Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается в частности системы охлаждения тепловыделяющих сборок и может быть использовано при решении вопросов обеспечения ядерной безопасности реактора типа РБМК.
В книге [1] рассмотрены аварийные ситуации, связанные с потерей теплоносителя. В частности, при разрыве распределительного группового коллектора (РГК) за обратным клапаном ситуация может характеризоваться как опасная, т. к. перегрев тепловыделяющих сборок (ТВС) может привести к их разрушению и к непредсказуемым радиационным последствиям. Однако для этой аварийной ситуации не предложено мер для предотвращения перегрева ТВС. Рассмотрена также ситуация при максимальной проектной аварии (МПА). При разрыве трубопроводов максимального диаметра (разрыв напорного коллектора главных циркуляционных насосов) расход утечки составит ≈ 46 т/с, что вызовет резкое падение давления в напорном коллекторе (НК) главных циркуляционных насосов (ГЦН). Закроются обратные клапаны, расположенные между НК ми РГК. Источником охлаждения, в этом случае, является основная подсистема аварийного охлаждения реактора (САОР). Охлаждающая вода, расходом 4000 т/ч, подается через быстродействующие клапаны с временем полного открытия клапанов не более 15 с. Основная подсистема включается в работу при совпадении сигналов повышения давления в помещении и снижения уровня в барабанах-сепараторах (БС) через 1-3 с от момента разрыва. Однако при наложении несрабатывания обратного клапана хотя бы одного РГК поступления охлаждающей воды основной подсистемы (САОР) не произойдет, и ТВС могут перегреться до опасного уровня и разрушиться. В книге [2] представлены схемы системы аварийного охлаждения реактора, которые рекомендуется использовать в составе САОР для обеспечения требований безопасности и надежной подачи воды при аварийных ситуациях, рассмотренных в источнике [1] в том числе и подсистема длительного расхолаживания с подачей воды в каждый трубопровод пароводяных коммуникаций (ПВК) через БС (СДР БС), включающая в себя трубопроводы, арматуру и использующая насосы охлаждения неаварийной половины реактора (НОНП), подключенные к баку запаса химически обессоленной воды. Подсистема включается в работу при разрыве РГК после обратного клапана (ОК) или при МПА и незакрытии ОК на любом РГК не позднее 120 с от начала аварии путем автоматического открытия задвижек подсистемы длительного расхолаживания и подачей воды в коллекторы СДР БС и далее в каналы реактора через трубопроводы ПВК в количестве не менее 500 т/ч только в аварийную половину.
Ближайшим аналогом заявляемого технического решения по количеству общих признаков и технической сущности является способ, раскрытый в книге [3] Сущность способа заключается в том, что при охлаждении реактора типа "Унифрит" в чрезвычайной ситуации, воду, поступающую от аварийного (резервного) источника, подают в распыленном виде через форсуночные отверстия центральной трубки ТВС. При испарении воды, попадающей на тепловыделяющие поверхности в виде капель, происходит их интенсивное охлаждение.
Недостатком способа является сложность подвода охлаждающей воды к ТК реакторов типа РБМК и равномерного распределения форсуночных распылителей по высоте активной зоны, сложность обеспечения охлаждения периферийных ТВЭлов ТВС.
Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке способа, обеспечивающего надежное охлаждение ТВС, предотвращающего их разрушение при разрыве входных водяных коммуникаций на работающем реакторе и последующей потерей теплоносителя в контуре циркуляции с использованием имеющейся в составе САОР подсистемы СДР БС при подаче воды в аварийные технологические каналы (ТК) через трубопроводы ПВК.
