RU2695129C1 - Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation - Google Patents
Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2695129C1 RU2695129C1 RU2018141370A RU2018141370A RU2695129C1 RU 2695129 C1 RU2695129 C1 RU 2695129C1 RU 2018141370 A RU2018141370 A RU 2018141370A RU 2018141370 A RU2018141370 A RU 2018141370A RU 2695129 C1 RU2695129 C1 RU 2695129C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cooling
- liquid
- reactor vessel
- nuclear reactor
- gas
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается, в частности, способов и средств отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) при тяжелых авариях (ТА), подвергающихся высокоинтенсивному тепловому воздействию от расплавленных материалов активной зоны (АЗ). Изобретение может быть использовано в системах аварийного отвода остаточного тепла от корпуса ядерного реактора при ТА в реакторных установках (РУ) корпусного типа (ВВЭР, PWR, BWR) с целью сохранения целостности конструкции корпуса и предотвращения выхода радиоактивных материалов в окружающую среду. Кроме этого, данное изобретение может быть использовано в системах охлаждения и отвода остаточного тепла от корпуса устройства локализации расплава (УЛР), где накапливаются и локализуются расплавленные материалы АЗ в случае разрушения корпуса ядерного реактора в течение ТА.The invention relates to nuclear energy and, in particular, relates to methods and means for removing residual heat from structures of nuclear power plants (NPPs) in severe accidents (TA) that are subjected to high-intensity heat from molten core materials (AZ). The invention can be used in systems for the emergency removal of residual heat from the nuclear reactor vessel during TA in reactor units (RU) of the vessel type (WWER, PWR, BWR) in order to maintain the integrity of the structure of the vessel and prevent the release of radioactive materials into the environment. In addition, this invention can be used in cooling systems and the removal of residual heat from the housing of the melt localization device (MRA), where accumulated and localized molten AZ materials in the event of destruction of the nuclear reactor vessel during TA.
Дальнейшее повышение мощности РУ корпусного типа в значительной мере усложняет проблему внутрикорпусного удержания расплава кориума в течение ТА вследствие того, что величина тепловой нагрузки на корпус реактора, действующая со стороны расплавленных материалов АЗ, с увеличением мощности РУ, имеет тенденцию к увеличению. Например, величина плотности теплового потока, действующая на стенку корпуса ядерного реактора может значительно превышать величину 1.5 МВт/м2 [1], а на начальной (до 1 ч после начала тяжелой стадии аварии) фазе ТА данная величина тепловой нагрузки может существенно превышать величину 2.0 МВт/м2. При подобных сценариях развития ТА традиционные схемы внешнего охлаждения стенки корпуса реактора (залив водой подреакторной щахты с корпусом реактора, создание специальных контуров принудительной и естественной циркуляции охладителя при реализации внешнего охлаждения корпуса и др.) не позволяют осуществить устойчивый теплоотвод от внешней поверхности стенки корпуса ядерного реактора в течение ТА.A further increase in the power of the reactor vessel type significantly complicates the problem of the internal holding of the corium melt during TA due to the fact that the magnitude of the thermal load on the reactor vessel acting from the side of the molten AZ materials increases with an increase in the reactor reactor power. For example, the value of the heat flux density acting on the wall of the nuclear reactor vessel can significantly exceed the value of 1.5 MW / m 2 [1], and in the initial phase (up to 1 h after the onset of the severe accident stage), the given thermal load can significantly exceed 2.0 MW / m 2 . Under similar scenarios of TA development, traditional schemes for external cooling of the reactor vessel wall (filling the subreactor chamber with the reactor vessel with water, creating special forced and natural circulation circuits of the cooler when implementing external cooling of the vessel, etc.) do not allow stable heat removal from the external surface of the wall of the nuclear reactor vessel during TA.
Основным ограничением в данном случае являются величина критического теплового потока (КТП) и величина коэффициента теплоотдачи на охлаждаемой внешней поверхности стенки корпуса реактора, которые определяют режим кипения и условия теплообмена на нагретой поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении в течение ТА. При тепловой нагрузке (плотности теплового потока) со стороны расплава АЗ на корпус реактора превышающей КТП, происходит интенсивное оплавление стенки корпуса реактора и его разрушение, и, как следствие, дальнейший выход радиоактивных материалов за пределы корпуса.The main limitation in this case is the critical heat flux (KTP) and the heat transfer coefficient on the cooled external surface of the wall of the reactor vessel, which determine the boiling mode and heat transfer conditions on the heated surface of the nuclear reactor vessel during its external cooling during TA. When the heat load (heat flux density) from the side of the AZ melt to the reactor vessel exceeds KTP, intense melting of the reactor vessel wall occurs and its destruction, and, as a result, further release of radioactive materials outside the vessel.
Поэтому, возможность повышения величины КТП и величины коэффициента теплоотдачи (который характеризует интенсивность теплоотдачи) на внешней поверхности корпуса реактора будет определяющим образом влиять на реализацию устойчивого теплоотвода от поверхности корпуса ядерного реактора, и является одной из ключевых задач в общей проблеме безопасности ЯЭУ и удержания расплава кориума внутри корпуса ядерного реактора при ТА (т.н. «In-Vessel Problem» - англ.: Theofanous, T.G. and Syri, S., The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head, Nucl.Eng. And Des., Vol. 169, 59-76, 1997; Theofanous, T.G., Liu, C., Additon, S., Angelini, S., 
Для обеспечения устойчивого теплосъема с внешней поверхности корпуса ядерного реактора при ТА используют различные схемы внешнего охлаждения, основанные на использовании принудительной и естественной циркуляции охладителя вдоль внешней стенки корпуса реактора, но вопрос об эффективности их использования при тепловых нагрузках свыше 1.5 МВт/м2 остается открытым на настоящий момент [2].To ensure stable heat removal from the outer surface of the nuclear reactor vessel during TA, various external cooling schemes are used, based on the use of forced and natural circulation of the cooler along the external wall of the reactor vessel, but the question of their efficiency at thermal loads above 1.5 MW / m 2 remains open on the present moment [2].
Из существующего уровня техники известна система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора (Патент RU №2649417, опубл. 03.04.2018, МПК G21C 15/18). В этом известном способе отвод тепла от корпуса ядерного реактора осуществляется путем принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса. Насос приводят в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора.The prior art system and method for removing heat from a nuclear reactor vessel (Patent RU No. 2649417, publ. 04/03/2018, IPC G21C 15/18) is known. In this known method, heat is removed from the reactor vessel by forced circulation of cooling water outside the reactor vessel using a pump. The pump is driven by an electric motor powered from thermoelectric converters of direct conversion of thermal energy into electrical energy, mounted on the outside of the reactor vessel.
