RU2165106C2 - Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant - Google Patents
Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2165106C2 RU2165106C2 RU99111077/06A RU99111077A RU2165106C2 RU 2165106 C2 RU2165106 C2 RU 2165106C2 RU 99111077/06 A RU99111077/06 A RU 99111077/06A RU 99111077 A RU99111077 A RU 99111077A RU 2165106 C2 RU2165106 C2 RU 2165106C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- water
- protective shell
- protection system
- type according
- concrete
- 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 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.
Уровень техники
1. Известна система охлаждения подреакторного помещения при аварии с расплавлением активной зоны [1], состоящая из: приямка; водоохлаждаемой кладки блоков, размещенной под днищем корпуса реактора с зазорами друг к другу; охлаждаемой снизу опорной решетки (поддона), на которой установлена кладка; каналов для подвода теплоносителя снизу под опорную решетку; бассейна с запасом охлаждающей воды.State of the art
1. There is a known cooling system of a subreactor room in an accident with fusion of the core [1], consisting of: a pit; water-cooled masonry blocks placed under the bottom of the reactor vessel with gaps to each other; the support grid (pallet) cooled from below, on which the masonry is installed; channels for supplying coolant from below under the support grid; pool with a supply of cooling water.
В представленном техническом решении постулируется, что вертикальные стыки 52 позволяют жидкости протекать через слои защитных блоков. Кладка блоков не предназначена для распределения кориума внутри своего объема, а служит только линейным охлаждаемым барьером на пути продвижения кориума. Для усиления защитных свойств кладки в формулу изобретения добавлен 4-й пункт об уменьшении размеров вертикальных стыков 52 по направлению сверху вниз, причем в описании патента [1] и на чертежах 3 и 4 зазоры в нижней части кладки вообще отсутствуют. Отсюда следует, что кладка блоков не может эффективно охлаждаться теплоносителем, поступающим из бассейна по подводящим каналам снизу через опорную решетку, из-за высокого гидравлического сопротивления входного сечения кладки блоков и отсутствия достаточной площади проходного сечения на входе в кладку блоков. Кориум, замерзая в щелях кладки и выпаривая воду, будет вновь разогреваться, отжимать пар в нижние слои кладки и расплавлять или химически разрушать неохлаждаемые блоки. Этот процесс будет протекать тем быстрее, чем меньше будет зазор между блоками, встреченный кориумом на пути своего продвижения. Стыки 52 между блоками (не каналы, не отверстия, а именно щели-стыки), позволяющие жидкости протекать через слои блоков, расположены вертикально (рис. 3). In the presented technical solution, it is postulated that the vertical joints 52 allow fluid to flow through the layers of the protective blocks. The laying of blocks is not intended for distribution of the corium within its volume, but serves only as a linear cooled barrier to the progress of the corium. To enhance the protective properties of the masonry, the 4th paragraph on reducing the size of vertical joints 52 in the direction from top to bottom is added to the claims, moreover, in the description of the patent [1] and in drawings 3 and 4 there are no gaps in the lower part of the masonry. It follows that the masonry of the blocks cannot be effectively cooled by the coolant coming from the pool through the supply channels from below through the support grid, due to the high hydraulic resistance of the inlet section of the masonry blocks and the lack of a sufficient passage area at the entrance to the masonry blocks. Corium, freezing in the cracks of the masonry and evaporating water, will again be heated, squeeze the steam into the lower layers of the masonry and melt or chemically destroy uncooled blocks. This process will proceed the faster, the smaller the gap between the blocks encountered by the corium on the way of its advancement. The joints 52 between the blocks (not channels, not holes, namely slots, joints) that allow fluid to flow through the layers of the blocks are arranged vertically (Fig. 3).
Верхний слой блоков 42 лежит на блоках нижних слоев, следовательно, не существует специально организованных каналов для горизонтальных перетечек теплоносителя. Отсюда следует, что, независимо от наличия и собственных размеров вертикальных стыков 52 (параметр S на рис. 3), способность охлаждающего теплоносителя (воды, пара или пароводяной смеси) проникать сквозь кладку блоков снизу вверх и способность кориума протекать сквозь кладку блоков сверху вниз определяется исключительно гидродинамическим сопротивлением горизонтальных зон контакта между свободно лежащими друг на друге блоками. The upper layer of blocks 42 lies on the blocks of the lower layers, therefore, there are no specially organized channels for horizontal coolant flows. It follows that, regardless of the presence and intrinsic dimensions of the vertical joints 52 (parameter S in Fig. 3), the ability of the cooling fluid (water, steam or steam-water mixture) to penetrate the masonry of blocks from bottom to top and the ability of corium to flow through the masonry of blocks from top to bottom is determined exclusively hydrodynamic resistance of horizontal zones of contact between freely lying on each other blocks.
Положение патента о том, что теплоноситель будет поступать через слои блоков и охлаждать кориум, не соответствует действительности. Разберем это положение более подробно. The provision of the patent that the coolant will flow through the layers of the blocks and cool the corium does not correspond to reality. We will analyze this position in more detail.
Жидкий кориум в щелевых зазорах будет застывать. Причем глубина проникновения (точнее расстояние горизонтального продвижения в горизонтальных щелях между свободно лежащими друг на друге блоками - здесь будем рассматривать только эти щели) определяется главным образом: краевым углом смачивания (так называемый капиллярный эффект), шероховатостью зоны контакта кориум-блок, температурой перегрева кориума относительно линии ликвидус, уровнем объемных остаточных тепловыделений в самом кориуме и теплопроводностью материала блока. Оценка глубины продвижения кориума показывает, что горизонтальное расстояние, на которое кориум способен продвигаться в горизонтальных щелях, составляет всего несколько сантиметров. Это доказывает, что вертикальное перемещение кориума определяется не наличием вертикальных стыков (только на самом верхнем уровне кладки этот фактор имеет значение) и не горизонтальным проникновением в щели между блоками, а скоростью эрозии и абляции блоков в аксиальном направлении. Liquid corium in slit gaps will harden. Moreover, the penetration depth (more precisely, the distance of horizontal advancement in horizontal slots between blocks lying freely on each other — we will consider only these slots here) is mainly determined by the wetting angle (the so-called capillary effect), the roughness of the contact zone of the corium block, and the temperature of the corium overheating relative to the liquidus line, the level of volumetric residual heat in the corium itself and the thermal conductivity of the block material. Assessment of the depth of progress of the corium shows that the horizontal distance by which the corium is able to advance in horizontal slots is only a few centimeters. This proves that the vertical movement of the corium is determined not by the presence of vertical joints (only at the highest level of masonry, this factor matters) and not by horizontal penetration into the cracks between the blocks, but by the rate of erosion and ablation of the blocks in the axial direction.
