Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления
METHOD FOR COOLING AND PROTECTING THE NUCLEAR REACTOR VESSEL WHEN IT IS HEATED IN AN EMERGENCY AND A 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) и их защиты в аварийных условиях, в том числе, при тяжелых авариях (ТА), которые сопровождаются нагревом конструкции корпуса ядерного реактора вследствие высокоинтенсивного теплового воздействия на него со стороны активной зоны (AЗ), или расплавленных материалов AЗ при ее разрушении. Изобретение может быть использовано в системах защиты конструкции корпуса ядерного реактора и аварийного отвода остаточного тепла от него 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 защиты конструкции корпуса устройства локализации расплава (УЛР) и отвода остаточного тепла от него, и в котором накапливаются и локализуются расплавленные материалы AЗ в случае разрушения корпуса ядерного реактора в течение ТА.
Возможность повышения мощности РУ корпусного типа в значительной мере ограничивается условиями и возможностью реализации стратегии управления ТА, направленной на сохранение целостности корпуса ЯЭУ и удержание расплава внутри корпуса в течение аварии (т.н. «In-Vessel Рrоblеm»), а также предотвращение выхода радиоактивных материалов за пределы корпуса ядерного реактора.
2
2
2
Одним из основных механизмов, определяющих успех этой стратегии, является реализация эффективного внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора в течение аварийной ситуации. Для успешной реализации внешнего охлаждения корпуса РУ при ТА необходимо, чтобы максимальная величина действующей тепловой нагрузки на корпус реактора не превышала величины критического теплового потока (КТП). В свою очередь, величина КТП зависит существенным образом от типа охлаждающей среды и схемы охлаждения корпуса РУ при ТА. При этом, традиционные схемы внешнего охлаждения (залив подреакторной шахты водой, принудительная циркуляция охладителя вдоль внешней поверхности стенки корпуса и др.) корпуса РУ характеризуются предельными значениями величины КТП не превышающими ~1.2-2 МВт/м. В то же время, величина плотности теплового потока, действующая на стенку корпуса ядерного реактора может значительно превышать величину 1.5 МВт/м [1, 3], а на начальной стадии ТА (до 1 ч после начала тяжелой стадии аварии) данная величина тепловой нагрузки может существенно превышать величину 2 МВт/м.
Поэтому, использование традиционных схем внешнего охлаждения корпуса реактора (путем залива водой подреакторной шахты, или создания специальных контуров принудительной и естественной циркуляции вдоль внешней поверхности корпуса РУ и др.) не позволяет осуществить устойчивый теплоотвод от внешней поверхности стенки корпуса ядерного реактора в течение запроектной ТА и обеспечить требуемый запас надежности конструкции РУ.
Поэтому, возможность повышения величин коэффициента теплоотдачи (который характеризует интенсивность теплоотдачи) на внешней поверхности корпуса реактора и величины КТП будет определяющим образом влиять на реализацию устойчивого теплоотвода от поверхности корпуса ядерного реактора в аварийных условиях. Это является одной из ключевых задач в общей проблеме безопасности ЯЭУ и удержания расплава кориума внутри корпуса ядерного реактора при ТА (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).
Другая проблема, которая имеется при реализации внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора, связана с тем, что при охлаждении нагретой свыше ~500°С внешней поверхности корпуса ядерного реактора в условиях окислительной атмосферы (воздух, водяной пар и т.п.) возможно формирование на этой внешней поверхности корпуса реактора (как правило, изготовленного из углеродистой стали) окисленного слоя, что может привести к коррозионному растрескиванию внешнего поверхностного слоя материала корпуса РУ, а также привести к обезуглераживанию этого поверхностного слоя [2].
Такие феномены в поверхностном слое стали могут привести к существенному снижению характеристик прочности и запаса пластичности корпусной стали корпуса РУ при ее нагреве и деформировании в течение аварийной ситуации. Эксперименты [2] показали, что формирование обезуглероженного поверхностного слоя на испытуемой корпусной стали и окисление ее поверхности приводит к снижению характеристик пластичности на 20-40% по сравнению с аналогичными образцами этой же стали с неокисленной поверхностью.
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 ~2 МВт/м остается открытым на настоящий момент [3].
Другой важной проблемой при реализации стратегии внутрикорпусного удержания расплава в корпусе РУ за счет использования внешнего охлаждения его поверхности является ограниченная величина имеющихся запасов охлаждающей среды, которую возможно использовать для охлаждения корпуса реактора в аварийных условиях. Как правило, имеющиеся на АЭС запасы охлаждающей воды используют в первую очередь для охлаждения АЗ реакторной установки, а для внешнего охлаждения корпуса РУ запасы охлаждающей воды ограничены. В связи с этим, представляется важным использование альтернативных охлаждающих сред для реализации внешнего охлаждения корпуса РУ в аварийных условиях.
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.
Известна также система 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 (воды) в спринклерную группу и поддон, а для охлаждения корпуса реактора охлаждающая вода распыливается спринклерной группой и попадает на внешнюю боковую поверхность корпуса реактора, который покрыт слоями сферических теплопроводящих элементов, увеличивающих площадь теплоотдачи.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа относится значительное снижение эффективности отвода тепла от охлаждаемой поверхности корпуса реактора в случае, если поры покрытия, образованного слоями сферических теплопроводящих элементов, 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 в случае использования для охлаждения корпуса ядерного реактора 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.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого способа по технической сущности и достигаемому результату является способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, реализованный в устройстве для предотвращения проплавления корпуса реактора (Патент USA №5319687, Date of patent: June, 7. 1994. "Device for preventing melt-through of a Reactor Vessel"). Способ охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях при использовании этого известного технического решения осуществляется за счет того, что в системе охлаждения корпуса ядерного реактора используют несколько групп распыливающих устройств, предназначенных для подачи распыливанием охлаждающей воды на внешнюю поверхность корпуса реактора в аварийных условиях, а распыливающие устройства устанавливают с зазором вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора в различных по расположению зонах относительно этой внешней поверхности корпуса реактора.
Одну из таких групп распыливающих устройств устанавливают во внутреннем объеме (пространстве) опорного кольца, которое расположено под центральной частью днища корпуса ядерного реактора и на которое этот корпус опирается. Группа этих распыливающих устройств, расположенных во внутреннем пространстве этого опорного кольца, подает охлаждающую среду (воду) на часть внешней поверхности днища корпуса реактора, ограниченную и расположенную во внутреннем объема этого опорного кольца.
