СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ЗАЩИТНОЙ ОБОЛОЧКИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА Российский патент 2001 года по МПК G21C9/16 G21C13/10 

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 трубы, подводящей охладитель в нижнюю часть бетонной шахты под основание охлаждаемого кожуха; трубы, отводящей теплоноситель из пространства между кожухом и стенами нижней части бетонной шахты; помещения бассейна с охладителем; пассивного клапана, установленного в бассейне с охладителем и закрывающего вход в подводящую трубу. Кроме того, на охлаждаемый кожух установлены слои жертвенных и тугоплавких материалов, а внутреннее пространство кожуха соединено подводящей трубой с бассейном и отводящей трубой для сброса пара. На конце этой подводящей трубы - со стороны бассейна - установлен пассивный клапан, закрывающий вход в подводящую трубу.

В представленном техническом решении под днищем корпуса реактора не предусмотрена ферма защитная, это значит, что все динамические и статические нагрузки должен воспринимать водоохлаждаемый кожух, установленный на опорах. Кожух не имеет профиля днища корпуса реактора, поэтому ударная нагрузка при отрыве днища корпуса реактора в аварии с расплавлением активной зоны будет восприниматься непосредственно расположенными под днищем слоями материалов, установленными внутри кожуха, центральной частью самого кожуха и его опорами. После отрыва днища происходит его опрокидывание внутри кожуха; опрокидывание связано с неустойчивостью эллиптического днища и приводит к выплескиванию кориума во внутренний объем кожуха. Во внутреннем объеме кожуха может находиться вода (либо вода охлаждающая рециркуляционная, либо вода аварийных протечек, от которых в представленном техническом решении защиты не предусмотрено), причем эта вода при разогреве днища не может вся испариться, это связано с геометрией кожуха и с особенностями кипения воды в пристенном слое вокруг днища корпуса реактора, поэтому в момент выплескивания кориума в воду велика вероятность сильного парового взрыва, способного разрушить и кожух и бетонную шахту. Мощность парового взрыва тем сильнее, чем больше неокисленной стали или циркония будет поступать во внутренний объем кожуха. Паровой взрыв может возникнуть внутри кожуха не только при отрыве днища корпуса реактора, но и при его проплавлении или локальном разрушении. Отсутствие профилирования кожуха приводит к тому, что кориум растекается по почти горизонтальной поверхности основания кожуха, при этом значительно интенсифицируется взаимодействие кориума и находящейся внутри кожуха воды. Отсутствие воды внутри кожуха невозможно обосновать в представленном техническом решении, так как в этом техническом решении не предусмотрено специальной системы для осушения объема внутри кожуха перед поступлением кориума в его внутреннее пространство.

Масса образовавшегося кориума может достигать 150-180 т, и вместе с обрушенными внутрикорпусными устройствами объем кориума может достигать 35-45 м³, которые в представленной геометрии кожуха разместить сложно. Высота кориума с обломками внутрикорпусных устройств внутри корпуса реактора может достигать отметки верха активной зоны. При таком объеме кориума трудно обеспечить его охлаждение в представленной геометрии кожуха. Принципиальным обстоятельством является размещение кожуха вокруг днища корпуса реактора, что приводит к необходимости увеличивать диаметр кожуха с целью увеличения боковой поверхности теплообмена, через которую осуществляется основной теплообмен кориума с охлаждающей водой. Тепловой поток через нижнюю поверхность кожуха после всплытия стали над тугоплавкими оксидами кориума в несколько раз меньше, чем через боковую поверхность, и не обеспечивает достаточную интенсивность охлаждения кориума. Для обеспечения охлаждения боковой поверхности кожуха в бескризисном режиме (а только в таком режиме возможно сохранить целостность кожуха) за счет кипения воды необходимо обеспечить условия кипения воды как кипение в большом объеме. Это условие не оговаривается. После поступления кориума во внутренний объем кожуха наиболее интенсивный тепловой поток будет находиться в узком слое жидкой стали или циркония, расположенного над окисленным кориумом. Чем диаметр кожуха больше, тем слой жидкой стали тоньше и тем больше тепловой поток через торцевую поверхность слоя жидкой стали к кожуху. В представленной геометрии слой жидкой стали должен составлять 500-800 мм для обеспечения бескризисного теплоотвода через боковую поверхность кожуха к воде. Это условие в представленном техническом решении не обеспечено. Боковая поверхность кожуха сгорит из-за высокого теплового потока (больше 1,2 МВт/м²). Никакие тугоплавкие элементы, расположенные внутри кожуха в представленной геометрии, не смогут обеспечить снижение теплового потока на боковую поверхность кожуха, так как сначала эти тугоплавкие элементы будут расплавлены или разрушены химическим взаимодействием с высокотемпературным кориумом, а затем после всплытия жидкой стали и формирования ее узкого слоя над поверхностью тугоплавких оксидов кориума высокий тепловой поток через незащищенную боковую поверхность кожуха приведет к кризису теплообмена и разрушению боковой поверхности кожуха.

