Система пассивного отвода тепла
PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM

Изобретение относится к теплообменной технике, и может быть использовано в качестве системы нормального и аварийного отвода тепла от различных объектов эксплуатации атомной энергии, например, бассейна выдержки отработавшего топлива, ядерной энергетической установки и других аналогичных устройств.
Атомная электростанция (далее - АЭС) генерирует электроэнергию с помощью ядерного реактора, нагревающего питающую воду (теплоноситель первого контура), которая, в результате кипения, превращается в пар высокого давления. Пар приводит в действие турбины, которые, в свою очередь, приводят в действие электрогенераторы. Теплоноситель первого контура поглощает и передает тепловую энергию, генерируемую ТВС, установленными в корпусе ядерного реактора. После приведения в действие турбин, пар обратно конденсируется в воду и рециркулируется в корпусе реактора с целью повторного нагревания и последующего образования нового пара для турбин.
Иногда, АЭС отключают по различным причинам (выполнение техобслуживания, ремонтных работ и др. мероприятий), а также в следующих случаях: авария или террористическая атака (падение самолета), потеря внешнего источника электроэнергии, природное явление (землетрясение), пожары. В связи с этим, для предотвращения цепной ядерной реакции, протекающей в реакторе, необходимо проведение определенных мероприятий. В частности, цепную ядерную реакцию останавливают посредством введения управляющих стержней и/или химических веществ в реактор с целью поглощения нейтронов распада. Тем не менее, при остановке цепной ядерной реакции, нельзя полностью исключить все опасности, а также обеспечить полное охлаждение реактора ввиду сохранения остаточного тепла. Остаточное тепло образуется от радиоактивных изотопов внутри ураносодержащих тепловыделяющих сборок (далее - ТВС). Даже после отключения реактора, остаточное тепло должно непрерывно отводиться от ТВС в течение нескольких дней или недель для обеспечения стабилизации работы реактора. В противном случае может произойти расплавление активной зоны ядерного реактора, как это произошло в случаях с авариями на АЭС «Три-Майл Айленд» (1979 г.) и АЭС «Фукусима» (2011 г.), следствием которого могут начаться неконтролируемые процессы, которые приведут к радиационному заражению окружающей среды.
Одним из средств отвода остаточного тепла от реакторной установки является система пассивного отвода тепла, обеспечивающая отвод тепла при возникновении аварий и других условиях.
Как указано выше, на АЭС в качестве ядерного топлива используются ТВС. По форме, ТВС выполняются в форме шестигранных или квадратных кассет, в зависимости от типа реактора и страны производителя ТВС. Для стандартного водо-водяного энергетического реактора (далее - ВВЭР) Российского дизайна мощностью 1200 МВт требуется 163 ТВС, устанавливаемых в активную зону реактора. В зависимости от степени эксплуатации реактора, 1 раз в 18 месяцев, приблизительно 30% от всех ТВС требуют замены в связи выгоранием.
В связи с этим, некоторые ТВС извлекаются из активной зоны реактора, установленного внутри контайнмента реактора, посредством роботизированного устройства (машина перегрузочная), и перемещаются для временного хранения в бассейн выдержки отработавших тепловыделяющих сборок (далее - БВ ОТВС), который расположен в контайнменте реактора или в отдельном здании. Даже в случае полного выгорания ТВС и невозможности их дальнейшего использования в реакторе, тем не менее, они продолжают излучать остаточную энергию мощностью от сотен КВт до нескольких МВт.
Для защиты рабочего персонала и окружающей среды от радиоактивного излучения, а также для обеспечения теплоотвода от отработавших ТВС (далее - ОТВС), БВ ОТВС заполняется водой с раствором борной кислоты, в которую погружают ОТВС.
При необходимости проведения технического обслуживания реактора, все ТВС временно помещают в БВ ОТВС. С учетом различного времени выдержки ОТВС, в бассейне выдержки сохраняется тепловая мощность на уровне не менее 10 МВт, что в результате может привести к выкипанию воды в течение одного часа. Данное обстоятельство может привести к оголению ОТВС, возникновению пароциркониевой реакции и, как следствие, ядерной аварии с возможностью дефлагарционного горения водорода. Следовательно, необходимо предусмотреть технические решения в проектах АЭС, которые не допускают или компенсируют данные негативные сценарии.
Таким образом, как правило, БВ ОТВС оснащаются системами охлаждения, обеспечивающими передачу тепловой энергии, посредством теплообменников к конечному поглотителю. Как правило, в качестве конечного поглотителя выступают водные ресурсы, реже воздух.