Другую группу распыливающих устройств, согласно известному техническому решению, располагают с зазором по отношению к части внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, а эта часть внешней поверхности корпуса расположена в области узла соединения (фланца) верхней части цилиндрической обечайки корпуса ректора с крышкой корпуса реактора. Причем, эта часть внешней поверхности корпуса, на которую подают охлаждающую среду (воду) данные распыливающие устройства, представляет собой узкую цилиндрическую поверхность (полосу) внешней боковой поверхности обечайки корпуса, ограниченную снизу верхним торцом вертикальной защитной стенки конструкции, ограждающей снаружи корпус реактора, а сверху эта полоса ограничена фланцем упомянутого выше узла соединения цилиндрической обечайки с крышкой корпуса ядерного реактора.
Охлаждающая вода, которая подается распыливающими устройствами на эту узкую цилиндрическую боковую внешнюю поверхность обечайки корпуса реактора, стекает под действием силы тяжести вниз по внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора и обеспечивает натекание слоя охлаждающей воды на внешнюю поверхность стенки корпуса реактора, расположенную ниже этой узкой полосы боковой поверхности. В качестве охлаждающей среды в этом известном техническом решении используют воду, которую подводят от источников воды к каждому распыливающему устройству посредством подводящего трубопровода.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа, принятого за прототип, относится, в частности то, что при подаче охлаждающей воды на часть внешней поверхности днища внутри опорного кольца, оставшаяся часть внешней поверхности днища, расположенная за пределами этого опорного кольца и примыкающая к нижней части цилиндрической оболочки корпуса реактора, остается вне зоны орошения охлаждающей средой, подаваемой на часть поверхности днища корпуса распыливающими устройствами, установленными внутри опорного кольца. На ту часть внешней поверхности днища корпуса реактора, расположенную за пределами опорного кольца и примыкающую к нижней части цилиндрической обечайки корпуса реактора, попадает только часть охлаждающей воды, которая стекает по внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора при ее подаче второй группой распыливающих устройств, которые подают охлаждающую воду на верхнюю часть (узкую полосу) внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора.
Эффективность охлаждения верхней части внешней поверхности днища при такой схеме поступления охлаждающей среды является низкой. Низкая эффективность такого охлаждения части внешней поверхности днища корпуса реактора обусловлена тем, что, во-первых, является проблематичным обеспечить натекание сверху охлаждающей воды на часть поверхности днища корпуса, обращенную вниз, а также вследствие затрудненного отвода пара с внешней поверхности днища, покрытой слоем стекающей сверху охлаждающей воды, при взаимодействии этой воды с горячей стенкой корпуса реактора в аварийной ситуации. При этом, верхняя часть днища, примыкающая к нижней части цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, является наиболее критической с точки зрения действующих силовых и тепловых нагрузок на корпус ядерного реактора при ТА и опасности разрушения в аварийной ситуации [1, 3].
Это связано, в частности, с тем, что в процессе тяжелой аварии происходит накопление в нижней части корпуса ядерного реактора расплавленных материалов, имеющих значительное тепловыделение. По мере разрушения и расплавления AЗ в течение тяжелой аварии, объем разрушенных и расплавленных материалов AЗ, накапливаемых в днище корпуса, возрастает и одновременно возрастает и интенсивность теплового воздействия на внутреннюю поверхность днища корпуса, а также внутреннюю поверхность нижней части цилиндрической обечайки корпуса реактора. При этом, область соединения днища с обечайкой корпуса реактора, а также верхняя часть днища корпуса и нижняя часть цилиндрической обечайки корпуса подвергаются наиболее интенсивному тепловому воздействию со стороны ванны расплава (и/или высокотемпературных материалов разрушенной AЗ). Как показали исследования [1, 3], высокие значения тепловых нагрузок на корпус ядерного реактора наблюдаются при ТА в области перехода от днища корпуса к цилиндрической обечайке корпуса реактора, а также в области, расположенной выше этого перехода - в нижней части цилиндрической обечайки корпуса реактора.
Здесь, наиболее опасным случаем является сценарий развития ТА когда происходит полное разрушение активной зоны и формируется стратифицированная ванна расплава кориума в нижней части корпуса РУ [1]. При такой схеме формирования ванны расплава, зона наиболее интенсивного теплового воздействия на корпус реактора со стороны расплава располагается выше нижнего стыка, соединяющего днище корпуса с его цилиндрической частью. При этом, зона наиболее интенсивного нагрева стенки корпуса реактора располагается выше нижнего стыка, соединяющего днище и цилиндрическую обечайку корпуса реактора, а высота расположения такой зоны может достигать ~2 м от этого стыка. Конкретное значение места и высоты расположения такого, наиболее теплонапряженного сечения на стенке корпуса реактора, определяются конкретными условиями протекания ТА [1, 3] и конструктивными параметрами реакторной установки (Theofanous, T.G., Liu, С., Additon, S., Angelini, S.,  О., 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).
По этой же причине, возможность устойчивого теплоотвода остаточного тепла от внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки в этой, наиболее теплонапряженной области где действуют максимальные тепловые нагрузки на корпус ядерного реактора при ТА, является проблематичной в случае использования схемы с подачей охлаждающей среды на верхнюю узкую (полосу) часть боковой поверхности корпуса реактора, и используемой в известном техническом решении. В этом случае, охлаждение боковой поверхности корпуса реактора осуществляется путем натекания сверху слоя охлаждающей среды, подаваемой распыливающими устройствами в аварийных условиях на верхнюю узкую часть боковой поверхности корпуса реактора и стекающей по этой внешней поверхности вниз под действием силы тяжести.
Также, к недостатку, препятствующего достижению указанного технического результата при использовании этого известного технического решения, можно отнести то, что при подаче распыливанием на горячую стенку корпуса ядерного реактора охлаждающей жидкостной среды, в которой используется вода в качестве жидкого компонента, происходит образование паровой фазы, которая взаимодействует с горячей поверхностью корпусной стали и приводит, в частности, к ее окислению, коррозии и возможному преждевременному разрушению конструкции корпуса реактора вследствие микрорастрескивания поверхностного слоя материала из которого изготовлен корпус реактора.