Недостатки технического решения /1/:
- не обеспечена защита кожуха от разрушения при механических и газодинамических ударных нагрузках;
- не обеспечена защита бетонной шахты от паровых взрывов при поступлении кориума из корпуса реактора в воду, содержащуюся во внутреннем объеме кожуха;
- не обеспечен гарантированный эффективный теплоотвод от кориума через кожух к воде;
- не обеспечена целостность кожуха и его защита от прожигания кориумом;
- не обеспечена защита бетонной шахты от паровых взрывов при проплавлении кожуха и попадании кориума в воду, содержащуюся в объеме бетонной шахты.

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.

Дно и стены корзины 8 выполнены сплошными.

Страховочный корпус 13 выполнен с ребрами жесткости 25, обеспечивающими зазор между страховочным корпусом 13 и поверхностями подреакторного помещения бетонной шахты 3, и установлен под корзиной 8 на полу бетонной шахты 3 и вдоль цилиндрической стены подреакторного помещения бетонной шахты 3. Зазор, обеспечиваемый ребрами жесткости 25, необходим для гарантированной циркуляции охлаждающей воды вдоль страховочного корпуса 13.

Опорные ребра 5 установлены на дно корзины 8 между тугоплавкими элементами 9 в одной плоскости с ребрами жесткости 25 страховочного корпуса 13. Совмещение плоскостей опорных ребер 5 с плоскостями ребер жесткости 25 обеспечивает благоприятные условия для передачи вертикальной нагрузки, действующей на опорные ребра 5, на пол бетонной шахты 3.

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 над каналами устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6 и каналами устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7 выполнена бетонная консоль 14. Бетонная консоль 14 обеспечивает защиту каналов устройства для подвода теплоносителя в бетонную шахту 6, каналов устройства для отвода теплоносителя из бетонной шахты 7 и торцевой поверхности страховочного корпуса 13.

Кроме этого, внутреннее пространство между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства 26 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3.

Кроме этого, страховочный корпус 13 выполнен в виде кольцевого теплообменника 16. Кольцевой теплообменник 16 выполнен в виде секций 17. Секции 17 кольцевого теплообменника 16 выполнены, по крайней мере, из двух неизолированных друг от друга сегментов: из горизонтального нижнего сегмента 18 с наклонной наружной поверхностью к горизонтальной оси и из вертикального бокового сегмента 19. Между секциями 17 кольцевого теплообменника 16 выполнена изоляция (воздушная, стальная, бетонная, керамическая). Внутреннее пространство каждой изолированной секции 17 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, между страховочным корпусом 13 и корзиной 8 установлен тонкий теплоизолирующий слой 21 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона).

Кроме этого, между и корзиной 8 и тугоплавкими элементами 9 установлен тонкий теплоизолирующий слой 22 в виде обмуровки (керамический слой, слой бетона).

Кроме этого, по варианту исполнения на тугоплавкие элементы 9, установленные на днище корзины 8, установлен, по крайней мере, один слой элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 24 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11.

Кроме этого, по варианту исполнения на установленные тугоплавкие элементы 9, установленные на днище корзины 8, установлены, по крайней мере, два различных слоя элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 24 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11.

Кроме этого, понижающие плотность диоксида урана перфорированные элементы 23, экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 24 на основе металлургического шлака и стальные перфорированные элементы 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 всему объему кладки элементов.

Кроме этого, по внутреннему периметру бетонной консоли 14 установлен коллектор 10, герметично соединенный с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3. Коллектор 10 необходим для равномерной раздачи воздуха для охлаждения бетонной шахты 3 в условиях нормальной эксплуатации и для отвода возможных протечек воды в бетонную шахту 3 при проектных и запроектных авариях.

Кроме этого, в бетонной шахте 3 выполнено устройство 26 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3.

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, что обеспечивает защиту страховочного корпуса 13 от повреждений при разрушении в любом месте корпуса реактора 2 полным сечением.

