СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА Российский патент 1998 года по МПК G21C9/16 G21C13/10 

Область техники
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к системам защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа и к устройствам для локализации расплавленной или разрушенной активной зоны, вышедшей за пределы корпуса реактора в процессе протекания тяжелой аварии.

Предшествующий уровень техники
1. Известен метод защиты основания защитной оболочки ядерного реактора и устройство для осуществления этого метода /1/.

Устройство состоит из:
графитовых блоков с полостями для приема кориума, уложенных со смещением друг относительно друга так, чтобы избежать попадания кориума на нижележащие блоки,
каналов для отвода пара,
горизонтальных трубопроводов для подвода охлаждающего теплоносителя,
бассейна-барботера, из которого теплоноситель по трубопроводам поступает в бетонную шахту,
сухого колодца, предназначенного для перепуска пара из бетонной шахты в барботер,
труб подачи пара их сухого колодца под уровень воды в бассейн-барботер,
активных клапанов в трубопроводах на входе в бетонную шахту, действующих автоматически или управляемых дистанционно,
выплавляемых пробок, предназначенных для пассивной защиты трубопроводов и установленных на входах трубопроводов в бетонную шахту.

Недостатки технического решения /1/:
1) до начала, в процессе и сразу после поступления кориума в бетонную шахту шахта остается сухой, и только после нагрева графитовых блоков в бетонную шахту подается вода через автоматические или дистанционно управляемые клапаны; клапаны, являясь активной системой, не позволяют использовать принцип пассивности и в случае отказа либо по общей причине, либо в результате локальных гидродинамических воздействий блокируют поступление воды в бетонную шахту;
2) плавящиеся при высокой температуре пробки, предназначенные для защиты клапанов и трубопроводов подачи воды, могут не сработать в случае прямого контакта с окисленным или металлизированным кориумом, так как при таком контакте возможно совершенно различное как механическое, так и химическое состояние материалов, при котором возможно заваривание трубопроводов образовавшимися тугоплавкими окислами, забивание диспергированными шлаками в виде мелких гранул, песка, окалины или разрушение части трубопровода в случае несимметричного распределения кориума по дну бетонной шахты;
3) если пробка все-таки расплавится под воздействием кориума, то поступающая под гидростатическим давлением в кориум вода способна вызвать паровой взрыв, так как объем рассредоточения кориума в балочной системе достаточно большой;
4) постепенное заполнение кориумом сухого штабеля балок не гарантируется многорядностью системы, так как существует целый ряд гидромеханических режимов обрушения днища корпуса реактора или струйного истечения кориума (вязкость некоторых типичных видов кориума близка к вязкости воды), в результате которых возможен прямой контакт кориума с дном бетонной шахты (балочная система /1/ является для таких режимов истечения гидродинамически прозрачной системой, см. эксперименты Р.Ф.Масагутова с сотр. и библиографию /2/); в этом случае трубопроводы подачи воды будут заварены, заплавлены или зашлакованы кориумом или его компонентами; таким образом, шахта в процессе протекания тяжелой аварии останется сухой;
5) в случае отказа клапанов или выплавных пробок до момента поступления кориума в бетонную шахту произойдет полный залив бетонной шахты водой, последующее падение кориума в воду приведет к паровому взрыву и разрушению защитных барьеров;
6) при частичном заполнении штабеля балок водой до момента поступления кориума в бетонную шахту (заполнение водой возможно не только в результате отказа клапанов или расплавления пробок, но в результате течи теплоносителя из корпуса реактора; в результате того, что дренаж из бетонной шахты не предусмотрен, уровень воды может находиться на любой отметке, вплоть до полного залива бетонной шахты водой) возможно образование ударной волны парового взрыва внутри штабеля балок в результате поступления туда кориума;
7) в предлагаемом решении отсутствует защита от паровых взрывов при циклическом или многостадийном процессе поступления кориума в бетонную шахту, при которых может возникнуть ситуация, когда на первую порцию упавшего на штабель балок кориума подается вода; вода заполняет штабель балок и после этого в воду падает вторая порция кориума из активной зоны; в этом случае невозможно избежать парового взрыва со всеми вытекающими последствиями;
8) конструкция бетонной шахты не пропорциональна: диаметр меньше ее высоты, что приводит к существованию направляющей поверхности для развития ударной волны в осевом направлении;
9) совокупность подводящих воду к бетонной шахте длинных горизонтальных каналов не может выполнять функцию кольцевого коллектора, так как гидравлически независимые каналы не могут одинаково демпфировать гидродинамические возмущения в бетонной шахте, эти каналы будут работать в различных режимах, что при сильных возмущениях давления может привести к их полному блокированию (не только механическому, но в том числе и гидродинамическому под воздействием обратных токов теплоносителя из бетонной шахты);
10) взаимодействие теплоносителя с кориумом при высоких температурах последнего может привести к возникновению локальных "качающихся" циркуляций с полной или частичной блокировкой поступающего по горизонтальным каналам в бетонную шахту теплоносителя, предназначенного для охлаждения кориума; возникновение и развитие такого рода режимов связано с отсутствием кольцевого раздающего коллектора, так как горизонтальные изолированные трубопроводы работают независимо с различной нагрузкой, зависящей от пространственного расположения кориума в бетонной шахте, и не могут обеспечить равномерное поступление охлаждающего теплоносителя.

