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.
Уровень техники
1. Известна система охлаждения подреакторного помещения при аварии с расплавлением активной зоны [1], состоящая из: приямка; водоохлаждаемой кладки блоков, размещенной под днищем корпуса реактора с зазорами друг к другу; охлаждаемой снизу опорной решетки (поддона), на которой установлена кладка; каналов для подвода теплоносителя снизу под опорную решетку; бассейна с запасом охлаждающей воды.
В представленном техническом решении постулируется, что вертикальные стыки 52 позволяют жидкости протекать через слои защитных блоков. Кладка блоков не предназначена для распределения кориума внутри своего объема, а служит только линейным охлаждаемым барьером на пути продвижения кориума. Для усиления защитных свойств кладки в формулу изобретения добавлен 4-й пункт об уменьшении размеров вертикальных стыков 52 по направлению сверху вниз, причем в описании патента [1] и на чертежах 3 и 4 зазоры в нижней части кладки вообще отсутствуют. Отсюда следует, что кладка блоков не может эффективно охлаждаться теплоносителем, поступающим из бассейна по подводящим каналам снизу через опорную решетку, из-за высокого гидравлического сопротивления входного сечения кладки блоков и отсутствия достаточной площади проходного сечения на входе в кладку блоков. Кориум, замерзая в щелях кладки и выпаривая воду, будет вновь разогреваться, отжимать пар в нижние слои кладки и расплавлять или химически разрушать неохлаждаемые блоки. Этот процесс будет протекать тем быстрее, чем меньше будет зазор между блоками, встреченный кориумом на пути своего продвижения. Стыки 52 между блоками (не каналы, не отверстия, а именно щели-стыки), позволяющие жидкости протекать через слои блоков, расположены вертикально (рис. 3).
Верхний слой блоков 42 лежит на блоках нижних слоев, следовательно, не существует специально организованных каналов для горизонтальных перетечек теплоносителя. Отсюда следует, что, независимо от наличия и собственных размеров вертикальных стыков 52 (параметр S на рис. 3), способность охлаждающего теплоносителя (воды, пара или пароводяной смеси) проникать сквозь кладку блоков снизу вверх и способность кориума протекать сквозь кладку блоков сверху вниз определяется исключительно гидродинамическим сопротивлением горизонтальных зон контакта между свободно лежащими друг на друге блоками.
Положение патента о том, что теплоноситель будет поступать через слои блоков и охлаждать кориум, не соответствует действительности. Разберем это положение более подробно.
Жидкий кориум в щелевых зазорах будет застывать. Причем глубина проникновения (точнее расстояние горизонтального продвижения в горизонтальных щелях между свободно лежащими друг на друге блоками - здесь будем рассматривать только эти щели) определяется главным образом: краевым углом смачивания (так называемый капиллярный эффект), шероховатостью зоны контакта кориум-блок, температурой перегрева кориума относительно линии ликвидус, уровнем объемных остаточных тепловыделений в самом кориуме и теплопроводностью материала блока. Оценка глубины продвижения кориума показывает, что горизонтальное расстояние, на которое кориум способен продвигаться в горизонтальных щелях, составляет всего несколько сантиметров. Это доказывает, что вертикальное перемещение кориума определяется не наличием вертикальных стыков (только на самом верхнем уровне кладки этот фактор имеет значение) и не горизонтальным проникновением в щели между блоками, а скоростью эрозии и абляции блоков в аксиальном направлении.
Что касается теплоносителя, то характер его проникновения в эти же горизонтальные щели снизу определяется аналогичным основным набором теплофизических характеристик: краевым углом смачивания, шероховатостью зоны контакта теплоноситель-блок, температурой недогрева-перегрева теплоносителя относительно линии насыщения (которая определяет плотность движущейся среды: перегретого пара, недогретой до насыщения воды или насыщенной пароводяной смеси), гидродинамическим подпором теплоносителя и теплопроводностью материала блока.
Оценка глубины продвижения теплоносителя показывает, что для того, чтобы вода или пароводяная смесь смогла проникать снизу вверх сквозь стыки между блоками в процессе их охлаждения, необходимо, чтобы гидростатический подпор на холодной воде составлял не менее 60 м (это составляет около 6 бар). Меньший гидростатический подпор не обеспечит охлаждения блоков в представленной на рис. 1-4 конструкции из-за очень высокого гидравлического сопротивления горизонтальных щелей, расположенных между блоками, а реализовать гидростатический подпор в 60 м, основанный на пассивных принципах, внутри защитной оболочки АЭС практически невозможно, так как расположение бака 48 с водой 50 (рис. 1) на высоте в 60 м выходит за всякие разумные пределы проектирования оборудования АЭС.
