RU2063071C1 - Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor - Google Patents
Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2063071C1 RU2063071C1 RU9494019833A RU94019833A RU2063071C1 RU 2063071 C1 RU2063071 C1 RU 2063071C1 RU 9494019833 A RU9494019833 A RU 9494019833A RU 94019833 A RU94019833 A RU 94019833A RU 2063071 C1 RU2063071 C1 RU 2063071C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat
- channels
- water
- melt
- reactor vessel
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к системам аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора водоводяного типа, установленного в бетонную шахту, а более конкретно к системам охлаждения активной зоны при тяжелой аварии, приводящей к разрушению активной зоны, ее расплавлению, выпадению расплава на днище корпуса реактора, удержанию расплава в корпусе реактора, и, в случае прорыва днища корпуса, удержанию и охлаждению расплава в сборном контейнере длительное время без выпадения расплава на дно бетонной шахты реактора. The invention relates to emergency cooling systems for the core of a water-water type nuclear reactor installed in a concrete shaft, and more particularly to cooling systems for a core during a severe accident leading to the destruction of the core, its melting, precipitation of the melt on the bottom of the reactor vessel, and retention of the melt in the vessel reactor, and, in case of breaking the bottom of the vessel, holding and cooling the melt in the collection container for a long time without falling out of the melt to the bottom of the concrete shaft of the reactor.
Известно техническое решение [1] в котором в бетонную шахту установлен корпус реактора. Между корпусом реактора и цилиндрической теплоизоляцией выполнен кольцевой зазор. Под днищем корпуса (с зазором) установлена теплоизоляция днища корпуса, имеющая в центре подводящий канал (отверстие). В бетонной шахте выполнены люк-лаз и подъемные каналы. При разрушении первого контура бетонная шахта заливается водой, и если произойдет разрушение активной зоны и ее расплавление, то расплав охлаждается в днище корпуса благодаря возникаемому контуру циркуляции: (опускной участок) люк-лаз, (подъемный участок) боковые подводящие каналы, центральный подводящий канал, охлаждающий канал между днищем корпуса и теплоизоляцией днища корпуса, кольцевой зазор, подъемные каналы. A technical solution is known [1] in which a reactor vessel is installed in a concrete shaft. An annular gap is made between the reactor vessel and the cylindrical thermal insulation. Under the bottom of the casing (with a gap), thermal insulation of the bottom of the casing is installed, which has a supply channel (hole) in the center. A concrete manhole has a manhole and lifting channels. When the primary circuit is destroyed, the concrete shaft is poured with water, and if the core is destroyed and melted, the melt is cooled in the bottom of the casing due to the circulation loop: (lowering section) manhole, (lifting section) side supply channels, central supply channel, cooling channel between the bottom of the housing and the insulation of the bottom of the housing, an annular gap, lifting channels.
Недостатком указанного технического решения является то, что в случае разрушения днища корпуса по каким-либо неучтенным причинам масса расплава 100-200 т с температурой 2200-2400oC, попадая в большой объем воды, произведет тепловой взрыв катастрофической мощности.The disadvantage of this technical solution is that in case of destruction of the bottom of the body for some unaccounted for reasons, the mass of the melt is 100-200 tons with a temperature of 2200-2400 o C, falling into a large volume of water will produce a thermal explosion of catastrophic power.
В техническом решении [2] (прототип) под корпусом реактора установлен для удержания расплава собирающий контейнер, образованный внешней стенкой, теплоизоляцией, промежуточным сборным тепловым коллектором, состоящим из гранул температуростойкого материала, высокотемпературная стенка, тепловые трубы проходят через теплоизоляцию, внешнюю стенку, бетонную шахту; их конденсаторы расположены в баках с водой, соединенной с атмосферой, а испарители тепловых труб расположены в промежуточном собирающем тепловом коллекторе. Тепло от расплава передается по тепловым трубам из промежуточного теплового коллектора к воде в баках за бетонную шахту. In the technical solution [2] (prototype), a collecting container formed by an external wall, heat insulation, an intermediate prefabricated heat collector consisting of granules of a heat-resistant material, a high-temperature wall, heat pipes pass through thermal insulation, an external wall, a concrete shaft is installed under the reactor vessel to hold the melt ; their condensers are located in tanks with water connected to the atmosphere, and the heat pipe evaporators are located in the intermediate collecting heat collector. Heat from the melt is transferred through heat pipes from the intermediate heat collector to the water in the tanks for the concrete shaft.
