RU2178924C1 - Charge for producing material ensuring confinement of nuclear reactor molten corium - Google Patents
Charge for producing material ensuring confinement of nuclear reactor molten corium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2178924C1 RU2178924C1 RU2001108841/06A RU2001108841A RU2178924C1 RU 2178924 C1 RU2178924 C1 RU 2178924C1 RU 2001108841/06 A RU2001108841/06 A RU 2001108841/06A RU 2001108841 A RU2001108841 A RU 2001108841A RU 2178924 C1 RU2178924 C1 RU 2178924C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- melt
- nuclear
- interaction
- sio
- sacrificial material
- 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)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к так называемым жертвенным материалам, предназначенным для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов при запроектной аварии. В случае запроектной аварии такой материал, взаимодействуя с высокотемпературным ядерным расплавом, призван изменить характеристики и свойства расплава, уменьшить образование летучих компонентов, обеспечить удержание и локализацию расплава, а также его захолаживание и стабилизацию. При этом сам жертвенный материал в результате сложных физико-химических процессов постепенно растворяется и прекращает свое существование в первоначальном виде. The invention relates to nuclear energy, in particular to the so-called sacrificial materials, designed to provide localization of the melt in the core of water-cooled reactor vessels in a beyond design basis accident. In the event of a beyond design basis accident, such material, interacting with a high-temperature nuclear melt, is designed to change the characteristics and properties of the melt, reduce the formation of volatile components, ensure retention and localization of the melt, as well as its cooling and stabilization. Moreover, the sacrificial material itself, as a result of complex physicochemical processes, gradually dissolves and ceases to exist in its original form.
Актуальность разработки жертвенных материалов стала очевидной после крупных аварий на американской АЭС ТМ 1 и на четвертом блоке Чернобыльской АЭС, а также ряда других инцидентов на ядерных энергетических и специальных установках. Создание эффективных жертвенных материалов и надежных систем локализации ядерного расплава на их основе во многом определяет в настоящее время будущее атомной энергетики. The relevance of the development of sacrificial materials became apparent after major accidents at the American TM 1 nuclear power plant and at the fourth unit of the Chernobyl nuclear power plant, as well as a number of other incidents at nuclear power and special installations. The creation of effective sacrificial materials and reliable localization systems for nuclear melt based on them largely determines the future of nuclear energy.
К жертвенным материалам предъявляется комплекс требований. A set of requirements is imposed on sacrificial materials.
Во время нахождения системы локализации ядерного расплава в режиме длительного ожидания запроектной аварии жертвенный материал должен обладать долговременной механической прочностью, химической инертностью к воздействию окружающей среды и отсутствием заметной активизации в нейтронном потоке. While the localization system of the nuclear melt is in the long standby mode beyond the design basis accident, the sacrificial material must have long-term mechanical strength, chemical inertness to environmental influences and the absence of noticeable activation in the neutron flux.
При запроектной аварии, сопровождающейся расплавлением активной зоны реактора, жертвенный материал должен обеспечить:
- интенсивное химическое взаимодействие с оксидной частью расплава активной зоны, эффективное охлаждение и уменьшение температуры расплава, а также понижение его плотности до инверсии оксидной части с металлической частью расплава;
- интенсивное химическое взаимодействие с металлической частью расплава активной зоны, сопровождающееся окислением наиболее сильных восстановителей, входящих в ее состав и способных к образованию водорода при взаимодействии с парами воды;
- разбавление тепловыделяющего расплава, содержащего делящиеся материалы, с уменьшением плотности энерговыделения от продуктов деления и обеспечением ядерной подкритичности системы;
- отсутствие равновесного или гравитационного расслоения расплава;
- минимальное значение количества выделяющихся газов, паров и аэрозолей;
- понижение количества выделяющихся в газовую фазу наиболее опасных радиоактивных компонентов;
- высокое значение механической прочности, ударной вязкости и термостойкости;
- стабильность существования образующегося после локализации расплава твердого тела в течение длительного промежутка времени;
- низкие скорости выщелачивания продуктов деления из закристаллизованного тела.In the event of a beyond design basis accident, accompanied by a melting of the reactor core, the sacrificial material should provide:
- intensive chemical interaction with the oxide part of the core melt, effective cooling and lowering the temperature of the melt, as well as lowering its density until the oxide part is inverted with the metal part of the melt;
- intense chemical interaction with the metal part of the core melt, accompanied by oxidation of the most powerful reducing agents that are part of it and capable of forming hydrogen during interaction with water vapor;
- dilution of the heat-generating melt containing fissile materials, with a decrease in the density of energy released from fission products and ensuring nuclear subcriticality of the system;
- lack of equilibrium or gravitational stratification of the melt;
- the minimum value of the amount of released gases, vapors and aerosols;
- decrease in the amount of the most dangerous radioactive components released into the gas phase;
- high value of mechanical strength, impact strength and heat resistance;
- the stability of the existence of a solid formed after localization of the melt over a long period of time;
- low rates of leaching of fission products from a crystallized body.