Отсюда следует, что кладка блоков не может объемно охлаждаться теплоносителем, следовательно, проблема защиты пола противоаварийной оболочки от кориума не решена, так как теплоноситель не в состоянии проникать внутрь кладки блоков и проходить сквозь саму кладку блоков и охлаждать их. Сами блоки подвергаются эрозии и абляции, испытывая термохимическое воздействие со стороны кориума вне зависимости от наличия или отсутствия охлаждающего теплоносителя в приямке 36.
Авторы патента вынуждены были для своего решения применить принцип противотока (см. правую колонку табл. 6): канал подвода, включая трубопровод 46, кольцевой канал 62 и приямок 36, и канал отвода, включая приямок 36 и кольцевой канал 62, охлаждающего теплоносителя на наиболее важном для охлаждения участке один и тот же. То есть охлаждающий теплоноситель подводится, а нагретый теплоноситель отводится по одному и тому же каналу, причем их движение осуществляется навстречу друг другу. Одно это обстоятельство создает серьезные проблемы как с охлаждением конструкции 32, так и с обеспечением защиты конструкции 32 от разрушений.
Положение патента о том, что обеспечивается охлаждение кладки блоков 40 снизу водой 50 из бассейна 48, не соответствует действительности. В самом деле, обеспечить объемное охлаждение кладки блоков 40 теплоноситель 50 не может из-за высокого гидравлического сопротивления всей кладки блоков. Но и обеспечить длительное охлаждение кладки блоков за счет теплосъема с нижней поверхности кладки теплоноситель также не в состоянии из-за нарушения нескольких основных принципов теплогидравлического проектирования:
1) для снятия тепла с обращенной вниз поверхности естественной циркуляцией водяного теплоносителя (вода или пароводяная смесь) необходимо обеспечить уклон охлаждаемой поверхности, как минимум, 10-15o от горизонтальной оси; это условие не выполнено и нигде в описании патента не оговорено; отсутствие необходимого наклона немедленно приведет к возникновению кризиса теплообмена, образованию паровой перегретой застойной зоны под всей обращенной вниз поверхностью; эта застойная зона блокирует всякий дальнейший теплоперенос и приведет к разрушению опорной решетки 34 и поступлению кориума в приямок 36;
2) для обеспечения равномерного охлаждения обращенной вниз поверхности необходимо обеспечить раздельный подвод и отвод охлаждающего теплоносителя (это условие также не выполнено - подвод и отвод охлаждающего теплоносителя в приямок 36 осуществляется через один и тот же кольцевой канал 62; это приведет к тому, что при сильном парообразовании, которое начнется после прожигания кориумом кладки блоков, охлаждающий теплоноситель может быть выброшен из трубопроводов (каналов) 46 повышенным давлением пара (паровым взрывом или гидроударом); а сами эти каналы могут быть деформированы или заблокированы кориумом, так как никаких защитных мер против этого не предусмотрено ни в приямке 36, ни в опускном кольцевом канале 62.
Отсюда следует, что кладка блоков не может охлаждаться водой или пароводяной смесью снизу из-за ошибок проектирования.
Положение патента о том, что охлаждение кладки блоков со стороны нижней поверхности обеспечивается паром, также представляется сомнительным. По мнению авторов патента, того количества пара, которое будет просачиваться снизу вверх сквозь кладку блоков 42 в нижнюю сухую зону 20 и будет уходить по кольцевому каналу 62, охлаждая обращенную вниз поверхность кладки блоков 42, будет достаточно для охлаждения кориума. Это гидродинамическое заблуждение. Разберем его более подробно.
В самом деле, наличие нижней опорной решетки 34 с отверстиями 54 не обеспечивает равномерный теплосъем с обращенной вниз поверхности, так как, из-за отверстий в опорной решетке 34, эта поверхность имеет ступенчатую форму разной толщины, что препятствует горизонтальному движению пара вдоль обращенной вниз поверхности и приводит к образованию дополнительных локальных (в каждом отверстии опорной решетки 34) зон перегретого пара, который не может двигаться в горизонтальном направлении вдоль нижней поверхности опорной решетки 34 из-за гидравлического сопротивления самих отверстий. Возникающий кризис теплообмена на обращенной вниз поверхности приводит, в конечном итоге, к проплавлению или разрушению опорной решетки. Вариации с толщиной опорной решетки 34 не являются серьезным аргументом в пользу данной конструкции, так как:
1) опорная решетка 34 должна быть, иначе не будет приямка 36;
2) отверстия 54 эта решетка должна иметь, иначе объемное охлаждение кладки блоков 42 и кориума вообще будет невозможно;
3) опоры 38 под решеткой 34 должны быть, иначе ей не на чем будет стоять и невозможно будет обеспечить необходимую конфигурацию приямка 36.