Что касается теплоносителя, то характер его проникновения в эти же горизонтальные щели снизу определяется аналогичным основным набором теплофизических характеристик: краевым углом смачивания, шероховатостью зоны контакта теплоноситель-блок, температурой недогрева-перегрева теплоносителя относительно линии насыщения (которая определяет плотность движущейся среды: перегретого пара, недогретой до насыщения воды или насыщенной пароводяной смеси), гидродинамическим подпором теплоносителя и теплопроводностью материала блока. As for the coolant, the nature of its penetration into the same horizontal slots from below is determined by a similar basic set of thermophysical characteristics: the wetting angle, the roughness of the contact zone of the coolant-block, the temperature of the coolant-overheat of the coolant relative to the saturation line (which determines the density of the moving medium: superheated steam, unheated to saturation of water or saturated steam-water mixture), hydrodynamic support of the coolant and thermal conductivity of the block material.
Оценка глубины продвижения теплоносителя показывает, что для того, чтобы вода или пароводяная смесь смогла проникать снизу вверх сквозь стыки между блоками в процессе их охлаждения, необходимо, чтобы гидростатический подпор на холодной воде составлял не менее 60 м (это составляет около 6 бар). Меньший гидростатический подпор не обеспечит охлаждения блоков в представленной на рис. 1-4 конструкции из-за очень высокого гидравлического сопротивления горизонтальных щелей, расположенных между блоками, а реализовать гидростатический подпор в 60 м, основанный на пассивных принципах, внутри защитной оболочки АЭС практически невозможно, так как расположение бака 48 с водой 50 (рис. 1) на высоте в 60 м выходит за всякие разумные пределы проектирования оборудования АЭС. Evaluation of the depth of advancement of the coolant shows that in order for water or steam-water mixture to be able to penetrate from the bottom up through the joints between the blocks during their cooling, it is necessary that the hydrostatic back-up on cold water is at least 60 m (this is about 6 bar). A smaller hydrostatic support will not provide cooling of the blocks in Fig. 1-4 structures due to the very high hydraulic resistance of the horizontal slots located between the blocks, and it is almost impossible to realize a hydrostatic backing of 60 m based on passive principles inside the protective shell of the nuclear power plant, since the location of the tank 48 with water 50 (Fig. 1 ) at an altitude of 60 m, it goes beyond all reasonable limits for the design of NPP equipment.
Отсюда следует, что кладка блоков не может объемно охлаждаться теплоносителем, следовательно, проблема защиты пола противоаварийной оболочки от кориума не решена, так как теплоноситель не в состоянии проникать внутрь кладки блоков и проходить сквозь саму кладку блоков и охлаждать их. Сами блоки подвергаются эрозии и абляции, испытывая термохимическое воздействие со стороны кориума вне зависимости от наличия или отсутствия охлаждающего теплоносителя в приямке 36. It follows that the masonry of the blocks cannot be cooled in bulk by the coolant, therefore, the problem of protecting the floor of the emergency shell from the corium is not solved, since the coolant is not able to penetrate the masonry of the blocks and pass through the masonry of the blocks and cool them. The blocks themselves undergo erosion and ablation, experiencing a thermochemical effect from the side of the corium, regardless of the presence or absence of cooling coolant in the pit 36.
Авторы патента вынуждены были для своего решения применить принцип противотока (см. правую колонку табл. 6): канал подвода, включая трубопровод 46, кольцевой канал 62 и приямок 36, и канал отвода, включая приямок 36 и кольцевой канал 62, охлаждающего теплоносителя на наиболее важном для охлаждения участке один и тот же. То есть охлаждающий теплоноситель подводится, а нагретый теплоноситель отводится по одному и тому же каналу, причем их движение осуществляется навстречу друг другу. Одно это обстоятельство создает серьезные проблемы как с охлаждением конструкции 32, так и с обеспечением защиты конструкции 32 от разрушений. For their decision, the authors of the patent were forced to apply the counterflow principle (see the right column of Table 6): the supply channel, including the pipeline 46, the annular channel 62 and the pit 36, and the withdrawal channel, including the pit 36 and the annular channel 62, which cool the coolant to the most important for cooling the same site. That is, the cooling coolant is supplied, and the heated coolant is discharged along the same channel, and their movement is carried out towards each other. This fact alone creates serious problems both with the cooling of the structure 32, and with the protection of the structure 32 from destruction.
Положение патента о том, что обеспечивается охлаждение кладки блоков 40 снизу водой 50 из бассейна 48, не соответствует действительности. В самом деле, обеспечить объемное охлаждение кладки блоков 40 теплоноситель 50 не может из-за высокого гидравлического сопротивления всей кладки блоков. Но и обеспечить длительное охлаждение кладки блоков за счет теплосъема с нижней поверхности кладки теплоноситель также не в состоянии из-за нарушения нескольких основных принципов теплогидравлического проектирования:
1) для снятия тепла с обращенной вниз поверхности естественной циркуляцией водяного теплоносителя (вода или пароводяная смесь) необходимо обеспечить уклон охлаждаемой поверхности, как минимум, 10-15o от горизонтальной оси; это условие не выполнено и нигде в описании патента не оговорено; отсутствие необходимого наклона немедленно приведет к возникновению кризиса теплообмена, образованию паровой перегретой застойной зоны под всей обращенной вниз поверхностью; эта застойная зона блокирует всякий дальнейший теплоперенос и приведет к разрушению опорной решетки 34 и поступлению кориума в приямок 36;
2) для обеспечения равномерного охлаждения обращенной вниз поверхности необходимо обеспечить раздельный подвод и отвод охлаждающего теплоносителя (это условие также не выполнено - подвод и отвод охлаждающего теплоносителя в приямок 36 осуществляется через один и тот же кольцевой канал 62; это приведет к тому, что при сильном парообразовании, которое начнется после прожигания кориумом кладки блоков, охлаждающий теплоноситель может быть выброшен из трубопроводов (каналов) 46 повышенным давлением пара (паровым взрывом или гидроударом); а сами эти каналы могут быть деформированы или заблокированы кориумом, так как никаких защитных мер против этого не предусмотрено ни в приямке 36, ни в опускном кольцевом канале 62.The provision of the patent that cooling of the masonry of the blocks 40 from the bottom with water 50 from the pool 48 is provided does not correspond to reality. In fact, the heat carrier 50 cannot provide volumetric cooling of the masonry of the blocks 40 due to the high hydraulic resistance of the entire masonry of the blocks. But the coolant is also not able to provide long-term cooling of the masonry blocks due to heat removal from the lower surface of the masonry due to a violation of several basic principles of thermohydraulic design:
1) to remove heat from the surface facing down by the natural circulation of the water coolant (water or steam-water mixture), it is necessary to provide a gradient of the cooled surface at least 10-15 o from the horizontal axis; this condition is not met and is not specified anywhere in the patent description; the lack of the necessary slope will immediately lead to a heat transfer crisis, the formation of a steam overheated stagnant zone under the entire surface facing down; this stagnant zone blocks any further heat transfer and will lead to the destruction of the support grid 34 and the entry of the corium into the pit 36;
2) to ensure uniform cooling of the downward facing surface, it is necessary to provide separate supply and removal of cooling coolant (this condition is also not fulfilled - supply and removal of cooling coolant to pit 36 is carried out through the same annular channel 62; this will result in strong vaporization, which begins after the corium burns the masonry blocks, the cooling fluid can be ejected from the pipelines (channels) 46 by increased steam pressure (steam explosion or water hammer); these channels can be deformed or blocked by a corium, since no protective measures against this are provided for either in the pit 36 or in the lower annular channel 62.
