RU2164043C1 - Device for entrapping molten materials from nuclear reactor - Google Patents
Device for entrapping molten materials from nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2164043C1 RU2164043C1 RU99117206/06A RU99117206A RU2164043C1 RU 2164043 C1 RU2164043 C1 RU 2164043C1 RU 99117206/06 A RU99117206/06 A RU 99117206/06A RU 99117206 A RU99117206 A RU 99117206A RU 2164043 C1 RU2164043 C1 RU 2164043C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- crucible
- sections
- walls
- coolant
- cooling
- Prior art date
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
Description
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам локализации аварии, и предназначено для улавливания расплавленных компонентов активной зоны и их обломков из разрушенного корпуса ядерного реактора при тяжелых авариях на АЭС. The invention relates to nuclear engineering, in particular to accident localization systems, and is intended to capture molten core components and their debris from a destroyed nuclear reactor vessel in severe accidents at nuclear power plants.
Рост количества АЭС и приближение их к крупным населенным пунктам вместе с повышением требований по обеспечению безопасности делает необходимым проведение анализа прохождения тяжелых запроектных аварий, включая гипотетические, и разработку комплекса как технических, так и организационных мероприятий, направленных на минимизацию их последствий и прежде всего гарантирующих недопустимость распространения радиоактивных продуктов на широких территориях и т.д. The increase in the number of nuclear power plants and their approach to large settlements along with increased safety requirements makes it necessary to analyze the passage of severe beyond design basis accidents, including hypothetical ones, and to develop a set of both technical and organizational measures aimed at minimizing their consequences and, above all, guaranteeing inadmissibility the spread of radioactive products over wide areas, etc.
Проблема повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР имеет различные пути решения. Одним из направлений решения этой задачи является проектирование специальных устройств улавливания и локализации расплава топливосодержащих масс активной зоны, называемых "ловушками расплава активной зоны". The problem of improving the safety level of existing and newly designed NPPs with VVER reactors has various solutions. One of the directions for solving this problem is the design of special devices for capturing and localizing the melt of fuel-containing masses of the core, called "core melt traps."
Идея ловушки заключается в "размазывании" расплава топливосодержащих масс (при плавлении активной зоны PWR мощностью 1300 МВт масса расплава, по оценкам американских и немецких специалистов, будет около 200 т с остаточным энерговыделением 40 МВт в начале процесса и 10 МВт через 10 дней) на возможно большой площади и/или фрагментации расплава на множество отдельных масс и охлаждении расплава непосредственно водой и/или через жаростойкие стенки ловушки. Тепло отводится с паром, который конденсируется на стальной стенке контайнмента, а дренажи возвращаются назад в нижнюю часть контайнмента. В конечном итоге тепло передается через стенку контайнмента в атмосферу. The idea of the trap is to “smear” the melt of fuel-containing masses (when melting the PWR core with a capacity of 1300 MW, the mass of the melt, according to the estimates of American and German experts, will be about 200 tons with a residual energy release of 40 MW at the beginning of the process and 10 MW after 10 days) a large area and / or fragmentation of the melt into many separate masses and cooling the melt directly with water and / or through heat-resistant walls of the trap. Heat is removed with steam, which condenses on the steel wall of the containment, and the drains return back to the lower part of the containment. Ultimately, heat is transferred through the containment wall to the atmosphere.
Поэтому под корпусом реактора целесообразно устанавливать своеобразные барьеры: различного рода ванны или ловушки расплавленных материалов активной зоны. Конструктивное оформление таких устройств для улавливания расплава (кориума) может быть различно и обусловлено конкретной решаемой задачей. Therefore, it is advisable to establish peculiar barriers under the reactor vessel: various baths or traps of molten core materials. The design of such devices for capturing the melt (corium) can be different and due to the specific problem being solved.
