RU2206929C1 - Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора - Google Patents
Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2206929C1 RU2206929C1 RU2001128016/06A RU2001128016A RU2206929C1 RU 2206929 C1 RU2206929 C1 RU 2206929C1 RU 2001128016/06 A RU2001128016/06 A RU 2001128016/06A RU 2001128016 A RU2001128016 A RU 2001128016A RU 2206929 C1 RU2206929 C1 RU 2206929C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- trap
- heat
- melt
- layer
- substrate
- 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)
- Coating By Spraying Or Casting (AREA)
Abstract
Изобретение относится к конструкциям систем локализации аварий АЭС. Задачей, на которое направлено изобретение, является повышение эффективности охлаждения расплава материалов активной зоны ядерного реактора. Ловушка расплава установлена на опорах внутри корпуса ядерного реактора и выполнена в виде емкости со сферическим днищем. На внутреннюю поверхность днища последовательно нанесены слой нержавеющей стали, подложка и плазменно-напыленный теплоизолирующий слой диоксида циркония. Подложка может быть выполнена из NiCr с толщиной не более 2 мм. Толщина теплоизолирующего слоя не превышает 5 мм. 3 з.п.ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к конструкциям и сооружениям АЭС, а именно к конструкциям систем локализации (СЛ) расплава активной зоны ядерного реактора, предназначенным для снижения радиоэкологических последствий тяжелой аварии.
Одной из важнейших задач снижения тяжести последствий тяжелой аварии на ядерном реакторе является сохранение герметичности контейнмента, являющегося последним барьером на пути распространения продуктов деления (ПД) в окружающую среду. Для решения этой задачи предлагаются различные варианты СЛ расплава [1, 2]. Независимо от конструктивного оформления основное назначение СЛ состоит в том, чтобы:
- вместить и удержать от распространения всю массу расплава;
- обеспечить снижение температуры и эффективный отвод остаточного энерговыделения ПД;
- предотвратить проплавление основания шахты реактора (как правило, бетонное) и разрушение основных конструкций внутри контейнмента.
- вместить и удержать от распространения всю массу расплава;
- обеспечить снижение температуры и эффективный отвод остаточного энерговыделения ПД;
- предотвратить проплавление основания шахты реактора (как правило, бетонное) и разрушение основных конструкций внутри контейнмента.
При этом конструкция СЛ расплава должна:
- сохранять работоспособность в течение всего периода эксплуатации реакторной установки;
- использовать имеющуюся в реакторной установке воду для охлаждения расплава;
- исключать неблагоприятные воздействия на контейнмент как при нормальной эксплуатации реакторной установки, так и в ходе аварии;
- иметь умеренные капитальные затраты на сооружение.
- сохранять работоспособность в течение всего периода эксплуатации реакторной установки;
- использовать имеющуюся в реакторной установке воду для охлаждения расплава;
- исключать неблагоприятные воздействия на контейнмент как при нормальной эксплуатации реакторной установки, так и в ходе аварии;
- иметь умеренные капитальные затраты на сооружение.
Управление процессом развития тяжелых аварий на действующих и проектируемых АЭС и ослабление их последствий предполагает в качестве одного из вариантов использовать удержание кориума внутри корпуса высокого давления с помощью пассивного охлаждения наружной поверхности корпуса. Такая схема реализуется в настоящее время на АЭС с реакторами средней мощности [3] и в проектах АЭС с реакторами ВВЭР-640 [4]. Применение подобного варианта удержания расплава для реакторов большей мощности (Nэл >1000 МВт) наталкивается на серьезные трудности из-за отсутствия надежных гарантий по обеспечению бескризисного кипения охлаждающей воды на наружной поверхности корпуса реактора и связанной с этим возможностью его разрушения.
Наиболее близкой к изобретению является ловушка расплава активной зоны ядерного реактора повышенной мощности. Ловушка установлена на опорах внутри корпуса реактора и выполнена в виде емкости со сферическим днищем, включающей теплоизолирующий защитный слой из блоков диоксида циркония, заключенных между внешним и внутренним слоями из нержавеющей стали [5]. Эта ловушка является элементом СЛ, реализующей так называемую "двойную стратегию" удержания расплава внутри корпуса высокого давления. Суть ее состоит в сочетании процесса удержания в течение длительного промежутка времени материалов активной зоны во внутрикорпусной водоохлаждаемой ловушке с дополнительным охлаждением внешней поверхности корпуса реактора.
