УСТРОЙСТВО ДЛЯ УЛАВЛИВАНИЯ РАЗРУШЕННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ Российский патент 2002 года по МПК G21C9/16 

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к удержанию разрушенной активной зоны внутри корпуса реактора при ее разрушении и недопущению контакта ее расплавленных фрагментов со строительным бетоном шахты ядерного реактора.

Известно устройство улавливания разрушенной активной зоны [1] "ловушки".

В указанном устройстве улавливание разрушенной активной зоны производится на двух уровнях:
- внутри корпуса реактора;
- под корпусом реактора после его разрушения в "ловушке", корзине, заполненной слоями тугоплавких элементов.

Для удержания разрушенной активной зоны в корпусе реактора в шахте ядерного реактора выполнен контур естественной циркуляции, включающий в себя следующие элементы: бассейн-накопитель, опускной канал теплоносителя аварийного охлаждения, подъемный участок, включающий в себя корзину, заполненную слоями вытеснителя, отверстие с защитными решетками в центре обтекателя, зазор между корпусом реактора и обтекателем, зазор между теплоизоляцией цилиндрической и корпусом реактора, патрубок с обратным клапаном, соединяющий зазор между теплоизоляцией цилиндрической и корпусом реактора с бассейном-накопителем.

Недостатком указанного технического решения является то, что в контуре естественной циркуляции включена корзина со слоями вытеснителя, обладающими высоким гидравлическим сопротивлением, что затрудняет выполнение надежной естественной циркуляции.

Еще одним недостатком рассмотренного решения является то, что после разрушения активной зоны и корпуса реактора разрушенная активная зона смешивается с тугоплавкими элементами.

В смесь легко будет проникать вода и вымывать нуклеиды.

В то же время извлечь тугоплавкие элементы со смесью разрушенной активной зоны сложно и под корпусом реактора на многие годы будет находиться смесь, являющаяся источником поступления во внешнюю среду радиоактивных элементов.

В изобретении [2] разрушенная активная зона попадает в изолированный бункер, охлаждаемый с внешней стороны с помощью тепловых труб и охлаждением через стенку.

Недостатком указанного технического решения является то, что естественная циркуляция организована только в нижней части корпуса реактора.

Еще одним недостатком указанного решения является ненадежное крепление клапанов (они держатся на шнурах). При разрушении шнуров (например, от старения) клапана закроются, и естественной циркуляции не возникнет на первом этапе тяжелой аварии.

Техническим результатом предложенного изобретения является повышение безопасности путем удержания разрушенной активной зоны в корпусе реактора.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан поперечный разрез шахты ядерного реактора и бассейна охлаждения; на фиг.2 показан узел I (фиг. 1); на фиг.3 показан разрез А-А (фиг.2); на фиг.4 показан узел II (фиг.1); на фиг. 5 показан узел III (фиг.1); на фиг.6 показан разрез А-А (фиг.5); на фиг. 7 показана конфигурация нижней части корпуса реактора после частичного разрушения корпуса реактора через 12•10⁴ сек, полученная расчетным путем; на фиг.8 показан узел I (фиг.7).

Устройство для улавливания разрушенной активной зоны включает в себя бассейн охлаждения 1 и примыкающую к нему шахту ядерного реактора 2 с корпусом реактора 3, под которым расположено подреакторное помещение 4, соединенное опускным каналом 5 с бассейном охлаждения 1.

В шахте ядерного реактора 1 установлена ферма опорная 6, соединенная с закладными деталями 7 в строительном бетоне шахты ядерного реактора 2.

Корпус реактора 3 установлен на ферму опорную 6 посредством опорного бурта 8.

Бассейн охлаждения 1 отделен от корпуса реактора 3 теплоизоляцией зоны патрубков 9.