Перечисленным требованиям в полной мере не отвечает ни один из известных жертвенных материалов. Причиной этого являются новизна и сложность решаемых проблем, сравнительно небольшой объем накопленных к настоящему времени теоретических знаний и экспериментальных данных в данной области (в том числе недостаточная степень изученности характера взаимодействия ядерного расплава с жертвенными материалами), невозможность выполнения прямых экспериментов. Разработки и исследования жертвенных материалов, представляющих собой, по существу, новый класс материалов, имеют ограниченный опыт и базируются на методах системного проектирования материалов с использованием теоретических расчетов и модельных экспериментов. None of the known sacrificial materials fully meets these requirements. The reason for this is the novelty and complexity of the problems being solved, the relatively small amount of theoretical knowledge and experimental data accumulated to date in this area (including the insufficient degree of knowledge of the nature of the interaction of nuclear melt with sacrificial materials), the inability to perform direct experiments. The development and research of sacrificial materials, which are essentially a new class of materials, have limited experience and are based on methods of systematic design of materials using theoretical calculations and model experiments.
Наиболее изучены, в качестве жертвенного материала, сталь и железо [1] . Использование стали либо железа способно обеспечить эффективное снижение температуры (захолаживание) сильно перегретой металлической составляющей ядерного расплава, недопущение кратковременного превышения критической плотности теплового потока водоохлаждаемых поверхностей теплообменников при выходе на них расплавов металлов, уменьшение объемной плотности энерговыделения в металлическом расплаве после инверсии слоев и соответственно теплонапряженности в нижней части теплообменников. The most studied, as a sacrificial material, steel and iron [1]. The use of steel or iron can effectively reduce the temperature (cooling) of a strongly overheated metal component of a nuclear melt, prevent the critical density of the heat flux from the water-cooled surfaces of the heat exchangers from exiting briefly, and reduce the volumetric energy density in the metal melt after layer inversion and, accordingly, heat stress in bottom of heat exchangers.
Сталь и железо, однако, способны разбавлять только металлическую составляющую ядерного расплава. Они не оказывают влияния на его оксидную часть, где находятся радиоактивные компоненты, не обеспечивают инверсию металлической и оксидной частей ядерного расплава, что является одним их важнейших условий локализации этого расплава. Steel and iron, however, are capable of diluting only the metallic component of the nuclear melt. They do not affect its oxide part, where the radioactive components are located, do not provide inversion of the metal and oxide parts of the nuclear melt, which is one of the most important conditions for the localization of this melt.
Поэтому сталь и железо предпочтительно применять в сочетании с материалами, способными разбавлять оксидную составляющую ядерного расплава. К таким материалам относятся оксиды. Therefore, steel and iron are preferably used in combination with materials capable of diluting the oxide component of a nuclear melt. Such materials include oxides.
Известно устройство для локализации ядерного расплава [2] , содержащее перфорированные элементы, выполненные из диоксида кремния (SiO2) или оксида алюминия (А12О3). Эти оксиды обеспечивают инверсию расплава и, кроме того, способны понизить концентрацию присутствующего в расплаве в большом количестве диоксида урана.A device for localizing a nuclear melt [2], containing perforated elements made of silicon dioxide (SiO 2 ) or aluminum oxide (A1 2 O 3 ). These oxides provide inversion of the melt and, in addition, are able to reduce the concentration of uranium dioxide present in the melt in large quantities.
Общими недостатками применения SiО2 и А12О3 являются низкая скорость их взаимодействия с расплавом и неспособность активно окислять Zr. При этом присутствие А12О3 определяет крайне высокую температуру ликвидуса расплава (2000oС и более), что негативно влияет на процесс удержания расплава, а наличие SiO2 вызывает повышенное газовыделение и ликвацию (расслоение) расплава.Common disadvantages of using SiO 2 and A1 2 O 3 are the low rate of their interaction with the melt and the inability to actively oxidize Zr. Moreover, the presence of Al 2 O 3 determines the extremely high liquidus temperature of the melt (2000 ° C or more), which negatively affects the melt retention process, and the presence of SiO 2 causes increased gas evolution and segregation (stratification) of the melt.
Наиболее близкими по совокупности существенных признаков к заявляемой шихте является металлургический шлак, предложенный для использования в качестве жертвенного материала в изобретении [2] . Металлургический шлак, представляющий собой смесь оксидов (CaO, SiО2, А12О3, FeO), выбран прототипом предлагаемого изобретения.The closest set of essential features to the claimed charge is metallurgical slag, proposed for use as a sacrificial material in the invention [2]. Metallurgical slag, which is a mixture of oxides (CaO, SiO 2 , A1 2 O 3 , FeO), is selected as a prototype of the invention.