Эта стратегия разрабатывалась для водо-водяных реакторов нового поколения с номинальной мощностью Nэл >1400 МВт. При этом в конструкции реактора предусмотрена возможность быстрого снижения давления в первом контуре на начальном этапе развития тяжелой аварии. Сброс давления осуществляется до уровня, приблизительно равного давлению в контейнменте, чтобы реализовать возможность пассивного охлаждения водой внутрикорпусных конструкций реактора.
Функциональные требования к конструкции внутрикорпусной ловушки аналогичны сформулированным выше требованиям, предъявляемым к ловушкам, устанавливаемым вне корпуса реактора.
Теплоизолирующий защитный слой стальной емкости ловушки выполнен из керамических блоков на основе ZrO2 или MgO, закрытых сверху слоем нержавеющей стали, которая препятствует прямому контакту керамики с теплоносителем, что снижает вероятность ее разрушения при нормальной эксплуатации реактора. Кроме того, стальной слой повышает механическую прочность всей конструкции теплоизолирующего слоя.
Анализ тепломассоoбменных процессов в такой ловушке показал, что полное затвердевание оксидной фазы, сосредоточенной в нижней части ловушки, может произойти через ~ 12,5 ч при толщине тепловой изоляции 10 и 50 мм для ZrO2 и MgO соответственно.
К недостаткам этой конструкции ловушки следует отнести, прежде всего, возможность разрушения керамического защитного слоя при продолжительном контакте с оксидами железа, содержащимися в расплаве. Исследования показали, что присутствие оксида железа в расплаве существенно повышает его коррозионную активность по отношению к ZrO2, в то время как железо практически не взаимодействует с ним. При развитии тяжелой аварии содержание оксидов железа в расплаве может быть неопределенным и весьма существенным.
Разрушение защитного керамического слоя может привести, в свою очередь, к проплавлению стальной стенки ловушки, попаданию расплава в канал охлаждения и возможному возникновению парового взрыва при контакте расплава с водой. Из-за низкой теплопроводности теплоизолирующего слоя, толщиной 10-50 мм, температура его поверхности, контактирующей с расплавом, может длительное время превышать температуру плавления оксида железа. Кроме того, такой слой из материала с низкой теплопроводностью будет снижать долю остаточного тепловыделения, отводимого водой. В результате, значительная доля тепла будет отводиться излучением от зеркала расплава вверх, что, в свою очередь, может вызвать перегрев верхней крышки и боковых стенок корпуса реактора и возможность его разрушения.
Другим недостатком рассматриваемой конструкции является невысокая технологичность полусферического теплоизолирующего слоя, выполняемого из отдельных керамических блоков. Наличие большого числа стыков между этими блоками может приводить к нарушению герметичности теплоизолирующего слоя и возникновению контакта расплава с внешней стальной стенкой ловушки.
Эффективность теплосъема от днища ловушки можно повысить либо повышая расход охлаждающей воды, либо снижая толщину тепловой изоляции. Очевидно, что для реализации первого условия существуют определенные ограничения. Они связаны с тем, что в условиях ограниченных размеров контейнмента вряд ли возможно существенно увеличить расход воды, подаваемой пассивным способом на охлаждение ловушки.
В то же время, можно повысить технологичность и одновременно снизить толщину огнеупорного покрытия ловушки, используя для этой цели современные методы нанесения керамики на металлические поверхности. Известен, например, метод нанесения высокотемпературной диоксидциркониевой керамики плазменным напылением, который широко используется для защиты стенок камер сгорания ракетных двигателей, лопаток газовых турбин и т.д. [6].
Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является:
- повышение эффективности охлаждения расплава материалов активной зоны ядерного реактора;
- защита диоксидциркониевого слоя от разрушения путем создания условий, исключающих длительный контакт ZrO2 с расплавленными оксидами железа;
- повышение технологичности нанесения теплоизолирующего слоя на стальное сферическое днище ловушки.
