WO2020091623A1 - Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора - Google Patents

Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2020091623A1
WO2020091623A1 PCT/RU2018/000897 RU2018000897W WO2020091623A1 WO 2020091623 A1 WO2020091623 A1 WO 2020091623A1 RU 2018000897 W RU2018000897 W RU 2018000897W WO 2020091623 A1 WO2020091623 A1 WO 2020091623A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
melt
nuclear reactor
cooling
time
core
Prior art date
Application number
PCT/RU2018/000897
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александр Стальевич СИДОРОВ
Надежда Васильевна СИДОРОВА
Original Assignee
Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
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 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" filed Critical Акционерное Общество "Атомэнергопроект"
Priority to EP18922096.5A priority Critical patent/EP3876243A4/en
Priority to CA3066230A priority patent/CA3066230A1/en
Priority to CN201880043386.0A priority patent/CN111386577B/zh
Priority to BR112019028268-8A priority patent/BR112019028268B1/pt
Priority to US16/627,741 priority patent/US11476010B2/en
Priority to KR1020197038695A priority patent/KR102422554B1/ko
Priority to EA201992737A priority patent/EA201992737A1/ru
Priority to JOP/2019/0310A priority patent/JOP20190310B1/ar
Priority to JP2019572490A priority patent/JP7255778B2/ja
Publication of WO2020091623A1 publication Critical patent/WO2020091623A1/ru

Links

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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/112—Measuring temperature
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/04—Means for controlling flow of coolant over objects being handled; Means for controlling flow of coolant through channel being serviced, e.g. for preventing "blow-out"
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • G21C19/31—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids for molten metals
    • G21C19/313—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids for molten metals using cold traps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/001—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices against explosions, e.g. blast shields
    • 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