Под опорным буртом 8 у корпуса реактора 3 установлена теплоизоляция цилиндрическая 10, закрепленная на ферме опорной 6. С теплоизоляцией цилиндрической 10 соединена теплоизоляция днища корпуса 11, в которой посредине выполнен люк 12. На теплоизоляции днища корпуса 11 установлены дистанционирующие радиальные ребра 13, торцевые поверхности которых эквидестантны нижней поверхности корпуса реактора. В люке 12 на дистанционирующих радиальных ребрах 13 укреплен ускоритель потока 14.

Теплоизоляция днища корпуса 11 установлена на ферме подпорной 15, опирающейся на закладные детали 16.

Между корпусом реактора 3 и теплоизоляцией днища корпуса 11 образован кольцевой канал 17, а между корпусом реактора 3 и теплоизоляцией цилиндрической 10 образован цилиндрический канал 18.

Верхняя часть цилиндрического канала 18 соединена каналами боковыми отводящими 19 с бассейном охлаждения 1.

На выходе из боковых отводящих каналов 19 установлены плавающие клапаны 20. Люк 12 (фиг.2, фиг.3) образован металлоконструкцией люка 21 и закрыт секторным клапаном 22. Секторный клапан 22 образован секторами 23. Сектора 23 соединены кронштейнами 24 с противовесами-поплавками 25. Осями 26 кронштейны 24 укреплены на металлоконструкции люка 21. Сектора 23 стыкуются посредине люка 12 с центрирующим элементом 27.

Ускоритель 14 образован конфузором 28 и диффузором 29. Внутри металлоконструкции люка 21 укреплена лопасть направляющая 30, образующая в совокупности с конфузором 28 и диффузором 29 поворотный канал 31, состыкованный с кольцевым каналом 17.

На фиг.4 показан узел II (фиг.1).

На теплоизоляции зоны патрубков 9 выполнен люк в зоне патрубков 32. Люк в зоне патрубков 32 нормально закрыт откидным клапаном 33. Откидной клапан 33 соединен с противовесом-поплавком 34 кронштейном 35. Откидной клапан 33 соединен коромыслом 36 посредством оси 37 с кронштейном 38 на теплоизоляции зоны патрубков 9.

На дистанционирующих радиальных ребрах 13 установлена обечайка 39 из углеродистой стали, образующая с корпусом реактора 3 зазор 40.

Внутри обечайки 39 на ней установлены ребра 41 из "мягкого" металла (например, отожженного никеля высокой чистоты). Между корпусом 3 и ребрами 41 образован зазор 42, величина которого такова, что ребра 41 не касаются корпуса реактора 3 в номинальных режимах и авариях, не приводящих к разрушению активной зоны, и соприкасаются с ним при авариях с разрушением активной зоны.

В обечайке 39 выполнены пазы 43, в которых с помощью винтов 44 и штифтов 45 укреплены ребра 41. Теплоизоляция цилиндрическая 10 и теплоизоляция днища корпуса 11 соединены уплотняющим узлом 46.

На фиг. 7 и фиг.8 показано состояние корпуса реактора 3 и внутри него через 12•10⁴ сек после разрушения активной зоны, полученное расчетным путем.

Расплав к этому времени стратифицирован [3], [4] на корку 47, состоящую в основном из U-Zr-O, кориум 48 (жидкая часть, состоящая в основном из U-Zr-O), жидкую сталь 49 (с примесью Zr-Fe-Gr-Ni-O). Металл корпуса разрушен до различной степени (фиг.8).

Полностью разрушенная часть корпуса 50, пластическая часть 51, упругопластическая область 52, упругодеформированная область 53, выступающая поверхность 54.

Устройство для улавливания разрушенной активной зоны работает следующим образом.

Исходное событие, приводящее к разрушению активной зоны, не рассматривается. Постулируется разрушение первого контура до такой степени, что происходит разрушение активной зоны, ее расплавление, расплавление части стальных составляющих внутри корпуса реактора 3 [9], [10].

При этом вода из емкостей аварийного охлаждения и от систем активного охлаждения (на фиг.1-6 и в описании не показаны) заполняет бассейн охлаждения 1, шахту ядерного реактора 2, подреакторное помещение 4, каналы опускные 5, канал кольцевой 17, канал цилиндрический 18, каналы боковые отводящие 19.

