Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления
NUCLEAR REACTOR HOUSING COOLING METHOD IN CASE OF SEVERE ACCIDENT AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается, в частности, способов и средств отвода остаточного тепла от конструкций ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) при тяжелых авариях (ТА), подвергающихся высокоинтенсивному тепловому воздействию от расплавленных материалов активной зоны (АЗ). Изобретение может быть использовано в системах аварийного отвода остаточного тепла от корпуса ядерного реактора при ТА в реакторных установках (РУ) корпусного типа (ВВЭР, PWR, BWR) с целью сохранения целостности конструкции корпуса и предотвращения выхода радиоактивных материалов в окружающую среду. Кроме этого, данное изобретение может быть использовано в системах отвода остаточного тепла от корпуса устройства локализации расплава (УЛР), где накапливаются и локализуются расплавленные материалы АЗ в случае разрушения корпуса ядерного реактора в течение ТА.
2
2
Дальнейшее повышение мощности РУ корпусного типа в значительной мере усложняет проблему внутрикорпусного удержания расплава кориума в течение ТА вследствие того, что величина тепловой нагрузки на корпус реактора, действующая со стороны расплавленных материалов АЗ, с увеличением мощности РУ, имеет тенденцию к увеличению. Например, величина плотности теплового потока, действующая на стенку корпуса ядерного реактора может значительно превышать величину 1.5 МВт/м [1], а на начальной (до 1 ч после начала тяжелой стадии аварии) фазе ТА данная величина тепловой нагрузки может существенно превышать величину 2.0 МВт/м. При подобных сценариях развития ТА традиционные схемы внешнего охлаждения стенки корпуса реактора (залив водой подреакторной шахты с корпусом реактора, создание специальных контуров принудительной и естественной циркуляции охладителя при реализации внешнего охлаждения корпуса и др.) не позволяют осуществить устойчивый теплоотвод от внешней поверхности стенки корпуса ядерного реактора в течение запроектной ТА.
Основным ограничением в данном случае являются величина критического теплового потока (КТП) и величина коэффициента теплоотдачи на охлаждаемой внешней поверхности стенки корпуса реактора, которые определяют режим кипения и условия теплообмена на нагретой поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении в течение ТА. При тепловой нагрузке (плотности теплового потока) со стороны расплава АЗ на корпус реактора превышающей КТП, происходит интенсивное оплавление стенки корпуса реактора и его разрушение, и, как следствие, дальнейший выход радиоактивных материалов за пределы корпуса.
Поэтому, возможность повышения величины КТП и величины коэффициента теплоотдачи (который характеризует интенсивность теплоотдачи) на внешней поверхности корпуса реактора будет определяющим образом влиять на реализацию устойчивого теплоотвода от поверхности корпуса ядерного реактора, и является одной из ключевых задач в общей проблеме безопасности ЯЭУ и удержания расплава кориума внутри корпуса ядерного реактора при ТА (т.н. «In-Vessel Problem» - англ.: 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; Theofanous, T.G., Liu, C., Additon, S., Angelini, S.,  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).
2
Для обеспечения устойчивого теплосъема с внешней поверхности корпуса ядерного реактора при ТА используют различные схемы внешнего охлаждения, основанные на использовании принудительной и естественной циркуляции охладителя вдоль внешней стенки корпуса реактора, но вопрос об эффективности их использования при тепловых нагрузках свыше 1.5 МВт/м остается открытым на настоящий момент [2].
