RU2743090C2 - 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 - Google Patents

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 Download PDF

Info

Publication number
RU2743090C2
RU2743090C2 RU2019125008A RU2019125008A RU2743090C2 RU 2743090 C2 RU2743090 C2 RU 2743090C2 RU 2019125008 A RU2019125008 A RU 2019125008A RU 2019125008 A RU2019125008 A RU 2019125008A RU 2743090 C2 RU2743090 C2 RU 2743090C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
cooling
liquid
reactor vessel
nuclear reactor
gas
Prior art date
Application number
RU2019125008A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2019125008A (en
RU2019125008A3 (en
Inventor
Владимир Дмитриевич Локтионов
Original Assignee
Владимир Дмитриевич Локтионов
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Владимир Дмитриевич Локтионов filed Critical Владимир Дмитриевич Локтионов
Priority to RU2019125008A priority Critical patent/RU2743090C2/en
Publication of RU2019125008A publication Critical patent/RU2019125008A/en
Publication of RU2019125008A3 publication Critical patent/RU2019125008A3/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2743090C2 publication Critical patent/RU2743090C2/en

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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear energy.
SUBSTANCE: invention relates to methods and means of protecting and removing residual heat from structures of nuclear power plants in emergency situations, including in severe accidents (SA). Invention can be used in systems of protection and emergency removal of residual heat from housings of nuclear reactor and melt localization device in beyond-design SA. Invention provides for combined use of various cooling and protection circuits (gas, gas-liquid, disperse, liquid), based on simultaneous or separate supply by spraying of cooling and protective media to external cooled surface of reactor housing in emergency conditions. Spraying devices are located in a gap around the outer wall of the reactor housing, that allows to intensify the process of cooling and protection of the reactor vessel at high (more than 2 MW/m2) values of the thermal load acting on the hull of the nuclear reactor.
EFFECT: technical result is the possibility of preserving the integrity of the structure of the housing of the nuclear reactor and preventing the release of radioactive materials beyond the reactor installation in beyond-design VA.
5 cl, 5 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается, в частности, способов и средств отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) и их защиты в аварийных условиях, в том числе, при тяжелых авариях (ТА), которые сопровождаются нагревом конструкции корпуса ядерного реактора вследствие высокоинтенсивного теплового воздействия на него со стороны активной зоны (АЗ), или расплавленных материалов АЗ при ее разрушении. Изобретение может быть использовано в системах защиты конструкции корпуса ядерного реактора и аварийного отвода остаточного тепла от него 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 защиты конструкции корпуса устройства локализации расплава (УЛР) и отвода остаточного тепла от него и в котором накапливаются и локализуются расплавленные материалы АЗ в случае разрушения корпуса ядерного реактора в течение ТА.The invention relates to nuclear energy and relates, in particular, to methods and means for removing residual heat from the structures of nuclear power plants (NPP) and their protection in emergency conditions, including in severe accidents (TA), which are accompanied by heating of the structure of the nuclear the reactor due to the high-intensity thermal effect on it from the core (AZ), or molten core materials during its destruction. The invention can be used in systems for protecting the structure of a nuclear reactor vessel and for emergency removal of residual heat from it in reactor plants (RU) of vessel type (VVER, PWR, BWR) in order to preserve the integrity of the vessel structure and prevent the release of radioactive materials into the environment. In addition, this invention can be used in systems for protecting the structure of the vessel of a melt localization device (MLC) and removing residual heat from it, and in which molten core materials are accumulated and localized in the event of a nuclear reactor vessel being destroyed 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, 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 запроектной ТА.A further increase in the power of the vessel-type reactor plant significantly complicates the problem of in-vessel retention of the corium melt during TA due to the fact that the magnitude of the thermal load on the reactor vessel, acting from the molten core materials, with an increase in the reactor power, tends to increase. For example, the magnitude of the heat flux acting on the wall of the reactor vessel can greatly exceed the value of 1.5 MW / m 2 [1] and the initial (1 h after the onset of a severe accident phase) phase TA given quantity of thermal load may considerably exceed the value 2.0 MW / m 2 . In such scenarios for the development of HA, the traditional schemes of external cooling of the reactor vessel wall (flooding the sub-reactor mine with water, creating special forced and natural circulation of the coolant during external cooling of the vessel, etc.) do not allow stable heat removal from the outer surface of the reactor vessel wall during the beyond design basis. TA.

Основным ограничением в данном случае являются величина критического теплового потока (КТП) и величина коэффициента теплообмена 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 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 value of the critical heat flux (CHF) and the value of the heat transfer coefficient on the cooled outer surface of the reactor vessel wall, which determine the boiling mode and heat transfer conditions on the heated surface of the nuclear reactor vessel during its external cooling during TA. Under the heat load (heat flux density) from the core melt on the reactor vessel, which exceeds the KTP, the reactor vessel wall melts and collapses, and, as a consequence, 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 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.,

Figure 00000001
О., Salmassi, T., In-vessel coolability and retention of a core melt, DOE/ID-10460, Vols. 1 and 2, October 1996, and Nucl. Eng. Des., Vol. 169, 1-48, 1997).Therefore, the possibility of increasing the value of the CHF and the value of the heat transfer coefficient (which characterizes the intensity of heat transfer) on the outer surface of the vessel will have a decisive effect on the implementation of stable heat removal from the surface of the nuclear reactor vessel, and is one of the key tasks in the general problem of NPP safety and retention of the corium melt inside nuclear reactor vessel at TA (so-called "In-Vessel Problem" - Eng. Theofanous, TG and Syri, S., The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head, Nucl. Eng. And Des., Vol. 169 , 59-76, 1997; Theofanous, TG, Liu, C., Additon, S., Angelini, S.,
Figure 00000001
O., Salmassi, T., In-vessel coolability and retention of a core melt, DOE / ID-10460, Vols. 1 and 2, October 1996, and Nucl. Eng. Des., Vol. 169, 1-48, 1997).

Другая проблема, которая возникает при реализации внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора связана с тем, что при нагреве внешней (охлаждаемой) поверхности стенки корпуса ядерного реактора свыше ~500°С в условиях окислительной атмосферы (воздух, водяной пар и т.п.) возможно формирование на этой внешней поверхности корпуса (как правило, изготовленного из углеродистой стали) микротрещин вследствие межкристаллитной коррозии (МКК), а также окисление и обезуглераживание поверхностного слоя корпусной стали [2]. Такие эффекты приводят к снижению характеристик прочности и запаса пластичности корпусной стали при ее деформировании в течение аварийной ситуации.Another problem that arises during the implementation of external cooling of the nuclear reactor vessel is associated with the fact that when the external (cooled) surface of the wall of the nuclear reactor vessel is heated above ~ 500 ° C in an oxidizing atmosphere (air, water vapor, etc.) on this outer surface of the body (usually made of carbon steel), microcracks due to intergranular corrosion (ICC), as well as oxidation and decarburization of the surface layer of the body steel [2]. Such effects lead to a decrease in the strength characteristics and the plasticity margin of the hull steel during its deformation during an emergency.

Так, эксперименты [2] показали, что формирование обезуглероженного поверхностного слоя на испытуемой корпусной стали и окисление ее поверхности приводит к снижению характеристик пластичности на 20-40% по сравнению с аналогичными образцами этой же стали с неокисленной поверхностью. При этом необходимо отметить, что испытания образцов стали на растяжение в [2] проводили в атмосфере воздуха при температуре в диапазоне 500-900°С, а продолжительность выдержки образцов в атмосфере воздуха при этом не превышала 50 мин с учетом предварительной стадии нагрева. Такой феномен приводит к значительному уменьшению надежности и живучести конструкции корпуса ядерного реактора в аварийных условиях, и в частности, при запроектных ТА.Thus, experiments [2] have shown that the formation of a decarburized surface layer on the tested hull steel and the oxidation of its surface leads to a decrease in the plasticity characteristics by 20-40% compared to similar samples of the same steel with an unoxidized surface. It should be noted that tensile tests of steel samples in [2] were carried out in an air atmosphere at a temperature in the range of 500-900 ° C, and the duration of holding the samples in an air atmosphere did not exceed 50 min, taking into account the preliminary heating stage. This phenomenon leads to a significant decrease in the reliability and survivability of the structure of the nuclear reactor vessel in emergency conditions, and in particular, in beyond design TA.

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…2 МВт/м2 остается открытым на настоящий момент [3].To ensure stable heat removal from the outer surface of the reactor vessel at a TA using various schemes external cooling based on the use of forced and natural circulation of the coolant along the outer wall of the reactor vessel, but the effectiveness of their use in heat loads exceeding ~ 1.5 ... 2 MW / m 2 remains open at the moment [3].

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.A system and method for removing heat from a nuclear reactor vessel is known from the existing level of technology (Patent RU No. 2649417, publ. 03.04.2018, IPC G21C 15/18). In this known method, heat is removed from the nuclear reactor vessel by forced circulation of cooling water outside the reactor vessel using a pump. The pump is driven by an electric motor powered by thermoelectric converters for direct conversion of thermal energy into electrical energy installed on the outside of the reactor vessel.

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, should include the fact that during TA and the formation of a melt bath having a height below the level of installation 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 the electric motor and the operation of the pump, which provides forced circulation of the coolant outside the reactor vessel, which will adversely affect the possibility and efficiency of heat removal from the outer surface of the nuclear reactor vessel and its cooling during TA.

Известна также система 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 вода распыливается спринклерной группой и попадает на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, который покрыт слоями сферических теплопроводящих элементов, увеличивающих площадь теплоотдачи.Also known is 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 nuclear reactor vessel in emergency conditions when using this known technical solution is carried out by supplying a cooling liquid (water) to a sprinkler group and a sump, and to cool the reactor vessel, cooling water is sprayed by a sprinkler group and falls on the outer side surface of the reactor vessel, which is covered with layers spherical heat-conducting elements that increase the heat transfer area.

К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа относится значительное снижение эффективности отвода тепла от охлаждаемой поверхности корпуса реактора в случае, если поры покрытия, образованного слоями сферических теплопроводящих элементов, 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 в случае использования для охлаждения корпуса ядерного реактора предварительно необработанной (минерализованной) воды, что актуально для современных РУ у которых длительность внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА определяется величиной не менее 24…72 ч.The reasons that impede the achievement of the specified technical result, when using this known method, include a significant decrease in the efficiency of heat removal from the cooled surface of the reactor vessel in the event that the pores of the coating formed by layers of spherical heat-conducting elements are filled with foreign material (dust, dirt, etc.) ), which will significantly reduce the heat transfer surface area and the rate of heat transfer to the cooler. Such a case, when the pores of the coating are filled with foreign material, can occur, in particular, during normal operation of the reactor due to the presence of dust in the air contacting with the porous coating of spherical heat-conducting elements, which can be distributed on the porous surface and close the surface pores, or fill the last. Also, the "closure" of the pores can occur due to the mineral sediment formed on the surface of the heat-conducting spheres during boiling in the case of using preliminary untreated (saline) water to cool the nuclear reactor vessel, which is important for modern reactor plants in which the duration of external cooling of the nuclear reactor vessel during TA is determined by a value of at least 24 ... 72 hours.

Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого способа по технической сущности и достигаемому результату является способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии (Патент RU №2695129, опубл. 22.07.2019. Бюл. №21. МПК G21C 15/18). Способ охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях при использовании этого известного технического решения осуществляется за счет того, что 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 closest analogue (prototype) of the proposed method in terms of the technical essence and the achieved result is a method of cooling a nuclear reactor vessel in a severe accident (Patent RU No. 2695129, publ. 07.22.2019. Bull. No. 21. IPC G21C 15/18). The method of cooling a nuclear reactor vessel in emergency conditions when using this known technical solution is carried out due to the fact that in the cooling system of the nuclear reactor vessel a group of spraying devices is installed around the outer surface of the nuclear reactor vessel. Also, with a gap in relation to the outer surface of the nuclear reactor vessel, a screen-deflector is installed around it in such a way as to ensure the removal from this gap of the gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium, which, when the nuclear reactor vessel is heated, spraying devices are fed to the outer surface of the nuclear reactor vessel. reactor, and the temperature of the cooling gas-liquid medium has a temperature less than the boiling point of the liquid component of this gas-liquid cooling medium.

К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа, принятого за прототип, относится, в частности то, что при подаче на горячую стенку корпуса ядерного реактора охлаждающей газожидкостной среды, в которой используется вода в качестве жидкого компонента, происходит образование паровой фазы, которая взаимодействует с горячей поверхностью корпусной стали и приводит, в частности, к ее окислению, коррозии и возможному разрушению конструкции корпуса вследствие термоудара.The reasons that impede the achievement of the specified technical result, when using this known method, taken as a prototype, includes, in particular, the fact that when a cooling gas-liquid medium is supplied to the hot wall of a nuclear reactor vessel, in which water is used as a liquid component, a steam a phase that interacts with the hot surface of the case steel and leads, in particular, to its oxidation, corrosion and possible destruction of the case structure due to thermal shock.

Например, в период до начала фазы ТА корпус ядерного реактора может находиться в стадии его нагрева достаточно продолжительное время (от нескольких десятков минут до нескольких часов), и при этом, сильно нагретая внешняя стенка корпуса реактора будет находиться во взаимодействии с окружающим воздухом (или другой окислительной средой, окружающей корпус реактора). В этом случае будет происходить окисление корпусной стали (внешней поверхности корпуса), обезуглераживание поверхностного слоя корпусной стали и образование в нем микротрещин (вследствие МКК) [2]. Такие микротрещины могут быть инициаторами развития сквозных трещин и причиной преждевременного разрушения корпуса при дальнейшем нагружении и деформировании конструкции корпуса реактора в течение аварийной ситуации. Кроме этого, подача на сильно нагретую стенку корпуса реактора холодной газожидкостной среды может привести к термоудару, который часто сопровождается растрескиванием и разрушением корпусной стали. Поэтому, использование только газожидкостной охлаждающей среды в качестве охладителя при реализации внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора значительно снижает надежность конструкции корпуса противостоять термосиловым нагрузкам, действующим на него в аварийной ситуации, а также сужает технологические возможности при реализации стратегии управления авариями, в том числе и ТА (т.н. стратегия SAM - Severe Accident Management, англ.) и не позволяет более рационально использовать имеющиеся ограниченные запасы охлаждающей среды в процессе аварии.For example, in the period before the start of the TA phase, the nuclear reactor vessel can be in the stage of its heating for a rather long time (from several tens of minutes to several hours), and at the same time, the highly heated outer wall of the reactor vessel will interact with the surrounding air (or other the oxidizing environment surrounding the reactor vessel). In this case, the oxidation of the body steel (the outer surface of the body), the decarburization of the surface layer of the body steel and the formation of microcracks in it (due to MCC) [2]. Such microcracks can initiate the development of through cracks and cause premature destruction of the vessel during further loading and deformation of the reactor vessel structure during an emergency. In addition, the supply of a cold gas-liquid medium to the highly heated wall of the reactor vessel can lead to thermal shock, which is often accompanied by cracking and destruction of the vessel steel. Therefore, the use of only a gas-liquid cooling medium as a coolant in the implementation of external cooling of the nuclear reactor vessel significantly reduces the reliability of the vessel structure to withstand thermal and power loads acting on it in an emergency, and also narrows the technological capabilities when implementing an accident management strategy, including HA ( the so-called SAM strategy - Severe Accident Management, English) and does not allow more rational use of the available limited reserves of the cooling medium during an accident.

Также, недостатком этого известного технического решения является то, что оно не позволяет установить дополнительное оборудование подобное экрану-дефлектору для ряда конструкций ЯЭУ в силу имеющихся ограничений по объему пространства вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора (подреакторная шахта и помещения) и имеющегося там установленного оборудования и конструкций. Например, из-за ограниченного пространства вокруг внешней поверхности корпуса реактора, в ряде случаев не является возможным разместить распыливающие устройства за внешней поверхностью экрана-дефлектора.Also, the disadvantage of this known technical solution is that it does not allow the installation of additional equipment like a deflector screen for a number of NPP designs due to the existing restrictions on the volume of space around the outer surface of the nuclear reactor vessel (sub-reactor shaft and premises) and the installed equipment available there, and designs. For example, due to the limited space around the outer surface of the reactor vessel, in some cases it is not possible to place spraying devices behind the outer surface of the baffle screen.

Эти недостатки ограничивают пределы и возможности использования этого известного технического решения при реализации способа внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора связанаThese disadvantages limit the limits and possibilities of using this known technical solution when implementing a method for external cooling of a nuclear reactor vessel.

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. 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.Known nuclear reactor with improved cooling in an emergency (Patent RU No. 2496163, publ. 20.10.2013, IPC G21C 15/18), containing a body in which the reactor core is located, a primary circuit for cooling the reactor, a shaft in which there is a housing, an annular channel surrounding the lower part of the housing in the shaft, means adapted to fill the reactor shaft with a cooling liquid. 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 an excess vapor pressure. The means for 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. The disadvantage of this known technical solution should be attributed to 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.

Известна 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.A known system of passive safety of a nuclear power plant (Patent RU 2467416, publ. 20.11.2012; IPC G21C 15/18), containing a sealed reactor room with a reactor located in it, a sprinkler system designed to spray coolant on the side surface of the reactor vessel, and also auxiliary systems that provide steam removal from the reactor room and supply of coolant to the sprinkler system and the sump located in the lower part of the reactor vessel. A sump with a suitable feed line and a control valve is designed to cool the lower part of the reactor vessel during TA. To increase the surface area of heat transfer, 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 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 known technical solution, is the complexity of the effective removal (evacuation) of the generated vapor in the region of the lower part of the nuclear reactor vessel (the bottom of the vessel) when the coolant boils in a porous layer formed by spherical heat-conducting elements on the outer surface the walls of the reactor vessel and located in the area of the sump filled with water.

Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого устройства по технической сущности и для осуществления заявляемого способа является устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии (Патент RU №2695129, опубл. 22.07.2019. Бюл. №21; МПК G21C 15/18), содержащее 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. 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 closest analogue (prototype) of the claimed device in technical essence and for the implementation of the proposed method is a device for cooling the body of a nuclear reactor in a severe accident (Patent RU No. 2695129, publ. 07/22/2019. Bull. No. 21; IPC G21C 15/18), containing a cooling system including a baffle screen located with a gap in relation to the outer surface of the nuclear reactor vessel. The screen-deflector has through holes on its surface, and also has at least one path for withdrawing from the gap between the screen-deflector and the outer surface of the nuclear reactor vessel the gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium supplied through the through holes in the screen-deflector on the outer surface of the nuclear reactor vessel by a group of spraying devices located behind the outer surface of the screen-deflector and intended for the formation and spraying of a gas-liquid cooling medium. Each of the spraying devices is connected by two feed pressure pipelines with sources containing gas and liquid components of the cooling gas-liquid medium under excess pressure separately. Each of the pressure pipelines has a regulating device for supplying a component of a cooling gas-liquid medium. Each regulating device is located between the group of atomizing devices and the sources of the gas and liquid components of the cooling gas-liquid medium. In the lower part of the screen-deflector there is at least one path for withdrawing the liquid phase of the components of the cooling medium from the lower part of the gap between the screen-deflector and the outer surface of the nuclear reactor vessel.

К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного технического решения, принятого за прототип устройства, относится невозможность осуществления защиты охлаждаемой поверхности корпуса ядерного реактора от окисления и коррозии в процессе его охлаждения вследствие взаимодействия нагретой внешней поверхности корпуса реактора с охлаждающей газожидкостной средой, которая включает в себя жидкостные или газовые компоненты, обладающие свойствами, способствующими межкристаллитной коррозии корпусной стали и окислению охлаждаемой поверхности корпуса реактора при его контакте с агрессивными в отношении окисления и коррозии компонентами в процессе охлаждения корпуса реактора. Также, недостатком этого известного технического решения является то, что оно не позволяет эффективно использовать имеющееся ограниченное пространства вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора и где размещается дополнительная конструкция экрана-дефлектора. В некоторых случаях, для ряда конструкций ЯЭУ, такое внешнее пространство вокруг корпуса реактора не позволяет установить подобные экраны-дефлекторы в дополнение к имеющимся уже конструкциям, а также установить распыливающие устройства за внешней поверхностью экрана-дефлектора, что ограничивает пределы и возможности использования этого известного технического решения (невозможность, например, изменять расстояние от распыливающих устройств до охлаждаемой поверхности стенки корпуса реактора).The reasons that impede the achievement of the specified technical result, when using this known technical solution adopted as a prototype of the device, is the impossibility of protecting the cooled surface of the nuclear reactor vessel from oxidation and corrosion during its cooling due to the interaction of the heated outer surface of the reactor vessel with the cooling gas-liquid medium, which includes liquid or gaseous components with properties that promote intergranular corrosion of the vessel steel and oxidation of the cooled surface of the reactor vessel when it comes into contact with components aggressive in relation to oxidation and corrosion during the cooling of the reactor vessel. Also, the disadvantage of this known technical solution is that it does not effectively use the available limited space around the outer surface of the nuclear reactor vessel and where the additional structure of the screen-deflector is located. In some cases, for a number of NPP designs, such an external space around the reactor vessel does not allow the installation of such deflector screens in addition to the existing structures, as well as the installation of spraying devices behind the outer surface of the deflector screen, which limits the limits and possibilities of using this known technical solutions (impossibility, for example, to change the distance from the spraying devices to the cooled surface of the reactor vessel wall).

Кроме этого, использование известного технического решения не позволяет одновременное или раздельное использование различных схем охлаждения (газового, жидкостного, газожидкостного), а также совместно использовать различные по типу и свойствам охлаждающие среды и их компоненты (например, использовать одновременно газовые, жидкостные и газожидкостные охлаждающие компоненты и др.), что ограничивает возможности управления авариями в ЯЭУ.In addition, the use of a well-known technical solution does not allow the simultaneous or separate use of various cooling schemes (gas, liquid, gas-liquid), as well as the joint use of different types and properties of cooling media and their components (for example, use simultaneously gas, liquid and gas-liquid cooling components and others), which limits the possibilities of accident management in nuclear power plants.

Предлагается.Offered.

1. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации заключающийся в том, что в системе охлаждения и защиты 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, отличающийся тем, что вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора формируют зазор и внутри этого зазора размещают, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, а из этого зазора осуществляют отвод, по крайней мере, жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, которые подают посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора при его нагреве.1. A method of cooling and protecting a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency, which consists in the fact that in the cooling and protection system of the nuclear reactor vessel a group of spraying devices is installed around the outer surface of the nuclear reactor vessel, and with a gap in relation to the outer surface of the nuclear reactor vessel A deflector screen is installed around it 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 vessel is heated, spraying devices are fed to the outer surface of the nuclear reactor vessel, characterized in that around the outer surface of the nuclear reactor vessel a gap is formed and inside this gap at least a part of a group of spraying devices are placed, and from this gap at least liquid, gaseous, vapor and / or gas-liquid components of cooling and / or protective media are removed from this gap, which are supplied by m of spraying devices on the outer surface of the nuclear reactor vessel when it is heated.

2. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора подают путем распыливания охлаждающие и/или защитные среды, взятые вместе или отдельно, а в качестве защитной среды используют, например, газообразные, диспергированные жидкостные и/или газожидкостные среды, взятые вместе или раздельно, а компоненты защитной среды выбирают из группы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре, а в качестве жидких компонентов жидкостной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, воду и/или водные растворы химических соединений, а в качестве газовых компонентов газообразной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, инертные газы, углекислый газ, фреоны, взятые отдельно или в смеси, причем, в качестве газожидкостной среды, например, может быть использована жидкая среда с предварительно растворенной в ней газовой компонентой и образующая при распыливании газожидкостную среду; температура защитной и/или охлаждающей среды и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, имеет значение, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора.2. A method for cooling and protecting a nuclear reactor vessel according to claim 1, characterized in that cooling and / or protective media, taken together or separately, are supplied to the outer surface of the nuclear reactor vessel by spraying, and, for example, gaseous media are used as a protective medium. dispersed liquid and / or gas-liquid media, taken together or separately, and the components of the protective environment are selected from the group of compounds that, for example, prevent oxidation and / or corrosion of the material of the outer surface of the nuclear reactor vessel at high temperatures, and as liquid components, liquid and / or a gas-liquid protective and / or cooling medium, for example, water and / or aqueous solutions of chemical compounds are used, and as gaseous components of a gaseous and / or gas-liquid protective and / or cooling medium, for example, inert gases, carbon dioxide, freons taken separately or in a mixture, and, as a gas-liquid medium, for example, can be used ana liquid medium with a gas component previously dissolved in it and forming a gas-liquid medium during spraying; the temperature of the protective and / or cooling medium and the components of these media, which are supplied to the outer surface of the reactor vessel, has a value at least not higher than the temperature of the cooled wall of the nuclear reactor vessel.

3. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, которое включает систему охлаждения, состоящую из экрана-дефлектора, расположенного с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора и имеющего 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, отличающееся тем, что система охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора включает зазор, образованный внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора, а в этом зазоре, вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, расположена, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, и каждое такое устройство предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, взятых вместе или отдельно, причем, каждое из этих распыливающих устройств соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом, по крайней мере, с одним источником, содержащим жидкие и/или газообразные компоненты охлаждающих и/или защитных сред, а в каждом из напорных трубопроводов имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи этих компонентов и расположенное между распыливающим устройством и источниками, содержащими данные компоненты охлаждающих и/или защитных сред.3. A device for cooling and protection of a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency, which includes a cooling system consisting of a screen-deflector located with a gap in relation to the outer surface of the nuclear reactor vessel and having through holes on its surface, and the screen-deflector has at least one path for withdrawing from the gap between the screen-deflector and the outer surface of the nuclear reactor vessel of the gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium supplied through the through holes in the screen-deflector to the outer surface of the nuclear reactor vessel by a group of spraying devices located behind the outer surface of the screen-deflector and intended for the formation and spraying of a gas-liquid cooling medium, and each of the spraying devices is connected by two feed pressure pipelines with sources containing gas and liquid components of the cooling gas under excess pressure liquid medium separately, and in each of the pressure pipelines there is a regulating device for supplying a component of a cooling gas-liquid medium, located between a group of spraying devices and sources of a gas and liquid component of a cooling gas-liquid medium, characterized in that the cooling and protection system of the nuclear reactor vessel includes a gap formed by an external the surface of the nuclear reactor vessel and at least one surface of the structure located outside the outer surface of the nuclear reactor vessel, and in this gap, around the outer surface of the nuclear reactor vessel, at least part of the group of spraying devices is located, and each such device is intended for the formation and supply by spraying onto the outer surface of the nuclear reactor vessel of gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid cooling and / or protective media, taken together or separately, and each of these spraying devices with united by at least one pressure pipeline with at least one source containing liquid and / or gaseous components of cooling and / or protective media, and in each of the pressure pipelines there is at least one regulating device for supplying these components and located between the spraying device and sources containing these components of cooling and / or protective media.

4. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 3, отличающееся тем, что, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств расположены за пределами зазора, образованного внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора, а зазор имеет, как минимум, один тракт для отвода из него жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, подаваемых посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора.4. A device for cooling and protection of a nuclear reactor vessel according to claim 3, characterized in that at least part of the group of spraying devices are located outside the gap formed by the outer surface of the nuclear reactor vessel and at least one surface of the structure located behind outside the outer surface of the nuclear reactor vessel, and the gap has at least one path for removing from it liquid, gaseous, vapor and / or gas-liquid components of cooling and / or protective media supplied by means of spraying devices to the outer surface of the nuclear reactor vessel.

5. Устройство охлаждения и защиты по п. 3 и 4, отличающееся тем, что в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, жидкие компоненты этих сред и/или жидкие компоненты с предварительно растворенными в них газовыми компонентами этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей, а в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, газообразные компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей газовых компонентов охлаждающих и/или защитных сред, причем, охлаждающие и/или защитные среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках, содержащих жидкие и/или газообразные охлаждающие и/или защитные среды и их компоненты, за счет гидростатического давления и/или за счет использования нагнетающих насосов.5. Cooling and protection device according to claim 3 and 4, characterized in that in spraying devices designed to form and supply dispersed liquid and / or gas-liquid cooling and / or protective media to the outer surface of the nuclear reactor vessel, liquid components of these media and / or liquid components with pre-dissolved gas components of these media are supplied to the atomizing devices separately and / or in the form of mixtures, and in atomizing devices designed to form and supply gaseous and / or gas-liquid coolants and / or to the outer surface of the nuclear reactor vessel protective media, the gaseous components of these media are supplied to the atomizing devices separately and / or in the form of mixtures of gaseous components of cooling and / or protective media, moreover, the cooling and / or protective media and / or components of these media are supplied to the atomizing devices under excess pressure, which provided, for example, due to excess pressure in the source tanks containing liquid and / or gaseous cooling and / or protective media and their components, due to hydrostatic pressure and / or due to the use of injection pumps.

Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является уменьшение риска разрушения корпуса ядерного реактора и последствий аварий, в частности, запроектных ТА, в ЯЭУ корпусного типа путем удержания материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора в течение аварии за счет защиты и использования эффективного внешнего охлаждения его внешней поверхности в аварийных условиях, сопровождающихся нагревом конструкции корпуса ядерного реактора.The technical problem to be solved by the claimed solution is to reduce the risk of destruction of the nuclear reactor vessel and the consequences of accidents, in particular beyond design basis TA, in the nuclear power plant of the vessel type by retaining the materials of the molten core inside the reactor vessel during the accident due to the protection and use of effective external cooling its outer surface in emergency conditions, accompanied by heating of the structure of the nuclear reactor vessel.

Техническим результатом заявляемого решения является увеличение интенсивности теплоотдачи на внешней поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении, а также защиты внешней поверхности корпуса ядерного реактора от окисления, коррозии и растрескивания в аварийных условиях, когда на корпус реактора воздействуют высокоинтенсивные тепловые нагрузки со стороны АЗ и расплавленных материалов разрушенной АЗ, а нагретая внешняя поверхность стенки корпуса реактора находится во взаимодействии с агрессивными компонентами (по крайней мере, в отношении окисления и коррозии) окружаюшей среды.The technical result of the proposed solution is to increase the intensity of heat transfer on the outer surface of the nuclear reactor vessel during its external cooling, as well as to protect the outer surface of the nuclear reactor vessel from oxidation, corrosion and cracking in emergency conditions, when the reactor vessel is exposed to high-intensity thermal loads from the core and molten materials of the destroyed core, and the heated outer surface of the reactor vessel wall interacts with aggressive components (at least with respect to oxidation and corrosion) of the environment.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора формируют зазор и внутри этого зазора размещают, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, а из этого зазора осуществляют отвод, по крайней мере, жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, которые подают посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора при его нагреве.The specified technical result is achieved due to the fact that in the method of cooling and protecting the body of a nuclear reactor when it is heated in an emergency, a gap is formed around the outer surface of the nuclear reactor vessel and at least part of a group of spraying devices is placed inside this gap, and from this the gap, at least liquid, gaseous, vapor and / or gas-liquid components of the cooling and / or protective media are removed, which are supplied by means of spraying devices to the outer surface of the nuclear reactor vessel when it is heated.

Указанный технический результат по п. 2 достигается тем, что в способе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора подают путем распыливания охлаждающие и/или защитные среды, взятые вместе или отдельно. В качестве защитной среды используют, например, газообразные, диспергированные жидкостные и/или газожидкостные среды, взятые вместе или раздельно. Компоненты защитной среды выбирают из группы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре. В качестве жидких компонентов жидкостной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, воду и/или водные растворы химических соединений. В качестве газовых компонентов газообразной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, инертные газы, углекислый газ, фреоны, взятые отдельно или в смеси. В качестве газожидкостной среды, например, может быть использована жидкая среда с предварительно растворенной в ней газовой компонентой и образующая при распыливании газожидкостную среду. Температура защитной и/или охлаждающей среды и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, имеет значение, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора.The specified technical result according to claim 2 is achieved by the fact that in the method of cooling and protecting a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency, cooling and / or protective media, taken together or separately, are sprayed onto the outer surface of the nuclear reactor vessel. As a protective medium, for example, gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid media are used, taken together or separately. The components of the protective environment are selected from the group of compounds that, for example, prevent oxidation and / or corrosion of the material of the outer surface of the nuclear reactor vessel at high temperatures. As liquid components of a liquid and / or gas-liquid protective and / or cooling medium, for example, water and / or aqueous solutions of chemical compounds are used. As gaseous components of a gaseous and / or gas-liquid protective and / or cooling medium, for example, inert gases, carbon dioxide, freons, taken separately or in a mixture, are used. As a gas-liquid medium, for example, a liquid medium with a gas component previously dissolved in it and forming a gas-liquid medium during spraying can be used. The temperature of the protective and / or cooling medium and the components of these media, which are supplied to the outer surface of the reactor vessel, has a value at least not higher than the temperature of the cooled wall of the nuclear reactor vessel.

Указанный технический результат по п. 3 достигается тем, что устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации содержит систему охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора которая включает зазор, образованный внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, которая расположена за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора. В этом зазоре, вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, расположена, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, и каждое такое устройство предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, взятых вместе или отдельно. Каждое из этих распыливающих устройств соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом, по крайней мере, с одним источником, содержащим жидкие и/или газообразные компоненты охлаждающих и/или защитных сред. В каждом из напорных трубопроводов имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи этих компонентов и расположенное между распыливающим устройством и источниками, содержащими данные компоненты охлаждающих и/или защитных сред.The specified technical result according to claim 3 is achieved in that the device for cooling and protecting the nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency contains a system for cooling and protecting the nuclear reactor vessel, which includes a gap formed by the outer surface of the nuclear reactor vessel and at least one surface a structure that is located outside the outer surface of a nuclear reactor vessel. In this gap, around the outer surface of the nuclear reactor vessel, at least part of a group of spraying devices is located, and each such device is designed to form and supply by spraying onto the outer surface of the nuclear reactor vessel gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid coolants and / or protective media, taken together or separately. Each of these spraying devices is connected by at least one pressure pipeline to at least one source containing liquid and / or gaseous components of cooling and / or protective media. Each of the pressure pipelines has at least one regulating device for supplying these components and located between the spraying device and sources containing these components of cooling and / or protective media.