2. Кроме того, известна система защиты для ядерного реактора на атомных станциях /3/, которая содержит конструкцию, расположенную под реактором и погруженную в холодную жидкость, конструкция преграждает движение расплавленного материала кориума из реактора на пол подреакторного помещения таким образом, что расплавленный материал окончательно распределяется на большой площади в элементах конструкции и отдает свое тепло охлаждающей жидкости.

Недостатки технического решения /3/:
1) представленная в /3/ конструкция находится в воде и при падении кориума с большой высоты обеспечивает его быстрое торможение в верхнем слое воды и эффективное перемешивание с водой, чем достигается ускоренное развитие распространение ударной волны парового взрыва, которая в данной конструкции может привести не только к разрушению бетонной шахты, но и значительным повреждениям других защитных барьеров;
2) при струйном истечении или дискретном падении порций кориума возможно зарождение и развитие ударных волн внутри конструкции /3/, причем балочная система, из которой выполнена конструкция, не является преградой на пути прохождения ударных волн и не способна защитить бетонную шахту от разрушения, так как для фронта распространения ударной волны такая конструкция является гидродинамически прозрачной и не обладает заметным сопротивлением, способным затормозить развитие и продвижение ударной волны /2/;
3) при использовании в конструкции /3/ системы защиты балочной системы с плотной горизонтальной многорядной упаковкой или пакета перфорированных листов возможна ситуация (и она будет тем вероятней, чем плотнее горизонтальные балочные перекрытия или чем меньше проходное сечение дырчатых листов), когда кориум, пройдя несколько вертикальных слоев балок, рассредоточится и смешается с холодной водой, при этом образовавшаяся ударная волна, не имея возможности обогнуть балочную систему и выйти в бетонную шахту, разрушит конструкцию системы защиты, бетонную шахту и вызовет повреждения или разрушения защитных барьеров;
4) в случае струйного истечения кориума из корпуса реактора в конструкцию системы защиты /3/ возникает ситуация, при которой постепенное вытекание кориума приводит к заполнению ограниченной по радиусу области конструкции, так как на периферии эта область охлаждается пароводяной смесью с образованием гарнисажа (гарнисаж - твердая корка, состоящая в основном из окислов, в том числе и тугоплавких, и других твердых соединений, теплофизические свойства которой изменяются по толщине, это изменение обусловлено структурой корки: слоистостью, газовыми пузырьками, трещинами, пористостью, плотными и прочными включениями и др.), а в центре - перегретым паром, то поступление кориума из корпуса реактора в конструкцию будет сопровождаться разогревом и увеличением аксиальных размеров этой области, при этом под действием струйного истечения область практически сухого взаимодействия кориума и конструкции системы защиты, достигнув пола бетонной шахты, захватывает строительный бетон и выходит за пределы гермозоны;
5) использование для предотвращения прямого попадания кориума в воду ложного днища, расположенного под днищем корпуса реактора и над уровнем воды в бетонной шахте, не приведет к радикальной защите оборудования от паровых взрывов, так как и в случае отрыва днища, и в случае его разрушения кориум разогреет и проплавит или разрушит сухое ложное днище и обрушится в воду, что приведет к паровому взрыву со всеми вытекающими последствиями;
6) выполненные каналы в ложном днище для струйного пропускания кориума должны, по мнению авторов, предотвратить падение кориума в воду и воспрепятствовать развитию парового взрыва, однако при отрыве днища корпуса реактора эти каналы перестают выполнять свои функции, так как перекрываются оторвавшимся днищем, а возможное последующее струйное истечение кориума может привести к нежелательному забросу воды на ложное днище (от этого эффекта конструкция не защищена), что ведет к попаданию воды на поверхность расплавленного кориума, локальному повышению давления и обрушению всей разогретой конструкции вместе с жидким кориумом в воду, вследствие чего происходит прямой контакт кориума с водой, образование и распространение ударной волны парового взрыва с описанными выше последствиями.