Чем тоньше опорная решетка 34 и, соответственно, меньше ступенчатая толщина отверстий 54, тем большее число опор 38 должно быть установлено под решеткой 34 для обеспечения удержания 50-80 т UO2, 20 т Zr, 40-80 т стали. Это примерно то количество материалов активной зоны, корпуса реактора и внутрикорпусных устройств, которые поступают в бетонную шахту в процессе протекания тяжелой аварии. Кроме того, прочность конструкции 32 должна обеспечивать сохранение ее основных функциональных параметров в условиях ударных нагрузок: отрыва днища корпуса реактора, падения в бетонную шахту обломков кассет и др. оборудования активной зоны, при паровых взрывах, гидроударах, взрывах водорода и прочих воздействиях. Все эти ударные нагрузки дополнительно ложатся на опорную решетку 34 и опоры 38, которые должны быть спроектированы с учетом не только статических, но и этих динамических нагрузок. Опорная решетка 34 и опоры 38 оказывают гидродинамическое сопротивление горизонтальному перемещению пара, воды и пароводяной смеси. Это сопротивление тем больше, чем больше самих опор и чем сильнее опоры 38 затесняют проходное сечение приямка 36, или это сопротивление тем больше, чем толще сама опорная решетка 34. Из приведенных объяснений становится понятно, что только на гидравлически гладких, обращенных вниз поверхностях, с учетом основных принципов теплогидравлического проектирования, рассмотренных выше, возможна организация наружного охлаждения обращенной вниз поверхности теплообмена без разрушения самой поверхности. Отсюда следует, что кладка блоков не может эффективно охлаждаться паром снизу из-за ошибок проектирования.
Следовательно, в представленном техническом решении [1] не решена проблема защиты пола противоаварийной оболочки от разрушения кориумом.
2. Известна система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа [2] , состоящая из: гермозоны, реактора, бетонной шахты с подреакторным помещением, опорных ребер, расположенных радиально вдоль днища корпуса реактора и предназначенных для удержания страховочного корпуса с кориумом и оторвавшейся частью корпуса реактора с обломками внутрикорпусных устройств, устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту, устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты, корзины, тугоплавких элементов, страховочного корпуса. Обеспечение удержания и охлаждения кориума в страховочном корпусе после разрушения корпуса реактора производится за счет естественной водяной, пароводяной или парогазовой циркуляции охлаждающего теплоносителя в бетонной шахте вдоль наружной поверхности страховочного корпуса по следующему тракту: с пола боксов парогенераторов теплоноситель поступает в устройство для подвода теплоносителя в бетонную шахту, затем по кольцевому коллектору теплоноситель поступает в корзину сбоку через широкопрофильные проходки и снизу через дренаж и через перфорированное днище корзины, и по тугоплавким элементам с пустотами в виде сквозных вертикальных отверстий и горизонтальных канавок поднимается вверх, далее теплоноситель проходит через центральное отверстие в крышке-ограничителе, вдоль наружной поверхности страховочного корпуса, где осуществляется основной теплосъем, и далее - через устройство для отвода теплоносителя из бетонной шахты в боксы парогенераторов. Термостойкие тугоплавкие элементы, расположенные по внутренней поверхности страховочного корпуса, выполняют функцию гарнисажа, предохраняя страховочный корпус от термического проплавления и химического разрушения кориумом.
Недостатки технического решения [2]:
- значительная неопределенность протекания запроектной аварии, связанной с расплавлением активной зоны, приводит к тому, что в напорной камере реактора может накапливаться кориум в широком диапазоне температур и в широком диапазоне концентраций окисленной и неокисленной стали, окисленного и неокисленного циркония; это привело к необходимости выполнить заявленное техническое решение как двухбарьерную систему защиты защитной оболочки, где вторым барьером на пути распространения кориума является водоохлаждаемое пористое тело, выполненное из тугоплавких элементов, установленных в корзину под страховочным корпусом;
- отсутствует возможность управления химической и термодинамической активностью кориума в процессе его локализации внутри страховочного корпуса; это связано с ограниченным количеством материалов, которые можно разместить между страховочным корпусом и корпусом реактора; в этой связи необходимо отметить, что охлаждение кориума внутри страховочного корпуса для некоторых сценариев протекания запроектной аварии может оказаться малоэффективным, и связано это обстоятельство, главным образом, с высокими тепловыми потоками в узком стальном слое, образование которого в результате сепарации может привести к разрушению страховочного корпуса в сечении контакта жидкой стали со страховочным корпусом; устранить этот недостаток увеличением диаметра и высоты страховочного корпуса не представляется возможным из-за ограниченных габаритов внутреннего пространства бетонной шахты, окружающей корпус реактора;
- существует проблема обеспечения надежности охлаждения кориума в пространстве бетонной шахты, ограниченном верхним сечением корзины и нижним сечением страховочного корпуса; эта проблема связана со значительной затесненностью пространства вокруг страховочного корпуса и заключается в том, что доступ теплоносителя к каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты, расположенным выше области распространения кориума, в случае разрушения страховочного корпуса может быть полностью перекрыт; подреакторное помещение может оказаться полностью изолированным от вышерасположенной остальной части бетонной шахты; в этом случае естественная циркуляция охлаждающего теплоносителя будет полностью блокирована вытекающим и остывающим кориумом; длительная блокировка циркуляции теплоносителя может привести к полному разрушению тугоплавких элементов и нарушить проектный процесс локализации кориума в подреакторном помещении бетонной шахты; устранение этого недостатка требует гарантированного обеспечения подачи охлаждающей воды сверху на кориум.