Указанный технический результат по п. 4 достигается тем, что, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств расположены за пределами зазора, образованного внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Зазор имеет, как минимум, один тракт для отвода из него, по крайней мере, жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, подаваемых посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора.The specified technical result according to claim 4 is achieved in that at least part of the group of spraying devices are located outside the gap formed by the outer surface of the nuclear reactor vessel and at least one surface of the structure located outside the outer surface of the nuclear reactor vessel. The gap has at least one path for withdrawing from it at least liquid, gaseous, vapor and / or gas-liquid components of cooling and / or protective media supplied by means of spraying devices to the outer surface of the nuclear reactor vessel.

Указанный технический результат по п. 5 достигается тем, что в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, жидкие компоненты этих сред и/или жидкие компоненты с предварительно растворенными в них газовыми компонентами этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей. В распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, газообразные компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей газовых компонентов охлаждающих и/или защитных сред. Причем, охлаждающие и/или защитные среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках, содержащих жидкие и/или газообразные охлаждающие и/или защитные среды и их компоненты, за счет гидростатического давления и/или за счет использования нагнетающих насосов.The specified technical result according to claim 5 is achieved by the fact that in spraying devices designed to form and supply dispersed liquid and / or gas-liquid cooling and / or protective media to the outer surface of a nuclear reactor vessel, liquid components of these media and / or liquid components with preliminary the gas components of these media dissolved in them are supplied to the atomizing devices separately and / or in the form of mixtures. In spraying devices designed to form and supply gaseous and / or gas-liquid cooling and / or protective media to the outer surface of a nuclear reactor vessel, the gaseous components of these media are supplied to the atomizing devices separately and / or in the form of mixtures of gaseous components of cooling and / or protective media ... Moreover, cooling and / or protective media and / or components of these media are supplied to the spraying devices under excess pressure, which is provided, for example, due to excess pressure in sources containing liquid and / or gaseous cooling and / or protective media and their components, due to hydrostatic pressure and / or due to the use of injection pumps.

Техническая сущность предлагаемого технического решения, включающего способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления, поясняется чертежами, представленными на фиг. 1-5 и соответствующими пояснениями. На представленных чертежах фиг. 1-5 представлены только те элементы конструкции устройства, которые необходимы для понимания сущности предлагаемого технического решения. Сопутствующее оборудование, которое достаточно хорошо известно специалистам в данной области знаний, на этих чертежах не представлено.The technical essence of the proposed technical solution, including a method for cooling and protecting a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency, and a device for its implementation, is illustrated by the drawings shown in Fig. 1-5 and corresponding explanations. In the present drawings, FIG. 1-5 shows only those elements of the device design that are necessary to understand the essence of the proposed technical solution. Associated equipment, which is well known to those skilled in the art, is not shown in these figures.

На фиг. 1 представлена функциональная схема устройства охлаждения и защиты корпуса 1 ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации с внешней поверхностью 2, охлаждаемой в процессе аварии. На фиг. 2 представлена функциональная схема распыливающего устройства и основных элементов системы охлаждения и защиты, предназначенной для подачи газообразной среды на поверхность корпуса реактора. Аналогичная функциональная схема в случае использования диспергированной жидкостной среды представлена на фиг. 3, а в случае использования газожидкостной среды - чертежи представлены на фиг. 4, 5.FIG. 1 shows a functional diagram of the device for cooling and protecting the body 1 of a nuclear reactor when it is heated in an emergency with the outer surface 2 cooled during the accident. FIG. 2 shows a functional diagram of the atomizing device and the main elements of the cooling and protection system designed to supply a gaseous medium to the surface of the reactor vessel. A similar functional diagram in the case of using a dispersed liquid medium is shown in FIG. 3, and in the case of using a gas-liquid medium, the drawings are shown in FIG. 4, 5.

Данное устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации включает зазор 3 (фиг. 1), образованный внешней поверхностью 2 корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции 4, которая расположена за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора.This device for cooling and protecting the nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency includes a gap 3 (Fig. 1) formed by the outer surface 2 of the nuclear reactor vessel and at least one surface of the structure 4, which is located outside the outer surface of the nuclear reactor vessel ...

В некоторых случаях, целесообразно иметь изменяемую геометрию поверхности конструкции 4, которая вместе с внешней поверхностью 2 корпуса реактора 1 формирует геометрию зазора 3. Такой регулируемый зазор позволяет более рационально осуществлять процессы охлаждения и/или защиты в течение аварии за счет регулирования площади сечения зазора по его длине, а также регулировать режим течения/ отвода газообразных, газожидкостных и паровых компонентов из зазора 3, образующихся при охлаждении и защите стенки корпуса реактора. Наличие конструкции 4 вокруг корпуса реактора, имеющей достаточный объем для размещения вспомогательных систем для изменения геометрии зазора, дает дополнительные возможности для совершенствования и дальнейшего развития предлагаемого технического решения.In some cases, it is advisable to have a variable geometry of the surface of the structure 4, which, together with the outer surface 2 of the reactor vessel 1, forms the geometry of the gap 3. Such an adjustable gap makes it possible to more efficiently carry out the cooling and / or protection processes during an accident by regulating the cross-sectional area of the gap along its length, as well as to regulate the flow / removal of gaseous, gas-liquid and vapor components from the gap 3 formed during cooling and protection of the reactor vessel wall. The presence of structure 4 around the reactor vessel, having a sufficient volume to accommodate auxiliary systems for changing the geometry of the gap, provides additional opportunities for improving and further developing the proposed technical solution.

Также, данное устройство включает систему охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора, содержащую группу распыливающих устройств 5-8, состоящих из распыливающих устройств 5-7, расположенных в зазоре 3, а также группу распыливающих устройств 8, которые расположены за пределами этого зазора. Размещение, по крайней мере, части распыливающих устройств 5-7 в зазоре 3 обоснованно, в частности, тем, что в ряде случаев, из-за ограниченности имеющегося объема пространства вокруг корпуса ядерного реактора, не представляется установить распыливающие устройства за пределами зазора 3.Also, this device includes a system for cooling and protection of the nuclear reactor vessel, containing a group of spraying devices 5-8, consisting of spraying devices 5-7 located in the gap 3, as well as a group of spraying devices 8, which are located outside this gap. The placement of at least part of the spraying devices 5-7 in the gap 3 is justified, in particular, by the fact that in a number of cases, due to the limited space available around the nuclear reactor vessel, it does not seem possible to install the spraying devices outside the gap 3.

Кроме этого, возможность размещения распыливающих 5-7 устройств в зазоре 3 определяется режимом подачи охлаждающих и защитных сред, когда существует необходимо иметь различные расстояния между распыливающими устройствами и поверхностью 2 корпуса реактора. Также, выбор места расположения распыливающих устройств (внутри зазора, или за его пределами) определяется как типом распыливающих устройств, так и конструктивным исполнением реакторной установки и окружающих ее конструкций, а также конкретными особенностями и условиями реализации стратегии управления аварийной ситуацией в ЯЭУ.In addition, the possibility of placing spraying devices 5-7 in the gap 3 is determined by the mode of supply of cooling and protective media, when it is necessary to have different distances between the spraying devices and the surface 2 of the reactor vessel. Also, the choice of the location of the spraying devices (inside the gap, or outside it) is determined by both the type of spraying devices and the design of the reactor installation and its surrounding structures, as well as the specific features and conditions of the implementation of the emergency management strategy in the nuclear power plant.

Распыливающие устройства 5-8 расположены вокруг внешней поверхности корпуса 1 ядерного реактора и каждое из этих распыливающих устройств предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред. Распыливание и подача на поверхность корпуса охлаждающих и защитных сред может осуществляться как раздельно (через различные распыливающие устройства), так и совместно используя одни и те же распыливающие устройства. Также, подача на корпус охлаждающих и защитных сред может осуществляться как одновременно, так и последовательно. При этом, компоненты (газообразные, жидкие) защитных сред могут являться одновременно и компонентами охлаждающих сред. Конкретная реализация того, или иного сценария подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора зависит от выбранной стратегии управления аварийной ситуацией и условиями ее протекания.Spraying devices 5-8 are located around the outer surface of the nuclear reactor body 1 and each of these spraying devices is designed to form and supply by spraying onto the outer surface of the nuclear reactor vessel gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid cooling and / or protective media. Spraying and supply of cooling and protective media to the surface of the housing can be carried out both separately (through different spraying devices), and jointly using the same spraying devices. Also, the supply of cooling and protective media to the body can be carried out both simultaneously and sequentially. In this case, the components (gaseous, liquid) of protective media can be at the same time components of cooling media. The specific implementation of one or another scenario for the supply of cooling and shielding media to the surface of the reactor vessel depends on the chosen strategy for managing the emergency and the conditions of its occurrence.

Для отвода из зазора 3 жидких 11, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и защитных сред, которые накапливаются в зазоре в процессе подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора, зазор 3 оснащен, как минимум, одним отводящим трактом 10 (фиг. 1), расположенный в нижней части зазора 3. Для отвода менее плотных компонентов (газообразных, паровых и/или газожидкостных) из этого зазора может быть использован, как минимум, отводящий тракт 9, который располагается, например, в верхней части зазора 3.To remove from the gap 3 liquid 11, gaseous, vapor and / or gas-liquid components of cooling and protective media that accumulate in the gap during the supply of cooling and protective media to the surface of the reactor vessel, the gap 3 is equipped with at least one outlet path 10 (Fig. 1), located in the lower part of the gap 3. For the removal of less dense components (gaseous, vapor and / or gas-liquid) from this gap, at least the outlet duct 9 can be used, which is located, for example, in the upper part of the gap 3.

Каждое распиливающее устройство 5 (фиг. 2), предназначенное для формирования и подачи газообразных охлаждающих и/или защитных сред на внешнюю поверхность корпуса реактора, соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом 12 (фиг. 2), по крайней мере, с одним источником 13, в котором содержится компонент газообразной охлаждающей и/или защитной среды. В каждом из напорных трубопроводов 12 имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи 14, расположенное между распыливающим устройством 5 и источником 13, и посредством которого осуществляется регулирование подачи компонентов газообразной охлаждающей и/или защитной среды в распыливающее устройство 5.Each sawing device 5 (Fig. 2), designed to form and supply gaseous cooling and / or protective media to the outer surface of the reactor vessel, is connected by at least one pressure pipe 12 (Fig. 2) to at least one source 13, which contains a component of a gaseous cooling and / or protective environment. Each of the pressure pipelines 12 has at least one regulating supply device 14 located between the atomizing device 5 and the source 13, and by means of which the supply of the components of the gaseous cooling and / or protective medium to the atomizing device 5 is regulated.

В качестве компонента газообразной среды, подаваемой на поверхность корпуса, может использоваться как один тип вещества, например, Г1 (фиг. 2), так и смесь различных веществ, например, Г1-Г4 (фиг. 2). Причем, вещества Г1-Г4 могут выполнять как роль только охлаждающих, или роль только защитных компонентов, так и являться одновременно и охлаждающими, и защитными компонентами в газообразной среде, подаваемой на поверхность корпуса реактора 2.As a component of the gaseous medium supplied to the surface of the housing, both one type of substance, for example, G1 (Fig. 2), and a mixture of various substances, for example, G1-G4 (Fig. 2) can be used. Moreover, substances G1-G4 can perform both the role of only cooling, or the role of only protective components, and simultaneously be both cooling and protective components in a gaseous medium supplied to the surface of the reactor vessel 2.