- повышение эффективности охлаждения расплава материалов активной зоны ядерного реактора;
- защита диоксидциркониевого слоя от разрушения путем создания условий, исключающих длительный контакт ZrO2 с расплавленными оксидами железа;
- повышение технологичности нанесения теплоизолирующего слоя на стальное сферическое днище ловушки.
Результат достигается тем, что в ловушке расплава активной зоны ядерного реактора, установленной на опорах внутри корпуса ядерного реактора, выполненной в виде стальной емкости, включающей теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония и внешний слой из нержавеющей стали, на внешнем слое из нержавеющей стали расположена подложка с плазменно-напыленным теплоизолирующим слоем из диоксида циркония. Подложка может быть выполнена из NiCr, обладающего хорошей адгезией как с нержавеющей сталью, так и с диоксидом циркония. Толщина подложки из NiCr не превышает 2 мм. Толщина плазменно-напыленного слоя диоксида циркония не превышает 5 мм.
На фиг. ре 1 показана принципиальная схема ловушки расплава, на фиг.2 - сечение по А-А на фиг.1, где
1. Корпус реактора;
2. Корпус ловушки;
3. Подложка из NiCr;
4. Теплоизолирующий слой из ZrO2;
5. Опоры основания ловушки;
6. Бассейн расплава активной зоны;
7. Входной коллектор охлаждающей воды;
8. Выходной коллектор охлаждающей воды.
1. Корпус реактора;
2. Корпус ловушки;
3. Подложка из NiCr;
4. Теплоизолирующий слой из ZrO2;
5. Опоры основания ловушки;
6. Бассейн расплава активной зоны;
7. Входной коллектор охлаждающей воды;
8. Выходной коллектор охлаждающей воды.
Ловушка расплава активной зоны расположена внутри корпуса реактора 1. Корпус ловушки 2 выполнен в виде емкости со сферическим днищем с нанесенными на его внутреннюю поверхность слоем из NiCr 3 и теплоизолирующим защитным слоем 4 из ZrO2. Опора ловушки 5 выполнена в виде ребер, которые охлаждаются водой.
В ходе тяжелой аварии расплавленные материалы активной зоны ядерного реактора стекают в ловушку, образуя в ней бассейн расплава активной зоны 6.
Вода подается на охлаждение ловушки по автономному трубопроводу и поступает во входной коллектор 7, расположенный внутри корпуса реактора. Коллектор обеспечивает равномерность подачи воды в ловушку. Далее вода поступает в оребренные каналы и охлаждает тонкую стенку ловушки, внутренняя поверхность которой покрыта слоем 3 из сплава NiCr. На этот слой методом плазменного напыления наносится покрытие 4 из диоксидциркониевой керамики. Промежуточный слой из NiCr обеспечивает прочное сцепление напыленной керамики с корпусом ловушки благодаря хорошей адгезии со сталью и ZrO2.
Вода, выйдя из коллектора 7, охлаждает сначала одну половину основания ловушки, затем проходит через его нижнюю часть и, поднимаясь, охлаждает вторую ее половину. На выходе канала установлен выходной коллектор 8, из которого вода попадает в выходную трубу.
Если принять, что на момент аварии мощность остаточного энерговыделения в расплаве кориума может достигать 30 МВт, то для геометрии корпуса реактора типа ВВЭР-1000 тепловой поток на стенке ловушки составит ~ 1,1 МВт/м2.
Оценки показали, что в этом случае при подаче воды с расходом 100 кг/с в тракте с оребренной стенкой должна установиться скорость течения, равная 2,2 м/с. Re= 57000 и Nu=210, а температура воды в канале будет повышаться с 293 до 365 К. При этом температура стенки остается постоянной и равной 393 К, которая ниже температуры кипения воды при 2 атм. Таким образом, давление в канале охлаждения не должно быть ниже 2 атм. Расчет гидравлических потерь в таком канале показывает, что перепад давления в нем за счет трения может составлять ~ 0,9 атм.