Кроме этого, в период времени до начала фазы тяжелой аварии корпус ядерного реактора может находиться в стадии его нагрева достаточно продолжительное время (от нескольких десятков минут до нескольких часов), и при этом, сильно нагретая внешняя стенка корпуса реактора будет находиться во взаимодействии с окружающим воздухом, паром или другой окислительной средой, окружающей корпус реактора. В этом случае будет происходить окисление корпусной стали (внешней поверхности корпуса), а также происходить процесс обезуглераживания поверхностного слоя корпусной стали и образование в нем микротрещин [2]. Такие микротрещины могут быть инициаторами развития сквозных трещин и причиной преждевременного разрушения корпуса при дальнейшем его силовом нагружении в течение аварийной ситуации.
Кроме этого, подача на сильно нагретую стенку корпуса реактора холодной охлаждающей жидкостной среды может привести к термоудару, который часто сопровождается растрескиванием и разрушением материала конструкции корпуса ядерного реактора.
Поэтому, использование только дисперсной жидкостной охлаждающей среды в качестве охладителя при реализации внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийных условиях значительно снижает надежность конструкции корпуса противостоять термосиловым нагрузкам, действующим на него в аварийной ситуации, а также сужает технологические возможности при реализации стратегии управления авариями, в том числе и в условиях ТА (т.н. стратегия SAM - Severe Accident Management, англ.), и не позволяет более рационально использовать имеющиеся ограниченные запасы охлаждающей среды в процессе аварии. Эти недостатки ограничивают пределы и возможности использования этого известного технического решения при реализации способа внешнего охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации.
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.
Известна система пассивной безопасности ядерной энергетической установки (Патент RU 2467416, опубл. 20.11.2012; МПК G21С 15/18), содержащая герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спринклерную систему, предназначенную для распыливания 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 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.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого устройства по технической сущности и для осуществления заявляемого способа является устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии (патент USA №5319687, Date of patent: June, 7. 1994. "Device for preventing melt-through of a Reactor Vessel"), содержащее систему охлаждения, включающую несколько групп распыливающих устройств, расположенных с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора и подающих путем распыливания охлаждающую среду на части внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Одна из этих групп распыливающих устройств размещена во внутреннем объеме опорного кольца, расположенного под днищем корпуса ядерного реактора и на которое он опирается, и эта группа распыливающих устройств предназначена для подачи путем распыливания охлаждающей среды на часть внешней поверхности днища корпуса, расположенную во внутреннем объеме этого опорного кольца.
Вторая группа распыливающих устройств расположена вокруг верхней части внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, и распыливающие устройства этой группы предназначены для подачи путем распыливания охлаждающей среды на верхнюю узкую часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора. Эта верхняя часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора ограничена по высоте снизу имеющимися защитными конструкциями, расположенными вокруг корпуса ядерного реактора, а в верхней ее части она ограничена фланцем, соединяющим цилиндрическую обечайку корпуса с крышкой корпуса ядерного реактора.
В качестве охлаждающей среды в этом известном технического решении используется жидкостная охлаждающая среда в которой в качестве жидкой компоненты используется вода, подаваемая в распыливающие устройства с помощью системы трубопроводов, соединенных с источником воды.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного технического решения, принятого за прототип устройства, относится в частности то, что при подаче охлаждающей воды на часть внешней поверхности днища корпуса реактора, находящейся во внутреннем объеме опорного кольца на которое опирается днище корпуса ядерного реактора, оставшаяся часть внешней поверхности днища, которая примыкает к нижней части цилиндрической оболочки корпуса реактора и расположенная за пределами опорного кольца, остается вне зоны орошения охлаждающей средой, которая подается на часть поверхности днища корпуса распыливающими устройствами, установленными во внутреннем объеме этого опорного кольца.
На часть внешней поверхности днища корпуса реактора, расположенную за пределами опорного кольца и примыкающую к нижней части цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, попадает только часть охлаждающей воды, которая стекает по внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора при ее подаче на верхнюю часть внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора, и подача которой осуществляется второй группой распыливающих устройств, расположенных вокруг верхней узкой части внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора.
Эффективность охлаждения верхней части внешней поверхности днища, расположенной за пределами опорного кольца, при такой схеме поступления охлаждающей среды является низкой. Низкая эффективность такого охлаждения обусловлена тем, что, во-первых, является проблематичным обеспечить натекание сверху охлаждающей воды на ту часть поверхности днища корпуса, которая обращена вниз, а также вследствие затрудненного отвода пара с внешней поверхности днища, покрытой слоем стекающей по корпусу сверху охлаждающей воды, при взаимодействии этой воды с горячей внешней поверхностью днища корпуса реактора. При этом, верхняя часть днища, примыкающая к нижней части цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, является наиболее критической с точки зрения действующих силовых и тепловых нагрузок на корпус ядерного реактора при ТА и опасности ее разрушения в аварийной ситуации [1, 3]. Результаты исследований [1, 3] показали, что высокие тепловые нагрузки на корпус ядерного реактора при ТА могут наблюдаться в области перехода от днища корпуса к цилиндрической обечайке корпуса реактора, а также в области, расположенной выше этого перехода - в области нижней части цилиндрической обечайки корпуса реактора. Здесь, наиболее опасным случаем является сценарий развития ТА, когда происходит полное разрушение активной зоны ядерного реактора и формируется стратифицированная ванна расплава кориума в нижней части корпуса РУ [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], а зона наиболее интенсивного теплового воздействия на корпус реактора со стороны сформированной в корпусе ванны расплава располагается выше нижнего стыка, соединяющего днище корпуса с его цилиндрической частью. При этом, высота расположения такой, наиболее теплонапряженной зоны, может достигать ~2 м от уровня этого стыка. Высота расположения наиболее теплонапряженного сечения на цилиндрической части корпуса ядерного реактора в этом случае, определяется конкретными условиями протекания ТА [1, 3], изменяется по мере увеличения массы и объема расплавленных материалов АЗ в нижней части корпуса ядерного реактора, а также определяется конструктивными параметрами реакторной установки.
2
Поэтому, возможность обеспечения устойчивого теплоотвода от внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса в ее наиболее теплонапряженной области, где действуют максимальные тепловые нагрузки на корпус ядерного реактора при ТА, является проблематичной в случае использования схемы, которая предлагается в известном техническом решении и связана с подачей охлаждающей среды на верхнюю узкую часть (полосу) боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора. В этом случае, охлаждение боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора осуществляется путем натекания сверху слоя охлаждающей среды, которая подается распыливающими устройствами на верхнюю узкую часть боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора и стекает по этой поверхности вниз под действием силы тяжести. При такой схеме подачи (натекание сверху) охлаждающей среды на вертикальную нагретую внешнюю поверхность цилиндрической обечайки значение КТП не превышает ~1.2 МВт/м, что не позволяет говорить об устойчивом охлаждении корпуса ядерного реактора при ТА.