Definitions

  • the inventions relate to systems for ensuring the safe operation of nuclear power plants (NPPs) in severe accidents, specifically, methods and systems for cooling and controlling cooling of a core melt of nuclear reactors.
  • NPPs nuclear power plants
  • coolant water
  • thermocouples are installed above the melt trap, which are used to monitor the temperature of the melt flow and its location after the destruction of the nuclear reactor.
  • the water supply to the melt in the reactor vessel, or outside it, should be carried out taking into account to avoid steam explosion inside the containment, however, when mixing water with a molten metal during jet flow of water from above onto the melt, or pouring the molten metal mixed with the oxide melt in water located in the pressure chamber of the reactor, during the melting of the crusts surrounding the pool of the melt formed inside the active zone during the melting of the fuel elements, it is impossible to exclude destructive marketing explosions because melt jets dispersing in water and reacting the dispersed jet flows cocurrent with the surfaces of equipment in the pressure chamber of the reactor or to the inner surface of the bottom of the reactor vessel provide, in practice, the ideal conditions for maximum release of energy accumulated melt.
  • melt traps are designed in a similar fashion with the placement of sacrificial material inside the melt trap. After a certain time, the components of the sacrificial material rise above the melt to prevent a steam explosion, or in the melt during chemical interaction with the sacrificial material, the oxide and metal components are inverted, in which the oxide components of the melt rise up and the metal ones fall down, thereby creating favorable conditions for supplying water to the surface of the melt (on its oxide components).
  • a special outlet tank is used to divert and distribute the melt, which allows the melt to spread over a large area with a relatively thin layer, which allows jet cooling (choking) of the melt without the risk of steam explosions.
  • Water supply in this case, it is carried out only if the melt is completely spreading inside the trap, otherwise, for example, if the melt spreading mode is violated and the melt accumulates in a limited area, thermochemical destruction of the base of the trap is possible, or conditions for a steam explosion appear in the mode of supplying cooling water from above to the melt .
  • the reactor vessel is filled with water until the reactor vessel melts. Filling with water occurs at the stages of the destruction of the active zone, the flow of melt from the active zone to the bottom of the reactor vessel, the accumulation of melt on the bottom of the reactor vessel, up to the destruction of the bottom.
  • This procedure is very dangerous. The reason for this is a steam explosion, which develops both when water is mixed with liquid metals, and when mixed with liquid oxides, which are never present in the melt in pure form, only in a mixture with a certain amount of liquid metals.
  • the reactor control system measures the neutron flux outside the reactor vessel, monitors changes in core reactivity, power changes, and other parameters during normal operation, normal operation disturbances, during design and beyond design basis accidents without destroying the reactor core.
  • This system is not specifically designed for monitoring severe accidents at nuclear power plants, in which a number of factors, such as changing the location of core elements and its solid fragments, changing the location of internal elements devices, as well as a change in the position and volume of the core melt inside the reactor vessel, a change in its chemical composition and phase state, including the formation of sludge (two-phase solid-liquid state) and separation, a change in its thermomechanical state, lead to a significant distortion and change in the data on physical parameters core both inside and outside the reactor vessel.
  • the known method [1] cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor which consists in determining, after the destruction by the melt of the active zone of the nuclear reactor vessel, the location of the molten core fragments in the reactor vessel and determining the state of the molten core according to information received from temperature sensors installed in the nuclear reactor, the supply of coolant to the reactor core, taking into account the information received, increasing or decreasing the volume of coolant supply to the active zone a nuclear fusion reactor after the reactor vessel, supplying coolant in a nuclear reactor active zone based on the actual situation and the state of the molten elements of the nuclear reactor.
  • a known system for implementing the method [1], comprising a first group of temperature sensors installed above the core of a nuclear reactor, a second group of temperature sensors installed on the outside of the nuclear reactor vessel, a third group of temperature sensors installed on the bottom of the nuclear reactor vessel, fourth a group of temperature sensors installed in the zone between the melt trap and the bottom of the nuclear reactor vessel, connected to control equipment.
  • thermochemical and thermal hydraulic processes Another disadvantage of the method, as well as the system intended for its implementation, is that the temperature sensors installed on the outer surface of the reactor vessel do not allow to determine the state of the active zone due to the thermal inertia of the reactor vessel and distortion of temperature fields caused by the internal reactor processes, associated with combined-cycle convection, core melting, reradiation and other thermochemical and thermal hydraulic processes.
  • temperature sensors installed on the outer surface of the reactor vessel detect some changes, but this information is clearly not enough to determine the state of the active zone and, especially, the state of the melt, without involving additional data on the parameters of the media in the primary circuit and in the containment zone. Therefore, external control of the state of the active zone in the reactor vessel is not an independent control, and cannot function separately.
  • the technical result of the claimed inventions is to increase the safety of nuclear power plants. cooling efficiency of the core melt of a nuclear reactor.
  • the task to which the claimed inventions are directed is to increase the efficiency of cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor by safely removing the heat load from the melt mirror, which eliminates steam explosions that lead to the destruction of the localization zone of accidents, the reactor shaft and the containment.
  • the problem is solved due to the fact that in the method of cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor, which consists in determining, after destruction by the melt of the active zone of the nuclear reactor vessel, the location of the molten fragments of the active zone and determining the state of core penetration from the information received from the temperature sensors, cooling liquid, increasing or decreasing the volume of coolant supply, according to the invention, after melt destruction of the core of the nuclear reactor torus, determine the degree of destruction of the reactor vessel and the start time of the melt flow of the reactor vessel in a melt trap, then fed coolant inside the melt trap housing with pre b the set time delay from the mines of the internal devices and the protective tube block of the nuclear reactor, after which the conditions for the formation of a slag cap above the surface of the melt mirror are determined, the start time for the formation of a crust on the melt surface is determined, the time for the termination of aerosol exit, the time for completion of vapor sorption is determined, and the time of hydrogen formation, determine the stabilization time of the melt cooling processes and the time
  • the control system for cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor comprising temperature sensors connected to control equipment according to the invention, further comprises level sensors mounted under the truss console along the body of the melt trap in the area of its external water cooling, the temperature sensors being divided into the first , the second and third groups, the first group of temperature sensors is installed above the melt mirror inside the melt trap body, and their working bodies are directed to the melt mirror a, the second group of temperature sensors is installed between the melt trap body and the console farm, the third group of temperature sensors is installed under the guide plate, while all temperature sensors and level sensors are combined in two channels, and tight ends are installed on the working bodies of each temperature sensor, covered with protective leaking caps.
  • a distinctive feature and fundamental difference between the claimed method and the prototype is that when the core is destroyed, the state of the melt trap is monitored, and not the reactor cavity, which is due to the fact that the reactor vessel, as part (and the whole the first circuit, as a whole), is an energy-generating system closed with respect to the containment shell (strong and dense during normal operation), and the melt trap is an open energy-generating system integrated into the containment, which allows performing both monitoring and regulatory procedures in the containment to ensure effective impact on the melt trap.
  • temperature sensors and level gauges grouped in two channels, are installed on the melt trap body, and not on the nuclear reactor body, which allows both controlling and regulating actions during cooling of the core melt nuclear reactor.
  • thermosensors are installed at three different levels relative to the melt mirror, which ensures that each channel receives equivalent characteristic information.
  • Another distinguishing feature of the claimed system is that all temperature sensors located inside the melt trap body, or in zones of direct and indirect action of the melt, they have protective limit switches that provide thermochemical and gas-dynamic protection of their working bodies.
  • Another distinctive feature of the claimed system is that all the limit switches of the temperature sensors are installed in protective leaky caps that provide thermomechanical protection against splashes or a small amount of molten core, jets of liquid concrete and its fractions, small flying objects and aerosols.
  • Figure 1 presents a flowchart of a method for cooling a core melt of a nuclear reactor.
  • Figure 2 presents a control system for cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor.
  • Fig. 3 the protection of the temperature control sensors is presented — a sealed limit switch and a protective cap.
  • the claimed invention works as follows.
  • the process of cooling the core melt of a nuclear reactor consists of several main stages:
  • the essence of this process is as follows. After the core of the nuclear reactor is melted, the core melt begins to flow onto the guide plate and flow down it into the melt trap. This process is preceded by two events that determine the subsequent control actions: the first is the supply of the primary coolant and cooling water from the active and passive systems to the filter room (in the pit tank) associated with the reactor shaft in which the melt trap is installed, and the second is heating first air and then gas-vapor medium in the internal volume of the melt trap.
  • the first event caused, for example, by a rupture of a primary circuit pipeline with subsequent failures of active safety systems and normal operation, or by a rupture of a primary circuit pipeline and a complete blackout of a nuclear power plant, leads to the outflow of coolant and then cooling water from passive safety systems into a pressurized volume.
  • This water forms a bound level in the filter room and in the reactor shaft around the melt trap body, which is diagnosed by a group of level gauges installed under the console farm along the melt trap body in the zone of its external water cooling. Water enters the filter room and the shaft the reactor associated with it through sections located at its base.
  • Level gauges diagnose the appearance of water around the body of the melt trap, while temperature sensors located at three levels show during this period of time the temperature inside the melt trap no more than 400 ° C, which is associated with the absence of core melt in the reactor vessel.
  • cooling water boils out of the reactor vessel, the active zone heats up, collapses, and melts, flowing down to the bottom of the reactor vessel.
  • the temperature sensors, located below the bottom of the reactor vessel show a temperature below 400 ° C, because they are protected by a guide plate and a truss console. All gas convection from the heated case is much higher than the location of temperature sensors located in a relatively cold thermostated zone, while the temperature in this zone remains constant due to the quasi-stationary temperature of the water in the filter room.
