Изобретение относится к конструкциям и сооружениям АЭС, а именно к конструкциям систем локализации (СЛ) расплава активной зоны ядерного реактора, предназначенным для снижения радиоэкологических последствий тяжелой аварии.
Одной из важнейших задач снижения тяжести последствий тяжелой аварии на ядерном реакторе является сохранение герметичности контейнмента, являющегося последним барьером на пути распространения продуктов деления (ПД) в окружающую среду. Для решения этой задачи предлагаются различные варианты СЛ расплава [1, 2]. Независимо от конструктивного оформления основное назначение СЛ состоит в том, чтобы:
- вместить и удержать от распространения всю массу расплава;
- обеспечить снижение температуры и эффективный отвод остаточного энерговыделения ПД;
- предотвратить проплавление основания шахты реактора (как правило, бетонное) и разрушение основных конструкций внутри контейнмента.
При этом конструкция СЛ расплава должна:
- сохранять работоспособность в течение всего периода эксплуатации реакторной установки;
- использовать имеющуюся в реакторной установке воду для охлаждения расплава;
- исключать неблагоприятные воздействия на контейнмент как при нормальной эксплуатации реакторной установки, так и в ходе аварии;
- иметь умеренные капитальные затраты на сооружение.
Управление процессом развития тяжелых аварий на действующих и проектируемых АЭС и ослабление их последствий предполагает в качестве одного из вариантов использовать удержание кориума внутри корпуса высокого давления с помощью пассивного охлаждения наружной поверхности корпуса. Такая схема реализуется в настоящее время на АЭС с реакторами средней мощности [3] и в проектах АЭС с реакторами ВВЭР-640 [4]. Применение подобного варианта удержания расплава для реакторов большей мощности (Nэл >1000 МВт) наталкивается на серьезные трудности из-за отсутствия надежных гарантий по обеспечению бескризисного кипения охлаждающей воды на наружной поверхности корпуса реактора и связанной с этим возможностью его разрушения.
Наиболее близкой к изобретению является ловушка расплава активной зоны ядерного реактора повышенной мощности. Ловушка установлена на опорах внутри корпуса реактора и выполнена в виде емкости со сферическим днищем, включающей теплоизолирующий защитный слой из блоков диоксида циркония, заключенных между внешним и внутренним слоями из нержавеющей стали [5]. Эта ловушка является элементом СЛ, реализующей так называемую "двойную стратегию" удержания расплава внутри корпуса высокого давления. Суть ее состоит в сочетании процесса удержания в течение длительного промежутка времени материалов активной зоны во внутрикорпусной водоохлаждаемой ловушке с дополнительным охлаждением внешней поверхности корпуса реактора.
Эта стратегия разрабатывалась для водо-водяных реакторов нового поколения с номинальной мощностью Nэл >1400 МВт. При этом в конструкции реактора предусмотрена возможность быстрого снижения давления в первом контуре на начальном этапе развития тяжелой аварии. Сброс давления осуществляется до уровня, приблизительно равного давлению в контейнменте, чтобы реализовать возможность пассивного охлаждения водой внутрикорпусных конструкций реактора.
Функциональные требования к конструкции внутрикорпусной ловушки аналогичны сформулированным выше требованиям, предъявляемым к ловушкам, устанавливаемым вне корпуса реактора.
Теплоизолирующий защитный слой стальной емкости ловушки выполнен из керамических блоков на основе ZrO2 или MgO, закрытых сверху слоем нержавеющей стали, которая препятствует прямому контакту керамики с теплоносителем, что снижает вероятность ее разрушения при нормальной эксплуатации реактора. Кроме того, стальной слой повышает механическую прочность всей конструкции теплоизолирующего слоя.
Анализ тепломассоoбменных процессов в такой ловушке показал, что полное затвердевание оксидной фазы, сосредоточенной в нижней части ловушки, может произойти через ~ 12,5 ч при толщине тепловой изоляции 10 и 50 мм для ZrO2 и MgO соответственно.