Из существующего уровня техники известна система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора (Патент RU №2649417, опубл. 03.04.2018, МПК G21C 15/18). В этом известном способе отвод тепла от корпуса ядерного реактора осуществляется путем принудительной циркуляции охлаждающей воды снаружи корпуса реактора с помощью насоса. Насос приводят в действие электродвигателем, запитанным от термоэлектрических преобразователей прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, установленных на внешней стороне корпуса реактора.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа следует отнести то, что при ТА и формировании ванны расплава, имеющей высоту ниже уровня установки термоэлектрических преобразователей на внешней поверхности корпуса реактора, генерация электрического тока от данных преобразователей окажется недостаточной для нормальной работы электродвигателя и работы насоса, обеспечивающего принудительную циркуляцию охлаждающей жидкости снаружи корпуса реактора, что отрицательно повлияет на возможность и эффективность теплоотвода от внешней поверхности корпуса ядерного реактора и его охлаждение при ТА.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого способа по технической сущности и достигаемому результату является способ охлаждения корпуса реактора, реализованный в системе пассивной безопасности ядерной энергетической установки (Патент RU 2467416, опубл. 20.11.2012; МПК G21C 15/18). Способ охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях при использовании этого известного технического решения осуществляется путем подачи охлаждающей жидкости (вода) в спринклерную группу и поддон, а для охлаждения корпуса реактора охлаждающая жидкость распыливается спринклерной группой и попадает на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, который покрыт слоями сферических теплопроводящих элементов, увеличивающих площадь теплоотдачи. При движении по зазорам между сферическими элементами охлаждающая жидкость нагревается за счет контакта с последними, проникает к гладкой внешней поверхности корпуса реактора, где и закипает.
Пар по зазорам удаляется от поверхности корпуса реактора, а новые порции охлаждающей воды, стекая по сферическим теплопроводящим элементам, вновь проникают к поверхности корпуса реактора. В поддон, размещенный снаружи в нижней части корпуса реактора, подается охлаждающая жидкость из резервуара охлаждающей жидкости, где она, смачивая сферические теплопроводящие элементы, проникает к поверхности корпуса реактора. При этом происходят нагрев и испарение охлаждающей жидкости.
2
2
2
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа, принятого за прототип, относится то, что величина коэффициента теплоотдачи при использовании жидкостного спринклерного охлаждения не превышает, как правило, 5000 Вт/(Км) (В.В. Воробьев, В.А. Немцев, В.В. Сорокин, Л.Ф. Тюшкевич «Спринклерная система охлаждения герметичной оболочки локализующей системы безопасности ВВЭР пассивного типа»/ Известия национальной академии наук Беларуси. - Сер. Физико-технических наук, №3, 2012. - с. 93-97), что не позволяет в полной мере реализовать эффективный теплоотвод от поверхности корпуса реактора при ТА, когда плотность теплового потока превышает 2 МВт/м. Как показывает оценочный расчет, при таких уровнях тепловой нагрузки коэффициент теплоотдачи при охлаждении корпуса реактора должен иметь значения порядка 20 кВт/(Км) и выше. Другая причина, препятствующая эффективному охлаждению корпуса реактора при использовании этого технического решения, связана с тем, что распыливание спринклерами охладителя осуществляется только на боковую внешнюю поверхность корпуса реактора, а нижняя часть корпуса реактора охлаждается за счет ее погружения в поддон с охлаждающей жидкостью. При подобной схеме охлаждения могут возникнуть трудности с отводом пара при кипении охладителя в области нижней части корпуса реактора, размещенного в этом поддоне, что снизит эффективность теплоотвода от охлаждаемой поверхности корпуса при ТА.
Кроме этого, значительное снижение эффективности отвода тепла от охлаждаемой поверхности корпуса реактора в случае, если поры покрытия, образованного слоями сферических теплопроводящих элементов на внешней поверхности корпуса реактора, будут заполнены инородным материалом (пыль, грязь, и пр.), что существенно снизит площадь поверхности теплоотдачи и интенсивность теплоотдачи к охладителю. Такой случай, когда поры покрытия будут заполнены инородным материалом, может произойти, в частности, при штатной работе РУ вследствие наличия в воздухе, контактирующего с пористым покрытием из сферических теплопроводных элементов, пыли, которая может распределиться на пористой поверхности и закрыть поверхностные поры, или заполнить последние. Также, «закрытие» пор может произойти вследствие минерального осадка, образующегося на поверхности теплопроводных сфер в процессе кипения при охлаждения корпуса реактора в случае использования предварительно необработанной (минерализованной) воды, что актуально для современных РУ у которых длительность внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА определяется величиной не менее 24…72 ч.