Известно устройство для предотвращения проникновения в почву расплава активной зоны ядерного реактора, содержащее бетонную плиту, в которую встроен охлаждаемый приемный резервуар удержания расплава со средствами отклонения вбок расплава (см. Патент Франции 2616578, кл. G 21 C 13/10, 1988 г.). Средства отклонения расплава выполнены в виде концентрических полостей в бетонной плите, которые способствуют растеканию расплава по большей площади перед попаданием его в приемный резервуар. Тем самым достигается более эффективное охлаждение расплава в приемном резервуаре, поскольку теплосъем происходит с большой поверхности. В случае локализации всей массы расплава на небольшом участке, особенно при малой величине вязкости расплава, средства отклонения расплава не смогут распределить его должным образом, что не позволит осуществить требуемый режим охлаждения расплава. По этой причине возникает вероятность дальнейшего продвижения расплава вниз. A device is known for preventing penetration into the soil of a melt in the core of a nuclear reactor containing a concrete slab in which a cooled receiving vessel for holding the melt with means for deflecting to the side of the melt is integrated (see French Patent 2616578, CL G 21
Приемный резервуар может быть набран из большого числа автономных модулей, представляющих вертикальные цилиндрические колодцы с глухим дном, выполненные из жаростойкого материала (см. Патент Франции 2683375, кл. G 21 C 9/016, 1993 г. ). Верхние торцы колодцев закрыты пробками из легкоплавкого материала, которые разрушаются при поступлении кориума. Колодцы расположены с зазором, заполненным водой. Наличие приемной емкости, разделенной на отдельные приемные резервуары в виде модулей-колодцев, не позволяет расплаву локализоваться в одном месте. Однако, при поступлении расплава в модули существует возможность застывания его в верхней части модуля, т.е. имеет место неполное заполнение модулей, что может привести к образованию над поверхностью модулей монолитной части расплава с вытекающими негативными последствиями - образование критмассы, ограниченный теплосъем и пр. The receiving tank can be composed of a large number of autonomous modules, representing vertical cylindrical wells with a blank bottom, made of heat-resistant material (see French Patent 2683375, CL G 21
Описанные выше приемные устройства относятся к ловушкам тигельного типа, в которых теплосъем от кориума происходит через жаропрочную стенку. Наличие разделительной стенки затрудняет также перераспределение расхода охлаждающей среды между модулями в случае поступления в них разного количества расплава, что обуславливает неравномерное выделение тепла в разных модулях. The receiving devices described above are crucible-type traps in which heat is removed from the corium through a heat-resistant wall. The presence of a dividing wall also complicates the redistribution of the flow rate of the cooling medium between the modules in case of receipt of different amounts of melt in them, which leads to uneven heat generation in different modules.
Наряду с рассмотренными выше устройствами для улавливания расплава, исключающими прямой контакт расплава с охлаждающей средой, разработаны ловушки различной конфигурации, в которых расплав подвергается также и охлаждению при непосредственном взаимодействии с хладагентом, подаваемым на верхнюю поверхность расплава. Along with the above-mentioned devices for capturing the melt, which exclude direct contact of the melt with the cooling medium, traps of various configurations have been developed in which the melt is also cooled by direct interaction with the refrigerant supplied to the upper surface of the melt.
Известно улавливающее устройство, содержащее корпус, образованный пространственным пучком труб, расположенных на дне шахты реактора и имеющих открытые верхние концы, через которые охлаждающая среда выходит на верхнюю поверхность расплава (см. Патент РФ N 2073918, кл. G 21 C 9/016, 1994 г.). Расплавленная активная зона, попадая в резервуар, охлаждается как водой, проходящей по трубам, так и подаваемой сверху водой. A collecting device is known comprising a housing formed by a spatial bundle of pipes located at the bottom of the reactor shaft and having open upper ends through which the cooling medium enters the upper surface of the melt (see RF Patent N 2073918, class G 21 C 9/016, 1994 g.). When the molten core enters the reservoir, it is cooled both by water passing through the pipes and by water supplied from above.
К недостаткам этого устройства следует отнести возможность образования гидравлических неустойчивостей в системе нагреваемых параллельных труб, что при высоких тепловых потоках может привести к кризису теплоотдачи и проплавлению труб, а также возникновение паровых взрывов при подаче воды сверху на расплав, что может разрушить ограждающие конструкции шахты реактора. The disadvantages of this device include the possibility of the formation of hydraulic instabilities in the system of heated parallel pipes, which at high heat fluxes can lead to a crisis of heat transfer and melting of the pipes, as well as the occurrence of steam explosions when water is supplied from above to the melt, which can destroy the enclosing structures of the reactor shaft.
