УСТРОЙСТВО СТЕНКИ КОРПУСА ТЕПЛООБМЕННИКА

Полезная модель относится к области атомной энергетики, в частности к системам локализации аварии и предназначено для улавливания расплавленных компонентов активной зоны и их обломков из разрушенного корпуса ядерного реактора при запроектных авариях на атомных электростанций (далее - АЭС).
Рост количества АЭС и приближение их к крупным населенным пунктам вместе с повышением требований по обеспечению безопасности делает необходимым проведение анализа прохождения тяжелых запроектных аварий, включая гипотетические, и разработку комплекса как технических, так и организационных мероприятий, направленных на минимизацию их последствий и гарантирующих недопустимость распространения радиоактивных продуктов на широких территориях.
Особое место среди возможных аварийных ситуаций на АЭС занимают аварии с потерей теплоносителя первого контура. Невозможность залива активной зоны реактора многократно дублированными активными и пассивными системами аварийного охлаждения при авариях этого рода может перевести аварию в категорию запроектных с расплавлением активной зоны за счет остаточного тепловыделения и запаса аккумулированного тепла.
В результате возможно полное или частичное расплавление топлива в активной зоне, которое приводит к разрушению узлов конструкции реактора и, в конечном счете, к проплавлению днища корпуса реактора.
При расплавлении днища корпуса реактора расплавленные материалы активной зоны выливаются на бетонное основание шахты реактора. Поэтому под корпусом реактора целесообразно устанавливать своеобразные барьеры различного рода ванны или ловушки расплавленных материалов активной зоны.
Независимо от конструктивного оформления основное назначение устройств локализации расплава (ловушек) состоит в том, чтобы вместить и удержать от распространения всю массу расплава, обеспечить снижение температуры и эффективный отвод остаточного энерговыделения, предотвратить проплавление основания шахты реактора и разрушение основных конструкций контейнмента внутри герметичной оболочки.
Известны варианты устройств локализации расплава, включающие корпус в виде большой емкости из нержавеющей стали, который распложен внутри шахты реактора непосредственно под корпусом высокого давления.
Чтобы избежать структурных изменений стали и снижения ее прочностных характеристик в процессе эксплуатации, ее температура не должна превышать 700°С.
Для выполнения этого условия в различных вариантах указанных устройств корпус имеет защитное теплоизоляционное покрытие из графита, композиционных материалов на основе графита с добавлением карбидов, силикатов или боридов, из высокотемпературной керамики, а также предусматривается создание специальных теплообменных устройств.
Из уровня техники известен резервуар для удержания расплавившихся элементов активной зоны ядерного реактора, включающий в себя подложку из графита и защитное покрытие, состоящее из блоков диоксида урана или диоксида тория (см. патент GB №1511620, G21C 9/00, G21C 9/016, 1978).
Недостатком известного устройства является сложность изготовления защитного покрытия.
Защитное плоское покрытие резервуара (диаметром около 5 м) создается из большого числа предварительно изготовленных блоков, имеющих в сечении гексагональную форму. Блоки устанавливаются на подложке плотно друг другу, так как зазоры ухудшают эффективность защитного слоя.
Известен также резервуар для удержания расплавившихся элементов активной зоны ядерного реактора, стенка которого состоит из графитовой подложки и защитного покрытия из графитовой ткани и циркониевой фольги, уложенных чередующими слоями (см. патент RU №2079905, G21C 9/016, 1997).
Недостатком известного устройства является возможность разрушения защитного слоя.
Известна также емкость для удержания расплавившихся элементов активной зоны ядерного реактора (см. патент GB №2236210, G21C 9/016, 1991).
2
Данная емкость установлена на специальных опорах в шахте реактора и частично вмещает корпус высокого давления. Сферическое днище емкости, предназначенное для размещения расплава, выполнено многослойным, состоящим из внутреннего и внешнего слоев из нержавеющей стали. Между ними расположен защитный слой в виде плотно уложенных блоков особой формы, изготовленных из керамики на основе диоксида циркония ZrO.
Данный защитный материал химически относительно инертен, имеет достаточно высокую температуру плавления (3000 К), термостоек, устойчив к механическим нагрузкам, обладает низкой теплопроводностью.
Недостатком известного устройства является недостаточная надежность конструкции из-за возможности разрушения керамического слоя при взаимодействии с оксидами железа, входящими в состав расплава.
Разрушение защитного слоя может привести к проплавлению стальной опорной стенки и попаданию расплава на бетонное основание шахты реактора, а при наличии в ней воды - и к паровому взрыву.