В одном из вариантов реализации этого известного способа отвода тепла от корпуса ядерного реактора, в частности, используется экран-дефлектор (рубашка парового тракта), предназначенный для повышения интенсивности процесса теплоотдачи от внешней поверхности корпуса ядерного реактора за счет формирования направленного потока охлаждающей жидкости вдоль внешней поверхности корпуса при принудительной циркуляции охладителя в условиях аварийной ситуации.In one embodiment of this known method of heat removal from a nuclear reactor vessel, in particular, a deflector screen (steam duct jacket) is used to increase the intensity of the heat transfer process from the external surface of the nuclear reactor vessel due to the formation of a directed coolant flow along the external surface housing for forced circulation of the cooler in an emergency.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа следует отнести то, что при ТА и формировании ванны расплава, имеющей высоту ниже уровня установки термоэлектрических преобразователей на внешней поверхности корпуса реактора, генерация электрического тока от данных преобразователей окажется недостаточной для нормальной работы электродвигателя и работы насоса, обеспечивающего принудительную циркуляцию охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора, что отрицательно повлияет на возможность и эффективность теплоотвода от внешней поверхности корпуса ядерного реактора и его охлаждение при ТА.The reasons that impede the achievement of the specified technical result when using this known method include the fact that when SL and the formation of a melt bath having a height below the level of thermoelectric converters on the outer surface of the reactor vessel, the generation of electric current from these converters will be insufficient for normal operation electric motor and pump operation, providing forced circulation of the coolant outside the reactor vessel, which is the negative possibility to affect the efficiency of the heat sink and the outer surface of the reactor vessel and cooling at TA.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого способа по технической сущности и достигаемому результату является способ охлаждения корпуса реактора, реализованный в системе пассивной безопасности ядерной энергетической установки (Патент RU 2467416, опубл. 20.11.2012; МПК G21C 15/18). Способ охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях при использовании этого известного технического решения осуществляется путем подачи охлаждающей жидкости (вода) в спринклерную группу и поддон, а для охлаждения корпуса реактора охлаждающая жидкость распыливается спринклерной группой и попадает на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, который покрыт слоями сферических теплопроводящих элементов, увеличивающих площадь теплоотдачи. При движении по зазорам между сферическими элементами охлаждающая жидкость нагревается за счет контакта с последними, проникает к гладкой внешней поверхности корпуса реактора, где и закипает.The closest analogue (prototype) of the proposed method in technical essence and the achieved result is a method of cooling the reactor vessel, implemented in the passive safety system of a nuclear power plant (Patent RU 2467416, publ. 20.11.2012; IPC G21C 15/18). The method of cooling a reactor vessel in emergency conditions using this known technical solution is carried out by supplying coolant (water) to the sprinkler group and the drip tray, and to cool the reactor vessel, the cooling liquid is sprayed by the sprinkler group and enters the outer side surface of the reactor vessel, which is coated with layers spherical heat-conducting elements that increase the area of heat transfer. When moving through the gaps between the spherical elements, the coolant is heated by contact with the latter, penetrates to the smooth outer surface of the reactor vessel, where it boils.
Пар по зазорам удаляется от поверхности корпуса реактора, а новые порции охлаждающей воды, стекая по сферическим теплопроводящим элементам, вновь проникают к поверхности корпуса реактора. В поддон, размещенный снаружи в нижней части корпуса реактора, подается охлаждающая жидкость из резервуара охлаждающей жидкости, где она, смачивая сферические теплопроводящие элементы, проникает к поверхности корпуса реактора. При этом происходят нагрев и испарение охлаждающей жидкости.The gaps vapor is removed from the surface of the reactor vessel, and new portions of cooling water flowing down the spherical heat-conducting elements again penetrate to the surface of the reactor vessel. Coolant is supplied from a coolant reservoir to a sump located externally in the lower part of the reactor vessel, where it, wetting spherical heat-conducting elements, penetrates to the surface of the reactor vessel. In this case, heating and evaporation of the coolant occur.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа, принятого за прототип, относится то, что величина коэффициента теплоотдачи при использовании жидкостного спринклерного охлаждения не превышает, как правило, 5000 Вт/(Км2) (В.В. Воробьев, В.А. Немцев, В.В. Сорокин, Л.Ф. Тюшкевич «Спринклерная система охлаждения герметичной оболочки локализующей системы безопасности ВВЭР пассивного типа»/ Известия национальной академии наук Беларуси.- Сер. Физико-технических наук, №3, 2012. - с. 93-97), что не позволяет в полной мере реализовать эффективный теплоотвод от поверхности корпуса реактора при ТА, когда плотность теплового потока превышает 2 МВт/м2.The reasons that impede the achievement of the specified technical result when using this known method adopted as a prototype include the fact that the value of the heat transfer coefficient when using liquid sprinkler cooling does not exceed, as a rule, 5000 W / (Km 2 ) (V.V. Vorobyov , VA Nemtsev, VV Sorokin, LF Tyushkevich “Sprinkler cooling system for the hermetic shell of the passive-type VVER safety localizing system” / Bulletin of the National Academy of Sciences of Belarus. - Ser. Physical and Technical Sciences, No. 3, 2012 . - p. 93-9 7), which does not allow to fully realize the effective heat removal from the surface of the reactor vessel during SLT, when the heat flux density exceeds 2 MW / m 2 .
Как показывает оценочный расчет, при таких уровнях тепловой нагрузки коэффициент теплоотдачи при эффективном охлаждении корпуса реактора должен иметь значения порядка 20 кВт/(Км2) и выше. Другая причина, препятствующая эффективному охлаждению корпуса реактора при использовании этого известного технического решения, связана с тем, что распыливание спринклерами охладителя осуществляется только на боковую внешнюю поверхность корпуса реактора, а нижняя часть корпуса реактора охлаждается за счет ее погружения в поддон с охлаждающей жидкостью. При подобной схеме охлаждения могут возникнуть трудности с отводом пара при кипении охладителя в области нижней части корпуса реактора, размещенного в этом поддоне, что снизит эффективность теплоотвода от охлаждаемой поверхности корпуса при ТА.As the estimated calculation shows, at such levels of heat load, the heat transfer coefficient for effective cooling of the reactor vessel should be of the order of 20 kW / (Km 2 ) and higher. Another reason that impedes efficient cooling of the reactor vessel using this well-known technical solution is that spraying of cooler sprinklers is carried out only on the lateral outer surface of the reactor vessel, and the lower part of the reactor vessel is cooled by immersion in a coolant tray. With such a cooling scheme, difficulties may arise with the removal of steam during boiling of the cooler in the region of the lower part of the reactor vessel located in this tray, which will reduce the efficiency of heat removal from the cooled surface of the vessel during TA.