Недостатком указанного технического решения является то, что нет попытки удержать расплав внутри корпуса реактора и он обречен разрушиться от высокой температуры, а расплав должен вытечь в собирающий контейнер, т.е. бетонная шахта должна быть сухой. Если шахта будет заполнена водой, то при контакте больших объемов воды с большим объемом расплава произойдет тепловой взрыв с выделением энергии, достаточной для выброса корпуса реактора. The disadvantage of this technical solution is that there is no attempt to hold the melt inside the reactor vessel and it is doomed to collapse from high temperature, and the melt must flow into a collecting container, i.e. The concrete shaft must be dry. If the mine is filled with water, then when large volumes of water come in contact with a large volume of melt, a thermal explosion will occur with the release of energy sufficient to eject the reactor vessel.
Еще один недостатком указанного технического решения является то, что тепловые трубы проходят через герметичную оболочку (общее их количество десять-тридцать тысяч штук для реактора 1000 МВт эл.), т.е. понижается безопасность АЭС из-за ненадежной герметичной оболочки. Another drawback of this technical solution is that the heat pipes pass through an airtight shell (the total number of them is ten to thirty thousand pieces for a reactor of 1000 MW el.), I.e. NPP safety is reduced due to unreliable airtight shell.
Техническим результатом настоящего изобретения является повышение безопасности путем удержания расплава в корпусе реактора, а в случае разрушения корпуса реактора путем исключения попадания расплава в большие массы воды за счет того, что внешняя стенка собирающего контейнера соединена с корпусом реактора, собирающий контейнер закрыт перегородкой, образующей с собирающим контейнером "сухую ловушку", днище и боковые стенки которой покрыты термодемпфером, который закрыт кожухом, термодемпфер выполнен из легкоплавкого материала, объем между гранулами в промежуточном сборном тепловом коллекторе наполнен легкоплавким материалом, на входах в боковых подводящих каналах установлены запирающие клапаны с защелками заглушек и подсоединены антиударные каналы, а средняя часть перегородки выполнена из легкоплавкого материала, при этом днище внешней стенки установлено с зазором в бетонной шахте, конденсаторы тепловых труб огорожены выгородкой, образующей совместно с боковой частью внешней стенки подъемный участок, к которому подсоединены подъемные трубы, образующие в совокупности с люк-лазом контур охлаждения. The technical result of the present invention is to increase safety by retaining the melt in the reactor vessel, and in case of destruction of the reactor vessel by preventing melt from entering large masses of water due to the fact that the outer wall of the collecting container is connected to the reactor vessel, the collecting container is closed by a partition forming with the collecting a dry trap container, the bottom and side walls of which are covered with a thermal damper, which is closed by a casing, a thermal damper made of fusible material, volume Between the granules in the intermediate prefabricated heat collector is filled with fusible material, at the entrances in the side supply channels are installed shut-off valves with latches of plugs and shockproof channels are connected, and the middle part of the partition is made of fusible material, while the bottom of the outer wall is installed with a gap in the concrete shaft, condensers heat pipes are fenced, forming, together with the side of the outer wall, a lifting section to which the lifting pipes are connected, forming a scoop with a hatchway cooling circuit.
Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан продольный разрез бетонной шахты реактора с установленным в ней корпусом реактора, под которым установлен собирающий контейнер; на фиг. 2 собирающий контейнер, залитый расплавом активной зоны и части внутрикорпусных устройств при ее полном расплаве, а также показано днище реактора, залитое тем же объемом расплава; на фиг.3 разрез А-А (фиг.2); на фиг.4 узел I (фиг.2); на фиг.5 узел II (фиг. 1) с расположенными в "сухой ловушке" вертикальными и горизонтальными антиударными перегородками; на фиг.6 узел III (фиг.1); на фиг.7 узел IV (фиг. 1). The invention is illustrated by drawings, in which Fig. 1 shows a longitudinal section of a concrete reactor shaft with a reactor vessel installed in it, under which a collecting container is installed; in FIG. 2 a collecting container filled with a melt of the core and part of the internals with its full melt, and also shows the bottom of the reactor, filled with the same volume of the melt; figure 3 section aa (figure 2); in Fig.4 node I (Fig.2); in Fig.5 node II (Fig. 1) with vertical and horizontal shockproof partitions located in a "dry trap"; in Fig.6 node III (Fig.1); in Fig.7 node IV (Fig. 1).
Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении включает в себя бетонную шахту 1, заливаемую водой при аварии, сопровождаемой разгерметизацией ядерного реактора. В бетонной шахте 1 выполнен люк-лаз 2 и установлена цилиндрическая теплоизоляция 3, внутри которой установлен корпус 4 реактора, между которыми выполнен кольцевой зазор 5. Под днищем корпуса 4 реактора установлена теплоизоляция 6 днища корпуса с центральным подводящим каналом 7. The system of emergency cooling of the active zone of a nuclear reactor during its destruction includes a concrete mine 1, flooded with water during an accident, accompanied by depressurization of the nuclear reactor. In the concrete shaft 1, a manhole 2 is made and a cylindrical thermal insulation 3 is installed, inside which a reactor vessel 4 is installed, an annular gap 5 is made between them. Underneath the reactor vessel 4,
Теплоизоляция 6 днища корпуса выполнена из прочного термостойкого материала, например диоксидициркониевого гидротационного твердения бетона высшей огнеупорности.
Между теплоизоляцией 6 днища корпуса и днищем корпуса 4 выполнены охлаждающие каналы 8, к которым примыкают подъемные каналы 9, выходящие в верхнюю часть бетонной шахты 1 выше уровня ее залива, к центральному подводящему каналу 7 подведены боковые подводящие каналы 10. Between the
Под теплоизоляцией 6 днища корпуса установлен собирающий контейнер 11, образованный внешней стенкой 12, состоящей из боковой части 13 и днища 14. Боковая часть 13 и днище 14 изнутри облицованы теплоизоляцией 15, например высокоглиноземистым бетоном высокой огнеупорности, закрытой кожухом 16, к которому примыкает промежуточный сборный тепловой коллектор 17, состоящий из гранул температуростойкого материала, например Al2O3 или графита, покрытого двуокисью циркония.Under the
Промежутки между гранулами температуростойкого материала заполнены легкоплавким материалом, например эвтектикой AlSi или AlCa, имеющими температуру плавления 500-700oC.The gaps between the granules of the heat-resistant material are filled with fusible material, for example, eutectics AlSi or AlCa, having a melting point of 500-700 o C.
Сбоку изнутри к промежуточному сборному тепловому коллектору 17 примыкает высокотемпературная стенка 18, состоящая из теплопроводной стенки 19, состоящей, например, из графитовых блоков, покрытых двуокисью циркония, и стенки 20 из тугоплавкого металла, например молибдена. Донная часть промежуточного сборного теплового коллектора покрыта донной засыпкой, состоящей из распределительного слоя 21, состоящего из частиц размером 10-20 мм ThO2 или UO2, капиллярного слоя 22, состоящего из частиц размером 1-1,3 мм ThO2 или UO2, теплостойкого изолирующего слоя 23, выполненного, например, из диоксидциркониевого гидрационного твердения бетона высшей огнеупорности.From the inside, to the side of the
На внешней стенке 12 установлены тепловые трубы 24, испарители 25 которых расположены в промежуточном сборном тепловом коллекторе 17, а конденсаторы 26 за внешней стенкой.
Внешняя стенка 12 соединена с корпусом 4 реактора. Сверху собирающий контейнер 11 закрыт перегородкой 27; образующие в совокупности "сухую ловушку" 28. Днище и боковые стенки "сухой ловушки" покрыты термодемпфером 29, выполненным из легкоплавкого материала, например эвтектика AlSi или AlCa, имеющим температуру плавления 500-700oC. Термодемпфер закрыт кожухом 30. На входах в боковых подводящих каналах 10 установлены запирающие клапаны 31, внутри которых установлены защелки 32 заглушек и заглушки 33.The outer wall 12 is connected to the reactor vessel 4. On top of the collecting container 11 is closed by a
К запирающим клапанам 31 подсоединены антиударные каналы 34, выходящие в верхнюю часть бетонной шахты 1 выше уровня ее залива водой. To the
Средняя часть 35 перегородки 27 выполнена из легкоплавкого материала, например Аl. Днище 14 внешней стенки 12 установлено в бетонной шахте 1 с зазором 36. Конденсаторы 26 тепловых труб 24 огорожены выгородкой 37, образующей совместно с боковой частью 13 внешней стенки 12 подъемный участок 38, к верхней части которого подсоединены подъемные трубы 39, выходящие в верхнюю часть бетонной шахты 1 ниже уровня ее залива водой и которые в совокупности с подъемным участком и люк-лазом образуют контур охлаждения "сухой ловушки". The
Перегородка 27 выполнена в виде пространственной кольцевой фермы, образованной нижним листом 40, верхним листом 41, соединенными ребрами жесткости 42, между которыми расположены боковые подводящие каналы 10. The
Внутри пространственной кольцевой фермы у нижнего листа 40 и верхнего листа 41 установлены кожуха 43, образующие совместно с ними охлаждающий канал 44, соединенный нижней частью отверстиями 45 с объемом бетонной шахты 1, а верхней частью охлаждающий канал 44 соединен с отводящими трубами 46, выходящими в верхнюю часть бетонной шахты 1 ниже уровня ее залива водой, и которые в совокупности с охлаждающим каналом 44 и люк-лазом 2 образуют контур охлаждения пространственной кольцевой фермы. Inside the spatial annular truss at the
Верхняя часть 47 и центральная часть 48 пространственной кольцевой фермы под теплоизоляцией 6 днища корпуса выполнены из термостойких материалов. The
"Сухая ловушка" 28 разделена вертикальными 49 и горизонтальными 50 антиударными перегородками. В изображенном варианте они выполнены в виде дырчатых листов. The "dry trap" 28 is divided by vertical 49 and horizontal 50 shockproof partitions. In the depicted embodiment, they are made in the form of perforated sheets.