Оксиды, содержащиеся в металлургическом шлаке, способны раствориться в оксидной части ядерного расплава, уменьшить ее плотность и обеспечить инверсию оксидной и металлической составляющих расплава. Металлургический шлак, являющийся отходом производства, имеет низкую стоимость. The oxides contained in metallurgical slag are able to dissolve in the oxide part of the nuclear melt, reduce its density and ensure the inversion of the oxide and metal components of the melt. Metallurgical slag, which is a waste product, has a low cost.
Тем не менее, использование металлургического шлака не может дать полного решения проблем локализации ядерного расплава в силу следующих обстоятельств. Прежде всего, присутствие в составе металлургического шлака такого компонента, как FeO, недостаточно для окисления циркония, находящегося в большом количестве в ядерном расплаве. В присутствии неокисленного циркония в расплаве будут протекать процессы, приводящие к генерации водорода, а также к образованию других газообразных продуктов, что крайне нежелательно и опасно из-за возможности возникновения взрыва. Nevertheless, the use of metallurgical slag cannot provide a complete solution to the problems of localization of nuclear melt due to the following circumstances. First of all, the presence of such a component as FeO in the composition of metallurgical slag is insufficient for the oxidation of zirconium, which is in large quantities in the nuclear melt. In the presence of unoxidized zirconium in the melt, processes will occur that lead to the generation of hydrogen, as well as to the formation of other gaseous products, which is extremely undesirable and dangerous due to the possibility of an explosion.
Образованию газообразных и летучих продуктов способствует, вместе с тем, входящий в металлургический шлак диоксид кремния из-за его взаимодействия с Zr с образованием летучего монооксида кремния. At the same time, the formation of gaseous and volatile products is facilitated by silicon dioxide entering the metallurgical slag due to its interaction with Zr with the formation of volatile silicon monoxide.
К другим существенным недостаткам прототипа следует отнести невысокую скорость взаимодействия с ядерным расплавом и высокую температуру начала взаимодействия, результатом чего будет преждевременная кристаллизация оксидной части расплава активной зоны, ухудшение отвода тепла от него и, следовательно, увеличение времени захолаживания расплава, нестабильность состава металлургического шлака. Other significant disadvantages of the prototype include the low rate of interaction with the nuclear melt and the high temperature of the onset of interaction, which will result in premature crystallization of the oxide part of the core melt, deterioration of heat removal from it and, consequently, increased cooling time of the melt, instability of the composition of metallurgical slag.
Задачей настоящего изобретения является снижение температуры начала взаимодействия жертвенного материала с ядерным расплавом, увеличение скорости и синхронности этого взаимодействия с одновременным обеспечением захолаживания расплава активной зоны и уменьшения образования газообразных и летучих продуктов. The objective of the present invention is to reduce the temperature of the beginning of the interaction of the sacrificial material with a nuclear melt, increase the speed and synchronism of this interaction while simultaneously cooling the core melt and reduce the formation of gaseous and volatile products.
Эта задача решается тем, что шихта для получения материала, обеспечивающего локализацию расплава активной зоны ядерных реакторов, включающая А12О3, SiO2, дополнительно содержит Fе2О3 при следующем соотношении компонентов, мас. %: Fе2О3 - 46-80, А12О3 - 16-50, SiO2 - 1-4.This problem is solved in that the mixture to obtain a material that provides localization of the core melt of nuclear reactors, including A1 2 O 3 , SiO 2 , additionally contains Fe 2 O 3 in the following ratio of components, wt. %: Fe 2 O 3 - 46-80, A1 2 O 3 - 16-50, SiO 2 - 1-4.
Технический результат изобретения состоит:
- в уменьшении температуры начала взаимодействия жертвенного материала с ядерным расплавом (температуры начала плавления жертвенного материала);
- в увеличении скорости взаимодействия жертвенного материала с ядерным расплавом;
- в обеспечении синхронности взаимодействия;
- в уменьшении образования газообразных и летучих продуктов и аэрозолей;
- в уменьшении времени захолаживания ядерного расплава;
- в стабильности фазового состава получаемого жертвенного материала в условиях длительного воздействия факторов внешней среды.The technical result of the invention consists of:
- to reduce the temperature of the beginning of the interaction of the sacrificial material with the nuclear melt (the temperature of the onset of melting of the sacrificial material);
- in increasing the speed of interaction of the sacrificial material with a nuclear melt;
- in ensuring synchronization of interaction;
- to reduce the formation of gaseous and volatile products and aerosols;
- in reducing the cooling time of a nuclear melt;
- the stability of the phase composition of the obtained sacrificial material under conditions of prolonged exposure to environmental factors.
Указанный технический результат достигнут в процессе многочисленных экспериментов и теоретического обобщения экспериментальных данных, итогом чего явилось создание сбалансированного состава шихты, позволяющего получить материал, обеспечивающий эффективную локализацию ядерного расплава. The specified technical result was achieved in the process of numerous experiments and theoretical generalization of experimental data, the result of which was the creation of a balanced composition of the mixture, allowing to obtain material that provides effective localization of the nuclear melt.