Известна также система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа (см. патент RU №2165652, G21C 9/016, G21C 13/10, 2001).
В данной системе корпус устройства локализации расплава выполнен в виде кольцевого теплообменника, который установлен в бетонной шахте под реактором и заполнен жертвенными материалами. Также предусмотрено устройство поливного орошения кориума сверху. При этом под днищем реактора установлена защитная ферма, между защитной фермой и корпусом выполнена бетонная консоль, а подреакторное помещение герметически закрыто тонким материалом, легко разрушаемым кориумом.
Наличие жертвенных материалов позволяет уменьшить высокую температуру поступающего расплава кориума и обеспечить более эффективное охлаждение разбавленного расплава за счет увеличения объема кориума и соответствующего увеличения охлаждаемой поверхности.
Недостатком данного устройства является то, что значительная доля тепла будет отводиться излучением от зеркала расплава вверх, это может привести к перегреву боковых стенок корпуса.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является корпус устройства локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа (см. патент RU №35463, G21C 9/016, G21C 13/10.2004).
Данное устройство содержит расположенную в подреакторном пространстве бетонной шахты ловушку, охлаждаемая оболочка которой выполнена в форме сосуда и заполнена жертвенными материалами.
Недостатком данного устройства является недостаточно эффективное охлаждение расплава.
Технической задачей полезной модели является повышение безопасности за счет исключения выхода жидких и твердых радиоактивных материалов (кориума) за пределы устройства локализации.
Технический результат заявляемого решения заключается в повышение эффективности и надежности устройства путем улучшения условий охлаждения кориума.
Для достижения указанного технического результата в устройстве стенки корпуса теплообменника, предназначенного для устройства локализации расплава, представляющего собой кольцевой теплообменник в виде охлаждаемого корпуса, установленного в бетонной шахте под реактором и заполненного жертвенным материалом, согласно предложению, стенка корпуса выполнена многослойной, состоящей из внутренней и наружной стенок, размещенных с образованием внутреннего пространства, заполненного гранулированным керамическим материалом, химически подобным жертвенному материалу.
2
3
2
3
Также, согласно предложению, в качестве наполнителя применены жертвенные керамические материалы на основе оксида железа FеО и оксида алюминия АlО, а пространство, образованное между внутренней и наружной стенками, составляет не менее 100 мм.
Сущность предложения поясняется чертежами, где на фиг.1 схематично изображена конструкция корпуса теплообменника устройства локализации расплава с опорными элементами; на фиг.2 представлена конструкция стенки корпуса теплообменника.
Следует учесть, что на чертежах представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертеже не представлено.
Заявляемое техническое решение предназначено для устройства локализации расплава (далее - УРЛ) и использовано на АЭС с водо-водяным реактором. УЛР представляет собой кольцевой теплообменник в виде охлаждаемого корпуса, установленного на опорах в бетонной шахте под реактором.
Корпус предназначен для приема и размещения в своем объеме расплава кориума, а также для предотвращения выхода его за установленные границы зоны локализации. Кориум состоит из двух компонентов: оксидного (смесь оксидов урана, циркония и металлического циркония) и металлического (смеси железа, циркония, хрома и т.д.).
Корпус частично заполнен наполнителем из композиции стали и относительно легких и легкоплавких оксидов, в нашем примере, выполненным в виде элементов, которые скомпонованы в пять блоков, установленных один на другой по вертикальной оси корпуса.
При протекании тяжелой запроектной аварии наполнитель обеспечивает подкритичность кориума в установленных границах зоны локализации при любой конфигурации оксидного кориума и любом водоурановом отношении с чистой неборированной водой. Для обеспечения подкритичности кориума наполнитель имеет в своем составе поглощающие материалы, сокристаллизующиеся с оксидами урана и плутония.
2
3
2
3
В нашем примере в УЛР для изменения свойств кориума применены жертвенные керамические материалы на основе оксида железа FеО (гематит) и оксида алюминия АlО.
2
3
Гематит (FеО) активно взаимодействует с оксидной частью кориума и расплавленным цирконием из его металлической компоненты, но медленно с расплавленным железом и хромом металлической составляющей кориума.
УЛР также включает плиту, расположенную непосредственно под днищем реактора и установленную на ферме-консоли, которая в свою очередь закреплена в стенках бетонной шахты. Плита выполнена в форме воронки и выполняет функцию направляющего элемента, организуя поступление расплавленного кориума в корпус УЛР в центральной осевой зоне.
