WO2021182997A1 - Устройство для локализации расплава активной зоны реактора - Google Patents

Устройство для локализации расплава активной зоны реактора Download PDF

Info

Publication number
WO2021182997A1
WO2021182997A1 PCT/RU2020/000766 RU2020000766W WO2021182997A1 WO 2021182997 A1 WO2021182997 A1 WO 2021182997A1 RU 2020000766 W RU2020000766 W RU 2020000766W WO 2021182997 A1 WO2021182997 A1 WO 2021182997A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
melt
ribs
shell
power
inclined plate
Prior art date
Application number
PCT/RU2020/000766
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Александр Стальевич СИДОРОВ
Татьяна Ярополковна ДЗБАНОВСКАЯ
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 JP2021578278A priority Critical patent/JP7329083B2/ja
Priority to BR112021026595A priority patent/BR112021026595A2/pt
Priority to US17/619,130 priority patent/US20230040796A1/en
Priority to CA3145780A priority patent/CA3145780A1/en
Priority to KR1020217043224A priority patent/KR102637847B1/ko
Priority to CN202080047779.6A priority patent/CN114402398A/zh
Priority to JOP/2021/0344A priority patent/JOP20210344A1/ar
Publication of WO2021182997A1 publication Critical patent/WO2021182997A1/ru
Priority to ZA2021/10610A priority patent/ZA202110610B/en