Известен ядерный реактор с улучшенным охлаждением при аварийной ситуации (Патент RU №2496163, опубл. 20.10.2013 г., МПК G21C 15/18), содержащий корпус, в котором расположена активная зона реактора, первичный контур для охлаждения реактора, шахта, в которой находится корпус, кольцевой канал, окружающий нижнюю часть корпуса в шахте, средства, выполненные с возможностью заполнения реакторной шахты охлаждающей жидкостью. Средства сбора пара, генерируемого в верхнем конце шахты реактора, расположены в герметичном помещении и образуют объем, отделенный от объема герметичного помещения, обеспечивая появление избыточного давления пара. Средства создания принудительной конвекции охлаждающей жидкости в кольцевом канале (для увеличения интенсификации теплоотдачи) выполнены в виде циркуляционного насоса, расположенного в нижней части шахты. Средства для приведения в действие циркуляционного насоса содержат лопастной насос, приводимый в действие при помощи указанного собранного пара, и передаточный механизм, связанный с циркуляционным насосом.
К недостатку этого известного технического решения следует отнести то, что наличие в данной системе охлаждения достаточно большого числа подвижных устройств и усложненность их конструкции снижают общую надежность этой системы охлаждения.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого устройства для осуществления заявляемого способа является система пассивной безопасности ядерной энергетической установки (Патент RU 2467416, опубл. 20.11.2012; МПК G21C 15/18), содержащая герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спринклерную систему, предназначенную для распиливания охлаждающей жидкости на боковую поверхность корпуса реактора, а также вспомогательные системы, обеспечивающие отвод пара из реакторного помещения и подачу охлаждающей жидкости в спринклерную систему и поддон, размещенный в нижней части корпуса реактора,. Поддон с соответствующим питательным трубопроводом и регулирующим вентилем предназначен для охлаждения нижней части корпуса реактора при ТА. Для увеличения площади поверхности теплоотдачи на внешнюю поверхность корпуса реактора нанесены слои сферических теплопроводящих элементов.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного технического решения, принятого за прототип устройства, относится сложность эффективного отвода (эвакуации) образующегося пара в области нижней части корпуса ядерного реактора (днище корпуса) при кипении охлаждающей жидкости в пористом слое, образованном сферическими теплопроводными элементами на внешней поверхности стенки корпуса реактора и расположенном в зоне поддона, заполненного водой.
В этой области корпуса реактора, значительная часть охлаждаемой поверхности днища корпуса реактора расположена практически горизонтально и процесс охлаждения и кипения охлаждающей жидкости происходит на обращенной вниз горизонтальной поверхности днища. При подобной схеме процесса кипения при охлаждении днища корпуса реактора существует вероятность «запирания» образующегося пара в приповерхностной области днища корпуса, что может привести к затрудненному режиму (или полному прекращению) эвакуации пара из этой области и невозможности доступа охлаждающей жидкости из основного потока охладителя к нагретой поверхности корпуса. Это, в свою очередь, приведет к ухудшению характеристик теплоотвода от поверхности днища корпуса ядерного реактора и снижению параметров надежности этого известного технического решения.
Предлагается.
1. Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии заключающийся в том, что систему охлаждения корпуса ядерного реактора оснащают группой распыливающих устройств, которая при возникновении аварийной ситуации подает путем распыливания на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора охлаждающую среду, состоящую из жидкой фазы, отличающийся тем, что в системе охлаждения корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и при нагреве корпуса ядерного реактора эти распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора охлаждающую диспергированную газожидкостную среду с температурой меньше температуры кипения жидкой компоненты этой диспергированной газожидкостной охлаждающей среды.
2. Способ охлаждения по п. 1, отличающийся тем, что в диспергированной газожидкостной охлаждающей среде в качестве жидкой компоненты используют, например, воду, а в качестве газового компонента используют, например, воздух, азот, инертные газы отдельно или в смеси.
3. Устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, содержащее систему охлаждения, включающую группу распыливающих устройств, расположенных вокруг внешней поверхности корпуса реактора и предназначенных для подачи путем распыливания охлаждающей однофазной жидкой среды на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, причем, каждое из распыливающих устройств соединено с источником, содержащим под избыточным давлением охлаждающую жидкость, питательным напорным трубопроводом с устройством регулирования подачи охлаждающей жидкости в группу распыливающих устройств, отличающееся тем, что система охлаждения включает группу распыливающих устройств, расположенных вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и каждое распыливающее устройство предназначено для формирования и распыливания диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, причем, каждое из распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной среды раздельно, а в каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, расположенное между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей диспергированной газожидкостной среды.
Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является уменьшение риска разрушения корпуса ядерного реактора и последствий ТА в ЯЭУ корпусного типа путем удержания материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора при ТА за счет использования эффективного внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях.
Техническим результатом заявляемого решения является увеличение интенсивности теплоотдачи на внешней поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении в течение ТА в условиях действия на корпус реактора высокоинтенсивных тепловых нагрузок со стороны расплавленных материалов АЗ.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, в системе охлаждения корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и при нагреве корпуса ядерного реактора эти распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора охлаждающую диспергированную газожидкостную среду с температурой меньше температуры кипения жидкой компоненты этой диспергированной газожидкостной охлаждающей среды. В качестве жидкой компоненты диспергированной газожидкостной охлаждающей среды может быть использована, например, вода, а в качестве газового компонента диспергированной газожидкостной охлаждающей среды могут быть использованы, например, воздух, азот, инертные газы отдельно или в смеси.
Указанный технический результат по п. 3 достигается тем, что устройство охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии содержит систему охлаждения, включающую группу распыливающих устройств, расположенных вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и каждое распыливающее устройство предназначено для формирования и распыливания диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора. Каждое из этих распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной среды раздельно, а в каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, расположенное между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей диспергированной газожидкостной среды.
Дополнительным техническим результатом заявляемого технического решения является уменьшение объема охлаждающей жидкости, необходимой для осуществления внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора при ТА, что позволяет значительно уменьшить материальные и эксплуатационные затраты, связанные с сооружением и эксплуатацией емкостей для хранения охлаждающей жидкости, а также системы охлаждения корпуса реактора при ТА в целом. Данный технический результат достигается благодаря тому, что, при использовании внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора с помощью диспергированной газожидкостной охлаждающей среды, объем охлаждающей жидкости имеет значение значительно меньшее, чем в случае использования традиционных способов, используемых для охлаждения нагретых поверхностей (залив жидким охладителем, циркуляция охладителя вдоль поверхности охлаждения и т.п.).
Техническая сущность предлагаемого технического решения, включающего способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии и устройство для его осуществления, поясняется чертежом, представленным на фиг. 1 и соответствующими пояснениями. На представленном чертеже представлены только те элементы конструкции устройства, которые необходимы для понимания сущности предлагаемого технического решения. Сопутствующее оборудование и устройства, которые достаточно хорошо известны специалистам в данной области знаний, на этом чертеже не представлены.
На фиг. 1 представлена функциональная схема устройства охлаждения корпуса ядерного реактора 1 при тяжелой аварии. Данное устройство включает систему охлаждения, содержащую группу распыливающих устройств 2, состоящих из распыливающих устройств 3, соединенных между собой. Распыливающие устройства расположены вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора 1 и каждое из этих распыливающих устройств 3 предназначено для формирования и распыливания диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса реактора при ТА. Каждое распыливающее устройство 3 соединено двумя питательными напорными трубопроводами 4 и 5 с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую 6 и жидкую 7 компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной среды раздельно. В каждом из напорных трубопроводов 6 и 7 имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей диспергированной газожидкостной среды. Так, в питательном напорном трубопроводе 4 для газовой компоненты охлаждающей среды имеется регулирующее устройство подачи 8, а в питательном напорном трубопроводе 5 для жидкой компоненты охлаждающей среды имеется регулирующее устройство подачи 9. Данные регулирующие устройства 8 и 9 располагаются между группой распыливающих устройств 2 и соответствующими источниками газовой 6 и жидкой 7 компонент охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, соответственно. В качестве распыливающего устройства 3 могут быть использованы, например, газо-жидкостные форсуночные устройства [3], или иные по конструкции распыливающие устройства, обеспечивающие получение мелкодисперсной газожидкостной среды [4].