Отсюда следует, что кладка блоков не может охлаждаться водой или пароводяной смесью снизу из-за ошибок проектирования. It follows that the masonry of the blocks cannot be cooled with water or a steam-water mixture from below due to design errors.
Положение патента о том, что охлаждение кладки блоков со стороны нижней поверхности обеспечивается паром, также представляется сомнительным. По мнению авторов патента, того количества пара, которое будет просачиваться снизу вверх сквозь кладку блоков 42 в нижнюю сухую зону 20 и будет уходить по кольцевому каналу 62, охлаждая обращенную вниз поверхность кладки блоков 42, будет достаточно для охлаждения кориума. Это гидродинамическое заблуждение. Разберем его более подробно. The provision of the patent that the cooling of the masonry blocks from the bottom surface is provided by steam, also seems doubtful. According to the authors of the patent, the amount of steam that will leak from bottom to top through the masonry of blocks 42 into the lower
В самом деле, наличие нижней опорной решетки 34 с отверстиями 54 не обеспечивает равномерный теплосъем с обращенной вниз поверхности, так как, из-за отверстий в опорной решетке 34, эта поверхность имеет ступенчатую форму разной толщины, что препятствует горизонтальному движению пара вдоль обращенной вниз поверхности и приводит к образованию дополнительных локальных (в каждом отверстии опорной решетки 34) зон перегретого пара, который не может двигаться в горизонтальном направлении вдоль нижней поверхности опорной решетки 34 из-за гидравлического сопротивления самих отверстий. Возникающий кризис теплообмена на обращенной вниз поверхности приводит, в конечном итоге, к проплавлению или разрушению опорной решетки. Вариации с толщиной опорной решетки 34 не являются серьезным аргументом в пользу данной конструкции, так как:
1) опорная решетка 34 должна быть, иначе не будет приямка 36;
2) отверстия 54 эта решетка должна иметь, иначе объемное охлаждение кладки блоков 42 и кориума вообще будет невозможно;
3) опоры 38 под решеткой 34 должны быть, иначе ей не на чем будет стоять и невозможно будет обеспечить необходимую конфигурацию приямка 36.In fact, the presence of a lower support lattice 34 with holes 54 does not provide uniform heat removal from the downward facing surface, since, due to the holes in the support lattice 34, this surface has a stepped shape of different thicknesses, which prevents the horizontal movement of steam along the downward facing surface and leads to the formation of additional local (in each hole of the support lattice 34) zones of superheated steam, which cannot move horizontally along the lower surface of the support lattice 34 due to the hydraulic resistance of the holes themselves. The resulting heat transfer crisis on the downward-facing surface ultimately leads to the penetration or destruction of the support grid. Variations with the thickness of the support grid 34 are not a serious argument in favor of this design, since:
1) the support grid 34 must be, otherwise there will be no pit 36;
2) this lattice should have holes 54, otherwise volumetric cooling of the masonry of blocks 42 and corium will be impossible at all;
3) the supports 38 under the grill 34 must be, otherwise it will have nothing to stand on and it will not be possible to provide the necessary configuration of the pit 36.
Чем тоньше опорная решетка 34 и, соответственно, меньше ступенчатая толщина отверстий 54, тем большее число опор 38 должно быть установлено под решеткой 34 для обеспечения удержания 50-80 т UO2, 20 т Zr, 40-80 т стали. Это примерно то количество материалов активной зоны, корпуса реактора и внутрикорпусных устройств, которые поступают в бетонную шахту в процессе протекания тяжелой аварии. Кроме того, прочность конструкции 32 должна обеспечивать сохранение ее основных функциональных параметров в условиях ударных нагрузок: отрыва днища корпуса реактора, падения в бетонную шахту обломков кассет и др. оборудования активной зоны, при паровых взрывах, гидроударах, взрывах водорода и прочих воздействиях. Все эти ударные нагрузки дополнительно ложатся на опорную решетку 34 и опоры 38, которые должны быть спроектированы с учетом не только статических, но и этих динамических нагрузок. Опорная решетка 34 и опоры 38 оказывают гидродинамическое сопротивление горизонтальному перемещению пара, воды и пароводяной смеси. Это сопротивление тем больше, чем больше самих опор и чем сильнее опоры 38 затесняют проходное сечение приямка 36, или это сопротивление тем больше, чем толще сама опорная решетка 34. Из приведенных объяснений становится понятно, что только на гидравлически гладких, обращенных вниз поверхностях, с учетом основных принципов теплогидравлического проектирования, рассмотренных выше, возможна организация наружного охлаждения обращенной вниз поверхности теплообмена без разрушения самой поверхности. Отсюда следует, что кладка блоков не может эффективно охлаждаться паром снизу из-за ошибок проектирования.The thinner the support grid 34 and, accordingly, the smaller the stepped thickness of the holes 54, the greater the number of supports 38 must be installed under the grid 34 to ensure the retention of 50-80 tons of UO 2 , 20 tons of Zr, 40-80 tons of steel. This is approximately the amount of materials in the core, reactor vessel, and internals that enter the concrete shaft during a severe accident. In addition, the strength of structure 32 should ensure that its basic functional parameters are preserved under shock loads: tearing off the bottom of the reactor vessel, falling into the concrete shaft of fragments of cassettes and other equipment of the core, in case of steam explosions, water hammer, hydrogen explosions and other influences. All these impact loads are additionally placed on the support grid 34 and supports 38, which must be designed taking into account not only static, but also these dynamic loads. The support lattice 34 and supports 38 provide hydrodynamic resistance to the horizontal movement of steam, water and steam-water mixture. This resistance is the greater, the greater the supports themselves and the stronger the supports 38, which squeeze the passage section of the pit 36, or the resistance the more, the thicker the support grid 34 itself. From the above explanations, it becomes clear that only on hydraulically smooth downward facing surfaces Taking into account the basic principles of thermohydraulic design discussed above, it is possible to organize external cooling of the downward heat exchange surface without destroying the surface itself. It follows that the laying of blocks cannot be effectively cooled by steam from below due to design errors.
Следовательно, в представленном техническом решении [1] не решена проблема защиты пола противоаварийной оболочки от разрушения кориумом. Therefore, the presented technical solution [1] does not solve the problem of protecting the floor of the emergency shell from destruction by corium.