Кроме этого, в период аварии, до начала тяжелой фазы аварии и в процессе ТА, корпус ядерного реактора может находиться в стадии его нагрева достаточно продолжительное время (от нескольких десятков минут до нескольких часов), и при этом, сильно нагретая внешняя стенка корпуса реактора будет находиться во взаимодействии с окружающим воздухом, паром или другой окислительной средой, окружающей корпус реактора. В этом случае будет происходить окисление корпусной стали (внешней поверхности корпуса), а также будет происходить процесс обезуглераживания поверхностного слоя корпусной стали и образование в нем микротрещин [2]. Такие микротрещины могут быть инициаторами развития сквозных трещин и причиной преждевременного разрушения конструкции корпуса реактора при его силовом нагружении в течение аварийной ситуации. Кроме этого, подача на сильно нагретую стенку корпуса реактора холодной диспергированной жидкостной среды может привести к термоудару, который часто сопровождается растрескиванием и разрушением материала конструкции корпуса реактора.
Поэтому, использование в качестве охладителя только дисперсной жидкостной охлаждающей среды при реализации внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора значительно снижает надежность конструкции корпуса противостоять термосиловым нагрузкам, действующим на него в аварийной ситуации, а также сужает технологические возможности при реализации стратегии управления авариями, в том числе и в условиях ТА и не позволяет более рационально использовать имеющиеся ограниченные запасы охлаждающей среды в процессе ТА.
Также, использование известного технического решения не позволяет одновременное или раздельное использование различных схем охлаждения, использующих различные типы охлаждающих сред (паровые, жидкостные, парожидкостные, парогазовые и др.), а также совместное использование различных по типу и свойствам охлаждающих и защитных сред и их компонентов (например, использовать одновременно парогазовые, газовые, жидкостные, парожидкостные, паровые охлаждающие компоненты и среды), что ограничивает возможности управления процессами протекания ТА в ЯЭУ. Эти недостатки ограничивают пределы и возможности использования этого известного технического решения при реализации способа внешнего охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации.
Предлагается.
1. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации заключающийся в том, что в системе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора группу распыливающих устройств устанавливают с зазором относительно части внешней поверхности днища корпуса ядерного реактора, расположенной во внутреннем объеме опорного кольца, расположенного под этим днищем и на которое опирается корпус ядерного реактора, а другую группу распыливающих устройств устанавливают с зазором вокруг верхней части внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, которая расположена в области узла соединения этой цилиндрической обечайки с верхней крышкой корпуса ядерного реактора, а на эти части внешней поверхности корпуса ядерного реактора через данные распыливающие устройства подают охлаждающую среду, в качестве которой используют жидкостную среду в которой в качестве жидкой компоненты используют воду, отличающийся тем, что, по крайней мере, часть распыливающих устройств располагают с зазором вокруг внешней поверхности днища корпуса реактора и/или вокруг внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора таким образом, что охлаждающая среда подается, по крайней мере, на верхнюю часть внешней поверхности днища корпуса ядерного реактора, расположенную в области соединения этого днища с цилиндрической обечайкой корпуса реактора и/или подается на часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, расположенную по высоте корпуса реактора от уровня стыка, соединяющего днище корпуса с цилиндрической обечайкой корпуса ядерного реактора, до сечения по высоте обечайки корпуса, которое располагается, по крайней мере, не ниже области наиболее интенсивного теплового воздействия на корпус ядерного реактора со стороны активной зоны ядерного реактора и/или расплавленных материалов активной зоны в аварийной ситуации, причем, температура охлаждающей среды не превышает температуру охлаждаемой поверхности корпуса реактора на которую ее подают, а в качестве охлаждающей среды используют диспергированную жидкостную среду, паровую, парожидкостную и/или парогазовую среду, а их подачу на поверхность корпуса ядерного реактора осуществляют вместе или раздельно.
2. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что, по крайней мере, часть распыливающих устройств располагают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора таким образом, что подача охлаждающей среды осуществляется на всю внешнюю поверхность днища и/или на всю внешнюю боковую поверхность цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора.
3. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 1 и п. 2, отличающийся тем, что в качестве жидкой фазы и/или компонента жидкой фазы охлаждающей диспергированной жидкостной и/или охлаждающей парожидкостной среды используют воду, жидкую аммиачно-спиртовую смесь, водный раствор аммиачно-спиртовой смеси и/или жидкие растворы химических соединений, причем, данные растворы химических соединений выбираются из группы соединений, способствующих, по крайней мере, формированию на охлаждаемой поверхности защитного слоя, препятствующего, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях; в качестве паровой фазы и/или компонента паровой фазы в охлаждающей паровой, парожидкостной и/или парогазовой среде используют водяной пар, а в качестве парогазовой охлаждающей среды и/или компонента парогазовой охлаждающей среды используют смесь водяного пара с газом, или со смесью нескольких различных газов.
4. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, которое включает систему охлаждения и защиты, состоящую из распыливающих устройств, расположенных с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора и подающих путем распыливания охлаждающую среду на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, причем, одна группа распыливающих устройств размещена во внутреннем объеме опорного кольца, расположенного под днищем корпуса ядерного реактора и на которое он опирается, и эта группа распыливающих устройств предназначена для подачи путем распыливания охлаждающей среды на часть внешней поверхности днища корпуса, расположенной во внутреннем объеме этого опорного кольца, а вторая группа распыливающих устройств расположена вокруг верхней части внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, и распыливающие устройства этой группы предназначены для подачи распыливанием охлаждающей среды на верхнюю часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора, и эта верхняя часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора ограничена по высоте снизу имеющимися защитными конструкциями, а в верхней ее части она ограничена узлом соединения цилиндрической обечайки корпуса с крышкой корпуса ядерного реактора; в качестве охлаждающей среды используется жидкостная охлаждающая среда в которой в качестве жидкой компоненты используется вода, которая подается в распыливающие устройства с помощью трубопровода, соединенного с источником охлаждающей воды, отличающееся тем, что часть распыливающих устройств расположена, по крайней мере, вокруг верхней части внешней поверхности днища корпуса реактора и/или вокруг внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, причем, распыливающие устройства, предназначенные для охлаждения внешней поверхности днища корпуса реактора, расположены таким образом, чтобы подаваемая распыливанием ими охлаждающая среда поступала, по крайней мере, на верхнюю часть внешней поверхности днища корпуса реактора, расположенную в области соединения этого днища с цилиндрической обечайкой корпуса ядерного реактора, а часть распыливающих устройств, предназначенных для охлаждения цилиндрической части корпуса реактора, расположена таким образом, чтобы подаваемая распыливанием ими охлаждающая среда поступала, по крайней мере, на часть внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, причем, эта часть внешней боковой поверхности расположена по высоте корпуса реактора от уровня стыка, соединяющего днище корпуса с цилиндрической обечайкой корпуса реактора, до сечения, которое расположено по высоте корпуса, по крайней мере, не ниже области наиболее интенсивного теплового воздействия на корпус ядерного реактора со стороны активной зоны и/или расплавленных материалов активной зоны в аварийной ситуации, причем, температура охлаждающей среды не превышает температуру охлаждаемой внешней поверхности корпуса ядерного реактора на которую ее подают; каждое из распыливающих устройств предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора охлаждающей среды, в качестве которой может быть использована диспергированная жидкостная, паровая, парожидкостная и/или парогазовая охлаждающая среда, а подача различных охлаждающих сред на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора может быть осуществлена вместе или раздельно, причем, каждое из распыливающих устройств соединено, как минимум, одним трубопроводом, по крайней мере, с одним источником, содержащим охлаждающую среду, или ее компоненты, а регулирование подачи охлаждающей среды и/или компонентов охлаждающей среды в распыливающее устройство обеспечивается, по крайней мере, одним регулирующим устройством, расположенным в трубопроводе между распыливающим устройством и источником, содержащим охлаждающую среду и/или компоненты охлаждающей среды.
5. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 4, отличающееся тем, что, по крайней мере, часть распыливающих устройств расположены вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора таким образом, что подача охлаждающей среды осуществляется, по крайней мере, на всю внешнюю поверхность днища и/или на всю внешнюю боковую поверхность цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора.
6. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 4 и п. 5, отличающееся тем, что в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора диспергированной жидкостной, паровой, парожидкостной и/или парогазовой охлаждающих сред, различные охлаждающие среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей; в качестве жидкой фазы и/или компонента жидкой фазы охлаждающей диспергированной жидкостной и/или охлаждающей парожидкостной среды может использоваться вода, жидкая аммиачно-спиртовая смесь, водный раствор аммиачно-спиртовой смеси и/или жидкие растворы химических соединений, причем, данные растворы химических соединений выбираются из группы соединений, способствующие, по крайней мере, формированию на охлаждаемой поверхности защитного слоя, препятствующего, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях; в качестве паровой фазы и/или компонента паровой фазы в охлаждающей паровой, парожидкостной и/или парогазовой среде используется водяной пар, а в качестве парогазовой охлаждающей среды и/или компонента парогазовой охлаждающей среды используется смесь водяного пара с газом, или со смесью нескольких различных газов.
7. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 4, п. 5 и п. 6, отличающееся тем, что охлаждающие среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства за счет избыточного давления в источниках, содержащих охлаждающие среды и их компоненты, за счет гидростатического давления, за счет использования насосов и/или за счет эжекции в распыливающем устройстве.
Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является уменьшение риска разрушения корпуса ядерного реактора и последствий аварий, в частности, запроектных тяжелых аварий, в ЯЭУ корпусного типа путем удержания материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора в течение аварии за счет использования эффективного внешнего охлаждения и защиты его внешней поверхности в аварийных условиях, сопровождающихся нагревом конструкции корпуса ядерного реактора.
Техническим результатом заявляемого решения является увеличение интенсивности теплоотдачи на внешней поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении, а также защиты внешней поверхности корпуса ядерного реактора от окисления, коррозии и разрушения в аварийных условиях, когда на корпус реактора воздействуют высокоинтенсивные тепловые нагрузки со стороны AЗ и расплавленных материалов разрушенной AЗ, а нагретая внешняя поверхность стенки корпуса реактора находится во взаимодействии с агрессивными компонентами (по крайней мере, в отношении окисления и коррозии) окружающей среды.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, по крайней мере, часть распыливающих устройств располагают с зазором вокруг внешней поверхности днища корпуса реактора и/или вокруг внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора таким образом, что охлаждающая среда подается, по крайней мере, на верхнюю часть внешней поверхности днища корпуса ядерного реактора, расположенную в области соединения этого днища с цилиндрической обечайкой корпуса реактора и/или подается на часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора, расположенную по высоте корпуса реактора от уровня стыка, соединяющего днище корпуса с цилиндрической обечайкой корпуса ядерного реактора, до сечения по высоте обечайки корпуса, которое располагается, по крайней мере, не ниже области наиболее интенсивного теплового воздействия на корпус ядерного реактора со стороны активной зоны ядерного реактора и/или расплавленных материалов активной зоны в аварийной ситуации. При этом, температура охлаждающей среды не превышает температуру охлаждаемой поверхности корпуса реактора на которую ее подают. В качестве охлаждающей среды используют диспергированную жидкостную среду, паровую, парожидкостную и/или парогазовую среду, а их подачу на поверхность корпуса ядерного реактора осуществляют вместе или раздельно.
Указанный технический результат по п. 2 достигается тем, что в способе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, по крайней мере, часть распыливающих устройств располагают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора таким образом, что подача охлаждающей среды осуществляется на всю внешнюю поверхность днища и/или на всю внешнюю боковую поверхность цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора.
Указанный технический результат по п. 3 достигается тем, что в способе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации в качестве жидкой фазы и/или компонента жидкой фазы охлаждающей диспергированной жидкостной и/или охлаждающей парожидкостной среды используют воду, жидкую аммиачно-спиртовую смесь, водный раствор аммиачно-спиртовой смеси и/или жидкие растворы химических соединений. Данные растворы химических соединений выбираются из группы соединений, способствующих, по крайней мере, формированию на охлаждаемой поверхности защитного слоя, препятствующего, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях. В качестве паровой фазы и/или компонента паровой фазы в охлаждающей паровой, парожидкостной и/или парогазовой среде используют водяной пар. В качестве парогазовой охлаждающей среды и/или компонента парогазовой охлаждающей среды используют смесь водяного пара с газом, или со смесью нескольких различных газов.
