виде прямоугольных или профилированных элементов,
заполнение люка-лаза 11 термостойкими тугоплавкими элементами 26 выполняются 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;
в кабельные проходки 15 для подвода электроэнергии в подреакторное помещение 8 установлены патрубки 27 в виде кованых, гнутых, расточных колен, ограниченных по длине радиуса гиба, со свободными концами длиной не менее 200 мм, выходящими со стороны наружной поверхности стенки бетонной шахты 22, причем один патрубок 27, предназначенный для отвода теплоносителя из бетонной шахты, выполнен в виде колена, длинный конец которого опущен до уровня пола бетонной шахты,
на гнутых концах патрубков 27, расположенных в пределах гермозоны 1, выполнена перфорация, защищающая патрубок 27 от засорения, заваривания или запирания;
на длинном конце патрубка 27, опущенного до уровня пола бетонной шахты, выполнена перфорация, причем зона перфорации не более 100 мм, в условиях проектной аварии патрубок 27 предназначен для откачки воды в систему дренажа 17 (для забора воды с пола бетонной шахты), а в условиях протекания тяжелой аварии использован для подачи охлаждающего теплоносителя на пол бетонной шахты под элементы системы защиты,
нормальное положение патрубка 27 - соединение с трубопроводом пассивного залива бетонной шахты, и только по команде оператора этот патрубок 27 может быть активно переключен для работы в откачивающей системе, в случае потери электропитания происходит пассивное отключение откачивающей системы и восстановление режима ожидания пассивного залива бетонной шахты,
на концах патрубков 27, расположенных в пределах гермозоны 1, установлена насадка 30, выполняющая защитную функцию; на насадке выполнена перфорация, которая обеспечивает равномерную раздачу (душирование) охлаждающего теплоносителя, гашение гидродинамических колебаний, предохранение от засорения или блокирования концов патрубков 27,
на свободных концах установленных патрубков 27 с наружной стороны стены бетонной шахты 22 выполнены фланцы 28 для подсоединения и герметизации трубопроводов подвода теплоносителя и отвода теплоносителя из бетонной шахты 22.mounted elastic-plate air compensators 19, located below the outlet of the air supply pipelines 6, installed elastic-plate air compensators 19 in the form of sectors, located to large-sized protection parts 7 of the bottom of the reactor vessel between the exits of the air supply pipelines 6,
sector installation is necessary to ensure air circulation under normal operating conditions and in accidents with functioning air cooling of a concrete mine,
the passages between the sectors are made in the form of channels for discharge of the vapor-air mixture during water or steam-water cooling of the corium in a concrete shaft,
at the service site 9, in the upper floor of the subreactor room 8, dry heat-resistant elements 23 are installed, consisting of at least one water-tight flexible plate shell and a porous, granular filler, filling the remaining volume of the subreactor room 8 to large-sized protection parts 7 of the bottom of the reactor vessel with repeating them profile with a minimum clearance to large parts 7 protection 150 mm and close to the elastic plate air expansion joints 19,
dry heat-resistant elements 23 are intended for:
Corium uptake
a decrease in its melting onset temperature (solidus temperature),
introducing neutron absorbers into the corium to prevent re-criticality when filling the corium with water,
changes in the phase composition of the corium,
ensure cracking of the corium upon cooling with the formation of a dispersed structure for subsequent cooling in the porous body mode or in the coarse-grained structure mode,
the installation of dry heat-resistant elements 23 close to each other is made to ensure a mode of almost dry interaction between the corium and the materials of the elements of the protection system at the first stage of the exit of the corium into the concrete shaft,
water-tight flexible plate shells 24 are designed for tightly stacking elements without gaps, keeping the filler 25 dry until it interacts with the corium, and preventing the entry of a large amount of coolant into the concrete shaft until the bottom of the reactor vessel is destroyed,
in addition, the flexible plate shells 24 of the dry heat-resistant elements 23 are designed to absorb axial shock and shock waves and to absorb vertical shock loads acting on the floor of a concrete shaft,
porous, granular or granular filler 25 is installed for additional mechanical damping when exposed to a shock wave and for thermal damping - as an energy absorber due to its developed contact surface in direct interaction with corium,
dry filler 25 increased flowability is designed to protect against direct penetration of the corium along the cracks and leaks between the shells of the elements,
bulk filler 25 when water enters it (porous accumulator) is designed to bind water due to porosity, the subsequent interaction of such a system with corium is designed to inhibit or block the process of formation and propagation of shock waves,
dry heat-resistant elements 23 are installed with a minimum gap to large-sized protection parts 7 of 150 mm in order to reduce the amount of coolant that can fill this free space; limiting the volume of coolant between the large-sized parts of the protection 7 and dry heat-resistant elements 23 is necessary to reduce both the likelihood of steam explosions and the energy of shock waves in case of their occurrence,
on the floor of the manhole 11 between the pressure doors close to the walls and ceiling of the manhole 11 and with a constructive gap to the pressure doors, heat-resistant refractory elements 26 are installed in the form of rectangular or shaped elements,
filling the manhole 11 with heat-resistant refractory elements 26 are performed for:
increase 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;
in the cable penetrations 15 for supplying electricity to the subreactor room 8, pipes 27 are installed in the form of forged, bent, boring elbows limited by the length of the bend radius, with free ends not less than 200 mm long, extending from the outer surface of the concrete shaft wall 22, and one the pipe 27, designed to drain the coolant from the concrete shaft, is made in the form of a bend, the long end of which is lowered to the floor level of the concrete shaft,
at the bent ends of the nozzles 27 located within the hermetic zone 1, perforation is made to protect the nozzle 27 from clogging, brewing or locking;
Perforation is performed at the long end of the nozzle 27, lowered to the floor level of the concrete shaft, and the perforation zone is not more than 100 mm, in the conditions of a design accident, the branch pipe 27 is designed to pump water into the drainage system 17 (to draw water from the concrete shaft floor), and in the conditions of a severe accident used to supply cooling fluid to the floor of a concrete mine under the elements of the protection system,
the normal position of the nozzle 27 is the connection to the pipeline of the passive gulf of the concrete mine, and only by the command of the operator, this nozzle 27 can be actively switched to work in the pumping system, in case of power loss, the pumping system is passively switched off and the standby mode of the passive bay of the concrete mine is restored,
at the ends of the nozzles 27 located within the hermetic zone 1, a nozzle 30 is installed that performs a protective function; perforation is performed on the nozzle, which ensures uniform distribution (choking) of the cooling fluid, damping of hydrodynamic vibrations, protection against clogging or blocking of the ends of the nozzles 27,
flanges 28 are made on the free ends of the installed nozzles 27 on the outside of the wall of the concrete shaft 22 for connecting and sealing the pipelines for supplying the coolant and for removing the coolant from the concrete shaft 22.

