Система сушки бетона
CONCRETE DRYING SYSTEM

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно: к конструкции системы сушки железобетонного корпуса ядерного ректора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ).
Использование железобетонных корпусов в ядерной энергетике перспективно в силу ряда причин, в частности:
- возможности реализации в корпусе интегральной компоновки 1-го контура ЯЭУ с исключением тяжелых аварий вследствие опорожнения активной зоны;
- упрощения решения вопросов обеспечения радиационной и тепловой защиты окружающей среды.
Наиболее близким к заявленному изобретению является система сушки бетона, включающая расположенные в железобетонном (металлобетонном) корпусе ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем и активной зоной, выполненном в виде бетонного массива, расположенного между двумя герметичными металлическими оболочками: внутренней, отделяющей контур циркуляции жидкометаллического теплоносителя от бетонного массива, и наружной, отделяющей бетонный массив от окружающей среды, и расположенными в бетонном массиве - коаксиально наружной - промежуточными металлическими оболочками, разделяющими различные по составу бетоны, составляющие бетонный массив, вертикальные стояки, подведенные к установленным по высоте корпуса кольцевым коллекторам с поперечно расположенными негерметичными трубчатыми каналами для сбора парогазовой смеси, крайний из которых является сборным и соединен с парогазоотводящими патрубками железобетонного (металлобетонного) корпуса (см. патент РФ №2707561, кл. G21D 1/00, опубл. 28.11.2019).
Данное изобретение позволяет минимизировать закупоривание трубчатых каналов в процессе бетонирования и обеспечивает возможность эффективного удаления воды, пара и газов из бетонного наполнителя при высокотемпературной сушке жаростойкого бетонного массива.
Основным недостатком представленной в известном изобретении системы сушки железобетонного корпуса ядерного реактора является опасность тяжелой аварии, связанной с опорожнением (осушением) активной зоны ядерного реактора, т.к. при нижнем расположении сборного кольцевого коллектора с парогазотводящими патрубками, наличии в указанной системе сушки вакуумного насоса, несрабатывании запорной арматуры, предусматриваемой в системе парогазоотведения для обеспечения периодического включения системы сушки (или недостатка времени на ее закрытие), в случае разгерметизации внутренней герметичной оболочки жидкометаллический теплоноситель (в частности на основе свинца), не успевая застыть, по трещинам в бетонном наполнителе может попасть сначала в трубчатые каналы сбора парогазовой смеси, затем в кольцевые сборные коллекторы каждого высотного слоя их расположения, далее по вертикальным стоякам в нижний кольцевой сборный коллектор бетона, откуда по парогазоотводным патрубкам корпуса может истечь в помещение системы парогазоотведения, и, в результате, оголить активную зону ядерного реактора.
Задачей заявленного изобретения является повышение эффективности процесса сушки бетона корпуса ядерного реактора и повышение безопасности ядерного реактора.
Техническим результатом настоящего изобретения является организация движения образующихся при сушке паров и газов на принципах естественной циркуляции и исключение вероятности оголения активной зоны ядерного реактора.
Указанный технический результат достигается тем, что в системе сушки бетона, включающей расположенные в железобетонном (металлобетонном) корпусе ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем и активной зоной, выполненном в виде бетонного массива, расположенного между двумя герметичными металлическими оболочками: внутренней, отделяющей контур циркуляции жидкометаллического теплоносителя от бетонного массива, и наружной, отделяющей бетонный массив от окружающей среды, и расположенными в бетонном массиве - коаксиально наружной - промежуточными металлическими оболочками, разделяющими различные по составу бетоны, составляющие бетонный массив, вертикальные стояки, подведенные к установленным по высоте корпуса кольцевым коллекторам с поперечно расположенными негерметичными трубчатыми каналами для сбора парогазовой смеси, крайний из которых является сборным и соединен с парогазоотводящими патрубками железобетонного (металлобетонного) корпуса, одна из промежуточных оболочек также выполнена герметичной, при этом объем свободного пространства внутри нее выбран равным не более 0,8 от объема жидкометаллического теплоносителя, находящегося при эксплуатации в корпусе реактора над активной зоной, верхний срез промежуточной герметичной оболочки расположен на уровне не ниже уровня жидкометаллического теплоносителя в корпусе при эксплуатации, а сборный коллектор с патрубками расположен выше верхнего среза промежуточной герметичной оболочки.
Сущность заявленного изобретения поясняется фиг. 1 и 2, где на фиг. 1 представлен железобетонный (металлобетонный) корпус ядерного реактора, а на фиг. 2 - система сушки железобетонного (металлобетонного) корпуса ядерного реактора.
На рисунках указаны металлические оболочки железобетонного корпуса - внутренняя 1, отделяющая жидкометаллический теплоноситель первого контура от бетона, наружная 2, отделяющая бетон от окружающей среды, промежуточные 3 оболочки, разделяющие различные по составу, назначению и жаростойкости бетоны, верхнее перекрытие 4, центральная полость 5 с активной зоной 6 реактора, периферийные полости 7 с находящимися в них парогенераторами 8 и главными циркуляционными насосами 9, соединенные проходками 10 с центральной полостью 5, система сушки бетонов, включающая трубчатые каналы 11, кольцевые коллектора 12, вертикальные стояки 13, сборный кольцевой коллектор 14, парогазоотводные патрубки 15.