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
    • 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 invention relates to systems for localization and cooling of the core melt of a nuclear reactor, intended for the localization of severe beyond design basis accidents, in particular, to devices for directing the core melt of a nuclear reactor into a melt trap.
  • melt trap which, after the core melt enters it, prevents damage to the hermetic shell of the nuclear power plant and, thereby, protects the population and the environment from radiation exposure in severe accidents of nuclear reactors by cooling and subsequent crystallization of the melt.
  • the core melt After the reactor vessel is melted, the core melt enters a guiding device, which is usually made in the form of a funnel mounted on a console truss, and is designed to change the direction of the melt flow from the place of its outflow from the reactor vessel towards the axis reactor mines, in order to ensure the flow of the melt to the service site. Burning through the service platform, the melt enters the melt trap, where it interacts with the filler, gradually heating the body of the melt trap. In this case, when the reactor vessel is melted, a complete separation of the vessel bottom can occur, as a result of which the reactor vessel bottom falls onto the guide device, exerting a high shock load on it.
  • a guiding device which is usually made in the form of a funnel mounted on a console truss, and is designed to change the direction of the melt flow from the place of its outflow from the reactor vessel towards the axis reactor mines, in order to ensure the flow of the melt to the service site. Burning through the service platform, the melt enters
  • Insufficient strength of the guiding device can lead to its damage from the side of the casing bottom, and the simultaneous falling of fragments of the guiding device, core melt, fragments of internals and the casing bottom into the melt trap.
  • the fall of the detached bottom of the vessel with the core melt into the body of the melt trap can lead to partial blocking of the filler and the destruction of thermal shields by the melt of the core, as a result of the splashing of the melt from the torn-off bottom of the vessel. when the bottom of the body hits the filler.
  • the hydrodynamic effect of such a splash on the equipment of the melt trap can be focused both in the azimuthal and in the axial planes as a result of the rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated motion.
  • the impact of the casing bottom on the filler as a result of the bottom rotation can occur in a limited sector of the filler, which will slow down and stop the casing bottom, but will not be able to resist the focusing of the core melt, when the melt splashes out at the moment of deceleration of the bottom from its elliptical bowl in the direction of thermal shields and other equipment traps.
  • Known guiding device [1] (RF Patent N ° 2253914, priority from 18.08.2003) system for localization and cooling of the core melt of a nuclear reactor, installed under the bottom of the reactor vessel and resting on a truss-console, made in the form of a funnel, consisting of cylindrical and conical parts, the surfaces of which are covered with heat-resistant concrete, holes made in the center of the conical part.
  • the disadvantage of the guiding device is the lack of a mechanism for redistributing (leveling) static and dynamic loads.
  • a shock load is reported to the guiding device from the detached bottom of the reactor vessel with the core melt or the detached sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, the main shock load is concentrated in its conical part, which as a result can lead to its destruction and the instantaneous ingress of the core melt into the melt trap.
  • a single-stage ingress of the core melt leads to a decrease in the efficiency of cooling the melt due to the fact that the fall of the detached bottom of the vessel with the core melt into the trap body can lead to partial blocking of the filler (made of a basket with cassettes, inside of which briquettes are installed from the material-diluent of the core melt) and the destruction of thermal shields with a water-cooled trap circuit by the core melt, as a result of splashing out of the melt from the detached bottom of the casing when the bottom of the casing hits the filler.
  • the hydrodynamic effect of such a splash on the trap equipment can be focused both in the azimuthal and axial planes as a result of the rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated motion.
  • Known guiding device [2] (Device for localization of the melt, 7th International Scientific and Practical Conference “Ensuring the safety of NPP with VVER”, OKB “Gidropress”, Podolsk, Russia, May 17-20, 2011) systems for localization and cooling of the active melt zone of a nuclear reactor, consisting of a cylindrical part and a conical part, in the center of which a hole is made, force ribs extending from the central hole to the border of the cylindrical part.
  • the disadvantage of the guiding device is the lack of a mechanism for redistributing (leveling) static and dynamic loads.
  • a shock load message to the guiding device from the side of the detached bottom of the reactor vessel with the core melt or detached sectors of the destroyed bottom taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, the main shock load is concentrated in its conical part, which, as a result, can lead to its destruction and instantaneous penetration of the core melt into the melt trap with subsequent disruption of the process of localization and cooling of the melt ...
  • a single-stage ingress of the core melt leads to a decrease in the efficiency of cooling the melt due to the fact that the fall of the detached bottom of the vessel with the core melt into the trap body can lead to partial blocking of the filler and the destruction of thermal shields by the core melt, as a result of splashing out of the melt from torn off the bottom of the body when the bottom of the body hits the filler.
  • the hydrodynamic effect of such a splash on the trap equipment can be focused both in the azimuthal and axial planes as a result of the rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated motion.
  • the guiding device [3, 4, 5] [RF Patent N22576516, priority from 16.12.2014; RF patent JVb2576517, priority dated 12.16.2014; RF patent N22575878, priority from 16.12.2014] of the system for localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor, consisting of a cylindrical part and a conical part, in in the center of which a hole is made, load-bearing ribs passing from the central hole to the upper edge of the cylindrical part and dividing the cylindrical and conical parts into sectors covered with layers of sacrificial and heat-resistant concrete.
  • Such a guiding device is designed to direct the corium (melt) after the destruction or penetration of the reactor into the melt trap, to hold large fragments of internals, fuel assemblies and the bottom of the reactor vessel from falling into the melt trap, to protect the console truss and its communications from destruction when melt flows from the reactor vessel into a melt trap, protecting the concrete shaft from direct contact with the core melt.
  • the force ribs hold the bottom of the reactor vessel with the melt, which does not allow the bottom, in the process of its destruction or strong plastic deformation, to overlap the flow sections of the sectors and disrupt the process of melt drainage.
  • the disadvantage of the guiding device is the lack of a mechanism for redistributing (leveling) static and dynamic loads.
  • a shock load is reported to the guiding device from the detached bottom of the reactor vessel with the core melt or the detached sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the reactor vessel, the main shock load is concentrated in its conical part, which as a result can lead to its destruction and the instantaneous ingress of the core melt into the melt trap with the subsequent disruption of the process of localization and cooling of the melt.
  • a single-stage ingress of the core melt leads to a decrease in the efficiency of cooling the melt due to the fact that the fall of the detached bottom of the vessel with the core melt into the trap body can lead to partial blocking of the filler and the destruction of thermal shields by the active melt. zones, as a result of splashing out of the melt from the torn off bottom of the body when the bottom of the body hits the filler.
  • the hydrodynamic effect of such a splash on the trap equipment can be focused both in the azimuthal and axial planes as a result of the rotation of the detached bottom of the reactor vessel during accelerated motion.
  • the technical result of the claimed invention is to improve the efficiency of localization and cooling of the melt of the core of a nuclear reactor.
  • the problem to be solved by the invention is to eliminate the destruction of the guiding device due to the concentration of the shock load in the conical part of the guiding device and, consequently, the instantaneous hit of the core, fragments of internals and the bottom of the reactor vessel into the melt trap.
  • the guiding device (1) of the system for localizing and cooling the melt of the core of a nuclear reactor installed under the reactor vessel and resting on a console truss containing a cylindrical part (2), a conical part (3) with a hole (4) made in it, the walls of which are covered with a heat-resistant and low-melting material and are divided into sectors by force ribs (5) located radially relative to the hole (4), according to the invention, additionally contains a load-bearing frame consisting of an outer upper force ring (6) , outer lower power ring (7), inner power shell (8), outer upper power shell (9), middle power shell (10), divided into sectors by force ribs (5), outer lower power shell (11), support ribs (12), base (26), upper inclined plate (13) connecting the conical bottom (15), force ribs (5) and the middle force shell (10), lower inclined plate (14) connecting the conical bottom (15), load-bearing ribs (5), middle load-bearing shell (10) and outer upper
  • an additional inclined plate is installed between the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14).
  • the guiding device (1) of the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor additionally contains from 1 to 2 medium power shells (10).
  • a power frame consisting of an outer upper load ring (6), an external lower load ring (7), an internal power shell (8), an external upper power shell (9), middle power shell (10), divided into sectors by force ribs (5), outer lower power shell (11), support ribs (12), base (26), upper inclined plate (13) connecting the conical bottom (15), power ribs (5) and middle power shell (10), lower inclined plate (14) connecting the conical bottom (15), load-bearing ribs (5), middle load-bearing shell (10) and outer upper load-bearing shell (9).
  • This design of the guide device allows for the gradual flow of corium (melt) after the destruction or melting of the reactor into the melt trap and retention of large fragments of internals, fuel assemblies and the bottom of the reactor vessel from falling into the body of the melt trap.
  • Another distinctive feature of the claimed invention is that an additional inclined plate is installed between the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14), which makes it possible, due to its destruction, along with the destruction of the upper and lower inclined plates, to provide the specified direction of flow of the core melt from the vessel (17) of the reactor into the melt trap.
  • Another distinguishing feature of the claimed invention is the presence of 1 to 2 additional medium power shells (10), which makes it possible to protect the outer upper power shell (9) from destruction by the core melt, and, as a consequence, protect the construction and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.
  • Figure 1 shows the guiding device of the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor, presented in section along the power ribs.
  • Figure 2 shows the guiding device of the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor, presented in cross-section in the intercostal space.
  • Fig. 3 shows the guiding device of the system for the containment and cooling of the core melt of a nuclear reactor, in the event of a bottom detachment the reactor vessel and its fall on the force ribs of the guide device parallel to the axial axis of the reactor vessel.
  • Figure 4 shows the guiding device of the system for localizing and cooling the melt of the active zone of a nuclear reactor, in the event that the bottom of the reactor vessel breaks off and falls on the power ribs of the guide device at an angle to the axial axis of the reactor vessel.
  • the guiding device (1) of the system for localizing and cooling the core melt of a nuclear reactor is installed under the reactor vessel and rests on a cantilever truss.
  • the device (1) contains a cylindrical part (2) and a conical part (3).
  • load-bearing ribs (5) are installed, located radially relative to the central hole (4) made in the conical part (3).
  • the force ribs (5) run from the central hole (4) to the upper edge of the cylindrical part (2).
  • An internal load-bearing shell (8) is installed in the central hole (4).