Из уровня техники известно, что системы охлаждения источников остаточного тепла (реакторная установка, БВ ОТВС) строятся на основе активных компонентов, а именно, насосов и арматуре. В связи с этим, в случае неисправности указанных активных компонентов, источник остаточной энергии (реакторная установка, БВ ОТВС) может перегреться в течение одного часа. Даже ввиду того, что организация технического обслуживания и обеспечение аварийными системами питания позволяют, практически, исключить вероятность перегрева источника остаточного тепла (реакторная установка, БВ ОТВС), тем не менее, в связи с высокими требованиями по безопасности, предъявляемыми к проектированию РУ и БВ ОТВС, необходимо добиваться повышения надежности систем охлаждения указанных объектов, особенно в самых жестких условиях эксплуатации (в режимах полного обесточивания АЭС, течей БВ ОТВС).
Требования регуляторов Российской Федерации и международных указывают на то, что проекты АС должны иметь системы для управления авариями с множественным отказом систем безопасности (запроектные аварии), включая аварии с полным обесточиванием энергоблока длительностью не менее 72 часов. Данные системы преимущественно должны проектироваться с применением устройств пассивного принципа действия и использованием свойств внутренней самозащищенности (саморегулирование, тепловая инерция, естественная циркуляция и т.д). В проектах АЭС-2006 поколения Российского дизайна данные функции
выполняет система пассивного отвода тепла. В зависимости от схемных решений проекта средой, отводящей тепло от реакторной установки, выступает либо вода, либо воздух.
Известна система [1] пассивного отвода тепла водо-водяных энергетических реакторов, содержащая циркуляционный контур, включающий устройство отвода тепла (парогенератор) с паровым и водяным объемами, соединенный с трубопроводом подвода к воздушному теплообменнику ниже уровня его водяного объема.
Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой при снижении температуры охлаждаемой среды в парогенераторе, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС).
Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью расхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры из-за выделения неконденсируемых газов в охлаждаемой среде в парогенераторе и охлаждающей среды в воздушном теплообменнике.
Известна система [2] пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, содержащая воздушный тяговый канал с установленным внутри теплообменником, подключенным к устройству отвода тепла (парогенератору) по среде второго контура, на входе и выходе которого установлены запорные устройства.
Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой при снижении температуры охлаждаемой среды в парогенераторе, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС).
Еще одним недостатком указанной системы указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью расхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры из-за выделения неконденсируемых газов в охлаждаемой среде в парогенераторе и охлаждающей среды в воздушном теплообменнике.
Известна СПОТ БВ ОТВС [3], содержащая не менее двух циркуляционных контуров, в состав которых входит не менее двух охлаждающих устройств, соединенных друг с другом, воздушную градирню, при этом одно охлаждающее устройство каждого канала размещено в воздушной градирне, а другое - в бассейне выдержки (источник остаточного тепла). Передача тепла к воздуху градирни реализуется пассивно на основе принципа «тепловой трубки».
Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой в охлаждающем устройстве и большой протяженностью трассировки трубопроводов системы, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС). Одновременно с этим для реализации отвода тепла, система должна иметь большие массогабаритные характеристики теплообменного оборудования.
Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью расхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры из-за невозможности размещения требуемой теплообменной поверхности в БВ ОТВС.
Известна СПОТ ТВС БВ [4] ядерной энергетической установки водо-водяных энергетических реакторов, содержащая хладоноситель, расположенный в баках, установленных выше БВ, тепловую трубу в ТВС, блоки регенерации (испарители), расположенные рядом от БВ ОТВС, и блоки конденсации газа, расположенные в баках запаса хладоносителя, трубопроводы.
Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой при снижении температуры охлаждаемой среды в БВ ОТВС и большой протяженностью трассировки трубопроводов системы, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС).
Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью пополнения охлаждающей воды баков в режиме работы системы по прямому назначению, и как следствие, расхолаживанию источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры.
Известна СПОТ БВ [5] ядерной энергетической установки водо-водяных энергетических реакторов, содержащая теплообменник, установленный в баке охлаждения выше источника остаточного тепла (БВ), при этом бак охлаждения соединен с источником остаточного тепла (БВ) посредством поплавкового клапана уровня, воздушный теплообменник, насос.
Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой при снижении температуры охлаждаемой среды в БВ ОТВС, что в результате, может приводить к потере движущего напора естественной циркуляции в контуре отвода тепла и к перегреву источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС). Дополнительно к данному недостатку возможно заклинивания поплавкового клапана из-за отсутствия возможности проверки системы при эксплуатации энергоблока АЭС на мощности.
Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, обусловленный невозможностью пополнения охлаждающей воды баков в режиме работы системы по прямому назначению, и как следствие, расхолаживанию источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры.
Известна СПОТ БВ [6] ядерной энергетической установки водо-водяных энергетических реакторов, содержащая первый промконтур, состоящий из устройства отвода тепла, содержащего теплообменник-испаритель, размещенный под уровнем жидкости в источнике остаточного тепла (БВ ОТВС) и теплообменника-конденсатора, установленного рядом с указанных теплообменником-испарителем, трубопроводов и насоса, предназначенного для обеспечения циркуляции охлаждаемой среды. Второй промконтур, формируемый трубопроводами подвода и отвода охлаждающей жидкости от градирни к теплообменнику-конденсатору первого промконтура. Расстояние между теплообменником-конденсатором и воздушной градирней составляет от 20 до 100 метров.
Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой в связи с малыми расходами охлаждающей среды между теплообменником-конденсатором и градирней из-за тепловых потерь с поверхности трубопроводов.
Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности, т.к. для обеспечения циркуляции в первом промконтуре необходимо обеспечить электроснабжение насосного агрегата, что может привести к невозможности дорасхолаживания источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры и перевода объекта в безопасное состояние.
Наиболее близкой к заявленному изобретению является система [7] пассивного отвода тепла ядерной энергетической установки, включающая, по меньшей мере, один контур циркуляции, содержащий устройство отвода тепла (парогенератор) с паровым и водяным объемами, соединенный посредством трубопроводов подвода и отвода охлаждаемой среды, имеющих запорную арматуру активно-пассивного действия, с воздушным теплообменником, термоэлектрический генератор, газоуловитель, подключенные к трубопроводу подвода охлаждаемой среды к воздушному теплообменнику, сосуд Дьюара (ледовый конденсатор), циркуляционный насос, подключенные к трубопроводу отвода охлаждаемой среды от воздушного теплообменника.
Одним недостатком указанной системы является низкая эффективность теплоотвода, обусловленная низким температурным напором между охлаждающей и охлаждаемой средой в связи с отсутствием движущего напора естественной циркуляции охлаждаемой жидкости в первом контуре реакторной установки из-за выделения газов в коллекторах первого контура парогенератора в диапазоне температур от 120°C до 150°C, что в результате приводит к возможности перегрева источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) и разрушению ТВС.
Еще одним недостатком указанной системы является низкий уровень автономности (не более 72 часов), обусловленный отсутствием средств, обеспечивающих дорасхолаживание источника остаточного тепла (РУ, БВ ОТВС) до требуемой температуры в авариях при плановых ремонтных работах на остановленном реакторе для перегрузки топлива
Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности теплоотвода и уровня автономности СПОТ в случае возникновения аварии с полным обесточиванием и множественными отказами систем безопасности (обеспечение времени автономной работы не менее 72 часов).
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, заключается в создании СПОТ, обеспечивающей требуемый температурный напор и обеспечивающей автономную работу не менее 72 часов в условиях полного обесточивания и множественных отказов систем безопасности.
Поставленная задача решается за счет того, что в системе пассивного отвода тепла, содержащей устройство отвода тепла и воздушный теплообменник, соединенные друг с другом посредством трубопровода подвода охлаждаемой среды, в контуре которого установлен газоуловитель, и трубопровода отвода охлаждаемой среды, в контуре которого установлены ледовый конденсатор с циркуляционным насосом, при этом указанные трубопроводы оснащены запорной арматурой активно-пассивного действия и регулирующей арматурой, согласно изобретению, в контуре трубопровода отвода охлаждаемой среды дополнительно установлен водяной теплообменник-доохладитель, аварийный резервный питательный насос, выполненный с возможностью работы от дизель привода или пневмопривода, или гидропривода, или газопривода, или турбопривода, при этом ледовый конденсатор оснащен предохранительными-автоматическими устройствами.
Одновременно для повышения автономности системы в условиях аварий при плановых ремонтных работах на остановленном реакторе для перегрузки топлива обеспечена возможность подключения в контур циркуляции охлаждающей среды аварийного резервного питательного насоса, внешнего насосного устройства через запорную арматуру активно-пассивного действия и применение термоэлектрогенераторов (на схеме не показаны), размещенных на высокоэнергетических трубопроводах АЭС.
Одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в контуре трубопровода отвода теплообменника-доохладителя, что позволяет обеспечить необходимый температурный напор при использовании СПОТ при нормальной эксплуатации энергоблока. Использование теплообменника-доохладителя в совокупности с циркуляционным насосом повышает эффективность теплоотвода, обеспечивает возможность вывода в ремонт, подготовки к вводу в работу и проверки оборудования СПОТ по прямому назначению, а также позволяет в условиях нарушения ННЭ энергоблока (в режимах неполного обесточивания энергоблока, потерей охлаждающей воды или при аварийной выгрузки активной зоны), не используя системы безопасности, выполнить охлаждение источника остаточной энергии (РУ, БВ ОТВС) и обеспечить необходимый температурный напор для сохранения температуры среды в устройстве отвода тепла не более 70°C.
Еще одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в контуре трубопровода отвода аварийного резервного питательного насоса, выполненного с возможностью работы от дизель привода или пневмо-, гидро, газо-, турбопривода и с возможностью подключения к передвижному источнику подачи охлаждаемой среды. Аварийный резервный питательный насос служит для подачи конденсата из ледового конденсатора по тракту циркуляции охлаждающей среды «устройство отвода тепла - воздушный теплообменник» при снижении температурного напора между охлаждаемой средой устройства отвода тепла и конечным поглотителем (воздух), а также для выполнения дорасхолаживания устройства отвода тепла до температуры не более 70°C после 72 часов, Дополнительно, аварийный резервный питательный насос может обеспечивать подачу конденсата/борного раствора к потребителям энергоблока, что позволяет увеличить автономность энергоблока и обеспечить аварийную подпитку реактора, емкостей, бассейнов оборудования и других требуемых систем.
Еще одним существенным признаком заявленного изобретения является наличие в ледовом конденсаторе предохранительно-автоматических устройств, которые обеспечивают защиту ледового конденсатора от разрушения из-за роста давления при работе по прямому назначению в аварийных условиях, обусловленного фазовым превращением воды в пар. Кроме того, предохранительно-автоматические устройства могут быть принудительно открыты для интенсификации теплоотвода от охлаждаемой среды, что позволяет повысить температурный напор.
На фиг. 1 изображена система пассивного отвода тепла, выполненная в соответствии с заявленным изобретением.
Как показано на фиг. 1, система пассивного отвода тепла содержит устройство (1) отвода тепла от источника (22) тепла (бассейн выдержки, реактор, емкость, сосуд), в котором установлены тепловыдеяющие элементы (23), например, ТВС, и воздушный теплообменник (6) с регулирующими устройствами (7) и воздуховод (8) теплообменника СПОТ, которые соединяются друг с другом посредством трубопроводов (9) и (10) подвода и отвода охлаждаемой среды. В контуре трубопровода (9) установлен газоуловитель (4). В трубопроводе (10) отвода установлены ледовый конденсатор (4) с циркуляционным насосом (5), водяной теплообменник-доохладитель (12), аварийный резервный питательный насос (15). Кроме того, в ледовом конденсаторе (4) установлены предохранительно-автоматические устройства (2). Трубопроводы (9) и (10) оснащены запорной арматурой (11), (19), (20), (21) активно-пассивного действия и регулирующей арматурой, предназначенной для обеспечения циркуляции охлаждаемой среды.
Заявленная система работает следующим образом.
При нормальной эксплуатации энергоблока атомной станции СПОТ находится в режиме ожидания, или в случае наличия в составе системы теплообменника-доохладителя (12) и циркуляционного насоса (5) охлаждения, может использоваться как система нормального расхолаживания устройства отвода тепла (РУ, БВ ОТВС). В таком режиме работы, отвод тепла реализуется от устройства (1) отвода тепла к конечному поглотителю через воздушный теплообменник (6) и теплообменник-доохладитель (12), образуя тракт «устройство - воздушный теплообменник - теплообменник-доохладитель (12) - циркуляционный насос (5)».
В зависимости от климатических условий и температуры окружающего воздуха (от - 15°C до +38°C), мощности тепловыделений источника остаточной энергии и режима работы энергоблока АЭС, теплообменник-доохладитель (12) или воздушный теплообменник (6) могут быть введены или выведены из рабочего состояния в резервный режим (ремонт) работы, при этом циркуляция по трассе «устройство» - воздушный теплообменник будет обеспечиваться через арматуры (17) или (18) активно-пассивного действия. Вывод теплообменников в ремонт возможен при всех режимах нормальной эксплуатации, кроме режима с авариной выгрузкой активной зоны при которой мощность остаточного тепла ОТВС составляет порядка 20 МВт). Для проверки работоспособности элементов СГКЗТ при работе блока на мощности при нормальной эксплуатации энергоблока предусмотрены трубопроводы, оснащенные запорной арматурой (13), (14), (19), (20), (21) активно-пассивного действия. Одновременно данная арматура СПОТ используется для запуска системы в работу по пассивному принципу действия в условиях аварии.