Всплывают поплавки-противовесы 25, опуская секторы 23 на люке 12. Всплывают плавающие клапаны 20 на выходе из каналов боковых отводящих 19. Всплывают противовесы-поплавки 34, поднимая клапаны откидные 33, открывая люки в зоне патрубков 32 на теплоизоляции зоны патрубков 9.

Образуются два контура естественной циркуляции: "большой" и "малый".

В "большой" контур циркуляции входят бассейн охлаждения 1, опускной участок, опускные каналы 5, подреакторное помещение 4, подъемный участок: люк 12, поворотный канал 31, кольцевой канал 17, цилиндрический канал 18, каналы боковые отводящие 19. Замыкается "большой" контур естественной циркуляции в бассейне охлаждения 1.

В "малый" контур естественной циркуляции вместо боковых отводящих каналов 19 входит подъемный участок между фермой опорной 6 и упорным буртом 8 и люки в зоне патрубков 32.

Возникающие процессы естественной циркуляции известны [8] и в описании не приводятся.

В ускорителе потока 14, конфузоре 28 и диффузоре 29 вода ускоряется у корпуса реактора 3 и сдувает паровой пузырь у его нижней части, предотвращая кризис кипения [5].

В "большом" контуре циркуляции производится отвод тепла от нижней части корпуса реактора, где сосредоточена разрушенная активная зона и расплавленные металлические части внутри корпуса реактора.

В "малом" контуре естественной циркуляции происходит охлаждение опорного бурта 8, нагреваемого изнутри перегретым паром выше поверхности жидкой стали 49 (фиг.7), предотвращая падение корпуса реактора 3 с фермы опорной 6.

Состояние расплава внутри корпуса реактора 3 рассмотрены в [3] и [4] и приведены на фиг.7.

У стенок корпуса реактора образуется корка 47 из U-Zr-О, выше которой расположен кориум 48 (термин взят из технической литературы США).

Над кориумом 48 образуется слой жидкой стали 49, который в наибольшей степени разрушает сталь корпуса реактора 3, хотя его температура ниже температуры кориума 48, т. к. между жидкой сталью 49 и корпусом реактора 3 нет корки 47, предотвращающей разрушение стали и уменьшающей тепловой поток к охлаждающей воде.

Металл корпуса реактора из-за высокого градиента температур на стенке корпуса реактора и из-за "розмыва" металла находится в сложном напряженно-деформированном и структурном состоянии.

Наружная поверхность корпуса реактора "выпирает" над цилиндрической поверхностью корпуса реактора (фиг.8).

Пластическая область 51 выступающей поверхностью 54 упирается в ребро 41 на обечайке 39. Обечайка 39 становится "упругой опорой" разрушенной стенки корпуса реактора 3 и тем самым уменьшает деформацию стенки корпуса реактора.

Ребра 41 выполнены из "мягкого" металла и компенсируют различие величины зазора 42 упругопластической области 52 и позволяют выровнять нагрузку по периметру корпуса реактора в наиболее разрушенной области.

"Мягкий" металл ребер 50 выравнивает облегание выступающей поверхности 54 по высоте. Кроме того, зазор 40 разделен ребрами 42 на сектора.

В ослабленном месте корпуса реактора 3 уменьшаются кольцевые и осевые напряжения за счет восприятия части сил обечайкой 39, передаваемых на обечайку 39 через ребра 41. Это уменьшает вероятность возникновения сквозных трещин в стенке корпуса реактора 3, а если они и возникнут, то продольные трещины прекратят рост, уперевшись вершинами в упругодеформированную область 53, а кольцевые трещины прекратят свое развитие, дойдя до мест с наименьшими осевыми напряжениями, охватываемыми ребрами 41.