Кроме этого, в бетонной шахте 3 установлено устройство орошения кориума 20, состоящее не менее чем из двух каналов в виде трубопроводов. Устройство орошения кориума 20 позволяет обеспечить подачу воды в подреакторное помещение бетонной шахты 3 сверху на кориум. Устройство орошения кориума 20 установлено внутри бетонной консоли 14, что обеспечивает его механическую защиту от повреждений. Выходы каналов устройства орошения кориума 20 защищены внутри бетонной консоли 14 защитными козырьками 15, которые поворачивают поток охлаждающей воды на 90^o 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 27, выполненная из связанных между собой радиальных ребер, балок, составных профилей. Ферма защитная 27 выполнена с повторением профиля днища корпуса реактора 2. В основание фермы защитной 27 установлена стальная плита 28, выполненная из листа и скрепленная с фермой защитной 27 с помощью сварных, болтовых, клепаных соединений. Стальная плита 28 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 27 установлена тепловая и радиационная защита 29, выполненная из бетона, керамики, в виде монолитных блоков, кирпичей, пластин, волоконных матов, засыпки. На тепловую и радиационную защиту 29 установлена тепловая изоляция 30. Внутри тепловой и радиационной защиты 29 выполнены каналы воздушного охлаждения 31 тепловой изоляции 30 в виде трубопроводов, кольцевых, радиальных щелей.

Кроме этого, опорные ребра 5, покрыты, по крайней мере, в один слой, тугоплавкими элементами 9, обеспечивающими защиту опорных ребер 5 от разрушения при струйном течении кориума.

В условиях нормальной эксплуатации ферма защитная 27 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 27 и днищем корпуса реактора 2 всегда имеется зазор 50-150 мм;
- ферма защитная 27 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 30 и тепловой и радиационной защитой 29 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 27 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 27 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивает защиту страховочного корпуса 13 от падения днища вместе с кориумом и тем самым предотвращает повреждение страховочного корпуса 13 и бетонной шахты 3;
- работоспособность фермы защитной 27 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 27 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 27: первое - ферма защитная 27 не обеспечивает дальнейшее удержание днища корпуса реактора 2 (или того, что от него осталось), второе - ферма защитная 27 продолжает выполнение своих функций;
- если ферма защитная 27 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 страховочный корпус 13;
- ферма защитная 27 совместно с опорными ребрами 5 обеспечивают удержание днища с частью корпуса реактора 2 и кориумом общей массой не менее 600 т, включая массу самой фермы защитной 27.

Работоспособность фермы защитной 27 определяется предельными сценариями разогреву 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 27 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 27 воздействует значительный тепловой поток. Ферма защитная 27 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;
2) полное расплавление активной зоны при средних скоростях поступления кориума в напорную камеру реактора 2;
3) полное расплавление активной зоны при относительно медленном поступлении кориума в напорную камеру реактора 2;
4) полное расплавление активной зоны при многократном разогреве-охлаждении кориума.

Сценарий N 1 характеризуется быстрым разогревом корпуса реактора 2 при относительно высоких уровнях остаточных тепловыделений (порядка 1,75-2%) и полностью расплавленной активной зоне. В этом режиме из-за высокой скорости плавления активной зоны в расплаве в момент его поступления на днище корпуса реактора 2 содержится мало конструкционной стали и мало окисленного циркония. Основной объем жидкой стали, поступающей в расплав, определяется скоростью расплавления конструкционных элементов напорной камеры реактора 2, которая может быть одного порядка со скоростью расплавления внутренних слоев корпуса реактора 2, непосредственно контактирующих с кориумом. При асимметричном вытекании кориума из активной зоны, например при проплавлении выгородки и обечайки шахты реактора 2, кориум поступает через опускной участок на днище корпуса реактора 2. В этом случае кориум начинает непосредственно взаимодействовать с цилиндрической частью корпуса и днищем реактора 2 в объеме опускного участка. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что на разрушение корпуса реактора 2 требуется больше времени, чем для полного расплавления активной зоны.

Сценарий N 2 характеризуется разогревом корпуса реактора 2 при средних скоростях поступления кориума в напорную камеру реактора 2 и при средних уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1,5-1,75%). В этом режиме из-за более медленной скорости плавления активной зоны и как следствие этого более медленного поступления кориума на днище корпуса реактора 2 цирконий успевает значительно окислиться. Ho в момент поступления кориума на днище корпуса реактора 2 конструкционной стали в расплаве содержится еще сравнительно мало. В процессе поступления кориума в напорную камеру конструкционная сталь, находящаяся в напорной камере реактора 2, практически вся расплавляется. 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. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что корпус реактора 2 разрушается практически с окончанием расплавления активной зоны.