Для исключения выхода перегретого расплава металлического кориума за пределы корпуса он выполнен с многослойной стенкой, состоящей из внутренней стенки 1 и наружной стенки 2, размещенных с внутренним пространством 3, заполненным измельченным (в виде гранул) жертвенным материалом (фиг.1, 2).
Фактически корпус УЛР является двойным и состоит из корпусов внутреннего и наружного углеродистой стали 22К, а в зазоре между ними помещены гранулы из оксидов железа и алюминия, взятых в эквимолярном соотношении.
Для обеспечения устойчивого отвода тепла от кориума корпус выполнен с водяным охлаждением в виде пассивной системы, имеющей возможность функционировать при естественной циркуляции охлаждающей воды неограниченное время, используя воду из объема контейнмента и баков-приямков.
Помимо указанных выше основных элементов в состав УЛР входят трубы-чехлы для установки датчиков температурного контроля и контроля уровня воды вокруг корпуса УЛР. Трубы-чехлы не выделены в отдельный поставочный узел, так как распределены между основными элементами УЛР и бетонной шахтой.
УЛР работает следующим образом.
В условиях нормальной эксплуатации АЭС УЛР находится в состоянии холодного резерва. Запуск УЛР в работу осуществляется пассивным способом, без подвода извне электроэнергии и управляющих воздействий.
Диагностическим признакам разрушения корпуса реактора и начала поступления расплава в УЛР является достижение температуры 400°С, регистрируемой датчиками контрольно-измерительных приборов. По этому сигналу начинается отсчет времени задержки подачи воды сверху на кориум из шахт ревизии ВКУ.
При протекании тяжелой запроектной аварии с выходом расплава за пределы корпуса реактора, после проплавления корпуса реактора компоненты кориума под действием силы тяжести, стекая по наклонным стенкам направляющего элемента, попадают в корпус УЛР.
Затекающий в корпус расплав кориума помимо оксидной урансодержащей составляющей содержит стальную составляющую, плотность которой меньше, чем плотность оксидной составляющей, поэтому изначально расплав стали располагается над расплавом оксидов.
Такое взаимное расположение компонентов расплава приводит к максимальной локальной тепловой нагрузке на стенки корпуса в зоне расположения слоя расплавленной стали, увеличивая риск проплавления стенки из-за концентрации в этой зоне теплового потока.
Наличие в корпусе оксидного жертвенного материала (разбавителя) уменьшает плотность расплава оксидов до такой степени, чтобы она стала меньше плотности расплава стали, после чего происходит инверсия расплавов с перемещением расплава стали вниз, под уровень расплава оксидов.
Указанный расплав оксидов образует поверхностный слой ванны расплава в корпусе.
Металлическая составляющая жертвенного материала (сталь), плавясь, в поступающем из реактора расплаве стали, увеличивает общую массу стали и, соответственно, уменьшает его температуру, улучшая условия его последующего охлаждения.
Мощность остаточного тепловыделения в этом расплаве частично отводится к охлаждающей воде через многослойную стенку корпуса (фиг.2, поз.1, 2, 3), а частично непосредственно к охлаждающей воде, подаваемой на поверхность расплава оксидов. Часть указанной мощности, отводимой вниз, к расплаву стали незначительна по сравнению с указанными выше.
Охлаждение боковой многослойной стенки корпуса УЛР осуществляется при выпаривании воды за счет кипения на поверхности стенки. При этом запас воды в баке-приямке пополняется за счет отекания конденсата, образующегося на конструкционных элементах реакторной установки и на конденсаторе отвода тепла от защитной оболочки. При этом отвод пара осуществляется через пароотводные каналы в помещение контейнмента.
Такая система пассивного отвода тепла обеспечивает устойчивое долговременное охлаждение расплава в УЛР неограниченное время, предотвращая разрушение стенки корпуса.
Эксперименты показали, что в процессе поступления кориума в наполнитель, двойной корпус УЛР испытывает значительные термомеханические воздействия. Ограничение этих нагрузок обеспечивается специальным расположением и химическим составом наполнителя (жертвенного материала) и внутренней стенкой двойного корпуса УЛР, которая предназначена не только для сохранения заданной конфигурации наполнителя в процессе поступления кориума, но и для защиты наружной стенки двойного корпуса УЛР на начальной стадии образования ванны расплава.
Установлено, что температура наружной стенки 2 корпуса в зоне контакта с расплавом оксидов ниже, чем в зоне контакта с расплавом стали и не превышает 1400°С. Из этого следует, что наружная стенка 2 корпуса УЛР будет в состоянии удерживать всю массу кориума даже при значительном утонении в зоне контакта с расплавом стали, при условии обеспечения эффективного охлаждения.