3. Известно устройство - реакторная установка /4/, состоящее из гермозоны, реактора, парогенераторов, главных циркуляционных насосов, компенсатора объема, главных циркуляционных трубопроводов, гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны, насосов низкого и высокого давления системы безопасности, подпиточных насосов системы нормальной эксплуатации, соединяющих трубопроводов, фермы опорной, расположенной под зоной патрубков корпуса реактора, теплоизоляции цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкции сухой защиты, трубопроводов подачи воздуха, крупногабаритных деталей защиты днища корпуса реактора, подреакторного помещения, разделенного на два этажа площадкой обслуживания, механизма поворота для осмотра корпуса реактора, люка-лаза с наружной и внутренней гермодверями, соединенного с обслуживающим помещением, кабельных проходок для подвода электроэнергии в подреакторное помещение.

Недостатки технического решения /4/:
1) защитная оболочка реакторной установки /4/ в процессе протекания тяжелой аварии не защищена от разрушения при паровых взрывах, которые могут происходить в бетонной шахте реактора в случаях разрушения корпуса реактора и падения расплава активной зоны в воду, находящуюся в бетонной шахте; бетонная шахта реакторной установки /4/ не защищена от затопления теплоносителем в процессе протекания тяжелой аварии, а система дренажа не может обеспечить в авариях с полным обесточиванием или в авариях с большими течами дренирование поступающего в бетонную шахту теплоносителя;
2) защитная оболочка реакторной установки /4/ в процессе протекания тяжелой аварии не защищена ни от разрушения при падении кориума в сухую бетонную шахту, ни от размывания при струйном истечении кориума из корпуса реактора;
3) нет возможности осуществлять контролируемое управляемое охлаждение кориума при выходе его за пределы корпуса реактора, контролировать химический состав, скорость эрозии бетона, предотвратить возникновение повторной критичности при заливе кориума теплоносителем с недостаточным содержанием поглотителя, предотвратить возникновение взрывов водосодержащих смесей.

4. По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, устройство /4/ является наиболее близким аналогом и взято за прототип.

Сущность изобретения
1. Целью предлагаемого изобретения является создание системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа при строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, обеспечивающей повышение надежности удержания кориума в бетонной шахте реактора в пределах гермозоны в авариях с разрушением активной зоны и выходом кориума за пределы корпуса реактора.

2. Предлагаемая система защиты защитной оболочки выполняет свои функции в условиях:
1) быстрого или медленного непрерывного поступления воды в бетонную шахту в любой момент протекания аварии как от систем безопасности, систем нормальной эксплуатации, так и в результате разрушений элементов оборудования реакторной установки;
2) полного или частичного залива бетонной шахты водой;
3) периодического (импульсного) поступления воды в бетонную шахту;
3. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа обеспечивает:
1) удержание и охлаждение кориума в страховочном водоохлаждаемом корпусе при проектной работе системы защиты защитной оболочки реакторной установки в процессе протекания тяжелой аварии;
2) удержание и охлаждение кориума в бетонной шахте при непроектной работе или частичном разрушении системы защиты защитной оболочки реакторной установки в процессе протекания тяжелой аварии.

4. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. Этот результат достигается установкой системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа при строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, которая собрана в следующем порядке и поясняется фиг. 1-5:
в бетонной шахте 7 на уровне пола подреакторного помещения 8 выполнен кольцевой коллектор 9, верхняя часть которого выполнена в виде купола с ребрами жесткости 10, делящими кольцевой коллектор 9 на сектора и обеспечивающими герметичность этих секторов между собой, соединенный в своей нижней части с подреакторным помещением 8 широкопрофильными проходками 11 для пропуска воды в виде окон или арок,
в бетонной шахте 7 выполнено устройство для подвода теплоносителя 12 в бетонную шахту 7, состоящее не менее, чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов или радиальных щелей, соединяющее боксы парогенераторов 3 и кольцевой коллектор 9,
в бетонной шахте 7 выполнено устройство для отвода теплоносителя 13 из бетонной шахты 7, состоящее не менее, чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов или радиальных щелей, соединяющее верхнюю часть бетонной шахты 7 и боксы парогенераторов 3,
на полу подреакторного помещения 8 установлен дренаж 15 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров или перфорированных коробчатых конструкций,
дренаж 15 предназначен для гарантированного подвода охлаждающей воды при различных вариантах развития аварии с учетом обрушения, смятия, расплавления и диспергирования вышерасположенных элементов системы защиты защитной оболочки;
на установленном дренаже 15 установлена прочная на разрыв и смятие корзина 14, защищающая стены подреакторного помещения 8 от ударных нагрузок и прямого теплового контакта с кориумом, выполненная из листов, труб, швеллеров, двутавров или коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых или клепанных соединений между элементами корзины, причем днище 16 корзины 14 выполнено с отверстиями для прохода теплоносителя, а цилиндрическая часть корзины 14 установлена с зазором не менее 50 мм к стенам подреакторного помещения 8, вверху и внизу цилиндрической части установленной корзины 14 выполнена перфорация высотой не менее 300 мм,
на днище 16 установленной корзины 14, вплотную к цилиндрической части корзины 14, вплотную друг к другу, занимая весь объем корзины 14, установлены тугоплавкие элементы 17 с пустотами в виде вертикальных глухих отверстий 18, сквозных вертикальных отверстий 19 и горизонтальных канавок 20 для прохода охлаждающего теплоносителя, причем, тугоплавкие элементы 17 в виде Т-образных, прямоугольных, П-образных или фасонных кирпичей установлены слоями с образованием в совокупности каналов в горизонтальном и вертикальном направлениях,
на установленные в корзину 14 тугоплавкие элементы 17 вплотную к цилиндрической стене бетонной шахты 7, с повторением профиля наружной поверхности днища корпуса реактора 2, установлена герметичная по воде крышка-ограничитель 21, выполненная из листов, труб, швеллеров, двутавров или коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых или клепаных соединений между элементами крышки-ограничителя 21, с центральным отверстием в крышке-ограничителе 21, выполненном в пределах 0,5-5 кв.м, для прохода теплоносителя,
на установленную крышку-ограничитель 21 со стороны, обращенной к днищу корпуса реактора 2, установлено не менее 3-х опорных ребер 23 высотой в пределах 100-450 мм, расположенных радиально вдоль днища корпуса реактора 2 и повторяющих его профиль,
на установленные опорные ребра 23 установлен страховочный корпус 24, выполненный с повторением профиля днища корпуса реактора 2 и полностью закрывающий днище и нижнюю часть цилиндрического корпуса реактора 2 до высоты не ниже высоты расположения головок кассет в активной зоне,
каналы между крышкой-ограничителем 21 и страховочным корпусом 24, образованные опорными ребрами 23 обеспечивают охлаждение страховочного корпуса 24 теплоносителем, задают профили скоростей и направление движения теплоносителя вдоль страховочного корпуса 24, обеспечивая направленный теплосъем со страховочного корпуса 24 при разрушении днища корпуса реактора 2,
на внутреннюю сторону установленного страховочного корпуса 24, обращенную к днищу корпуса реактора 2, по всей ее площади, вплотную друг к другу и к внутренней поверхности страховочного корпуса 24, с повторением профиля днища и цилиндрической части корпуса реактора 2 установлены термостойкие тугоплавкие элементы 25, выполненные в виде T-образных, Z-образныз, П-образных, прямоугольных или фасонных пластин, обеспечивающие большое термическое сопротивление, которое позволяет при разрушении днища корпуса реактора кориумом обеспечить отвод тепла через страховочный корпус к охлаждающему теплоносителю без перегрева и повреждения страховочного корпуса,
на термостойкие тугоплавкие элементы 25 и вплотную к ним, с повторением профиля днища и цилиндрической части корпуса реактора 2, с зазором до наружной поверхности днища и цилиндрической части корпуса реактора 2, учитывающим тепловые расширения корпуса, установлен чехол 26, выполненный в виде сплошного или перфорированного тонкостенного корпуса, в виде сетки с задающими форму пластинами или в виде гофрированной решетки, основное назначение которого - изолировать корпус реактора 2 от прямых контактов с термостойкими тугоплавкими элементами 25 в условиях нормальной эксплуатации, при нарушениях условий нормальной эксплуатации и в проектных авариях,
между торцевой поверхностью страховочного корпуса 24 и наружной цилиндрической поверхностью корпуса реактора 2 установлен сильфон 27, герметизирующий пространство между внутренней поверхностью страховочного корпуса 24 и наружной поверхностью днища и цилиндрической части корпуса реактора 2,
в бетонной шахте 7 установлено не менее 2-х дыхательных трубопроводов 28, соединяющих боксы парогенераторов 3 с верхней частью пространства между внутренней поверхностью страховочного корпуса 24 и наружной поверхностью днища и цилиндрической части корпуса реактора 2.