  • the degree of destruction of the reactor vessel is also determined, which, in turn, determines the staging of the flow of the melt from the reactor vessel into the melt trap, namely: a) either liquid metals first flow out, and then after a while liquid oxides, which indicates the presence of side penetration of the reactor vessel; b) simultaneous expiration the entire melt in one volume from the reactor vessel, which indicates the destruction of the bottom of the reactor vessel.
  • Both of these conditions are determined by the readings obtained from the temperature sensors of the first, second and third groups, namely:
  • the temperature sensors of the first, second and third groups show a temperature of more than 400 ° C, after which the temperature continues to increase slowly, and after a few hours, for example after 2-3 hours, a rapid increase in temperature occurs, this means that there is a side penetration of the reactor vessel and a two-stage process of melt flow (first liquid metals flow out, then liquid oxides flow out), and, therefore, I feed water from the mines of the internal shells and the block of protective pipes with a design (predetermined) delay, for example with a delay of three to four hours, providing evidence that the melt is dissolved excipient and inversion occurred corium components (oxides at the top and bottom metals);
  • the temperature sensors of the first, second and third groups show a temperature of more than 400 ° C, after which the temperature immediately begins to rise uniformly or abruptly immediately, this means that there is a one-stage process of melt entry (the molten metal is poured together with the melt oxides), and therefore, water from the mines of the internals and the protective tube block is supplied earlier in time, approximately in the range from 30 minutes to one hour from the moment the melt arrives, because the filler dissolves quickly enough, and also the inversion of metals and oxides occurs quickly, within about 30 minutes.
  • a timer for delaying the supply of water to the melt surface from the mines of the revision of the internal devices and the block of protective pipes is turned on nuclear reactor, after which the supply of (2) coolant inside the melt trap body.
  • the delay time can be set from 30 minutes to 4 hours.
  • the delay time is determined taking into account the duration of the outflow of the oxide part of the melt from the reactor vessel (in case of a two-stage jet discharge from the hole in the destroyed side surface of the reactor vessel).
  • the volume of sacrificial steel and sacrificial oxides in the filler are taken into account, which are necessary for transferring the high-temperature and chemically aggressive core melt to a stabilized state. This allows cooling the melt without destroying the melt trap body and without additional destruction by thermal radiation of the truss console and the guide plate.
  • a slag cap of light filler oxides is formed above the melt mirror.
  • the slag cap reduces the interaction of the open liquid metal surface of the melt pool with water vapor to produce hydrogen. Additionally, the slag cap reduces the thermal radiation from the side of the melt mirror, directed to the equipment elements located above. As the slag cap cools, a crust forms on it.
  • the formation of a slag cap and crust is determined (3) using temperature sensors of the first and second groups, which display periodic temperature fluctuations, namely: if the crust size increases, this leads to a slight decrease in temperature, if the crust breaks, this leads to a sharp increase in temperature from due to the release of gases and aerosols.
  • the temperature sensors determine (6) the stabilization time of the melt cooling processes and determine (7) the time of transition of these processes to the quasi-stationary mode, namely: if the temperature sensors display a constant temperature with a subsequent decrease in temperature during the gradual cooling of the melt, this indicates that there is a process of stable cooling of the melt, in which, as the residual energy release decreases, the average temperature of the melt decreases, its phi satsiya and gradual transition from liquid phase to solid.
  • the remaining melt in the bottom of the reactor vessel and the bottom itself are also gradually cooled.
  • Stabilization and temperature reduction are diagnosed by temperature sensors, which are located on the third level and show the temperature of the vapor-gas medium under the guide plate. These readings are affected by heat fluxes from re-radiation from the hot surfaces of the internal elements of the truss console and the lower plane of the guide plate, the lower the re-radiations, the lower the temperature of the sensors of the third group, the colder the surface of the truss console and the guide plate, the lower the temperature the guide plate and the remains of the core melt located on it.
  • the volume of water supply to the melt trap is increased or decreased (8) after the water supply from the inspection shafts of the internal housing devices and the protective pipe block is completed, namely: if, after the water supply from the inspection shafts of the internal audit devices and the protective pipe block stops, the temperature starts increase, then increase the volume of water supply to the melt trap body, if the temperature does not rise, then reduce or completely stop the flow of water into the melt trap body.
  • the level gauges According to the readings of the level gauges (13), they increase or decrease (9) the volume of water supply taking into account the minimum and maximum water levels in the reactor shaft.
  • Water levels are related to the levels at which the flange of the melt trap body and the base of the truss console are located, namely: if the water level is lower than the level of the shell flange, then the water supply volume is increased, if the water level is at the level of the base of the truss console, then it is reduced or completely stop the flow of water into the melt trap body.
  • the control system for cooling the melt of the core of a nuclear reactor contains a first, second, third group of temperature sensors (10, 11, 12) and a group of level gauges (13) combined into two channels (14 ), and connected to the control equipment (15), on the working bodies (16) of each temperature sensor there are sealed limit switches (17), closed by protective leaky caps (18), the first group of temperature sensors (10) is installed above the melt mirror (19) inside the body (20) of the trap (21) of the melt, and their working bodies (16) are directed to the mirror (19) of the melt, a second group of temperature sensors (11) are installed between the body (20) of the melt trap (21) and the truss console (22), a third group of temperature sensors (12) is installed under the guide plate (23 ), a group of level gauges (13) is installed under the truss-console (22) along the body (20) of the melt trap (21) in the zone of its external water cooling.
  • the core melt (25) At the moment of destruction of the reactor vessel (24), the core melt (25), under the influence of hydrostatic and overpressure, begins to flow into the internal case (20) of the melt trap (21) and comes into contact with the filler (26).
  • the filler (26) provides volumetric dispersion of the corium melt (25) within the trap (21), and is intended for additional oxidation of the corium and its dilution in order to reduce volumetric energy release and increase the heat exchange surface of the energy-generating corium with the outer layer of the melt trap (21), and also contributes to the creation of conditions for the floating of the fuel-containing fractions of the corium above the steel layer.
  • Filler (26) can be made of steel and oxide components containing oxides of iron, aluminum, zirconium, with channels for redistributing the corium not only in the cylindrical part, but in the bottom conical volume.
  • the filler at least comprises a first cassette mounted on the bottom of the trap body, a second cassette located above the first cassette, and a third cassette mounted above the second cassette.
  • the third cassette may consist of several cassettes mounted on top of each other.
  • three groups of temperature sensors (10, 11,12) are installed at three levels, while the first group of temperature sensors (10) are installed inside the body (20) of the melt trap (21), and the second and third groups of sensors (11, 12 ) temperatures are set above the body (20) of the melt trap (21).
  • the first group of temperature sensors (10) located at the closest distance from the melt mirror (19) and the slag cap (27) provides temperature control. Above these temperature sensors is thermal protection (28), which provides their protection against the effects of flowing melt and flying objects.
  • the working bodies (16) of these temperature sensors (10) are directed towards the melt (25).
  • the first group of temperature sensors (10) ceases to function after the formation of a mirror (19) of the melt in the body (20) of the trap (21), since by this moment thermal radiation from the side of the mirror (19) of the melt starts from below melt thermal protection (28).
  • the second group of temperature sensors (11) installed between the melt trap body (20) and the truss console (22) also provides temperature control. These temperature sensors (11) are located in an area not protected by thermal shields and thermal shields.
  • the second group of temperature sensors (11) functions depending on the nature of the arrival of the core melt from the reactor vessel into the melt trap: during rapid non-axisymmetric flow of molten steel, for example, for 30 to 60 seconds, weighing about 60-100 tons, or in case of slow non-axisymmetric flow of molten liquid oxides in a mixture with a certain amount of molten steel for, for example, 2-3 three hours weighing about 90 - 130 tons, partial melting (failure) of some temperature sensors from the WTO occurs a swarm of groups.
  • temperature sensors (11) can continue to work even after the completion of the axisymmetric outflow of the melt from the reactor vessel, as the most difficult for the operability of the sensors of the second group. According to the readings of these temperature sensors, one of the most important parameters is determined - the time of the beginning of the destruction of the bottom of the reactor vessel, i.e., in fact, the onset of the outflow of the melt, as well as the subsequent state of the vapor-gas medium above the surface of the melt, or its crust, is determined. Based on this data, a timer is activated to automatically supply coolant with a predetermined delay. Coolant is supplied from the mines of the revision of the internals and the block of protective pipes into the housing traps for cooling the slag cap and the underlying core melt mirror.
  • the third group of temperature sensors (12) installed at the closest distance to the reactor vessel (20) also provides temperature control. These temperature sensors (12) are installed in a protected, cooled zone, located under the guide plate (23), and they remain operational throughout the entire time of cooling the core melt in the trap body. According to the readings of these sensors (12), one of the most important parameters is determined - the time of the beginning of the destruction of the bottom of the reactor vessel, i.e., the time of the beginning of the outflow of the melt and the subsequent state of the vapor-gas medium above the surface of the melt are actually determined. Based on this data, a timer is activated to automatically supply coolant with a predetermined delay.
  • Coolant is supplied from the inspection shafts of the internal housing devices and the protective tube unit into the trap body to cool the core melt.
  • the formation of a slag cap above the surface of the melt mirror is recorded, the start time of the formation of a crust on the surface of the melt is determined, information is received on the termination of aerosol release and completion of the process of vapor sorption and hydrogen formation.
  • This group of level gauges (13) is located in a protected cooled area under the console farm (22). According to the readings of the level gauges (13), the level of the gulf of the reactor shaft with water is determined, i.e., these readings confirm the design functioning of the trap cooling system, or the operation of this system is adjusted.
  • the application of the above method for cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor and a control system for cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor made it possible to increase the efficiency of cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor by removing the heat load from the melt mirror, which, in turn, completely eliminated the possibility of a steam explosion during works on heat removal from the melt, and, therefore, to increase the safety of nuclear power plants.