Известно устройство для предотвращения проникновения в почву расплава активной зоны ядерного реактора, на днище и стенках которого размещен защитный экран, охлаждаемый каналами с циркулирующей охлаждающей жидкостью. Охлаждение расплава осуществляется также и охлаждающей жидкостью, подаваемой сверху на расплав по отдельному каналу (см. патент РФ N 2119200, кл. G 21 C 9/016, 1997 г.). К недостаткам этого устройства относятся как ухудшенный теплоотвод через защитный экран, так и опасность паровых взрывов при подаче воды на зеркало расплава и ухудшенные условия обеспечения ядерной безопасности. A device is known for preventing penetration into the soil of a melt of an active zone of a nuclear reactor, on the bottom and walls of which a protective screen is placed, which is cooled by channels with circulating coolant. The melt is also cooled by a cooling liquid supplied from above to the melt through a separate channel (see RF patent N 2119200, class G 21 C 9/016, 1997). The disadvantages of this device include both a deteriorated heat sink through the protective shield, and the danger of steam explosions when water is supplied to the melt mirror and the deteriorated conditions for ensuring nuclear safety.
Аналогичную конструкцию с точки зрения охлаждения расплава хладагентом имеет устройство удержания ядра, которое служит для приема расплава и содержит в качестве покрывающей стенки тигля защитной оболочки набор блоков из вещества, растворяемого в окисной части расплава (см. Патент РФ N 2099801, кл. G 21 C 9/00, 1993 г.). Блоки служат жертвуемым материалом, который после расплавления, сопровождаемого теплосъемом, взаимодействует с расплавом и образует легкоплавкий состав с повышенной теплопроводностью. При этом в устройстве также предусмотрены средства, позволяющие интенсифицировать охлаждение расплава путем турбулизации потока воды, охлаждающей стенки тигля. A similar design from the point of view of cooling the melt with refrigerant has a core retention device that serves to receive the melt and contains a set of blocks of a substance dissolved in the oxide part of the melt as the coating wall of the crucible of the protective shell (see RF Patent N 2099801, class G 21
Недостатками данного устройства являются малый свободный объем для приема кориума и опасность паровых взрывов при подаче воды на его поверхность. The disadvantages of this device are the small free volume for receiving corium and the danger of steam explosions when water is supplied to its surface.
В данном устройстве обеспечение подкритичности также представляется проблематичным. In this device, ensuring subcriticality is also problematic.
По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, рассмотренное устройство является наиболее близким аналогом и взято за прототип. According to the totality of features, including design features, the considered device is the closest analogue and is taken as a prototype.
Задачей, на решение которой направлено настоящее изобретение, является снижение вероятности выхода расплава активной зоны ядерного реактора во внешнюю среду. The problem to which the present invention is directed, is to reduce the likelihood of melt escape of the core of a nuclear reactor into the external environment.
Техническим результатом изобретения является повышение степени надежности устройства, повышение интенсивности и регулируемости процесса охлаждения кориума. The technical result of the invention is to increase the degree of reliability of the device, increasing the intensity and adjustable process of cooling the corium.
Дополнительным техническим результатом является снижение вероятности образования вторичных критических масс. An additional technical result is to reduce the likelihood of the formation of secondary critical masses.
Указанный технический результат достигается тем, что в устройстве для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора, установленном в шахте реактора, охлаждаемом охлаждающей жидкостью, выполненном в виде тигля, стенки, включая днище, которого дистанционированы относительно окружающей структуры, причем в дистанционирующем промежуточном пространстве предусмотрены средства для охлаждения стенок устройства, подключенные к резервуару охлаждающей жидкости, средства для охлаждения стенок тигля выполнены в виде секций, формирующих струйную подачу охлаждающей жидкости на стенку тигля через зазор, образованный между секциями и стенками тигля. The specified technical result is achieved by the fact that in the device for collecting molten materials from a nuclear reactor installed in the reactor shaft, cooled by a cooling liquid, made in the form of a crucible, a wall, including a bottom, which is spaced apart from the surrounding structure, and in the spacing intermediate space means are provided for cooling the walls of the device connected to the coolant reservoir, means for cooling the walls of the crucible are made in sections, forming jet stream of coolant to the wall of the crucible through the gap formed between the sections and the walls of the crucible.