5. Процесс поступления кориума в бетонную шахту 7 сводится к двум различным механизмам, он начинается:
1) с проплавления или разрушения днища или боковой поверхности корпуса реактора 2 и вытекания кориума на термостойкие тугоплавкие элементы 25 страховочного корпуса 24;
2) с обрыва всего днища корпуса реактора 2 и оседания его на термостойкие тугоплавкие элементы 25 страховочного корпуса 24.

Процесс протекания тяжелой аварии сопровождается различными отказами или непроектными периодическими срабатываниями систем безопасности и систем нормальной эксплуатации. В результате отказов или непроектных режимов работы этих систем к моменту выхода кориума в бетонную шахту 7 в ней может содержаться любое (по уровню) количество теплоносителя. К началу разрушения днища или цилиндрической части корпуса реактора 2 бетонная шахта 7 может быть полностью залита водой, неполностью залита водой, залита водой только под опорной конструкцией в зоне дренажа.

Частичный залив бетонной шахты 7 относится главным образом к тяжелым авариям, которым сопутствует разгерметизация защитной оболочки. Для защиты от возможных паровых взрывов при разрушении днища корпуса реактора 2 пространство между внутренней поверхность страховочного корпуса 24 и наружной цилиндрической поверхностью корпуса реактора 2 герметизируется сильфоном 27 с дыхательными трубопроводами 28, выхлопы которых расположены в боксах парогенераторов 3 выше уровня возможного залива гермозоны 1 теплоносителем.

6. Обеспечение удерживания и охлаждения кориума в страховочном корпусе 24 производится за счет естественной водяной, пароводяной или парогазовой циркуляции охлаждающего теплоносителя в бетонной шахте 7 вдоль наружной поверхности страховочного корпуса 24 по следующему тракту: с пола боксов парогенераторов 3 теплоноситель поступает в устройство для подвода теплоносителя 12 в бетонную шахту 7, затем по кольцевому коллектору 9 теплоноситель поступает в корзину 14 сбоку через широкопрофильные проходки 11 и снизу через дренаж 15 и через перфорированное днище корзины 16 и по тугоплавким элементам 17 с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий 19 и горизонтальных канавок 20 поднимается вверх, далее теплоноситель проходит через центральное отверстие в крышке-ограничителе 21 вдоль наружной поверхности страховочного корпуса 24, где осуществляется основной теплосъем, и далее через устройство для отвода теплоносителя 13 из бетонной шахты 7 в боксы парогенераторов 3.

Термостойкие тугоплавкие элементы 25 в этих условиях выполняют функцию гарнисажа, предохраняя страховочный корпус 24 от термического проплавления и химического разрушения кориумом.

