СИСТЕМА, ОБЕСПЕЧИВАЮЩАЯ ЗАДЕРЖКУ РАСПЛАВЛЕННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ В КОРПУСЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-440/В-213

Область техники
Техническое решение касается системы для обеспечения задержки расплавленной активной зоны в корпусе ядерного реактора типа ВВЭР-440/В-213 в случае тяжелой аварии.
Существующее состояние техники
В связи с общим трендом постоянного повышения безопасности эксплуатации АЭС, предъявляются в настоящее время все большие и большие требования на способность справиться с последствиями маловероятных аварий, связанных с повреждением активной зоны (конфигурация топливных элементов, в которой осуществляется реакция деления и выделение тепла) реактора. В случае реакторов с водой под давлением такое повреждение может возникнуть только вследствие многократного отказа технологического оборудования и систем безопасности, например вследствие потери охладителя первого контура и одновременного отказа всех трех независимых систем аварийного охлаждения активной зоны.
Повреждение топливных элементов активной зоны и образование "саморазогревающегося" расплава (т.наз. "corium"), т.е. расплава с продолжающимся тепловыделением, происходит вследствие перегрева топливных элементов теплом распада, которое выделяется радиоактивным распадом топлива даже после прекращения реакции деления. Расплавленная активная зона может стечь на днище корпуса реактора и образовать бассейн из расплавленных топливных элементов и конструкционных материалов. Несмотря на то, что тепло распада представляет собой только долю номинальной мощности реактора,
может возникнуть не только повреждение покрытия топливных элементов и плавление топливной матрицы, но и плавление корпуса реактора, что повлияет на железобетонную стенку гермозоны, которая является последним барьером для сброса продуктов деления в окружающую среду.
2
Термохимическое взаимодействие расплава с бетоном вызывает постепенное разрушение плиты фундамента гермозоны и выделение пара и неконденсируемых газов, которые изнутри оказывают длительную нагрузку давлением на стенку гермозоны. Часть этих газов (H и CO) являются горючими, поэтому в случае сгорания или взрыва (детонации) может произойти резкое повышение давления, что является очень серьезной угрозой нарушения целостности стенки гермозоны. Одно повреждение корпуса реактора, особенно при высоком давлении, может сопровождаться нежелательными динамическими эффектами, вследствие которых может возникнуть механическое повреждение стенки гермозоны и выброс продуктов деления в окружающую среду.
Самым эффективным способом предотвращения последующего неконтролируемого развития тяжелой аварии после плавления активной зоны является предотвращение отказа ("расплавления") корпуса реактора. Суть задержки расплавленной активной зоны в корпусе реактора с помощью охлаждения внешней поверхности стенки корпуса состоит в затоплении шахты реактора и отводе тепла распада, возникающего в расплаве, через стенку корпуса в окружающую воду.
Необходимым условием для охлаждения внешней поверхности стенки корпуса реактора является подача достаточного объема охладителя к поверхности стенки корпуса со стороны шахты реактора через тепловой экран эллиптического днища реактора и обеспечение расхода охладителя в районе между внешней стенкой корпуса реактора и изоляцией цилиндрической части реактора.
Известное в настоящее время решение реализовано на АЭС Ловиса в Финляндии, где эксплуатируют реакторы типа ВВЭР-440/В-213. Вода подается в днище шахты реактора через воздушный трубопровод вентиляционной системы шахты реактора. Горловина воздушных
трубопроводов оснащена сеткой для улавливания обломков материала, тепловой изоляции трубопроводов и других твердых частиц, которые могут во время аварии попасть в охладитель. В шахте реактора помещено гидравлическое оборудование, которое в случае тяжелой аварии вставит тепловой экран эллиптического днища реактора. Это обеспечивает подачу охладителя как к эллиптическому днищу реактора, так и в район между внешней стенкой корпуса реактора и изоляцией цилиндрической части реактора.
Необходимо подчеркнуть, что на АЭС Ловиса, несмотря на то, что там эксплуатируют реакторы типа ВВЭР-440/В-213, конструкция гермооболочки (контаймента) отличается от стандартного блока указанного типа реактора, который оснащен гермозоной и барботером и который эксплуатируют в Словакии и других странах средней и восточной Европы.