1. При разрушении днища корпуса реактора кориум поступает в пространство между днищем и крупногабаритными деталями защиты 7 днища корпуса реактора. В процессе протекания тяжелой аварии в этом пространстве может находиться 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 теплоноситель в узком щелевом пространстве между днищем и крупногабаритными деталями защиты 7 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 волн, 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. Это локальное давление приводит к распространению ударной волны в объеме бетонной шахты и внутри корпуса реактора. Окончательное установившееся давление за ударной волной в связанной системе двух объемов - бетонной шахты и корпуса реактора, составляет около 0,3 МПа. Последующее истечение пароводяной или паровоздушной смеси из бетонной шахты происходит по кольцевым соосным щелевым каналам: вдоль боковой поверхности корпуса реактора, вдоль теплоизоляции 4 цилиндрической части корпуса реактора и вдоль металлоконструкции сухой защиты, через ферму опорную 3, расположенную под зоной патрубков 27 корпуса реактора 2, в помещения боксов парогенераторов и далее в объем гермозоны 1. 1. When the bottom of the reactor vessel is destroyed, the corium enters the space between the bottom and the large-sized protection parts of the 7 bottom of the reactor vessel. During the course of a severe accident, a coolant may be in this space, 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, the coolant in a narrow slit space between the bottom and the large-sized protection parts 7 is either in a homogeneous saturated state or in a heterogeneous two-phase state (this condition differs in that the coolant has an interface between the 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 steam from the outside loi, which significantly reduces the probability of 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 upon destruction of the bottom is possible due to the release of corium into the coolant of the slit space. This local pressure leads to the propagation of the shock wave in the volume of the concrete shaft and inside the reactor vessel. The final steady state pressure behind the shock wave in a coupled system of two volumes — a concrete shaft and a reactor vessel — is about 0.3 MPa. Subsequent outflow of the steam-water or steam-air mixture from the concrete shaft takes place along coaxial annular slot channels: along the lateral surface of the reactor vessel, along the thermal insulation 4 of the cylindrical part of the reactor vessel, and along the dry protection metal structure, through the supporting farm 3 located under the zone of nozzles 27 of the reactor vessel 2, the rooms of the steam generator boxes and further into the hermetic zone 1.

2. В случае отрыва днища корпуса реактора 2 теплоноситель из пространства между днищем корпуса и крупногабаритными деталями защиты 7 будет выдавлен в щелевые цилиндрические каналы, расположенные вокруг корпуса реактора 2, и парового взрыва не произойдет. 2. In case of separation of the bottom of the reactor vessel 2, the coolant from the space between the bottom of the vessel and the large-sized protection parts 7 will be squeezed out into slotted cylindrical channels located around the reactor vessel 2, and steam explosion will not occur.

При возникновении ударных нагрузок в пространстве между днищем и крупногабаритными деталями защиты 7 днища корпуса реактора возможно разрушение крупногабаритных деталей защиты 7, тогда поглощение энергии одной или серии ударных волн будет происходить на сухих термостойких элементах 23 системы защиты защитной оболочки, объем воздушного пространства которых позволяет эффективно поглощать энергию ударных волн при однократном или многократном их воздействии на эти элементы. Разрушение крупногабаритных деталей защиты 7 открывает еще один канал для выхода пароводяной или парогазовой смеси из бетонной шахты - трубопроводы подачи воздуха 6. Защищенные решетками-ограничителями 21 от забивания при гидроударах или смещениях элементов системы защиты эти трубопроводы, объединенные в два кольцевых коллектора, позволяют быстро сбросить избыточное давление в бетонной шахте. In the event of shock loads in the space between the bottom and the large protection parts 7 of the bottom of the reactor vessel, the destruction of the large protection parts 7 is possible, then the energy absorption of one or a series of shock waves will occur on dry heat-resistant elements 23 of the containment protection system, the volume of the air space of which can effectively absorb the energy of shock waves with a single or multiple impact on these elements. The destruction of large-sized protection parts 7 opens up another channel for the steam-water or gas-vapor mixture to exit the concrete mine — air supply pipelines 6. Protected by grating limiters 21 from clogging with water hammer or displacement of the elements of the protection system, these pipelines, combined into two ring collectors, can be quickly dumped overpressure in a concrete shaft.

3. Поступление кориума из корпуса реактора 2 на крупногабаритные детали защиты 7 приводит к их разрушению или проплавлению и выходу кориума в объем бетонной шахты. Если в объеме бетонной шахты находится теплоноситель, то происходит взаимодействие между теплоносителем и кориумом. Теплоноситель находится только в узком щелевом пространстве вокруг стен бетонной шахты 22. Между оболочками сухих термостойких элементов 23 его содержится очень мало, так как элементы плотно уложены друг к другу. В этих условиях низкого значительного повышения давления не происходит, так как малый объем и пространственно-рассредоточенное расположение теплоносителя между различными оболочками сухих термостойких элементов 23 тормозит развитие процессов парообразования, процессов перемешивания теплоносителя с кориумом. Сухие термостойкие элементы 23 гасят распространение ударных волн и блокируют диспергирование (разбрызгивание) при струйном истечении кориума в бетонную шахту. Блокирование и торможение процессов взаимодействия кориума с теплоносителем на сухих термостойких элементах 23 достигается применением (в случае использования элемента по пунктам 9, 10 и 11):
1) гибкого упругого каркаса 31;
2) внутренней водонепроницаемой эластичной оболочки 32;
3) наружной прочной на разрыв термостойкой эластичной оболочки;
4) сухой плотной тугоплавкой или пористой легкоплавкой гранулированной засыпки.3. The receipt of the corium from the reactor vessel 2 to the large-sized parts of the protection 7 leads to their destruction or penetration and the corium enters the volume of the concrete shaft. If there is a coolant in the volume of a concrete shaft, then an interaction occurs between the coolant and the corium. The coolant is located only in a narrow slit space around the walls of the concrete shaft 22. Between the shells of the dry heat-resistant elements 23 it contains very little, since the elements are tightly stacked to each other. Under these conditions, a low significant increase in pressure does not occur, since the small volume and spatially dispersed location of the coolant between the various shells of the dry heat-resistant elements 23 inhibits the development of vaporization processes, processes of mixing the coolant with the corium. Dry heat-resistant elements 23 dampen the propagation of shock waves and block dispersion (spraying) during jet flow of corium into a concrete shaft. Blocking and inhibition of the processes of interaction of the corium with the coolant on the dry heat-resistant elements 23 is achieved by application (in the case of using the element according to paragraphs 9, 10 and 11):
1) a flexible elastic frame 31;
2) internal waterproof elastic shell 32;
3) external tear-resistant heat-resistant elastic shell;
4) dry, dense refractory or porous low-melting granular filling.