Кроме этого, значительное снижение эффективности отвода тепла от охлаждаемой поверхности корпуса реактора может быть в случае, если поры покрытия, образованного слоями сферических теплопроводящих элементов на внешней поверхности корпуса реактора, будут заполнены инородным материалом (пыль, грязь, и пр.), что существенно снизит площадь поверхности теплоотдачи и интенсивность теплоотдачи к охладителю. Такой случай, когда поры покрытия будут заполнены инородным материалом, может произойти, в частности, при штатной работе РУ вследствие наличия в воздухе, контактирующего с пористым покрытием из сферических теплопроводных элементов, пыли, которая может распределиться на пористой поверхности и закрыть поверхностные поры, или заполнить последние. Также, «закрытие» пор может произойти вследствие минерального осадка, образующегося на поверхности теплопроводных сфер в процессе кипения при охлаждения корпуса реактора в случае использования предварительно необработанной (минерализованной) воды, что актуально для современных РУ у которых длительность внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА определяется величиной не менее 24, или 72 ч.In addition, a significant decrease in the efficiency of heat removal from the cooled surface of the reactor vessel can occur if the pores of the coating formed by layers of spherical heat-conducting elements on the outer surface of the reactor vessel are filled with foreign material (dust, dirt, etc.), which will significantly reduce heat transfer surface area and heat transfer intensity to the cooler. Such a case, when the pores of the coating will be filled with foreign material, can occur, in particular, during normal operation of the switchgear due to the presence of dust in the air in contact with the porous coating of spherical heat-conducting elements, which can spread on the porous surface and close the surface pores, or fill last ones. Also, “closing” of pores can occur due to mineral precipitation formed on the surface of heat-conducting spheres during boiling during cooling of the reactor vessel in the case of using previously untreated (mineralized) water, which is relevant for modern reactor plants in which the duration of the external cooling of the reactor vessel during TA is determined not less than 24, or 72 hours
Известен ядерный реактор с улучшенным охлаждением при аварийной ситуации (Патент RU №2496163, опубл. 20.10.2013 г., МПК G21C 15/18), содержащий корпус, в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, шахта, в которой находится корпус, кольцевой канал, окружающий нижнюю часть корпуса в шахте, средства, выполненные с возможностью заполнения реакторной шахты охлаждающей жидкостью. Средства сбора пара, генерируемого в верхнем конце шахты реактора, расположены в герметичном помещении и образуют объем, отделенный от объема герметичного помещения, обеспечивая появление избыточного давления пара. Средства создания принудительной конвекции охлаждающей жидкости в кольцевом канале (для увеличения интенсификации теплоотдачи) выполнены в виде циркуляционного насоса, расположенного в нижней части шахты. Средства для приведения в действие циркуляционного насоса содержат лопастной насос, приводимый в действие при помощи указанного собранного пара, и передаточный механизм, связанный с циркуляционным насосом.Known nuclear reactor with improved cooling in an emergency (Patent RU No. 2496163, publ. 20.10.2013, IPC G21C 15/18), containing a housing in which the reactor core is located, a primary circuit for cooling the reactor, a shaft in which there is a casing, an annular channel surrounding the lower part of the casing in the shaft, means configured to fill the reactor shaft with coolant. Means for collecting steam generated at the upper end of the reactor shaft are located in a sealed room and form a volume separated from the volume of the sealed room, providing the appearance of excess steam pressure. Means of creating forced convection of the coolant in the annular channel (to increase the intensification of heat transfer) are made in the form of a circulation pump located in the lower part of the shaft. The means for driving the circulation pump comprise a vane pump driven by said collected steam and a transmission mechanism associated with the circulation pump.
К недостатку этого известного технического решения следует отнести то, что наличие в данной системе охлаждения достаточно большого числа подвижных устройств и усложненность их конструкции снижают общую надежность этой системы охлаждения при ТА.The disadvantage of this known technical solution is the fact that the presence in this cooling system of a sufficiently large number of mobile devices and the complexity of their design reduce the overall reliability of this cooling system during SLT.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого устройства для осуществления заявляемого способа является система пассивной безопасности ядерной энергетической установки (Патент RU 2467416, опубл. 20.11.2012; МПК G21C 15/18), содержащая герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спринклерную систему, предназначенную для распыливания охлаждающей жидкости на боковую поверхность корпуса реактора, а также вспомогательные системы, обеспечивающие отвод пара из реакторного помещения и подачу охлаждающей жидкости в спринклерную систему и поддон, размещенный в нижней части корпуса реактора,. Поддон с соответствующим питательным трубопроводом и регулирующим вентилем предназначен для охлаждения нижней части корпуса реактора при ТА. Для увеличения площади поверхности теплоотдачи на внешнюю поверхность корпуса реактора нанесены слои сферических теплопроводящих элементов.The closest analogue (prototype) of the claimed device for implementing the proposed method is a passive safety system of a nuclear power plant (Patent RU 2467416, publ. 11/20/2012; IPC G21C 15/18), containing a sealed reactor room with a reactor located in it, a sprinkler system, designed for spraying coolant onto the side surface of the reactor vessel, as well as auxiliary systems that ensure the removal of steam from the reactor room and the supply of coolant to the sprinkler system and a pallet located in the lower part of the reactor vessel. A pallet with an appropriate feed pipe and control valve is designed to cool the bottom of the reactor vessel during TA. To increase the heat transfer surface area, layers of spherical heat-conducting elements are applied to the outer surface of the reactor vessel.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного технического решения, принятого за прототип устройства, относится сложность эффективного отвода (эвакуации) образующегося пара в области нижней части корпуса ядерного реактора (днище корпуса) при кипении охлаждающей жидкости в пористом слое, образованном сферическими теплопроводными элементами на внешней поверхности стенки корпуса реактора и расположенном в зоне поддона, заполненного водой.The reasons that impede the achievement of the specified technical result when using this well-known technical solution adopted as a prototype of the device include the difficulty of efficient removal (evacuation) of the generated steam in the region of the lower part of the nuclear reactor vessel (the bottom of the vessel) when the coolant is boiled in a porous layer formed spherical heat-conducting elements on the outer surface of the wall of the reactor vessel and located in the area of the pan filled with water.
В этой области корпуса реактора, значительная часть охлаждаемой поверхности днища корпуса реактора расположена практически горизонтально и процесс охлаждения и кипения охлаждающей жидкости происходит на обращенной вниз горизонтальной поверхности днища. При подобной схеме процесса кипения при охлаждении днища корпуса реактора существует вероятность «запирания» образующегося пара в приповерхностной области днища корпуса, что может привести к затрудненному режиму (или полному прекращению) эвакуации пара из этой области и невозможности доступа охлаждающей жидкости из основного потока охладителя к нагретой поверхности корпуса. Это, в свою очередь, приведет к ухудшению характеристик теплоотвода от поверхности днища корпуса ядерного реактора и снижению параметров надежности этого известного технического решения.In this region of the reactor vessel, a significant part of the cooled surface of the bottom of the reactor vessel is located almost horizontally and the process of cooling and boiling of the cooling liquid occurs on the horizontal surface of the bottom facing down. With a similar scheme of the boiling process during cooling of the bottom of the reactor vessel, there is a possibility of “locking” the generated steam in the near-surface region of the vessel bottom, which can lead to a difficult mode (or complete cessation) of steam evacuation from this region and the inability of the cooling liquid from the main stream of the cooler to be heated body surface. This, in turn, will lead to a deterioration in the characteristics of heat removal from the surface of the bottom of the nuclear reactor vessel and a decrease in the reliability parameters of this known technical solution.
Предлагается.Offered.
1. Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, заключающийся в том, что систему охлаждения корпуса ядерного реактора оснащают группой распиливающих устройств, которая при возникновении аварийной ситуации подает путем распыливания на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора охлаждающую среду, состоящую из жидкой фазы, отличающийся тем, что в системе охлаждения корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора вокруг него устанавливают экран-дефлектор таким образом, чтобы обеспечить отвод из этого зазора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, которую при нагреве корпуса ядерного реактора распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, причем температура охлаждающей газожидкостной среды имеет температуру меньше температуры кипения жидкой компоненты этой газожидкостной охлаждающей среды.1. The method of cooling the nuclear reactor vessel in a severe accident, namely, that the cooling system of the nuclear reactor vessel is equipped with a group of sawing devices, which in case of an emergency supplies, by spraying, onto the external side surface of the reactor vessel, a cooling medium consisting of a liquid phase, characterized in that in the cooling system of a nuclear reactor vessel, a group of atomization devices are installed around the outer surface of the nuclear reactor vessel, and with a gap with respect to a deflector screen is mounted around it on the outer surface of the nuclear reactor casing in such a way as to ensure that the gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium are removed from this gap, which, when the nuclear reactor casing is heated, the spray devices are fed to the outer surface of the nuclear reactor casing, and the temperature of the cooling gas-liquid medium has a temperature lower than the boiling point of the liquid component of this gas-liquid cooling medium.