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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Группа изобретений относится к системам обеспечения безопасной работы атомных электростанций при авариях. Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора заключается в определении местоположения расплавленных обломков активной зоны в корпусе реактора и состояния проплавления активной зоны по информации, полученной от датчиков температуры, установленных в ядерном реакторе, подаче охлаждающей жидкости в активную зону реактора, увеличении или уменьшении объема подачи охлаждающей жидкости в активную зону после проплавления корпуса реактора. Определяют степень разрушения корпуса ядерного реактора и время начала истечения расплава из корпуса в ловушку расплава. Подают охлаждающую жидкость внутрь корпуса ловушки расплава с установленной задержкой по времени. Определяют время начала образования корки, время прекращения выхода аэрозолей, время завершения сорбции пара и время образования водорода. Регулируют объем подачи охлаждающей жидкости с учетом теплофизических параметров сред, регулируют объем подачи охлаждающей жидкости с учетом минимального и максимального уровней воды в шахте реактора. Имеется также система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора. Достигается повышение эффективности охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.

Description

Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора Изобретения относятся к системам обеспечения безопасной работы атомных электростанций (АЭС) при тяжелых авариях, конкретно, к способам и системам охлаждения и контроля охлаждения расплава активной зоны ядерных реакторов.
При тяжелой аварии на АЭС происходит повреждение активной зоны ядерного реактора, в результате чего расплав поступает в нижнюю часть корпуса реактора, и, в свою очередь, разрушает её. Разрушение корпуса реактора может привести к нежелательным последствиям, например, к усложнению процедуры контроля за распространением и физико-химическим поведением расплава. Летучие и аэрозольные формы радиоактивных продуктов распада диффундируют в контайнмент, угрожая его целостности, просачиваются наружу и вызывают радиоактивное заражение местности. Для существенного уменьшения этих негативных последствий и исключения непроектных дозовых нагрузок на население и окружающую среду, современные АЭС, как правило, оснащены ловушками расплава, установленными под ядерным реактором, поэтому после проплавления нижней части корпуса реактора, расплав попадает в ловушку расплава, в которой происходит его локализация и охлаждение.
Обычно, с целью охлаждения расплава, в ловушку расплава вводят охлаждающую жидкость (воду).
Для контроля потока расплава после разрушения корпуса реактора, над ловушкой расплава устанавливают датчики температуры, например, термопары, предназначенные для контроля температуры потока расплава и его местоположения после разрушения ядерного реактора. Подача воды на расплав в корпус реактора, либо за его пределы, должна осуществляться с учетом того, чтобы избежать парового взрыва внутри контайнмента, однако при перемешивании воды с расплавом металлов при струйном поступлении воды сверху на расплав, либо выливаниерасплава металлов в смеси с расплавом оксидов в воду, находящуюся в напорной камере реактора, в процессе проплавления корок, окружающих бассейн расплава, образовавшегося внутри активной зоны при расплавлении тепловыделяющих элементов, невозможно исключить разрушительные паровые взрывы, потому что диспергирование струй расплава в воде, взаимодействие диспергированных струй и спутных потоков с поверхностями оборудования, находящегося в напорной камере реактора, или с внутренней поверхностью днища корпуса реактора создают, практически, идеальные условия для максимального высвобождения аккумулированной энергии расплавом.
Во избежание парового взрыва, поверхность расплава (зеркало расплава), обычно сразу не охлаждают, а охлаждение обычно осуществляют после получения информации о состоянии расплава. Некоторые ловушки расплава спроектированы аналогичным образом с размещением внутри ловушки расплава жертвенного материала. По истечении определенного времени, компоненты жертвенного материала поднимаются над расплавом для предотвращения парового взрыва, или в расплаве в процессе химического взаимодействия с жертвенным материалом происходит инверсия оксидных и металлических компонентов, при которой оксидные компоненты расплава поднимаются вверх, а металлические опускаются вниз, создавая тем самым благоприятные условия для подачи воды на поверхность расплава (на оксидные его компоненты). В некоторых конструкциях ловушек расплава для отвода и распределения расплава используется специальный отводной резервуар, обеспечивающий растекание расплава по большой площади относительно тонким слоем, позволяющим выполнить струйное охлаждение (душирование) расплава без риска возникновения паровых взрывов. Подача воды, в данном случае, осуществляется только при условии полного растекания расплава внутри ловушки, в противном случае, например, при нарушении режима растекания расплава и скапливании расплава на ограниченной площади, возможно термохимическое разрушение основания ловушки, или появление условий для парового взрыва в режиме подачи охлаждающей воды сверху на расплав.
После проплавления корпуса реактора, вопрос о подаче воды в него больше не рассматривается.
В некоторых конструкциях АЭС корпус реактора заполняют водой до возникновения расплавления корпуса реактора. Заполнение водой происходит на этапах разрушения активной зоны, стекания расплава из активной зоны на днище корпуса реактора, накопления расплава на днище корпуса реактора, вплоть до разрушения днища. Эта процедура является очень опасной. Причиной этому является паровой взрыв, развивающийся как при смешении воды с жидкими металлами, так и при смешении с жидкими оксидами, которые в чистом виде в расплаве никогда не присутствуют, только в смеси с некоторым количеством жидких металлов.
С другой стороны, возникает неопределенность с подачей охлаждающей воды в корпус реактора, связанная с отсутствием информации о расположении расплава внутри корпуса реактора. Таким образом, подача воды в корпус реактора не гарантирует егобезопасность.
Система контроля реактора измеряет нейтронный поток за пределами корпуса реактора, контролирует изменения реактивности активной зоны, изменения мощности, и другие параметры, во время нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации, при проектных и запроектных авариях без разрушения активной зоны реактора. Данная система специально не предназначена для мониторинга тяжёлых аварий на АЭС, при которыхряд факторов, таких как изменение расположения элементов активной зоны и её твердых фрагментов, изменение расположения элементов внутрикорпусных устройств, а также изменение положения и объёма расплава активной зоны внутри корпуса реактора, изменение его химического состава и фазового состояния, включая образование шуги (двухфазное твёрдо-жидкое состояние) и расслоение, изменение его термомеханического состояния, приводят к существенному искажению иизменению данных о физических параметрах активной зоны как внутри, так и за пределами корпуса реактора.
Известен способ[1] охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, заключающийся в определении, после разрушения расплавом активной зоны корпуса ядерного реактора, местоположения расплавленных обломков активной зоны в корпусе реактора и определении состояния расплавленной активной зоны по информации, полученной от датчиков температуры, установленных в ядерном реакторе, подаче охлаждающей жидкости в активную зону реактора с учетом полученной информации, увеличении или уменьшении объема подачи охлаждающей жидкости в активную зону ядерного реактора после проплавления корпуса реактора, подаче охлаждающей жидкости в активную зону ядерного реактора с учетом фактического положения и состояния расплавленных элементов активной зоны ядерного реактора.
Известна система, предназначенная для реализации способа [1], содержащая первую группу датчиков температуры, установленных над активной зоной ядерного реактора, вторую группу датчиков температуры, установленных на внешней стороне корпуса ядерного реактора, третью группу датчиков температуры, установленных на днище корпуса ядерного реактора, четвертую группу датчиков температуры, установленных в зоне между ловушкой расплава и днищем корпуса ядерного реактора, соединенных с оборудованием управления.
Одним из недостатков способа, как и системы, предназначенной для его реализации, является то, что при температуре выше 1100°С начинается активное окисление циркония с выделением водорода. Температура в этом процессе быстро повышается от 1200°С до 1800-2200°С и выше. Это приводит к разрушению датчиков температуры, установленных внутри корпуса реактора, и, в сущности, позволяет определить только момент начала разрушения активной зоны и приблизительно локализовать область, в которой процесс разрушения происходит быстрее, исходя из данных о повышении температуры и данных по отказам датчиков. Датчики температуры, установленные внутри корпуса реактора над активной зоной, будут некоторое время показывать температуру парогазовой среды (температуру смеси пара и водорода), искажённую циркуляционными процессами в активной зоне. Эти датчики достаточно продолжительное время могут показывать вполне приемлемую температуру из-за специфических особенностей конструкции активной зоны, обеспечивающей возможность циркуляции парогазовой смеси по нескольким, практически независимым, периферийным каналам, что приводит к сильному занижению средней температуры парогазовой смеси над активной зоной в сравнении с аналогичной температурой в её каналах.