  • an external upper force ring (6) On the upper edge of the cylindrical part (2), there is an external upper force ring (6), to which an external upper load-bearing shell (9) is attached, connecting the external upper load-bearing ring (6) with an external lower force ring (7), which rests on the external lower power shell (11).
  • a middle power shell (10) is installed, connecting the outer upper power ring (6) with the upper and lower inclined plates (13, 14).
  • the force ribs (5) are installed in such a way that they divide the cylindrical part (2) and the conical part (3) into sectors.
  • the power ribs (5), the outer upper power ring (6), the outer upper power shell (9), the outer lower power ring (7), the outer lower power shell (11), the inner power shell (8), are fastened together. with a friend in such a way that form the supporting structure of the guide device (1).
  • the guide device (1) there is a conical bottom (15) with support ribs (12) connected to the power ribs (5), the outer upper power shell (9) and the middle power shell (10) by means of the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14), respectively.
  • the guiding device works as follows.
  • the power frame used as part of the guiding device (1) of the system for localizing and cooling the core of a nuclear reactor performs shockproof, stabilizing, channel-forming and protective functions when the core melt flows out of the vessel (17) of a nuclear reactor or the bottom falls (16) the vessel (17) of the reactor with a part of the core melt or debris of the bottom and debris of the internals.
  • the shockproof functions of the load-bearing frame are performed by force ribs (5), which provide damping of the shock load from the side of the detached bottom (16) of the reactor vessel (17) with the core melt or the detached sectors of the destroyed bottom, taking into account the acceleration created by the residual pressure inside the vessel (17) of the reactor.
  • the position of the force ribs (5) to perform shockproof functions should be as close as possible to the bottom (16) of the reactor vessel (17), in this case the impact force of the bottom (16) of the vessel (17) of the reactor with the core melt in it or the impact force of fragments the bottom of the power ribs (5) will be minimal.
  • the impact force increases significantly, and the applied load on the power ribs (5) is redistributed as follows: at a minimum distance, the unevenness of the bottom separation (16) the vessel (17) of the reactor or its parts has little effect on the difference in mechanical loading experienced by the force ribs (5), these loads are approximately the same, with an increase in the distance, the difference in the mechanical loading of the force ribs (5) begins to increase, and with a large distance between the force ribs ( 5) and the bottom (16) of the vessel (17) of the reactor, the shock load can fall entirely on one or two force ribs (5), which is associated with the rotation of the bottom (16) of the vessel (17) of the reactor during its movement, due to the initial irregularity (non-uniformity ) separation of the bottom (16) in the azimuthal direction from the reactor vessel (17).
  • the first optimal distance between the bottom (16) of the reactor vessel (17) and the load-bearing ribs (5) for damping the shock load at the first touch of the bottom or its parts is from 50 to 250 mm.
  • the limitation on the minimum value is determined by the thermal expansion of the reactor vessel (17) during normal operation, and the limitation on the maximum value is determined by the limiting angle of rotation of the bottom (16) after separation from the reactor vessel (17) and the accumulated acceleration under the influence of the residual pressure in the reactor vessel (17) ...
  • the second optimal distance between the bottom (16) of the reactor vessel (17) and the power ribs (5) for damping the shock load at the second touch, taking into account the rotation of the bottom (16) or its parts, is from 200 to 800 mm.
  • the minimum and maximum values are determined by the number of power ribs (5), their impact strength and ductility. With equal impact strength of the power ribs (5), the smaller there are, the smaller the distance is needed for the second touch, and the larger the power ribs (5), the greater the distance to the second touch.
  • the first and second optimal distances between the bottom (16) of the reactor vessel (17) and the power ribs (5) determine the shape of the surface of the power ribs (5) facing the bottom (16) of the reactor vessel (17).
  • For smaller values of the optimal distance of the surface of the force ribs (5) perform in an elliptical shape (18), as shown in Fig. 3. With this shape, the axial distances between the radial points (19 and 20) of the first and second tangencies on the force ribs (5) and the corresponding radial points (21 and 22) on the bottom (16) of the reactor vessel (17) slightly differ from each other.
  • the first and second paired points (19, 21 and 20, 22, respectively) of tangencies on the radial edges (5) are practically equidistant from the axial axis D in the radial direction. And for large values of the optimal distance, the surfaces of the force ribs (5) are made in the form of a straight line (23) with a constant angle of inclination relative to the axial axis D, as shown in Fig. 4.
  • the first condition is that the second optimal distance between the bottom (16) of the reactor vessel (17) and the power ribs (5) for damping the shock load must be greater than the first optimal distance by at least 1, 1 times, but not more than 8 times , which is determined by the conditions of rotation of the detached bottom (16) and its large fragments.
  • the second condition is that the radial location of the paired point (20, 22) of the second touch on the force edge (5) must be farther from the axial axis D than the radial location of the paired point (19, 21) of the first touch. This means that the paired point (19, 21) of the first contact of the detached bottom on the force rib (5), i.e. the point of the first impact should be closer to the axis D of symmetry than the point (20, 22) of the second contact, i.e. the point of the second impact as a result of a turn of the bottom or its large fragments during movement.
  • the supporting functions of the load-bearing frame are performed by the outer upper power shell (9), the middle power shell (10), and the outer lower power shell (11) together with inclined plates (13, 14), which ensure the reception and redistribution (equalization) of static and dynamic power loads, acting from the power edges (5).
  • an external upper power shell (9) and an internal power shell (8) are used to secure the radial power ribs (5).
  • the inner power shell (8) forms a central channel for moving the core melt and is a limiter for large fragments of the bottom (16) of the reactor vessel (17) falling into the trap, and the outer upper power shell (9) provides axial stability of the force ribs (5) in during the entire process of interaction of the guiding device with the core melt and the bottom (16) of the reactor vessel (17).
  • the first condition is strength and stability in the azimuthal direction, which are determined by the distance L (as shown in Fig. 1) between the power ribs (5), which transmit the load from the bottom (16) of the reactor vessel (17) to the outer upper power shell (9) ...
  • the optimal distance L between the power ribs (5) along the perimeter of the outer upper power shell (9) is from 0.7 to 1.3 m, depending on the thickness of the force rib (5), moreover, the diameter of the outer upper power shell (9) is in the range from 4 to 6 m, practically does not affect the value of this distance L.
  • the load-bearing ribs (5) with inclined plates (13, 14), the outer upper power shell (9), the middle power shell (10), the outer lower power shell (11) provide damping of the shock load from the side of the torn-off bottom (16 ) the vessel (17) of the reactor with the core melt or torn-off sectors of the destroyed bottom (16) with the debris of the internals, and, as a consequence, provide deceleration and blocking of large fragments of the vessel (17) and its internals, ensuring a consistent flow of core melt, debris of internals and the bottom (16) of the body (17) of a nuclear reactor into a melt trap.
  • the stabilizing functions of the load-bearing frame are performed by the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate (14).
  • the upper inclined plate (13) connects the middle power shell (10) with the conical bottom; (15).
  • the lower inclined plate (14) connects the outer upper power shell (9) with the conical bottom (15).
  • Inclined force plates (13, 14) ensure the axial stability of the force ribs (5) in the process of redistribution of shock mechanical loads and are guiding elements that ensure a given direction of flow of the core melt from the reactor vessel (5) into the melt trap.
  • the angle of inclination of the force plates (13, 14) in the radial direction is chosen so as to provide an equal area at the entrance to each sector formed by the inclined plate (13, 14) and two force ribs (5), and at the exit from each sector.
  • the flow section in the direction of flow of the core melt at the entrance to the sector will be located horizontally (24), and at the exit from the sector - vertically (25), which determines the position of the horizontal force plates at the base of the force frame.
  • the flow area of the sectors is selected based on a given flow rate of the first salvo portion of the core melt entering the trap during lateral penetration of the reactor vessel (17).
  • an additional inclined plate can be installed between the upper inclined plate (13) and the lower inclined plate.
  • the inclined plates (13, 14) due to their own destruction at each level, provide an increase in the flow area of the sectors of the load-bearing frame and, as a consequence, provide an increase in the flow rate when the core melt flows from the reactor vessel (5) into the trap.
  • inclined plates (13, 14) and radially oriented force ribs (5) provide axial stability of force ribs (5) in the process of redistribution of shock mechanical loads and provide a given direction of flow of the core melt from the reactor vessel (17) into the melt trap.
  • the channel-forming functions of the load-bearing frame together with inclined plates (13, 14) are performed by radially oriented load-bearing ribs (5), which provide the throughput of the flow section of the sectors during lateral penetration of the reactor vessel (17).
  • radially oriented load-bearing ribs (5) which provide the throughput of the flow section of the sectors during lateral penetration of the reactor vessel (17).
  • the contact of the bottom (16) of the vessel (17) of the reactor with the power ribs (5) leads to the development of one of two scenarios.
  • the bottom (16) breaks in the zone located between the force ribs (5), or collapses with the formation of a crack, and the melt flows out through the rupture zone.
  • the bottom (16) does not collapse, and continues to deform plastically in the space between the radial force ribs (5).
  • the second case is the most dangerous, since the bottom (16) of the vessel (17) of the reactor in this case is capable of completely blocking the flow section of the sectors of the load-bearing frame and blocking the core melt during lateral penetration of the vessel (17) of the reactor.
  • the optimal ratio of the total thickness of the power ribs (5) to the circumference of the outer upper power shell (9) is from 4 to 8%, and the number of power ribs (5) varies in the range from 8 to 16.
  • the installation depth of the inclined plates (13 , 14) is in the range from 200 to 400 mm from the outer edge of the force rib (5) facing the bottom (16) of the reactor vessel (17), in the critical section having the lowest boundary that the outer surface of the bottom (16) can reach body (17) without destruction in the sectors between the radial power ribs (5).
  • inclined plates (13, 14) and radially oriented load-bearing ribs (5) provide the throughput of the flow section of the sectors during lateral penetration of the reactor vessel (17) and, as a consequence, protect the building and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.
  • the protective functions of the power frame are performed by the middle power shell (10), which ensures the distance of the outer upper power shell (9) from the effect of the outflowing core melt.
  • V Depending on the thickness, from 1 to 2 medium power shells (10) can additionally be installed, which, due to their own destruction, protect the outer upper power shell (9) and the outer lower power shell (11).
  • the middle power shell (10) protects the upper power shell from destruction by the core melt and, as a consequence, the protection of the construction and serpentinite concrete of the reactor shaft from interaction with the melt.
  • a power frame as part of the guiding device made it possible to ensure a gradual flow of corium (melt) after the destruction or penetration of the reactor into the melt trap and to ensure the retention of large-sized fragments of internals, fuel assemblies and the bottom of the reactor vessel from falling into the melt trap. As a result, this made it possible to increase the efficiency of localization and cooling of the core melt of a nuclear reactor by eliminating the instantaneous ingress of the melt into the trap.