2. Способ охлаждения корпуса ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что экран-дефлектор устанавливают таким образом, чтобы обеспечить отвод жидкой фазы компонентов охлаждающей среды из нижней части зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора.2. A method for cooling a nuclear reactor vessel according to
3. Устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, содержащее систему охлаждения, включающую группу распыливающих устройств, расположенных вокруг внешней поверхности корпуса реактора и предназначенных для подачи путем распыливания охлаждающей однофазной жидкой среды на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, причем, каждое из распыливающих устройств соединено с источником, содержащим под избыточным давлением охлаждающую жидкость, питательным напорным трубопроводом с устройством регулирования подачи охлаждающей жидкости в группу распыливающих устройств, отличающееся тем, что система охлаждения включает экран-дефлектор, расположенный с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора и имеющий на своей поверхности сквозные отверстия, причем экран-дефлектор имеет, как минимум, один тракт для отвода из зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, подаваемой через сквозные отверстия в экране-дефлекторе на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора группой распыливающих устройств, расположенных за внешней поверхностью экрана-дефлектора и предназначенных для формирования и распыливания газожидкостной охлаждающей среды, причем, каждое из распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей газожидкостной среды раздельно, а в каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей газожидкостной среды, расположенное между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей газожидкостной среды.3. A cooling device for a nuclear reactor vessel during a severe accident, comprising a cooling system including a group of atomizing devices located around the outer surface of the reactor vessel and intended for supplying by spraying a cooling single-phase liquid medium to the outer side surface of the reactor vessel, each of which is connected with a source containing overpressure coolant, a feed pressure pipe with a cooling flow control device a waiting liquid in a group of atomizing devices, characterized in that the cooling system includes a deflector screen located with a gap relative to the outer surface of the nuclear reactor vessel and having through holes on its surface, the deflector screen having at least one exhaust path from the gap between the deflector screen and the outer surface of the gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium supplied through the through holes in the deflector screen to the outer surface of the nuclear reactor vessel by a group of spraying devices located behind the outer surface of the deflector screen and designed to form and spray a gas-liquid cooling medium, each of the spraying devices being connected by two pressure feed pipelines to sources containing gas and liquid gas-liquid cooling components under overpressure media separately, and in each of the pressure pipelines there is a regulating device for supplying the cooling component ayuschey gas liquid medium sprayer disposed between the group of devices and sources of gas and liquid components of a gas-liquid cooling medium.
4. Устройство охлаждения корпуса ядерного реактора по п. 3, отличающееся тем, что в нижней части экрана-дефлектора имеется, как минимум, один тракт для отвода жидкой фазы компонентов охлаждающей среды из нижней части зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора.4. The cooling device of the nuclear reactor shell according to
Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является уменьшение риска разрушения корпуса ядерного реактора и последствий ТА в ЯЭУ корпусного типа путем удержания материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора при ТА за счет использования эффективного внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях.The technical problem, the solution of which the claimed solution is directed, is to reduce the risk of destruction of the nuclear reactor vessel and the consequences of TA in a vessel-type nuclear power plant by holding materials of molten AZ inside the reactor vessel during TA due to the use of effective external cooling of the nuclear reactor vessel in emergency conditions.
Техническим результатом заявляемого решения является увеличение интенсивности теплоотдачи на внешней поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении в течение ТА в условиях действия на корпус реактора высокоинтенсивных тепловых нагрузок со стороны расплавленных материалов АЗ.The technical result of the proposed solution is to increase the rate of heat transfer on the outer surface of the nuclear reactor vessel when it is cooled externally during a TA under the conditions of the action of high-intensity thermal loads on the side of the reactor vessel from the molten AZ materials.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, в системе охлаждения корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Также, с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора вокруг него устанавливают экран-дефлектор таким образом, чтобы обеспечить отвод из этого зазора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, которую при нагреве корпуса ядерного реактора распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, причем температура охлаждающей газожидкостной среды имеет температуру меньше температуры кипения жидкой компоненты этой газожидкостной охлаждающей среды.The specified technical result is achieved due to the fact that in the cooling method of the nuclear reactor vessel in a severe accident, in the cooling system of the nuclear reactor vessel, a group of atomization devices are installed around the outer surface of the nuclear reactor vessel. Also, with a gap in relation to the outer surface of the nuclear reactor shell, a deflector screen is installed around it in such a way as to ensure the removal of gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium from this gap, which, when the nuclear reactor shell is heated, the spray devices are fed to the outer surface of the nuclear reactor reactor, and the temperature of the cooling gas-liquid medium has a temperature lower than the boiling point of the liquid component of this gas-liquid cooling medium.
Указанный технический результат по п. 2 достигается тем, что в способе охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии экран-дефлектор устанавливают таким образом, чтобы обеспечить отвод жидкой фазы компонентов охлаждающей среды из нижней части зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора.The specified technical result according to
Указанный технический результат по п. 3 достигается тем, что устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии содержит систему охлаждения, включающую экран-дефлектор, расположенный с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Экран-дефлектор имеет на своей поверхности сквозные отверстия, а также имеет, как минимум, один тракт для отвода из зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, подаваемой через сквозные отверстия в экране-дефлекторе на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора группой распыливающих устройств, расположенных за внешней поверхностью экрана-дефлектора и предназначенных для формирования и распыливания газожидкостной охлаждающей среды. Каждое из распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей газожидкостной среды раздельно. В каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей газожидкостной среды. Каждое регулирующее устройство расположено между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей газожидкостной среды.The specified technical result according to p. 3 is achieved by the fact that the cooling device of the nuclear reactor vessel during a severe accident contains a cooling system including a deflector screen located with a gap relative to the outer surface of the nuclear reactor vessel. The deflector screen has through holes on its surface, and also has at least one path for diverting gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium supplied through the through holes in the deflector screen from the gap between the deflector screen and the outer surface of the nuclear reactor casing on the outer surface of the nuclear reactor vessel by a group of atomizing devices located behind the outer surface of the baffle screen and intended for the formation and atomization of gas-liquid cooling awesome environment. Each of the spraying devices is connected by two feed pressure pipelines to sources containing separately the gas and liquid components of the cooling gas-liquid medium under excessive pressure. In each of the pressure pipelines there is a regulating device for supplying a component of a cooling gas-liquid medium. Each control device is located between a group of spraying devices and sources of gas and liquid components of a cooling gas-liquid medium.
Указанный технический результат по п. 4 достигается тем, что устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии имеет в нижней части экрана-дефлектора, как минимум, один тракт для отвода жидкой фазы компонентов охлаждающей среды из нижней части зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора.The specified technical result according to p. 4 is achieved by the fact that the cooling device of the nuclear reactor shell in a severe accident has at least one path in the lower part of the deflector screen for removing the liquid phase of the components of the cooling medium from the lower part of the gap between the deflector screen and the outer surface nuclear reactor shells.