Изобретение осуществляется следующим образом.
При работе ядерного реактора на мощности в железобетонном (металлобетонном) корпусе осуществляется циркуляция ЖМТ: главные циркуляционные насосы 9, расположенные в периферийной полости 7, по проходке 10 подают ЖМТ в опускной участок центральной полости 5, после разворота в которой ЖМТ поступает в активную зону 6, нагревается в ней и далее по внутреннему коллектору проходки 10 поступает в парогенераторы 8, где опускаясь, ЖМТ отдает тепло второму контуру реакторной установки (РУ), и охлажденный ЖМТ поступает на вход в главные циркуляционные насосы 9. Герметичность первого контура РУ обеспечивается герметичностью внутренней оболочки и верхнего перекрытия 4 корпуса. Различные по составу, назначению и свойствам бетоны бетонного массива железобетонного корпуса, выполняющие функции радиационной защиты окружающей среды, теплоизоляции и сейсмостойкости корпуса, заключенные в формирующие их расположение в корпусе -  внутреннюю 1, наружную 2 и промежуточные 3 металлические оболочки - разогреты в процессе эксплуатации до высоких температур тепловым потоком от ЖМТ контура и радиационным воздействием от активной зоны (в диапазоне от 500°С - в области прилегания к внутренней оболочке - до 60°С - в районе наружной оболочки - при использовании, например, ЖМТ на основе свинца с температурой циркуляции в первом контуре от 420 до 540°С.
В процессе температурного воздействия и радиационного распада в составляющих бетонного наполнителя образуется парогазовая смесь, подлежащая удалению системой сушки (с целью предотвращения неконтролируемого повышения давления парогазовой смеси в замкнутом объеме железобетонного (металлобетонного) корпуса и возникновения в бетоне внутренних напряжений, приводящих к нарушению его структуры и прочностных свойств). Парогазовая смесь, образующаяся при эксплуатации ядерного реактора в порах бетона под влиянием градиента давления диффундирует в направлении негерметичных трубчатых каналов 11 (т.е. в сторону меньшего давления), далее по трубчатым каналам 11 поступает в послойные кольцевые коллекторы 12, откуда поднимается по вертикальным стоякам 13 и собирается в сборном кольцевом коллекторе 14, после чего отводится из корпуса по парогазоотводным патрубкам 15 в отводящие каналы (на фиг. не обозначены), в которых парогазовая смесь охлаждается относительно «холодным» воздухом окружающей среды и частично конденсируется, создавая при этом разряжение и из которых она затем поступает в систему парогазоотведения (на фиг. не обозначена), где окончательно охлаждается и утилизируется.
Работа системы сушки необходима также и на этапе, предваряющем пуск ядерного реактора в эксплуатацию, для получения высокотемпературных бетонных наполнителей (в процессе высокотемпературной сушки бетонные наполнители приобретают требуемые физико-механические свойства с одновременным удалением из них паров и газов). Этот процесс, осуществляемый после бетонирования корпуса (точнее после набора залитым бетоном требуемой прочности), предусматривает постепенный (с временной выдержкой на каждой ступени разогрева) разогрев корпуса до требуемой температуры (как правило, соответствующей рабочей температуре бетона при эксплуатации) с одновременным удалением из бетонного массива воды, а также паров и газов, образующихся при сушке). На этом довольно длительном этапе работа системы сушки предусматривается непрерывной в отличие от этапа эксплуатации ядерного реактора, когда она может включаться в работу периодически. Сам процесс движения паров и газов в процессе создания высокотемпературных бетонов аналогичен вышеописанному при эксплуатации.
Выполнение одной из промежуточных оболочек 3 (преимущественно ближайшей к внутренней, отделяющей жидкометаллический теплоноситель от бетона) герметичной, при расположении верхнего торца (среза) этой оболочки на уровне, не ниже уровня жидкометаллического теплоносителя в корпусе при эксплуатации, с объемом свободного пространства (т.е. пространства, образованного объемом трубчатых каналов системы сушки с вертикальными и горизонтальными коллекторами и объемом трещин и пор в бетоне, возникающих при эксплуатации, в том числе, из-за усадки бетона) в герметичной промежуточной оболочке, выбранным равным не более 0,8 от объема ЖМТ, находящегося при эксплуатации в корпусе реактора над активной зоной, в сочетании с верхним парогазоотведением в системе сушки, во-первых, консервативно обеспечивает локализацию ЖМТ в корпусе при разгерметизации внутренней оболочки, а, во-вторых, пассивно исключает возможность тяжелой аварии с опорожнением активной зоны, имеющей большую вероятность при нижнем расположении парогазоотвода.
Таким образом, заявленное изобретение повышает эффективность парогазоотведения в системе сушки за счет организации в ней естественной циркуляции парогазовой смеси и снижает вероятность оголения активной зоны ядерного реактора.