К недостаткам этой конструкции ловушки следует отнести, прежде всего, возможность разрушения керамического защитного слоя при продолжительном контакте с оксидами железа, содержащимися в расплаве. Исследования показали, что присутствие оксида железа в расплаве существенно повышает его коррозионную активность по отношению к ZrO2, в то время как железо практически не взаимодействует с ним. При развитии тяжелой аварии содержание оксидов железа в расплаве может быть неопределенным и весьма существенным.
Разрушение защитного керамического слоя может привести, в свою очередь, к проплавлению стальной стенки ловушки, попаданию расплава в канал охлаждения и возможному возникновению парового взрыва при контакте расплава с водой. Из-за низкой теплопроводности теплоизолирующего слоя, толщиной 10-50 мм, температура его поверхности, контактирующей с расплавом, может длительное время превышать температуру плавления оксида железа. Кроме того, такой слой из материала с низкой теплопроводностью будет снижать долю остаточного тепловыделения, отводимого водой. В результате, значительная доля тепла будет отводиться излучением от зеркала расплава вверх, что, в свою очередь, может вызвать перегрев верхней крышки и боковых стенок корпуса реактора и возможность его разрушения.
Другим недостатком рассматриваемой конструкции является невысокая технологичность полусферического теплоизолирующего слоя, выполняемого из отдельных керамических блоков. Наличие большого числа стыков между этими блоками может приводить к нарушению герметичности теплоизолирующего слоя и возникновению контакта расплава с внешней стальной стенкой ловушки.
Эффективность теплосъема от днища ловушки можно повысить либо повышая расход охлаждающей воды, либо снижая толщину тепловой изоляции. Очевидно, что для реализации первого условия существуют определенные ограничения. Они связаны с тем, что в условиях ограниченных размеров контейнмента вряд ли возможно существенно увеличить расход воды, подаваемой пассивным способом на охлаждение ловушки.
В то же время, можно повысить технологичность и одновременно снизить толщину огнеупорного покрытия ловушки, используя для этой цели современные методы нанесения керамики на металлические поверхности. Известен, например, метод нанесения высокотемпературной диоксидциркониевой керамики плазменным напылением, который широко используется для защиты стенок камер сгорания ракетных двигателей, лопаток газовых турбин и т.д. [6].
Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является:
- повышение эффективности охлаждения расплава материалов активной зоны ядерного реактора;
- защита диоксидциркониевого слоя от разрушения путем создания условий, исключающих длительный контакт ZrO2 с расплавленными оксидами железа;
- повышение технологичности нанесения теплоизолирующего слоя на стальное сферическое днище ловушки.
Результат достигается тем, что в ловушке расплава активной зоны ядерного реактора, установленной на опорах внутри корпуса ядерного реактора, выполненной в виде стальной емкости, включающей теплоизолирующий защитный слой из диоксида циркония и внешний слой из нержавеющей стали, на внешнем слое из нержавеющей стали расположена подложка с плазменно-напыленным теплоизолирующим слоем из диоксида циркония. Подложка может быть выполнена из NiCr, обладающего хорошей адгезией как с нержавеющей сталью, так и с диоксидом циркония. Толщина подложки из NiCr не превышает 2 мм. Толщина плазменно-напыленного слоя диоксида циркония не превышает 5 мм.
На фиг. ре 1 показана принципиальная схема ловушки расплава, на фиг.2 - сечение по А-А на фиг.1, где
1. Корпус реактора;
2. Корпус ловушки;
3. Подложка из NiCr;
4. Теплоизолирующий слой из ZrO2;
5. Опоры основания ловушки;
6. Бассейн расплава активной зоны;
7. Входной коллектор охлаждающей воды;
8. Выходной коллектор охлаждающей воды.
Ловушка расплава активной зоны расположена внутри корпуса реактора 1. Корпус ловушки 2 выполнен в виде емкости со сферическим днищем с нанесенными на его внутреннюю поверхность слоем из NiCr 3 и теплоизолирующим защитным слоем 4 из ZrO2. Опора ловушки 5 выполнена в виде ребер, которые охлаждаются водой.
В ходе тяжелой аварии расплавленные материалы активной зоны ядерного реактора стекают в ловушку, образуя в ней бассейн расплава активной зоны 6.