С технической и финансовой точки зрения самым сложным звеном системы задержки расплавленной активной зоны в корпусе реактора является гидравлическое оборудование, позволяющее в случае тяжелой аварии надежно вставить тепловой экран эллиптического днища реактора. Такое решение требует общее изменение компоновки оборудования шахты реактора и установку гидравлического оборудования больших размеров, способного вставить тепловой экран эллиптического днища реактора.
Целью настоящего технического решения является разработка такой системы обеспечения задержки расплавленной активной зоны в корпусе ядерного реактора типа ВВЭР-440/В-213, которая обеспечит подачу достаточного объема охладителя к поверхности внешней стенки корпуса реактора и достаточный расход охладителя со стороны внешней стенки корпуса реактора без необходимости удаления теплового экрана эллиптического днища корпуса реактора в случае серьезной аварии; при этом будут проведены только минимальные изменения в состоянии гермозоны без всякого влияния на существующие аварийные системы безопасности.
Суть технического решения
Изложенную цель можно достигнуть, согласно этому техническому решению, с помощью системы задержки расплавленной активной зоны в корпусе реактора типа ВВЭР-440/В-213. Суть решения состоит в модификации оборудования гермозоны ядерного реактора, включая воздушные трубопроводы вентиляционной системы охлаждения шахты реактора, шахту реактора и тепловой экран эллиптического днища корпуса реактора. Воздушные трубопроводы вентиляционной системы охлаждения шахты реактора оснащены закрывающим впускным клапаном и обратным затвором, причем закрывающие впускные клапаны находятся над уровнем защитных сеток приемника спринклерной системы. Горловины воздушных трубопроводов оснащены сеткой со стороны шахты реактора. На дне шахты реактора находится впуск спецканализации, оснащенный закрывающей задвижкой. На боковой стенке шахты реактора находится герметическая дверь с теплоустойчивым уплотнением. На потолке шахты реактора находится тепловой экран эллиптического днища корпуса реактора, в середине которого находится симметричное и закрывающееся отверстие. Заглушка симметричного отверстия оснащена разрывной диафрагмой. Радиальный инспекторский зазор в тепловом экране эллиптического днища корпуса реактора перекрыт отнимающимися блоками, имеющими жесткую стенку.
Очень выгодно поместить закрывающие впускные клапаны и обратные затворы на воздушные трубопроводы в части, которая находится в соединительном коридоре бокса парогенераторов и барботера. Это является выгодным потому, что воздушные трубопроводы находятся в этой части ближе всего к полу и также потому, что очень близко находится следующий источник охладителя в барботере.
Закрывающие впускные клапаны могут помещаться вблизи обратных затворов. Такое расположение уменьшает площадь нарушения пола гермозоны во время установки закрывающих впускных клапанов и
обратных затворов.
Очень выгодно сделать обратные затворы в виде обратного сифона и использовать трубопровод такого же диаметра, как воздушные трубопроводы вентиляционной системы шахты реактора. Это позволит очень просто установить обратный затвор в трубопровод и практически автоматизировать работу без использования механических подвижных частей.
Закрывающие впускные клапаны можно поместить как на горизонтальную часть трубопровода при обратном затворе, так и на вертикальную часть трубопровода обратного затвора в виде обратного сифона, при условии, что в обоих случаях они будут находиться над уровнем защитных сеток приемника спринклерной системы. Это расположение также уменьшает площадь нарушения пола гермозоны во время установки закрывающих впускных клапанов и обратных затворов.
Установка закрывающих впускных клапанов на воздушных трубопроводах вентиляционной системы охлаждения шахты реактора над уровнем защитных сеток приемника спринклерной системы позволит сохранить неизменным назначение воздушных трубопроводов вентиляционной системы во время нормальной эксплуатации, также воспрепятствует нарушению нормальной работы существующей спринклерной системы гермозоны даже в случае ложного открытия впуска во время проектных аварий. При тяжелой аварии это сделает возможной подачу воды с пола бокса парогенераторов через трубопровод в шахту реактора.
Обратные затворы препятствуют утечке охладителя из затопленного воздушного трубопровода в центр вентиляционной системы. Сетки на горловине воздушных трубопроводов со стороны шахты реактора препятствуют попаданию обломков материала, тепловой изоляции трубопроводов и других твердых частиц, которые могут во время аварии попасть в канал между внешней стенкой корпуса реактора и тепловым экраном и изоляцией цилиндрической части реактора. Эти твердые частицы могут ухудшить переход тепла со стенки корпуса реактора в окружающий охладитель и расход охладителя вдоль стенки корпуса
реактора.