Через возникшую трещину будет вытекать жидкая сталь 49 в зазор 40, в котором будет вода с высоким паросодержанием, т.к. они прошла через кольцевой канал 17. К моменту разрушения корпуса реактора жидкая сталь будет насыщена твердыми окислами Zr-U-O.

Будет своего рода вязкая "каша", склонная к "закупорке" трещин, что уменьшает скорость истечения в насыщенную паром воду.

Парового взрыва не последует [6], [7].

В двухфазных средах волновые эффекты быстро затухают.

При возникновении сквозной трещины по всему периметру нижняя часть корпуса реактора 3 с "ванной" из разрушенной активной зоны "зависнет", опираясь выступающей поверхностью 54 (ее нижней частью) на вмятые ею ребра 41, которые передадут вес на обечайку 40, разделительные радиальные ребра 13 на ферму подпорную 15 и на закладные детали 16.

Таким образом, нижняя часть корпуса реактора 3 с кориумом 48 и неслившейся частью жидкой стали 49 останется навесу (как горшок в ухвате). Даже если ребра 50 сомкнутся, что маловероятно, то разрушение не может быть мгновенным, т. к. ребра выполнены из "мягкого" металла. Нижняя часть корпуса реактора "сползет" и опрется на торцевые поверхности радиальных разделительных ребер 13.

При любом варианте разрушения или неразрушения корпуса реактора кориум 48 будет окружен сталью. В конечном итоге кориум 48 остынет и затвердеет и будет со всех сторон окружен стальной оболочкой.

Заложенный в расчет сценарий разрушения стенки корпуса реактора 3 путем ее размыва в слое жидкой стали 49 является консервативным, т.к. в действительности стенка всегда будет плакирована слоем Zr-U-O. Во-первых, до стратификации расплава на стенке корпуса кристализируется корка, во-вторых, после стратификации в слое жидкой стали всегда будет присутствовать Zr-U-О, которые будут твердеть в пограничном слое, имеющем более низкую температуру, чем основная часть. Так намерзает лед на стеклах окон в зимнее время из влаги в комнатном воздухе. Это неизбежно уменьшит разрушение стенки корпуса реактора, уменьшит градиент температур, а следовательно, и термических напряжений.

Предложенное изобретение является действительной "ловушкой" для разрушенной активной зоны. После остывания радиоактивные ядра будут со всех сторон закрыты стальной оболочкой остатками корпуса реактора 3 и остывшим слоем жидкой стали 49 сверху.

Технологическая реализация его очевидна: ферма подпорная 15 технологически аналогична ферме опорной 6. Обечайка 31 с ребрами 41 из "мягкого" металла является рядовой конструкцией.

Изобретение настораживает психологически: в стальную емкость заливают смесь, имеющую температуру намного выше температуры плавления стали.

Однако футерованные огнеупором неохлаждаемые водой ковши, в которых заливают расплавленную сталь, являются рядовым явлением. В предложенном устройстве происходит автофутеровка внутренней поверхности корпуса реактора 3 коркой 47 за счет интенсивного охлаждения кипящей водой стенки корпуса реактора 3.

Предложенное устройство не требует проведения исследовательских работ по подбору необходимого для "ловушек" материала и проверки работоспособности, а самое главное не позволяет вымывания радиоактивных ядер охлаждающей водой и рассеивания их во внешнюю среду.

Источники информации
1. Патент РФ 2100854, G 21 C 9/016.

2. Патент РФ 2063071, G 21 C 9/016.

3. Атомная энергия. Том 84. Выпуск 4. Апрель 1988 г., стр. 303. Поведение расплава активной зоны в днище корпуса реактора (проект "расплав").

4. Теплоэнергетика. 1998 г., 6, стр. 50. Моделирование процесса теплообмена при удержании расплава активной зоны в корпусе реактора.

5. Четвертая ежегодная научно-техническая конференция ядерного общества. "Ядерная энергия и безопасность человека Е-93". Июль 28 - июнь 29, 1993 г. Нижний Новгород. Реферат ч.1. "Исследование теплопередачи от нижней части корпуса реактора в аварии с плавлением топлива", стр. 712.