Указанный технический результат по п. 4 достигается тем, что в системе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации часть распыливающих устройств расположена, по крайней мере, вокруг верхней части внешней поверхности днища корпуса реактора и/или вокруг внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора. Причем, распыливающие устройства, предназначенные для охлаждения внешней поверхности днища корпуса реактора, расположены таким образом, чтобы подаваемая распыливанием ими охлаждающая среда поступала, по крайней мере, на верхнюю часть внешней поверхности днища корпуса реактора, расположенную в области соединения этого днища с цилиндрической обечайкой корпуса ядерного реактора. Часть распыливающих устройств, предназначенных для охлаждения цилиндрической части корпуса реактора, расположена таким образом, чтобы подаваемая распыливанием ими охлаждающая среда поступала, по крайней мере, на часть внешней боковой поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора. Причем, эта часть внешней боковой поверхности расположена по высоте корпуса реактора от уровня стыка, соединяющего днище корпуса с цилиндрической обечайкой корпуса реактора, до сечения, которое расположено по высоте корпуса, по крайней мере, не ниже области наиболее интенсивного теплового воздействия на корпус ядерного реактора со стороны активной зоны и/или расплавленных материалов активной зоны в аварийной ситуации. При этом, температура охлаждающей среды не превышает температуру охлаждаемой внешней поверхности корпуса ядерного реактора на которую ее подают. Каждое из распыливающих устройств предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора охлаждающей среды, в качестве которой может быть использована диспергированная жидкостная, паровая, парожидкостная и/или парогазовая охлаждающая среда. Подача различных охлаждающих сред на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора может быть осуществлена вместе или раздельно. Каждое из распыливающих устройств соединено, как минимум, одним трубопроводом, по крайней мере, с одним источником, содержащим охлаждающую среду, или ее компоненты, а регулирование подачи охлаждающей среды и/или компонентов охлаждающей среды в распыливающее устройство обеспечивается, по крайней мере, одним регулирующим устройством, расположенным в трубопроводе между распыливающим устройством и источником, содержащим охлаждающую среду и/или компоненты охлаждающей среды.
Указанный технический результат по п. 5 достигается тем, что в устройстве охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, по крайней мере, часть распыливающих устройств расположены вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора таким образом, что подача охлаждающей среды осуществляется, по крайней мере, на всю внешнюю поверхность днища и/или на всю внешнюю боковую поверхность цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора;
Указанный технический результат по п. 6 достигается тем, что в распыливающих устройствах устройства охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора диспергированной жидкостной, паровой, парожидкостной и/или парогазовой охлаждающих сред, различные охлаждающие среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей. В качестве жидкой фазы и/или компонента жидкой фазы охлаждающей диспергированной жидкостной и/или охлаждающей парожидкостной среды может использоваться вода, жидкая аммиачно-спиртовая смесь, водный раствор аммиачно-спиртовой смеси и/или жидкие растворы химических соединений. Причем, данные растворы химических соединений выбираются из группы соединений, способствующие, по крайней мере, формированию на охлаждаемой поверхности защитного слоя, препятствующего, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях. В качестве паровой фазы и/или компонента паровой фазы в охлаждающей паровой, парожидкостной и/или парогазовой среде используется водяной пар. В качестве парогазовой охлаждающей среды и/или компонента парогазовой охлаждающей среды используется смесь водяного пара с газом, или со смесью нескольких различных газов.
Указанный технический результат по п. 7 достигается тем, что в устройстве охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации охлаждающие среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства за счет избыточного давления в источниках, содержащих охлаждающие среды и их компоненты, за счет гидростатического давления, за счет использования насосов и/или за счет эжекции в распыливающем устройстве.
Техническая сущность предлагаемого технического решения, включающего способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления, поясняется чертежами, представленными на фиг. 1-4 и соответствующими пояснениями. На представленных чертежах фиг. 1-4 представлены только те элементы конструкции устройства, которые необходимы для понимания сущности предлагаемого технического решения. Сопутствующее оборудование, которое достаточно хорошо известно специалистам в данной области знаний, на этих чертежах не представлено.
На фиг. 1 представлена функциональная схема устройства охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации. Корпус 1 (фиг. 1) ядерного реактора включает в себя днище 2 и цилиндрическую обечайку 3, соединенные между собой по неразъемному стыковому узлу (далее как «стык») 4, а также включает верхнюю крышку 5 корпуса реактора, которая соединена с цилиндрической обечайкой 3 корпуса реактора посредством разъемного соединения 6. В качестве такого разъемного соединения 6 может выступать как фланцевое соединение, так и другого типа разъемное соединение (например, соединение посредством шпилек и т.п.).
В процессе аварийной ситуации, связанной с полным, или частичным разрушением активной зоны 7, расположенной во внутреннем объеме корпуса 1 реактора, расплавленные материалы разрушенной активной зоны (AЗ) накапливаются в нижней части корпуса реактора. Причем, эти материалы AЗ имеют значительное остаточное тепловыделение, и вследствие этого, в нижней части корпуса ядерного реактора возможно формирование из этих материалов ванны расплава кориума 8.
Как и в случае накопления расплавленных/ разрушенных материалов AЗ в нижней части корпуса, так и при формировании ванны расплава, наиболее интенсивные тепловые нагрузки на внутренней поверхности 13 корпуса реактора действуют на поверхности контакта расплавленных материалов (поз.8, фиг. 1) с внутренней поверхностью корпуса реактора. Кроме этого, на внутреннюю поверхность корпуса реактора воздействует и тепловая нагрузка со стороны разрушенной активной зоны 7. При этом, высота Н (фиг. 1) (соответствует части ванны расплава, находящейся в цилиндрической части корпуса ядерного реактора) такой ванны расплава и/или разрушенных материалов AЗ изменяется в процессе развития ТА и зависит от ряда факторов (конструкции реакторной установки, сценарий протекания ТА, степени разрушения АЗ и др.).
Так, например, для реакторных установок типа ВВЭР-600 (1000, или 1200), в случае полного разрушения AЗ, величина Н может достигать ~2 м [1, 3]. Соответственно, наиболее интенсивные тепловые нагрузки на внутреннюю поверхность 13 корпуса реактора будут наблюдаться на внутренней поверхности днища 2 и части внутренней поверхности цилиндрической обечайки 3 корпуса от уровня стыка 4 до уровня с высотой равной Н (фиг. 1). Следует сказать, что высота цилиндрической обечайки 3 от стыка 4 до верхнего узла 6 соединения ее с крышкой реактора для указанных выше реакторных установок составляет не менее 5 м.