Landscapes

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

Abstract

Изобретение относится к направляющему устройству системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора при тяжелых запроектных авариях. Направляющее устройство, установленное под корпусом реактора и опирающееся на ферму-консоль, содержит цилиндрическую часть, коническую часть с выполненным в ней отверстием, стенки которых покрыты термостойким и легкоплавким материалом и разделены на секторы силовыми ребрами, расположенными радиально относительно отверстия. Силовой каркас направляющего устройства состоит из внешнего верхнего силового кольца, внешнего нижнего силового кольца, внутренней силовой обечайки, внешней верхней силовой обечайки, средней силовой обечайки, разделенной на секторы силовыми ребрами, внешней нижней силовой обечайки, а также опорных ребер, основания, верхней наклонной пластины, соединяющей коническое днище, силовые ребра и среднюю силовую обечайку, нижней наклонной пластины, соединяющей коническое днище, силовые ребра, среднюю силовую обечайку и внешнюю верхнюю силовую обечайку. Техническим результатом является повышение эффективности локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.

Description

УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ
РЕАКТОРА
Область техники
Изобретение относится к системам локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, предназначенным для локализации тяжелых запроектных аварий, в частности, к устройствам для направления расплава активной зоны ядерного реактора в ловушку расплава.
Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем охлаждения активной зоны.
При таких авариях расплав активной зоны - кориум, расплавляя внутриреакторные конструкции и корпус реактора, вытекает за его пределы, и, вследствие сохраняющегося , ,в нем остаточного тепловыделения, может нарушить целостность герметичной оболочки АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.
Для исключения этого необходимо локализовать кориум, вытекший из корпуса реактора, и обеспечить его непрерывное охлаждение, вплоть до полной кристаллизации всех компонентов кориума. Эту функцию выполняет ловушка расплава, которая, после попадания в неё расплава активной зоны, предотвращает повреждения герметичной оболочки АЭС и, тем самым, защищает население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов, путем охлаждения и последующей кристаллизации расплава.
После проплавления корпуса реактора расплав активной зоны поступает на направляющее устройство, которое обычно выполнено в форме воронки, установленной на ферме-консоли, и предназначено для изменения направления движения расплава от места его вытекания из корпуса реактора в сторону оси шахты реактора, с целью гарантированного поступления расплава на площадку обслуживания. Прожигая площадку обслуживания, расплав попадает внутрь ловушки расплава, где вступает во взаимодействие с наполнителем, постепенно разогревая корпус ловушки расплава. При этом, при проплавлении корпуса реактора, может произойти полный отрыв днища корпуса, в результате чего днище корпуса реактора падает на направляющее устройство, оказывая на него высокую ударную нагрузку. Недостаточная прочность направляющего устройства может привести к его повреждению со стороны днища корпуса, и одновременному падению обломков направляющего устройства, расплава активной зоны, обломков внутрикорпусных устройств и днища корпуса в ловушку расплава. На начальной стадии поступления расплава в наполнитель, при которой наполнитель находится в целостном состоянии, падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки расплава может привести к частичной блокировке наполнителя и разрушению тепловых защит расплавом активной зоны, в результате вьщлёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки расплава может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных разрушений, приводящих к непроектной работе наполнителя и отказу работоспособности ловушки расплава. В связи с тем, что фокусированное воздействие расплава на оборудование ловушки носит плохо предсказуемый характер, результаты которого зависят от множества трудно учитываемых факторов, например, таких как угол поворота днища в момент удара о наполнитель, время торможения днища наполнителем и характеристики этого торможения, объём расплава в днище при ударе о наполнитель и его характеристики, и пр., то падение оторвавшегося днища корпуса реактора в наполнитель должно быть конструктивно исключено для исключения нарушения процессов локализации и охлаждения расплава.
Предшествующий уровень техники
Известно направляющее устройство [1] (Патент РФ N°2253914, приоритет от 18.08.2003 г.) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, установленное под днищем корпуса реактора и опирающееся на ферму-консоль, выполненное в виде воронки, состоящей из цилиндрической и конической частей, поверхности, которых покрыты жаропрочным бетоном, отверстия, выполненного в центре конической части.
Недостатком направляющего устройства является отсутствие у него механизма перераспределения (выравнивания) статических и динамических нагрузок. В случае сообщения направляющему устройству ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища корпуса реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, основная ударная нагрузка концентрируется в его конической части, что в результате может привести к его разрушению и одномоментному попаданию расплава активной зоны в ловушку расплава. Одномоментное попадание расплава активной зоны, в свою очередь, приводит к снижению эффективности охлаждения расплава ввиду того, что падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки может привести к частичной блокировке наполнителя (выполненного из корзины с кассетами, внутри которых установлены брикеты из материала-разбавителя расплава активной зоны) и разрушению расплавом активной зоны тепловых защит с водоохлаждаемым контуром ловушки, в результате выплёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных значений, приводящих к непроектной работе наполнителя, разрушению водоохлаждаемого контура, что приводит к отказу работоспособности ловушки расплава.
Известно направляющее устройство [2] (Устройство локализации расплава, 7-я Международная научно-практическая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г.) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, состоящее из цилиндрической части и конической части, в центре которой выполнено отверстие, силовых ребер, проходящих от центрального отверстия до границы цилиндрической части.
Недостатком направляющего устройства является отсутствие у него механизма перераспределения (выравнивания) статических и динамических нагрузок. В случае сообщения направляющему устройству ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища корпуса реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, основная ударная нагрузка концентрируется в его конической части, что в результате может привести к его разрушению и одномоментному попаданию расплава активной зоны в ловушку расплава с последующим нарушением процесса локализации и охлаждения расплава. Одномоментное попадание расплава активной зоны, в свою очередь, приводит к снижению эффективности охлаждения расплава ввиду того, что падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки может привести к частичной блокировке наполнителя и разрушению тепловых защит расплавом активной зоны, в результате выплёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных разрушений, приводящих к непроектной работе наполнителя и отказу работоспособности ловушки расплава.
Наиболее близким к заявленному изобретению является направляющее устройство [3, 4, 5] [Патент РФ N22576516, приоритет от 16.12.2014 г.; Патент РФ JVb2576517, приоритет от 16.12.2014 г.; Патент РФ N22575878, приоритет от 16.12.2014 г.] системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, состоящее из цилиндрической части и конической части, в центре которой выполнено отверстие, силовых ребер, проходящих от центрального отверстия до верхнего края цилиндрической части, и разделяющих цилиндрическую и коническую части на секторы, покрытые слоями жертвенного и термостойкого бетона.
Такое направляющее устройство предназначено для направления кориума (расплава) после разрушения или проплавления реактора в ловушку расплава, удержания крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок и днища корпуса реактора от падения в ловушку расплава, защиты фермы-консоли и ее коммуникаций от разрушения при поступлении расплава из корпуса реактора в ловушку расплава, предохранения бетонной шахты от прямого контакта с расплавом активной зоны.
Силовые ребра удерживают днище корпуса реактора с расплавом, что не позволяет днищу в процессе своего разрушения или сильного пластического деформирования перекрыть проходные сечения секторов и нарушить процесс стекания расплава.
Figure imgf000008_0001
д
Недостатком направляющего устройства является отсутствие у него механизма перераспределения (выравнивания) статических и динамических нагрузок. В случае сообщения направляющему устройству ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища корпуса реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учетом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса реактора, основная ударная нагрузка концентрируется в его конической части, что в результате может привести к его разрушению и одномоментному попаданию расплава активной зоны в ловушку расплава с последующим нарушением процесса локализации и охлаждения расплава. Одномоментное попадание расплава активной зоны, в свою очередь, приводит к снижению эффективности охлаждения расплава ввиду того, что падение оторвавшегося днища корпуса с расплавом активной зоны в корпус ловушки может привести к частичной блокировке наполнителя и разрушению тепловых защит расплавом активной зоны, в результате выплёскивания расплава из оторвавшегося днища корпуса при ударе днища корпуса о наполнитель. Гидродинамическое воздействие такого выплёскивания на оборудование ловушки может быть сфокусированным как в азимутальной, так и в аксиальной плоскостях, в результате поворота оторвавшегося днища корпуса реактора во время ускоренного движения. Удар днища корпуса о наполнитель в результате поворота днища может произойти в ограниченном секторе наполнителя, который затормозит и остановит днище корпуса, но не сможет противодействовать фокусировке расплава активной зоны, при выплёскивании расплава в момент торможения днища из его эллиптической чаши в направлении тепловых защит и другого оборудования ловушки. При таком воздействии расплава на оборудование ловушки в ограниченном секторе возможны значительные разрушения оборудования сверх проектных разрушений, приводящих к непроектной работе наполнителя и отказу работоспособности ловушки расплава.