Расположение кромки страховочного корпуса 24 выше расположения головок кассет активной зоны обеспечивает удержание внутри страховочного корпуса 23 всей активной зоны и расплавленных материалов.

7. В случае разрушения страховочного корпуса 24, которое возможно только в случае, если бетонная шахта 7 осталась неполностью заполнена теплоносителем при, например, разгерметизации защитной оболочки, обеспечение удержания и охлаждения кориума в бетонной шахте 7 производится за счет естественной водяной, пароводяной или парогазовой циркуляции охлаждающего теплоносителя между бетонной шахтой 7 и боксами парогенераторов 3 при непосредственном контакте кориума и теплоносителя на тугоплавких элементах 17, при этом обеспечивается:
1) удержание и охлаждение кориума в бетонной шахте 7;
2) снижение химической активности кориума;
3) непревышение допустимых пределов роста давления при контакте кориума с теплоносителем при паровых и водородных взрывах.

Разрушение кориумом страховочного корпуса 24 приводит к проникновению кориума через крышку-ограничитель 21 в подреакторное помещение 8. Установленные в подреакторном помещении 8 слои тугоплавких элементов 17 обеспечивают удержание и охлаждение кориума. Выполнение слоев тугоплавких элементов 17 в виде кирпичей с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий 19 и горизонтальных канавок 20, образующих в совокупности каналы для рассредоточения кориума, а также в виде вертикальных глухих отверстий 18, образующих в верхнем положении внутренние локальные газовые компенсаторы паровых и водородных взрывов, а в нижнем положении - накопители для кориума, позволяет кориуму, попавшему на кладку, проваливаться в каналы, направленно растекаясь от места истечения, образуя тем самым значительную поверхность для съема тепла теплоносителем аварийного охлаждения, с одной стороны, а с другой, предотвращая контакт больших масс кориума с большими объемами теплоносителя аварийного охлаждения, поднимающегося по каналам снизу вверх за счет гидравлического подпора, тем самым предотвращая паровые и водородные взрывы большой силы. Локальные же взрывы гасятся газовыми компенсаторами, находящимися в кладке. Образование единой ударной волны невозможно.

То, что оси сквозных вертикальных отверстий 19 на смежных тугоплавких элементах 17 смещены друг относительно друга, дает возможность выбрать сечение каналов таким образом, чтобы воспрепятствовать быстрому проникновению кориума на большую глубину, что может привести к разрушению бетонной шахты 7. Вместе с тем, это обеспечивает возможность охлаждения находящегося в пустотах кориума теплоносителем аварийного охлаждения.

Использование в качестве тугоплавкого материала диоксидциркониевого гидратационного твердения бетона, имеющего температуру рабочего применения 2300 - 2500^oC, делает кладку достаточно термостойкой, обеспечивая в отличие от графита высокую химическую инертность, на нее не влияет или мало влияет введение модификаторов, например бора. Это препятствует разрушению кладки при попадании на нее кориума. Введение в бетон поглотителя нейтронов, например бора, исключает возможность вторичной цепной реакции.

8. При восстановлении работоспособности систем безопасности или систем нормальной эксплуатации возобновляется подача воды в корпус реактора 2. Если к этому моменту разрушение корпуса реактора 2 произошло, то охлаждающая вода поступает из корпуса реактора 2 непосредственно в подреакторное помещение 8 сверху на кориум. Производительность одной системы подачи воды достаточна для локализации и охлаждения кориума на тугоплавких элементах 17 в подреакторном помещении 8 даже без поступления охлаждающего теплоносителя по устройству для подвода теплоносителя 12 в бетонную шахту 7.

Промышленная применимость
Наиболее целесообразно предложенную систему защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа использовать при проектировании ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР, что обеспечивается минимально-необходимым объемом работ по модернизации типового оборудования.

Источники информации
1. Method for protection system the base of the reactor container in nuclear power plants, and a device for implementing the method. European patent application EP 0541167 G 21 C 9/016, date of filing: 30.10.92.

2. Масагутов Р. Ф., Сорокин А.П., Богатырев И.Л. Анализ взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем и расчеты паровых взрывов в обоснование безопасности ЯР по коду "VEX". МАЭ РФ ФЭИ. Обнинск 1995.