Ещё одним недостатком способа, как и системы, предназначенной для его реализации, является то, что датчики температуры, установленные на внешней поверхности корпуса реактора, не позволяют определить состояние активной зоны из-за тепловой инерции корпуса реактора и искажений температурных полей, вызванных внутриреакторными процессами, связанными с парогазовой конвекцией, плавлением активной зоны, переизлучением и другими термохимическими и теплогидравлическими процессами. Таким образом, датчики температуры, установленные на внешней поверхности корпуса реактора, детектируют некоторые изменения, но этой информации явно недостаточно для определения состояния активной зоны и, особенно, состояния расплава, без привлечения дополнительных данных по параметрам сред в первом контуре и в гермозоне. Следовательно, внешний контроль состояния активной зоны в корпусе реактора не является самостоятельным контролем, и не может функционировать отдельно.
В итоге, ввиду отсутствия достоверной информации о состоянии и расположении расплава внутри корпуса реактора, охлаждение расплава посредством подачи охлаждающей жидкости (воды) в корпус реактора становится невозможным, так как это может привести к паровому взрывуи разрушению не только корпуса реактора, но и контайнмента, что в результате приведет к выходу радиоактивных продуктов деления за пределы площадки АЭС.
Технический результат заявленных изобретений заключается в повышении безопасности АЭС. эффективности охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
Задачей, на решение которой направлены заявленные изобретения, является повышение эффективности охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора за счет безопасного снятия тепловой нагрузки с зеркала расплава, обеспечивающего исключение паровых взрывов, приводящих к разрушению зоны локализации аварий, шахты реактора и гермооболочки.
Поставленная задача решается за счёт того, что в способе охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, заключающемся в определении, после разрушения расплавом активной зоны корпуса ядерного реактора, местоположения расплавленных обломков активной зоны и определении состояния проплавления активной зоны по информации, полученной от датчиков температуры, подаче охлаждающей жидкости, увеличении или уменьшении объема подачи охлаждающей жидкости, согласно изобретению, после разрушения расплавом активной зоны корпуса ядерного реактора, определяют степень разрушения корпуса ядерного реактора и время начала истечения расплава из корпуса ядерного реактора в ловушку расплава, затем подают охлаждающую жидкость внутрь корпуса ловушки расплава с заранее б установленной задержкой по времени, из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб ядерного реактора, после чего определяют условия образования шлаковой шапки над поверхностью зеркала расплава, определяют время начала образования корки на поверхности расплава, определяют время прекращения выхода аэрозолей, определяют время завершения сорбции пара и время образования водорода, определяют время стабилизации процессов охлаждения расплава и время выхода этих процессов в квазистационарный режим, затем регулируют объем подачи охлаждающей жидкости с учетом теплофизических параметров сред в герметичном объеме контайнмента, после чего регулируют объем подачи охлаждающей жидкости с учетом минимального и максимального уровней воды в шахте реактора.
Система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая датчики температуры, соединенные с оборудованием управления, согласно изобретению, дополнительно содержит датчики- уровнемеры, установленные под фермой-консолью вдоль корпуса ловушки расплава в зоне её наружного водяного охлаждения, при этом датчики температуры разделены на первую, вторую и третью группы, первая группа датчиков температуры установлена над зеркалом расплава внутри корпуса ловушки расплава, а их рабочие органы направлены к зеркалу расплава, вторая группа датчиков температуры установлена между корпусом ловушки расплава и фермой-консолью, третья группа датчиков температуры установлена под направляющей плитой, при этом все датчики температуры и датчики- уровнемеры объединены в два канала, а на рабочих органах каждого датчика температуры установлены герметичные концевики, покрытые защитными негерметичными колпаками.
Отличительным признаком и принципиальным отличием заявленного способа от прототипа является то, что при разрушении активной зоны осуществляют контроль состояния ловушки расплава, а не внутриреакторного пространства, что обусловлено тем, что корпус реактора, как часть (и весь первый контур, как целое), является закрытой по отношению к гермооболочке энерговыделяющей системой (прочной и плотной при нормальной эксплуатации), а ловушка расплава является открытой энерговыделяющей системой, встроенной в гермооболочку, что позволяет выполнять как контролирующие, так и регулирующие процедуры в гермооболочке для обеспечения эффективного воздействия на ловушку расплава.
Невозможность воздействовать аналогичными процедурами со стороны гермооболочки на внутриреакторные процессы связана с тем обстоятельством, что при любых разрушениях первого контура, вплоть до максимальной проектной аварии (с разрывом главного циркуляционного трубопровода полным сечением) внутриреакторное пространство все равно остаётся по отношению к гермооболочке закрытой системой, одним из отличительных признаков которой является некоторое избыточное остаточное давление в корпусе реактора по отношению к давлению в гермооболочке, не позволяющее осуществлять эффективное опосредованное внешнее управление процессами внутри корпуса реактора с помощью изменения параметров процессов в гермооболочке.
Одним отличительным признаком заявленной системы является то, что датчики температуры и датчики-уровнемеры, сгруппированные в два канала, устанавливают на корпусе ловушки расплава, а не на корпусе ядерного реактора, что позволяет осуществлять как контролирующие, так и регулирующие действия в процессе охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
Ещё одним отличительным признаком заявленной системы является то, что датчики температуры установлены на трех различных уровнях относительно зеркала расплава, что позволяет обеспечить получение каждым каналом эквивалентной характеристической информации.
Ещё одним отличительным признаком заявленной системы является то, что все датчики температуры, находящиеся внутри корпуса ловушки расплава, или в зонах прямого и косвенного действия расплава, имеют защитные концевики, которые обеспечивают термохимическую и газодинамическую защиту их рабочих органов.
Ещё одним отличительным признаком заявленной системы является то, что все концевики датчиков температуры установлены в защитных негерметичных колпаках, обеспечивающих термомеханическую защиту от брызг или небольшого количества расплава активной зоны, струй жидкого бетона и его фракций, мелких летящих предметов и аэрозолей.
На фиг.1 представлена блок-схема способа охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
На фиг.2 представлена система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
На фиг.З представлена защита датчиков температурного контроля - герметичный концевик и защитный колпак.
Заявленные изобретения работают следующим образом.
Процесс охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора состоит из нескольких основных этапов:
- определение (1) степени разрушения корпуса ядерного реактора и времени начала истечения расплава из корпуса ядерного реактора в ловушку расплава;
- подача (2) охлаждающей жидкости внутрь корпуса ловушки расплава с заранее установленной задержкой по времени, из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб ядерного реактора;
- определение (3) условия образования шлаковой шапки над поверхностью зеркала расплава
- определение (4) времени начала образования корки на поверхности расплава;
- определение (5) времени прекращения выхода аэрозолей; - определение (6) времени завершения сорбции пара и образования водорода;
- определение (7) времени стабилизации процессов охлаждения расплава;
- определение (8) времени выхода этих процессов в квазистационарный режим;
- увеличение или уменьшение (9) объема подачи охлаждающей жидкости с учетом теплофизических параметров сред в герметичном объеме контайнмента;
- увеличение или уменьшение (10) объема подачи охлаждающей жидкости с учетом минимального и максимального уровней воды в шахте реактора.