В качестве компонентов газообразной среды, используемой для охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийной ситуации, могут использоваться, например, такие вещества как воздух, азот, инертные газы, углекислый газ, фреоны и их смеси. А в качестве компонентов газообразной среды, используемой для защиты поверхности корпуса реактора при высоких температурах, можно использовать, например, азот, инертные газы, углекислый газ и другие газообразные соединения, которые уменьшают интенсивность окисления внешней поверхности корпуса реактора при его нагреве свыше 500°С и снижают риск поверхностного растрескивания (вследствие МКК и окисления корпусной стали) конструкции корпуса как в процессе нагрева, так и при охлаждении нагретого корпуса, например, водой (залив, дисперсное распыливание, газожидкостное охлаждение) при совместном использовании этих схем охлаждения и/или защиты. Компоненты газообразной среды (Г1-Г4) подаются в распыливающие устройства 5 под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках 13 и/или за счет использования нагнетающих насосов, которые на данных чертежах не представлены.As components of the gaseous medium used to cool the reactor vessel in an emergency, substances such as air, nitrogen, inert gases, carbon dioxide, freons and their mixtures can be used. And as components of the gaseous medium used to protect the surface of the reactor vessel at high temperatures, you can use, for example, nitrogen, inert gases, carbon dioxide and other gaseous compounds that reduce the intensity of oxidation of the outer surface of the reactor vessel when it is heated above 500 ° C and reduce the risk of surface cracking (due to MCC and oxidation of the body steel) of the body structure both during heating and when cooling the heated body, for example, with water (flooding, dispersed spraying, gas-liquid cooling) when these cooling and / or protection schemes are used together. The components of the gaseous medium (G1-G4) are supplied to the atomizing devices 5 under excess pressure, which is provided, for example, due to excess pressure in the sources 13 and / or due to the use of injection pumps, which are not shown in these figures.

На фиг. 3 представлена функциональная схема распыливающего устройства и основных элементов системы 6 охлаждения и защиты, предназначенной для формирования и подачи диспергированной жидкостной среды на поверхность корпуса реактора. Данная схема аналогична функциональной схеме, представленной на фиг. 2 для случая реализации охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора с использованием газообразных сред. Основные отличия этих систем представлены и объясняются ниже.FIG. 3 shows a functional diagram of the atomizing device and the main elements of the cooling and protection system 6, designed to form and supply a dispersed liquid medium to the surface of the reactor vessel. This diagram is similar to the functional diagram shown in FIG. 2 for the case of the implementation of cooling and protection of a nuclear reactor vessel using gaseous media. The main differences between these systems are presented and explained below.

Каждое распыливающее устройство 6 (фиг. 3) предназначено для формирования и подачи диспергированных жидкостных охлаждающих и/или защитных сред на внешнюю поверхность 2 корпуса реактора и соединено это устройство, как минимум, одним напорным трубопроводом 15, по крайней мере, с одним источником 16, в котором содержится жидкий компонент охлаждающей и/или защитной среды. В каждом из напорных трубопроводов 15 имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи 14, расположенное между распыливающим устройством 6 и источником 16, и посредством которого осуществляется регулирование подачи жидких компонентов диспергированной жидкостной охлаждающей и/или защитной среды в распыливающее устройство 6.Each spraying device 6 (Fig. 3) is designed to form and supply dispersed liquid cooling and / or protective media to the outer surface 2 of the reactor vessel and is connected to this device by at least one pressure pipeline 15 with at least one source 16, which contains a liquid component of a cooling and / or protective medium. Each of the pressure pipelines 15 has at least one regulating supply device 14 located between the atomizing device 6 and the source 16, and by means of which the supply of liquid components of the dispersed liquid cooling and / or protective medium to the atomizing device 6 is controlled.

В качестве компонентов диспергированной жидкостной среды, подаваемой на поверхность корпуса, может использоваться как один тип жидкости, например, Ж1 (фиг. 3), так и смесь различных жидкостей, например, Ж1-Ж4 (фиг. 3). Причем, жидкие вещества Ж1-Ж4 могут выполнять как роль только охлаждающих, или роль только защитных компонентов, так и являться одновременно охлаждающими и защитными компонентами в диспергированной жидкостной среде, подаваемой на поверхность корпуса.As components of the dispersed liquid medium supplied to the surface of the housing, both one type of liquid, for example, Zh1 (Fig. 3), and a mixture of various liquids, for example, Zh1-Zh4 (Fig. 3) can be used. Moreover, liquid substances Zh1-Zh4 can perform both the role of only cooling, or the role of only protective components, and simultaneously be cooling and protective components in a dispersed liquid medium supplied to the surface of the body.

В качестве компонентов диспергированной жидкостной среды, используемой для охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийной ситуации, могут использоваться, например, такие вещества как расплавы легкоплавких веществ и соединений (например, литий), а также вода и/или соединения на ее основе, а компоненты диспергированной жидкостной защитной среды выбирают из группы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре. В частности, например, возможно использование водных растворов солей и соединений, обладающих способностью пассивации материала внешней поверхности корпуса реактора, или формированию на ней защитного покрытия устойчивого к воздействию на нее водяного пара и других агрессивных соединений при повышенных температурах в течение протекания аварии.As components of the dispersed liquid medium used to cool the reactor vessel in an emergency, substances such as melts of low-melting substances and compounds (for example, lithium), as well as water and / or compounds based on it, and the components of dispersed The liquid protective medium is selected from the group of compounds that, for example, prevent oxidation and / or corrosion of the material of the outer surface of the nuclear reactor vessel at high temperatures. In particular, for example, it is possible to use aqueous solutions of salts and compounds capable of passivating the material of the outer surface of the reactor vessel, or forming a protective coating on it that is resistant to water vapor and other aggressive compounds at elevated temperatures during the course of an accident.

При одновременном использовании различных жидких компонентов (Ж1-Ж4) диспергированной жидкостной среды для охлаждения и/или защиты корпуса реактора необходимо выбирать данные жидкие компоненты (Ж1-Ж4) из условия, чтобы отсутствовали фазовые превращения между этими компонентами при их смешении и распыливании, например, связанные с кипением какого-либо из этих компонентов, или образованием твердых фаз, что может снизить эффективность теплоотдачи в процессе охлаждения и защиты корпуса реактора.With the simultaneous use of various liquid components (Zh1-Zh4) of a dispersed liquid medium for cooling and / or protecting the reactor vessel, it is necessary to select these liquid components (Zh1-Zh4) from the condition that there are no phase transformations between these components during mixing and spraying, for example, associated with boiling of any of these components, or the formation of solid phases, which can reduce the efficiency of heat transfer during cooling and protection of the reactor pressure vessel.

На фиг. 4 и 5 представлены функциональные схемы распыливающих устройств и основных элементов системы 7 охлаждения и защиты, предназначенной для формирования и подачи газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред на поверхность корпуса реактора в аварийных условиях.FIG. 4 and 5 show functional diagrams of spraying devices and the main elements of the cooling and protection system 7, designed for the formation and supply of gas-liquid cooling and / or protective media to the surface of the reactor vessel in emergency conditions.

В случае использования, по крайней мере, жидких компонентов охлаждающей среды с предварительно растворенными (поглощенными, сорбированными) в них газовыми компонентами (фиг. 5), каждое распыливающее устройство 7 соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом 15, по крайней мере, с одним источником 17, в котором содержится жидкий компонент (ГЖ1-ГЖ4) с предварительно растворенными (поглощенными, сорбированными) в нем газовыми компонентами. Здесь, под компонентами ГЖ1-ГЖ4 понимаются компоненты как охлаждающих, так и защитных сред, или их смесей.In the case of using at least liquid components of the cooling medium with gas components previously dissolved (absorbed, sorbed) in them (Fig. 5), each spraying device 7 is connected with at least one pressure pipeline 15 with at least one source 17, which contains a liquid component (GZh1-GZh4) with previously dissolved (absorbed, sorbed) gas components in it. Here, the components GZh1-GZh4 are understood as components of both cooling and protective media, or their mixtures.

В качестве компонентов ГЖ1-ГЖ4, используемых для формирования охлаждающей газожидкостной среды, могут использоваться, например, вода при повышенном давлении в которой растворены (поглощены, сорбированы) одна, или несколько газообразных компонент (например, углекислый газ), и из этой воды, при снижении давления и/или изменении температуры, данная газовая среда выделяется (десорбируется), что позволяет формировать газожидкостную среду при распылении через распыливающее устройство 7.As components GZh1-GZh4 used to form a cooling gas-liquid medium, for example, water at an elevated pressure in which one or several gaseous components (for example, carbon dioxide) are dissolved (absorbed, sorbed), and from this water, at a decrease in pressure and / or a change in temperature, this gaseous medium is released (desorbed), which makes it possible to form a gas-liquid medium when spraying through the atomizing device 7.

Кроме этого, в качестве таких компонентов ГЖ1-ГЖ4 могут использоваться, например, такие вещества как расплавы на основе легкоплавких металлов и соединений, которые имеют хорошую способность растворять (поглощать, сорбировать) газообразные соединения при определенных условиях (температура, давление), а при изменении этих условий, например, изменении температуры и/или давления, выделять (десорбировать) эти газообразные соединения и образовывать при распылении газожидкостную среду.In addition, as such components GZH1-GZH4 can be used, for example, substances such as melts based on low-melting metals and compounds that have a good ability to dissolve (absorb, sorb) gaseous compounds under certain conditions (temperature, pressure), and when changing these conditions, for example, changes in temperature and / or pressure, to release (desorb) these gaseous compounds and form a gas-liquid medium during spraying.

В качестве компонентов ГЖ1-ГЖ4, используемых для формирования защитной газожидкостной среды, могут быть использованы, например, водные растворы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре.As components GZh1-GZh4 used to form a protective gas-liquid medium, for example, aqueous solutions of compounds that, for example, prevent oxidation and / or corrosion of the material of the outer surface of the nuclear reactor vessel at high temperatures, can be used.

При необходимости, возможно использование смесей ГЖ1-ГЖ4 в качестве компонентов охлаждающей и/или защитной газожидкостной среды. В частности, например, возможно использование водных растворов соединений, обладающих способностью к пассивации материала внешней поверхности корпуса реактора, или формированию на ней защитного покрытия устойчивого к воздействию на нее водяного пара и других агрессивных соединений при повышенных температурах протекания аварии. В этом случае, используемое жидкое соединение на основе воды может выполнять одновременно роль как защитного, так и охлаждающего компонента. При одновременном использовании различных компонентов ГЖ1-ГЖ4 при охлаждении и/или защите корпуса реактора необходимо выбирать данные компоненты ГЖ1-ГЖ4 из условия, чтобы отсутствовали фазовые превращения между этими компонентами при их смешении и распыливании, например, связанные с кипением какого-либо из этих компонентов, или образованием твердых фаз, что может снизить эффективность теплоотдачи в процессе охлаждения и защиты корпуса реактора.If necessary, it is possible to use mixtures GZh1-GZh4 as components of a cooling and / or protective gas-liquid medium. In particular, for example, it is possible to use aqueous solutions of compounds that have the ability to passivate the material of the outer surface of the reactor vessel, or to form a protective coating on it that is resistant to water vapor and other aggressive compounds at elevated temperatures of the accident. In this case, the water-based liquid compound used can simultaneously play the role of both a protective and a cooling component. With the simultaneous use of various components GZH1-GZH4 during cooling and / or protection of the reactor vessel, it is necessary to select these components GZH1-GZH4 from the condition that there are no phase transformations between these components during their mixing and spraying, for example, associated with boiling of any of these components , or the formation of solid phases, which can reduce the efficiency of heat transfer during cooling and protection of the reactor vessel.