К верхней части "сухой ловушки" 28 подсоединены пароотводящие трубы 51, выходящие выше уровня залива бетонной шахты 1. В представленном варианте они выполнены за крайней вертикальной антиударной перегородкой 49.
В запирающем клапане 31 заглушка 33 подвешена на шнуре 52, проходящем по направляющей трубе 53, установленной в подводящем боковом канале 10. Шнур 52 проходит через центральный подводящий канал 7 к диаметрально расположенному клапану и к его другому концу подвешена заглушка 33 соответствующего запирающего клапана. In the
На входе запирающего клапана 31 на осях 54 установлены поворотные заслонки 55 с поплавками 56. At the input of the
В нижней части цилиндрической теплоизоляции 3 на осях 57 установлены поворотные теплоизолирующие заслонки 58 с поплавками 59. In the lower part of the cylindrical thermal insulation 3 on the
Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении работает следующим образом. The emergency cooling system of the active zone of a nuclear reactor during its destruction works as follows.
В рассматриваемой маловероятной аварии происходит разрушение активной зоны ядерного реактора, ее расплавление и выпадение на днище корпуса 4 реактора. In the considered unlikely accident, the core of the nuclear reactor is destroyed, melts and falls on the bottom of the reactor vessel 4.
При этой аварии, естественно, включены системы аварийного залива активной зоны, и вода через разрывы в первом контуре заливает бетонную шахту 1. Поплавки 56 всплывают и поворачивают заслонку 55 на осях 54, открывая входы на запирающих клапанах 31, образуется замкнутый контур циркуляции в бетонной шахте 1: люк-лаз 2 (опускной канал) запирающие клапаны 31 боковые подводящие каналы 10 центральный подводящий канал 7 охлаждающий канал 8 - подъемные каналы 9. In this accident, naturally, emergency core flooding systems are turned on, and water through the gaps in the primary circuit fills the concrete shaft 1.
По этому контуру циркуляции возникает поток циркуляции воды и пароводяной смеси по охлаждающим 8 и подъемным 9 каналам, происходит отвод тепла от расплава активной зоны через днище корпуса реактора по известной теплогидродинамической схеме. Кроме того, после залива бетонной шахты водой образуется параллельный контур циркуляции. A circulation of water and steam-water mixture along cooling 8 and lifting 9 channels occurs along this circulation loop, heat is removed from the core melt through the bottom of the reactor vessel according to the well-known thermo-hydrodynamic scheme. In addition, after filling the concrete shaft with water, a parallel circulation loop is formed.
Поплавки 59 всплывают и поворачивают теплоизолирующие заслонки 58 на осях 57. Контур циркуляции: кольцевой зазор 5 (подъемный участок) люк-лаз 2 (опускной участок) бетонная шахта 1 открытые люки в цилиндрической тепловой изоляции 3 при повернутых теплоизолирующих заслонках 58. Происходит отвод тепла от расплава активной зоны через цилиндрическую часть корпуса 4 реактора по известной теплогидравлической схеме. The
Расчетные оценки показывают, что расплав активной зоны можно удержать внутри корпуса 4 реактора при протекании аварии по "спокойному" сценарию. Однако авария может протекать по сценарию с паровыми взрывами на поверхности расплава, разъеданием металла корпуса 4 реактора расплавом, и днище корпуса 4 реактора может быть разрушено в нижней части корпуса, наиболее длительно подвергавшейся действию расплава. Estimates show that the core melt can be held inside the reactor vessel 4 during an accident in the “calm” scenario. However, the accident can proceed according to the scenario with steam explosions on the surface of the melt, corroding of the metal of the reactor vessel 4 by the melt, and the bottom of the reactor vessel 4 can be destroyed in the lower part of the vessel, which was exposed to the melt for the longest time.