Раскрытие изобретения
Технический результат заявленного изобретения заключается в повышении эффективности локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора.
Задачей, на решение которой направлено изобретение, является устранение разрушения направляющего устройства из-за концентрации ударной нагрузки в конической части направляющего устройства и, следовательно, одномоментного попадания активной зоны, обломков внутрикорпусных устройств и днища корпуса ядерного реактора в ловушку расплава.
Поставленная задача решается за счет того, что направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, установленное под корпусом реактора и опирающееся на ферму- консоль, содержащее цилиндрическую часть (2), коническую часть (3) с выполненным в ней отверстием (4), стенки которых покрыты термостойким и легкоплавким материалом и разделены на секторы силовыми ребрами (5), расположенными радиально относительно отверстия (4), согласно изобретению, дополнительно содержит силовой каркас, состоящий из внешнего верхнего силового кольца (6), внешнего нижнего силового кольца (7), внутренней силовой обечайки (8), внешней верхней силовой обечайки (9), средней силовой обечайки (10), разделенной на секторы силовыми ребрами (5), внешней нижней силовой обечайки (11), опорных ребер (12), основания (26), верхней наклонной пластины (13), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (10), нижней наклонной пластины (14), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (10) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (9).
Дополнительно, в направляющем устройстве (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, согласно изобретению, между верхней наклонной пластиной (13) и нижней наклрнной пластиной (14) установлена дополнительная наклонная пластина.
Дополнительно, направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, согласно изобретению, дополнительно содержит от 1 до 2 средних силовых обечаек (10).
Одним отличительным признаком заявленного изобретения является применение в составе направляющего устройства системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора силового каркаса, состоящего из внешнего верхнего силового кольца (6), внешнего нижнего силового кольца (7), внутренней силовой обечайки (8), внешней верхней силовой обечайки (9), средней силовой обечайки (10), разделенной на секторы силовыми ребрами (5), внешней нижней силовой обечайки (11), опорных ребер (12), основания (26), верхней наклонной пластины (13), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (10), нижней наклонной пластины (14), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (10) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (9).
Такая конструкция направляющего устройства позволяет обеспечить постепенное поступление кориума (расплава) после разрушения или проплавления реактора в ловушку расплава и удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок и днища корпуса реактора от падения в корпус ловушки расплава.
Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является то, что между верхней наклонной пластиной (13) и нижней наклонной пластиной (14) установлена дополнительная наклонная пластина, что позволяет за счёт её разрушения наряду с разрушением верхней и нижней наклонных пластин обеспечить заданное направление стекания расплава активной зоны из корпуса (17) реактора в ловушку расплава.
Ещё одним отличительным признаком заявленного изобретения является наличие от 1 до 2 дополнительных средних силовых обечаек (10), что позволяет обеспечить защиту внешней верхней силовой обечайки (9) от разрушения расплавом активной зоны, и, как следствие, защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.
Краткое описание чертежей
На фиг.1 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, представленное в сечении по силовым рёбрам.
На фиг.2 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, представленное в сечении в межрёберном пространстве.
На фиг.З изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, в случае отрыва днища корпуса реактора и падения его на силовые рёбра направляющего устройства параллельно аксиальной оси корпуса реактора.
На фиг.4 изображено направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, в случае отрыва днища корпуса реактора и падения его на силовые рёбра направляющего устройства под углом к аксиальной оси корпуса реактора.
Варианты осуществления изобретения Как показано на фиг.1 и 2, направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора устанавливается под корпусом реактора и опирается на ферму-консоль. Устройство (1) содержит цилиндрическую часть (2) и коническую часть (3). В цилиндрической и конической частях (2, 3) установлены силовые ребра (5), расположенные радиально относительно центрального отверстия (4), выполненного в конической части (3). Силовые ребра (5) проходят от центрального отверстия (4) до верхнего края цилиндрической части (2). В центральном отверстии (4) установлена внутренняя силовая обечайка (8). На верхнем крае цилиндрической части (2) установлено внешнее верхнее силовое кольцо (6), к которому прикреплена внешняя верхняя силовая обечайка (9), соединяющая внешнее верхнее силовое кольцо (6) с внешним нижним силовым кольцом (7), которое опирается на внешнюю нижнюю силовую обечайку (11). Между внешней силовой обечайкой (9) и цилиндрической частью (2) установлена средняя силовая обечайка (10), соединяющая внешнее верхнее силовое кольцо (6) с верхней и нижней наклонными пластинами (13, 14). Силовые ребра (5) установлены таким образом, что разделяют цилиндрическую часть (2) и коническую часть (3) на секторы. В совокупности, силовые ребра (5), внешнее верхнее силовое кольцо (6), внешняя верхняя силовая обечайка (9), внешнее нижнее силовое кольцо (7), внешняя нижняя силовая обечайка (11), внутренняя силовая обечайка (8), скреплены друг с другом таким образом, что образуют опорную конструкцию направляющего устройства (1). В нижней части направляющего устройства (1) установлено коническое днище (15) с опорными ребрами (12), соединенными с силовыми ребрами (5), внешней верхней силовой обечайкой (9) и средней силовой обечайкой (10) посредством верхней наклонной пластины (13) и нижней наклонной пластины (14), соответственно.
Направляющее устройство работает следующим образом.
Как показано на фиг.З и фиг.4, в случае отрыва днища (16) корпуса (17) реактора и падения на направляющее устройство (1), например, под углом (со смещением) к аксиальной оси (ось D) корпуса (17) реактора, силовой каркас, используемый в составе направляющего устройства (1) системы локализации и охлаждения активной зоны ядерного реактора, выполняет противоударные, стабилизирующие, каналообразующие и защитные функции при вытекании расплава активной зоны из корпуса (17) ядерного реактора или падении днища (16) корпуса (17) реактора с частью расплава активной зоны или обломков днища и обломков внутрикорпусных устройств.
Противоударные функции силового каркаса выполняют силовые рёбра (5), обеспечивающие демпфирование ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища (16) корпуса (17) реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища с учётом ускорения, создаваемого остаточным давлением внутри корпуса (17) реактора.
Положение силовых рёбер (5) для выполнения противоударных функций должно быть максимально приближено к днищу (16) корпуса (17) реактора, в этом случае сила удара днища (16) корпуса (17) реактора с находящимся в нём расплавом активной зоны или сила удара фрагментов днища о силовые рёбра (5) будет минимальной. При увеличении расстояния между силовыми рёбрами (5) и днищем (16) корпуса (17) реактора сила удара значительно возрастает, а приложенная нагрузка на силовые рёбра (5) перераспределяется следующим образом: при минимальном расстоянии неравномерность отрыва днища (16) корпуса (17) реактора или его частей слабо влияет на разницу механического нагружения, испытываемую силовыми рёбрами (5), эти нагружения примерно одинаковы, при увеличении расстояния разница в механическом нагружении силовых рёбер (5) начинает возрастать, а при большом расстоянии между силовыми рёбрами (5) и днищем (16) корпуса (17) реактора ударная нагрузка может целиком приходится на одно - два силовых ребра (5), что связано с поворотом днища (16) корпуса (17) реактора в процессе его движения, обусловленным начальной неравномерностью (неодномоментностью) отрыва днища (16) в азимутальном направлении от корпуса (17) реактора.
Первое оптимальное расстояние между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5) для гашения ударной нагрузки при первом касании днища или его частей составляет от 50 до 250 мм. Ограничение по минимальному значению определяется термическим расширением корпуса (17) реактора при нормальной эксплуатации, а ограничение по максимальному значению определяется предельным углом поворота днища (16) после отрыва от корпуса (17) реактора и набранным ускорением под воздействием остаточного давления в корпусе (17) реактора.
Второе оптимальное расстояние между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5) для гашения ударной нагрузки при втором касании с учётом поворота днища (16) или его частей составляет от 200 до 800 мм. Минимальное и максимальное значения определяются количеством силовых рёбер (5), их ударной прочностью и пластичностью. При равной ударной прочности силовых рёбер (5), чем их меньше, тем меньшее расстояние необходимо для второго касания, а чем силовых рёбер (5) больше, тем расстояние до второго касания может быть больше.
Первое и второе оптимальные расстояния между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5) определяют форму поверхности силовых рёбер (5), обращённую к днищу (16) корпуса (17) реактора. Для меньших значений оптимального расстояния поверхности силовых рёбер (5) выполняют в эллиптической форме (18), как показано на фиг.З. При такой форме аксиальные расстояния между радиальными точками (19 и 20) первого и второго касаний на силовых рёбрах (5) и соответствующими им радиальными точками (21 и 22) на днище (16) корпуса (17) реактора незначительно отличаются между собой. Первая и вторая парные точки (19, 21 и 20, 22 соответственно) касаний на радиальных рёбрах (5), практически, равноудалены от аксиальной оси D в радиальном направлении. А для больших значений оптимального расстояния поверхности силовых рёбер (5) выполняют в форме прямой линии (23) с постоянным углом наклона относительно аксиальной оси D, как показано на фиг.4.