Важнейшими отличиями предлагаемой шихты от прототипа и других известных составов, определяющими ее преимущества и достигаемый технический результат, являются: высокое содержание Fе2О3 и А12О3 и низкое содержание SiO2.The most important differences of the proposed mixture from the prototype and other known compositions that determine its advantages and the achieved technical result are: a high content of Fe 2 O 3 and A1 2 O 3 and a low SiO 2 content.
Высокое содержание Fе2О3 обуславливает автокаталитический характер процесса взаимодействия получаемого из предлагаемой шихты жертвенного материала с ядерным расплавом. Суть этого процесса состоит в том, что на фронте взаимодействия протекает экзотермическая реакция с выделением тепла, приводящая к повышению температуры в зоне реакции и, как следствие этого, к повышению скорости взаимодействия. При этом в случае соблюдения установленного баланса в соотношении между количеством Fе2О3 и А12О3 в жертвенном материале, процесс в целом носит эндотермический характер, что обеспечивает активное захолаживание ванны расплава.The high content of Fe 2 O 3 determines the autocatalytic nature of the process of interaction obtained from the proposed mixture of sacrificial material with a nuclear melt. The essence of this process is that at the front of the interaction an exothermic reaction proceeds with the release of heat, leading to an increase in temperature in the reaction zone and, as a consequence, to an increase in the rate of interaction. Moreover, if the balance is maintained in the ratio between the amount of Fe 2 O 3 and A1 2 O 3 in the sacrificial material, the process as a whole is endothermic, which ensures active cooling of the molten bath.
Выделение тепла и саморазогрев на фронте взаимодействия, являющийся следствием интенсивного процесса окисления циркония из-за наличия большого количества Fе2О3, определяют как понижение температуры начала взаимодействия (до значения 1250-1400oС), так и высокую среднюю скорость взаимодействия, которая составляет 2-28 мм/с, что на один-два порядка выше, по сравнению с известными жертвенными материалами. Важно отметить, что, благодаря экзотермическому процессу на границе взаимодействия жертвенного материала и ядерного расплава во время взаимодействия не будет происходить охлаждения и кристаллизации кориума, тормозящих процессы растворения компонентов жертвенного материала в ядерном расплаве, инверсии оксидной и металлической составляющих расплава и захолаживания ванны расплава.Heat evolution and self-heating at the interaction front, which is a consequence of the intensive process of zirconium oxidation due to the presence of a large amount of Fe 2 O 3 , determine both a decrease in the temperature of the onset of interaction (to a value of 1250-1400 o С) and a high average rate of interaction, which is 2-28 mm / s, which is one or two orders of magnitude higher compared to the known sacrificial materials. It is important to note that, due to the exothermic process at the interface between the sacrificial material and the nuclear melt during the interaction, cooling and crystallization of the corium will not occur, inhibiting the dissolution of the components of the sacrificial material in the nuclear melt, inversion of the oxide and metal components of the melt and cooling of the melt bath.
Немаловажно также и то обстоятельство, что вызывающий экзотермическую реакцию процесс окисления циркония происходит без выделения заметного количества кислорода и образования летучих компонентов. Полное окисление циркония исключает возможность генерации водорода при поступлении воды и образования других газообразных продуктов. It is also important that the process of zirconium oxidation causing an exothermic reaction occurs without releasing a noticeable amount of oxygen and the formation of volatile components. The complete oxidation of zirconium excludes the possibility of hydrogen generation upon the ingress of water and the formation of other gaseous products.
Благодаря экзотермической реакции на фронте взаимодействия и понижению температуры ликвидуса оксидного расплава, вследствие разбавления расплава активной зоны компонентами жертвенного материала, оксидная и металлическая составляющие расплава остаются в жидком состоянии в течение длительного времени. При этом высокое содержание А12О3, обладающего высокой теплоемкостью, способствует эффективному поглощению тепла. Перечисленные факторы приводят к тому, что, взаимодействуя с жертвенным материалом, расплав активной зоны быстро захолаживается до температур, при которых начинается эффективный теплоотвод с помощью водоохлаждаемых поверхностей теплообменников. При этом низкая температура ликвидуса обеспечивает жидкое состояние ванны расплава до низких температур, что позволяет быстро отводить тепло и активно захолаживать ванну расплава, поскольку расплав имеет более высокую теплопроводность, чем твердое тело.Due to the exothermic reaction at the interaction front and lowering the liquidus temperature of the oxide melt, due to dilution of the core melt with the components of the sacrificial material, the oxide and metal components of the melt remain in the liquid state for a long time. At the same time, the high content of Al 2 O 3 , which has a high heat capacity, contributes to the efficient absorption of heat. These factors lead to the fact that, interacting with the sacrificial material, the core melt quickly cools to temperatures at which effective heat removal begins using the water-cooled surfaces of the heat exchangers. At the same time, the low liquidus temperature ensures the liquid state of the melt bath to low temperatures, which allows you to quickly remove heat and actively cool the melt bath, since the melt has a higher thermal conductivity than a solid body.