В этом случае струя расплава может попасть сразу в центральный подводящий канал 7, на теплоизоляцию 6 днища корпуса или на центральную часть 48 пространственной кольцевой фермы, но в любом случае расплав попадает на среднюю часть 35 перегородки 27, выполненную из легкоплавкого материала, например Al. In this case, the melt stream can directly enter the
При контакте расплава с холодной водой возникнут паровые взрывы. Однако взрывы не будут носить катастрофического характера, т.к. поверхность контакта расплава с водой будет невысокой (максимальная высота столба воды не более 0,5 м). Опыты показали, что при такой высоте столбы взрыва не происходит, кроме того опыты показали, что взрыва не происходит при попадании расплава в пароводяную смесь за счет демпфирующего и экранирующего действия паровых пузырей взрывной волны. Однако повышение давления воды у расплава, естественно, будет. Upon contact of the melt with cold water, steam explosions will occur. However, the explosions will not be catastrophic in nature, because the contact surface of the melt with water will be low (the maximum height of the water column is not more than 0.5 m). The experiments showed that at such a height the columns of the explosion do not occur, in addition, the experiments showed that the explosion does not occur when the melt enters the steam-water mixture due to the damping and shielding effect of the steam bubbles of the blast wave. However, an increase in water pressure at the melt will naturally occur.
Повышенное давление будет выталкивать воду в радиальном направлении от центра в боковых подводящих каналах 10, будет выталкиваться пароводяная смесь по охлаждающему каналу 8 и подъемным каналам 9 выше уровня залива бетонной шахты 1. В этом процессе шнуры 52, проходящие через центральный подводящий канал 7 у средней части 35 перегородки 27, разрушатся под действием высокой температуры расплава активной зоны. После пережога шнуров 52 заглушки 33 запирающих клапанов 31 опустятся вниз, закрыв вход в запирающие клапаны 31. При очередном фронте ударной волны заглушки отожмут защелки 32 и будут зафиксированы ими. Оставшаяся вода в боковых подводящих каналах 10 будет вытолкнута по антиударным каналам 34 выше уровня залива в бетонной шахте 1. The increased pressure will push the water radially from the center in the
Средняя часть 35 перегородки 27, выполненная из легкоплавкого материала, расплавится под действием расплава, и расплав сольется в "сухую ловушку" 28, и струя расплава из корпуса 4 реактора будет литься непосредственно в "сухую ловушку" 28. The
Часть воды, оставшейся в боковых подводящих каналах 10, антиударных каналах 34, подъемных каналах 9, может попасть в "сухую ловушку" 28, и ее испарение может носить взрывной характер (но не катастрофический взрыв). Взрывная волна, пройдя через вертикальные 49 и горизонтальные 50 антиударные перегородки, перестает носить характер ударной волны. Энергия ударной волны преобразуется в статическое давление пара, который по пароотводящим трубам 51 будет уходить выше уровня залива бетонной шахты. Часть образовавшегося пара будет уходить по боковым подводящим каналам 10, антиударным каналам 34, охлаждающим каналам 8, подъемным каналам 9, окончательно осушая их. Part of the water remaining in the
Расплав активной зоны, попадая в "сухую ловушку" 28, поднимает свой уровень в ней, контача первоначально с кожухом 30, и нагревая его, передает тепловую энергию термодемпферу 29, остывая при этом. The core melt, falling into the "dry trap" 28, raises its level in it, contacting initially with the
Тепловая энергия расплава передается к боковой части 13 и днищу 14 внешней стенки 12, термодемпфер 29 смягчает термоудар в конструктивных узлах собирающего контейнера 11. Разогревается боковая высокотемпературная стенка 18, распределительный слой 21, капиллярный слой 22, изолирующий слой 23. The thermal energy of the melt is transferred to the
Промежутки между частицами из ThO2 или UO2 распределительного слоя 21 будут залиты расплавленным легкоплавким материалом термодемпфера из AlSi или AlCa, увеличивая при этом теплопроводность распределительного слоя.The gaps between the particles of ThO 2 or UO 2 of the distribution layer 21 will be filled with molten fusible material of the thermal damper from AlSi or AlCa, while increasing the thermal conductivity of the distribution layer.