Кроме этого, по крайней мере часть секций снабжена козырьками, расположенными над струями охлаждающей жидкости и перекрывающими по крайней мере часть зазора между поверхностью секций, обращенных к тиглю, и стенками тигля. In addition, at least part of the sections is provided with visors located above the coolant jets and covering at least part of the gap between the surface of the sections facing the crucible and the walls of the crucible.
Кроме этого, по крайней мере часть козырьков примыкает к стенкам тигля. In addition, at least part of the visors adjoins the walls of the crucible.
Кроме этого, по крайней мере часть секций снабжена перфорированными элементами, отверстия которых сообщают пространство внутри секций и зазор между поверхностью секций, обращенных к тиглю, и стенками тигля. In addition, at least part of the sections is equipped with perforated elements, the openings of which communicate the space inside the sections and the gap between the surface of the sections facing the crucible and the walls of the crucible.
Кроме этого, по крайней мере часть секций имеет диаметр отверстий, отличный от остальных секций. In addition, at least part of the sections has a hole diameter different from other sections.
Кроме этого, по крайней мере часть секций имеет общий коллектор подвода охлаждающей жидкости, подключенный к резервуару охлаждающей жидкости трубопроводом подвода и соединенный с пространством внутри секций. In addition, at least part of the sections has a common coolant supply manifold connected to the coolant reservoir by a supply pipe and connected to the space inside the sections.
Кроме этого, по крайней мере часть наружной поверхности тигля покрыта тонким пористым слоем с открытой пористостью. In addition, at least part of the outer surface of the crucible is covered with a thin porous layer with open porosity.
Кроме этого, на дне тигля размещены фрагменты мелкокусковой тугоплавкой керамики с плотностью материала ниже 6 кг/л. In addition, fragments of fine-grained refractory ceramics with a material density below 6 kg / l are placed at the bottom of the crucible.
Кроме этого, внутренняя поверхность тигля покрыта тонким слоем тугоплавкого материала. In addition, the inner surface of the crucible is covered with a thin layer of refractory material.
Кроме этого, днище тигля выполнено в виде тела вращения с центральным выступом, обращенным внутрь тигля. In addition, the bottom of the crucible is made in the form of a body of revolution with a central protrusion facing the inside of the crucible.
Кроме этого, днище тигля выполнено в виде торовой поверхности. In addition, the bottom of the crucible is made in the form of a torus surface.
Кроме этого, полость зазора, образованная между стенками тигля и секциями, соединена трубопроводом отвода с резервуаром охлаждающей жидкости. In addition, the gap cavity formed between the walls of the crucible and the sections is connected by a drain pipe to the coolant reservoir.
Кроме этого, полость зазора соединена с трубопроводом отвода в верхней части полости зазора, а коллектор подвода соединен с трубопроводом подвода в нижней части коллектора. In addition, the gap cavity is connected to the discharge pipe in the upper part of the gap cavity, and the supply manifold is connected to the supply pipe in the lower part of the collector.
Кроме этого, днище тигля образует по крайней мере одну выступающую внутрь тигля кольцевую и/или цилиндрическую выгородку с глухим верхним торцом. In addition, the crucible bottom forms at least one annular and / or cylindrical protrusion protruding into the crucible with a blind upper end.
Между секциями и стенками тигля установлены ребра, соединенные со стенками тигля. Between the sections and the walls of the crucible installed ribs connected to the walls of the crucible.
Кроме этого, возможен вариант, в котором тигель на часть своей высоты заполнен охлаждающей жидкостью. In addition, a variant is possible in which the crucible is filled with a coolant to a part of its height.
Кроме этого, внутреннее пространство тигля сообщается с резервуаром охлаждающей жидкости через запорный клапан, поплавковый и/или электроконтактный чувствительный элемент которого ограничивает высоту заполнения тигля охлаждающей жидкостью. In addition, the inner space of the crucible communicates with the coolant reservoir through a shutoff valve, the float and / or electrical contact element of which limits the filling height of the crucible with coolant.
Кроме этого, на днище тигля и/или на поверхности ванны охлаждающей жидкости в тигле размещен слой мелкокускового пористого тугоплавкого материала, имеющего плотность ниже, чем охлаждающая жидкость. In addition, on the bottom of the crucible and / or on the surface of the bath of the coolant in the crucible there is a layer of fine-grained porous refractory material having a density lower than the coolant.
Кроме этого, тигель опирается на ударопоглощающие и/или сейсмостойкие опоры. In addition, the crucible is supported by shock absorbing and / or earthquake resistant supports.