Сущность способа состоит в том, что в способе охлаждения тепловыделяющих сборок при потере теплоносителя в контуре циркуляции путем подачи охлаждающей воды в каждый пароводяной канал аварийных технологических каналов от резервного источника в режиме, обеспечивающем образование пароводяного тумана, предложено охлаждающую воду подавать от системы длительного аварийного расхолаживания через пароводяные коммуникации в режиме, обеспечивающем на выходе из канала массовое паросодержание в диапазоне 0,2-0,95, определяемое по соотношению:
где X массовое паросодержание (0,2-0,95);
G расход охлаждающей воды в технологическом канале [кг/с]
N мощность технологического канала [кВт]
r теплота парообразования [кДж/кг]
Δi = i′ - iвх
где i' теплосодержание воды на линии насыщения [кДж/кг]
iвх теплосодержание воды на входе в технологический канал [кДж/кг]
Рекомендуемый диапазон массовых паросодержаний теплоносителя на входе из активной зоны ТК 0,2-0,95 определен экспериментально по признаку отсутствия перегрева ТВЭлов ТВС на уровнях остаточного тепловыделения с момента включения верхней САОР (120 с после срабатывания аварийной защиты) и спустя 60 мин от начала аварии при подаче в ТК различного расхода охлаждающей воды и поддержании в каждом опыте постоянной мощности ТВС.
Экспериментальные исследования проведены на полногабаритной модели технологического канала реактора РБМК-1000 в диапазоне значений остаточного тепловыделения на уровне 9 3% от номинального уровня мощности максимально теплонапряженного ТК при свободном сливе теплоносителя из ТК. В качестве примера приводятся результаты экспериментов при мощности ТК 200 кВт. В первых опытах устранение перегрева ТВС достигалось изменением расхода охлаждающей воды повышением расхода. В данном случае перегрев ТВС был понижен при расходе 2200 кг/ч, при этом на выходе из канала температура воды была близка к температуре кипения. Такой расход существующая система СДР БС не обеспечивает, следовательно напрашивается вывод об увеличении ее производительности. Однако был применен способ охлаждения, который и предлагается к использованию охлаждение ТВС диспергированной в паре влагой (туманом). В этом случае при уменьшении подачи охлаждающей воды перегрев имитаторов ТВЭлов ТВС на уровне около 600oC сохранялся в диапазоне расходов 2200 1000 кг/ч. При достижении расхода охлаждающей воды около 1000 кг/ч перегрев с имитаторов ТВЭлов был устранен. Причем температура оболочек ТВЭлов медленно понижалась до 420oC, а затем скачком падала до 110 120oC, что свидетельствовало о ее смачивании каплями воды, выпадающими на ее поверхность из пароводяного потока. Массовое паросодержание при этом равнялось 0,18. Дальнейшее снижение подачи охлаждающей воды до 300 кг/ч не привело к перегреву ТВС, хотя массовое паросодержание теплоносителя на выходе ТК было равно 0,95. Оптимальный первоначальный расход охлаждающей воды рекомендуется устанавливать, исходя из максимальной мощности остаточного тепловыделения ТК, имеющей место на момент подачи воды в аварийную половину реактора от верхней САОР (подсистема СДР БС), т. е. на 120 с после срабатывания аварийной защиты реактора. Для реактора РБМК-1000 на этот момент мощность остаточного тепловыделения ТК составляет 9% от мощности максимального значения, т.е. будет равна 270 кВт.
