СПОСОБ ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ОТ ТЕПЛОВОЙ НАГРУЗКИ РАСПЛАВЛЕННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ Российский патент 2015 года по МПК G21C9/00 

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для уменьшения последствий тяжелых аварий с расплавлением активной зоны (АЗ).

Известны системы ограничения последствий аварий на атомной электростанции, содержащие в подреакторном помещении улавливающие емкости с охлаждающей жидкостью (патент РФ №2030801, опубл. 10.03.2005 г.)

Недостатком известных устройств является то, что системы защиты срабатывают после того, как произойдет разрушение корпуса реактора и кориум попадает в подреакторное пространство, что увеличивает риск выхода радиоактивных материалов в окружающую среду. Возможность охлаждения кориума внутри корпуса реактора является основной задачей внутриреакторного удержания расплава внутри корпуса (т.н. стратегия «IVR - In-Vessel retention») в общей стратегии управления тяжелыми авариями.

Наиболее близким по технической сущности является устройство пассивной защиты ядерного реактора (патент РФ №2055408, опубл. 27.02.96 г.), содержащее размещенный в боксе вертикальный цилиндрический корпус реактора с монолитным днищем и устройство для заполнения бокса жидкостью, при этом центральная часть внешней поверхности днища выполнена в виде круглого конуса с обращенной в бокс закругленной вершиной, у которого ось совпадает с продольной осью симметрии корпуса, боковая поверхность сопряжена с периферийной частью внешней поверхности днища, угол между осью и образующей составляет не более 65°, нижняя часть внешней поверхности корпуса реактора помещена в бокс с охлаждающей жидкостью.

Недостатком известного способа является потеря надежности систем защиты от расплавления корпуса, обусловленная тем, что в процессе охлаждения корпуса реактора происходит вынос охлаждающей воды из подреакторного помещения. В результате нарушения режима теплосъема с внешней поверхности стенки корпуса реактора происходит расплавление активной зоны, что приводит к нагреву и разрушению стенки корпуса реактора. Возможность внешнего охлаждения стенки корпуса реактора при тяжелой аварии ограничивается величиной критического теплового потока (КТП). При тепловой нагрузке на корпус реактора со стороны расплава, превышающей КТП, происходит сквозное проплавление корпуса и его разрушение, сопровождающееся выходом расплавленного кориума за его пределы и контакту с водой. При контакте расплавленного кориума с водой происходит генерация водорода, а также увеличивается вероятность парового взрыва.

Кроме того, при удержании расплава внутри корпуса реактора происходит его расслоение (стратификация расплава) вследствие различных плотностей жидких компонентов расплава. При этом наименее плотным оказывается расплав стальных компонентов (стальные конструктивные элементы АЗ и внутрикорпусные конструкции), который накапливается в верхней части кориума, образуя стальной слой различной толщины. Этот слой при меньшей плотности обладает существенно большей теплопроводностью, по сравнению с основным бассейном тепловыделяющего расплава, состоящего из оксидных составляющих (оксиды циркония и урана) с более высокой плотностью (~10÷43 т/м³) по сравнению со стальным слоем (~8 т/м³).

Вследствие того, что стальной слой расплава находится над оксидной тепловыделяющей частью расплава, значительная часть тепла, выделяемая в оксидной части бассейна расплава, передается в стальной слой, толщина которого может варьироваться от нескольких (~5÷10 см) до десятков (30÷70 см) сантиметров. При этом, отвод тепла от стального слоя происходит как с верхней своей поверхности путем излучения, так и по его боковой поверхности, контактирующей со стенкой корпуса реактора. Доля тепла, уходящая с верхней поверхности стального слоя расплава за счет излучения, на внутрикорпусные элементы АЗ, может быть значительно ниже той части тепла, которая передается по боковой поверхности стального слоя в стенку корпуса реактора путем теплопроводности, вследствие того, что на верхнюю часть стального слоя расплава передается путем излучением тепло от высокотемпературных (~2400÷3000°C) элементов конструкции разрушенной АЗ. Вследствие того, что площадь поверхности стального слоя, контактирующего с оксидной частью расплава (характерные диаметры ~3÷5 м), значительно превышает площадь его боковой поверхности, то основная доля тепла, передаваемая в стальной слой от тепловыделяющей оксидной части расплава, передается путем теплопроводности в стенку корпуса реактора, что приводит к эффекту «фокусировки» тепловой нагрузки (Theofanous, T.G., Liu, C., Additon, S., Angelini, S., Kymalanen, O., Salmassi, T., In-vessel coolability and retention of a core melt, DOE/ID-10460, Vols. 1 and 2, October 1996, and Nucl. Eng. Des., Vol.169, 1-48, 1997. Theofanous, T.G. and Syri, S., The coolability limits of a reactor pressure vessel lower head, Nucl. Eng. And Des., Vol.169, 59-76, 1997), характеризующегося тем, что на стенку корпуса реактора воздействует тепловой поток высокой интенсивности, превышающий в некоторых случаях значение КТП, которое определяет возможность теплосъема тепловой нагрузки с внешней поверхности стенки корпуса реактора при его охлаждении.

В силу высокой температуры оксидной ванны расплава (~2000÷3000°C) и ее размеров по глубине (~0.7÷1.5 м), в расплаве формируются достаточно интенсивные течения (естественная конвекция), сопровождающиеся переносом тепла к верхней части расплава оксидов и к нижней поверхности стального слоя расплава. В последнем, вследствие естественной конвекции, также происходит интенсивный перенос тепла внутри слоя (интенсивное перемешивание).

Технической задачей, на решение которой направлено изобретение, является уменьшение риска разрушения корпуса реактора и последствий тяжелых аварий на атомных электростанциях путем удержания расплавленной активной зоны внутри корпуса реактора.

Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшение эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) и ее более равномерное распределение по внутренней поверхности стенки корпуса реактора при формировании бассейна расплава в его нижней части при тяжелой аварии.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны, расположенной в нижней части корпуса реактора, до образования расплавленной активной зоны внутрь корпуса реактора помещают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.

Кроме того, известное устройство защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны, расположенной в нижней части корпуса реактора, снабжено контейнерами с тугоплавкими элементами, закрепленными в нижней части корпуса до образования расплавленной активной зоны, при этом выбирают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором представлен фрагмент корпуса реактора с расплавленной активной зоной и расслоением кориума по плотности.

Устройство защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны содержит следующие элементы. В корпусе 1 ядерного реактора с расплавленной активной зоной и расслоением кориума по плотности, в нижней части бассейна расплава активной зоны находятся более плотные окислы 2, например, урана и циркония, а в верхней части расплава - слой 3 - расплавленных стальных конструктивных элементов активной зоны, с внутренней стороны к днищу корпуса 1 реактора прикреплены контейнеры с тугоплавкими элементами 5 с плотностью, примерно равной плотности прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.

Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны реализуется следующим образом.

При тяжелой аварии ядерного реактора с расплавлением активной зоны ядерное топливо, а также расплав элементов конструкции A3 и элементов внутриреакторных конструкций реактора перемещаются в нижнюю часть корпуса реактора под действием силы тяжести. Вследствие значительного остаточного энерговыделения во фрагментах топлива (диоксид урана) происходит дальнейшее плавление переместившихся в нижнюю часть корпуса элементов конструкций, приводящее к формированию бассейна расплава и дальнейшему его расслоению вследствие различной плотности стальных (железо, никель, хром и их соединения) и оксидных (оксиды урана, циркония и др.) составляющих расплава.

Наиболее плотные компоненты (оксиды 2 урана и циркония) опускаются вниз, а менее плотные (расплав стальных компонентов) поднимаются вверх и образуют слой 3 с более высокой теплопроводностью, чем у оксидных сотавляющих расплава. Этот слой поглощает тепло, выделяемое в нижней, оксидной, части бассейна расплава, и отводит его к боковым стенкам корпуса реактора. Образуется эффект «фокусировки» (или «тепловой линзы»), приводящий в случае, если тепловой поток, действующий на внутреннюю стенку корпуса, превысит значение критического теплового потока на внешней охлаждаемой стенке корпуса реактора, к поясному оплавлению корпуса и его разрушению. Именно на снижение плотности теплового потока, действующего на внутреннюю стенку корпуса реактора со стороны расплава, и направлено предлагаемое техническое решение.

Ванна расплава воздействует на контейнеры 4, содержащие тугоплавкие и имеющие низкую теплопроводность (меньше теплопроводности расплавленной стали) элементы 5 с плотностью примерно равной плотности прослойки расплавленной стали в верхней части кориума и прикрепленные с внутренней стороны к днищу корпуса реактора. Оболочка контейнеров 4 выполнена из стали и под действием тепловыделения кориума плавится, освобождая находящиеся внутри элементы 5. В силу того, что тугоплавкие элементы 5 имеют плотность, сопоставимую с плотностью стального слоя расплава и величина которой ниже плотности оксидной части расплава, тугоплавкие элементы 5 всплывают и распределяются в объеме слоя стального расплава 3, образуя гетерогенную структуру, состоящую из расплава стали, имеющей высокую теплопроводность, и тверды включений с более низкой теплопроводностью. Такая структура имеет более низкую осредненную по объему теплопроводность по сравнению с гомогенным стальным слоем расплава, что приводит к перераспределению (уменьшению) количества теплоты и, как следствие, интенсивности тепловой нагрузки, передаваемой к стенке корпуса реактора расплавом стали, Кроме этого перенос теплоты за счет естественной конвекции в стальном слое расплава будет менее интенсивным в случае гетерогенной структуры последнего. Два этих эффекта позволят снизить эффект «фокусировки» тепла на стенку корпуса реактора до тех значений, когда будет возможно обеспечить устойчивый отвод тепла на внешней поверхности стенки корпуса реактора за счет использования внешнего охлаждения корпуса и снизить температуру корпуса реактора до значений, позволяющих сохранить его целостность.

Таким образом, распределение в слое стального расплава кориума, образующегося в корпусных реакторах при тяжелых авариях, тугоплавких элементов с выбранными теплопроводностью и плотностью, сопоставимой с плотностью стального слоя расплава, приводит к снижению осредненной теплопроводности стального слоя расплава и снижению интенсивности переноса теплоты к стенке корпуса реактора за счет естественной конвекции в стальном слое расплава, что в свою очередь приводит к снижению величины тепловой нагрузки, уменьшению эффекта «фокусировки» теплового потока на стенке корпуса реактора и сохранению целостности корпуса реактора при тяжелых авариях.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для уменьшения последствий тяжелых аварий с расплавлением активной зоны. Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшение эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) и ее более равномерное распределение по внутренней поверхности стенки корпуса реактора при формирования бассейна расплава в его нижней части при тяжелой аварии. В нижней части корпуса реактора располагают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, примерно равной плотности расплавленной стали. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны, расположенной в нижней части корпуса реактора, отличающийся тем, что до образования расплавленной активной зоны внутрь корпуса реактора помещают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.

2. Устройство защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны, расположенной в нижней части корпуса реактора, отличающееся тем, что оно снабжено контейнерами с тугоплавкими элементами, закрепленными в нижней части корпуса до образования расплавленной активной зоны, при этом выбирают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью прослойки расплавленной стали в верхней части кориума.