По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, устройство [2] является наиболее близким аналогом и взято за прототип.
Сущность изобретения
1. Задачей 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.
Предлагаемая система защиты защитной оболочки устраняет рассмотренные выше недостатки аналога [2], учитывая опыт [3-8] и полностью вписываясь в занимаемый аналогом объем подреакторного помещения бетонной шахты. Предлагаемая система защиты защитной оболочки не влияет на безопасность АЭС в условиях нормальной эксплуатации, при нарушении нормальных условий эксплуатации и при проектных авариях и выполняет следующие основные функции:
- обеспечивает прием и размещение в большом объеме подреакторного помещения бетонной шахты жидких и твердых компонентов кориума, фрагментов активной зоны и конструкционных материалов реактора;
- обеспечивает удержание и охлаждение разрушенной активной зоны, внутрикорпусных устройств, реакторных материалов и корпуса реактора в бетонной шахте;
- обеспечивает устойчивую передачу тепла от кориума к охлаждающей воде для перевода кориума в безопасное теплофизическое состояние и удержание кориума в границах зоны локализации;
- обеспечивает удержание днища корпуса реактора с кориумом при его отрыве или пластическом деформировании до момента выхода кориума из днища корпуса реактора;
- предотвращает выход кориума за установленные проектом границы его локализации;
- обеспечивает подкритичность кориума в бетонной шахте;
- обеспечивает подвод охлаждающей воды в бетонную шахту и отвод пара из бетонной шахты;
- обеспечивает минимальный вынос радиоактивных веществ в герметичную оболочку;
- обеспечивает непревышение максимальных напряжений в подреакторном помещении бетонной шахты при возможных локальных паровых взрывах и гидроударах;
- обеспечивает выполнение своих функций без вмешательства оператора или с минимальным управляющим воздействием со стороны оперативного персонала.
2. 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.
Корзина 8 выполнена в виде секций со сплошными стенками.
Страховочный корпус 13 выполнен в виде секционированного кольцевого теплообменника 16 и установлен под корзиной 8 на полу бетонной шахты 3.
Опорные ребра 5 установлены в бетонной шахте 3 между секциями кольцевого теплообменника 16 и между секциями корзины 8 и вплотную к ним, и жестко соединены с секциями корзины 8 с помощью сварных, клепаных, болтовых соединений.
Дополнительные варианты системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа образуются при введении дополнительных элементов и поясняются фиг. 2-4.
В бетонной шахте 3 выполнена бетонная консоль 14. Бетонная консоль 14 выполнена над каналами устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6 и каналами устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7, что обеспечивает защиту этих каналов и защиту торцевой поверхности секционированного кольцевого теплообменника 16 от засорения, закупоривания, заваривания и разрушения во время протекания запроектной аварии.
Кроме этого, между секциями кольцевого теплообменника 16 выполнена изоляция, например, керамическая, бетонная, воздушная, стальная. Секции кольцевого теплообменника 16 выполнены из коробчатых конструкций, причем каждая секция выполнена из горизонтального нижнего сегмента 18 с наклоном наружной поверхности горизонтального сегмента к горизонтальной оси и из вертикального бокового сегмента 19. Внутреннее пространство каждой секции кольцевого теплообменника 16 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства для подвода теплоносителя 6 в бетонную шахту 3 и по, крайней мере, с одним каналом устройства для отвода теплоносителя 7 из бетонной шахты 3.
Кроме этого, в бетонной шахте 3 выполнено устройство 9 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства секционированного кольцевого теплообменника 16. Внутреннее пространство секционированного кольцевого теплообменника 16 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства 9 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства.
Кроме этого, между секционированным кольцевым теплообменником 16 и корзиной 8 установлен тонкий теплоизолирующий слой 21 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона).
Кроме этого, по варианту исполнения на дно и вдоль стен корзины 8 установлен, по крайней мере, один слой перфорированных элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23 (выполненных, например, из SiO2 или Al2O3), экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11.