После разогрева промежуточного сборного теплового коллектора 17 выше температуры плавления легкоплавкого материала он плавится, и начинается теплообмен между ним и водой в подъемном участке 38 посредством тепловых труб 24, рабочий интервал которых равен 700-1200oC, а суммарная мощность равна величине остаточного тепловыделения продуктов распада в активной зоне после 3 ч остановки цепной реакции.After heating the intermediate
Распределительный слой 21 и капиллярный слой 22 выполнены из материала, плотность которого выше плотности расплава, и материал не будет всплывать в нем. Крупные частицы распределительного слоя 21 защищают капиллярный слой 22 от размывания конвективными токами расплава. The distribution layer 21 and the capillary layer 22 are made of a material whose density is higher than the density of the melt, and the material will not float in it. Large particles of the distribution layer 21 protect the capillary layer 22 from erosion by convective melt currents.
Силы поверхностного натяжения в капиллярном слое 22 препятствуют проникновению расплава ниже капиллярного слоя 22. Так как при этом происходит интенсивный отвод тепла через донную часть промежуточного сборного теплового коллектора, то расплав между частицами распределительного слоя 21 и капиллярного слоя 22 будет остывать и достигает температуры кристаллизации UO2, после чего он начнет оседать на уже имеющихся частицах этого материала (или ThO2) в донной засыпке. Будет формироваться монолитный слой из тугоплавкого UO2. Аналогичный процесс формирования слоя из UO2 будет на теплопроводной стенке 19.The surface tension forces in the capillary layer 22 prevent the penetration of the melt below the capillary layer 22. Since this involves intense heat removal through the bottom of the intermediate prefabricated heat collector, the melt between the particles of the distribution layer 21 and the capillary layer 22 will cool down and reach the crystallization temperature UO 2 then it will begin to settle on the already existing particles of this material (or ThO 2 ) in the bottom bed. A monolithic layer of refractory UO 2 will be formed. A similar process of forming a layer of UO 2 will be on the heat-conducting
Расплав проникает в щели между блоками теплопроводной стенки 19, остывает, и UO2 кристаллизуется и заполняет щели между блоками. Кроме того, UO2 будет кристаллизоваться на самой теплопроводной стенке 19. Этот процесс хорошо описан в литературе по литейному делу, литературе по кристаллизации в растворах. Материал термодемпфера после расплавления имеет плотность намного ниже плотности расплава, поэтому основная его масса всплывает, образуя слой, аналогичный слою шлака в металлургических и сварочных процессах. Таким образом, вылившийся из корпуса 4 реактора расплав в "сухой ловушке" 28 через определенное время образует форму из UO2 по бокам и в данной части закрытую сверху "шлаком" из материала термодемпфера.The melt penetrates into the gaps between the blocks of the heat-conducting
Теплоотвод от расплава происходит посредством тепловых труб 24. После прогрева теплоизоляции 15 теплоотвод в воде будет происходить и через боковую часть 13 и днище 14. Изолирующий слой 23 служит для того, чтобы капиллярный слой 22 и распределительный слой 21 не "утонули" в жидкой составляющей промежуточного сборного теплового коллектора 17 (в данной его части). Heat dissipation from the melt occurs through
За счет радиационной теплопередачи от расплава будет передаваться тепло пространственной кольцевой ферме. Отвод переданного тепла происходит посредством контура циркуляции, образованного из люк-лаза 2 (отпускной участок) отверстия 45 охлаждающего канала 44 отводящих труб 46. Вода поступает в отверстия 45, проходит по охлаждающему каналу 44, отводит тепло от нижнего листа 40, обращенного к расплаву в "сухой ловушке" 28, проходит по охлаждающему каналу 44, обращенному к верхнему листу 41, далее пароводяная смесь уходит по отводящим трубам 46. Due to radiation heat transfer from the melt, heat will be transferred to the spatial annular truss. The transferred heat is removed through a circulation loop formed from the manhole 2 (tempering section) of the
Все конструктивные элементы собирающего контейнера 11 защищены от непосредственного воздействия расплава активной зоны, прогреваются без термоударов, имеют интенсивный отвод тепла благодаря организованным контурам циркуляции, гидродинамика и теплоотвод которых хорошо изучены. Отвод тепла от расплава активной зоны производится с помощью тепловых труб 24, хорошо изученных в настоящее время. All structural elements of the collecting container 11 are protected from the direct influence of the core melt, warm up without thermal shock, and have intensive heat dissipation due to organized circulation loops, the hydrodynamics and heat dissipation of which are well studied. Heat is removed from the core melt by means of
Таким образом, неизученный процесс поведения расплава активной зоны благодаря настоящему изобретению сводится к процессам, хорошо изученным, поддающимся расчетам, и устройство в целом выполнено из материалов, освоенных в атомной энергетике и МГД генераторах (высокотемпературные бетоны). Thus, the unexplored process of behavior of the core melt due to the present invention is reduced to processes well studied, amenable to calculations, and the device as a whole is made of materials mastered in nuclear energy and MHD generators (high-temperature concretes).