Каждый сухой термостойкий элемент 23 представляет собой каркас, обтянутый двумя слоями разнородных материалов. Первый внутренний слой, обтягивающий каркас 31 - толстая многослойная пленка, в задачу которой входит обеспечение герметичности по воде внутреннего объема элемента. Второй наружный слой, обтягивающий каркас 31 - прочная на разрыв термостойкая стеклоткань, способная выдержать температуру до 400oC, задача которой - обеспечение герметичности и прочности на разрыв первого внутреннего слоя при укладке элементов друг на друга, при вибрациях и при небольших смещениях. В то же время этот наружный прочный слой выполняется из достаточно мягкой ткани для плотной укладки элементов друг к другу и к конструкциям, находящимся в бетонной шахте, с целью уменьшения площади проходного сечения для воды. Заполнение элемента производится сухим пористым термостойким наполнителем 25 в виде гранулированной засыпки, что обеспечивает:
1) поглощение ударных нагрузок при импульсном воздействии на элемент;
2) образование пористого тела при разрушении двухслойной оболочки за счет сыпучести;
3)аккумулирование в порах поступающего в шахту теплоносителя, что позволяет осуществлять эффективное парогазовое или пароводяное охлаждение кориума, гасить гидроудары, приводящие к паровым взрывам;
4) регулирование химического состава кориума, что дает возможность использовать эффективные шлакообразующие добавки, снижающие температуру кориума и позволяет обеспечить прогнозируемый состав кориума с помощью введения в наполнитель 25 окислителя.Each dry heat-resistant element 23 is a frame, covered with two layers of dissimilar materials. The first inner layer, tight-fitting frame 31 is a thick multilayer film, the task of which is to ensure water tightness of the internal volume of the element. The second outer layer, the tightening frame 31 is a tear-resistant heat-resistant fiberglass capable of withstanding temperatures up to 400 o C, the task of which is to ensure the tightness and tensile strength of the first inner layer when laying elements on top of each other, with vibrations and at small displacements. At the same time, this outer strong layer is made of sufficiently soft fabric for tightly stacking the elements to each other and to structures located in the concrete shaft, in order to reduce the area of the passage section for water. The element is filled with dry porous heat-resistant filler 25 in the form of granular filling, which provides:
1) shock absorption by pulsed action on the element;
2) the formation of a porous body during the destruction of a two-layer shell due to flowability;
3) accumulation in the pores of the coolant entering the mine, which allows efficient vapor-gas or steam-water cooling of the corium, to quench water hammer, leading to steam explosions;
4) regulation of the chemical composition of corium, which makes it possible to use effective slag-forming additives that reduce the temperature of the corium and allows for the predicted composition of corium by introducing an oxidizing agent into the filler 25.

4. Герметичность по воде сухих термостойких элементов 23 обеспечивает сухой контакт кориума с наполнителем 25 каждого элемента. Этот контакт не приводит к быстрому повышению давления в бетонной шахте, а последующий контакт кориума с водой не приводит к бурному или ударному парообразованию, так как заполнение бетонной шахты водой производится достаточно медленно до тех пор, пока сухие термостойкие элементы 23 закрывают дренажный коллектор на полу бетонной шахты. Требование на ограничение парообразования является главным требованием, которое необходимо учитывать при водяном охлаждении кориума, так как проходные сечения трубопроводов системы воздушного охлаждения бетонной шахты невелики. При разрушении сухих термостойких элементов 23 их содержимое образует пористое тело, сквозь которое теплоноситель взаимодействует с кориумом. Сухие термостойкие элементы 23 выполняют и другую задачу: обеспечивают относительно быстрое проплавление или разрушение кориумом содержимого этих элементов, уложенных выше отметки выхода трубопроводов системы воздушного охлаждения в бетонную шахту. Освобождение выходов трубопроводов системы воздушного охлаждения от затеснения необходимо:
1) для обеспечения циркуляции водяного, пароводяного или парогазового теплоносителя по трубопроводам этой системы;
2) для обеспечения сброса пароводяной (парогазовой) смеси из бетонной шахты в режиме пароводяного охлаждения кориума при подаче теплоносителя в шахту по дренажному коллектору;
3) для обеспечения эффективного снижения давления в бетонной шахте при подаче теплоносителя на кориум сверху при использовании насосов системы безопасности (не показаны), подпиточных насосов системы нормальной эксплуатации, или при внезапном срабатывании гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны (в случае разрушения трубопроводов, разрушения одного или нескольких корпусов гидроемкостей, или в результате восстановления работоспособности систем).4. The water tightness of the dry heat-resistant elements 23 provides dry contact of the corium with the filler 25 of each element. This contact does not lead to a rapid increase in pressure in the concrete shaft, and subsequent contact of the corium with water does not lead to rapid or shock vaporization, since the concrete shaft is filled with water rather slowly until the dry heat-resistant elements 23 close the drainage collector on the concrete floor mine. The requirement to limit vaporization is the main requirement that must be considered when water cooling the corium, since the flow cross sections of the pipelines of the air cooling system of the concrete mine are small. When the dry heat-resistant elements 23 are destroyed, their contents form a porous body through which the coolant interacts with the corium. Dry heat-resistant elements 23 also perform another task: they provide relatively quick penetration or destruction by corium of the contents of these elements laid above the mark of the exit of pipelines of the air cooling system to the concrete shaft. The release of the exits of the pipelines of the air cooling system from crowding is necessary:
1) to ensure the circulation of water, steam, water or gas-vapor coolant through the pipelines of this system;
2) to ensure the discharge of steam-water (gas-vapor) mixture from a concrete mine in the mode of steam-water cooling of the corium when the coolant is supplied to the mine through a drainage collector;
3) to ensure effective pressure reduction in the concrete mine when the coolant is supplied to the corium from above when using safety system pumps (not shown), make-up pumps of the normal operation system, or when the hydraulic reservoirs of the emergency core cooling system suddenly operate (in case of pipeline destruction, destruction of one or several cases of hydraulic reservoirs, or as a result of the restoration of the operability of systems).