Несмотря на высокое содержание А12О3, повышения температуры ликвидуса, в отличие от известных составов с использованием оксида алюминия, не происходит. Это объясняется присутствием в достаточном количестве Fе2О3, который, будучи легкоплавким компонентом, препятствует возможному увеличению температуры ликвидуса.Despite the high content of Al 2 O 3 , an increase in the liquidus temperature, in contrast to the known compositions using alumina, does not occur. This is due to the presence of a sufficient amount of Fe 2 O 3 , which, being a low-melting component, prevents a possible increase in liquidus temperature.
Тепловой эффект характеризует величина ΔH (изменение энтальпии), оптимальное значение которой зависит от содержания в шихте Fе2О3 и Аl2О3. Например, положительное значение ΔH свидетельствует о том, что процесс в целом носит эндотермический характер. Экзотермическая реакция на границе жертвенного материала и ядерного расплава компенсируется поглощением тепла, связанным с большой теплоемкостью оксида алюминия. При этом в целом происходит активное захолаживание оксидного расплава, несмотря на то, что на границе жертвенного материала и расплава идет экзотермическая реакция.The thermal effect is characterized by ΔH (change in enthalpy), the optimal value of which depends on the content of Fe 2 O 3 and Al 2 O 3 in the charge. For example, a positive value of ΔH indicates that the process as a whole is endothermic. The exothermic reaction at the interface between the sacrificial material and the nuclear melt is compensated by heat absorption associated with the high heat capacity of alumina. In this case, as a whole, an active cooling of the oxide melt occurs, despite the fact that an exothermic reaction occurs at the boundary between the sacrificial material and the melt.
Что касается роли SiО2 в достижении технического результата, то необходимо сказать следующее. Присутствие SiО2 способствует, с одной стороны, разбавлению оксидной составляющей ядерного расплава, уменьшению ее плотности, что интенсифицирует процесс инверсии расплава, и снижению температуры ликвидуса. С другой стороны, SiО2 в случае использования предлагаемой шихты для получения спеченного жертвенного материала активизирует процесс спекания и повышает плотность синтезируемого таким путем материала, что положительно влияет на ход локализации ядерного расплава. В связи с малым содержанием SiО2 в предлагаемой шихте проблема ликвации расплава, актуальная для известных оксидных жертвенных материалов, в данном случае отсутствует.As for the role of SiO 2 in achieving the technical result, it is necessary to say the following. The presence of SiO 2 contributes, on the one hand, to the dilution of the oxide component of the nuclear melt, to a decrease in its density, which intensifies the process of inversion of the melt, and to a decrease in the liquidus temperature. On the other hand, SiO 2, in the case of using the proposed mixture to obtain sintered sacrificial material, activates the sintering process and increases the density of the material synthesized in this way, which positively affects the course of localization of the nuclear melt. Due to the low content of SiO 2 in the proposed charge, the problem of melt segregation, relevant for known oxide sacrificial materials, is absent in this case.
Одним из важных качеств предлагаемой шихты является возможность гомогенного распределения входящих в ее состав оксидов при получении жертвенного материала, что создает условия синхронного взаимодействия жертвенного материала с ядерным расплавом по всему фронту, препятствуя, тем самым, неблагоприятным прорывам расплава в дискретных точках фронта взаимодействия. One of the important qualities of the proposed mixture is the possibility of a homogeneous distribution of its constituent oxides upon receipt of the sacrificial material, which creates the conditions for the synchronous interaction of the sacrificial material with the nuclear melt along the entire front, thereby preventing adverse breakthroughs of the melt at discrete points of the interaction front.
При содержании Fе2О3 в шихте менее 46 мас. % из-за нехватки кислорода не будет обеспечиваться полное окисление циркония, что может вызвать опасное образование водорода и других газообразных и летучих продуктов. Если содержание Fe2O3 превысит 80 мас. %, суммарный эндотермический эффект взаимодействия жертвенного материала с расплавом уменьшится, что приведет к недостаточному захолаживанию ванны расплава. Кроме того, взаимодействие будет сопровождаться недопустимыми выделениями газообразных и летучих продуктов.When the content of Fe 2 About 3 in the mixture is less than 46 wt. % due to a lack of oxygen, the complete oxidation of zirconium will not be ensured, which can cause dangerous formation of hydrogen and other gaseous and volatile products. If the content of Fe 2 O 3 exceeds 80 wt. %, the total endothermic effect of the interaction of the sacrificial material with the melt will decrease, which will lead to insufficient cooling of the melt bath. In addition, the interaction will be accompanied by unacceptable emissions of gaseous and volatile products.