Способ охлаждения корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии реализуется следующим образом. При возникновении аварийной ситуации в ЯЭУ, например, когда происходит нагрев корпуса ядерного реактора вследствие воздействия на него тепловых нагрузок от осушенной АЗ и высокотемпературных расплавленных материалов АЗ, срабатывают регулирующие устройства 8 и 9, осуществляя подачу в напорные трубопроводы 4 и 5 газового и жидкого компонентов охлаждающей среды от источников 6 и 7, соответственно. При подаче газового и жидкого компонентов охлаждающей среды в распыливающее устройство 3 происходит смешение этих двух сред в этом устройстве и формирование потока диспергированной газожидкостной охлаждающей среды. За счет избыточного давления в напорных трубопроводах 4 и 5, происходит распиливание диспергированной газожидкостной охлаждающей среды на внешнюю поверхность корпуса реактора.
Интенсификация процесса охлаждения при использовании диспергированной газожидкостной охлаждающей среды обеспечивается за счет создания мелкодисперсной газожидкостной смеси, имеющей более развитую поверхность теплоотдачи по сравнению с распылом однофазной жидкой среды за счет дробления капель жидкого компонента газовым компонентом охлаждающей среды [3] в устройстве распыла 3. Описание основных характеристик и возможностей охлаждения, основанном на использовании диспергированной газожидкостной охлаждающей среды, представлены в работе [4].
Вследствие того, что температура жидкой компоненты (далее как «жидкость», «жидкая фаза») охлаждающей диспергированной газожидкостной среды, формируемой распыливающим устройством 3, имеет значение меньшее по сравнению с температурой нагретой стенки корпуса реактора, при взаимодействии мелкодисперсных капель жидкости, распределенных в газожидкостном потоке охлаждающей среды, с более нагретой стенкой корпуса реактора (при распыливании охлаждающей среды на поверхность корпуса реактора), на поверхности корпуса реактора образуется тонкая пленка жидкости при контакте капель жидкости с поверхностью корпуса в процессе распыливания. Вследствие того, что температура жидкости имеет значение меньшее, чем температура нагретой поверхности корпуса, происходит охлаждение корпуса реактора за счет отвода тепла путем теплопроводности от его поверхности к менее нагретой жидкой пленке и ее нагревание.
В случае, когда температура стенки корпуса реактора превышает температуру кипения жидкой компоненты охлаждающей газожидкостной среды, при взаимодействии капель жидкости с нагретой поверхностью происходит более интенсивный теплоотвод от нагретой поверхности корпуса реактора за счет того, что происходит фазовое превращение, когда переход из жидкой фазы в газовую/паровую (для жидкой компоненты охлаждающей газожидкостной среды) происходит с поглощением тепла, которое отводится от более нагретого корпуса реактора и тем самым происходит его охлаждение.
Преимущество данной схемы охлаждения по сравнению с традиционными схемами охлаждения (залив нагретой поверхности жидким охладителем, циркуляция охладителя вдоль нагретой поверхности и т.п.) заключается в том, что при кипении жидкости в предлагаемом техническом решении происходит более эффективная эвакуация образующейся газовой/ паровой фазы от охлаждаемой поверхности, образующейся при кипении жидкости. В данном случае, такая эффективность эвакуации газовой фазы от поверхности охлаждения обусловлена отсутствием слоя жидкости вокруг охлаждаемой поверхности и, как следствие, возможности образования паровых пленок на охлаждаемой поверхности, препятствующих эффективной теплоотдачи в процессе охлаждения. Это, в свою очередь, позволяет обеспечить эффективный и беспрепятственный подвод к охлаждаемой поверхности корпуса реактора новой порции охлаждающей среды и, тем самым, значительно повысить интенсивность теплоотвода от охлаждаемой поверхности корпуса реактора. Такая, более благоприятная схема эвакуации пара от охлаждаемой поверхности корпуса реактора позволяет осуществлять более эффективное охлаждение нижней (днище) части корпуса реактора при различных сценариях ТА.
По сравнению со способом охлаждения корпуса реактора, реализованном в прототипе технического решения, где нижняя часть корпуса реактора (днище) охлаждается только за счет подачи охлаждающей воды в имеющейся поддон, а спринклерный распыл охлаждающей жидкости осуществляется только на боковую поверхность корпуса реактора, в предлагаемом способе охлаждения корпуса реактора, когда для охлаждения используется диспергированная газожидкостная охлаждающая среда, представляется возможным использовать распыливание этой газожидкостной среды по всей поверхности корпуса ядерного реактора. В этом случае отсутствует необходимость использование дополнительных устройств, таких как, например, поддона, для охлаждения нижней части корпуса реактора, что упрощает как реализация способа охлаждения корпуса реактора, так и позволяет упростить конструкцию системы охлаждения в целом.