Таким образом, для обеспечения необходимых условий охлаждения ловушки необходимо подавать воду в канал охлаждения ловушки при давлении ~ 3 атм, а на выходе установить гидравлическое сопротивление, равное 2 атм. Реализовать эти условия можно, установив расходный бак с охлаждающей водой на высоте ~ 30 м.
При достижении температуры стенки значения температуры кипения жидкости процесс кипения будет происходить в поверхностном слое [7]. При этом температура основной массы жидкости остается ниже температуре кипения, что, в свою очередь, приводит к увеличению коэффициента теплоотдачи.
Оценочные расчеты процессов теплообмена в ловушке показали, что при увеличении коэффициента теплоотдачи на 50% по всей длине каналов в результате поверхностного кипения жидкости, недогретой до температуры насыщения, расход охлаждающей воды можно уменьшить со 100 кг/с до 80 кг/с.
Тепловые нагрузки на основание ловушки и механические нагрузки на корпус реактора будут минимальными при минимальной толщине стенки корпуса ловушки. Например, если принять, что максимальная температура поверхности кориума достигает 2800 К, а тепловой поток излучения со свободной поверхности составляет ~ 2,3 МВт/м2, максимальная температура стали не превысит 540 К при толщине 5 мм, а температура NiCr покрытия толщиной ~ 2 мм не превысит 650 К.
Чтобы исключить разрушение диоксидциркониевой керамики в результате взаимодействия с расплавленными оксидами железа, входящими в состав кориума, необходимо, чтобы его температура была ниже температуры плавления этих оксидов [8].
Это условие выполняется в том случае, когда толщина теплоизолирующего защитного слоя не превышает 5 мм.
Выполненная таким образом конструкция ловушки по своим основным характеристикам удовлетворяет базовым требованиям, изложенным выше. Ее отличает простота, отсутствие активных элементов управления, требующих постоянного контроля и обслуживания в процессе эксплуатации, а также более высокая технологичность изготовления и надежность огнеупорного покрытия из диоксида циркония.
Литература
1. Kuczera B. And all. Two core catcher concepts for innovative future PWR containments. Transactions of the American Nuclear Society, vol.66, p. 307-308, 1992.
1. Kuczera B. And all. Two core catcher concepts for innovative future PWR containments. Transactions of the American Nuclear Society, vol.66, p. 307-308, 1992.
2. Fieg G. , Moschke M., Werle H. Studies for the staggered pans core catcher. Nuclear Tecnology, vol.111, p.331-340, sept. 1995.
3. Tuomisto И., Theofanous T.G. A consistent approach to severe accident management. Nucl. Eng. Des., 1994, v.148, p.171-183.
4. Бирюков Г.И. и др. Проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелой аварии АЭС с НП-500. 4-ая Ежегодная научно-техническая конференция Ядерного общества. NE-93, 28 июня-2 июля 1993 г, Н.Новгород. Рефераты конференции, ч.1, с.674-675.
5. Szabo I., Richard P. In-vessel corium retention: Proposal of a "Dual" strategy. JAERI-Conf. 98-009 May 1998. Proc. of the Workshop on Severe Accident Research held in Japan (SARJ-97), October 6-8, 1997, Yokohama, Japan, Ed. Jun Sugimoto.
6. Ahmaniemi S., Tuominen J., Vuoristo P., Mantula T. Comparative Study of Different Sealing Methods for Thick Thermal Barrier Coatngs, Proc. Int. Thermal Spray Conf., ITSC 2001, Singavove, 28-30 May, 2001.
7. Зейгарник Ю.А. Предельные параметры для систем охлаждения, использующих кипение сильно недогретой жидкости.
8. Минеев В.Н., Акопов Ф.А., Вирник А.М. и др. Использование огнеупорных покрытий в устройствах локализации расплава при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР, Атомная энергия, т. 89, вып.5, ноябрь 2000, с.350-355.
Claims (4)
1. Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора, установленная на опорах внутри корпуса ядерного реактора, выполненная в виде емкости со сферическим днищем, включающая теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония и внешний слой из нержавеющей стали, отличающаяся тем, что на внешнем слое из нержавеющей стали расположена подложка, а теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония нанесен на подложку с помощью плазменного напыления.