Данное изобретение позволяет повысить безопасность АЭС в маловероятном случае разрушения и расплавления активной зоны ядерного реактора благодаря тому, что авария не развивается в катастрофический процесс теплового взрыва, выброса радиоактивности в окружающей среду. АЭС после такой аварии, естественно, к эксплуатации будет непригодна, тем не менее авария будет управляема. После распада основной массы радиоактивных осколков расплав затвердеет, через продолжительное время остынет и его можно будет захоронить или непосредственно в бетонной шахте, или после разделки захоронить в специальном хранилище. ЫЫЫ2 ЫЫЫ4 ЫЫЫ6 This invention improves the safety of nuclear power plants in the unlikely event of the destruction and melting of the active zone of a nuclear reactor due to the fact that the accident does not develop into a catastrophic process of thermal explosion, the release of radioactivity into the environment. After such an accident, the NPP will naturally be unsuitable for operation, nevertheless, the accident will be manageable. After the decay of the bulk of the radioactive fragments, the melt solidifies, after a long time it cools down and can be buried either directly in a concrete mine, or after cutting, bury in a special storage. YYY2 YYY4 YYY6
Claims (6)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9494019833A RU2063071C1 (en) | 1994-05-30 | 1994-05-30 | Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9494019833A RU2063071C1 (en) | 1994-05-30 | 1994-05-30 | Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2063071C1 true RU2063071C1 (en) | 1996-06-27 |
RU94019833A RU94019833A (en) | 1997-02-20 |
Family
ID=20156517
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU9494019833A RU2063071C1 (en) | 1994-05-30 | 1994-05-30 | Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2063071C1 (en) |
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2483008C2 (en) * | 2007-09-14 | 2013-05-27 | Тейлз Электрон Дивайсез Гмбх | Heat sink and ion accelerator system equipped therewith |
RU2496163C2 (en) * | 2007-10-22 | 2013-10-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation |
RU2575878C1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-02-20 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor |
RU2576516C1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-03-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor |
RU2576517C1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-03-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System for localisation and cooling of water-water nuclear reactor core region melt |
RU2583192C2 (en) * | 2011-05-11 | 2016-05-10 | Эни С.П.А. | Heat exchange system |
RU2615777C2 (en) * | 2013-07-11 | 2017-04-11 | "Атп-Атомтоплопроект" Оод | Passive vertical and horizontal muffles units to prevent leakage (spill) of the melt out of tight area in severe accidents at nuclear power plants |
CN106910537A (en) * | 2017-04-26 | 2017-06-30 | 上海核工程研究设计院 | A kind of protection device for protecting out-pile trap |
CN107873102A (en) * | 2015-04-27 | 2018-04-03 | 韩国水力原子力株式会社 | Passive operation type out-pile reactor core fused mass cooling device |
US20230005629A1 (en) * | 2020-03-20 | 2023-01-05 | Joint-Stock Company "Atomenergoproekt" | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor |
-
1994
- 1994-05-30 RU RU9494019833A patent/RU2063071C1/en active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. JsB N 5-85165-026-5. Теплофизические основы безопасности ВВЭР. Труды международного семинара, т. 1, с. 101, рис. 2 ФЭИ.- Обнинск, 1991. 2. Патент США N 4240875, кл. G 21 C 15/18, 1981. * |
Cited By (24)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2483008C2 (en) * | 2007-09-14 | 2013-05-27 | Тейлз Электрон Дивайсез Гмбх | Heat sink and ion accelerator system equipped therewith |
RU2496163C2 (en) * | 2007-10-22 | 2013-10-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation |
RU2583192C2 (en) * | 2011-05-11 | 2016-05-10 | Эни С.П.А. | Heat exchange system |
RU2615777C2 (en) * | 2013-07-11 | 2017-04-11 | "Атп-Атомтоплопроект" Оод | Passive vertical and horizontal muffles units to prevent leakage (spill) of the melt out of tight area in severe accidents at nuclear power plants |
CN107251152A (en) * | 2014-12-16 | 2017-10-13 | 原子能设计股份公司 | The cooling of nuclear reactor fused mass and closed system |
CN107251153A (en) * | 2014-12-16 | 2017-10-13 | 原子能设计股份公司 | The cooling of nuclear reactor fused mass and closed system |
WO2016099328A1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-06-23 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor |
WO2016099326A1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-06-23 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System for confining and cooling melt from the core of a water cooled-water modified reactor |
WO2016099327A1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-06-23 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor |
RU2576516C1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-03-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor |
EA035408B1 (en) * | 2014-12-16 | 2020-06-09 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Water-cooled water-moderated nuclear reactor core melt confinement and cooling system |
CN107210070A (en) * | 2014-12-16 | 2017-09-26 | 原子能设计股份公司 | Water cooling, the cooling of water-moderated reactor reactor core fused mass and closed system |
RU2575878C1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-02-20 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System of localisation and cooling of melt of active zone of pressurised water reactor |
RU2576517C1 (en) * | 2014-12-16 | 2016-03-10 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System for localisation and cooling of water-water nuclear reactor core region melt |
CN107251152B (en) * | 2014-12-16 | 2019-10-25 | 原子能设计股份公司 | The cooling and closed system of nuclear reactor fusant |
EP3236473A4 (en) * | 2014-12-16 | 2018-07-18 | Joint Stock Company "Atomenergoproekt" | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor |
EP3236474A4 (en) * | 2014-12-16 | 2018-07-18 | Joint Stock Company "Atomenergoproekt" | Confinement and cooling of melt from the core of a nuclear reactor |
CN107210070B (en) * | 2014-12-16 | 2019-10-11 | 原子能设计股份公司 | The cooling and closed system of water cooling, water-moderated reactor reactor core fusant |
EA032395B1 (en) * | 2014-12-16 | 2019-05-31 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System for confining and cooling melt from the core of a water cooled-water modified reactor |
EA032419B1 (en) * | 2014-12-16 | 2019-05-31 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor |
EP3291242A4 (en) * | 2015-04-27 | 2018-12-26 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. | Passively operating cooling device for ex-vessel corium |
CN107873102A (en) * | 2015-04-27 | 2018-04-03 | 韩国水力原子力株式会社 | Passive operation type out-pile reactor core fused mass cooling device |
CN106910537A (en) * | 2017-04-26 | 2017-06-30 | 上海核工程研究设计院 | A kind of protection device for protecting out-pile trap |
US20230005629A1 (en) * | 2020-03-20 | 2023-01-05 | Joint-Stock Company "Atomenergoproekt" | System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU94019833A (en) | 1997-02-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5057271A (en) | Protection system for the basemat reactor containment buildings in nuclear power stations | |
US4036688A (en) | Apparatus for controlling molten core debris | |
US5867548A (en) | Device and method for collecting and cooling reactor-meltdown products | |
JPH06109885A (en) | Nuclear reactor having device for recovering reactor core after accidental melt-down of nuclear reactor | |
US4442065A (en) | Retrofittable nuclear reactor core catcher | |
RU2063071C1 (en) | Emergency core-disruptive cooling system for nuclear power reactor | |
JPH06503885A (en) | Nuclear reactor equipment, its core containment, and emergency cooling methods for nuclear reactor equipment | |
JP7337860B2 (en) | Melt confinement device | |
RU100327U1 (en) | MELT LOCALIZATION DEVICE | |
KR20120092636A (en) | Nuclear fuel assembly and nuclear reactor comprising such assemblies | |
JPH09500207A (en) | Core melt collection and cooling system | |
JP3285659B2 (en) | Recovery device for molten reactor core | |
KR100458741B1 (en) | Passive emergency hydrogen mitigation system for water-cooled nuclear reactors | |
JPH0727050B2 (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor with passive cooling system | |
GB2030347A (en) | Nuclear Reactor Containment | |
US4113560A (en) | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
EP0928488A1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
CN109102906B (en) | Reactor core catcher system based on built-in refueling water tank | |
RU2600552C1 (en) | Method and device for nuclear reactor core melt localizing | |
KR102626473B1 (en) | Reactor core melt containment and cooling system | |
RU2106026C1 (en) | Shielding system for water-moderated reactor containment | |
RU2165107C2 (en) | Protective system of protective shell of water-cooled reactor plant | |
RU2122246C1 (en) | Containment shielding system for water-moderated reactor unit | |
GB1567119A (en) | Nuclear reactor installations | |
RU2165652C2 (en) | Shielding system for water-moderated reactor unit containment |