При использовании схемы с раздельной подачей (фиг. 4) жидких и газообразных компонентов в распыливающее устройство 7, имеются, по крайней мере, два напорных трубопровода 12 и 15 посредством которых подаются жидкие (Ж1-Ж4) и газообразные компоненты (Г1-Г4) охлаждающих и/или защитных сред из источников, содержащих эти газообразные 13 и жидкие 16 компоненты. В каждом из напорных трубопроводов 12 и 15 имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи 14, расположенное между распыливающим устройством 7 и источниками 13 и 16, и посредством которого осуществляется регулирование подачи жидких и газообразных компонентов газожидкостной охлаждающей и/или защитной среды в распыливающее устройство 7.When using a scheme with separate supply (Fig. 4) of liquid and gaseous components to the atomizing device 7, there are at least two pressure pipelines 12 and 15 through which liquid (Zh1-Zh4) and gaseous components (G1-G4) of cooling and / or protective media from sources containing these gaseous 13 and liquid 16 components. Each of the pressure pipelines 12 and 15 has at least one supply control device 14 located between the atomizing device 7 and the sources 13 and 16, and by means of which the supply of liquid and gaseous components of the gas-liquid cooling and / or protective medium to the atomizing device 7.

Жидкие компоненты (Ж1-Ж4) являются составляющими газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред и подаются в распыливающие устройства 7 раздельно, например, как компонент Ж1 (фиг. 4), или в виде смеси компонентов, например, Ж2-Ж4 (фиг. 4). Аналогично, газообразные компоненты (Г1-Г4) являются составляющими газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред и подаются в распыливающие устройства 7 раздельно, например, как компонент Г1 (фиг. 4), или в виде смеси компонентов, например, Г2-Г4 на фиг. 4.Liquid components (Zh1-Zh4) are components of gas-liquid cooling and / or protective media and are supplied to the spraying devices 7 separately, for example, as component Zh1 (Fig. 4), or in the form of a mixture of components, for example, Zh2-Zh4 (Fig. 4 ). Similarly, the gaseous components (G1-G4) are components of the gas-liquid cooling and / or protective media and are supplied to the spraying devices 7 separately, for example, as component G1 (Fig. 4), or as a mixture of components, for example, G2-G4 in Fig. ... four.

В качестве газообразных (Г1-Г4) и жидких (Ж1-Ж4) компонентов, которые используются для формирования газожидкостной среды и ее подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, могут быть использованы материалы и вещества аналогичные тем, которые рассматривались выше для случаев формирования и подачи газообразных (фиг. 2), диспергированных жидкостных (фиг. 3) и/или газожидкостных (фиг. 5) охлаждающих и/или защитных сред.As gaseous (G1-G4) and liquid (Zh1-Zh4) components that are used to form a gas-liquid medium and supply it to the outer surface of a nuclear reactor vessel, materials and substances similar to those discussed above for gaseous (Fig. 2), dispersed liquid (Fig. 3) and / or gas-liquid (Fig. 5) cooling and / or protective media.

Представленные на фиг. 1 распыливающие устройства 5-8 не ограничивают количество применяемых распыливающих устройств для охлаждения и/или защиты корпуса ядерного реактора пи его нагреве в аварийной ситуации, а служат цели иллюстрации и объяснения технической сущности предлагаемого технического решения. Также, представленные на фиг. 2-5 жидкие (Ж1-Ж4, ГЖ1-ГЖ4) и газообразные (Г1-Г4) компоненты охлаждающих и защитных сред не ограничивают количество применяемых компонентов, используемых для охлаждения и защиты корпуса реактора, а служат цели иллюстрации и объяснения технической сущности предлагаемого технического решения.Shown in FIG. 1 spraying devices 5-8 do not limit the number of spraying devices used for cooling and / or protecting a nuclear reactor vessel and its heating in an emergency, but serve the purpose of illustrating and explaining the technical essence of the proposed technical solution. Also shown in FIG. 2-5 liquid (Zh1-Zh4, GZh1-GZh4) and gaseous (G1-G4) components of cooling and protective media do not limit the number of components used to cool and protect the reactor pressure vessel, but serve the purpose of illustrating and explaining the technical essence of the proposed technical solution ...

Жидкие (Ж1-Ж4, ГЖ1-ГЖ4) и газообразные (Г1-Г4) компоненты, используемые для формирования и подачи охлаждающих и/или защитных сред на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, подаются в распыливающие устройства под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках 13, 16 и 17 (фиг. 2-5) и/или за счет использования нагнетающих насосов, которые на данных чертежах фиг. 1-5 не представлены. В частности, избыточное давление в источниках, содержащих жидкие компоненты охлаждающих и/или защитных сред, может обеспечиваться за счет гидростатического давления столба жидкости, когда имеется перепад высот между источником, содержащий жидкий компонент, и распыливающим устройством.Liquid (Zh1-Zh4, GZh1-GZh4) and gaseous (G1-G4) components used for the formation and supply of cooling and / or protective media to the outer surface of the nuclear reactor vessel are supplied to the spraying devices under excess pressure, which is provided, for example, due to excess pressure in the sources 13, 16 and 17 (Fig. 2-5) and / or due to the use of injection pumps, which in these drawings Figs. 1-5 are not shown. In particular, overpressure in sources containing liquid components of cooling and / or protective media can be provided by the hydrostatic pressure of the liquid column when there is a height difference between the source containing the liquid component and the spraying device.

Для обеспечения эффективного теплоотвода от охлаждаемой внешней поверхности корпуса реактора, необходимо обеспечить условие, чтобы температура защитных и/или охлаждающих сред и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, имели значения температуры, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора. С увеличением разницы температур между температурой охлаждаемой стенки корпуса реактора и температурами защитных и/или охлаждающих среды и компонентов этих сред, подаваемых на эту поверхность, эффективность процесса охлаждения возрастает.To ensure effective heat removal from the cooled outer surface of the reactor vessel, it is necessary to ensure that the temperature of the protective and / or cooling media and the components of these media, which are supplied to the outer surface of the reactor vessel, have temperature values at least not higher than the temperature of the cooled vessel wall nuclear reactor. With an increase in the temperature difference between the temperature of the cooled wall of the reactor vessel and the temperatures of the protective and / or cooling media and the components of these media supplied to this surface, the efficiency of the cooling process increases.

В предлагаемом техническом решении способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации реализуется следующим образом.In the proposed technical solution, a method for cooling and protecting a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency is implemented as follows.

Вокруг внешней поверхности 2 корпуса 1 ядерного реактора формируют зазор 3, в котором размещают, по крайней мере, часть распыливающих устройств 5-7 (фиг. 1). По крайней мере, часть распыливающих устройств 8 размещают за пределами зазора 3. Выбор места расположения распыливающих устройств (внутри зазора, или за его пределами) определяется как типом распыливающих устройств и режимом подачи охлаждающих и защитных сред на корпус реактора, так и конструктивным исполнением реакторной установки и окружающих ее конструкций, а также конкретными особенностями и условиями реализации стратегии управления аварийной ситуацией в ЯЭУ.Around the outer surface 2 of the body 1 of the nuclear reactor, a gap 3 is formed, in which at least a part of the spraying devices 5-7 are placed (Fig. 1). At least some of the spraying devices 8 are placed outside the gap 3. The choice of the location of the spraying devices (inside the gap or outside) is determined both by the type of spraying devices and the mode of supply of cooling and protective media to the reactor vessel, and by the design of the reactor installation and its surrounding structures, as well as specific features and conditions for implementing the emergency management strategy in a nuclear power plant.

Формирование зазора 3с использованием внешней поверхности 2 корпуса реактора и поверхностей конструкции 4, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса реактора, позволяет использовать имеющуюся инфраструктуру ЯЭУ и имеющиеся конструкции 4 в реакторных шахтах и помещениях. В частности, наличие имеющихся конструкций 4 вокруг корпуса реактора 1 позволяет сформировать зазор 3 с изменяемой геометрией в процессе управления аварией. Такой регулируемый зазор позволяет более рационально осуществлять, по крайней мере, процесс теплоотвода от поверхности корпуса реактора за счет изменения сечения зазора 3 по его длине и тем самым, изменяя режим течения охлаждающих и/или защитных сред в этом зазоре. Таким образом, использование конструкций 4, расположенных вокруг корпуса реактора, для формирования зазора 3 с требуемыми геометрическими параметрами позволяет организовать более эффективные схемы охлаждения и/или защиты корпуса реактора в аварийных условиях.The formation of the gap 3 using the outer surface 2 of the reactor vessel and the surfaces of the structure 4 located outside the outer surface of the reactor vessel makes it possible to use the existing infrastructure of the nuclear power plant and the existing structures 4 in the reactor shafts and rooms. In particular, the presence of existing structures 4 around the reactor vessel 1 makes it possible to form a gap 3 with a variable geometry in the process of accident management. Such an adjustable gap makes it possible to more efficiently carry out, at least, the process of heat removal from the surface of the reactor vessel by changing the cross-section of the gap 3 along its length and thereby changing the flow regime of the cooling and / or protective media in this gap. Thus, the use of structures 4 located around the reactor vessel to form a gap 3 with the required geometric parameters allows organizing more efficient cooling and / or protection schemes for the reactor vessel in emergency conditions.

Для отвода из зазора 3 жидких 11, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и защитных сред, которые накапливаются в зазоре в процессе подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора, зазор 3 оснащают, как минимум, одним отводящим трактом 10 (фиг. 1), который располагают в нижней части зазора 3. Для отвода менее плотных компонентов (газообразных, паровых и/или газожидкостных) из этого зазора, верхнюю часть зазора 3 оснащают отводящим трактом 9, который располагают, например, в верхней части зазора 3.To remove from the gap 3 liquid 11, gaseous, vapor and / or gas-liquid components of cooling and protective media, which accumulate in the gap during the supply of cooling and protective media to the surface of the reactor vessel, the gap 3 is equipped with at least one outlet duct 10 (Fig. . 1), which is located in the lower part of the gap 3. For the removal of less dense components (gaseous, vapor and / or gas-liquid) from this gap, the upper part of the gap 3 is equipped with a discharge duct 9, which is located, for example, in the upper part of the gap 3.