Сценарий N 3 характеризуется разогревом корпуса реактора 2 при относительно медленном поступлении кориума в напорную камеру и при уровнях остаточных энерговыделений несколько ниже средних (порядка 1,25-1,5%). В этом режиме из-за медленного разогрева и расплавления активной зоны цирконий успевает полностью окислиться, в расплаве содержится много конструкционной стали, часть которой окислена. Локальный разогрев днища корпуса начинается задолго до полного расплавления активной зоны и усиливается по мере поступления кориума на днище корпуса реактора 2, переходя при полном расплавлении активной зоны в разогрев корпуса реактора 2 кориумом в объеме напорной камеры и активной зоны. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны.

Сценарий N 4 характеризуется разогревом корпуса реактора 2 при достаточно медленном или порционном поступлении кориума в напорную камеру и при низких уровнях остаточных энерговыделений (порядка 1,-1,25%). В этом режиме возможно полное расплавление активной зоны при многократном повторении цикла "разогрев-охлаждение" активной зоны. При этом кориум порциями перемещается в напорную камеру реактора 2. Цирконий и конструкционная сталь в этом процессе полностью окислены. Объем конструкционной стали в кориуме определяется объемом расплавленной конструкционной стали элементов напорной камеры реактора 2. Характерной особенностью этого режима является то обстоятельство, что корпус реактора 2 может быть разрушен задолго до полного расплавления активной зоны.

2. Согласно описанным четырем предельным сценариям, на ферму защитную 27 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 27, в зависимости от варианта ее исполнения, либо сразу поступает в подреакторное помещение бетонной шахты 3, либо, накапливаясь на тепловой и радиационной защите 29, начинает перемещаться в подреакторное помещение по каналам воздушного охлаждения 31, которые для этой цели специально спрофилированы таким образом, чтобы жидкий кориум и его твердые мелкие фракции беспрепятственно проходили сквозь тепловую и радиационную защиту 29. Ферму защитную 27 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 тугоплавкими элементами 9. 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 24 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 страховочным корпусом 13. 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 страховочному корпусу 13. Меньший тепловой поток со стороны топливосодержащего слоя к страховочному корпусу 13 обусловлен образованием гарнисажа между поверхностью страховочного корпуса 13 и топливосодержащего слоя. Гарнисаж, имея низкую теплопроводность и высокую температуру плавления, состоит из тугоплавких оксидов, выпадающих в твердую фазу на охлаждаемой поверхности страховочного корпуса 13.

Экранирующие жидкий кориум перфорированные элементы 24 на основе металлургического шлака по варианту исполнения включаются в состав крупноячеистого теплоаккумулирующего материала, заполняющего корзину в том случае, если на дно и боковую поверхность корзины 8 установлен толстый периферийный слой тугоплавких элементов 9, а также в том случае, если опорные ребра 5 защищены достаточно толстым слоем тугоплавких элементов 9. В этом случае слой тугоплавких элементов 9 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 24 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 страховочного корпуса 13 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 26 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 WO 96/20485 кл. G 21 C 9/016 (PCT/DE95/01823), заявлено 20.12.95, аналог.

2. Патент RU 2122246 кл. G 21 C 9/016, 13/10, заявлено 28.01.97, прототип.

3. Грановский B.C., 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., Крушимов 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.

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 страховочный корпус с ребрами жесткости, обеспечивающими гарантированный зазор между страховочным корпусом и внутренними поверхностями бетонной шахты. На страховочный корпус установлена корзина, покрытая тугоплавкими элементами. В бетонной шахте между страховочным корпусом 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 бетонной шахты водой, обеспечивающей охлаждение наружной поверхности страховочного корпуса при нагреве его внутренней поверхности кориумом, поступающим в подреакторное помещение бетонной шахты. Защиту страховочного корпуса от сверхпроектных механических нагрузок со стороны разрушенного оборудования реактора и кориума обеспечивают бетонная консоль, опорные ребра, тугоплавкие элементы и корзина. Защиту от тепловых ударов обеспечивают тугоплавкие элементы, корзина и теплоизолирующий слой. 26 з.п.ф-лы, 4 ил.

1. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, содержащая гермозону 1, реактор 2, бетонную шихту 3 с подреакторным помещением, опорные ребра 5, расположенные радиально вдоль днища корпуса реактора 2, устройство 6 для подвода теплоносителя в бетонную шахту, состоящее из каналов, устройство 7 для отвода теплоносителя из бетонной шахты, состоящее из каналов, корзину 8, расположенные в корзине 8 тугоплавкие элементы 9, страховочный корпус 13, отличающаяся тем, что дно и стены корзины 8 выполнены сплошными, страховочный корпус 13 выполнен с ребрами жесткости 25, обеспечивающими зазор между страховочным корпусом 13 и поверхностями подреакторного помещения бетонной шахты 3, и установлен под корзиной 8 на полу бетонной шахты 3 и вдоль цилиндрической стены подреакторного помещения бетонной шахты 3, опорные ребра 5 установлены на дно корзины 8 между тугоплавкими элементами 9 в одной плоскости с ребрами жесткости 25 страховочного корпуса 13. 2. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, по п. 1, отличающаяся тем, что в бетонной шахте 3 выполнена бетонная консоль 14. 3. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.1 или 2, отличающаяся тем, что страховочный корпус 13 выполнен в виде кольцевого теплообменника 16. 4. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.3, отличающаяся тем, что кольцевой теплообменник 16 выполнен в виде секций 17. 5. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.4, отличающаяся тем, что между секциями 17 кольцевого теплообменника 16 выполнена изоляция. 6. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.4 или 5, отличающаяся тем, что секции 17 кольцевого теплообменника 16 выполнены, по крайней мере, из двух неизолированных друг от друга сегментов. 7. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.4 - 6, отличающаяся тем, что внутреннее пространство каждой секции 17 кольцевого теплообменника 16 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства 6 для подвода теплоносителя в бетонную шахту 3 и, по крайней мере, с одним каналом устройства 7 для отвода теплоносителя из бетонной шахты 3. 8. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 7, отличающаяся тем, что в бетонной шахте 3 выполнено устройство 26 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3. 9. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.8, отличающаяся тем, что внутреннее пространство между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3 соединено, по крайней мере, с одним каналом устройства 26 для защиты от переполнения теплоносителем внутреннего пространства между страховочным корпусом 13 и бетонной шахтой 3. 10. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 9, отличающаяся тем, что между страховочным корпусом 13 и корзиной 8 установлен теплоизолирующий слой 21. 11. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 10, отличающаяся тем, что между корзиной 8 и тугоплавкими элементами 9 установлен теплоизолирующий слой 22. 12. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 11, отличающаяся тем, что на тугоплавкие элементы 9, установленные на днище корзины 8, установлен, по крайней мере, один слой элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 24 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11. 13. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из п.1 - 11, отличающаяся тем, что на установленные тугоплавкие элементы 9, установленные на днище корзины 8, установлены, по крайней мере, два различных слоя элементов из понижающих плотность диоксида урана перфорированных элементов 23, экранирующих жидкий кориум перфорированных элементов 24 на основе металлургического шлака, стальных перфорированных элементов 11. 14. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.2 - 13, отличающаяся тем, что бетонная консоль 14 выполнена с внутренним диаметром меньшим, чем наружный диаметр корпуса реактора 2. 15. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 14, отличающаяся тем, что в бетонной шахте 3 выполнен люк-лаз 4. 16. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.15, отличающаяся тем, что люк-лаз 4 совмещен с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3. 17. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.2 - 16, отличающаяся тем, что по внутреннему периметру бетонной консоли 14 установлен коллектор 10, герметично соединенный с каналом подвода воздуха 12 в бетонную шахту 3. 18. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 17, отличающаяся тем, что вышеназванная система снабжена, по крайней мере, одним устройством орошения кориума 20. 19. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.18, отличающаяся тем, что выходы каналов устройства орошения кориума 20 защищены защитными козырьками 15. 20. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 19, отличающаяся тем, что под днищем корпуса реактора 2 установлена ферма защитная 27. 21. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.20, отличающаяся тем, что ферма защитная 27 выполнена с повторением профиля днища корпуса реактора 2. 22. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п. 20 или 21, отличающаяся тем, что ферма защитная 27 выполнена из связанных между собой радиальных ребер, балок, составных профилей. 23. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.22, отличающаяся тем, что ферма защитная 27 выполнена таким образом, что обеспечивает герметичное перекрытие подреакторного помещения бетонной шахты 3. 24. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.22 или 23, отличающаяся тем, что внутрь фермы защитной 27 установлена тепловая и радиационная защита 29. 25. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п.24, отличающаяся тем, что на тепловую и радиационную защиту 29 установлена тепловая изоляция 30. 26. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по п. 24 или 25, отличающаяся тем, что внутри тепловой и радиационной защиты 29 выполнены каналы воздушного охлаждения 31. 27. Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа по одному из пп.1 - 26, отличающаяся тем, что опорные ребра 5 покрыты, по крайней мере в один слой, тугоплавкими элементами 9.