Дополнительным техническим результатом заявляемого технического решения является уменьшение объема охлаждающей жидкости, необходимой для осуществления внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА, что позволяет значительно уменьшить материальные и эксплуатационные затраты, связанные с сооружением и эксплуатацией емкостей для хранения охлаждающей жидкости, а также системы охлаждения корпуса реактора при ТА в целом.An additional technical result of the proposed technical solution is to reduce the volume of coolant required for external cooling of the nuclear reactor vessel with TA, which can significantly reduce the material and operating costs associated with the construction and operation of tanks for storing coolant, as well as the reactor vessel cooling system at TA in general.
Данный технический результат достигается благодаря тому, что, при использовании внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора с помощью газожидкостной охлаждающей среды, объем охлаждающей жидкости имеет значение значительно меньшее, чем в случае использования традиционных способов, используемых для охлаждения нагретых поверхностей (залив нагретой поверхности жидким охладителем, циркуляция охладителя вдоль поверхности охлаждения и т.п.).This technical result is achieved due to the fact that, when using external cooling of a nuclear reactor vessel using a gas-liquid cooling medium, the volume of the cooling liquid is significantly less than in the case of traditional methods used for cooling heated surfaces (filling a heated surface with a liquid cooler, circulation cooler along the cooling surface, etc.).
Техническая сущность предлагаемого технического решения, включающего способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления, поясняется чертежом, представленным на фиг. 1 и соответствующими пояснениями. На представленном чертеже представлены только те элементы конструкции устройства, которые необходимы для понимания сущности предлагаемого технического решения. Сопутствующее оборудование и устройства, которые достаточно хорошо известны специалистам в данной области знаний, на этом чертеже не представлены.The technical nature of the proposed technical solution, including a method for cooling a nuclear reactor vessel in a severe accident and a device for its implementation, is illustrated by the drawing shown in FIG. 1 and related explanations. The presented drawing shows only those structural elements of the device that are necessary for understanding the essence of the proposed technical solution. Associated equipment and devices that are well known to those skilled in the art are not shown in this drawing.
На фиг. 1 представлена функциональная схема устройства охлаждения корпуса ядерного реактора 1 при тяжелой аварии. Данное устройство включает систему охлаждения, содержащую группу распыливающих устройств 2, состоящих из распыливающих устройств 3, соединенных между собой. Распыливающие устройства расположены вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора 1 и каждое из этих распыливающих устройств 3 предназначено для формирования и распыливания газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса реактора при ТА. Каждое распыливающее устройство соединено двумя питательными напорными трубопроводами 4 и 5 с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую 6 и жидкую 7 компоненты охлаждающей газожидкостной среды раздельно. В каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей газожидкостной среды. Так, в питательном напорном трубопроводе 4 для газовой компоненты охлаждающей среды имеется регулирующее устройство подачи 8, а в питательном напорном трубопроводе 5 для жидкой компоненты охлаждающей среды имеется регулирующее устройство подачи 9. Данные регулирующие устройства 8 и 9 располагаются между группой распыливающих устройств 2 и соответствующими источниками газовой 6 и жидкой 7 компонент охлаждающей газожидкостной среды, соответственно. В качестве распыливающего устройства 3 могут быть использованы, например, газо-жидкостные форсуночные устройства [3], или иные по конструкции распыливающие устройства, обеспечивающие получение мелкодисперсной газожидкостной среды.In FIG. 1 is a functional diagram of a cooling device for a
Кроме перечисленных выше компонентов системы охлаждения корпуса ядерного реактора, данная система охлаждения включает также экран-дефлектор 10, установленный с зазором вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора 1. Экран-дефлектор имеет на своей поверхности сквозные отверстия через которые осуществляется подача охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса реактора распыливающими устройствами 3, расположенными за внешней поверхностью экрана-дефлектора. Также, аозможна установка данных распыливающих устройств 3 на самой поверхности экрана-дефлектора 10, что определяется конструктивными особенностями реакторной установки.In addition to the above-mentioned components of the cooling system of the nuclear reactor vessel, this cooling system also includes a
В экране-дефлекторе имеется тракт 11 для отвода газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды из зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора. Такой тракт отвода газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды может быть расположен как в верхней части экрана-дефлектора, так и в других его частях в зависимости от схемы конкретной реализации конструкции РУ и системы охлаждения корпуса ядерного реактора.The deflector screen has a
В нижней части экрана-дефлектора имеется тракт 12 для отвода жидких компонентов 13 из зазора между внешней поверхностью корпуса реактора и экраном-дефлектором, которые могут сформироваться в нижней части этого зазора за счет конденсации и той части жидкой компоненты охлаждающей среды, которая не претерпела фазовых превращений в процессе охлаждения внешней поверхности корпуса ядерного реактора и переместилась в нижнюю часть данного зазора.In the lower part of the deflector screen, there is a
Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии реализуется следующим образом. При возникновении аварийной ситуации в ЯЭУ, когда происходит нагрев корпуса ядерного реактора 1 вследствие воздействия на него тепловых нагрузок от осушенной АЗ и высокотемпературных расплавленных материалов АЗ, срабатывают регулирующие устройства 8 и 9, осуществляя подачу в напорные трубопроводы 4 и 5 газового и жидкого компонентов охлаждающей среды от источников 6 и 7, соответственно. При подаче газового и жидкого компонентов охлаждающей среды в распыливающее устройство 3 происходит смешение этих двух сред в этом устройстве и формирование потока газожидкостной охлаждающей среды. За счет избыточного давления в напорных трубопроводах 4 и 5, происходит распыливание газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса реактора через имеющиеся отверстия в экране-дефлекторе 10.The method of cooling the body of a nuclear reactor in a severe accident is implemented as follows. In the event of an emergency in a nuclear power plant, when the shell of
Интенсификация процесса охлаждения корпуса ядерного реактора при использовании газожидкостной охлаждающей среды обеспечивается за счет создания мелкодисперсной газожидкостной смеси, имеющей более развитую поверхность теплоотдачи по сравнению с распылом однофазной жидкой среды за счет дробления капель жидкого компонента газовым компонентом охлаждающей среды [3] в устройстве распыла 3.The intensification of the cooling process of the nuclear reactor vessel using a gas-liquid cooling medium is ensured by the creation of a finely dispersed gas-liquid mixture having a more developed heat transfer surface compared to spraying a single-phase liquid medium by crushing droplets of the liquid component by the gas component of the cooling medium [3] in
Например, возможность и эффективность использования газожидкостных сред для охлаждения высоконагретых поверхностей в металлургии показана во многих исследованиях и работах (например, А.с. SU 1452636 «Устройство для охлаждения изделий газожидкостной смесью»; А.с. SU 1380827 «Устройство для газожидкостного охлаждения проката»).For example, the possibility and efficiency of using gas-liquid media for cooling highly heated surfaces in metallurgy has been shown in many studies and works (for example, AS SU 1452636 “Device for cooling products with a gas-liquid mixture”; A.S. SU 1380827 “Device for gas-liquid cooling of rolled metal ").