Кроме этого, по варианту исполнения на дно и вдоль стен корзины 8 установлены, по крайней мере, два различных слоя перфорированных элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11.
Кроме этого, между корзиной 8 и установленным на корзину 8 слоем перфорированных элементов установлен тонкий теплоизолирующий слой 22 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона).
Кроме этого, перфорированные элементы из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11 выполнены в виде Т-образных, прямоугольных, Z-образных, П-образных или фасонных кирпичей, уложенных в замок со смещением в горизонтальной плоскости относительно друг друга таким образом, что сквозные вертикальные и горизонтальные отверстия этих элементов образуют в вертикальном направлении несквозные криволинейные каналы, обеспечивающие равномерное распределение кориума по основанию и по объему корзины 8.
Кроме этого, в бетонной шахте 3 выполнен люк-лаз 4. Люк-лаз 4 совмещен с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3.
Кроме этого, бетонная консоль 14 выполнена с внутренним диаметром меньшим, чем наружный диаметр корпуса реактора 2. По внутреннему периметру бетонной консоли 14 установлен коллектор 10, герметично соединенный с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3.
Кроме этого, система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа снабжена, по крайней мере, одним устройством орошения кориума 20. Устройство орошения кориума 20 состоит, по крайней мере, из одного канала, выполненного в виде трубопровода. Каналы устройства орошения кориума 20 установлены внутри бетонной консоли 14, что обеспечивает их механическую защиту от повреждений. Выходы каналов устройства орошения кориума 20 защищены внутри бетонной консоли 14 защитными козырьками 15, которые поворачивают поток охлаждающей воды на 90o и направляют ее течение вдоль торца бетонной консоли 14. Защитные козырьки 15 сохраняют живое сечение каналов при заклинивании оторвавшейся части корпуса реактора 2 в бетонной консоли 14 и при струйном течении кориума по торцевой поверхности бетонной консоли 14.
Кроме этого, под днищем корпуса реактора 2 на бетонную консоль 14 установлена ферма защитная 24, выполненная из связанных между собой радиальных ребер, балок, составных профилей. Ферма защитная 24 выполнена с повторением профиля днища корпуса реактора 2. В основании фермы защитной 24 установлена стальная плита 25, выполненная из листа и скрепленная с фермой защитной 24 с помощью сварных, болтовых, клепаных соединений. Стальная плита 25 обеспечивает герметичное разделение подреакторного помещения и остальной части бетонной шахты 3, что необходимо для предотвращения заполнения подреакторного помещения водой при проектных и запроектных авариях. Внутрь фермы защитной 24 установлена тепловая и радиационная защита 26, выполненная из бетона, керамики, в виде монолитных блоков, кирпичей, пластин, волоконных матов, засыпки. На тепловую и радиационную защиту 26 установлена тепловая изоляция 27. Внутри тепловой и радиационной защиты 26 выполнены каналы воздушного охлаждения 28 тепловой изоляции 27 в виде трубопроводов, кольцевых, радиальных щелей.
Кроме этого, опорные ребра 5 выше уровня днища корзины 8 покрыты защитными экранами 29, выполненными из тугоплавких элементов, в виде керамических, пластин, пластин из тугоплавких оксидов, карбидов, пластин из чугуна, стали.
В условиях нормальной эксплуатации ферма защитная 24 по варианту исполнения обеспечивает:
- тепловую защиту днища корпуса реактора 2 и герметично разделяет по воздуху и воде подреакторное помещение бетонной шахты 3 и пространство вокруг корпуса реактора 2;
- беспрепятственный подвод воздуха для охлаждения тепловой защиты корпуса реактора 2 и бетона.
В условиях нормальной эксплуатации и в проектных авариях:
- между фермой защитной 24 и днищем корпуса реактора 2 всегда имеется зазор 50-150 мм;
- ферма защитная 24 не контактирует с корпусом реактора 2 и никаких дополнительных механических нагрузок, кроме собственного веса, не несет;
- в случае попадания теплоносителя во время аварии в пространство между корпусом реактора 2, тепловой изоляцией 27 и тепловой и радиационной защитой 26 теплоноситель отводится по коллектору 10 по каналу подвода воздуха 12 за пределы бетонной шахты 3.
Отвод теплоносителя за пределы бетонной шахты 3 является необходимым условием защиты оборудования, размещенного в бетонной шахте 3 и самой бетонной шахты 3 от возможных паровых взрывов во время протекания запроектной аварии.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения
1. Процесс поступления кориума в бетонную шахту 3 сводится к двум различным механизмам, он начинается:
- с проплавления или разрушения днища или боковой поверхности корпуса реактора 2 и вытекания кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3;
- с обрыва всего днища корпуса реактора 2 и оседания его на бетонной консоли 14 с последующим проплавлением днища корпуса реактора 2 и вытеканием кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3.