Вода подается на охлаждение ловушки по автономному трубопроводу и поступает во входной коллектор 7, расположенный внутри корпуса реактора. Коллектор обеспечивает равномерность подачи воды в ловушку. Далее вода поступает в оребренные каналы и охлаждает тонкую стенку ловушки, внутренняя поверхность которой покрыта слоем 3 из сплава NiCr. На этот слой методом плазменного напыления наносится покрытие 4 из диоксидциркониевой керамики. Промежуточный слой из NiCr обеспечивает прочное сцепление напыленной керамики с корпусом ловушки благодаря хорошей адгезии со сталью и ZrO2.
Вода, выйдя из коллектора 7, охлаждает сначала одну половину основания ловушки, затем проходит через его нижнюю часть и, поднимаясь, охлаждает вторую ее половину. На выходе канала установлен выходной коллектор 8, из которого вода попадает в выходную трубу.
Если принять, что на момент аварии мощность остаточного энерговыделения в расплаве кориума может достигать 30 МВт, то для геометрии корпуса реактора типа ВВЭР-1000 тепловой поток на стенке ловушки составит ~ 1,1 МВт/м2.
Оценки показали, что в этом случае при подаче воды с расходом 100 кг/с в тракте с оребренной стенкой должна установиться скорость течения, равная 2,2 м/с. Re= 57000 и Nu=210, а температура воды в канале будет повышаться с 293 до 365 К. При этом температура стенки остается постоянной и равной 393 К, которая ниже температуры кипения воды при 2 атм. Таким образом, давление в канале охлаждения не должно быть ниже 2 атм. Расчет гидравлических потерь в таком канале показывает, что перепад давления в нем за счет трения может составлять ~ 0,9 атм.
Таким образом, для обеспечения необходимых условий охлаждения ловушки необходимо подавать воду в канал охлаждения ловушки при давлении ~ 3 атм, а на выходе установить гидравлическое сопротивление, равное 2 атм. Реализовать эти условия можно, установив расходный бак с охлаждающей водой на высоте ~ 30 м.
При достижении температуры стенки значения температуры кипения жидкости процесс кипения будет происходить в поверхностном слое [7]. При этом температура основной массы жидкости остается ниже температуре кипения, что, в свою очередь, приводит к увеличению коэффициента теплоотдачи.
Оценочные расчеты процессов теплообмена в ловушке показали, что при увеличении коэффициента теплоотдачи на 50% по всей длине каналов в результате поверхностного кипения жидкости, недогретой до температуры насыщения, расход охлаждающей воды можно уменьшить со 100 кг/с до 80 кг/с.
Тепловые нагрузки на основание ловушки и механические нагрузки на корпус реактора будут минимальными при минимальной толщине стенки корпуса ловушки. Например, если принять, что максимальная температура поверхности кориума достигает 2800 К, а тепловой поток излучения со свободной поверхности составляет ~ 2,3 МВт/м2, максимальная температура стали не превысит 540 К при толщине 5 мм, а температура NiCr покрытия толщиной ~ 2 мм не превысит 650 К.
Чтобы исключить разрушение диоксидциркониевой керамики в результате взаимодействия с расплавленными оксидами железа, входящими в состав кориума, необходимо, чтобы его температура была ниже температуры плавления этих оксидов [8].
Это условие выполняется в том случае, когда толщина теплоизолирующего защитного слоя не превышает 5 мм.
Выполненная таким образом конструкция ловушки по своим основным характеристикам удовлетворяет базовым требованиям, изложенным выше. Ее отличает простота, отсутствие активных элементов управления, требующих постоянного контроля и обслуживания в процессе эксплуатации, а также более высокая технологичность изготовления и надежность огнеупорного покрытия из диоксида циркония.
Литература
1. Kuczera B. And all. Two core catcher concepts for innovative future PWR containments. Transactions of the American Nuclear Society, vol.66, p. 307-308, 1992.
2. Fieg G. , Moschke M., Werle H. Studies for the staggered pans core catcher. Nuclear Tecnology, vol.111, p.331-340, sept. 1995.