2. Известна система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа [2] , состоящая из: гермозоны, реактора, бетонной шахты с подреакторным помещением, опорных ребер, расположенных радиально вдоль днища корпуса реактора и предназначенных для удержания страховочного корпуса с кориумом и оторвавшейся частью корпуса реактора с обломками внутрикорпусных устройств, устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту, устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты, корзины, тугоплавких элементов, страховочного корпуса. Обеспечение удержания и охлаждения кориума в страховочном корпусе после разрушения корпуса реактора производится за счет естественной водяной, пароводяной или парогазовой циркуляции охлаждающего теплоносителя в бетонной шахте вдоль наружной поверхности страховочного корпуса по следующему тракту: с пола боксов парогенераторов теплоноситель поступает в устройство для подвода теплоносителя в бетонную шахту, затем по кольцевому коллектору теплоноситель поступает в корзину сбоку через широкопрофильные проходки и снизу через дренаж и через перфорированное днище корзины, и по тугоплавким элементам с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий и горизонтальных канавок поднимается вверх, далее теплоноситель проходит через центральное отверстие в крышке-ограничителе, вдоль наружной поверхности страховочного корпуса, где осуществляется основной теплосъем, и далее - через устройство для отвода теплоносителя из бетонной шахты в боксы парогенераторов. Термостойкие тугоплавкие элементы, расположенные по внутренней поверхности страховочного корпуса, выполняют функцию гарнисажа, предохраняя страховочный корпус от термического проплавления и химического разрушения кориумом. 2. A known system for protecting the protective shell of a water-water reactor type reactor [2], consisting of: a hermetic zone, a reactor, a concrete shaft with a subreactor room, support ribs located radially along the bottom of the reactor vessel and designed to hold the safety case with a corium and a detached part reactor vessels with fragments of internals, devices for supplying coolant to a concrete mine, devices for removing coolant from a concrete mine, basket, refractory elements, safety case sa. Ensuring retention and cooling of the corium in the safety case after the destruction of the reactor vessel is carried out due to the natural water, steam and gas or steam and gas circulation of the cooling coolant in the concrete mine along the outer surface of the safety housing along the following path: from the floor of the steam generator boxes, the coolant enters the device for supplying the coolant to the concrete mine , then, through the annular collector, the coolant enters the basket from the side through wide-profile penetrations and from below through the drainage and through the perforated bottom of the basket, and along refractory elements with voids in the form of through vertical holes and horizontal grooves it rises up, then the coolant passes through the central hole in the limiter lid, along the outer surface of the safety housing, where the main heat removal is carried out, and then through the device for heat transfer from the concrete mine to the steam generator boxes. Heat-resistant refractory elements located on the inner surface of the safety housing perform the function of a skull, protecting the safety housing from thermal penetration and chemical destruction by corium.
Недостатки технического решения [2]:
- значительная неопределенность протекания запроектной аварии, связанной с расплавлением активной зоны, приводит к тому, что в напорной камере реактора может накапливаться кориум в широком диапазоне температур и в широком диапазоне концентраций окисленной и неокисленной стали, окисленного и неокисленного циркония; это привело к необходимости выполнить заявленное техническое решение как двухбарьерную систему защиты защитной оболочки, где вторым барьером на пути распространения кориума является водоохлаждаемое пористое тело, выполненное из тугоплавких элементов, установленных в корзину под страховочным корпусом;
- отсутствует возможность управления химической и термодинамической активностью кориума в процессе его локализации внутри страховочного корпуса; это связано с ограниченным количеством материалов, которые можно разместить между страховочным корпусом и корпусом реактора; в этой связи необходимо отметить, что охлаждение кориума внутри страховочного корпуса для некоторых сценариев протекания запроектной аварии может оказаться малоэффективным, и связано это обстоятельство, главным образом, с высокими тепловыми потоками в узком стальном слое, образование которого в результате сепарации может привести к разрушению страховочного корпуса в сечении контакта жидкой стали со страховочным корпусом; устранить этот недостаток увеличением диаметра и высоты страховочного корпуса не представляется возможным из-за ограниченных габаритов внутреннего пространства бетонной шахты, окружающей корпус реактора;
- существует проблема обеспечения надежности охлаждения кориума в пространстве бетонной шахты, ограниченном верхним сечением корзины и нижним сечением страховочного корпуса; эта проблема связана со значительной затесненностью пространства вокруг страховочного корпуса и заключается в том, что доступ теплоносителя к каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты, расположенным выше области распространения кориума, в случае разрушения страховочного корпуса может быть полностью перекрыт; подреакторное помещение может оказаться полностью изолированным от вышерасположенной остальной части бетонной шахты; в этом случае естественная циркуляция охлаждающего теплоносителя будет полностью блокирована вытекающим и остывающим кориумом; длительная блокировка циркуляции теплоносителя может привести к полному разрушению тугоплавких элементов и нарушить проектный процесс локализации кориума в подреакторном помещении бетонной шахты; устранение этого недостатка требует гарантированного обеспечения подачи охлаждающей воды сверху на кориум.The disadvantages of the technical solution [2]:
- significant uncertainty in the course of the beyond design basis accident related to core melting leads to the fact that corium can accumulate in the pressure chamber of the reactor in a wide temperature range and in a wide range of concentrations of oxidized and non-oxidized steel, oxidized and non-oxidized zirconium; this led to the need to fulfill the claimed technical solution as a two-barrier protective system for the containment, where the second barrier to the distribution of the corium is a water-cooled porous body made of refractory elements installed in a basket under the safety housing;
- there is no possibility of controlling the chemical and thermodynamic activity of the corium in the process of its localization inside the safety housing; this is due to the limited amount of materials that can be placed between the safety case and the reactor vessel; in this regard, it should be noted that cooling the corium inside the safety case for some scenarios of the beyond design basis accident may be ineffective, and this is due mainly to high heat fluxes in the narrow steel layer, the formation of which as a result of separation can lead to the destruction of the safety case in the section of contact of liquid steel with the safety housing; to eliminate this drawback by increasing the diameter and height of the safety housing is not possible due to the limited dimensions of the internal space of the concrete shaft surrounding the reactor vessel;
- there is a problem of ensuring reliability of cooling of the corium in the space of the concrete shaft, limited by the upper section of the basket and the lower section of the safety housing; this problem is associated with a significant crowding of the space around the safety housing and lies in the fact that the access of the coolant to the channels of the device for removing the coolant from the concrete mine, located above the corium distribution area, can be completely blocked in case of destruction of the safety case; the subreactor room may be completely isolated from the upstream rest of the concrete shaft; in this case, the natural circulation of the cooling fluid will be completely blocked by the flowing and cooling corium; prolonged blocking of the coolant circulation can lead to the complete destruction of refractory elements and disrupt the design process of the localization of corium in the subreactor room of a concrete mine; the elimination of this drawback requires a guaranteed supply of cooling water from above to the corium.
По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, устройство [2] является наиболее близким аналогом и взято за прототип. By the totality of features, including design features, the device [2] is the closest analogue and is taken as a prototype.
Сущность изобретения
1. Задачей предлагаемого изобретения является создание системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа при строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, обеспечивающей повышение надежности удержания кориума в бетонной шахте реактора в пределах гермозоны в авариях с разрушением активной зоны и выходом кориума за пределы корпуса реактора.SUMMARY OF THE INVENTION
1. The objective of the invention is the creation of a protection system for the protective shell of a water-water reactor type during the construction of new nuclear power plants with WWER reactors, which increases the reliability of corium retention in the concrete shaft of the reactor within the containment zone in accidents with core destruction and corium overflow reactor vessel limits.