Закрывающая задвижка на спецканализации на полу шахты реактора обеспечит функцию канализации во время нормальной эксплуатации, и во время аварии из-за ее закрытия не произойдет утечка охладителя через канализацию.
Теплоустойчивое уплотнение герметической двери шахты реактора обеспечит долговременную надежную герметизацию герметической двери в случае аварии и таким образом воспрепятствует утечке охладителя из шахты реактора.
Симметрическое закрывающееся отверстие в середине теплового экрана днища корпуса реактора обеспечит, в случае аварии, подачу охладителя к стенке корпуса реактора, причем перемещение тяжелой изоляции не понадобится. Во время нормальной эксплуатации отверстие закрыто, чтобы не позволить воздуху течь из нижней шахты реактора к стенке корпуса реактора. Установка разрывной диафрагмы в заглушку симметрического отверстия возместит установку разрывной диафрагмы в одном из блоков, перекрывающих радиальный инспекторский зазор в тепловом экране эллиптического днища корпуса реактора, и таким образом в случае внезапного повышения давления в этой области будет обеспечен его сброс. Отъемные блоки, перекрывающие радиальный инспекторский зазор в тепловом экране эллиптического днища корпуса реактора, имеют только неподвижную стенку. Таким образом, не может произойти повреждения стенки отъемных блоков, и охладитель будет протекать только через симметричное закрывающееся отверстие и охлаждение корпуса реактора будет равномерным.
Перечень рисунков на чертежах
Техническое решение более подробно объяснено с помощью рисунков. На рис.1 изображено настоящее состояние технического оборудования, расположение системы с тепловым экраном эллиптического днища корпуса реактора, отнимающимся (пониженная позиция изображена штриховой линией) с помощью гидравлической
системы для обеспечения подачи охладителя к стенке корпуса реактора; рис.2 изображает в поперечном разрезе общее расположение корпуса реактора в гермозоне; рис.3 - общий вид сверху в поперечном разрезе на установку гермозоны с расположением трубопроводов вентиляционной системы охлаждения шахты реактора с закрывающими впускными клапанами, конструкцией защитных сеток приемника спринклерной системы и соединительным коридором бокса парогенераторов и барботера; рис.4 - вид снизу на расположение системы с тепловым экраном эллиптического днища корпуса реактора с закрывающимся отверстием для подачи охладителя, отнимающимися блоками радиального инспекторского зазора и соответствующими механизмами для поворота экрана; рис.5 - изображение расположения закрывающего впускного клапана и обратного затвора воздушного трубопровода вентиляционной системы охлаждения шахты реактора.
Для более обзорного изображения на рисунках не указаны все части установки гермозоны как, например, система постоянного наклона пола бокса парогенератора или платформа крупных механизмов поворота в шахте реактора, которая находится под тепловым экраном эллиптического днища корпуса реактора и герметическая дверь, позволяющая вход обслуживающего персонала в шахту реактора. На рис.1 также не указано гидравлическое устройство для перемещения теплового экрана эллиптического днища корпуса реактора.
Примеры выполнения
Система для задержки расплавленной активной зоны в корпусе реактора типа ВВЭР-440/В-213 расположена в гермозоне в соответствии с рис.2, 3, 4 и 5 состоит из воздушного трубопровода 1 вентиляционной системы охлаждения шахты 2 реактора, которая в области соединительного коридора 3 бокса 4 парогенераторов и барботера 5 оснащена закрывающими впускными клапанами 1b и обратными затворами 1b. Возможны и варианты, когда закрывающие впускные клапаны 1a и обратные затворы расположены на воздушных
трубопроводах 1 в другой части гермозоны. Закрывающие впускные клапаны 1a находятся над уровнем защитных сеток 9 приемника спринклерной системы. В этом изготовлении обратные затворы 1b имеют вид обратного сифона, и они изготовлены из трубопровода такого же диаметра, как и воздушные 1 трубопроводы вентиляционной системы шахты 2 реактора. В других решениях можно для обратных затворов 1b использовать любую закрывающую задвижку с механическими подвижными частями. Закрывающие впускные клапаны 1a размещены в настоящем исполнении на горизонтальной части воздушного 1. трубопровода вентиляционной системы охлаждения шахты 2 реактора возле обратных затворов 1b. В других решениях закрывающие впускные клапаны 1a можно разместить в вертикальной части трубопровода обратного затвора 1b в виде обратного сифона. При этом необходимо, чтобы они находились над уровнем защитных сеток 9 приемника спринклерной системы. Воздушный трубопровод 1 оснащен сеткой 1с на горловине в шахте 2 реактора.