Для обеспечения максимальной останавливающей способности силового каркаса необходимо выполнение двух условий. Первое условие - второе оптимальное расстояние между днищем (16) корпуса (17) реактора и силовыми рёбрами (5) для гашения ударной нагрузки должно быть больше первого оптимального расстояния не менее, чем в 1 , 1 раза, но не брлее, чем в 8 раз, что определяется условиями поворота оторвавшегося днища (16) и его крупных фрагментов. Второе условие - радиальное расположение парной точки (20, 22) второго касания на силовом ребре (5) должно быть дальше от аксиальной оси D, чем радиальное расположение парной точки (19, 21) первого касания. Это означает, что парная точка (19, 21) первого касания оторвавшегося днища на силовом ребре (5), т.е. точка первого удара, должна находиться ближе к оси D симметрии, чем точка (20, 22) второго касания, т.е. точка второго удара в результате разворота днища или его крупных фрагментов во время движения.
Опорные функции силового каркаса выполняют внешняя верхняя силовая обечайка (9), средняя силовая обечайка (10), внешняя нижняя силовая обечайка (11) совместно с наклонными пластинами (13, 14), обеспечивающими приём и перераспределение (выравнивание) статических и динамических силовых нагрузок, действующих со стороны силовых рёбер (5). Для перераспределения ударных нагрузок от радиальных силовых рёбер (5) в азимутальном направлении в силовом каркасе применяются внешняя верхняя силовая обечайка (9), внутренняя силовая обечайка (8), обеспечивающие фиксацию радиальных силовых рёбер (5). Внутренняя силовая обечайка (8) формирует центральный канал для перемещения расплава активной зоны и является ограничителем для падения в ловушку крупных фрагментов днища (16) корпуса (17) реактора, а внешняя верхняя силовая обечайка (9) обеспечивает аксиальную устойчивость силовых рёбер (5) в течение всего процесса взаимодействия направляющего устройства с расплавом активной зоны и днищем (16) корпуса (17) реактора.
В связи с тем, что внешняя верхняя силовая обечайка (9) выполняет функции демпфирования и перераспределения нагрузок, действующих со стороны силовых рёбер (5), для её работоспособности необходимо выполнение следующих условий. Первое условие - прочность и устойчивость в азимутальном направлении, которые определяются расстоянием L (как показано на фиг.1) между силовыми рёбрами (5), передающими на внешнюю верхнюю силовую обечайку (9) нагрузку со стороны днища (16) корпуса (17) реактора. Оптимальное расстояние L между силовыми рёбрами (5) по периметру внешней верхней силовой обечайки (9) составляет от 0,7 до 1,3 м в зависимости от толщины силового ребра (5), причём, диаметр внешней верхней силовой обечайки (9) в диапазоне от 4 до 6 м, практически, не влияет на величину этого расстояния L. Второе условие - прочность и устойчивость в аксиальном направлении, которые накладывают на силовые рёбра (5) следующее ограничение: отношение длины L1 силового ребра (5) в радиальном направлении к его средней высоте L2 близко к 1 , означая, что в зоне действия и передачи нагрузок со стороны днища (16) корпуса (17) реактора к внешней верхней силовой обечайке (9) силовое ребро (5) в радиально-аксиальной плоскости должно вписываться в квадрат со сторонами L1=L2, либо быть трапециевидным в проекции LI, L3, как показано на фиг.1, с длинным основанием (или стороной трапеции), расположенным вертикально. Таким образом, силовые рёбра (5) с наклонными пластинами (13, 14), внешней верхней силовой обечайкой (9), средней силовой обечайкой (10), внешней нижней силовой обечайкой (11), обеспечивают демпфирование ударной нагрузки со стороны оторвавшегося днища (16) корпуса (17) реактора с расплавом активной зоны или оторвавшихся секторов разрушенного днища (16) с обломками внутрикорпусных устройств, и, как следствие, обеспечивают торможение и блокировку крупных фрагментов корпуса (17) и его внутрикорпусных устройств, обеспечивая последовательное поступление расплава активной зоны, обломков внутрикорпусных устройств и днища (16) корпуса (17) ядерного реактора в ловушку расплава.
Стабилизирующие функции силового каркаса выполняют верхняя наклонная пластина (13) и нижняя наклонная пластина (14). Верхняя наклонная пластина (13) соединяет среднюю силовую обечайку (10) с коническим днищем; (15). Нижняя наклонная пластина (14) соединяет внешнюю верхнюю силовую обечайку (9) с коническим днищем (15). Наклонные силовые пластины (13, 14) обеспечивают аксиальную устойчивость силовых рёбер (5) в процессе перераспределения ударных механических нагружений и являются направляющими элементами, обеспечивающими заданное направление стекания расплава активной зоны из корпуса (5) реактора в ловушку расплава. Угол наклона силовых пластин (13, 14) в радиальном направлении выбирается таким образом, чтобы обеспечить равную площадь на входе в каждый сектор, образованный наклонной пластиной (13, 14) и двумя силовыми рёбрами (5), и на выходе из каждого сектора. В этом случае, как показано на фиг.4, проходное сечение по направлению течения расплава активной зоны на входе в сектор будет расположено горизонтально (24), а на выходе из сектора - вертикально (25), что определяет положение горизонтальных силовых плит в основании силового каркаса. Для обеспечения необходимой пропускной способности силового каркаса площадь проходного сечения секторов выбирается, исходя из заданного расхода первой залповой порции поступления расплава активной зоны в ловушку при боковом проплавлении корпуса (17) реактора.
В зависимости от толщины и пропускной способности проходных сечений секторов, между верхней наклонной пластиной (13) и нижней наклонной пластиной может быть установлена дополнительная наклонная пластина. Наклонные пластины (13, 14) за счёт собственного разрушения на каждом уровне обеспечивают увеличение проходного сечения секторов силового каркаса и, как следствие, обеспечивают увеличение расхода при истечении расплава активной зоны из корпуса (5) реактора в ловушку. Таким образом, наклонные пластины (13, 14) и радиально ориентированные силовые рёбра (5) обеспечивают аксиальную устойчивость силовых рёбер (5) в процессе перераспределения ударных механических нагружений и обеспечивают заданное направление стекания расплава активной зоны из корпуса (17) реактора в ловушку расплава.
Каналообразующие функции силового каркаса вместе с наклонными пластинами (13, 14) выполняют радиально ориентированные силовые рёбра (5), обеспечивающие пропускную способность проходного сечения секторов при боковом проплавлении корпуса (17) реактора. В процессе разогрева расплавом активной зоны днище (16) корпуса (17) реактора до момента проплавления боковой стенки корпуса или до момента отрыва днища испытывает значительные термомеханические деформации, в результате которых за счёт пластических деформаций днище (16) корпуса (17) реактора перемещается в сторону силового каркаса и начинает контактировать с силовыми рёбрами (5).
Контакт днища (16) корпуса (17) реактора с силовыми рёбрами (5) приводит к развитию одного из двух сценариев. В первом случае - днище (16) разрывается в зоне, расположенной между силовыми рёбрами (5), или разрушается с образованием трещины, и через зону разрыва вытекает расплав. Во втором случае - днище (16) не разрушается, и продолжает пластически деформироваться в пространстве между радиальными силовыми рёбрами (5). Второй случай является наиболее опасным, так как днище (16) корпуса (17) реактора в этом случае способно перекрыть полностью проходное сечение секторов силового каркаса и заблокировать расплав активной зоны при боковом проплавлении корпуса (17) реактора. При возникновении такой блокировки, расплав активной зоны, не имея выхода, будет разрушать сухую защиту, заполненную серпентинитовым бетоном, и строительные конструкции шахты реактора. Для исключения блокировки днищем (16) корпуса (17) реактора проходного сечения секторов силового каркаса наклонные пластины (13, 14) устанавливаются ниже границы, которую может достичь наружная поверхность днища (16) корпуса (17) реактора без разрушения в секторах между радиальными силовыми рёбрами (5). Эта граница изменяется от периферии к центру днища (16) и зависит как от расстояния между силовыми рёбрами (5), так и от их толщины.
Оптимальное отношение суммарной толщины силовых рёбер (5) к длине окружности внешней верхней силовой обечайки (9) составляет от 4 до 8 %, а количество силовых рёбер (5) изменяется в диапазоне от 8 до 16. В этом случае глубина установки наклонных пластин (13, 14) находится в диапазоне от 200 до 400 мм от внешней кромки силового ребра (5), обращённой к днищу (16) корпуса (17) реактора, в критическом сечении, имеющем самую нижнюю границу, которую может достичь наружная поверхность днища (16) корпуса (17) без разрушения в секторах между радиальными силовыми рёбрами (5). Таким образом, наклонные пластины (13, 14) и радиально ориентированные силовые рёбра (5) обеспечивают пропускную способность проходного сечения секторов при боковом проплавлении корпуса (17) реактора и, как следствие, защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.
Защитные функции силового каркаса выполняет средняя силовая обечайка (10), обеспечивающая дистанционирование внешней верхней силовой обечайки (9) от воздействия вытекающего расплава активной зоны. В зависимости от толщины дополнительно может быть установлено от 1 до 2 средних силовых обечаек (10), обеспечивающих за счёт собственного разрушения защиту внешней верхней силовой обечайки (9) и внешней нижней силовой обечайки (11). Таким образом, средняя силовая обечайка (10) обеспечивает защиту верхней силовой обечайки от разрушения расплавом активной зоны и, как следствие, защиту строительного и серпентинитового бетонов шахты реактора от взаимодействия с расплавом.
Применение силового каркаса в составе направляющего устройства позволило обеспечить постепенное поступление кориума (расплава) после разрушения или проплавления реактора в ловушку расплава и обеспечить удержание крупногабаритных обломков внутрикорпусных устройств, тепловыделяющих сборок и днища корпуса реактора от падения в ловушку расплава. В результате это позволило повысить эффективность локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора за счет исключения одномоментного попадания расплава в ловушку.
Figure imgf000020_0001
Источники информации:
1. Патент РФ 2253914, МПК G21C 9/016, приоритет от 18.08.2003 г.
2. Устройство локализации расплава, 7-я Международная научно- практическая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», ОКБ «Гидропресс», Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г.
3. Патент РФ N22576516, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
4. Патент РФ N22576517, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.;
5. Патент РФ N°2575878, МПК G21C 9/016, приоритет от 16.12.2014 г.