В случае нагрева корпуса ядерного реактора вследствие воздействия на него тепловых нагрузок от осушенной АЗ и высокотемпературных расплавленных материалов АЗ, срабатывают регулирующие устройства 14, осуществляя подачу в напорные трубопроводы 12 и 15 от источников 13, 16 и 17 газообразных (Г1-Г4) и/или жидких (Ж1-Ж4, ГЖ1-ГЖ4) компонентов охлаждающих и/или защитных сред (фиг. 2-5). Эти жидкие и газообразные компоненты подаются в распыливающие устройства 5-8 (фиг. 1-5) под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках 13, 16 и 17 (фиг. 2-5) и/или за счет использования нагнетающих насосов, которые на данных чертежах фиг. 1-5 не представлены. В качестве распыливающих устройств 8, расположенных за пределами зазора, могут выступать распыливающие устройства для подачи на поверхность корпуса реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных потоков охлаждающих и/или защитных сред.In the case of heating of the nuclear reactor vessel due to the impact on it of thermal loads from the dried core and high-temperature molten core materials, control devices 14 are triggered, supplying the pressure pipelines 12 and 15 from sources 13, 16 and 17 gaseous (G1-G4) and / or liquid (Zh1-Zh4, GZh1-GZh4) components of cooling and / or protective media (Fig. 2-5). These liquid and gaseous components are supplied to the spraying devices 5-8 (FIGS. 1-5) under excess pressure, which is provided, for example, due to excess pressure in the sources 13, 16 and 17 (FIGS. 2-5) and / or behind through the use of injection pumps, which in these drawings FIG. 1-5 are not shown. Spraying devices 8 located outside the gap can be spraying devices for supplying gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid flows of cooling and / or protective media to the surface of the reactor vessel.

Подача газообразных и/или жидких компонентов в распыливающие устройства 5-8 (фиг. 1-5) приводит к формированию газообразных (фиг. 2), диспергированных жидкостных (фиг. 3) и/или газожидкостных (фиг. 4, 5) потоков охлаждающих и/или защитных сред, которые подаются на внешнюю поверхность 2 корпуса реактора 1. Эффективность и основные характеристики использования диспергированных газожидкостных сред для охлаждения теплонагруженных устройств обсуждаются и представлены в [4, 5] и в описании прототипа предлагаемого технического решения.The supply of gaseous and / or liquid components to the spraying devices 5-8 (Fig. 1-5) leads to the formation of gaseous (Fig. 2), dispersed liquid (Fig. 3) and / or gas-liquid (Fig. 4, 5) streams of cooling and / or protective media, which are supplied to the outer surface 2 of the reactor vessel 1. The efficiency and main characteristics of the use of dispersed gas-liquid media for cooling heat-loaded devices are discussed and presented in [4, 5] and in the description of the prototype of the proposed technical solution.

В предлагаемом техническом решении подача на корпус реактора охлаждающих сред может осуществляться одновременно с подачей защитных сред, а тип этих сред может быть газообразный, диспергированный жидкостной и/или газожидкостной. Также возможно использование как раздельной подачи охлаждающих и защитных сред (используя различные распыливающие устройства), так и совместное использование одних и тех же распыливающих устройств для этой цели. При этом, компоненты (газообразные, жидкие) защитных сред могут являться одновременно и компонентами охлаждающих сред. Конкретная реализация того, или иного сценария подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора зависит от выбранной стратегии управления аварийной ситуацией иIn the proposed technical solution, the supply of cooling media to the reactor vessel can be carried out simultaneously with the supply of protective media, and the type of these media can be gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid. It is also possible to use both separate supply of cooling and protective media (using different spraying devices), and joint use of the same spraying devices for this purpose. In this case, the components (gaseous, liquid) of protective media can be at the same time components of cooling media. The specific implementation of one or another scenario for the supply of cooling and shielding media to the surface of the reactor vessel depends on the chosen emergency management strategy and

Также, возможны такие сценарии подачи этих сред, когда охлаждающие среды подаются раздельно от охлаждающих сред. Такое наличие различных вариантов формирование и подачи охлаждающих и/или защитных сред на корпус реактора повышает общую надежность данной системы охлаждения и/или защиты корпуса реактора при его нагреве.Also, such scenarios of supply of these media are possible, when the cooling media are supplied separately from the cooling media. This presence of various options for the formation and supply of cooling and / or protective media to the reactor vessel increases the overall reliability of this cooling system and / or protection of the reactor vessel when it is heated.

Например, в случае осуществления охлаждения и/или защиты корпуса ядерного реактора при подаче на него холодных диспергированных жидкостных (фиг. 3) и/или газожидкостных (фиг. 4, 5) охлаждающих и/или защитных сред, когда корпус реактора имеет высокую температуру, возможно возникновение термоудара и растрескивание конструкции корпуса вследствие резкого изменения температуры поверхности стенки корпуса при ее взаимодействии с подаваемыми на корпус холодными средами. Также, взаимодействие высоконагретой поверхности корпуса со средой, содержащей, например, воду (или водяные пары), может привести к интенсивному окислению корпусной стали, коррозии поверхности корпуса реактора и образованию микротрещин на его поверхности.For example, in the case of cooling and / or protection of a nuclear reactor vessel when cold dispersed liquid (Fig. 3) and / or gas-liquid (Fig. 4, 5) cooling and / or protective media are supplied to it, when the reactor vessel has a high temperature, possible thermal shock and cracking of the housing structure due to a sharp change in the surface temperature of the housing wall during its interaction with cold media supplied to the housing. Also, the interaction of a highly heated surface of the vessel with a medium containing, for example, water (or water vapor), can lead to intensive oxidation of the vessel steel, corrosion of the surface of the reactor vessel and the formation of microcracks on its surface.

Поэтому, в данном случае, охлаждение и защиты корпуса реактора целесообразно начать с использованием подачи газообразных (фиг. 2) охлаждающих и/или защитных сред. Такой сценарий охлаждения позволит «мягко» (без термоудара - за счет менее интенсивного процесса охлаждения и меньшей скорости охлаждения поверхности корпуса) охладить корпус реактора до более низкой температуры, что предотвратит растрескивание корпусной стали, а после этого возможно будет использовать газожидкостные и/или диспергированные жидкостные среды для дальнейшего охлаждения корпуса.Therefore, in this case, it is advisable to start the cooling and protection of the reactor pressure vessel using the supply of gaseous (Fig. 2) cooling and / or protective media. Such a cooling scenario will allow "soft" (without thermal shock - due to a less intensive cooling process and a lower cooling rate of the vessel surface) to cool the reactor vessel to a lower temperature, which will prevent cracking of the vessel steel, and after that it will be possible to use gas-liquid and / or dispersed liquid environment for further cooling the case.

При этом, подача на нагретую поверхность корпуса реактора защитных сред, обеспечивающих формирование на этой поверхности защитного покрытия, препятствующего окислению и коррозии поверхности при ее взаимодействии с окислительной средой (например, водяной пар, вода и др.), позволит предотвратить разрушение поверхностного слоя корпусной стали и ее растрескивание.At the same time, the supply of protective media to the heated surface of the reactor vessel, ensuring the formation on this surface of a protective coating that prevents oxidation and corrosion of the surface when it interacts with an oxidizing medium (for example, water vapor, water, etc.), will prevent the destruction of the surface layer of the vessel steel and its cracking.

Для обеспечения эффективного теплоотвода от охлаждаемой внешней поверхности корпуса реактора, температура защитных и/или охлаждающих сред и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, должна быть, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора. Это обеспечивает более эффективный отвод тепла от более нагретой стенки корпуса к более холодным компонентам защитных и/или охлаждающих сред.To ensure efficient heat removal from the cooled outer surface of the reactor vessel, the temperature of the protective and / or cooling media and the components of these media, which are supplied to the outer surface of the reactor vessel, must be at least not higher than the temperature of the cooled wall of the nuclear reactor vessel. This allows for more efficient heat transfer from the warmer housing wall to the colder components of the protective and / or cooling media.

Преимущество предлагаемого технического решения и схем охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора в аварийных условиях по сравнению с известными схемами охлаждения (использование только газожидкостного, или только диспергированного жидкостного охлаждений; залив нагретой поверхности жидким охладителем, или циркуляция охладителя вдоль нагретой поверхности и т.п.) заключается в том, что при использовании предлагаемого технического решения решаются одновременно задачи эффективного охлаждения и защиты корпуса реактора от воздействия неблагоприятных факторов (окисление, коррозия и расстрескивание нагретой поверхности корпуса реактора при воздействии на нее агрессивной среды, например, воды и водяного пара в процессе охлаждения) в аварийной ситуации. Это позволяет повысить живучесть и надежность конструкции корпуса ядерного реактора в аварийных условиях, когда происходит нагрев корпуса реактора свыше 500°С. Также, совместное использование различных охлаждающих и защитных сред (газообразные, дисперсные жидкостные и/или газожидкостные) и различных схем их подачи путем распыливания на корпус реактора в аварийной ситуации позволяет расширить арсенал методов и средств охлаждения и/или защиты корпуса ядерного реактора при аварийных ситуациях, сопровождающихся нагревом корпуса реактора.The advantage of the proposed technical solution and schemes for cooling and protection of a nuclear reactor vessel in emergency conditions in comparison with known cooling schemes (using only gas-liquid or only dispersed liquid cooling; flooding a heated surface with a liquid coolant, or circulating a coolant along a heated surface, etc.) lies in the fact that when using the proposed technical solution, the tasks of effective cooling and protection of the reactor vessel from adverse factors (oxidation, corrosion and cracking of the heated surface of the reactor vessel when exposed to an aggressive environment, for example, water and water vapor during the cooling process) are solved simultaneously in an emergency. This makes it possible to increase the survivability and reliability of the design of the nuclear reactor vessel in emergency conditions when the reactor vessel is heated above 500 ° C. Also, the combined use of various cooling and protective media (gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid) and various schemes of their supply by spraying onto the reactor vessel in an emergency allows expanding the arsenal of methods and means of cooling and / or protecting the nuclear reactor vessel in emergency situations, accompanied by heating of the reactor vessel.

Таким образом, предлагаемый способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство, реализующее данный способ, позволяют существенно повысить эффективность и интенсивность внешнего охлаждения и защиты корпуса реактора при его нагреве в аварийной ситуации, положительно решить вопрос о сохранении целостности корпуса реактора в течение аварийной ситуации, в том числе при тяжелой запроектной аварии, а также предотвратить выход радиоактивных материалов в окружающую среду при подобных аварийных ситуациях.Thus, the proposed method for cooling and protecting a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency and a device that implements this method can significantly increase the efficiency and intensity of external cooling and protection of the reactor vessel when it is heated in an emergency, and positively resolve the issue of maintaining the integrity of the vessel reactor during an emergency, including in a severe beyond design basis accident, and to prevent the release of radioactive materials into the environment in such emergencies.

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/10.1016/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. 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/10.1016/j.nucengdes.2017.11.015 ) .

[2]. Loktionov, V.D., Lyubashevskaya, I.V., Sosnin, O.V., Terentyev, E., 2019. "Short-term strength properties and features of high-temperature deformation of VVER reactor pressure vessel steel 15Kh2NMFA-A within the temperature range 20-1200°C". Nuclear Engineering and Design 352 (2019) N110188. (https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110188)[2]. Loktionov, VD, Lyubashevskaya, IV, Sosnin, OV, Terentyev, E., 2019. "Short-term strength properties and features of high-temperature deformation of VVER reactor pressure vessel steel 15Kh2NMFA-A within the temperature range 20-1200 ° C ". Nuclear Engineering and Design 352 (2019) N110188. (https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110188)

[3]. 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.[3]. Loktionov V.D., Pazhetnov V.V., Yankov G.G. "Experimental and computational studies of VVER vessel cooling during a severe accident under severe accident conditions under high thermal loads" / 8th International Scientific and Technical Conference "Ensuring the Safety of NPP with VVER" / Conference Proceedings, May 28-31, 2013, OKB "GIDROPRESS", Russia, Podolsk.

[4]. Пажи Д.Г., Галустов B.C. «Распылители жидкостей». - М. Химия, 19798-216 с.[four]. Page D.G., Galustov B.C. "Sprayers of liquids". - M. Chemistry, 19798-216 p.