Относительно быстрое проплавление в верхней части бетонной шахты и медленное проплавление в нижней ее части обеспечено заполнением сухих термостойких элементов 23 различными наполнителями 25, более термостойкие и тугоплавкие наполнители 25 размещаются внизу, а менее термостойкие - вверху бетонной шахты. Relatively fast penetration in the upper part of the concrete mine and slow penetration in the lower part is ensured by filling of dry heat-resistant elements 23 with various fillers 25, more heat-resistant and refractory fillers 25 are placed below, and less heat-resistant - at the top of the concrete mine.

5. При быстром или медленном непрерывном поступлении теплоносителя в бетонную шахту как от систем безопасности, систем нормальной эксплуатации, так и в результате разрушений элементов оборудования реакторной установки, в любой момент протекания аварии теплоноситель по подводящим трубопроводам поступает в дренажный коллектор на полу бетонной шахты. По щелям между сухими термостойкими элементами 23 и по зазорам между воздушными компенсаторами 19 и стенами бетонной шахты 22 теплоноситель поднимается вверх. Благодаря тому, что сухие термостойкие элементы 23 герметичны и уложены плотно, объем воды на верхнем этаже подреакторного помещения 8 минимален, и при разрушении днища корпуса кориум попадает в практически сухую ловушку, содержащую минимальное количество воды, что предотвращает возникновение и развитие паровых взрывов. 5. In the case of fast or slow continuous flow of coolant into a concrete mine, both from safety systems, normal operation systems, and as a result of destruction of reactor equipment components, at any time during the accident, the coolant flows through the supply pipes to the drainage collector on the concrete mine floor. In the gaps between the dry heat-resistant elements 23 and the gaps between the air expansion joints 19 and the walls of the concrete shaft 22, the coolant rises. Due to the fact that the dry heat-resistant elements 23 are tight and tightly packed, the water volume on the upper floor of the subreactor room 8 is minimal, and when the bottom of the casing is destroyed, the corium falls into a practically dry trap containing a minimal amount of water, which prevents the occurrence and development of steam explosions.

В случае неуправляемого поступления теплоносителя с пола боксов парогенератора (не показаны) через ферму опорную 3, по кольцевым соосным щелевым каналам вдоль боковой поверхности корпуса реактора 2, вдоль теплоизоляции 4 цилиндрической части корпуса реактора 2 и вдоль металлоконструкции сухой защиты 5 на верхний этаж подреакторного помещения 8 после разрушения корпуса реактора 2 кориумом возможно возникновение паровых взрывов при прямом струйном воздействии теплоносителя на кориум. Для снижения последствий воздействия ударной волны на стены бетонной шахты 22 используются упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19, которые поглощают энергию ударной волны, предохраняя стены бетонной шахты 22 от разрушения. Пол площадки обслуживания 9 защищен сухими термостойкими элементами 23, также поглощающими энергию ударной волны. Упругопластинчатые воздушные компенсаторы 19 позволяют защитить стены бетонной шахты 22 от ударных нагрузок при гидроударах, паровых и водородных взрывах. Компенсаторы 19 снабжены упругими механическими и пневматическими элементами, рассчитанными на относительно небольшие ударные нагрузки и элементами, работающими в области пластических деформаций при больших ударных нагрузках. В случае сильных гидродинамических возмущений компенсатор работает на смятие, увеличивая свободный гидродинамический объем в бетонной шахте для последующего пароводяного охлаждения кориума. Жесткая механическая связь упругопластинчатых воздушных компенсаторов 19 между собой, как в аксиальном, так и в азимутальном направлениях, обеспечивает дополнительную защиту стен бетонной шахты 22 от ударных нагрузок, так как позволяет включить в работу не только те компенсаторы, на которые непосредственно воздействует ударная нагрузка, но и всю связанную систему в целом. Таким образом, система жестко связанных упругопластичных воздушных компенсаторов 19 работает как единая система ослабления и поглощения ударных нагрузок и предохраняет стены подреакторного помещения 8 от ударного разрушения и прямого гидродинамического воздействия со стороны кориума. In the case of uncontrolled flow of coolant from the floor of the boxes of the steam generator (not shown) through the support farm 3, along coaxial annular slot channels along the lateral surface of the reactor vessel 2, along the thermal insulation 4 of the cylindrical part of the reactor vessel 2 and along the dry protection metal structure 5 to the upper floor of the subreactor room 8 after the destruction of the reactor vessel 2 by the corium, steam explosions are possible with the direct jet influence of the coolant on the corium. To reduce the effects of the shock wave on the walls of the concrete shaft 22, elastic-plate air compensators 19 are used that absorb the energy of the shock wave, protecting the walls of the concrete shaft 22 from destruction. The floor of the service platform 9 is protected by dry heat-resistant elements 23, which also absorb shock wave energy. Elastic-plate air compensators 19 make it possible to protect the walls of the concrete shaft 22 from shock loads during hydroshocks, steam and hydrogen explosions. Compensators 19 are equipped with elastic mechanical and pneumatic elements designed for relatively small shock loads and elements working in the field of plastic deformation at high shock loads. In the case of strong hydrodynamic disturbances, the compensator works on collapse, increasing the free hydrodynamic volume in the concrete shaft for subsequent steam-water cooling of the corium. The rigid mechanical connection of the elastic-plate air compensators 19 with each other, both in the axial and in the azimuthal directions, provides additional protection for the walls of the concrete shaft 22 from shock loads, since it allows you to include in the work not only those compensators that are directly affected by the shock load, but and the entire connected system as a whole. Thus, the system of rigidly coupled elastoplastic air compensators 19 works as a single system of attenuation and absorption of shock loads and protects the walls of the subreactor room 8 from shock destruction and direct hydrodynamic effects from the corium.