Claims

Формула изобретения
1. Направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, установленное под корпусом реактора и опирающееся на ферму-консоль, содержащее цилиндрическую часть (2), коническую часть (3) с выполненным в ней отверстием (4), стенки которых покрыты термостойким и легкоплавким материалом и разделены на секторы силовыми ребрами (5), расположенными радиально относительно отверстия (4), отличающееся тем, что дополнительно содержит силовой каркас, состоящий из внешнего верхнего силового кольца (6), внешнего нижнего силового кольца (7), внутренней силовой обечайки (8), внешней верхней силовой обечайки (9), средней силовой обечайки (10), разделенной на секторы силовыми ребрами (5), внешней нижней силовой обечайки (11), опорных ребер (12), основания (26), верхней наклонной пластины (13), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5) и среднюю силовую обечайку (10), нижней наклонной пластины (14), соединяющей коническое днище (15), силовые ребра (5), среднюю силовую обечайку (10) и внешнюю верхнюю силовую обечайку (9).
2. Направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора по п.1, отличающееся тем, что дополнительно содержит наклонную пластину, установленную между верхней наклонной пластиной (13) и нижней наклонной пластиной (14).
3. Направляющее устройство (1) системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора по п.1, отличающееся тем, что дополнительно содержит от 1 до 2 средних силовых обечаек (10).
PCT/RU2020/000766 2020-03-13 2020-12-29 Устройство для локализации расплава активной зоны реактора WO2021182997A1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2021578278A JP7329083B2 (ja) 2020-03-13 2020-12-29 原子炉の炉心溶融物の位置特定と冷却のためのシステムのガイド装置
BR112021026595A BR112021026595A2 (pt) 2020-03-13 2020-12-29 Dispositivo de guiamento do sistema de contenção e resfriamento do núcleo derretido do reator nuclear
US17/619,130 US20230040796A1 (en) 2020-03-13 2020-12-29 Device for confining reactor core melt
CA3145780A CA3145780A1 (en) 2020-03-13 2020-12-29 Guide assembly of the corium localizing and cooling system of a nuclear reactor
KR1020217043224A KR102637847B1 (ko) 2020-03-13 2020-12-29 원자로 노심의 용융물에 대한 사고 방지 및 냉각을 위한 유도 장치
CN202080047779.6A CN114402398A (zh) 2020-03-13 2020-12-29 反应堆堆芯熔体定位装置
JOP/2021/0344A JOP20210344A1 (ar) 2020-03-13 2020-12-29 جهاز التوجيه في نظام توطين و تبريد مصهور المنطقة الفعالة (ذوبان القلب الأساسي) لمفاعل نووي
ZA2021/10610A ZA202110610B (en) 2020-03-13 2021-12-17 Guide assembly of the corium localizing and cooling system of a nuclear reactor