Значительное увеличение интенсивности теплоотдачи при охлаждении в случае использования газожидкостных сред (более чем на порядок по сравнению с жидкостным охлаждением, достигая значений 15 кВт/Км2 и выше) показано, в частности, в [4]. При этом, уменьшение степени дисперсности капель в газожидкостном потоке приводит к увеличению интенсивности теплоотдачи на охлаждаемой поверхности. На этом принципе основаны схемы охлаждения с использованием высокодиспергированной воздушно/газовой/-жидкостной смеси (например, «Устройство для охлаждения изделий». Заявка: 94031426/ 26, 25.08.1994. RU 94031426; «Агрегат для охлаждения изделий». Заявка N 94015010/014683/, заявлено 22.04.94; «Устройство для генерации потока высокодиспергированной газо/воздушно/-жидкостной смеси эжекционного типа». Заявка N93064579/26 (054523), 07.12.93 г.). Описание основных характеристик, результатов и возможностей охлаждения высоко-теплонагруженных поверхностей, основанного на использовании диспергированной газожидкостной охлаждающей среды, представлены в работе [5].A significant increase in the rate of heat transfer during cooling in the case of using gas-liquid media (more than an order of magnitude compared with liquid cooling, reaching values of 15 kW / Km 2 and higher) is shown, in particular, in [4]. Moreover, a decrease in the degree of dispersion of droplets in a gas-liquid flow leads to an increase in the intensity of heat transfer on a cooled surface. This principle is based on cooling schemes using a highly dispersed air / gas / liquid mixture (for example, “Device for cooling products. Application: 94031426/26, 08.25.1994. RU 94031426;“ Unit for cooling products. Application No. 94015010 / 014683 /, claimed 04/22/94; "Device for generating a stream of highly dispersed gas / air / liquid mixture of the ejection type. Application N93064579 / 26 (054523), 12/07/93). A description of the main characteristics, results, and possibilities of cooling highly heat-loaded surfaces based on the use of a dispersed gas-liquid cooling medium is presented in [5].
Вследствие того, что температура жидкой компоненты (далее как «жидкость», «жидкая фаза») охлаждающей газожидкостной среды, формируемой распыливающим устройством 3, имеет значение меньшее по сравнению с температурой нагретой стенки корпуса реактора, при взаимодействии мелкодисперсных капель жидкости, распределенных в газожидкостном потоке охлаждающей среды, с более нагретой стенкой корпуса реактора (при распыливании охлаждающей среды на поверхность корпуса реактора), на поверхности корпуса реактора образуется тонкая пленка жидкости при контакте капель жидкости с поверхностью корпуса в процессе распыливания. Вследствие того, что температура жидкости имеет значение меньшее, чем температура нагретой поверхности корпуса, происходит охлаждение корпуса реактора за счет отвода тепла путем теплопроводности от его поверхности к менее нагретой жидкой пленке и ее нагревание.Due to the fact that the temperature of the liquid component (hereinafter referred to as the "liquid", "liquid phase") of the cooling gas-liquid medium formed by the
В случае, когда температура стенки корпуса реактора превышает температуру кипения жидкой компоненты охлаждающей газожидкостной среды, при взаимодействии капель жидкости с нагретой поверхностью происходит более интенсивный теплоотвод от нагретой поверхности корпуса реактора за счет того, что происходит фазовое превращение, когда переход из жидкой фазы в газовую/паровую (для жидкой компоненты охлаждающей газожидкостной среды) происходит с поглощением тепла, которое отводится от более нагретого корпуса реактора и тем самым происходит его охлаждение.In the case when the temperature of the wall of the reactor vessel exceeds the boiling point of the liquid component of the cooling gas-liquid medium, during the interaction of liquid droplets with a heated surface, more intensive heat removal occurs from the heated surface of the reactor vessel due to the phase transformation when the transition from the liquid phase to the gas / steam (for the liquid component of the cooling gas-liquid medium) occurs with the absorption of heat, which is removed from the more heated reactor vessel and thereby occurs its cooling.
Формирование газовой/паровой фазы в процессе кипения жидкой фазы охлаждающей среды на нагретой поверхности корпуса ядерного реактора приводит к значительному увеличению объема паро-газовой среды в зазоре между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса реактора. С учетом того, что охлаждающая среда подается под избыточным давлением от распыливающих устройств на нагретую поверхность корпуса ядерного реактора, происходит смешение исходной дисперсной газожидкостной среды с газовой/паровой фазой, образующейся в зазоре при кипении жидкой фазы охлаждающей среды, и движение этой паро-газожидкостной смеси в зазоре с дальнейшим истечением ее за пределы зазора через имеющийся в экране-дефлекторе отводной тракт 11. Движение в зазоре этой паро-газожидкостной смеси сопровождается более интенсивным взаимодействием между нагретой поверхностью корпуса ядерного реактора и данной смесью, что повышает интенсивность теплоотдачи от нагретой поверхности корпуса реактора к паро-газожидкостной смеси. Кроме этого, наличие экрана-дефлектора позволяет более удобно локализовать паро-газожидкостную смесь, которая формируется в этом зазоре при охлаждении корпуса ядерного реактора и отводится через отводной тракт 11.The formation of the gas / vapor phase during the boiling of the liquid phase of the cooling medium on the heated surface of the nuclear reactor vessel leads to a significant increase in the volume of the vapor-gas medium in the gap between the deflector screen and the outer surface of the reactor vessel. Considering that the cooling medium is supplied under excess pressure from the spraying devices to the heated surface of the nuclear reactor vessel, the initial dispersed gas-liquid medium is mixed with the gas / vapor phase formed in the gap during boiling of the liquid phase of the cooling medium, and this vapor-gas-liquid mixture moves in the gap with its further outflow beyond the gap through the
В процессе теплообмена при кипении жидкой фазы охладителя на поверхности стенки корпуса реактора и последующего смешения паровой и газожидкостной фаз в зазоре, может происходить конденсация жидких компонентов охлаждающей среды на стенках корпуса реактора и экрана-дефлектора. Образующаяся таким образом жидкая фаза под действием гравитационных сил перемещается в нижнюю часть зазора и может сформировать слой жидкости 13, который будет препятствовать более эффективной подаче газожидкостной среды на нагретую поверхность корпуса ядерного реактора. Для предотвращения формирования подобного слоя жидкости, в нижней части зазора накапливающаяся жидкость 13 отводится через тракт 12 в емкость-приемник 14. Перемещение жидкости из нижней части этого зазора в емкость-приемник может осуществляться как за счет естественного стока жидкости вследствие гравитационных сил, так и, например, за счет принудительного отбора этих жидких компонентов из зазора путем использования насосов и других аналогичных устройств.During heat exchange during boiling of the liquid phase of the cooler on the surface of the wall of the reactor vessel and subsequent mixing of the vapor and gas-liquid phases in the gap, condensation of the liquid components of the cooling medium on the walls of the reactor vessel and the baffle screen can occur. The liquid phase thus formed under the influence of gravitational forces moves to the lower part of the gap and can form a liquid layer 13, which will prevent a more efficient supply of a gas-liquid medium to the heated surface of the nuclear reactor vessel. To prevent the formation of such a layer of liquid, in the lower part of the gap, the accumulating liquid 13 is discharged through the
Основная роль газового компонента в газожидкостной среде в рассматриваемой схеме охлаждения заключается, в основном, в том, чтобы сформировать более мелкую дисперсность [3] жидких капель, которые формируются при работе распыливающих устройств 3. Кроме этого, теплопроводность газового компонента и его температура также влияют на величину отвода тепла от корпуса реактора при его охлаждении. При более высоких значениях коэффициента теплопроводности газового компонента, величина тепла, отводимого от корпуса реактора при его охлаждении, будет возрастать.The main role of the gas component in a gas-liquid medium in the cooling scheme under consideration consists mainly in the formation of a finer dispersion [3] of liquid droplets that are formed during the operation of
В качестве жидкой компоненты газожидкостной охлаждающей среды при реализации предлагаемого технического решения может быть использована, например, вода как наиболее распространенный охладитель, а в качестве газового компонента газожидкостной охлаждающей среды могут быть использованы, например, воздух, азот, инертные газы отдельно или в смеси [5]. Имеется опыт использования в качестве жидкой компоненты охлаждающей среды и легкоплавких металлических соединений [5] для охлаждения высоко-теплонагруженных устройств.As a liquid component of a gas-liquid cooling medium in the implementation of the proposed technical solution, for example, water can be used as the most common cooler, and as a gas component of a gas-liquid cooling medium, for example, air, nitrogen, inert gases separately or in a mixture can be used [5 ]. There is experience of using a cooling medium and low-melting metal compounds [5] as a liquid component for cooling highly heat-loaded devices.