Расчет по рекомендованному соотношению дает значение расхода охлаждающей воды на один ТК при свободном сливе теплоносителя:
Таким образом, производительность подсистемы СДР БС, работающей в составе САОР, должна быть не менее 345 т/ч. На фиг. 1 приводится иллюстрация изменения состояния параметров теплоносителя по длине активной зоны ТК при мощности ТВС 270 кВт и расходе 400 кг/ч. В данном случае длина экономайзерного участка составляет 0,9 м. Охлаждающая вода поступает в ТК при температуре 30oC, паросодержание на выходе достигает значения 0,95. При этом объем теплоносителя и скорость возрастает в 1340 раз. В дальнейшем, с целью экономии охлаждающей воды возможно уменьшение подачи воды по мере снижения уровня остаточного тепловыделения. Так, например, спустя один час после возникновения аварийной ситуации потребный расход на охлаждение ТК без перегрева ТВС составит при уровне остаточного тепловыделения 3,75%
Общая подача воды от системы СДР БС уменьшается до 140 т/ч. Таким образом, поставленная задача решается путем выдерживания соотношения между расходом охлаждающей воды и мощностью остаточного тепловыделения по предложенной зависимости. Только в этом случае обеспечивается дисперсный режим течения теплоносителя при высоком значении скорости потока. В отличие от способа, описанного в ближайшем аналоге, распыление воды на капли достигается не за счет принудительного распыления ее через форсунки, а естественным путем. Существенной особенностью является состояние теплоносителя при прохождении его по длине ТК. В активной зоне вода прогревается при заданных режимах ее подачи до температуры насыщения. За счет испарения резко возрастает объем теплоносителя. Это приводит к возрастанию скорости движения теплоносителя и возникновению дисперсного режима течения, при котором обеспечивается равновесное состояние потока по сечению, возникает подпор на выходе канала и подтормаживание поступающей в канал жидкой фазы, что приводит к ее накоплению на входе в активную зону, с последующим прорывом в глубину. Динамическая неустойчивость состояния потока в канале усиливает массообмен по сечению канала и орошение тепловыделяющей поверхности.
Способ проиллюстрирован применительно к использованию СДР БС в составе САОР. На фиг. 2 представлена принципиальная схема САОР, где: 1 реактор, 2 - барабан-сепаратор (БС), 3 ГЦН, 4 напорный коллектор ГЦН, 5 перемычка САОР, 6 коллектор САОР, 7 РГК, 8 ограничительная вставка САОР, 9 - ограничительная вставка РГК, 10 быстродействующая задвижка САОР, 11 насосы охлаждения неаварийной половины реактора (НОНП), 12 насосы охлаждения аварийной половины реактора (НОАП), 13 бак чистого конденсата, 14 задвижка подсистемы длительного расхолаживания СДР РГК, 15 задвижка подсистемы длительного расхолаживания СДР БС, 16 обратный клапан.
Работа СДР БС осуществляется следующим образом. В обычном режиме эксплуатации СДР БС используется для охлаждения активной зоны при ремонтах оборудования контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В этом случае вода из бака чистого конденсата 13 насосами НОНП 11 и НОАП 12 подается в коллектор, расположенный в БС 2, откуда через трубопроводы ПВК в каналы реактора 1. Горячая вода из ТК, пройдя системы охлаждения и очистки (на чертеже не показаны) вновь поступает в бак конденсата 13. В аварийной ситуации СДР БС включается в работу автоматически при разрыве РГК после обратного клапана 16 или при МПА и незакрытии обратного клапана 16 на любом РГК 7 не позднее 120 с от начала аварии путем открытия задвижек 10, 14 подсистемы длительного расхолаживания и подачи воды насосами НОНП 11 из бака чистого конденсата 13 в коллекторы СДР БС 2 и далее в каналы реактора 1 через трубопроводы ПВК только в аварийную половину в соответствии с алгоритмами включения САОР [2, с. 100-107] Теплоноситель из каналов через разрывы КМПЦ попадает в помещения нижних водяных коммуникаций и далее в систему локализации аварий. С целью обеспечения охлаждения ТВС без перегрева ТВЭлов следует обеспечить подачу воды в ТК в режиме, рекомендованном настоящим изобретением. По мере изменения уровня остаточного тепловыделения такое соотношение между расходом и мощностью рекомендуется выдержать в течение часа. Желательно в автоматическом режиме. По истечении этого времени плотность остаточного тепловыделения ТВС будет не более 5 кВт/м2. Экспериментально определено, что коэффициент теплоотдачи в режиме ухудшенного теплообмена составляет около 45 Вт/м2 oC. Таким образом, перегрев оболочек ТВЭлов не будет превышать 200oC, что не представляет опасность для их целостности.