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020110765A RU2734734C1 (ru) 2020-03-13 2020-03-13 Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2020110765 2020-03-13

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2021182997A1 true WO2021182997A1 (ru) 2021-09-16

Family

ID=72949068

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2020/000766 WO2021182997A1 (ru) 2020-03-13 2020-12-29 Устройство для локализации расплава активной зоны реактора

Country Status (10)

Country Link
US (1) US20230040796A1 (ru)
JP (1) JP7329083B2 (ru)
KR (1) KR102637847B1 (ru)
CN (1) CN114402398A (ru)
BR (1) BR112021026595A2 (ru)
CA (1) CA3145780A1 (ru)
JO (1) JOP20210344A1 (ru)
RU (1) RU2734734C1 (ru)
WO (1) WO2021182997A1 (ru)
ZA (1) ZA202110610B (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2758496C1 (ru) * 2020-12-29 2021-10-29 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2767599C1 (ru) * 2020-12-29 2022-03-17 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19524882A1 (de) * 1994-07-12 1996-01-18 Commissariat Energie Atomique Vorrichtung zur Rückgewinnung eines geschmolzenen Reaktorkerns
RU2253914C2 (ru) 2003-08-18 2005-06-10 Хабенский Владимир Бенцианович Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
RU100327U1 (ru) * 2010-06-17 2010-12-10 Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") Устройство локализации расплава
RU2575878C1 (ru) 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4036688A (en) * 1975-04-09 1977-07-19 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Apparatus for controlling molten core debris
DE2741795A1 (de) * 1977-09-16 1979-03-29 Interatom Kernreaktorauffangwanne mit waermeisolierung
GB2236210B (en) * 1989-08-30 1993-06-30 Rolls Royce & Ass Core catchers for nuclear reactors
US5307390A (en) * 1992-11-25 1994-04-26 General Electric Company Corium protection assembly
KR100597723B1 (ko) * 2004-02-10 2006-07-10 한국원자력연구소 노심용융물 피동 냉각 및 가둠장치
JP2010038571A (ja) * 2008-07-31 2010-02-18 Toshiba Corp 炉心溶融物冷却装置および炉心溶融物冷却方法
JP5306257B2 (ja) * 2010-02-19 2013-10-02 株式会社東芝 炉心溶融物冷却装置および原子炉格納容器
JP2011247584A (ja) * 2010-05-21 2011-12-08 Toshiba Corp 原子炉格納容器
CN102097137B (zh) * 2010-10-28 2014-05-07 中国核工业二三建设有限公司 一种核电站堆芯捕集器的安装方法
US10147506B2 (en) * 2014-04-03 2018-12-04 Bwxt Mpower, Inc. Conformal core cooling and containment structure
JP6529918B2 (ja) * 2016-02-17 2019-06-12 株式会社東芝 原子炉格納容器及びそのドレンサンプ機構
JP6668172B2 (ja) * 2016-06-09 2020-03-18 株式会社東芝 コアキャッチャーおよびそれを用いた沸騰水型原子力プラント
JP6775382B2 (ja) * 2016-10-28 2020-10-28 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 コアキャッチャー
JP2019184513A (ja) * 2018-04-16 2019-10-24 株式会社東芝 炉心溶融物保持装置および原子力施設
RU2696004C1 (ru) * 2018-08-29 2019-07-30 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2700925C1 (ru) * 2018-09-25 2019-09-24 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора
CN109273109B (zh) * 2018-11-13 2020-01-31 中国核动力研究设计院 一种熔融物安全壳滞留***
RU2696612C1 (ru) * 2018-12-26 2019-08-05 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Устройство локализации расплава
CN110176316B (zh) * 2019-04-17 2023-12-22 中国核电工程有限公司 一种u型管内部换热式堆芯熔融物捕集装置

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19524882A1 (de) * 1994-07-12 1996-01-18 Commissariat Energie Atomique Vorrichtung zur Rückgewinnung eines geschmolzenen Reaktorkerns
RU2253914C2 (ru) 2003-08-18 2005-06-10 Хабенский Владимир Бенцианович Система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа
RU100327U1 (ru) * 2010-06-17 2010-12-10 Открытое акционерное общество "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ" (ОАО "СПбАЭП") Устройство локализации расплава
RU2575878C1 (ru) 2014-12-16 2016-02-20 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576516C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
RU2576517C1 (ru) 2014-12-16 2016-03-10 Акционерное Общество "Атомэнергопроект" Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
KR20170126361A (ko) * 2016-05-09 2017-11-17 포항공과대학교 산학협력단 노심용융물 냉각을 위한 기둥과 경사면을 가진 다공성재질의 원자력발전소 코어 캐쳐.

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"7th International Research and Training Conference ''Safety assurance of NPP with VVER", 17 May 2011, OKB GIDROPRESS, article "Corium localizing device"

Also Published As

Publication number Publication date
KR20220045111A (ko) 2022-04-12
CN114402398A (zh) 2022-04-26
JP7329083B2 (ja) 2023-08-17
ZA202110610B (en) 2022-10-26
US20230040796A1 (en) 2023-02-09
RU2734734C1 (ru) 2020-10-22
JP2023519772A (ja) 2023-05-15
CA3145780A1 (en) 2021-09-16
JOP20210344A1 (ar) 2023-01-30
BR112021026595A2 (pt) 2022-09-20
KR102637847B1 (ko) 2024-02-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11521759B2 (en) Melt confinement device
RU2576517C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа
WO2021182997A1 (ru) Устройство для локализации расплава активной зоны реактора
JP7233450B2 (ja) 加圧水型原子炉炉心溶融物捕捉冷却システム
WO2016099328A1 (ru) Локализация и охлаждение расплава активной зоны ядерного реактора
KR102629673B1 (ko) 원자로 노심 용융 국소화 및 냉각계통
EA044037B1 (ru) Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
US20230162876A1 (en) System for confining and cooling melt from the core of a nuclear reactor
RU2740400C1 (ru) Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2771264C1 (ru) Ферма-консоль устройства локализации расплава
RU2165108C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
EA044917B1 (ru) Направляющее устройство системы локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
RU2750230C1 (ru) Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора
JP7490897B2 (ja) 原子炉の炉心からの溶融物を封じ込めて冷却するシステム
RU2165106C2 (ru) Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
EA043199B1 (ru) Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора

Legal Events

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

Ref document number: 20924608

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2021578278

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 3145780

Country of ref document: CA

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112021026595

Country of ref document: BR

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112021026595

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20211228

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2020924608

Country of ref document: EP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2020924608

Country of ref document: EP

Effective date: 20221013

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2020924608

Country of ref document: EP

Effective date: 20221013