Как показали проведенные нами опыты, использование воздуха, азота и инертных газов (аргона, гелия) и их смесей несущественным образом влияет на характер теплоотвода от нагретых поверхностей. Выбор конкретного газового компонента определяется, в большей мере, технологическими особенностями охлаждения (препятствие окислению охлаждаемой поверхности при высоких температурах и др.). Оценки полученных в этих опытах результатов показали, в частности, что величина коэффициента теплоотдачи на охлаждаемой поверхности изделия, нагреваемого тепловым потоком свыше 2.5 МВт/м2, имела значение свыше 30 кВт/(Км2).As our experiments have shown, the use of air, nitrogen and inert gases (argon, helium) and their mixtures insignificantly affects the nature of heat removal from heated surfaces. The choice of a specific gas component is determined, to a greater extent, by the technological features of cooling (an obstacle to the oxidation of the cooled surface at high temperatures, etc.). Evaluation of the results obtained in these experiments showed, in particular, that the value of the heat transfer coefficient on the cooled surface of the product, heated by a heat flux of more than 2.5 MW / m 2 , had a value of more than 30 kW / (Km 2 ).
Результаты, полученные в этих опытах и данные работы [5], показали, что использование схемы охлаждения с помощью газожидкостной охлаждающей среды позволяет эффективно осуществлять теплоотвод при тепловой нагрузке не менее 3 МВт/м2. Такие значения плотности теплового потока значительно выше тех значений, которые ожидаются при протекании ТА в ЯЭУ.The results obtained in these experiments and the data of [5] showed that the use of a cooling circuit using a gas-liquid cooling medium allows efficient heat removal at a heat load of at least 3 MW / m 2 . Such values of the heat flux density are significantly higher than those expected during the flow of TA in a nuclear power plant.
Преимущество данной схемы охлаждения по сравнению с традиционными схемами охлаждения (залив нагретой поверхности жидким охладителем (водой), циркуляция охладителя вдоль нагретой поверхности и т.п.) заключается в том, что при кипении жидкости в предлагаемом техническом решении происходит более эффективная эвакуация образующихся газовой/паровой фаз от охлаждаемой поверхности, образующейся при кипении жидкости. В данном случае, такая эффективность эвакуации паровой и газовой фаз от поверхности охлаждения обусловлена отсутствием слоя жидкости вокруг охлаждаемой поверхности и, как следствие, возможности образования паровых пленок на охлаждаемой поверхности, препятствующих эффективной теплоотдачи в процессе охлаждения. Это, в свою очередь, позволяет обеспечить эффективный и беспрепятственный подвод к охлаждаемой поверхности корпуса реактора новой порции охлаждающей среды и, тем самым, значительно повысить интенсивность теплоотвода от охлаждаемой поверхности корпуса реактора. Такая, более благоприятная схема эвакуации пара от охлаждаемой поверхности корпуса реактора позволяет осуществлять более эффективное охлаждение нижней (днище) части корпуса реактора при различных сценариях ТА.The advantage of this cooling scheme in comparison with traditional cooling schemes (filling a heated surface with a liquid cooler (water), circulation of a cooler along a heated surface, etc.) is that when the liquid boils in the proposed technical solution, a more efficient evacuation of the gas / vapor phases from the cooled surface formed during the boiling of a liquid. In this case, such an efficiency of evacuating the vapor and gas phases from the cooling surface is due to the absence of a liquid layer around the cooled surface and, as a consequence, the possibility of the formation of vapor films on the cooled surface that impede effective heat transfer during cooling. This, in turn, makes it possible to provide an efficient and unhindered supply of a new portion of the cooling medium to the cooled surface of the reactor vessel and, thereby, significantly increase the intensity of heat removal from the cooled surface of the reactor vessel. Such a more favorable scheme for evacuating steam from the cooled surface of the reactor vessel allows more efficient cooling of the lower (bottom) part of the reactor vessel under various TA scenarios.
По сравнению со способом охлаждения корпуса реактора, реализованном в прототипе технического решения, где нижняя часть корпуса реактора (днище) охлаждается только за счет подачи охлаждающей воды в имеющейся поддон, а спринклерный распыл охлаждающей жидкости осуществляется только на боковую поверхность корпуса реактора, в предлагаемом способе охлаждения корпуса реактора, когда для охлаждения используется газожидкостная охлаждающая среда, представляется возможным использовать распыливание этой газожидкостной среды по всей поверхности корпуса ядерного реактора. В этом случае отсутствует необходимость использование дополнительных устройств, таких как, например, поддона, для охлаждения нижней части корпуса реактора, что упрощает как реализация способа охлаждения корпуса реактора, так и позволяет упростить конструкцию системы охлаждения в целом.Compared with the method of cooling the reactor vessel, implemented in the prototype of the technical solution, where the lower part of the reactor vessel (bottom) is cooled only by supplying cooling water to the existing pan, and the sprinkler spray of the cooling liquid is carried out only on the side surface of the reactor vessel, in the proposed cooling method the reactor vessel, when a gas-liquid cooling medium is used for cooling, it is possible to use atomization of this gas-liquid medium over the entire surface the hull of a nuclear reactor. In this case, there is no need to use additional devices, such as, for example, a pallet, for cooling the lower part of the reactor vessel, which simplifies both the implementation of the method of cooling the reactor vessel and simplifies the design of the cooling system as a whole.
Таким образом, предлагаемый способ охлаждения корпуса реактора при ТА и устройство, реализующее данный способ, позволяют существенно повысить эффективность и интенсивность внешнего охлаждения корпуса реактора при ТА, положительно решить вопрос о сохранении целостности корпуса реактора в течение тяжелой аварии, а также предотвратить выход радиоактивных материалов в окружающую среду при подобных запроектных тяжелых авариях.Thus, the proposed method for cooling the reactor vessel with TA and the device that implements this method can significantly increase the efficiency and intensity of external cooling of the reactor vessel with TA, positively solve the problem of maintaining the integrity of the reactor vessel during a severe accident, and also prevent the release of radioactive materials in environment during such beyond design basis severe accidents.