Суть данного процесса заключается в следующем. После проплавления корпуса ядерного реактора расплав активной зоны начинает поступать на направляющую плиту и стекать по ней в ловушку расплава. Этому процессу предшествуют два события, определяющие последующие управляющие действия: первое - поступление теплоносителя первого контура и охлаждающей воды из активных и пассивных систем в помещение фильтров (в бак-приямок), связанное с шахтой реактора, в которой установлена ловушка расплава, и второе - нагрев сначала воздушной, а затем парогазовой среды во внутреннем объёме ловушки расплава. Первое событие, вызванное, например, разрывом трубопровода первого контура с последующими отказами активных систем безопасности и нормальной эксплуатации, или с разрывом трубопровода первого контура и полным обесточиванием АЭС, приводит к истечению сначала теплоносителя, а затем охлаждающей воды из пассивных систем безопасности в гермообъём. Эта вода образует связанный уровень в помещении фильтров и в шахте реактора вокруг корпуса ловушки расплава, который диагностируется группой датчиков-уровнемеров, установленных под фермой-консолью вдоль корпуса ловушки расплава в зоне её наружного водяного охлаждения. Вода поступает в помещение фильтров и в шахту реактора, связанную с ним проходными сечениями, расположенными в её основании. Датчики-уровнемеры диагностируют появление воды вокруг корпуса ловушки расплава, при этом датчики температуры, находящиеся на трёх уровнях, показывают в этот период времени температуру внутри ловушки расплава не более 400°С, что связано с отсутствием расплава активной зоны в корпусе реактора. Постепенно охлаждающая вода выкипает из корпуса реактора, активная зона разогревается, разрушается, и плавится, стекая на днище корпуса реактора. Но даже и в этом случае датчики температуры, находясь ниже днища корпуса реактора, показывают температуру ниже 400°С, потому что защищены направляющей плитой и фермой-консолью. Вся газовая конвекция от нагретого корпуса осуществляется значительно выше расположения датчиков температуры, которые находятся в относительно холодной термостатированной зоне, при этом температура в этой зоне сохраняется постоянной за счет квазистационарной температуры воды в помещении фильтров.
При разрушении корпуса реактора происходят следующие процессы: изменение давления в ловушке расплава и поступление на первой стадии жидких металлов с некоторым количеством жидких оксидов в наполнитель УЛР, при этом датчики температуры первой, второй и третьей группы либо нагреваются выше температуры 400°С, либо разрушаются вытекающим расплавом, то есть, находятся в состоянии отказа. По двум этим признакам: перегрев датчика температуры или отказ датчика температуры (разрушение), определяют (1) начало поступления расплава активной зоны из корпуса ядерного реактора в ловушку расплава. Фактически, по этим двум признакам, также определяется и степень разрушения корпуса реактора, по которой, в свою очередь, определяется стадийность истечения расплава из корпуса реактора в ловушку расплава, а именно: а) либо сначала вытекают жидкие металлы, а затем через некоторое время вытекают жидкие оксиды, что указывает на наличие бокового проплавления корпуса реактора; б) одновременное истечение всего расплава одним объёмом из корпуса реактора, что указывает на разрушение днища корпуса реактора. Оба эти условия определяются по показаниям, полученным от датчиков температуры первой, второй и третьей группы, а именно:
а) если после разрушения корпуса реактора датчики температуры первой, второй и третьей группы показывают температуру более 400 °С, после чего температура продолжает медленно увеличиваться, и через несколько часов, например через 2-3 часа, происходит быстрое увеличение температуры, это означает, что имеет место боковое проплавление корпуса реактора и двухстадийный процесс поступления расплава (сначала вытекают жидкие металлы, затем вытекают жидкие оксиды), и, следовательно, воду из шахт внутрикорпусных устройств и блока защитных труб подают с проектной (предварительно заданной) задержкой, например с задержкой от трёх до четырёх часов, обеспечив подтверждение того, что расплав растворил наполнитель и произошла инверсия компонентов кориума (оксиды вверху, а металлы внизу);
б) если после разрушения корпуса реактора датчики температуры первой, второй и третьей группы показывают температуру более 400 °С, после чего температура начинает сразу быстро равномерно или скачкообразно повышаться, это означает, что имеет место одностадийный процесс поступления расплава (расплав металлов выливается вместе с расплавом оксидов), и следовательно, воду из шахт внутрикорпусных устройств и блока защитных труб подают раньше по времени, примерно, в интервале от 30 минут до одного часа с момента поступления расплава, т.к. наполнитель растворяется достаточно быстро, а также быстро происходит инверсия металлов и оксидов, в течение, порядка, 30 минут.
Таким образом, по показаниям датчиков температуры первой, второй и третьей группы включается таймер задержки подачи воды на поверхность расплава из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб ядерного реактора, после чего осуществляется подача (2) охлаждающей жидкости внутрь корпуса ловушки расплава. Время задержки может быть установлено от 30 минут до 4 часов. Время задержки определяют с учетом длительности истечения оксидной части расплава из корпуса реактора (при двухстадийном струйном истечении из отверстия в разрушенной боковой поверхности корпуса реактора). Кроме того, для установки времени задержки, как правило, учитывают объём жертвенной стали и жертвенных оксидов в наполнителе, которые необходимы для перевода высокотемпературного и химически агрессивного расплава активной зоны в стабилизированное состояние. Это позволяет обеспечить охлаждение расплава без разрушения корпуса ловушки расплава и без дополнительного разрушения тепловым излучением фермы-консоли и направляющей плиты.
Важным моментом обеспечения пассивной безопасности расплава является инверсия его оксидных и металлических компонентов, которая происходит по мере расплавления и растворения наполнителя в расплаве активной зоны из-за уменьшения плотности оксидной части расплава по отношению к его металлической части. В результате инверсии оксидная ураносодержащая часть расплава всплывает вверх, а металлическая часть расплава опускается. Инверсия компонентов расплава позволяет решить две задачи:
1. обеспечить выравнивание теплового потока от расплава активной зоны через корпус ловушки расплава к воде, при которой первоначальное распределение теплового потока с максимумом неравномерности в зоне расположения расплава стали, находящейся над расплавом оксидов, сглаживается и выравнивается по высоте корпуса ловушки после всплытия ураносодержащих оксидов над расплавом стали. Выравнивание теплового потока после инверсии обеспечивается, в основном, за счёт разницы теплофизических свойств расплава оксидов и расплава металлов. 2. обеспечить прямое охлаждение зеркала расплава водой для подавления аэрозольной активности расплава и теплового излучения с зеркала расплава на расположенное выше оборудование корпуса ловушки, на ферму-консоль и направляющую плиту, удерживающую на себе днище корпуса реактора с обломками активной зоны и внутрикорпусных устройств.
В процессе взаимодействия расплава активной зоны с наполнителем над зеркалом расплава образуется шлаковая шапка из лёгких оксидов наполнителя. Шлаковая шапка уменьшает взаимодействие открытой жидкометаллической поверхности ванны расплава с водяным паром с образованием водорода Дополнительно, шлаковая шапка уменьшает тепловое излучение со стороны зеркала расплава, направленное на расположенные выше элементы оборудования. По мере охлаждения шлаковой шапки, на ней образуется корка. Образование шлаковой шапки и корки определяют (3) с помощью датчиков температуры первой и второй группы, которые отображают периодические колебания температуры, а именно: если размер корки увеличивается, это приводит к небольшому снижению температуры, если корка разрушается, это приводит к резкому увеличению температуры из-за выброса газов и аэрозолей. Последующая подача воды на поверхность расплава понижает его поверхностную температуру. Работоспособные датчики температуры, расположенные на каждом из трех уровней на ловушке расплава, отображают данные о снижении температуры после начала подачи воды на поверхность расплава из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб. По таким показаниям датчиков температуры, расположенных на трёх уровнях (по снижению температуры) определяют (4) время прекращения выхода аэрозолей, а именно: вода, поступившая на поверхность расплава, блокирует выход аэрозолей и теплового излучения, а также быстро охлаждает выше расположенное оборудование, и стабилизирует его механические характеристики, следовательно, это приводит к снижению температуры. Время завершения сорбции пара и образования водорода определяют (5) по показаниям датчиков температуры, расположенных на трёх уровнях. Эти показания совпадают с прекращением выхода аэрозолей и началом водяного охлаждения зеркала расплава.
Затем по показаниям всех работоспособных датчиков температуры, определяют (6) время стабилизации процессов охлаждения расплава и определяют (7) время перехода этих процессов в квазистационарный режим, а именно: если датчики температуры отображают постоянную температуру с последующим снижением температуры в ходе постепенного охлаждения расплава, это указывает на то, что происходит процесс стабильного охлаждения расплава, при котором, по мере снижения остаточного энерговыделения, происходит снижение средней температуры расплава, его фиксация и постепенный переход из жидкой фазы в твёрдую.