Указанные признаки являются существенными и связаны между собой техническим результатом и причинно-следственной связью с образованием совокупности существенных признаков, необходимых и достаточных для достижения указанного технического результата. These signs are essential and are interconnected by a technical result and a causal relationship with the formation of a set of essential signs necessary and sufficient to achieve the specified technical result.
На фиг. 1 изображен общий вид устройства. In FIG. 1 shows a General view of the device.
На фиг. 2 - вариант выполнения секции струйного охлаждения стенки тигля. In FIG. 2 is an embodiment of a jet cooling section of a crucible wall.
На фиг. 3 - вид А-А на фиг. 2. In FIG. 3 is a view AA in FIG. 2.
На фиг. 4 - вариант выполнения днища тигля. In FIG. 4 - embodiment of the bottom of the crucible.
На фиг. 5 - вариант выполнения днища тигля. In FIG. 5 - embodiment of the bottom of the crucible.
На фиг. 6 - вид В-В на фиг. 5. In FIG. 6 is a view BB of FIG. 5.
На фиг. 7 - схема сообщения внутреннего пространства тигля с резервуаром охлаждающей жидкости. In FIG. 7 is a diagram of the communication of the inner space of the crucible with a coolant reservoir.
Настоящее изобретение поясняется конкретным примером выполнения, который, однако, не является единственно возможным, но наглядно демонстрирует возможность достижения технического результата с использованием приведенной совокупности существенных признаков настоящего изобретения. The present invention is illustrated by a specific exemplary embodiment, which, however, is not the only possible, but clearly demonstrates the possibility of achieving a technical result using the above set of essential features of the present invention.
Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора входит в состав оборудования реактора и содержит расположенный в бетонном блоке 2 (фиг. 1) ниже ядерного реактора 1 улавливающий тигель 3. A device for collecting molten materials from a nuclear reactor is part of the equipment of the reactor and contains located in the concrete block 2 (Fig. 1) below the
Вокруг стенок и днища тигля 3 с зазором 5 (фиг. 1, 2, 3) размещены секции струйного охлаждения 6 с внутренними стенками 4, соединенные трубопроводом подвода 11 с резервуаром охлаждающей жидкости 16. Зазор 5 в свою очередь соединен с трубопроводами отвода 12. Для смягчения ударного воздействия падающего кориума на днище тигля и последующего формирования на поверхности зеркала расплава кориума защитного слоя с низкой фильтрацией и невысокой теплопроводностью на днище тигля размещен слой фрагментов мелкокусковой керамики 7. Around the walls and bottom of the
Дополнительное смягчение ударных и сейсмических нагрузок обеспечивается установкой тигля на демпфирующие ударопоглощающие опоры 21. Additional mitigation of shock and seismic loads is provided by installing the crucible on damping shock absorbing supports 21.
В зазоре 5 могут размещаться соединенные со стенками тигля и/или секциями струйного охлаждения 6 козырьки 8 и/или ребра 14. Обращенные к тиглю стенки 9 охлаждающих секций 6 для формирования струй охлаждающей жидкости снабжены перфорацией 10 (фиг.2, 3). Для предотвращения осушения стенок тигля 3 при их локальном перегреве их наружная поверхность покрыта тонким пористым слоем 22 с открытой пористостью. Для смягчения термических нагрузок на стенки тигля 3 при их соприкосновении с разогретым кориумом их внутренняя поверхность покрыта или облицована тонким слоем тугоплавкого материала 13. In the
Для развития поверхности охлаждения кориума и ухудшения условий образования вторичных критических масс в топливосодержащем кориуме днище тигля 3 может быть выполнено в виде торовой поверхности (фиг.4) или быть снабжено кольцевыми выгородками 15, обращенными внутрь тигля (фиг.5, 6). При этом обеспечение подвода охлаждающей жидкости к секциям охлаждения 6 и отвода образующегося пара из зазора 5 достигается, соответственно, трубопроводами подвода 11 и отвода 12, соединяемыми, соответственно, с нижними частями секций охлаждения 6 и верхней частью зазора 5 (фиг.4). For the development of the cooling surface of the corium and the deterioration of the conditions for the formation of secondary critical masses in the fuel-containing corium, the bottom of the