Вокруг внешней поверхности корпуса реактора с зазором располагают распыливающие устройства, которые подают путем распыливания охлаждающую среду на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора при его нагреве, причем, температура охлаждающей среды не превышает температуру охлаждаемой поверхности корпуса реактора на которую ее подают. При этом, по крайней мере, часть распыливающих устройств располагают с зазором вокруг внешней поверхности 9 днища 2 корпуса реактора и/или располагают вокруг внешней боковой поверхности 10 цилиндрической обечайки 3 корпуса ядерного реактора.
Причем, часть (группу) распыливающих устройств 11 (фиг. 1) располагают вокруг верхней части внешней поверхности 9 днища корпуса таким образом, что охлаждающая среда подается этими распыливающими устройствами 11, по крайней мере, на верхнюю часть внешней поверхности 9 днища 2, расположенную в области стыка 4 днища 2 с цилиндрической обечайкой 3 корпуса реактора, а часть (группу) распыливающих устройств 12 располагают вокруг нижней части внешней поверхности 10 цилиндрической обечайки 3 корпуса реактора таким образом, что охлаждающая среда подается этими распыливающими устройствами 12 (фиг. 1), по крайней мере, на часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора. Эта часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора расположена по высоте корпуса от уровня стыка 4 до сечения по высоте обечайки корпуса, которое располагается, по крайней мере, не ниже области наиболее интенсивного теплового воздействия на внутреннюю поверхность 13 корпуса ядерного реактора, действующего со стороны расплавленных материалов активной зоны и/или бассейна расплава 8 (фиг. 1) в аварийной ситуации.
Определение положения по высоте корпуса реактора такого, наиболее теплонагруженного, сечения можно выполнять на основе различных анализов и подходов (детерминистских, вероятностных и др.). Например, консервативно можно считать, что в случае ТА с частичным или полным разрушением АЗ и стратификацией в ванне расплава [1, 3], наиболее интенсивные тепловые нагрузки можно ожидать в области верхней части ванны расплава 8, расположенной несколько ниже верхней свободной поверхности 14 (сечение по высоте корпуса равное Н, фиг. 1) расплава.
В этом случае, максимальное значение величины Н соответствует высотной координате поверхности 14 (фиг. 1) ванны расплава 8 и определяется на основе данных по составу материалов AЗ, значениям их плотностей и предположении, что все материалы AЗ (в случае ее полного ее разрушения) расплавились и сформировали ванну расплава 8 в нижней части корпуса реактора с известными геометрическими размерами. Использование иных подходов для определения положения такого, наиболее теплонапряженного сечения, может дать иные значения для оценки величины Н, несколько отличные от приведенных выше.
Аналогичным образом, определение расположения группы распыливающих устройств 11 (фиг. 1) для охлаждения верхней части внешней поверхности 9 днища корпуса реактора осуществляется на основании анализа величины тепловых нагрузок, действующих на внутреннюю поверхность днища 2 корпуса реактора со стороны расплава 8, для наиболее критических и наиболее вероятных сценариев протекания ТА. Как и в предыдущем случае, здесь необходимо принимать во внимание конкретные характеристики и состав AЗ реакторной установки, сценарий протекания аварийной ситуации и геометрические размеры конструкции корпуса реактора.
На фиг. 2 представлена функциональная схема устройства охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации для случая реализации способа охлаждения и защиты корпуса реактора, когда подача охлаждающей среды осуществляется на всю внешнюю поверхность 9 днища и/или на всю внешнюю боковую поверхность 10 цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора (в соответствии с п. 2 формулы).
В этом случае, по крайней мере, часть распыливающих устройств 11 (фиг. 2) располагают с зазором вокруг внешней поверхности 9 днища корпуса ядерного реактора таким образом, что подача охлаждающей среды распыливающими устройствами 11 осуществляется на всю внешнюю поверхность 9 днища корпуса реактора, а, по крайней мере, другую часть распыливающих устройств 12 (фиг. 2) располагают с зазором вокруг внешней боковой поверхности 10 цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора таким образом, что подача охлаждающей среды распыливающими устройствами 12 осуществляется на всю внешнюю боковую поверхность 10 цилиндрической обечайки 3 корпуса ядерного реактора.
В качестве охлаждающей среды используют диспергированную жидкостную среду, паровую, парожидкостную и/или парогазовую среду, а их подачу на поверхность корпуса ядерного реактора осуществляют вместе или раздельно, а температура охлаждающей среды не превышает температуру охлаждаемой поверхности корпуса реактора на которую ее подают. С увеличением разницы температур между температурой охлаждаемой стенки корпуса реактора и температурой охлаждающей среды, подаваемой на эту поверхность, эффективность процесса охлаждения возрастает.
При использовании охлаждающей диспергированной жидкостной и/или охлаждающей парожидкостной среды, в качестве жидкой фазы и/или компонента жидкой фазы охлаждающей среды используют воду, жидкую аммиачно-спиртовую смесь, водный раствор аммиачно-спиртовой смеси и/или жидкие растворы химических соединений. При этом, жидкие растворы химических соединений выбираются из группы соединений, которые способствуют, по крайней мере, формированию на охлаждаемой поверхности защитного слоя, препятствующего, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях, а также снижают риск поверхностного растрескивания (вследствие МКК и окисления корпусной стали) конструкции корпуса как в процессе нагрева, так и при охлаждении нагретого корпуса.
Использование жидкой аммиачно-спиртовой смеси и/или водного раствора аммиачно-спиртовой смеси в качестве жидкой фазы охлаждающей среды позволяет сформировать на внешней нагретой поверхности стального корпуса ядерного реактора защитный слой окислов (аналог процесса воронения, оксидирования, чернения) [4-6]. Формирование такого защитного слоя на внешней поверхности корпуса реактора препятствует, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях, когда его внешняя нагретая поверхность находится в контакте и взаимодействует с окружающей паровой, пароводяной, или жидкостной средой. Подобное взаимодействие нагретой поверхности стального корпуса ядерного реактора с внешней агрессивной средой может привести к интенсивному окислению и растрескиванию поверхностного слоя материала корпуса, что, в свою очередь, может стать причиной преждевременного разрушения [2] конструкции корпуса реактора в аварийных условиях.