Оставшийся расплав в днище корпуса реактора и само днище также постепенно охлаждаются. Стабилизация и снижение температуры диагностируются датчиками температуры, которые расположены на третьем уровне и показывают температуру парогазовой среды под направляющей плитой. На эти показания влияют тепловые потоки от переизлучения со стороны горячих поверхностей внутренних элементов фермы-консоли и нижней плоскости направляющей плиты, чем эти переизлучения меньше, тем ниже температура показаний датчиков третьей группы, тем холоднее поверхности фермы-консоли и направляющей плиты, тем ниже температура самой направляющей плиты и остатков расплава активной зоны, находящихся на ней. По показаниям датчиков температуры третьей группыувеличивают или уменьшают (8) объем подачи воды в ловушку расплава после завершения подачи воды из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб, а именно: если после прекращения подачи воды из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб температура начинает повышаться, то увеличивают объем подачи воды в корпус ловушки расплава, если температура не повышается, то уменьшают, либо полностью прекращают подачу воды в корпус ловушки расплава.
По показаниям датчиков-уровнемеров (13) увеличивают или уменьшают (9) объем подачи воды с учетом минимального и максимального уровней воды в шахте реактора. Уровни воды связаны с уровнями, на которых находятся фланец корпуса ловушки расплава и основание фермы-консоли, а именно: если уровень воды ниже уровня фланца корпуса, тогда увеличивают объем подачи воды, если уровень воды находится на уровне основания фермы-консоли, тогда его уменьшают, либо полностью прекращают подачу воды в корпус ловушки расплава.
Как видно на фиг.2 и фиг.З, система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора содержит первую, вторую, третью группы датчиков (10, 11, 12) температуры и группу датчиков-уровнемеров (13), объединенных в два канала (14), и соединенных с оборудованием (15) управления, на рабочих органах (16) каждого датчика температуры установлены герметичные концевики (17), закрытые защитными негерметичными колпаками (18), первая группа датчиков (10) температуры установлена над зеркалом (19) расплава внутри корпуса (20) ловушки (21) расплава, а их рабочие органы (16) направлены к зеркалу (19) расплава, вторая группа датчиков (11) температуры установлена между корпусом (20) ловушки (21) расплава и фермой-консолью (22), третья группа датчиков (12) температуры установлена под направляющей плитой (23), группа датчиков- уровнемеров (13) установлена под фермой-консолью (22) вдоль корпуса (20) ловушки (21) расплава в зоне её наружного водяного охлаждения.
В момент разрушения корпуса (24) реактора расплав (25)активной зоны, под действием гидростатического и избыточного давлений, начинает поступать во внутренний корпус (20) ловушки (21) расплава и входит контакт с наполнителем (26). Наполнитель (26) обеспечивает объемное рассредоточение расплава (25) кориума в пределах ловушки (21), и предназначен для доокисления кориума и его разбавления в целях уменьшения объемного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена энерговыделяющего кориума с наружным слоем ловушки (21) расплава, а также способствует созданию условий для всплытия топливосодержащих фракций кориума над слоем стали. Наполнитель (26) может быть выполнен из стальных и оксидных компонентов, содержащих оксиды железа, алюминия, циркония, с каналами для перераспределения кориума не только в цилиндрической части, но ив донном коническом объеме.
Стальные и оксидные компоненты скомплектованы в кассеты цилиндрической формы. Как правило, наполнитель, по меньшей мере, содержит первую кассету, установленную на днище корпуса ловушки, вторую кассету, расположенную над первой кассетой, и третью кассету, установленную над второй кассетой. Третья кассета, в свою очередь, может состоять из нескольких кассет, установленных друг на друге.
Фактически, три группы датчиков (10, 11,12) температуры установлены на трех уровнях, при этом, первая группа датчиков (10) температуры установлена внутри корпуса (20) ловушки (21) расплава, а вторая и третья группы датчиков (11, 12) температуры установлены над корпусом (20) ловушки (21) расплава.
Первая группа датчиков (10) температуры, расположенных на самом близком расстоянии от зеркала (19) расплава и шлаковой шапки (27), обеспечивает контроль температуры. Над этими датчиками температуры располагается тепловая защита (28), которая обеспечивает их защиту от воздействия стекающего расплава и летящих предметов. Рабочие органы (16) этих датчиков (10) температуры направлены в сторону расплава (25). Первая группа датчиков (10) температуры перестает функционировать после образования зеркала (19) расплава в корпусе (20) ловушки (21), так как к этому моменту тепловое излучение со стороны зеркала (19) расплава начинает снизу плавить тепловую защиту (28). Повышение температуры зеркала расплава до температуры плавления тепловой защиты указывает на то, что к этому моменту времени произошла реакция между основной массой расплава и наполнителем, и кроме того, произошел переход на квазистационарный режим теплопередачи к охлаждающей жидкости через корпус ловушки, а также теплового излучения к вышерасположенным элементам оборудования ловушки (21) расплава, фермы-консоли (22) и направляющей плиты (23).
Вторая группа датчиков (11) температуры, установленных между корпусом (20) ловушки расплава и фермой-консолью (22), также обеспечивает контроль температуры. Эти датчики (11) температуры расположены в зоне, не защищенной тепловыми экранами и тепловыми защитами. Вторая группа датчиков (11) температуры функционирует в зависимости от характера поступления расплава активной зоны из корпуса реактора в ловушку расплава: при быстром неосесимметричном поступлении расплава жидкой стали, например, в течение от 30 до 60 секунд массой, порядка, 60 - 100 тонн, или при медленном неосесимметричном поступлении расплава жидких оксидов в смеси с некоторым количеством жидкой стали в течение, например, 2-3 трёх часов массой, порядка, 90 - 130 тонн, происходит частичное расплавление (отказ) некоторых датчиков температуры из второй группы. Но некоторые датчики (11) температуры могут продолжить работу и после завершения неосесимметричного истечения расплава из корпуса реактора, как наиболее тяжёлого для работоспособности датчиков второй группы. По показаниям этих датчиков температуры определяютодин из важнейших параметров -время начала разрушения днища корпуса реактора, т.е., фактически, определяют начало истечения расплава, а также последующее состояние парогазовой среды над поверхностью расплава, или его коркой. На основании этих данных включается таймер для автоматической подачи охлаждающей жидкости с заранее установленной задержкой. Охлаждающая жидкость подается из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб внутрь корпуса ловушки для охлаждения шлаковой шапки и находящегося под ней зеркала расплава активной зоны.
Третья группа датчиков (12) температуры, установленных на самом близком расстоянии к корпусу (20) реактора, также обеспечивает контроль температуры. Эти датчики (12) температуры установлены в защищенной, охлаждаемой зоне, расположенной под направляющей плитой (23), и сохраняют работоспособность в течение всего времени управления охлаждением расплава активной зоны в корпусе ловушки. По показаниям этих датчиков (12) определяют один из важнейших параметров - время начала разрушения днища корпуса реактора, т.е., фактически определяют время начала истечения расплава, и последующее состояние парогазовой среды над поверхностью расплава. На основании этих данных включается таймер для автоматической подачи охлаждающей жидкости с предварительно заданной задержкой. Охлаждающая жидкость подается из шахт ревизии внутрикоорпусных устройств и блока защитных труб внутрь корпуса ловушки для охлаждения расплава активной зоны. Кроме того, по показаниям этих датчиков фиксируют формирование шлаковой шапки над поверхностью зеркала расплава, определяют время начала образования корки на поверхности расплава, получают информацию о прекращении выхода аэрозолей и завершении процесса сорбции пара и образования водорода.
Группа датчиков-уровнемеров (13), установленная, по меньшей мере, на двух внешних уровнях, расположенных с внешней стороны корпуса (20) ловушки (21) расплава в зоне охлаждения корпуса (20), обеспечивает контроль уровня охлаждающей жидкости в шахте реактора. Эта группа датчиков- уровнемеров (13) расположена в защищённой охлаждаемой зоне под фермой- консолью (22). По показаниям датчиков-уровнемеров (13)определяют уровень залива шахты реактора водой, т.е., по этим показаниям подтверждается проектное функционирование системы охлаждения ловушки, или проводится корректировка работы этой системы. Применение вышеописанного способа охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и системы контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора позволило повысить эффективность охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора за счет снятия тепловой нагрузки с зеркала расплава, что, в свою очередь, позволило полностью исключить вероятность парового взрыва при выполнении работ по отводу тепла от расплава, и, следовательно, повысить безопасность АЭС.
Источники информации:
1. Патент КНР JV CNl 06651217, МПК G21D3/06, приоритет от 06.01.2017 г.