Для улучшения условий охлаждения кориума внутри тигля 3 последний может быть предварительно по отношению к поступлению кориума заполнен на часть своей высоты охлаждающей жидкостью 19. Для заполнения тигля охлаждающей жидкостью 19 в процессе аварии может быть предусмотрена система заполнения, включающая в себя подсоединение внутренней полости тигля 3 к резервуару охлаждающей жидкости через трубопровод с установленным на нем запорным клапаном 17, поплавковый 18 и/или электроконтактный чувствительный элемент которого ограничивают высоту заполнения тигля охлаждающей жидкостью 19, вырабатывая необходимое воздействие на рабочий орган запорного клапана 17 (фиг.7). На днище тигля 3 (в варианте заполнения тигля охлаждающей жидкостью 19 в процессе аварии) или на поверхности ванны охлаждающей жидкости 19 в тигле 3 (в варианте предварительного заполненного тигля) может быть размещен слой мелкокускового пористого тугоплавкого материала 20, имеющего плотность ниже, чем охлаждающая жидкость. To improve the cooling conditions of the corium inside the
Устройство для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора работает следующим образом. В случае аварии реактора происходит расплавление активной зоны, в связи с чем устройство автоматически приводится в рабочее состояние, осуществляется подача охлаждающей жидкости в системы охлаждения, в том числе в секции охлаждения тигля. A device for collecting molten materials from a nuclear reactor works as follows. In the event of a reactor accident, the core is melted, in connection with which the device is automatically brought into working condition, the coolant is supplied to the cooling system, including the crucible cooling section.
При расплавлении прочного корпуса ядерного реактора 2 расплав активной зоны (кориум), проплавляя ограждающие элементы, расположенные ниже корпуса реактора 2, попадает внутрь тигля 3 на слой мелкокусковой тугоплавкой керамики 7 с плотностью ниже, чем у основных составляющих кориума, что приводит к всплытию этих фрагментов на поверхность расплава. В варианте тигля, заполненного частично охлаждающей жидкостью 19, кориум падает на поверхность охлаждающей жидкости, покрытую слоем пористого тугоплавкого материала 20, обеспечивающего фрагментацию кориума и предотвращение взрывного взаимодействия кориума с охлаждающей жидкостью. По мере заполнения тигля 3 разогретым кориумом начинают разогреваться стенки тигля 3 и охлаждающая жидкость, заполнившая зазор 5 и полости 6 секций охлаждения. При этом нагретая охлаждающая жидкость начинает подниматься по трубопроводам отвода 12 к резервуару охлаждающей жидкости, создавая тем самым естественную циркуляцию. Форма днища (фиг.4, 5, 6) способствует растеканию расплава по всему объему тигля и максимальному использованию его поверхности для отвода тепла от расплава. Поскольку потоки тепла через стенку тигля 3 превышают возможности однофазного съема тепла при создаваемой естественной циркуляции по контуру резервуар - трубопровод подвода - секции охлаждения - зазор - трубопроводы отвода - резервуар, начинается кипение охлаждающей жидкости и соответствующее запаривание зазора 5, а затем - трубопровода отвода 12. При этом наиболее теплонапряженные секции 6 переходят в режим струйного охлаждения, при котором охлаждающая жидкость продавливается гидростатическим напором через перфорированные стенки 9 секций охлаждения 6 в зазор 5 и в виде струй сталкивается с поверхностью стенок тигля 3, создавая пленку кипящей охлаждающей жидкости. During the melting of the solid shell of the nuclear reactor 2, the core melt (corium), melting the enclosing elements located below the reactor shell 2, enters the
Эксперименты, проведенные японскими исследователями, показали, что охлаждение нагретых поверхностей набегающими струями жидкости может быть весьма эффективным, так как значения критической плотности теплового потока возрастают в несколько раз по сравнению с режимом кипения в большом объеме. Experiments conducted by Japanese researchers have shown that cooling heated surfaces with incident liquid jets can be very effective, since the values of the critical density of the heat flux increase several times in comparison with the boiling regime in a large volume.