При содержании А12О3 в шихте менее 16 мас. % экзотермическая реакция будет недостаточно компенсироваться эндотермическим эффектом нагрева жертвенного материала на начальной стадии взаимодействия жертвенного материала и расплава и становится возможным суммарный экзотермический эффект, который приведет к саморазогреву всего устройства локализации расплава.When the content of A1 2 About 3 in the mixture is less than 16 wt. The% exothermic reaction will not be sufficiently compensated by the endothermic effect of heating the sacrificial material at the initial stage of the interaction of the sacrificial material and the melt, and the total exothermic effect will become possible, which will lead to self-heating of the entire melt localization device.
Если содержание А12О3 превысит 50 мас. %, не будет обеспечиваться окисление циркония из-за нехватки Fе2О3, повысится температура ликвидуса расплава, произойдет образование водорода, вследствие контакта неокисленного циркония с парами воды, что существенно повысит вероятность водородного взрыва.If the content of A1 2 About 3 exceeds 50 wt. %, zirconium oxidation will not be ensured due to the lack of Fe 2 O 3 , the melt liquidus temperature will increase, hydrogen will form due to contact of unoxidized zirconium with water vapor, which will significantly increase the likelihood of a hydrogen explosion.
При содержании SiO2 менее 1 мас. % не будет обеспечиваться нужная плотность спеченного жертвенного материала, ухудшатся условия спекания.When the content of SiO 2 less than 1 wt. % the required density of sintered sacrificial material will not be provided, sintering conditions will worsen.
Если содержание SiO2 превысит 4 мас. %, увеличится газовыделение, увеличится вероятность расслоения расплава вследствие ликвационных процессов, увеличится пористость самого спеченного жертвенного материала.If the content of SiO 2 exceeds 4 wt. %, gas evolution will increase, the likelihood of stratification of the melt due to segregation processes will increase, the porosity of the sintered sacrificial material itself will increase.
Предлагаемая шихта может быть использована для получения, по крайней мере, двух видов жертвенного материала: материала, спеченного по керамической технологии, и бетона с наполнителем в виде гранулированного порошка, полученного измельчением спеченного материала. The proposed mixture can be used to obtain at least two types of sacrificial material: material sintered by ceramic technology, and concrete with a filler in the form of granular powder obtained by grinding the sintered material.
Спеченный материал получают следующим образом:
Пример 1. Шихту, содержавшую, мас. %: 44 Fе2О3, 50 Аl2О3 и 1 SiО2, подвергали сухому вибропомолу. Затем осуществляли прессование брикетов с использованием в качестве возгорающей связки 5% водного раствора поливинилового спирта и обжиг при температуре 1300oС с выдержкой 2 часа. Далее следовали дробление брикетов, помол, рассев на фракции, смешение с использованием в качестве временного связывающего ПВС и прессование брикетов. Окончательной операцией был обжиг в воздушной среде при температуре 1350oС с выдержкой 6 часов.Sintered material is prepared as follows:
Example 1. The mixture containing, by weight. %: 44 Fe 2 O 3 , 50 Al 2 O 3 and 1 SiO 2 were subjected to dry vibratory grinding. Then the briquettes were pressed using a 5% aqueous solution of polyvinyl alcohol as a combustible binder and fired at a temperature of 1300 ° C for 2 hours. This was followed by crushing of briquettes, grinding, sieving into fractions, mixing using PVA as a temporary binding agent and pressing briquettes. The final operation was firing in air at a temperature of 1350 o With a holding time of 6 hours.
Аналогичным образом получали материалы с другим составом шихты. Соответствующие примеры 2-7 приведены в таблице 1. Similarly received materials with a different composition of the charge. The corresponding examples 2-7 are shown in table 1.
Сравнительные характеристики спеченных материалов, полученных из предлагаемой шихты и материала - прототипа, представлены в табл. 2. Comparative characteristics of sintered materials obtained from the proposed mixture and material prototype are presented in table. 2.
Скорость взаимодействия с ядерным расплавом, температура начала взаимодействия, температура ликвидуса и ликвация расплава определялись в ходе модельных экспериментов на установке "Расплав 2" по методикам, верифицированным для проведения подобных экспериментов в системе ядерных исследований. Тепловой эффект и газовыделение оценивались путем термодинамических расчетов с использованием верифицированной программы и базы данных термодинамических свойств ИВТАНТЕРМО. The rate of interaction with a nuclear melt, the temperature of the onset of interaction, the liquidus temperature, and the segregation of the melt were determined in the course of model experiments at the
Из табл. 2 видно, что жертвенный материал, полученный спеканием предлагаемой шихты, по всем характеристикам превосходит материал - прототип. From the table. 2 shows that the sacrificial material obtained by sintering the proposed mixture, in all respects superior to the material prototype.