В условиях протекания запроектной аварии по варианту исполнения:
- ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает удержание днища корпуса реактора 2 над бетонной консолью 14 при пластическом деформировании днища или при отрыве днища от цилиндрической части корпуса реактора 2 в процессе разогрева днища кориумом;
- в случае, если кориум сразу не разрушил днище и не вытек из корпуса реактора 2, а создал благоприятные условия для разогрева, пластического деформирования днища и относительно медленного его проплавления, то ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает защиту секционированного кольцевого теплообменника 16 от падения днища вместе с кориумом и тем самым предотвращает повреждение секционированного кольцевого теплообменника 16 и бетонной шахты 3;
- работоспособность фермы защитной 24 совместно с опорными ребрами 5 во время удержания днища корпуса реактора 2 вместе с кориумом определяется только временем проплавления днища и временем вытекания кориума из корпуса реактора 2; в течение этого суммарного времени ферма защитная 24 обеспечивает удержание днища корпуса реактора 2 вместе с кориумом и не разрушается раньше, чем происходит разрушение днища корпуса реактора 2;
- после вытекания кориума из корпуса реактора 2, в зависимости от массы и температуры кориума, возможны два состояния фермы защитной 24: первое - ферма защитная 24 не обеспечивает дальнейшее удержание днища корпуса реактора 2 (или того, что от него осталось), второе - ферма защитная 24 продолжает выполнение своих функций;
- если ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 прекращает удерживать днище корпуса реактора 2, то эти функции продолжает выполнять бетонная консоль 14, внутренний диаметр которой меньше наружного диаметра корпуса реактора 2, что предотвращает падение крупных предметов и предохраняет от повреждений секционированный кольцевой теплообменник 16;
- ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивают удержание днища с частью корпуса реактора 2 и кориумом общей массой не менее 600 тонн, включая массу самой фермы защитной 24.
Работоспособность фермы защитной 24 определяется предельными сценариями разогрева корпуса реактора 2 кориумом. Здесь важно отметить две группы режимов. Первая группа режимов определяется предельными сценариями, выбранными исходя из возможности разрушения корпуса реактора 2 до завершения расплавления активной зоны. С этой точки зрения ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает выполнение своих функций до тех пор, пока весь кориум из корпуса реактора 2 не переместится в подреакторное помещение бетонной шахты 3. Вторая группа режимов определяется предельными сценариями, выбранными исходя из предельных сценариев, связанных с разрушением корпуса реактора 2 после завершения расплавления активной зоны. В этих предельных сценариях в процессе разогрева корпуса через сам корпус реактора 2 на ферму защитную 24 воздействует значительный тепловой поток. Ферма защитная 24 совместно с опорными ребрами 5 сохраняет свою работоспособность в процессе разогрева и разрушения корпуса реактора 2 и в процессе вытекания кориума из корпуса реактора 2 до его полного опорожнения. Исходя из этих двух групп режимов, рассматриваются следующие предельные сценарии:
1) быстрое и полное расплавление активной зоны при высоких скоростях поступления кориума на днище корпуса реактора 2 при относительно высоких уровнях остаточных тепловыделений (порядка 1,75-2%); в кориуме содержится мало конструкционной стали и мало окисленного циркония; характерная особенность этого режима - для разрушения корпуса реактора 2 требуется больше времени, чем для полного расплавления активной зоны;
2) полное расплавление активной зоны при средних скоростях поступления кориума в напорную камеру реактора 2 при средних уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1,5-1,75%); в кориуме содержится значительное количество окисленного циркония; к моменту начала разогрева днища корпуса реактора 2 кориумом сталь напорной камеры входит в состав жидкого кориума, контактирующего с цилиндрической частью корпуса и днищем реактора 2 в объеме напорной камеры и активной зоны; характерная особенность этого режима - корпус реактора 2 разрушается практически с окончанием расплавления активной зоны;
3) полное расплавление активной зоны при относительно медленном поступлении кориума в напорную камеру реактора и при уровнях остаточных энерговыделений несколько ниже средних (порядка 1,25-1,5%); цирконий успевает полностью окислиться, в расплаве содержится много конструкционной стали, часть которой окислена; характерная особенность этого режима - корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны;
4) полное расплавление активной зоны при многократном разогреве-охлаждении кориума при достаточно медленном или порционном поступлении кориума в напорную камеру и при низких уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1, -1,25%); кориум порциями перемещается в напорную камеру реактора 2 и содержит много конструкционной стали; цирконий и конструкционная сталь в этом процессе полностью окислены; характерная особенность этого режима - корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны.