При возникновении аварийных режимов на энергоблоке с множественным отказом систем безопасности и/или полным обесточиванием или потерей охлаждающей воды, СПОТ начинает работать по пассивному принципу действия по следующему тракту: «устройство (1) - воздушный теплообменник (6) - ледовый конденсатор (4)». Включение системы в пассивный принцип действия производится по сигналам автоматического управления при отсутствии напряжения на электрических щитах надежного электропитания более 1 мин по сигналам, поступающим из системы управления технологическими процессами АЭС. Система управления не описывается, так как является общеизвестной.
Время работы по пассивному принципу действия составляет не менее 72 часов.
Для возможности повышения автономности энергоблока более 72 часов в составе СПОТ предусмотрено использование аварийного резервного питательного насоса (15), предназначенного для подачи конденсата из ледового конденсатора (4) по тракту циркуляции охлаждающей среды «устройство отвода тепла (1) - воздушный теплообменник (6)» при снижении температурного напора между охлаждаемой средой источника остаточной энергии (РУ, БВ ОТВС) и конечным поглотителем и использование термоэлектрических генераторов (на схеме не показаны), размещенный на высокоэнергетических трубопроводах энергоблока АЭС. Одновременно аварийный резервный питательный насос (15) используется для пополнения источника остаточной энергии (РУ, БВ ОТВС) при их течи или подачи конденсата/борного раствора к потребителям энергоблока, чтобы обеспечить аварийную подпитку требуемых систем, емкостей, бассейнов и оборудования. После исчерпания конденсата в ледовом конденсаторе (4) предусмотрено его пополнение от внешнего источника (26) через запорную арматуру (16). В связи с этим, в качестве аварийного резервного питательного насоса (15) может использоваться либо стационарный насос, оснащенный дизель- пневмо-, гидро, газо-, турбоприводом или передвижное насосное устройство (мотопомпа), хранящаяся на территории АЭС. Кроме того, функции аварийного резервного питательного насоса (15) может выполнять, например, пожарная машина. Ее подключение выполняется по трубопроводу подключения внешнего источника (26) через запорную арматуру (16).
Для газоудаления из коллекторов первого контура парогенератора выполняется электроснабжение арматуры от термоэлектрических генераторов.
Количество устройств (1) отвода тепла, газоуловителей (3), ледовых конденсаторов, циркуляционных насосов (5) и теплообменников-доохладителей (12), применяемых в составе СПОТ, может изменяться в зависимости от различных вариантов исполнения вышеуказанной системы.
Например, в составе системы пассивного отвода тепла, предназначенной для отвода тепла от бассейна выдержки отработавшего топлива РУ ВВЭР-1200, может использоваться не менее 8 устройств отвода тепла, не менее 8 газоуловителей, 8 циркуляционных насосов, 8 ледовых конденсаторов, не менее 4 теплообменников - доохладителей.
Выполненные расчеты показывают, что СПОТ, выполненная в соответствии с заявленным изобретением, обеспечивает устойчивую естественную циркуляцию теплоносителя в процессе отвода тепла по пассивному принципу действия при применении не менее 4-х воздушных теплообменников, каждый из которых мощностью не менее 1,5 МВт, и 8 ледовых конденсаторов с общей массой холодной воды/льда не менее 600 тонн. При использовании системы в режимах нормальной и нарушении нормальной эксплуатации энергоблока в качестве системы отвода тепла, мощность теплообменника - доохладителя должна составлять не менее 2,5 МВт, а расход охлаждающей воды в теплообменник-конденсатор, обеспечиваемый циркуляционным насосом, не менее 150 тонн в час.
Применение заявленной СПОТ позволяет повысить эффективность теплоотвода и уровень автономности СПОТ в случае возникновения аварии с полным обесточиванием и множественными отказами систем безопасности (обеспечение времени автономной работы не менее 72 часов).
Источники информации:
1. Патент РФ №2002320, МПК G21C 15/18, приоритет от 16.05.1991 г.;
2. Патент РФ №2065211, МПК G21C 9/00, приоритет от 01.07.1991 г.;
3. Патент КНР CN 204029398 U, МПК G21C 15/18, приоритет от 17.12.2014 г.;
4. Заявка РСТ WO 2017/086563, МПК G21C 15/18, приоритет от 26.05.2017 г.;
5. Патент США US 9640286, МПК G21C 15/18, приоритет от 02.05.2017 г.;
6. Патент США US 9058906, МПК G21C 13/00, приоритет от 16.06.2015 г.;
7. Патент РФ №2713747, МПК G21C 15/00, приоритет от 24.06.2019 г.