3. Protection system for the reactor-containing building in nuclear stations. European patent application EP 0392604 A1, date of filing: 06.04.90, G 21 C 9/016, G 21 C 13/10.

4. 392.00.00.00.000 ВО Установка реакторная В-392. Чертеж общего вида. ОКБ "Гидропресс" 1990.

Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. Сущность изобретения: в бетонной шахте выполнены кольцевой коллектор, соединенный в своей нижней части с подреакторным помещением широкопрофильными проходками, устройство для подвода теплоносителя, соединяющее боксы парогенераторов и кольцевой коллектор, и устройство для отвода теплоносителя из бетонной шахты, соединяющее верхнюю часть бетонной шахты и боксы парогенераторов. На полу подреакторного помещения установлен дренаж, на котором установлена корзина, заполненная тугоплавкими элементами с пустотами. На тугоплавкие элементы установлена герметичная по воде крышка-ограничитель с центральным отверстием для прохода теплоносителя и с опорными ребрами, на которые установлен страховочный корпус, полностью закрывающий днище и нижнюю часть цилиндрического корпуса реактора. На внутреннюю сторону страховочного корпуса установлены термостойкие тугоплавкие элементы, обеспечивающие большое термическое сопротивление, которое позволяет при разрушении днища корпуса реактора кориумом обеспечить отвод тепла через страховочный корпус к охлаждающему теплоносителю без перегрева и повреждения страховочного корпуса. 7 з.п.ф-лы, 5 ил.

1. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, содержащая гермозону 1, реактор 2, боксы парогенераторов 3, ферму опорную 4, теплоизоляцию 5 цилиндрической части корпуса реактора, металлоконструкцию 6 сухой защиты, бетонную шахту 7 с подреакторным помещением 8, отличающаяся тем, что в бетонной шахте 7 на уровне пола подреакторного помещения 8 выполнен кольцевой коллектор 9, верхняя часть которого выполнена в виде купола с ребрами жесткости 10, делящими кольцевой коллектор 9 на сектора и обеспечивающие герметичность этих секторов между собой, соединенный в своей нижней части с подреакторным помещением 8 широкопрофильными проходками 11 для пропуска воды в виде окон или арок, в бетонной шахте 7 выполнено устройство для подвода теплоносителя 12 в бетонную шахту 7, состоящее не менее чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов или радиальных щелей, соединяющее боксы парогенераторов 3 и кольцевой коллектор 9, в бетонной шахте 7 выполнено устройство для отвода теплоносителя 13 из бетонной шахты 7, состоящее не менее чем из двух каналов в виде колодцев, трубопроводов или радиальных щелей, соединяющее верхнюю часть бетонной шахты 7 и боксы парогенераторов 3, на полу подреакторного помещения 8 установлен дренаж 15 в виде перфорированных труб, перфорированных швеллеров, двутавров или перфорированных коробчатых конструкций, на установленном дренаже 15 установлена корзина 14, выполненная из листов, труб, швеллеров, двутавров или коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых или клепаных соединений между элементами корзины, причем днище 16 корзины 14 выполнено с отверстиями для прохода теплоносителя, а цилиндрическая часть корзины 14 установлена с зазором не менее 50 мм к стенам подреакторного помещения 8, вверху и внизу цилиндрической части установленной корзины 14, выполнена перфорация высотой не менее 300 мм, на днище 16 установленной корзины 14, вплотную к цилиндрической части корзины 14, вплотную друг к другу, занимая весь объем корзины 14, установлены тугоплавкие элементы 17 с пустотами в виде вертикальных глухих отверстий 18, сквозных вертикальных отверстий 19 и горизонтальных канавок 20 для прохода охлаждающего теплоносителя, причем тугоплавкие элементы 17 в виде Т-образных, прямоугольных, П-образных или фасонных кирпичей установлены слоями с образованием в совокупности каналов в горизонтальном и вертикальном направлениях, на установленные в корзину 14 тугоплавкие элементы 17, вплотную к цилиндрической стене бетонной шахты 7, с повторением профиля наружной поверхности днища корпуса реактора 2, установлена герметичная по воде крышка-ограничитель 21, выполненная из листов, труб, швеллеров, двутавров или коробчатых конструкций с помощью сварных, болтовых или клепаных соединений между элементами крышки-ограничителя 21, с центральным отверстием в крышке-ограничителе 21, выполненном в пределах 0,5 - 5 кв.м, для прохода теплоносителя, на установленную крышку-ограничитель 21 со стороны, обращенной к днищу корпуса реактора 2, установлено не менее 3-х опорных ребер 23 высотой в пределах 100 - 450 мм, расположенных радиально вдоль днища корпуса реактора 2 и повторяющих его профиль, на установленные опорные ребра 23 установлен страховочный корпус 24, выполненный с повторением профиля днища корпуса реактора 2 и полностью закрывающий днище и нижнюю часть цилиндрического корпуса реактора 2 до высоты не ниже высоты расположения головок кассет в активной зоне, на внутреннюю сторону установленного страховочного корпуса 24, обращенную к днищу корпуса реактора 2, по всей ее площади, вплотную друг к другу и к внутренней поверхности страховочного корпуса 24, с повторением профиля днища и цилиндрической части корпуса реактора 2, установлены термостойкие тугоплавкие элементы 25, выполненные в виде Т-образных, Z-образных, П-образных, прямоугольных или фасонных пластин, на термостойкие тугоплавкие элементы 25 и вплотную к ним, с повторением профиля днища и цилиндрической части корпуса реактора 2, с зазором до наружной поверхности днища и цилиндрической части корпуса реактора 2, учитывающим тепловые расширения корпуса, установлен чехол 26, выполненный в виде сплошного или перфорированного тонкостенного корпуса, в виде сетки с задающими форму пластинами или в виде гофрированной решетки, между торцевой поверхностью страховочного корпуса 24 и наружной цилиндрической поверхностью корпуса реактора 2 установлен сильфон 27, герметизирующий пространство между внутренней поверхностью страховочного корпуса 24 и наружной поверхностью днища и цилиндрической части корпуса реактора 2, в бетонной шахте 7 установлено не менее 2-х дыхательных трубопроводов 28, соединяющих боксы парогенераторов 3 с верхней частью пространства между внутренней поверхностью страховочного корпуса 24 и наружной поверхностью днища и цилиндрической части корпуса реактора 2. 2. Система по п.1, отличающаяся тем, что оси вертикальных отверстий 19 на смежных тугоплавких элементах 17 смещены друг относительно друга. 3. Система по п. 2, отличающаяся тем, что тугоплавкие элементы 17 выполнены из диоксидциркониевого гидратационного твердения бетона с введенными в него поглотителями нейтронов. 4. Система по п.1, отличающаяся тем, что установленная крышка-ограничитель 21 жестко связана с цилиндрической стеной корзины 14 с помощью сварных, болтовых или клепаных соединений. 5. Система по п.4, отличающаяся тем, что днище установленной крышки-ограничителя 21 выполнено под углом наклона к центру крышки-ограничителя не менее 15 град., при этом поверхность контакта крышки-ограничителя 21 с тугоплавкими элементами 17 есть наклоненная к центру крышки-ограничителя воронка, нижнее сечение которой расположено на оси симметрии крышки-ограничителя 21, а верхнее сечение - на расстоянии радиуса от ее оси. 6. Система по п.1, отличающаяся тем, что внутри установленной крышки-ограничителя 21, вокруг центрального отверстия для прохода теплоносителя, с повторением внутреннего профиля крышки-ограничителя 21, с зазором не менее 50 мм до внутренней стороны поверхности крышки-ограничителя 21, обращенной к днищу корпуса реактора 2, установлен воздушный компенсатор 22 паровых и водородных взрывов, герметичный по воде со стороны, обращенной к днищу корпуса реактора 2, и со стороны, обращенной к цилиндрической стене бетонной шихты 7. 7. Система по п.6, отличающаяся тем, что воздушный компенсатор 22 паровых и водородных взрывов выполнен в форме симметрично расположенных герметичных упругих цилиндрических секторов. 8. Система по п.6, отличающаяся тем, что в установленном воздушном компенсаторе 22 паровых и водородных взрывов установлено не менее одного гидродинамического гасителя 29, выполненного в виде перфорированного листа, гибких мембран или упругоразмыкаемых пластин.