6. В процессе протекания тяжелой аварии возможно восстановление подачи воздуха в бетонную шахту. Воздух, проходя по каналам в бетонной шахте и в зазорах между сухими термостойкими элементами 23, будет охлаждать кориум при разрушении днища и крупногабаритных деталей защиты 7 днища корпуса реактора 2, до тех пор, пока кориум находится выше отметки входа трубопроводов воздушного охлаждения в подреакторное помещение 8. Если воздушным охлаждением процесс разрушения сухих термостойких элементов 23 остановить не удалось и кориум продолжает свое движение вниз, то эффективность охлаждения кориума будет быстро уменьшаться по мере пересечения кориумом отметки, на которой находятся выходы трубопроводов воздушного охлаждения. Охлаждение воздухом - мера временная и вынужденная, основная задача которой - обеспечить замедление процесса разрушения бетонной шахты и дать оперативному персоналу дополнительное время для организации подачи воды в подреакторное помещение 8 для последующего пароводяного или водяного охлаждения кориума. 6. In the course of a severe accident, it is possible to restore the air supply to the concrete shaft. The air passing through the channels in the concrete shaft and in the gaps between the dry heat-resistant elements 23 will cool the corium when the bottom and oversized protection parts 7 of the bottom of the reactor vessel 2 are destroyed, until the corium is above the mark of the entrance of the air-cooling pipelines to the subreactor room 8 . If the air-cooled process of the destruction of dry heat-resistant elements 23 could not be stopped and the corium continues to move down, then the cooling efficiency of the corium will rapidly decrease as it crosses oriumom mark, which are outputs of the air cooling pipes. Air cooling is a temporary and forced measure, the main task of which is to slow down the destruction of the concrete mine and give the operating staff extra time to organize the supply of water to the subreactor room 8 for subsequent steam-water or water cooling of the corium.

7. Разрушение кориумом элементов системы защиты защитной оболочки на верхнем этаже подреакторного помещения 8 приводит к проникновению кориума через площадку обслуживания 9 в нижний этаж подреакторного помещения 8. Установленные на нижнем этаже слои тугоплавких элементов 20 обеспечивают удержание и охлаждение кориума. Выполнение слоев тугоплавких элементов 20 в виде кирпичей с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий 35 и горизонтальных канавок 36, образующих в совокупности каналы для рассредоточения кориума, а также в виде вертикальных глухих отверстий 37, 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 съема тепла теплоносителем аварийного охлаждения с одной стороны, а с другой - предотвращая контакт больших масс кориума с большими объемами теплоносителя аварийного охлаждения, поднимающегося по каналам снизу вверх за счет гидравлического подпора, тем самым предотвращая паровые и водородные взрывы большой силы. 7. Corium destruction of the elements of the containment protection system on the upper floor of the subreactor room 8 leads to the penetration of the corium through the service platform 9 into the lower floor of the subreactor room 8. The layers of refractory elements 20 installed on the lower floor provide retention and cooling of the corium. The implementation of the layers of refractory elements 20 in the form of bricks with voids in the form of through vertical holes 35 and horizontal grooves 36, forming collectively channels for dispersal of the corium, as well as in the form of vertical blind holes 37, forming in the upper position internal local gas compensators for steam and hydrogen explosions , and in the lower position - drives for 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 turn the possibility of heat removal by the emergency cooling fluid on the one hand, and on the other hand, preventing large corium masses from coming into contact with large volumes of emergency cooling coolant rising through the channels from the bottom up due to hydraulic backwater, thereby preventing large steam and hydrogen explosions.

Локальные взрывы гасятся газовыми компенсаторами находящимися в кладке. Образование единой ударной волны невозможно. Local explosions are extinguished by gas compensators located in the masonry. The formation of a single shock wave is impossible.

То, что оси вертикальных каналов на смежных кирпичах размещены 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, что обеспечивает возможность охлаждения находящегося в пустотах кориума теплоносителем аварийного охлаждения. The fact that the axes of the vertical channels on adjacent bricks are located 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, it provides the possibility of cooling the corium in the voids with the emergency 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 на 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 hits it. The introduction of a neutron absorber, such as boron, into concrete eliminates the possibility of a secondary chain reaction.

8. При восстановлении работоспособности систем безопасности или систем нормальной эксплуатации возобновляется подача воды в корпус реактора 2. Если к этому моменту разрушение корпуса реактора 2 произошло, то охлаждающая вода поступает из корпуса реактора 2 непосредственно в подреакторное помещение 8 сверху на кориум. Производительность одной системы подачи воды достаточна для локализации и охлаждения кориума на сухих термостойких элементах 23 в подреакторном помещении 8 даже без поступления охлаждающего теплоносителя по трубопроводам пассивного залива бетонной шахты. 8. When the safety systems or normal operation systems are restored to operability, the water supply to the reactor vessel 2 is resumed. If at this point the destruction of the reactor vessel 2 has occurred, then cooling water flows directly from the reactor vessel 2 into the subreactor room 8 from above onto the corium. The performance of one water supply system is sufficient for localization and cooling of the corium on dry heat-resistant elements 23 in the subreactor room 8 even without the arrival of cooling coolant through the passive gulf pipelines of the concrete mine.

9. Взаимодействие кориума и системы защиты защитной оболочки в период прямого контакта кориума с сухими термостойкими элементами 23 определяется двумя начальными основными факторами:
1) объемом кориума (от объема кориума зависит его температура и фазовый состав);
2) уровнем воды в подреакторном помещении 8.9. The interaction of the corium and the protective system of the protective shell during direct contact of the corium with dry heat-resistant elements 23 is determined by two initial main factors:
1) the volume of the corium (the temperature and phase composition depend on the volume of the corium);
2) the water level in the subreactor room 8.