3. Tuomisto И., Theofanous T.G. A consistent approach to severe accident management. Nucl. Eng. Des., 1994, v.148, p.171-183.
4. Бирюков Г.И. и др. Проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелой аварии АЭС с НП-500. 4-ая Ежегодная научно-техническая конференция Ядерного общества. NE-93, 28 июня-2 июля 1993 г, Н.Новгород. Рефераты конференции, ч.1, с.674-675.
5. Szabo I., Richard P. In-vessel corium retention: Proposal of a "Dual" strategy. JAERI-Conf. 98-009 May 1998. Proc. of the Workshop on Severe Accident Research held in Japan (SARJ-97), October 6-8, 1997, Yokohama, Japan, Ed. Jun Sugimoto.
6. Ahmaniemi S., Tuominen J., Vuoristo P., Mantula T. Comparative Study of Different Sealing Methods for Thick Thermal Barrier Coatngs, Proc. Int. Thermal Spray Conf., ITSC 2001, Singavove, 28-30 May, 2001.
7. Зейгарник Ю.А. Предельные параметры для систем охлаждения, использующих кипение сильно недогретой жидкости.
8. Минеев В.Н., Акопов Ф.А., Вирник А.М. и др. Использование огнеупорных покрытий в устройствах локализации расплава при тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР, Атомная энергия, т. 89, вып.5, ноябрь 2000, с.350-355.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ЛОВУШКА РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1999 |
|
RU2169953C2 |
ЛОВУШКА РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2001 |
|
RU2187852C1 |
МАТЕРИАЛ ЖЕРТВЕННОГО СЛОЯ ЛОВУШКИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2001 |
|
RU2215339C2 |
РЕЗЕРВУАР ДЛЯ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВИВШИХСЯ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1995 |
|
RU2079905C1 |
СПОСОБ И УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1999 |
|
RU2175152C2 |
Устройство локализации кориума ядерного реактора водо-водяного типа | 2018 |
|
RU2696012C1 |
РЕЗЕРВУАР ДЛЯ ПЛАВКИ МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2128865C1 |
СПОСОБ И УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2010 |
|
RU2432628C1 |
УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ КОРИУМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2012 |
|
RU2514419C2 |
БЕТОН ДЛЯ ЛОВУШКИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ АТОМНОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2214980C1 |
Изобретение относится к конструкциям систем локализации аварий АЭС. Задачей, на которое направлено изобретение, является повышение эффективности охлаждения расплава материалов активной зоны ядерного реактора. Ловушка расплава установлена на опорах внутри корпуса ядерного реактора и выполнена в виде емкости со сферическим днищем. На внутреннюю поверхность днища последовательно нанесены слой нержавеющей стали, подложка и плазменно-напыленный теплоизолирующий слой диоксида циркония. Подложка может быть выполнена из NiCr с толщиной не более 2 мм. Толщина теплоизолирующего слоя не превышает 5 мм. 3 з.п.ф-лы, 2 ил.
SZABO I., RICHARD P | |||
In-vessel corium retention: Proposal of a "Dual" strategy | |||
JAERI - Conf | |||
Дорожная спиртовая кухня | 1918 |
|
SU98A1 |
Proc | |||
Бесколесный шариковый ход для железнодорожных вагонов | 1917 |
|
SU97A1 |
Jun Sugimoto | |||
УСТРОЙСТВО (ЛОВУШКА) ДЛЯ УЛАВЛИВАНИЯ, ОХЛАЖДЕНИЯ И УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1992 |
|
RU2070344C1 |
РЕЗЕРВУАР ДЛЯ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВИВШИХСЯ ЭЛЕМЕНТОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1995 |
|
RU2079905C1 |
ЛОВУШКА РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1999 |
|
RU2169953C2 |
СПОСОБ ОБУЧЕНИЯ СТОЯНИЮ ИНВАЛИДОВ С ПАРАПЛЕГИЕЙ, ГЛУБОКИМ ПАРАПАРЕЗОМ | 2003 |
|
RU2236210C1 |
US 4121970 А, 24.10.1978. |
Авторы
Даты
2003-06-20—Публикация
2001-10-17—Подача