Предлагаемая система защиты защитной оболочки устраняет рассмотренные выше недостатки аналога [2], учитывая опыт [3-8] и полностью вписываясь в занимаемый аналогом объем подреакторного помещения бетонной шахты. Предлагаемая система защиты защитной оболочки не влияет на безопасность АЭС в условиях нормальной эксплуатации, при нарушении нормальных условий эксплуатации и при проектных авариях и выполняет следующие основные функции:
- обеспечивает прием и размещение в большом объеме подреакторного помещения бетонной шахты жидких и твердых компонентов кориума, фрагментов активной зоны и конструкционных материалов реактора;
- обеспечивает удержание и охлаждение разрушенной активной зоны, внутрикорпусных устройств, реакторных материалов и корпуса реактора в бетонной шахте;
- обеспечивает устойчивую передачу тепла от кориума к охлаждающей воде для перевода кориума в безопасное теплофизическое состояние и удержание кориума в границах зоны локализации;
- обеспечивает удержание днища корпуса реактора с кориумом при его отрыве или пластическом деформировании до момента выхода кориума из днища корпуса реактора;
- предотвращает выход кориума за установленные проектом границы его локализации;
- обеспечивает подкритичность кориума в бетонной шахте;
- обеспечивает подвод охлаждающей воды в бетонную шахту и отвод пара из бетонной шахты;
- обеспечивает минимальный вынос радиоактивных веществ в герметичную оболочку;
- обеспечивает непревышение максимальных напряжений в подреакторном помещении бетонной шахты при возможных локальных паровых взрывах и гидроударах;
- обеспечивает выполнение своих функций без вмешательства оператора или с минимальным управляющим воздействием со стороны оперативного персонала.The proposed protective shell protection system eliminates the above-mentioned disadvantages of the analogue [2], taking into account the experience of [3-8] and completely fits into the volume of the subreactor room of the concrete mine occupied by the analogue. The proposed containment protection system does not affect the safety of nuclear power plants in normal operation, in violation of normal operating conditions and in design basis accidents and performs the following main functions:
- provides reception and placement in a large volume of the subreactor room of the concrete mine of liquid and solid components of the corium, fragments of the active zone and structural materials of the reactor;
- provides retention and cooling of the destroyed core, internals, reactor materials and the reactor vessel in a concrete mine;
- provides stable heat transfer from corium to cooling water to transfer corium to a safe thermophysical state and to keep corium within the boundaries of the localization zone;
- provides retention of the bottom of the reactor vessel with the corium during its separation or plastic deformation until the corium leaves the bottom of the reactor vessel;
- prevents corium from exceeding the boundaries of its localization established by the project;
- provides subcriticality of the corium in the concrete shaft;
- provides the supply of cooling water to the concrete shaft and the removal of steam from the concrete shaft;
- provides minimal removal of radioactive substances in an airtight shell;
- ensures that the maximum stresses are not exceeded in the subreactor room of the concrete mine with possible local steam explosions and hydroblows;
- ensures the performance of its functions without operator intervention or with minimal control action from the operational staff.
2. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. Этот результат достигается установкой системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа при строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, которая собрана в следующем порядке и поясняется фиг. 1. 2. 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. This result is achieved by installing a protective system for the containment of a water-water reactor type reactor during the construction of new nuclear power plants with WWER reactors, which is assembled in the following order and is illustrated in FIG. 1.
Корзина 8 выполнена в виде секций со сплошными стенками. The basket 8 is made in the form of sections with solid walls.
Страховочный корпус 13 выполнен в виде секционированного кольцевого теплообменника 16 и установлен под корзиной 8 на полу бетонной шахты 3. The
Опорные ребра 5 установлены в бетонной шахте 3 между секциями кольцевого теплообменника 16 и между секциями корзины 8 и вплотную к ним, и жестко соединены с секциями корзины 8 с помощью сварных, клепаных, болтовых соединений. The supporting
Дополнительные варианты системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа образуются при введении дополнительных элементов и поясняются фиг. 2-4. Additional variants of a protective system for the containment of a pressurized water reactor type are formed upon the introduction of additional elements and are illustrated in FIG. 2-4.
В бетонной шахте 3 выполнена бетонная консоль 14. Бетонная консоль 14 выполнена над каналами устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6 и каналами устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7, что обеспечивает защиту этих каналов и защиту торцевой поверхности секционированного кольцевого теплообменника 16 от засорения, закупоривания, заваривания и разрушения во время протекания запроектной аварии. The
Кроме этого, между секциями кольцевого теплообменника 16 выполнена изоляция, например, керамическая, бетонная, воздушная, стальная. Секции кольцевого теплообменника 16 выполнены из коробчатых конструкций, причем каждая секция выполнена из горизонтального нижнего сегмента 18 с наклоном наружной поверхности горизонтального сегмента к горизонтальной оси и из вертикального бокового сегмента 19. Внутреннее пространство каждой секции кольцевого теплообменника 16 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства для подвода теплоносителя 6 в бетонную шахту 3 и по, крайней мере, с одним каналом устройства для отвода теплоносителя 7 из бетонной шахты 3. In addition, between the sections of the
Кроме этого, в бетонной шахте 3 выполнено устройство 9 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства секционированного кольцевого теплообменника 16. Внутреннее пространство секционированного кольцевого теплообменника 16 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства 9 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства. In addition, in the concrete shaft 3, a device 9 is provided for protection against overflow of the internal space of the partitioned
Кроме этого, между секционированным кольцевым теплообменником 16 и корзиной 8 установлен тонкий теплоизолирующий слой 21 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона). In addition, between the sectioned
Кроме этого, по варианту исполнения на дно и вдоль стен корзины 8 установлен, по крайней мере, один слой перфорированных элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23 (выполненных, например, из SiO2 или Al2O3), экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11.In addition, according to an embodiment, at least one layer of perforated elements from lowering density of uranium dioxide perforated elements 23 (made, for example, of SiO 2 or Al 2 O 3 ) shielding perforated liquid corium is installed on the bottom and along the walls of the basket 8
Кроме этого, по варианту исполнения на дно и вдоль стен корзины 8 установлены, по крайней мере, два различных слоя перфорированных элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11. In addition, according to an embodiment, at least two different layers of perforated elements from lowering density of uranium dioxide perforated
Кроме этого, между корзиной 8 и установленным на корзину 8 слоем перфорированных элементов установлен тонкий теплоизолирующий слой 22 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона). In addition, between the basket 8 and the layer of perforated elements mounted on the basket 8, a thin heat-insulating
Кроме этого, перфорированные элементы из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11 выполнены в виде Т-образных, прямоугольных, Z-образных, П-образных или фасонных кирпичей, уложенных в замок со смещением в горизонтальной плоскости относительно друг друга таким образом, что сквозные вертикальные и горизонтальные отверстия этих элементов образуют в вертикальном направлении несквозные криволинейные каналы, обеспечивающие равномерное распределение кориума по основанию и по объему корзины 8. In addition, the perforated elements of the lowering density of uranium dioxide perforated