Роль газового компонента в диспергированной газожидкостной среде в рассматриваемой схеме охлаждения заключается, в основном, в том, чтобы сформировать более мелкую дисперсность [3] жидких капель, которые формируются при работе распыливающего устройства 3. Кроме этого, теплопроводность газового компонента и его температура также влияют на величину отвода тепла от корпуса реактора при его охлаждении. При более высоких значениях коэффициента теплопроводности газового компонента, величина тепла, отводимого от корпуса реактора при его охлаждении, будет возрастать.
В качестве жидкой компоненты охлаждающей диспергированной газожидкостной охлаждающей среды, можно использовать, например, воду, как наиболее распространенный охладитель. Хотя имеется опыт использования в качестве жидкой компоненты и легкоплавких металлических соединений [4] для охлаждения высокотеплонагруженных устройств. В качестве газового компонента, при реализации предлагаемого технического решения, можно использовать, например, воздух, азот, инертные газы отдельно или в смеси [4]. Возможность использования диспергированной газожидкостной охлаждающей среды в качестве охлаждающей среды при воздействии высокоинтенсивных тепловых воздействиях подтверждается, в частности, результатами, представленными в работе [4].
2
2
2
Как показали проведенные нами опыты, использование воздуха, азота и инертных газов (аргона, гелия) и их смесей несущественным образом влияет на характер теплоотвода от нагретых поверхностей. Выбор конкретного газового компонента определяется, в большей мере, технологическими особенностями охлаждения (препятствие окислению охлаждаемой поверхности при высоких температурах и др.). Оценки полученных в этих опытах результатов показали, в частности, что величина коэффициента теплоотдачи на охлаждаемой поверхности изделия, нагреваемого тепловым потоком свыше 2.5 МВт/м, имела значение свыше 30 кВт/(Км). Результаты, полученные в этих опытах и в [4], показали, что использование схемы охлаждения с помощью диспергированной газожидкостной охлаждающей среды позволяет эффективно осуществлять теплоотвод при тепловой нагрузке не менее 3 МВт/м. Такие значения плотности теплового потока значительно выше тех значений, которые ожидаются при протекании ТА в ЯЭУ.
Таким образом, предлагаемый способ охлаждения корпуса реактора при ТА и устройство, реализующее данный способ, позволяют существенно повысить эффективность и интенсивность внешнего охлаждения корпуса реактора при ТА, положительно решить вопрос о сохранении целостности корпуса реактора в течение тяжелой аварии, а также предотвратить выход радиоактивных материалов в окружающую среду при подобных запроектных тяжелых авариях.
Литература
[1]. V. Loktionov, Е. Mukhtarov, I. Lyubashevskaya «Features of heat and deformation behavior of a VVER-600 reactor pressure vessel under conditions of inverse stratification of corium pool and worsened external vessel cooling during the severe accident. Part 1. The effect of the inverse melt stratification and in-vessel top cooling of corium pool on the thermal loads acting on VVER-600's reactor pressure vessel during a severe accident))/ J. Nuclear Engineering and Design, 326 (2018). 320-332. (https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.11.015).
[2]. Локтионов В.Д., Пажетнов B.B., Яньков Г.Г. «Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса ВВЭР при тяжелой аварии в условиях тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок»/ 8-ая Международная научно-технической конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР"/ Материалы конференции, 28-31 мая 2013 г., ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Россия, Подольск.
[3]. Пажи Д.Г., Галустов B.C. «Распылители жидкостей». - М. Химия, 19798.-216 с.
[4]. А.В. Вертков, А.Т. Комов, И.Е. Люблинский, С.В. Мирнов, А.Н. Варава, А.В. Дедов, А.В. Захаренков, П.Г. Фрик «Применение диспергированного газожидкостного потока для охлаждения жидкометаллического лимитера токамака Т-10»/ ВАНТ. Сер. «Термоядерный синтез», 2018, т. 41, вып. 1. - с. 57-64.