Плотность теплового потока от слоя расплавленной стали к корпусу тигля по расчетам может достигать 2 мВт/м2. Чтобы избежать кризиса теплообмена, стенки тигля 3 должны интенсивно охлаждаться с помощью набегающих струй.According to calculations, the heat flux density from the layer of molten steel to the crucible body can reach 2 mW / m 2 . In order to avoid a heat exchange crisis, the walls of the
Значения критической плотности теплового потока оценены по эмпирическим формулам, приведенным в работе Като, Шимицу "Верхняя граница критической плотности теплового оттока при кипении насыщенной жидкости в условиях вынужденной конвекции на обогреваемом диске при набегании тонкой струи", Теплопередача, N 2, 1979, с. 90, изд-во "Мир":
где qco - критическая плотность теплового потока для насыщенной воды, Вт/м2;
qc - критическая плотность теплового потока для недогретой воды, Вт/м2;
ρL,ρV - плотности воды и пара соответственно, кг/м3;
L - удельная теплота парообразования, Дж/кг;
u - скорость воды в сопле, м/с;
σ - коэффициент поверхностного натяжения воды, H/м;
D - диаметр охлаждаемого "диска", м;
Cp - истинная изобарная теплоемкость воды, Дж/(кг·K);
Δ T - недогрев воды до насыщения, К.The values of the critical heat flux density were estimated by empirical formulas given in the work of Kato, Shimizu, “The upper limit of the critical density of the heat outflow during boiling of saturated liquid under conditions of forced convection on a heated disk during the onset of a thin stream,” Heat Transfer, N 2, 1979, p. 90, publishing house "Mir":
where q co is the critical heat flux density for saturated water, W / m 2 ;
q c is the critical density of the heat flux for unheated water, W / m 2 ;
ρ L , ρ V are the densities of water and steam, respectively, kg / m 3 ;
L is the specific heat of vaporization, J / kg;
u is the water velocity in the nozzle, m / s;
σ is the coefficient of surface tension of water, N / m;
D is the diameter of the cooled "disk", m;
C p is the true isobaric heat capacity of water, J / (kg · K);
Δ T - underheating of water to saturation, K.
Для скорости воды в сопловом отверстии 10 на стенке 9 секции охлаждения 1 м/с и давлении в секции охлаждения 0.2 МПа, при плотности отверстий 10 диаметром 1.5 мм около 800 сопл/м2 и расходе воды 1.5 кг/м2·с расчетное значение критической плотности теплового потока составит 2.8 МВт/м2 для насыщенной воды и 4.8 МВт/м2 при недогреве воды до насыщения на 50 К, что создает достаточный запас по отношению к возможным значениям теплового потока.For the water velocity in the
Высокая плотность расхода охлаждающей жидкости должна создаваться лишь для секций с возможными высокими значениями теплового потока со стороны тигля. В этой связи диаметр и плотность размещения отверстий 10 на поверхности секций 9 имеют большее значение для секций, размещаемых в зонах ожидаемых высоких тепловых потоков. В других зонах для уменьшения расхода охлаждающей жидкости уменьшены диаметр и/или количество отверстий на единицу поверхности. A high density of the coolant flow rate should be created only for sections with possible high values of the heat flux from the side of the crucible. In this regard, the diameter and density of the
С целью снижения гидравлических и газодинамических потерь по секциям 6 и зазору 5 целесообразно разбить объем зазора 5 на более мелкие участки с автономным подводом охлаждающей жидкости и отводом образующегося пара в коллекторы, имеющие большое проходное сечение. Это достигается размещением в зазоре 5 козырьков 8 и/или ребер 14, формирующих отдельные участки теплосъема с выводом пара через проемы в секциях в коллекторы пара (на фигурах проемы и коллекторы пара не показаны). In order to reduce hydraulic and gas-dynamic losses in
Снижение уровня физико-химического воздействия кориума на стенки тигля 3 достигается покрытием его внутренних поверхностей слоем тугоплавкого материала 13. Reducing the level of physico-chemical effects of corium on the walls of the
Возможное осушение наружной поверхности тигля и последующий ее перегрев при локальных нарушениях струйного охлаждения предотвращаются нанесением на стенки тигля 3 с наружной их стороны тонкого пористого слоя с открытой пористостью. Как показали исследования, создание такого слоя позволяет предотвратить срыв теплоотвода и переход его в кризис при высоких значениях тепловых потоков /Malyshenko S.P., The peculiarities of heat transfer crisis at two-phase flows in steam generating channels with inside porous coatings. In: Two-Phase Flow Modelling and Experimentation 1999, G.P.Celata, P.Di Marco and R. K. Shah (Editors), Edizioni ETS, Pisa/. Кроме того пленка способствует захвату и удержанию капель струйного потока. The possible drainage of the outer surface of the crucible and its subsequent overheating in case of local violations of jet cooling are prevented by applying a thin porous layer with open porosity to the walls of the
Изобретение соответствует критерию "промышленная применимость", поскольку осуществимо при помощи известных средств на основе существующих технологий. The invention meets the criterion of "industrial applicability" because it is feasible using known means based on existing technologies.