ЛитератураLiterature
[1]. V. Loktionov, Е. Mukhtarov, I. Lyubashevskaya «Features of heat and deformation behavior of a VVER-600 reactor pressure vessel under conditions of inverse stratification of corium pool and worsened external vessel cooling during the severe accident. Part 1. The effect of the inverse melt stratification and in-vessel top cooling of corium pool on the thermal loads acting on VVER-600's reactor pressure vessel during a severe accident))/ J. Nuclear Engineering and Design, 326 (2018). 320-332. (https://doi.org/l0.1016/j.nucengdes.2017.11.015).[one]. V. Loktionov, E. Mukhtarov, I. Lyubashevskaya “Features of heat and deformation behavior of a VVER-600 reactor pressure vessel under conditions of inverse stratification of corium pool and worsened external vessel cooling during the severe accident.
[2]. Локтионов В.Д., Пажетнов B.B., Яньков Г.Г. «Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса ВВЭР при тяжелой аварии в условиях тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок»/ 8-ая Международная научно-технической конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР"/ Материалы конференции, 28- 31 мая 2013 г., ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Россия, Подольск.[2]. Loktionov V.D., Pazhetnov B.B., Yankov G.G. “Experimental and design studies of VVER hull cooling during a severe accident in a severe accident under high thermal loads” / 8th International Scientific and Technical Conference "Safety of NPPs with VVER" / Conference proceedings, May 28-31, 2013, Design Bureau "HYDROPRESS", Russia, Podolsk.
[3]. Пажи Д.Г., Галустов B.C. «Распылители жидкостей». - М. Химия, 19798. - 216 с.[3]. Page D.G., Galustov B.C. "Spray liquids." - M. Chemistry, 19798 .-- 216 p.
[4]. С.С. Кутателадзе, "Основы теории теплообмена" /Новосибирск, Наука, 1970 г.[four]. S.S. Kutateladze, "Fundamentals of the theory of heat transfer" / Novosibirsk, Nauka, 1970.
[5]. А.В. Вертков, А.Т. Комов, И.Е. Люблинский, СВ. Мирнов, А.Н. Варава, А.В. Дедов, А.В. Захаренков, П.Г. Фрик «Применение диспергированного газожидкостного потока для охлаждения жидкометаллического лимитера токамака Т-10»/ ВАНТ. Сер. «Термоядерный синтез», 2018, т. 41, вып. 1. - с. 57-64.[five]. A.V. Vertkov, A.T. Komov, I.E. Lublin, St. Mirnov, A.N. Varava, A.V. Dedov, A.V. Zakharenkov, P.G. Frick "The use of dispersed gas-liquid flow for cooling the liquid metal limiter T-10 tokamak" / VANT. Ser. “Thermonuclear Fusion”, 2018, v. 41, no. 1. - p. 57-64.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018141370A RU2695129C1 (en) | 2018-11-26 | 2018-11-26 | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018141370A RU2695129C1 (en) | 2018-11-26 | 2018-11-26 | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2695129C1 true RU2695129C1 (en) | 2019-07-22 |
Family
ID=67512133
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018141370A RU2695129C1 (en) | 2018-11-26 | 2018-11-26 | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2695129C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2743090C2 (en) * | 2019-08-07 | 2021-02-15 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method of cooling and protecting a housing of a nuclear reactor when it is heated in an emergency situation and a device for its implementation |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2030801C1 (en) * | 1992-09-09 | 1995-03-10 | Нижегородский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект" | Emergency coolant injection system of nuclear power station |
| JPH09105795A (en) * | 1995-10-12 | 1997-04-22 | Hitachi Ltd | Reactor container spray system |
| RU2150757C1 (en) * | 1998-06-09 | 2000-06-10 | Сибирский химический комбинат | Nuclear reactor cooling device |
| RU2153201C2 (en) * | 1993-11-15 | 2000-07-20 | Фраматом | Nuclear reactor with stand-by cooling system and its cooling process |
| RU2467416C1 (en) * | 2011-10-20 | 2012-11-20 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" | Passive safety system for nuclear power plant |
-
2018
- 2018-11-26 RU RU2018141370A patent/RU2695129C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2030801C1 (en) * | 1992-09-09 | 1995-03-10 | Нижегородский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект" | Emergency coolant injection system of nuclear power station |
| RU2153201C2 (en) * | 1993-11-15 | 2000-07-20 | Фраматом | Nuclear reactor with stand-by cooling system and its cooling process |
| JPH09105795A (en) * | 1995-10-12 | 1997-04-22 | Hitachi Ltd | Reactor container spray system |
| RU2150757C1 (en) * | 1998-06-09 | 2000-06-10 | Сибирский химический комбинат | Nuclear reactor cooling device |
| RU2467416C1 (en) * | 2011-10-20 | 2012-11-20 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" | Passive safety system for nuclear power plant |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2743090C2 (en) * | 2019-08-07 | 2021-02-15 | Владимир Дмитриевич Локтионов | Method of cooling and protecting a housing of a nuclear reactor when it is heated in an emergency situation and a device for its implementation |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2695128C1 (en) | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation | |
| RU2575878C1 (en) | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor | |
| US20180350472A1 (en) | Passive safe cooling system | |
| JP2507694B2 (en) | Nuclear reactor equipment | |
| US10115488B2 (en) | Passive safety equipment for a nuclear power plant | |
| CA2937668C (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
| CN105427900B (en) | Reactor fusant out-pile gaseous-waste holdup system after a kind of major accident | |
| KR101242746B1 (en) | Integrated passive safety system outside containment for nuclear power plants | |
| KR20100072306A (en) | Nuclear reactor with improved cooling in an accident situation | |
| EA032395B1 (en) | System for confining and cooling melt from the core of a water cooled-water modified reactor | |
| CN107251153A (en) | The cooling of nuclear reactor fused mass and closed system | |
| JPH0659077A (en) | Passive cooler for nuclear reactor | |
| EP3285262A1 (en) | Self-diagnosis and accident-handling unmanned nuclear reactor | |
| RU2695129C1 (en) | Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation | |
| Na et al. | One-dimensional ex-vessel coolability analysis of debris beds formed in OPR1000 pre-flooded reactor cavity | |
| RU2649417C1 (en) | System and method of removing heat from nuclear reactor case | |
| JP6756470B2 (en) | Reactors and nuclear plants | |
| RU2743090C2 (en) | Method of cooling and protecting a housing of a nuclear reactor when it is heated in an emergency situation and a device for its implementation | |
| JP2934341B2 (en) | Reactor containment cooling system | |
| KR102274079B1 (en) | Passive Colling System for Nuclear Reactor and Method for Operating the Same | |
| KR102280895B1 (en) | Integrated type passive cooling system of nuclear power plant | |
| RU2165108C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
| JP5886464B1 (en) | Reactor cooling system | |
| RU2773222C1 (en) | Method for cooling and protecting the nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency and a device for its implementation | |
| RU2762391C1 (en) | Fast neutron reactor with a passive core cooling system |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20201127 |