[5]. А.В. Вертков, А.Т. Комов, И.Е. Люблинский, С.В. 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. Lyublinsky, S.V. Mirnov, A.N. Varava, A.V. Dedov, A.V. Zakharenkov, P.G. Frick "The use of a dispersed gas-liquid flow for cooling the liquid-metal limiter of the T-10 tokamak" / VANT. Ser. "Thermonuclear fusion", 2018, vol. 41, no. 1. - p. 57-64.

Claims (5)

1. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, заключающийся в том, что в системе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора группу распиливающих 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 распиливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, отличающийся тем, что вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора формируют зазор и внутри этого зазора размещают по крайней мере часть группы распыливающих устройств, а из этого зазора осуществляют отвод, по крайней мере, жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, которые подают посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора при его нагреве.1. A method of cooling and protecting a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency, which consists in the fact that in the cooling and protection system of the nuclear reactor vessel a group of sawing devices is installed around the outer surface of the nuclear reactor vessel and with a gap in relation to the outer surface of the nuclear reactor vessel a deflector screen is installed around it 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 vessel is heated, the sawing devices are fed to the outer surface of the nuclear reactor vessel, characterized in that around the outer surface of the nuclear reactor vessel a gap is formed and inside this gap at least part of a group of spraying devices is placed, and from this gap at least liquid, gaseous, vapor and / or gas-liquid components of cooling and / or protective media are removed from this gap, which are supplied by spraying devices on the outer surface of the nuclear reactor vessel when it is heated. 2. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора подают путем распыливания охлаждающие и/или защитные среды, взятые вместе или отдельно, а в качестве защитной среды используют, например, газообразные, диспергированные жидкостные и/или газожидкостные среды, взятые вместе или раздельно, а компоненты защитной среды выбирают из группы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре, а в качестве жидких компонентов жидкостной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, воду и/или водные растворы химических соединений, а в качестве газовых компонентов газообразной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, инертные газы, углекислый газ, фреоны, взятые отдельно или в смеси, причем в качестве газожидкостной среды, например, может быть использована жидкая среда с предварительно растворенной в ней газовой компонентой и образующая при распыливании газожидкостную среду, температура защитной и/или охлаждающей среды и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, имеет значение, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора.2. A method for cooling and protecting a nuclear reactor vessel according to claim 1, characterized in that cooling and / or protective media, taken together or separately, are supplied to the outer surface of the nuclear reactor vessel by spraying, and, for example, gaseous media are used as a protective medium. dispersed liquid and / or gas-liquid media, taken together or separately, and the components of the protective environment are selected from the group of compounds that, for example, prevent oxidation and / or corrosion of the material of the outer surface of the nuclear reactor vessel at high temperatures, and as liquid components, liquid and / or a gas-liquid protective and / or cooling medium, for example, water and / or aqueous solutions of chemical compounds are used, and as gaseous components of a gaseous and / or gas-liquid protective and / or cooling medium, for example, inert gases, carbon dioxide, freons taken separately or in a mixture, and as a gas-liquid medium, for example, can be used on a liquid medium with a gas component previously dissolved in it and forming a gas-liquid medium during spraying, the temperature of the protective and / or cooling medium and the components of these media, which are supplied to the outer surface of the reactor vessel, has a value at least not higher than the temperature of the cooled vessel wall nuclear reactor. 3. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, которое включает систему охлаждения, состоящую из экрана-дефлектора, расположенного с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора и имеющего 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, отличающееся тем, что система охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора включает зазор, образованный внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и по крайней мере одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора, а в этом зазоре, вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, расположена по крайней мере часть группы распыливающих устройств, и каждое такое устройство предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, взятых вместе или отдельно, причем каждое из этих распыливающих устройств соединено как минимум одним напорным трубопроводом по крайней мере с одним источником, содержащим жидкие и/или газообразные компоненты охлаждающих и/или защитных сред, а в каждом из напорных трубопроводов имеется по крайней мере одно регулирующее устройство подачи этих компонентов, расположенное между распыливающим устройством и источниками, содержащими данные компоненты охлаждающих и/или защитных сред.3. A device for cooling and protection of a nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency, which includes a cooling system consisting of a screen-deflector located with a gap in relation to the outer surface of the nuclear reactor vessel and having through holes on its surface, and the screen-deflector has at least one path for withdrawing from the gap between the screen-deflector and the outer surface of the nuclear reactor vessel of the gas-liquid and vapor phases of the components of the cooling gas-liquid medium, supplied through through holes in the screen-deflector to the outer surface of the nuclear reactor vessel by a group of spraying devices located behind the outer surface screen-deflector and designed for the formation and spraying of a gas-liquid cooling medium, each of the spraying devices is connected by two feed pressure pipelines with sources containing gas and liquid components of the cooling gas-liquid under excess pressure bone medium separately, and in each of the pressure pipelines there is a regulating device for supplying a component of a cooling gas-liquid medium, located between a group of spraying devices and sources of a gas and liquid component of a cooling gas-liquid medium, characterized in that the cooling and protection system of the nuclear reactor vessel includes a gap formed by an external the surface of the nuclear reactor vessel and at least one surface of the structure located outside the outer surface of the nuclear reactor vessel, and in this gap, around the outer surface of the nuclear reactor vessel, at least part of a group of spraying devices is located, and each such device is designed to form and supplying by spraying onto the outer surface of the nuclear reactor vessel gaseous, dispersed liquid and / or gas-liquid cooling and / or protective media, taken together or separately, each of these spraying devices being connected at least one pressure line with at least one source containing liquid and / or gaseous components of cooling and / or protective media, and each of the pressure lines has at least one control device for supplying these components located between the spraying device and the sources, containing these components of cooling and / or protective media. 4. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 3, отличающееся тем, что по крайней мере часть группы распыливающих устройств расположена за пределами зазора, образованного внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и по крайней мере одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора, а зазор имеет как минимум один тракт для отвода из него жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, подаваемых посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора.4. The device for cooling and protection of the nuclear reactor vessel according to claim 3, characterized in that at least part of the group of spraying devices is located outside the gap formed by the outer surface of the nuclear reactor vessel and at least one surface of the structure located outside the outer surface of the vessel nuclear reactor, and the gap has at least one path for withdrawing from it liquid, gaseous, steam and / or gas-liquid components of cooling and / or protective media supplied by means of spraying devices to the outer surface of the nuclear reactor vessel. 5. Устройство охлаждения и защиты по п. 3 или 4, отличающееся тем, что в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, жидкие компоненты этих сред и/или жидкие компоненты с предварительно растворенными в них газовыми компонентами этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей, а в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, газообразные компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей газовых компонентов охлаждающих и/или защитных сред, причем охлаждающие и/или защитные среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках, содержащих жидкие и/или газообразные охлаждающие и/или защитные среды и их компоненты, за счет гидростатического давления и/или за счет использования нагнетающих насосов.5. Cooling and protection device according to claim 3 or 4, characterized in that in the spraying devices designed to form and supply dispersed liquid and / or gas-liquid cooling and / or protective media to the outer surface of the nuclear reactor vessel, the liquid components of these media and / or liquid components with pre-dissolved gas components of these media are supplied to the atomizing devices separately and / or in the form of mixtures, and in atomizing devices designed to form and supply gaseous and / or gas-liquid coolants and / or to the outer surface of the nuclear reactor vessel protective media, the gaseous components of these media are supplied to the atomizing devices separately and / or in the form of mixtures of gaseous components of cooling and / or protective media, and the cooling and / or protective media and / or components of these media are supplied to the atomizing devices under excess pressure, which is provided , for example, due to excess pressure in the source glasses containing liquid and / or gaseous cooling and / or protective media and their components, due to hydrostatic pressure and / or through the use of injection pumps.
RU2019125008A 2019-08-07 2019-08-07 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 RU2743090C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019125008A RU2743090C2 (en) 2019-08-07 2019-08-07 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

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019125008A RU2743090C2 (en) 2019-08-07 2019-08-07 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

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2019125008A RU2019125008A (en) 2021-02-08
RU2019125008A3 RU2019125008A3 (en) 2021-02-08
RU2743090C2 true RU2743090C2 (en) 2021-02-15

Family

ID=74550774

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019125008A RU2743090C2 (en) 2019-08-07 2019-08-07 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

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2743090C2 (en)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
WO2013021308A1 (en) * 2011-08-11 2013-02-14 Marcopolo Engineering S.P.A. Sistemi Ecologici System for abatement of noxious emissions in the atmosphere from an industrial or nuclear power plant
RU2695128C1 (en) * 2018-10-22 2019-07-22 Владимир Дмитриевич Локтионов Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation
RU2695129C1 (en) * 2018-11-26 2019-07-22 Владимир Дмитриевич Локтионов Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013021308A1 (en) * 2011-08-11 2013-02-14 Marcopolo Engineering S.P.A. Sistemi Ecologici System for abatement of noxious emissions in the atmosphere from an industrial or nuclear power plant
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
RU2695128C1 (en) * 2018-10-22 2019-07-22 Владимир Дмитриевич Локтионов Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation
RU2695129C1 (en) * 2018-11-26 2019-07-22 Владимир Дмитриевич Локтионов Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ВОРОБЬЕВ В.В. и др., Спринклерная система охлаждения герметичной оболочки локализующей системы безопасности ВВЭР пассивного типа, ВЕСЦІ НАЦЫЯНАЛЬНАЙ АКАДЭМІІ НАВУК БЕЛАРУСІ. СЕРЫЯ ФІЗІКА-ТЭХНІЧНЫХ НАВУК,Издательство: Республиканское унитарное предприятие "Издательский дом "Белорусская наука" (Минск), 2012г. ISSN: 1561-8358. *

Also Published As

Publication number Publication date
RU2019125008A (en) 2021-02-08
RU2019125008A3 (en) 2021-02-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2971132C (en) Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt cooling and confinement system
EP3236474B1 (en) Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor
EP3236473B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
JP6340700B2 (en) Emergency precooling system and method for nuclear fuel and reactor
US11476010B2 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
RU2695128C1 (en) Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation
JP2016156729A (en) Nuclear reactor
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
RU2695129C1 (en) Nuclear reactor housing cooling method in case of severe accident and device for its implementation
JP2015125006A (en) Core catcher
RU2773222C1 (en) Method for cooling and protecting the nuclear reactor vessel when it is heated in an emergency and a device for its implementation
RU2165108C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
RU2165107C2 (en) Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant
RU2175152C2 (en) Method and device for confinement of nuclear- reactor molten core
Supriatna et al. REVIEW ON THE RCCS FUNCTION TO ANTICIPATE THE STATION BLACK-OUT ACCIDENT IN RGTT200K
Munot et al. Boiling Heat Transfer Behavior in Core Catcher of Advanced Reactors
CN115295182A (en) Phase change spray cooling system
Bittermann et al. Main features of the core melt stabilization system of the European Pressurized Water Reactor (EPR)
Zdarek et al. The In Vessel Retention (IVR) Strategy for VVER 1000 Units Based on Existing Level of Research and Development Work
Zdarek The IN Vessel Retention Strategy to Mitigate the Severe Accidents for the VVER 1000/320 Type NPPs
CA3066230A1 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
Kosourov et al. Concept of development of accident management procedures and guidelines for Tianwan NPP
Guidez Basic New Safety Options Studied in the ESFR Smart Project/Organization of the Pit in this Project Allowing the Safety Vessel Suppression
JPH04289492A (en) Pressure rise suppression device for reactor container