В табл. 3 приведены примеры жертвенного бетона с наполнителем в виде гранул, полученных измельчением брикетов из спеченной шихты по настоящему изобретению (примеры 8-14). Бетон получали по стандартной технологии с использованием в качестве связки цемента марки ВЦ-70. Во всех примерах содержание наполнителя составляло 80%, содержание связки 20%. Характеристики этого бетона, представленные в табл. 4, получены тем же путем, что и характеристики табл. 2. In the table. 3 shows examples of sacrificial concrete with a filler in the form of granules obtained by grinding briquettes from a sintered mixture of the present invention (examples 8-14). Concrete was prepared according to standard technology using cement grade VTs-70 as a binder. In all examples, the filler content was 80%, the binder content of 20%. The characteristics of this concrete are presented in table. 4, obtained in the same way as the characteristics of the table. 2.
Из сопоставления данных табл. 2 и 4 видно, что жертвенный материал, получаемый спеканием предлагаемой шихты, превосходит жертвенный бетон по величине теплопоглощения (ΔH), характеризующей возможность захолаживать активный расплав жертвенным материалом. Это объясняется тем, что спеченная шихта имеет более высокую плотность, чем жертвенный бетон с наполнителем в виде гранул, полученных измельчением брикетов из спеченной шихты. From a comparison of the data table. 2 and 4 it is seen that the sacrificial material obtained by sintering the proposed mixture exceeds the sacrificial concrete in terms of heat absorption (ΔH), which characterizes the ability to cool the active melt with the sacrificial material. This is because the sintered mixture has a higher density than sacrificial concrete with a filler in the form of granules obtained by grinding briquettes from a sintered mixture.
Представленные примеры получения жертвенных материалов из предлагаемой шихты свидетельствуют о промышленной осуществимости заявляемого изобретения. The presented examples of the production of sacrificial materials from the proposed mixture indicate the industrial feasibility of the claimed invention.
Литература
1. Bechta S. V. , Khabensky V. B. , Vitol S. A. , Krushinov E. V. , Lopukh D. B. , Petrov Y. B. , Petchenkov A. Y. , Kulagin I. V. , Granovsky V. S. , Kovtunova S. V. , Martinov V. V. , Gusarov V. V. Experimental studies of ceramik corium melt interaction with steel /Proc. of Rasplav Seminar 2000, OECD, Committee of the Safety of Nuclear Installations, Munich. Germany, November 14-15, 2000, p. 217.Literature
1. Bechta SV, Khabensky VB, Vitol SA, Krushinov EV, Lopukh DB, Petrov YB, Petchenkov AY, Kulagin IV, Granovsky VS, Kovtunova SV, Martinov VV, Gusarov VV Experimental studies of ceramik corium melt interaction with steel / Proc. of Rasplav Seminar 2000, OECD, Committee of the Safety of Nuclear Installations, Munich. Germany, November 14-15, 2000, p. 217.
2. Заявка РФ 99113119/06, МПК 7 G 21 C 9/06, G 21 C 13/10, решение о выдаче патента от 08.08.2000 г. 2. RF application 99113119/06, IPC 7 G 21
Claims (1)
Fе2О3 - 46 - 80
Аl2О3 - 16 - 50
SiO2 - 1 - 4The mixture to obtain a material that provides localization of the core melt of nuclear reactors, including Al 2 About 3 , SiO 2 , characterized in that it additionally contains Fe 2 About 3 in the following ratio of components, wt. %:
Fe 2 O 3 - 46 - 80
Al 2 O 3 - 16 - 50
SiO 2 - 1 - 4
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001108841/06A RU2178924C1 (en) | 2001-04-02 | 2001-04-02 | Charge for producing material ensuring confinement of nuclear reactor molten corium |
| PCT/RU2002/000148 WO2002080188A2 (en) | 2001-04-02 | 2002-04-02 | Oxide material for a molten-core catcher of a nuclear reactor |
| CNB028075897A CN1244933C (en) | 2001-04-02 | 2002-04-02 | Oxide material for molten-core catcher of nuclear reactor |
| FI20031430A FI118445B (en) | 2001-04-02 | 2003-10-02 | Oxide material for the trap of a nuclear reactor's molten jacket |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001108841/06A RU2178924C1 (en) | 2001-04-02 | 2001-04-02 | Charge for producing material ensuring confinement of nuclear reactor molten corium |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2178924C1 true RU2178924C1 (en) | 2002-01-27 |
Family
ID=20247939
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001108841/06A RU2178924C1 (en) | 2001-04-02 | 2001-04-02 | Charge for producing material ensuring confinement of nuclear reactor molten corium |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN1244933C (en) |
| RU (1) | RU2178924C1 (en) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2837976A1 (en) * | 2002-03-28 | 2003-10-03 | Commissariat Energie Atomique | Nuclear reactor has at least one structure incorporating phase change material to absorb residual heat created during accidental core melt-through |