6. Теплоэнергетика. 1998 г., 3, стр. 20. Экспериментальные исследования взаимодействия расплава термитных смесей с водой.

7. Теплоэнергетика. 1997 г., 7, стр. 18. Паровые взрывы: анализ экспериментальных исследований.

8. Стырикович М.А. Внутрикотловые процессы. ГЭИ. Москва, Ленинград, 1954 г.

9. Атомная энергетика за рубежом, 2, 1999 г. Некоторые конструктивные особенности Европейского реактора с водой под давлением (ЕРВ). Версия тяжелой аварии с разрушением активной зоны. Событие 1, стр.19.

10. Теплоэнергетика, 3, 1999 г. Динамика формирования ванны расплава активной зоны на охлаждаемом днище корпуса ВВЭР и ее влияние на температурное состояние.

Изобретение относится к области атомной энергетики с реакторами водо-водяного типа. Техническим результатом является повышение безопасности путем удержания разрушенной активной зоны корпуса реактора. Теплоизоляция днища корпуса опирается на ферму подпорную, опертую на закладные детали в нижней части шахты реактора. В шахте ядерного реактора образован контур естественной циркуляции, образованный бассейном охлаждения, опускными каналами, подреакторным помещением, люком, закрытым секторным клапаном при отсутствии воды в подреакторном помещении и открытым при наличии воды в нем, поворотным каналом, кольцевым каналом, цилиндрическим каналом, боковыми отводящими каналами, закрытыми плавающими клапанами при отсутствии воды в бассейне охлаждения и открытыми при наличии воды в нем. Теплоизоляция днища корпуса имеет дистанционирующие радиальные ребра, торцевые поверхности которых расположены эквивалентно относительно нижней части корпуса реактора и расположены относительно корпуса реактора по высоте так, что они не касаются его поверхности при нормальных условиях эксплуатации и при авариях, не приводящих к разрушению активной зоны, и соприкасаются с ним при разрушении активной зоны. 1 з.п. ф-лы, 8 ил.

1. Устройство для улавливания разрушенной активной зоны, включающее в себя бассейн охлаждения, шахту ядерного реактора с фермой опорной и установленной на ней корпусом реактора посредством опорного бурта, теплоизоляцию зоны патрубков, теплоизоляцию цилиндрическую, соединенную с теплоизоляцией днища корпуса, кольцевой канал между корпусом и теплоизоляцией днища корпуса, цилиндрический канал между корпусом и теплоизоляцией цилиндрической, подреакторное помещение, соединенное опускным каналом с бассейном охлаждения, дистанционирующие радиальные ребра на теплоизоляции днища корпуса, торцевые поверхности которых эквидистентны нижней поверхности корпуса ректора, люк на теплоизоляции днища корпуса, закрытый секторным клапаном при отсутствии воды в подреакторном помещении и открытый при наличии воды в нем, каналы боковые отводящие, соединяющие цилиндрический канал с бассейном охлаждения, закрытые плавающими клапанами при отсутствии воды в бассейне охлаждения и открытые при наличии воды в нем, отличающееся тем, что теплоизоляция днища корпуса установлена на ферме подпорной, опертой на закладные детали в строительном бетоне шахты ядерного реактора таким образом относительно корпуса реактора по высоте, что дистанционирующие радиальные ребра установлены без касания их с корпусом реактора при нормальных режимах работы, а также при авариях, не приводящих к разрушению активной зоны, и с соприкосновением с корпусом реактора при разрушении активной зоны. 2. Устройство для улавливания разрушенной активной зоны по п.1, отличающееся тем, что в цилиндрическом канале на дистанционирующих радиальных ребрах установлена обечайка с установленными внутри нее ребрами из "мягкого" металла, образующими зазоры между ними и корпусом реактора в нормальных режимах работы и при авариях, не приводящих к разрушению активной зоны, и с соприкосновением с корпусом реактора при разрушении активной зоны.