2. Согласно описанным четырем предельным сценариям, на ферму защитную 24 может поступать кориум различного состава: неокисленный, частично окисленный и полностью окисленный. По составляющим компонентам кориум может подразделяться на кориум, содержащий мало или много стали. От степени окисления кориума и его состава зависят химическая и термодинамическая активность кориума. Кориум, поступивший на ферму защитную 24, в зависимости от варианта ее исполнения, либо сразу поступает в подреакторное помещение бетонной шахты 3, либо, накапливаясь на тепловой и радиационной защите 26, начинает перемещаться в подреакторное помещение по каналам воздушного охлаждения 28, которые для этой цели специально спрофилированы таким образом, чтобы жидкий кориум и его твердые мелкие фракции беспрепятственно проходили сквозь тепловую и радиационную защиту 26. Ферму защитную 24 от обрушения в подреакторное помещение бетонной шахты 3 удерживают опорные ребра 5, выведенные на уровень бетонной консоли 14. При длительном воздействии кориума на ферму защитную 14 возможно ее постепенное разрушение и потеря фермой защитной 14 несущей способности. В этом случае ферма защитная 14 будет деформироваться и оседать на опорные ребра 5. Для повышения термической устойчивости в начальный наиболее опасный период поступления кориума в подреакторное помещение бетонной шахты 3 опорные ребра 5 покрыты выше уровня днища корзины 8 защитными экранами 29. Кориум, поступая в подреакторное помещение, проникает внутрь теплоаккумулирующего материала, имеющего жесткую крупноячеистую структуру, обеспечивающую рассредоточение расплава кориума по всему объему корзины 8. Теплоаккумулирующий материал, по вариантам исполнения, представляет собой понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23, экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 17 на основе металлургического шлака, стальные перфорированные элементы 11.
Понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23 устанавливаются в корзине 8 для уменьшения плотности диоксида урана. Понижение плотности диоксида урана обеспечивает инверсию топливосодержащего слоя и слоя стали: при понижении плотности топливосодержащий слой всплывает вверх, а слой стали опускается вниз. При достижении разницы в плотностях в 5% более легкая топливосодержащая фракция со скоростью примерно 1 м/с всплывает над слоем стали. Инверсия слоя стали необходима для защиты бетонной шахты 3 от паровых взрывов, связанных с возможным неконтролируемым поступлением воды в бетонную шахту во время протекания запроектной аварии. Неконтролируемая подача охлаждающей воды на слой жидкой стали может привести к сильным паровым взрывам, однако подача охлаждающей воды на поверхность расплавленных тугоплавких оксидов не приводит к паровым взрывам. В этом случае пар, интенсивно образующийся в начале процесса захолаживания поверхности оксидов, отводится по каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7, не вызывая превышения расчетного давления внутри бетонной шахты 3.
В зависимости от массы конструкционной стали, определяемой массой корзины 8, массой опорных ребер 5 и массой других стальных конструкций, размещенных в подреакторном помещении бетонной шахты 3, стальные перфорированные элементы 11 по варианту исполнения могут устанавливаться в корзину или могут отсутствовать, если конструкционной стали внутри корзины набирается достаточно много. Сталь выполняет функцию разбавителя кориума и обеспечивает увеличение поверхности интенсивного теплообмена между кориумом и водоохлаждаемым секционированным кольцевым теплообменником 16. Для быстрого разбавления кориума и уменьшения термоударов на металлоконструкции, размещенные в подреакторном помещении бетонной шахты 3, стальные перфорированные элементы 11 укладываются слоями по всей площади бетонной шахты 3, что обеспечивает начальное выравнивание и понижение температуры кориума при поступлении высокотемпературного кориума из корпуса реактора 2.
При расслоении жидкого кориума на топливосодержащий слой и слой стали основной тепловой поток идет через слой стали к секционированному кольцевому теплообменнику 16. Меньший тепловой поток со стороны топливосодержащего слоя к секционированному кольцевому теплообменнику 16 обусловлен образованием гарнисажа между поверхностью секционированного кольцевого теплообменника 16 и топливосодержащего слоя. Гарнисаж, имея низкую теплопроводность и высокую температуру плавления, состоит из тугоплавких оксидов, выпадающих в твердую фазу на охлаждаемой поверхности секционированного кольцевого теплообменника 16.
Экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 17 на основе металлургического шлака по варианту исполнения включаются в состав крупноячеистого теплоаккумулирующего материала, заполняющего корзину, в том случае, если опорные ребра 5 защищены достаточно толстым слоем защитных экранов 29. В этом случае толстый слой защитных экранов 29 будет препятствовать быстрому расплавлению опорных ребер 5, делящих внутреннее пространство корзины 8 на сектора, и, как следствие этого, будет препятствовать быстрой инверсии топливосодержащего слоя и слоя стали. Для того чтобы обеспечить защиту открытой поверхности кориума от прямого контакта с водой при таком варианте заполнения корзины 8, верхний слой крупноячеистого теплоаккумулирующего материала, установленного в корзину 8, выполняется из экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 17 на основе металлургического шлака. Жидкие фракции этих элементов имеют плотность значительно меньшую, чем плотность стали, и всплывают наверх, экранируя открытую поверхность кориума и защищая ее от прямого контакта с водой.