На полу шахты 2 реактора впуск 2a спецканализации оснащен закрывающей задвижкой 2b. Эта закрывающая задвижка 2b может находиться на любом месте трубопровода спецканализации шахты 2 реактора перед ее подключением к общей части спецканализации.
На боковой стенке шахты 2 реактора находится герметическая дверь (на рисунках не изображена), которая обеспечивает вход обслуживающего персонала в шахту 2 реактора. На двери находится теплоустойчивое уплотнение.
На потолке шахты 2 реактора находится тепловой экран 7 эллиптического днища 6a корпуса 6 реактора, где находится радиальный инспекторский зазор, перекрытый отнимающимися блоками 7a. Тепловой экран 7 имеет в середине симметрическое и закрывающееся отверстие 7b, заглушка (на рисунке не изображена) которого оснащена разрывной диафрагмой. Отнимающиеся блоки 7a радиального инспекторского зазора в тепловом экране 7 эллиптического днища корпуса реактора 6 имеют жесткую стенку.
Размер закрывающего отверстия 7b, указанный в настоящем
исполнении, на рисунках только схематичен и ни в коем случае не ограничивает объем защиты, определенный в формуле изобретения.
Размер закрывающего отверстия 7b может изменяться в зависимости от разных факторов как, например, объем необходимых изменений теплового экрана 7, подача требуемого объема охладителя, требования и сама механика закрывающего отверстия 7b.
Размер закрывающего отверстия 7b может, например, соответствовать площади сечения в самой узкой части канала, образованного между внешней стенкой корпуса реактора 6, тепловым экраном 7 эллиптического днища 6a корпуса 6 реактора и изоляцией 8 цилиндрической части 6b реактора. Это тот случай, когда расход охладителя в выше описанном канале не ограничен размером закрывающего отверстия 7a.
Расчет показал, что расход охладителя в канале с размером закрывающего отверстия 7b, равном площади сечения в самой узкой части канала, обеспечит достаточное охлаждение внешней стенки корпуса 6 реактора и тем самым целостность корпуса 6 реактора.
Поскольку тепловой экран 7 эллиптического днища корпуса 6 реактора изготовлен (сварен) с конических площадей 7с и плоского днища теплового экрана 7 (плоское днище на рисунках не указано из-за изображения отверстия 7b в тепловом экране 7), в других изготовлениях возможно образовать закрывающее отверстие 7b, учитывая эти элементы конструкции теплового экрана 7. Если закрывающее отверстие 7b образовано отделением плоского днища теплового экрана 7, что может с технологической точки зрения являться выгодным при образовании отверстия, то размер закрывающего отверстия 7b больше площади сечения самой узкой части выше описанного канала.
Система в случае серьезной аварии работает следующим образом. Открывается симметрическое закрывающее отверстие 7b в биологическом и тепловом экране 7 эллиптического днища 6a корпуса 6 реактора. Впуск 2a спецканализации на полу шахты 2 реактора и герметическая дверь шахты 2 реактора во время эксплуатации открыты. Откроются закрывающие впускные клапаны 1a, которые соединят боксы
4 парогенератора, на полу которых находится вода, с трубопроводом 1 вентиляционной системы охлаждения шахты 2 реактора. Шахта 2 реактора зальется водой из боксов 4 парогенератора, и через открытое закрывающее отверстие 7b в тепловом экране 7 эллиптического днища 6a корпуса 6 реактора вода попадает к стенке корпуса 6 реактора, а именно в канал между внешней стенкой корпуса 6 реактора, тепловым экраном 7 и изоляцией 8 цилиндрической части 6b корпуса 6 реактора. Разница между температурой воды и содержимого пара в трубопроводе вентиляционной 1 системы охлаждения шахты 2 реактора и в канале около корпуса 6 реактора обеспечивает циркуляцию охлаждающей воды вдоль стенки корпуса 6 реактора и тем самым охлаждение расплавленной активной зоны в корпусе 6 реактора, при этом не произойдет расплавление корпуса 6 реактора, утечка расплавленной активной зоны в шахту 2 реактора и другие нежелательные последствия.
Промышленная применимость
Система, согласно приведенному техническому решению, может использоваться на АЭС с реакторами типа ВВЭР-440/В-213, причем остальные функции систем безопасности останутся без изменений.