Комбинация этих факторов приводит к установлению различного равновесия в системе кориум - охлаждающий теплоноситель. Это равновесие определяется следующими положениями границы раздела кориум - жидкий теплоноситель:
1) граница раздела находится между выходами трубопроводов подачи воздуха 6 и полом площадки обслуживания 9;
2) граница раздела находится между полом площадки обслуживания 9 и патрубками 27 пассивного залива бетонной шахты;
3) граница раздела между патрубками 27 пассивного залива бетонной шахты и опорной конструкцией 18, под которой находится дренаж 17;
4) граница раздела находится на уровне дренажа 17, расположенного на полу бетонной шахты 17.The combination of these factors leads to the establishment of different equilibrium in the corium - cooling coolant system. This equilibrium is determined by the following positions of the corium – liquid heat transfer interface:
1) the interface is between the exits of the air supply pipelines 6 and the floor of the service platform 9;
2) the interface is located between the floor of the service platform 9 and the pipes 27 of the passive bay of the concrete mine;
3) the interface between the pipes 27 of the passive bay of the concrete shaft and the supporting structure 18, under which there is a drainage 17;
4) the interface is at the level of drainage 17 located on the floor of the concrete shaft 17.

Во всех четырех положениях границы раздела охлаждающий теплоноситель подается снизу под кориум через сухие термостойкие элементы 23, герметичные оболочки которых разрушаются в процессе первых контактов системы защиты защитной оболочки с кориумом. В третьем и четвертом случаях охлаждающий теплоноситель поступает не только снизу под кориум по системе дренажа 17, но и сверху на кориум через короткие патрубки 27, проходящие по кабельным проходкам 15. Комбинированный залив кориума снизу и сверху по трубопроводам пассивной подачи воды или рассредоточение кориума на слоях тугоплавких элементов 20 на нижнем этаже подреакторного помещения 8 обеспечивают надежную локализацию и охлаждение кориума в бетонной шахте. In all four positions of the interface, the coolant is supplied from below under the corium through dry heat-resistant elements 23, the hermetic shells of which are destroyed during the first contacts of the protective shell protection system with the corium. In the third and fourth cases, the cooling medium flows not only from below under the corium through the drainage system 17, but also from above to the corium through short pipes 27 passing through cable penetrations 15. Combined corium filling from below and above through passive water supply pipelines or dispersion of corium in layers refractory elements 20 on the lower floor of the subreactor room 8 provide reliable localization and cooling of the corium in the concrete shaft.

10. 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. 10. It is most expedient 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 amount of work required to upgrade existing equipment.

Claims (21)

1. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, содержащая гермозону 1, реактор 2, ферму опорную 3, расположенную под зоной патрубков корпуса реактора, теплоизоляцию 4 цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкцию сухой защиты 5, трубопроводы подачи воздуха 6, крупногабаритные детали защиты 7 днища корпуса реактора, подреакторное помещение 8, разделенное на два этажа площадкой, обслуживания 9, механизм поворота 10 для осмотра корпуса реактора, люк-лаз 11 с наружной 12 и внутренней 13 гермодверями, соединенный с обслуживающим помещением 14, кабельные проходки 15 для подвода электроэнергии в подреакторное помещение 8, отличающаяся тем, что на полу подреакторного помещения 8 по периметру стен нижнего этажа подреакторного помещения 8, вплотную к площадке обслуживания 9, установлена корзина 16, на полу подреакторного помещения 8 установлен дренаж 17 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров, перфорированных коробчатых конструкций, на установленном дренаже 17 установлена опорная конструкция 18 в виде решетки или перфорированного листа на установленную опорную конструкцию 18 на нижнем этаже подреакторного помещения 8 вплотную к установленной корзине 16, на верхнем этаже подреакторного помещения 8 вплотную в стенам подреакторного помещения 8, установлены упруго-пластичные воздушные компенсаторы 19, в виде сильфона, наборов пружин, рессор, профилированных пластин и конструкций корпусного типа, расположенные по периметру подреакторного помещения 8, и скрепленные между собой сваркой, болтами, на установленную опорную конструкцию 18 вплотную к установленным упруго-пластичным воздушным компенсаторам 19, вплотную к площадке обслуживания 9 и вплотную друг к другу, занимая весь оставшийся объем, установлены тугоплавкие элементы 20 с пустотами, на выходе трубопроводов подачи воздуха 6 в верхний этаж подреакторного помещения 8 установлена по крайней мере одна решетка-ограничитель 21, на площадку обслуживания 9 в верхнем этаже подреакторного помещения 8, вплотную к упруго-пластичным воздушным компенсаторам 19, с повторением профиля крупногабаритных деталей защиты 7 днища корпуса реактора и с минимальным зазором до них 150 мм, с заполнением оставшегося объема подреакторного помещения 8, установлены сухие термостойкие элементы 23, состоящие из по крайней мере одной герметичной по воде гибко-пластичной оболочки 24 и пористого, гранулированного наполнителя 25, 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 26 в виде прямоугольных или профилированных элементов, в кабельные проходки 15 для подвода электроэнергии в подреакторное помещение 8 установлены патрубки 27 в виде кованых, гнутых, расточных колен, ограниченных по длине радиусом гиба, со свободными концами длиной не менее 200 мм, выходящими со стороны наружной поверхности стены бетонной шахты 22, причем один патрубок 27, предназначенный для отвода теплоносителя из бетонной шахты 22, выполнен в виде колена, длинный конец которого опущен до уровня пола бетонной шахты 22, на свободных концах установленных патрубков 27 с наружной стороны стены бетонной шихты 22 выполнены фланцы 28. 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, a support farm 3, located under the zone of the nozzles of the reactor vessel, thermal insulation 4 of the cylindrical part of the reactor vessel, dry protection metal structure 5, air supply pipelines 6, large-sized parts protection 7 of the bottom of the reactor vessel, subreactor room 8, divided into two floors by a platform, services 9, rotation mechanism 10 for inspection of the reactor vessel, manhole 11 with external 12 and internal 13 pressure doors, connected connected with the service room 14, cable penetrations 15 for supplying electricity to the subreactor room 8, characterized in that a basket 16 is installed on the floor of the subreactor room 8 along the perimeter of the walls of the lower floor of the subreactor room 8, close to the service platform 9, on the floor of the subreactor room 8 the drainage 17 is installed in the form of perforated pipes, perforated channels, I-beams, perforated box-shaped structures; a support structure 18 is installed on the installed drainage 17 in the form of a lattice or perforated of the sheet to the installed supporting structure 18 on the lower floor of the subreactor room 8 close to the installed basket 16, on the upper floor of the subreactor room 8 right in the walls of the subreactor room 8, elastic-plastic air compensators 19 are installed in the form of a bellows, sets of springs, springs, profiled plates and structures of the case type, located along the perimeter of the subreactor room 8, and fastened together by welding, bolts, on the installed support structure 18 close to the installed elastic-pl Refractory elements 20 with voids are installed close to the service platform 9 and close to each other, occupying the entire remaining volume, at least one grill limiter 21 is installed at the outlet of the air supply pipelines 6 to the upper floor of the subreactor room 8, to the service site 9 in the upper floor of the subreactor room 8, close to the elastic-plastic air compensators 19, with the profile of large-sized protection parts 7 of the bottom of the reactor vessel being repeated and with a minimum clearance up to them 150 mm, with filling the remaining volume of the subreactor room 8, dry heat-resistant elements 23 are installed, consisting of at least one water-tight flexible plastic shell 24 and porous, granular filler 25, on the manhole floor 11, between the outer 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 26 are installed in the form of rectangular or profiled elements, in cable penetrations 15 for supplying electricity to the underfloor The main premises 8 are equipped with branch pipes 27 in the form of forged, bent, and boring elbows, bounded by a radius of bending, with free ends not less than 200 mm long, extending from the side of the outer surface of the concrete shaft wall 22, and one branch pipe 27, designed to remove the coolant from the concrete shaft 22, made in the form of a knee, the long end of which is lowered to the floor level of the concrete shaft 22, flanges 28 are made on the free ends of the installed nozzles 27 on the outside of the wall of the concrete mixture 22. 2. Система по п.1, отличающаяся тем, что дренаж 17 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров, перфорированных коробчатых конструкций выполнен с ограничителями 29 в виде сварных, болтовых соединений между элементами дренажа. 2. The system according to claim 1, characterized in that the drainage 17 in the form of perforated pipes, perforated channels, I-beams, perforated box structures is made with limiters 29 in the form of welded, bolted joints between drainage elements. 3. Система по п.1, отличающаяся тем, что на гнутых концах патрубков 27, расположенных в пределах гермозоны 1, выполнена перфорация. 3. The system according to claim 1, characterized in that on the bent ends of the nozzles 27 located within the hermetic zone 1, perforation is performed. 4. Система по п.1, отличающаяся тем, что на длинном конце патрубка 27, опущенного до уровня пола бетонной шахты 22, выполнена перфорация, причем зона перфорации не более 100 мм по прямому участку патрубка. 4. The system according to claim 1, characterized in that at the long end of the pipe 27, lowered to the floor level of the concrete shaft 22, perforation is performed, and the perforation zone is not more than 100 mm in a straight section of the pipe. 5. Система по пп.3 и 4, отличающаяся тем, что на концах патрубков 27, расположенных в пределах гермозоны 1, установлена насадка 30. 5. The system according to PP.3 and 4, characterized in that at the ends of the nozzles 27 located within the hermetic zone 1, a nozzle 30 is installed. 6. Система по п.5, отличающаяся тем, что на насадке выполнена перфорация. 6. The system according to claim 5, characterized in that the nozzle is perforated. 7. Система по п.1, отличающаяся тем, что сухие термостойкие элементы 23, заполнены различного типа наполнителями: легкоплавкими и тугоплавкими для регулирования скорости распространения кориума по объему подреакторного помещения. 7. The system according to claim 1, characterized in that the dry heat-resistant elements 23 are filled with various types of fillers: low-melting and refractory to control the speed of distribution of the corium in the volume of the subreactor room. 8. Система по п.7, отличающаяся тем, что сухие термостойкие элементы 23, заполненные тугоплавкими наполнителями, уложены ниже уровня выхода трубопроводов подачи воздуха 6 в подреакторное помещение 8, а сухие термостойкие элементы 23, заполненные легкоплавкими наполнителями, уложены выше этого уровня. 8. The system according to claim 7, characterized in that the dry heat-resistant elements 23 filled with refractory fillers are laid below the output level of the air supply pipelines 6 into the subreactor room 8, and the dry heat-resistant elements 23 filled with low-melting fillers are stacked above this level. 9. Система по п.1, отличающаяся тем, что сухие термостойкие элементы 23 выполнены с гибкопластичными, твердопрочным, шарнирным каркасом 31. 9. The system according to claim 1, characterized in that the dry heat-resistant elements 23 are made with flexible, hard, hinged frame 31. 10. Система по п.1, отличающаяся тем, что сухие термостойкие элементы 23 выполнены по крайней мере с одной наружной 24 прочной на разрыв, термостойкой до температуры не менее 400oС, оболочкой и по крайней мере из одной внутренней 32 упруго-пластичной, герметичной по воде, термостойкой до температуры не менее 400oС, оболочкой.10. The system according to claim 1, characterized in that the dry heat-resistant elements 23 are made with at least one outer 24 tensile, heat resistant to a temperature of at least 400 o With, the shell and at least one inner 32 is elastic-plastic, water-tight, heat-resistant to a temperature of at least 400 o C, the shell. 11. Система по п. 1, отличающаяся тем, что упругопластичные воздушные компенсаторы 19 выполнены в форме цилиндрических секторов. 11. The system according to claim 1, characterized in that the elastoplastic air compensators 19 are made in the form of cylindrical sectors. 12. Система по п.11, отличающаяся тем, что упругопластичные воздушные компенсаторы 19 установлены по периметру подреакторного помещения 8 без зазоров. 12. The system according to claim 11, characterized in that the elastoplastic air compensators 19 are installed around the perimeter of the subreactor room 8 without gaps. 13. Система по п.11, отличающаяся тем, что упругопластичный воздушный компенсатор 19 выполнен в виде арочной конструкции. 13. The system according to claim 11, characterized in that the elastoplastic air compensator 19 is made in the form of an arched structure. 14. Система по п.11, отличающаяся тем, что между упругопластичными воздушными компенсаторами 19, установлеными между выходами трубопроводов подачи воздуха 6, установлены защитные устройства 33 в виде перфорированных коробов или решеток. 14. The system according to claim 11, characterized in that between the elastoplastic air compensators 19 installed between the outlets of the air supply pipelines 6, protective devices 33 are installed in the form of perforated boxes or gratings. 15. Система по п.1, отличающаяся тем, что корзина 16 установлена с минимальным зазором 50 мм к стенам нижнего этажа подредакторного помещения 8. 15. The system according to claim 1, characterized in that the basket 16 is installed with a minimum clearance of 50 mm to the walls of the lower floor of the editorial room 8. 16. Система по п.1, отличающаяся тем, что по всему периметру установленной корзины 16, вверху и внизу корзины 16, выполнена перфорация не менее 100 мм. 16. The system according to claim 1, characterized in that along the entire perimeter of the installed basket 16, at the top and bottom of the basket 16, perforation of at least 100 mm is performed. 17. Система по п.15, отличающаяся тем, что между корзиной 16 и стенами нмжнего этажа подреакторного помещения 8 установлены ребра-ограничители 34 в виде труб, коробчатых конструкций, гнутых профилей. 17. The system according to clause 15, characterized in that between the basket 16 and the walls of the lower floor of the subreactor room 8 installed ribs-limiters 34 in the form of pipes, box-shaped structures, bent profiles. 18. Система по п.1, отличающаяся тем, что тугоплавкие элементы 20 выполнены в виде Т-образных, прямоугольных, П-образных кирпичей с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий 35 и горизонтальных канавок 36, а также в виде вертикальных глухих отверстий 37, обращенных открытыми сечениями вверх и вниз. 18. The system according to claim 1, characterized in that the refractory elements 20 are made in the form of T-shaped, rectangular, U-shaped bricks with voids in the form of through vertical holes 35 and horizontal grooves 36, as well as in the form of vertical blind holes 37, facing open sections up and down. 19. Система по п.18, отличающаяся тем, что оси вертикальных каналов 35 на смежных кирпичах смещены друг относительно друга. 19. The system according to p. 18, characterized in that the axis of the vertical channels 35 on adjacent bricks are offset from each other. 20. Система по п.18, отличающаяся тем, что кирпичи выполнены из диоксидциркониевого гидратационного твердения бетона с введенныим в него поглотителем нейтронов. 20. The system according to p. 18, characterized in that the bricks are made of zirconia hydration hardening concrete with a neutron absorber introduced into it. 21. Система по п.1, отличающаяся тем, что на площадке обслуживания 9 по периметру выполнена перфорация шириной не менее ширины выполненного зазора между корзиной 16 и стенами нижнего этажа подреакторного помещения 8. 21. The system according to claim 1, characterized in that at the service site 9, perforation is made perforated with a width not less than the width of the gap between the basket 16 and the walls of the lower floor of the subreactor room 8.
RU95115120A 1995-08-24 1995-08-24 Shielding system of water-moderated reactor unit containment RU2107342C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU95115120A RU2107342C1 (en) 1995-08-24 1995-08-24 Shielding system of water-moderated reactor unit containment