Кроме этого, в бетонной шахте 3 выполнен люк-лаз 4. Люк-лаз 4 совмещен с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3. In addition, in the concrete shaft 3, a manhole 4 is made. The manhole 4 is aligned with the channel for supplying
Кроме этого, бетонная консоль 14 выполнена с внутренним диаметром меньшим, чем наружный диаметр корпуса реактора 2. По внутреннему периметру бетонной консоли 14 установлен коллектор 10, герметично соединенный с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3. In addition, the
Кроме этого, система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа снабжена, по крайней мере, одним устройством орошения кориума 20. Устройство орошения кориума 20 состоит, по крайней мере, из одного канала, выполненного в виде трубопровода. Каналы устройства орошения кориума 20 установлены внутри бетонной консоли 14, что обеспечивает их механическую защиту от повреждений. Выходы каналов устройства орошения кориума 20 защищены внутри бетонной консоли 14 защитными козырьками 15, которые поворачивают поток охлаждающей воды на 90o и направляют ее течение вдоль торца бетонной консоли 14. Защитные козырьки 15 сохраняют живое сечение каналов при заклинивании оторвавшейся части корпуса реактора 2 в бетонной консоли 14 и при струйном течении кориума по торцевой поверхности бетонной консоли 14.In addition, the protection system of the protective shell of the water-water reactor type is equipped with at least one
Кроме этого, под днищем корпуса реактора 2 на бетонную консоль 14 установлена ферма защитная 24, выполненная из связанных между собой радиальных ребер, балок, составных профилей. Ферма защитная 24 выполнена с повторением профиля днища корпуса реактора 2. В основании фермы защитной 24 установлена стальная плита 25, выполненная из листа и скрепленная с фермой защитной 24 с помощью сварных, болтовых, клепаных соединений. Стальная плита 25 обеспечивает герметичное разделение подреакторного помещения и остальной части бетонной шахты 3, что необходимо для предотвращения заполнения подреакторного помещения водой при проектных и запроектных авариях. Внутрь фермы защитной 24 установлена тепловая и радиационная защита 26, выполненная из бетона, керамики, в виде монолитных блоков, кирпичей, пластин, волоконных матов, засыпки. На тепловую и радиационную защиту 26 установлена тепловая изоляция 27. Внутри тепловой и радиационной защиты 26 выполнены каналы воздушного охлаждения 28 тепловой изоляции 27 в виде трубопроводов, кольцевых, радиальных щелей. In addition, under the bottom of the
Кроме этого, опорные ребра 5 выше уровня днища корзины 8 покрыты защитными экранами 29, выполненными из тугоплавких элементов, в виде керамических, пластин, пластин из тугоплавких оксидов, карбидов, пластин из чугуна, стали. In addition, the supporting
В условиях нормальной эксплуатации ферма защитная 24 по варианту исполнения обеспечивает:
- тепловую защиту днища корпуса реактора 2 и герметично разделяет по воздуху и воде подреакторное помещение бетонной шахты 3 и пространство вокруг корпуса реактора 2;
- беспрепятственный подвод воздуха для охлаждения тепловой защиты корпуса реактора 2 и бетона.In normal operation, the
- thermal protection of the bottom of the
- unobstructed air supply for cooling the thermal protection of the
В условиях нормальной эксплуатации и в проектных авариях:
- между фермой защитной 24 и днищем корпуса реактора 2 всегда имеется зазор 50-150 мм;
- ферма защитная 24 не контактирует с корпусом реактора 2 и никаких дополнительных механических нагрузок, кроме собственного веса, не несет;
- в случае попадания теплоносителя во время аварии в пространство между корпусом реактора 2, тепловой изоляцией 27 и тепловой и радиационной защитой 26 теплоноситель отводится по коллектору 10 по каналу подвода воздуха 12 за пределы бетонной шахты 3.In normal use and in design basis accidents:
- between the
- the
- in the event of a coolant getting into the space between the
Отвод теплоносителя за пределы бетонной шахты 3 является необходимым условием защиты оборудования, размещенного в бетонной шахте 3 и самой бетонной шахты 3 от возможных паровых взрывов во время протекания запроектной аварии. The removal of coolant outside the concrete mine 3 is a necessary condition for the protection of equipment located in the concrete mine 3 and the concrete mine 3 from possible steam explosions during the course of the beyond design basis accident.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения
1. Процесс поступления кориума в бетонную шахту 3 сводится к двум различным механизмам, он начинается:
- с проплавления или разрушения днища или боковой поверхности корпуса реактора 2 и вытекания кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3;
- с обрыва всего днища корпуса реактора 2 и оседания его на бетонной консоли 14 с последующим проплавлением днища корпуса реактора 2 и вытеканием кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3.Information confirming the possibility of carrying out the invention
1. The process of entering the corium into the concrete shaft 3 is reduced to two different mechanisms, it begins:
- from the penetration or destruction of the bottom or side surface of the
- from the cliff of the entire bottom of the
В условиях протекания запроектной аварии по варианту исполнения:
- ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает удержание днища корпуса реактора 2 над бетонной консолью 14 при пластическом деформировании днища или при отрыве днища от цилиндрической части корпуса реактора 2 в процессе разогрева днища кориумом;
- в случае, если кориум сразу не разрушил днище и не вытек из корпуса реактора 2, а создал благоприятные условия для разогрева, пластического деформирования днища и относительно медленного его проплавления, то ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает защиту секционированного кольцевого теплообменника 16 от падения днища вместе с кориумом и тем самым предотвращает повреждение секционированного кольцевого теплообменника 16 и бетонной шахты 3;
- работоспособность фермы защитной 24 совместно с опорными ребрами 5 во время удержания днища корпуса реактора 2 вместе с кориумом определяется только временем проплавления днища и временем вытекания кориума из корпуса реактора 2; в течение этого суммарного времени ферма защитная 24 обеспечивает удержание днища корпуса реактора 2 вместе с кориумом и не разрушается раньше, чем происходит разрушение днища корпуса реактора 2;
- после вытекания кориума из корпуса реактора 2, в зависимости от массы и температуры кориума, возможны два состояния фермы защитной 24: первое - ферма защитная 24 не обеспечивает дальнейшее удержание днища корпуса реактора 2 (или того, что от него осталось), второе - ферма защитная 24 продолжает выполнение своих функций;
- если ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 прекращает удерживать днище корпуса реактора 2, то эти функции продолжает выполнять бетонная консоль 14, внутренний диаметр которой меньше наружного диаметра корпуса реактора 2, что предотвращает падение крупных предметов и предохраняет от повреждений секционированный кольцевой теплообменник 16;
- ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивают удержание днища с частью корпуса реактора 2 и кориумом общей массой не менее 600 тонн, включая массу самой фермы защитной 24.In the event of a beyond design basis accident according to an embodiment:
- the
- if the corium did not immediately destroy the bottom and did not leak from the
- the performance of the
- after the corium flows out of the
- if the
- the
Работоспособность фермы защитной 24 определяется предельными сценариями разогрева корпуса реактора 2 кориумом. Здесь важно отметить две группы режимов. Первая группа режимов определяется предельными сценариями, выбранными исходя из возможности разрушения корпуса реактора 2 до завершения расплавления активной зоны. С этой точки зрения ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает выполнение своих функций до тех пор, пока весь кориум из корпуса реактора 2 не переместится в подреакторное помещение бетонной шахты 3. Вторая группа режимов определяется предельными сценариями, выбранными исходя из предельных сценариев, связанных с разрушением корпуса реактора 2 после завершения расплавления активной зоны. В этих предельных сценариях в процессе разогрева корпуса через сам корпус реактора 2 на ферму защитную 24 воздействует значительный тепловой поток. Ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 сохраняет свою работоспособность в процессе разогрева и разрушения корпуса реактора 2 и в процессе вытекания кориума из корпуса реактора 2 до его полного опорожнения. Исходя из этих двух групп режимов, рассматриваются следующие предельные сценарии:
1) быстрое и полное расплавление активной зоны при высоких скоростях поступления кориума на днище корпуса реактора 2 при относительно высоких уровнях остаточных тепловыделений (порядка 1,75-2%); в кориуме содержится мало конструкционной стали и мало окисленного циркония; характерная особенность этого режима - для разрушения корпуса реактора 2 требуется больше времени, чем для полного расплавления активной зоны;
2) полное расплавление активной зоны при средних скоростях поступления кориума в напорную камеру реактора 2 при средних уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1,5-1,75%); в кориуме содержится значительное количество окисленного циркония; к моменту начала разогрева днища корпуса реактора 2 кориумом сталь напорной камеры входит в состав жидкого кориума, контактирующего с цилиндрической частью корпуса и днищем реактора 2 в объеме напорной камеры и активной зоны; характерная особенность этого режима - корпус реактора 2 разрушается практически с окончанием расплавления активной зоны;
3) полное расплавление активной зоны при относительно медленном поступлении кориума в напорную камеру реактора и при уровнях остаточных энерговыделений несколько ниже средних (порядка 1,25-1,5%); цирконий успевает полностью окислиться, в расплаве содержится много конструкционной стали, часть которой окислена; характерная особенность этого режима - корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны;
4) полное расплавление активной зоны при многократном разогреве-охлаждении кориума при достаточно медленном или порционном поступлении кориума в напорную камеру и при низких уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1, -1,25%); кориум порциями перемещается в напорную камеру реактора 2 и содержит много конструкционной стали; цирконий и конструкционная сталь в этом процессе полностью окислены; характерная особенность этого режима - корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны.The performance of the protective 24 farm is determined by the limiting scenarios of heating the
1) fast and complete melting of the core at high rates of corium on the bottom of the
2) the complete melting of the core at medium rates of corium entering the pressure chamber of
3) complete melting of the core with a relatively slow entry of corium into the pressure chamber of the reactor and at levels of residual energy release slightly below average (of the order of 1.25-1.5%); zirconium manages to completely oxidize, the melt contains a lot of structural steel, part of which is oxidized; a characteristic feature of this regime is that the
4) complete melting of the core during repeated heating-cooling of the corium with a rather slow or portioned supply of corium to the pressure chamber and at low levels of residual energy (about 1, -1.25%); corium portions moves to the pressure chamber of the
2. Согласно описанным четырем предельным сценариям, на ферму защитную 24 может поступать кориум различного состава: неокисленный, частично окисленный и полностью окисленный. По составляющим компонентам кориум может подразделяться на кориум, содержащий мало или много стали. От степени окисления кориума и его состава зависят химическая и термодинамическая активность кориума. Кориум, поступивший на ферму защитную 24, в зависимости от варианта ее исполнения, либо сразу поступает в подреакторное помещение бетонной шахты 3, либо, накапливаясь на тепловой и радиационной защите 26, начинает перемещаться в подреакторное помещение по каналам воздушного охлаждения 28, которые для этой цели специально спрофилированы таким образом, чтобы жидкий кориум и его твердые мелкие фракции беспрепятственно проходили сквозь тепловую и радиационную защиту 26. Ферму защитную 24 от обрушения в подреакторное помещение бетонной шахты 3 удерживают опорные ребра 5, выведенные на уровень бетонной консоли 14. При длительном воздействии кориума на ферму защитную 14 возможно ее постепенное разрушение и потеря фермой защитной 14 несущей способности. В этом случае ферма защитная 14 будет деформироваться и оседать на опорные ребра 5. Для повышения термической устойчивости в начальный наиболее опасный период поступления кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3 опорные ребра 5 покрыты выше уровня днища корзины 8 защитными экранами 29. Кориум, поступая в подреакторное помещение, проникает внутрь теплоаккумулирующего материала, имеющего жесткую крупноячеистую структуру, обеспечивающую рассредоточение расплава кориума по всему объему корзины 8. Теплоаккумулирующий материал, по вариантам исполнения, представляет собой понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23, экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 17 на основе металлургического шлака, стальные перфорированные элементы 11. 2. According to the four extreme scenarios described, corium of various compositions may enter the protective 24 farm: unoxidized, partially oxidized, and completely oxidized. According to its constituent components, corium can be subdivided into corium containing little or a lot of steel. The chemical and thermodynamic activity of corium depends on the degree of oxidation of corium and its composition. The corium, which entered the
Понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23 устанавливаются в корзине 8 для уменьшения плотности диоксида урана. Понижение плотности диоксида урана обеспечивает инверсию топливосодержащего слоя и слоя стали: при понижении плотности топливосодержащий слой всплывает вверх, а слой стали опускается вниз. При достижении разницы в плотностях в 5% более легкая топливосодержащая фракция со скоростью примерно 1 м/с всплывает над слоем стали. Инверсия слоя стали необходима для защиты бетонной шахты 3 от паровых взрывов, связанных с возможным неконтролируемым поступлением воды в бетонную шахту во время протекания запроектной аварии. Неконтролируемая подача охлаждающей воды на слой жидкой стали может привести к сильным паровым взрывам, однако подача охлаждающей воды на поверхность расплавленных тугоплавких оксидов не приводит к паровым взрывам. В этом случае пар, интенсивно образующийся в начале процесса захолаживания поверхности оксидов, отводится по каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7, не вызывая превышения расчетного давления внутри бетонной шахты 3. The density reducing uranium perforated
В зависимости от массы конструкционной стали, определяемой массой корзины 8, массой опорных ребер 5 и массой других стальных конструкций, размещенных в подреакторном помещении бетонной шахты 3, стальные перфорированные элементы 11 по варианту исполнения могут устанавливаться в корзину или могут отсутствовать, если конструкционной стали внутри корзины набирается достаточно много. Сталь выполняет функцию разбавителя кориума и обеспечивает увеличение поверхности интенсивного теплообмена между кориумом и водоохлаждаемым секционированным кольцевым теплообменником 16. Для быстрого разбавления кориума и уменьшения термоударов на металлоконструкции, размещенные в подреакторном помещении бетонной шахты 3, стальные перфорированные элементы 11 укладываются слоями по всей площади бетонной шахты 3, что обеспечивает начальное выравнивание и понижение температуры кориума при поступлении высокотемпературного кориума из корпуса реактора 2. Depending on the mass of structural steel, determined by the mass of the basket 8, the mass of the supporting
При расслоении жидкого кориума на топливосодержащий слой и слой стали основной тепловой поток идет через слой стали к секционированному кольцевому теплообменнику 16. Меньший тепловой поток со стороны топливосодержащего слоя к секционированному кольцевому теплообменнику 16 обусловлен образованием гарнисажа между поверхностью секционированного кольцевого теплообменника 16 и топливосодержащего слоя. Гарнисаж, имея низкую теплопроводность и высокую температуру плавления, состоит из тугоплавких оксидов, выпадающих в твердую фазу на охлаждаемой поверхности секционированного кольцевого теплообменника 16. When the liquid corium is stratified into a fuel-containing layer and a steel layer, the main heat flow passes through the steel layer to the sectioned
Экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 17 на основе металлургического шлака по варианту исполнения включаются в состав крупноячеистого теплоаккумулирующего материала, заполняющего корзину, в том случае, если опорные ребра 5 защищены достаточно толстым слоем защитных экранов 29. В этом случае толстый слой защитных экранов 29 будет препятствовать быстрому расплавлению опорных ребер 5, делящих внутреннее пространство корзины 8 на сектора, и, как следствие этого, будет препятствовать быстрой инверсии топливосодержащего слоя и слоя стали. Для того чтобы обеспечить защиту открытой поверхности кориума от прямого контакта с водой при таком варианте заполнения корзины 8, верхний слой крупноячеистого теплоаккумулирующего материала, установленного в корзину 8, выполняется из экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака. Жидкие фракции этих элементов имеют плотность значительно меньшую, чем плотность стали, и всплывают наверх, экранируя открытую поверхность кориума и защищая ее от прямого контакта с водой. Shielding liquid corium perforated
В процессе нагрева секционированного кольцевого теплообменника 16 кориумом происходит разогрев охлаждающей воды до кипения. In the process of heating the partitioned
Образующийся пар отводится по каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7. Подпитка осуществляется пассивным способом по каналам устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6. При недостаточной интенсивности испарения лишняя вода может сливаться по каналам устройства 9 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства бетонной шахты 3. The generated steam is discharged through the channels of the device for removing the coolant from the
3. Наиболее целесообразно предложенную систему защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа использовать при проектировании и строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. 3. It is most expedient to use the proposed protection system for the protective shell of a water-water reactor type reactor in the design and construction of new nuclear power plants with WWER reactors.
Источники информации
1. Патент EP 0602809, кл. G 21 C 9/016, заявлено 24.11.93, аналог.Sources of information
1. Patent EP 0602809, cl. G 21 C 9/016, claimed 24.11.93, analogue.
2. Патент RU 2122246, кл. G 21 C 9/016, 13/10, заявлено 28.01.97, прототип. 2. Patent RU 2122246, cl. G 21 C 9/016, 13/10, claimed on 01/28/97, prototype.
3. Грановский B.С., Ефимов В.К., Черный О.Д. Экспериментальное определение критических тепловых потоков на наружной поверхности модели корпуса реактора ВВЭР-640. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 3. Granovsky B.S., Efimov V.K., Cherny O.D. Experimental determination of critical heat fluxes on the outer surface of the VVER-640 reactor vessel model. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
4. Мигров Ю.А., Хабенский В.Б. Особенности кризиса теплообмена в обогреваемых вертикальных каналах при низких параметрах теплоносителя. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 4. Migrov Yu.A., Khabensky VB Features of the heat transfer crisis in heated vertical channels with low heat carrier parameters. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
5. Бешта С.В., Витоль С.А., Крушинов Е.В. и др. Исследование взаимодействия расплава кориума с перспективными материалами ловушки расплава. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 5. Beshta S.V., Vitol S.A., Krushinov E.V. et al. Investigation of the interaction of corium melt with promising melt trap materials. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
6. Петров Ю. Б. , Лопух Д.Б., Печенков А.Ю. и др. О корродирующей способности перегретого расплава кориума. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997. 6. Petrov Yu. B., Lopukh DB, Pechenkov A.Yu. and others. On the corroding ability of an overheated molten corium. // Processes of heat and mass transfer and hydrodynamics in the safety systems of nuclear power plants with VVER-640. Collection of works. St. Petersburg. 1997.
7. Modeling and analysis of heat and mass transfer processes during in-vessel melt progression stage of light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Robert R. Nourgaliev. /Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998. 7. Modeling and analysis of heat and mass transfer processes during in-vessel melt progression stage of light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Robert R. Nourgaliev. / Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998.
8. Phenomenological and mechanistic modeling of melt-structure-water interactions in a light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Bui Viet Anh. //Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998. 8. Phenomenological and mechanistic modeling of melt-structure-water interactions in a light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Bui Viet Anh. // Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998.
Claims (25)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99111077/06A RU2165106C2 (en) | 1999-06-02 | 1999-06-02 | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99111077/06A RU2165106C2 (en) | 1999-06-02 | 1999-06-02 | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU99111077A RU99111077A (en) | 1999-09-27 |
| RU2165106C2 true RU2165106C2 (en) | 2001-04-10 |
Family
ID=20220393
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99111077/06A RU2165106C2 (en) | 1999-06-02 | 1999-06-02 | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2165106C2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11688523B2 (en) * | 2018-08-29 | 2023-06-27 | Joint-Stock Company “Atomenergoproekt” | System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor |
-
1999
- 1999-06-02 RU RU99111077/06A patent/RU2165106C2/en active
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11688523B2 (en) * | 2018-08-29 | 2023-06-27 | Joint-Stock Company “Atomenergoproekt” | System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP3236472B1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor | |
| US5307390A (en) | Corium protection assembly | |
| EP3236474B1 (en) | Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor | |
| JP3118489B2 (en) | Reactor with equipment for recovery of core after accidental meltdown of reactor | |
| JP6776241B2 (en) | A system that cools and traps the molten core of a pressurized water reactor | |
| US11521759B2 (en) | Melt confinement device | |
| JPS5916675B2 (en) | Reactor core capture device | |
| JPH06503885A (en) | Nuclear reactor equipment, its core containment, and emergency cooling methods for nuclear reactor equipment | |
| US11688523B2 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a water-moderated nuclear reactor | |
| JPH09500207A (en) | Core melt collection and cooling system | |
| USH91H (en) | Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris | |
| EP3255637B1 (en) | Core catcher and boiling water nuclear plant using the same | |
| JPH0727050B2 (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor with passive cooling system | |
| US6195405B1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
| RU2165106C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| RU2165108C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| RU2165107C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| RU2742583C1 (en) | Nuclear reactor core melt localization and cooling system | |
| RU2165652C2 (en) | Shielding system for water-moderated reactor unit containment | |
| RU2169953C2 (en) | Nuclear-reactor core melt trap | |
| US20060269035A1 (en) | Ex-vessel core melt retention device preventing molten core concrete interaction | |
| RU2740400C1 (en) | Guiding device of nuclear reactor core melt localization and cooling system | |
| RU2106026C1 (en) | Shielding system for water-moderated reactor containment | |
| RU2771264C1 (en) | Truss-console of the melt localization device | |
| Szabo et al. | A multi-crucible core-catcher concept: Design considerations and basic results |