Применение настоящего изобретения позволяет повысить эффективность работы и надежность устройства для улавливания расплавленных материалов из ядерного реактора, обеспечивая удержание и охлаждение расплава до снижения тепловыделений до уровня, существенно не влияющего на температуру окружающей среды. The use of the present invention improves the efficiency and reliability of the device for trapping molten materials from a nuclear reactor, providing retention and cooling of the melt to reduce heat generation to a level that does not significantly affect the ambient temperature.
Claims (19)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99117206/06A RU2164043C1 (en) | 1999-08-04 | 1999-08-04 | Device for entrapping molten materials from nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99117206/06A RU2164043C1 (en) | 1999-08-04 | 1999-08-04 | Device for entrapping molten materials from nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2164043C1 true RU2164043C1 (en) | 2001-03-10 |
Family
ID=20223604
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99117206/06A RU2164043C1 (en) | 1999-08-04 | 1999-08-04 | Device for entrapping molten materials from nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2164043C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107993729A (en) * | 2017-11-28 | 2018-05-04 | 中国核电工程有限公司 | A kind of fusant is detained container and the out-of-pile fusant gaseous-waste holdup system using the delay container |
-
1999
- 1999-08-04 RU RU99117206/06A patent/RU2164043C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107993729A (en) * | 2017-11-28 | 2018-05-04 | 中国核电工程有限公司 | A kind of fusant is detained container and the out-of-pile fusant gaseous-waste holdup system using the delay container |
| CN107993729B (en) * | 2017-11-28 | 2021-01-15 | 中国核电工程有限公司 | Melt retention vessel and out-of-core melt retention system using same |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2163402C2 (en) | Device and method for entrapping and cooling down core melt | |
| JP3118489B2 (en) | Reactor with equipment for recovery of core after accidental meltdown of reactor | |
| CN107251152B (en) | The cooling and closed system of nuclear reactor fusant | |
| RU2518066C2 (en) | Nuclear reactor with liquid-metal cooling and method of drainage heat from it | |
| KR100597723B1 (en) | Passive Cooling and Arresting Device for Molten Core Material | |
| RU2496163C2 (en) | Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation | |
| US3607630A (en) | Molten core stopping device | |
| CN105551539B (en) | A kind of reactor fusant out-pile gaseous-waste holdup system | |
| JP3169701B2 (en) | Equipment for cooling the reactor core and protecting concrete structures where the core began to melt due to the accident | |
| CN108538411B (en) | Reactor core melt trapping device for direct pit retention | |
| US6195405B1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
| RU2164043C1 (en) | Device for entrapping molten materials from nuclear reactor | |
| Na et al. | One-dimensional ex-vessel coolability analysis of debris beds formed in OPR1000 pre-flooded reactor cavity | |
| RU2649417C1 (en) | System and method of removing heat from nuclear reactor case | |
| CN109102906B (en) | Reactor core catcher system based on built-in refueling water tank | |
| US6285727B1 (en) | Nuclear plant | |
| RU2165108C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| RU2163037C1 (en) | Device for catching molten materials from nuclear reactor | |
| JP6590492B2 (en) | Reactor containment vessel and method for constructing reactor containment vessel | |
| WO2019190367A1 (en) | A safety system of a nuclear reactor for stabilization of ex-vessel core melt during a severe accident | |
| RU2695129C1 (en) | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation | |
| CN113674883A (en) | Enhanced heat exchange device for molten material fragment bed in reactor pit | |
| UA126846C2 (en) | Reactor pressure vessel cooling system | |
| US20060269035A1 (en) | Ex-vessel core melt retention device preventing molten core concrete interaction | |
| FI3945530T3 (en) | Reactor and safety method for reactor in the event of core meltdown |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20070805 |