Claims

Формула изобретения
1. Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, заключающийся в определении, после разрушения расплавом активной зоны корпуса ядерного реактора, местоположения расплавленных обломков активной зоны и определении состояния проплавления активной зоны по информации, полученной от датчиков температуры, подаче и регулировке объема подачи охлаждающей жидкости на расплав, отличающийся тем, что после разрушения расплавом активной зоны корпуса ядерного реактора, определяют степень разрушения корпуса ядерного реактора и время начала истечения расплава из корпуса ядерного реактора в ловушку расплава, затем подают охлаждающую жидкость внутрь корпуса ловушки расплава с заранее установленной задержкой по времени, из шахт ревизии внутрикорпусных устройств и блока защитных труб ядерного реактора, после чего определяют условия образования шлаковой шапки над поверхностью зеркала расплава, определяют время начала образования корки на поверхности расплава, определяют время прекращения выхода аэрозолей, определяют время завершения сорбции пара и время образования водорода, определяют время стабилизации процессов охлаждения расплава и время выхода этих процессов в квазистационарный режим, затем регулируют объем подачи охлаждающей жидкости с учетом теплофизических параметров сред в герметичном объеме контайнмента, после чего регулируют объем подачи охлаждающей жидкости с учетом минимального и максимального уровней воды в шахте реактора.
2. Система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, содержащая датчики температуры, соединенные с оборудованием управления, отличающаяся тем, что дополнительно содержит датчики- уровнемеры, установленные под фермой-консолью вдоль корпуса ловушки расплава в зоне её наружного водяного охлаждения, датчики температуры разделены на первую, вторую и третью группы, при этом первая группа датчиков температуры установлена над зеркалом расплава внутри корпуса ловушки расплава, а их рабочие органы направлены к зеркалу расплава, вторая группа датчиков температуры установлена между корпусом ловушки расплава и фермой-консолью, третья группа датчиков температуры установлена под направляющей плитой, при этом все датчики температуры и датчики- уровнемеры объединены в два канала, а на рабочих органах каждого датчика температуры установлены герметичные концевики, покрытые защитными негерметичными колпаками.
PCT/RU2018/000897 2018-11-01 2018-12-28 Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора WO2020091623A1 (ru)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP18922096.5A EP3876243A4 (en) 2018-11-01 2018-12-28 METHOD OF COOLING A NUCLEAR REACTOR MELTDOWN AND SYSTEM FOR MONITORING THE COOLING OF A NUCLEAR REACTOR MELTDOWN
CA3066230A CA3066230A1 (en) 2018-11-01 2018-12-28 Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
CN201880043386.0A CN111386577B (zh) 2018-11-01 2018-12-28 核反应堆堆芯熔化物冷却方法及核反应堆堆芯熔化物冷却控制系统
BR112019028268-8A BR112019028268B1 (pt) 2018-11-01 2018-12-28 Método de refrigeração de fusão de um reator nuclear e um sistema de controle para refrigeração de fusão de um reator nuclear
US16/627,741 US11476010B2 (en) 2018-11-01 2018-12-28 Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
KR1020197038695A KR102422554B1 (ko) 2018-11-01 2018-12-28 원자로 노심 용융 열제거 및 원자로 노심 용융 열제거 관리 시스템
EA201992737A EA201992737A1 (ru) 2018-11-01 2018-12-28 Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
JOP/2019/0310A JOP20190310B1 (ar) 2018-11-01 2018-12-28 طريقة لتبريد صهر مركز مفاعل نووي ونظام تحكم لتبريد صهر مركز مفاعل نووي
JP2019572490A JP7255778B2 (ja) 2018-11-01 2018-12-28 原子炉の炉心溶融物冷却方法および原子炉の炉心溶融物冷却制御システム

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018138641A RU2698462C1 (ru) 2018-11-01 2018-11-01 Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2018138641 2018-11-01

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2020091623A1 true WO2020091623A1 (ru) 2020-05-07

Family

ID=67733893

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2018/000897 WO2020091623A1 (ru) 2018-11-01 2018-12-28 Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Country Status (11)

Country Link
US (1) US11476010B2 (ru)
EP (1) EP3876243A4 (ru)
JP (1) JP7255778B2 (ru)
KR (1) KR102422554B1 (ru)
CN (1) CN111386577B (ru)
AR (1) AR116950A1 (ru)
BR (1) BR112019028268B1 (ru)
EA (1) EA201992737A1 (ru)
JO (1) JOP20190310B1 (ru)
RU (1) RU2698462C1 (ru)
WO (1) WO2020091623A1 (ru)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113450933B (zh) * 2021-08-19 2024-05-14 中国原子能科学研究院 反应堆余热排出系统及方法
CN114068052A (zh) * 2021-11-30 2022-02-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆腔温度监测系统
CN115346700B (zh) * 2022-08-26 2024-06-25 核工业西南物理研究院 一种反应堆温度历史检测方法及检测装置
CN115470723B (zh) * 2022-08-31 2023-04-28 中国核动力研究设计院 一种获取水射流刺破熔池液面临界条件的方法
CN115565707B (zh) * 2022-10-08 2023-06-06 中国核动力研究设计院 堆芯熔融物安全壳滞留系统和收集体的参数设计方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU100328U1 (ru) * 2010-06-17 2010-12-10 Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП) Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава
EP2650882A2 (en) * 2012-04-11 2013-10-16 GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC System for monitoring a state of a nuclear reactor core
RU2514419C2 (ru) * 2012-06-01 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий" (ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ" Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора
CN106651217A (zh) 2017-01-06 2017-05-10 中国核动力研究设计院 装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法
CN107808230A (zh) * 2017-09-28 2018-03-16 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电厂堆芯损伤评价方法

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE8816470U1 (de) * 1988-05-17 1989-09-07 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Einrichtung zur kontrollierten Verbrennung eines zündfähigen Wasserstoff-Luft-Gemisches in einer kerntechnischen Anlage
IT1251760B (it) * 1991-11-05 1995-05-23 Ente Naz Energia Elettrica Metodo per la protezione dell'integrita' del fondo del contenitore di un reattore in centrali nucleari e dispositivo per l'attuazione del metodo
FR2738662B1 (fr) * 1995-09-11 1997-12-05 Atea Dispositif de detection et de surveillance du percement du fond de la cuve d'un reacteur nucleaire comportant au moins un thermocouple
FR2784785B1 (fr) * 1998-10-14 2000-12-01 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a eau equipe d'un receptacle contenant des structures internes deformables
RU2253914C2 (ru) * 2003-08-18 2005-06-10 Хабенский Владимир Бенцианович Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
WO2007030224A2 (en) * 2005-07-27 2007-03-15 Battelle Memorial Institute A proliferation-resistant nuclear reactor
CN202102730U (zh) * 2011-05-09 2012-01-04 中科华核电技术研究院有限公司 反应堆严重事故堆芯熔融物堆外冷却固化装置及系统
CN103050155B (zh) * 2012-11-06 2015-12-02 国家核电技术有限公司 事故缓解装置及其制造方法、核电站压力容器、事故缓解方法
MY196713A (en) * 2014-12-16 2023-05-02 Joint Stock Company Atomenergoproekt Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt cooling and confinement system
RU2576516C1 (ru) * 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
CN107945891B (zh) * 2017-10-19 2021-01-19 中国核电工程有限公司 一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU100328U1 (ru) * 2010-06-17 2010-12-10 Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП) Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава
EP2650882A2 (en) * 2012-04-11 2013-10-16 GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC System for monitoring a state of a nuclear reactor core
RU2514419C2 (ru) * 2012-06-01 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий" (ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ" Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора
CN106651217A (zh) 2017-01-06 2017-05-10 中国核动力研究设计院 装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法
CN107808230A (zh) * 2017-09-28 2018-03-16 上海核工程研究设计院有限公司 一种核电厂堆芯损伤评价方法

Also Published As

Publication number Publication date
BR112019028268A2 (pt) 2021-05-11
EP3876243A4 (en) 2022-08-03
US20210358648A1 (en) 2021-11-18
JOP20190310B1 (ar) 2023-09-17
KR102422554B1 (ko) 2022-07-20
AR116950A1 (es) 2021-06-30
JP7255778B2 (ja) 2023-04-11
RU2698462C1 (ru) 2019-08-27
EA201992737A1 (ru) 2020-09-14
US11476010B2 (en) 2022-10-18
EP3876243A1 (en) 2021-09-08
JP2022511137A (ja) 2022-01-31
CN111386577B (zh) 2023-07-07
JOP20190310A1 (ar) 2020-05-01
BR112019028268B1 (pt) 2023-12-05
KR20200104213A (ko) 2020-09-03
CN111386577A (zh) 2020-07-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2698462C1 (ru) Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EP3236473B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EP3236474B1 (en) Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor
EP3236472B1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a water cooled and moderated reactor
CA3066230A1 (en) Cooling method for reactor molten core melt and cooling control system for reactor molten core
EA040000B1 (ru) Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2750230C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
EP4273883A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EP4273884A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
EA044917B1 (ru) Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Legal Events

Date Code Title Description
ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2019572490

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

Ref document number: 3066230

Country of ref document: CA

Kind code of ref document: A

121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 18922096

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112019028268

Country of ref document: BR

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112019028268

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20191230

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2018922096

Country of ref document: EP

Effective date: 20210601