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU95115120A RU2107342C1 (en) 1995-08-24 1995-08-24 Shielding system of water-moderated reactor unit containment

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2107342C1 true RU2107342C1 (en) 1998-03-20
RU95115120A RU95115120A (en) 1998-07-27

Family

ID=20171608

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU95115120A RU2107342C1 (en) 1995-08-24 1995-08-24 Shielding system of water-moderated reactor unit containment

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2107342C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2784784A1 (en) * 1998-10-14 2000-04-21 Commissariat Energie Atomique NUCLEAR WATER REACTOR WITH INTEGRATED RECEPTACLE
CN1114473C (en) * 2000-06-19 2003-07-16 乔辛姆·霍尔兹 Method for preparing soild-water compound and method for implementing the method
RU2784712C1 (en) * 2022-08-29 2022-11-29 Акционерное общество "Научно-исследовательский центр "Строительство" (АО "НИЦ "Строительство") Nuclear reactor protective shell

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
2. Масагутов Р.Ф., Сорокин А.П., Богатырер И.Л., Анализ взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем и расчеты паровых взрывов в обоснование безопасности ЯР по коду "VEX" РФ ФЭИ, Обнинск, 1995. 3. *
4. УА-543Т Унифицированный проект АЭС 2 х ВВЭР - 440. Главный корпус. Аппаратное отделение. Сборочные чертыжи. Разрез-1 МЭиЭ ССЭР Теплоэлектропроект. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2784784A1 (en) * 1998-10-14 2000-04-21 Commissariat Energie Atomique NUCLEAR WATER REACTOR WITH INTEGRATED RECEPTACLE
CN1114473C (en) * 2000-06-19 2003-07-16 乔辛姆·霍尔兹 Method for preparing soild-water compound and method for implementing the method
RU2784712C1 (en) * 2022-08-29 2022-11-29 Акционерное общество "Научно-исследовательский центр "Строительство" (АО "НИЦ "Строительство") Nuclear reactor protective shell

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6567055B2 (en) System for cooling and confining the molten core of a pressurized water reactor
JP6676053B2 (en) A system for cooling and confining the molten core of a pressurized water reactor
EP3236473B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
US5343506A (en) Nuclear reactor installation with a core catcher device and method for exterior cooling of the latter by natural circulation
JP7337860B2 (en) Melt confinement device
EP0528673B1 (en) Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactor
JPH09500207A (en) Core melt collection and cooling system
US4297167A (en) Nuclear reactor installation
US4151689A (en) Nuclear engineering installation
RU2107342C1 (en) Shielding system of water-moderated reactor unit containment
RU2106701C1 (en) Shielding system for water-moderated reactor containment
RU2106026C1 (en) Shielding system for water-moderated reactor containment
RU2122246C1 (en) Containment shielding system for water-moderated reactor unit
RU2106025C1 (en) Shielding system for water-moderated reactor containment
RU2165108C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
RU2165107C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
RU2031456C1 (en) Reactor compartment of atomic power station
RU2100854C1 (en) Nuclear reactor core trap
JP7329084B2 (en) Guiding devices for systems for locating and cooling core melts in nuclear reactors
RU2165106C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
JP2928610B2 (en) Nuclear facilities
RU95115126A (en) SYSTEM OF PROTECTION OF THE PROTECTIVE SHELL OF THE REACTOR INSTALLATION OF A WATER-WATER TYPE
Allred et al. Sequoyah ice condenser containment structure
KR20010060933A (en) An Ex-Vessel Core Melt Retention Device Preventing Molten Core Concrete Interaction
Rimkevicius et al. Safety assessment and improvement of Ignalina NPP against downcomer ruptures outside Accident Localisation System