| US7678723B2 (en) | 2004-09-14 | 2010-03-16 | Carbo Ceramics, Inc. | Sintered spherical pellets |
| US7721804B2 (en) | 2007-07-06 | 2010-05-25 | Carbo Ceramics Inc. | Proppants for gel clean-up |
| US7828998B2 (en) | 2006-07-11 | 2010-11-09 | Carbo Ceramics, Inc. | Material having a controlled microstructure, core-shell macrostructure, and method for its fabrication |
| US8063000B2 (en) | 2006-08-30 | 2011-11-22 | Carbo Ceramics Inc. | Low bulk density proppant and methods for producing the same |
| US8216675B2 (en) | 2005-03-01 | 2012-07-10 | Carbo Ceramics Inc. | Methods for producing sintered particles from a slurry of an alumina-containing raw material |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| UA125299C2 (en) * | 2016-12-29 | 2022-02-16 | Акционєрноє Общєство "Научно-Іслєдоватєльскій І Проектно-Конструкторскій Інстітут Енєргєтічєскіх Тєхнологій "Атомпроект" | System for dividing a pressurized volume of a containment building of a nuclear power plant |
-
2001
- 2001-04-02 RU RU2001108841/06A patent/RU2178924C1/en active
-
2002
- 2002-04-02 CN CNB028075897A patent/CN1244933C/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2837976A1 (en) * | 2002-03-28 | 2003-10-03 | Commissariat Energie Atomique | Nuclear reactor has at least one structure incorporating phase change material to absorb residual heat created during accidental core melt-through |
| US7678723B2 (en) | 2004-09-14 | 2010-03-16 | Carbo Ceramics, Inc. | Sintered spherical pellets |
| US7825053B2 (en) | 2004-09-14 | 2010-11-02 | Carbo Ceramics Inc. | Sintered spherical pellets |
| US8216675B2 (en) | 2005-03-01 | 2012-07-10 | Carbo Ceramics Inc. | Methods for producing sintered particles from a slurry of an alumina-containing raw material |
| US7828998B2 (en) | 2006-07-11 | 2010-11-09 | Carbo Ceramics, Inc. | Material having a controlled microstructure, core-shell macrostructure, and method for its fabrication |
| US8063000B2 (en) | 2006-08-30 | 2011-11-22 | Carbo Ceramics Inc. | Low bulk density proppant and methods for producing the same |
| US7721804B2 (en) | 2007-07-06 | 2010-05-25 | Carbo Ceramics Inc. | Proppants for gel clean-up |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN1500274A (en) | 2004-05-26 |
| CN1244933C (en) | 2006-03-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9190180B2 (en) | Method for preparing a powder of an alloy based on uranium and molybdenum | |
| RU2178924C1 (en) | Charge for producing material ensuring confinement of nuclear reactor molten corium | |
| Komlev et al. | New sacrificial material for ex-vessel core catcher | |
| FI118655B (en) | Oxide material trapped in the melted core of a nuclear reactor | |
| WO2018124915A1 (en) | Nuclear fuel pellet and method for the production thereof | |
| Plevacova et al. | Zirconium carbide coating for corium experiments related to water-cooled and sodium-cooled reactors | |
| RU2212719C2 (en) | Oxide material of nuclear-reactor molten core catcher | |
| RU2192053C1 (en) | Oxide material of nuclear-reactor molten core catcher | |
| Gusarov et al. | Physicochemical modeling and analysis of the interaction between a core melt of the nuclear reactor and a sacrificial material | |
| JP4393800B2 (en) | Method for immobilizing metallic sodium in glass form | |
| FI118445B (en) | Oxide material for the trap of a nuclear reactor's molten jacket | |
| Jeon et al. | Compositional design of an amphoteric chemical trap for the capturing of gaseous cesium and iodine in UO2 nuclear fuel | |
| Zhao et al. | Effect of Mg-Nd master alloys on ignition-proof performance of AZ91D magnesium alloy | |
| RU2231843C1 (en) | Method of deactivating radioactive metallic waste | |
| Asmolov et al. | Choice of buffer material for the containment trap for VVER-1000 core melt | |
| Swanson et al. | Evaluation of materials for retention of sodium and core debris in reactor systems. Annual progress report, September 1977-December 1978.[LMFBR] | |
| Asmolov et al. | Investigation of the effect of B4C on the interaction of oxide melt and steel in a VVER-1000 vessel during a severe accident | |
| JP2002020827A (en) | Melting crucible | |
| Neimark et al. | Irradiation of Metal‐Fiber‐Reinforced Thoria‐Urania | |
| Suh et al. | Development of Sacrificial Material for the Eu-APR1400 Core Catcher | |
| Mineev et al. | Optimization of the materials composition in external core catchers for nuclear reactors | |
| RU2651799C1 (en) | Nuclear fuel manufacturing method | |
| Kinoshita et al. | Molten ceramic solidification during molten state processing of HLW | |
| Evans et al. | A thermodynamic investigation into reactive-metal melting-furnace explosions | |
| Mineev et al. | Interaction of oxide melt with external-trap zirconium dioxide refractories |