2. Ловушка по п.1, отличающаяся тем, что подложка выполнена из NiCr.
3. Ловушка по п.1 или 2, отличающаяся тем, что толщина подложки не превышает 2 мм.
4. Ловушка по п.1, или 2, или 3, отличающаяся тем, что толщина слоя из диоксида циркония не превышает 5 мм.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001128016/06A RU2206929C1 (ru) | 2001-10-17 | 2001-10-17 | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001128016/06A RU2206929C1 (ru) | 2001-10-17 | 2001-10-17 | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2206929C1 true RU2206929C1 (ru) | 2003-06-20 |
Family
ID=29210643
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2001128016/06A RU2206929C1 (ru) | 2001-10-17 | 2001-10-17 | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2206929C1 (ru) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2522943C2 (ru) * | 2012-04-24 | 2014-07-20 | ООО "Наука-Сервис-Центр" | Пассивная защита ядерного реактора |
RU2543056C2 (ru) * | 2013-06-25 | 2015-02-27 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВПО "НИУ "МЭИ") | Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны и устройство для его осуществления |
RU2668993C2 (ru) * | 2018-03-12 | 2018-10-05 | Константин Иванович Головко | Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе |
-
2001
- 2001-10-17 RU RU2001128016/06A patent/RU2206929C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
SZABO I., RICHARD P. In-vessel corium retention: Proposal of a "Dual" strategy. JAERI - Conf. 98-009 May 1998. Proc. of the Workshop on Severe Assident Research held in Japan (SARJ-97), October 6-8, 1997, Yokohama, Japan, Ed. Jun Sugimoto. * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2522943C2 (ru) * | 2012-04-24 | 2014-07-20 | ООО "Наука-Сервис-Центр" | Пассивная защита ядерного реактора |
RU2543056C2 (ru) * | 2013-06-25 | 2015-02-27 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВПО "НИУ "МЭИ") | Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны и устройство для его осуществления |
RU2668993C2 (ru) * | 2018-03-12 | 2018-10-05 | Константин Иванович Головко | Устройство локализации расплава с вкладышем в атомном реакторе |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN105551536B (zh) | 一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器 | |
RU2575878C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
RU2576516C1 (ru) | Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа | |
US20170323693A1 (en) | Water-Cooled Water-Moderated Nuclear Reactor Core Melt Cooling and Confinement System | |
CN110459333B (zh) | 一种带有内部冷却管的双层坩埚堆芯熔融物捕集装置 | |
EP0398733A2 (en) | Improved system for passive cooling of liquid metal cooled nuclear reactors | |
US11636956B2 (en) | Liquid metal-cooled nuclear reactor incorporating a completely passive residual power removal (DHR) system | |
RU100327U1 (ru) | Устройство локализации расплава | |
JPH05249273A (ja) | 原子炉格納容器の基部を保護する方法及び装置 | |
JPH06130169A (ja) | 原子炉設備 | |
RU2206929C1 (ru) | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора | |
CN108550406A (zh) | 堆芯熔融物捕集装置 | |
JP5582858B2 (ja) | 炉心溶融物保持構造体 | |
JPS5844238B2 (ja) | 溶融する炉心材用の捕集容器を備えた核エネルギ−装置 | |
JPS5815754B2 (ja) | エキタイキンゾクレイキヤクゲンシロ | |
JP2007232529A (ja) | 炉心溶融物冷却装置、原子炉格納容器および炉心溶融物冷却装置の設置方法 | |
WO1998013832A1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
EP0390486A2 (en) | Nuclear reactor containment safety cooling system | |
JP2008139023A (ja) | 原子炉溶融物保持装置および原子炉格納容器 | |
JP6204823B2 (ja) | コアキャッチャ | |
US4554129A (en) | Gas-cooled nuclear reactor | |
CN109102906B (zh) | 一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统 | |
RU2169953C2 (ru) | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора | |
RU2187852C1 (ru) | Ловушка расплава активной зоны ядерного реактора | |
RU100326U1 (ru) | Устройство стенки корпуса теплообменника |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20111018 |