В процессе нагрева секционированного кольцевого теплообменника 16 кориумом происходит разогрев охлаждающей воды до кипения.
Образующийся пар отводится по каналам устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7. Подпитка осуществляется пассивным способом по каналам устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6. При недостаточной интенсивности испарения лишняя вода может сливаться по каналам устройства 9 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства бетонной шахты 3.
3. Наиболее целесообразно предложенную систему защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа использовать при проектировании и строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР.
Источники информации
1. Патент EP 0602809, кл. G 21 C 9/016, заявлено 24.11.93, аналог.
2. Патент RU 2122246, кл. G 21 C 9/016, 13/10, заявлено 28.01.97, прототип.
3. Грановский B.С., Ефимов В.К., Черный О.Д. Экспериментальное определение критических тепловых потоков на наружной поверхности модели корпуса реактора ВВЭР-640. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997.
4. Мигров Ю.А., Хабенский В.Б. Особенности кризиса теплообмена в обогреваемых вертикальных каналах при низких параметрах теплоносителя. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997.
5. Бешта С.В., Витоль С.А., Крушинов Е.В. и др. Исследование взаимодействия расплава кориума с перспективными материалами ловушки расплава. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997.
6. Петров Ю. Б. , Лопух Д.Б., Печенков А.Ю. и др. О корродирующей способности перегретого расплава кориума. //Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640. Сборник трудов. Санкт-Петербург. 1997.
7. Modeling and analysis of heat and mass transfer processes during in-vessel melt progression stage of light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Robert R. Nourgaliev. /Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998.
8. Phenomenological and mechanistic modeling of melt-structure-water interactions in a light water reactor (LWR) severe accidents. Doctoral Thesis by Bui Viet Anh. //Department of Energy Technology Division of Nuclear Power Safety The Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden. 1998.
| название | год | авторы | номер документа |
|---|---|---|---|
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1999 |
|
RU2165107C2 |
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1999 |
|
RU2165652C2 |
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1999 |
|
RU2165108C2 |
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1997 |
|
RU2122246C1 |
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1995 |
|
RU2106026C1 |
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1995 |
|
RU2107342C1 |
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1995 |
|
RU2106025C1 |
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1995 |
|
RU2106701C1 |
| УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ КОРИУМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2012 |
|
RU2514419C2 |
| СИСТЕМА ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ КОРИУМА АВАРИЙНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 2003 |
|
RU2253914C2 |
Использование: при проектировании и строительстве новых ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной энергетической установки в случае разрушения активной зоны и выхода кориума за пределы корпуса реактора. Сущность изобретения: на полу бетонной шахты установлен водоохлаждаемый кольцевой секционный теплообменник. На секции кольцевого теплообменника установлены секции корзины. На полу бетонной шахты между секциями кольцевого теплообменника и секциями корзины установлены опорные ребра. Дно и стены корзины покрыты перфорированными элементами. В бетонной шахте между кольцевым секционным теплообменником и днищем корпуса реактора выполнена бетонная консоль, внутренним диаметром меньше наружного диаметра корпуса реактора. На уровень бетонной консоли выведены опорные ребра, расположенные радиально под днищем корпуса реактора. По каналам устройства для подвода теплоносителя производится пассивная подпитка кольцевого секционного теплообменника водой, обеспечивающего охлаждение кориума, поступающего в подреакторное помещение бетонной шахты. Защиту кольцевого секционного теплообменника от сверхпроектных механических нагрузок со стороны разрушенного оборудования реактора и кориума обеспечивают бетонная консоль, опорные ребра, перфорированные элементы и корзина. Защиту от тепловых ударов обеспечивают перфорированные элементы, корзина и теплоизолирующий слой. 24 з.п.ф-лы, 4 ил.
| СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА | 1997 |
|
RU2122246C1 |
| ЛОВУШКА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1994 |
|
RU2100854C1 |
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ УЛАВЛИВАНИЯ И АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1988 |
|
RU2050022C1 |
| СПОСОБ ОБУЧЕНИЯ СТОЯНИЮ ИНВАЛИДОВ С ПАРАПЛЕГИЕЙ, ГЛУБОКИМ ПАРАПАРЕЗОМ | 2003 |
|
RU2236210C1 |
| DE 19638989 A1, 02.04.1998 | |||
| Автоматический огнетушитель | 0 |
|
SU92A1 |