Предлагаемый способ охлаждения тепловыделяющих сборок при потере теплоносителя в контуре циркуляции позволяет предотвратить разрушение ТВС и топливных каналов ядерных реакторов типа РБМК, уменьшить расход воды при ликвидации аварийной ситуации, повысить общую ядерную опасность АЭС, значительно сократить затраты, связанные с восстановлением разрушенных ТВС.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ОЧИСТКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1998 |
|
RU2137228C1 |
ОЧЕХЛОВАННАЯ ТОПЛИВНАЯ СБОРКА | 1993 |
|
RU2084023C1 |
СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ КАЧЕСТВА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ КИПЯЩИХ РЕАКТОРОВ | 1996 |
|
RU2107956C1 |
БАРАБАН-СЕПАРАТОР ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1989 |
|
RU1635669C |
СОРБИРУЮЩАЯ КОМПОЗИЦИЯ ДЛЯ ОЧИСТКИ ВОДЫ ХРАНИЛИЩ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА | 1995 |
|
RU2086018C1 |
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА С ОБОЛОЧКАМИ ИЗ ЦИРКОНИЕВЫХ СПЛАВОВ В ПРИРЕАКТОРНЫХ БАССЕЙНАХ | 1994 |
|
RU2079907C1 |
ЗАХВАТ ДЛЯ ТРАНСПОРТИРОВАНИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ | 1996 |
|
RU2106703C1 |
ЗАЩИТА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА | 1992 |
|
RU2067325C1 |
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА | 1993 |
|
RU2084025C1 |
СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В БАССЕЙНАХ ВЫДЕРЖКИ | 1991 |
|
RU2045100C1 |
Сущность изобретения: при потере теплоносителя в контуре циркуляции подают охлаждающую воду в каждый пароводяной тракт аварийных технологических каналов от системы длительного аварийного расхолаживания в режиме, обеспечивающем образование пароводяного тумана. Охлаждающую воду подают с расходом, обеспечивающим на выходе из канала массовое паросодержание, определяемое из расчетного выражения. 2 ил.
Способ охлаждения тепловыделяющих сборок при потере теплоносителя в контуре циркуляции путем подачи охлаждающей воды в каждый пароводяной тракт аварийных технологических каналов от резервного источника в режиме, обеспечивающем образование пароводяного тумана, отличающийся тем, что охлаждающую воду подают от системы длительного аварийного расхолаживания с расходом, обеспечивающим на выходе из канала массовое паросодержание, определяемое по соотношению
где X массовое паросодержание (0,2 0,95);
G расход охлаждающей воды в технологическом канале, кг/с;
N мощность технологического канала, КВт;
r теплота парообразования, КДж/кг;
Δi = i′ - iвхX,
где i' теплосодержание воды на линии насыщения, КДж/кг;
iв х теплосодержание воды на входе в технологический канал, КДж/кг.
Печь для непрерывного получения сернистого натрия | 1921 |
|
SU1A1 |
Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я | |||
Канальный ядерный энергетический реактор | |||
- М.: Атомиздат, 1980, с | |||
Способ получения кодеина | 1922 |
|
SU178A1 |
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов | 1917 |
|
SU2A1 |
Ананьев А.И | |||
и др | |||
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗБИРАТЕЛЬНОГО ВЫЗОВА ТЕЛЕФОННЫХ АППАРАТОВ | 1922 |
|
SU1000A1 |
Прибор, замыкающий сигнальную цепь при повышении температуры | 1918 |
|
SU99A1 |
Переносная печь для варки пищи и отопления в окопах, походных помещениях и т.п. | 1921 |
|
SU3A1 |
Емельянов И.Я | |||
и др | |||
Конструирование ядерных реакторов | |||
- М.: Энергоиздат, 1982, с | |||
Дорожная спиртовая кухня | 1918 |
|
SU98A1 |
Авторы
Даты
1997-11-27—Публикация
1996-04-26—Подача