В качестве жидкого раствора химического соединения, препятствующего, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях, можно использовать, например, асфальтовый, или масляный лаки [4-6], позволяющие формировать защитный слой на поверхности стали в атмосфере воздуха при температуре от ~300 до 450 С, а также растворы ингибиторов (Ингибитор-Википедия) коррозии стали корпуса ядерного реактора. Конкретный тип ингибитора выбирается в зависимости от марки стали из которой изготовлен корпус ядерного реактора. Также, в качестве таких растворов химических соединений возможно использовать соединения, обладающие способностью пассивации материала внешней поверхности корпуса реактора, или способствующие формированию на ней защитного покрытия устойчивого к воздействию водяного пара и других агрессивных соединений при повышенных температурах в течение протекания аварии. Например, в качестве таких соединений возможно использование химических соединений на основе окисляющих агентов (хроматы, молибдаты, нитраты в щелочной среде и др.) (Большая Энциклопедия Нефти и Газа: https://dic.academic.ru/dic.nsf/ruwiki/: http://www.ngpedia.ru/), способных к образованию труднорастворимых соединений на поверхности стали [7, 8].
В качестве паровой фазы и/или компонента паровой фазы в охлаждающей паровой, парожидкостной и/или парогазовой среде используют водяной пар, а в качестве парогазовой охлаждающей среды и/или компонента парогазовой охлаждающей среды используют смесь водяного пара с газом, или со смесью нескольких различных газов. В качестве такого газового компонента охлаждающей среды может быть использован углекислый газ, азот, инертный газ, фреон, а также иные газы и/или смеси газообразных соединений, которые способствуют, по крайней мере, формированию на охлаждаемой поверхности защитного слоя, препятствующего, по крайней мере, интенсивному окислению материала корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийных условиях, а также снижают риск поверхностного растрескивания (вследствие МКК и окисления корпусной стали) конструкции корпуса как в процессе нагрева, так и при охлаждении нагретого корпуса.
Группы 11, 12 (фиг. 1, 2) распыливающих устройств включают в себя распыливающие устройства 15 (фиг. 3, 4) посредством которых охлаждающая среда подается путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса реактора в аварийной ситуации.
1
2
3
Охлаждающая среда подается в распыливающее устройство 15 с помощью, по крайней мере, одного трубопровода 16 (фиг. 3, 4), соединяющего это распыливающее устройство, по крайней мере, с одним источником 17, содержащим охлаждающую среду и/или компоненты охлаждающей среды. Здесь, на фиг. 3 и 4, источники 17 различных охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред обозначены как Ох, Ох, Ох и т.д. Представленные на фиг. 3, 4 источники 17 различных охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред не ограничивают количество и тип применяемых охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред, используемых для охлаждения и защиты корпуса реактора, а служат цели иллюстрации и объяснения технической сущности предлагаемого технического решения.
1
2
3
В качестве охлаждающих сред (Ох, Ох, Ох и т.д.) для охлаждения корпуса ядерного реактора может быть использована диспергированная жидкостная, паровая, парожидкостная и/или парогазовая охлаждающая среда, а также смеси различных охлаждающих сред. Подача различных охлаждающих сред на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора может быть осуществлена вместе или раздельно. А последовательность подачи различных охлаждающих сред на поверхность корпуса ядерного реактора может быть одновременной, или последовательной. Регулирование подачи охлаждающей среды и/или компонентов охлаждающей среды в распыливающее устройство 15 осуществляется, по крайней мере, одним регулирующим устройством 18 (фиг. 3, 4), расположенным в трубопроводе между распиливающим устройством и источником 17, содержащим охлаждающую среду и/или компоненты охлаждающей среды.
На схемах, представленных на фиг. 3, 4, условно показаны лишь некоторые регулирующие устройства 18, но для конкретной реализации устройства охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора количество и расположение регулирующих устройств может отличаться от представленного на фиг. 3, 4.
Представленная на фиг. 3 схема подачи охлаждающей среды и/или компонента охлаждающей среды в распыливающее устройство 15 соответствует случаю, когда охлаждающая среда, смесь различных охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред подается от источников 17 в распыливающее устройство 15 с помощью одного трубопровода 16. Здесь, различные охлаждающие среды и/или компоненты охлаждающих сред подаются в это распыливающее устройство 15 вместе, или раздельно. Функциональная схема на фиг. 4 соответствует случаю подачи охлаждающей среды и/или компонентов охлаждающих сред в распыливающее устройство 15, когда распыливающее устройство соединено с источниками 17 более чем одним трубопроводом 16, а различные охлаждающие среды и/или компоненты охлаждающих сред подаются в это распыливающее устройство вместе, или раздельно.
Также, для рассмотренных выше схем (фиг. 1-4), подача на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора охлаждающих сред может осуществляться как одновременно, так и последовательно. Конкретная реализация того, или иного сценария подачи охлаждающих сред на внешнюю поверхность корпуса реактора зависит от выбранной стратегии управления аварийной ситуацией, условиями ее протекания и конструктивными особенностями реакторной установки.
Охлаждающие среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающее устройства 15 за счет избыточного давления в источниках 17, содержащих охлаждающие среды и/или компоненты охлаждающих сред, за счет гидростатического давления и/или за счет использования насосов которые на данных чертежах (фиг. 1-4) не представлены. Также, подача охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред в распыливающие устройства может осуществляться за счет эффекта эжекции в распыливающем устройстве 15.
В предлагаемом техническом решении способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации реализуется следующим образом. Вокруг внешней поверхности корпуса 1 ядерного реактора с зазором размещают, по крайней мере, часть распыливающих устройств (поз.11, 12; фиг. 1). которые подают путем распыливания охлаждающую среду на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора при его нагреве, а температура охлаждающей среды не превышает температуру охлаждаемой поверхности корпуса реактора на которую ее подают. При этом, по крайней мере, часть распыливающих устройств располагают с зазором вокруг внешней поверхности 9 днища 2 корпуса реактора и/или располагают вокруг внешней боковой поверхности 10 цилиндрической обечайки 3 корпуса ядерного реактора. Причем, часть распыливающих устройств 11 (фиг. 1) располагают вокруг верхней части внешней поверхности 9 днища корпуса таким образом, что охлаждающая среда подается этими распыливающими устройствами 11, по крайней мере, на верхнюю часть внешней поверхности 9 днища 2, расположенную в области стыка 4 днища с цилиндрической обечайкой 3 корпуса реактора, а часть распыливающих устройств 12 располагают вокруг нижней части внешней поверхности 10 цилиндрической обечайки 3 корпуса реактора таким образом, что охлаждающая среда подается этими распыливающими устройствами 12 (фиг. 1), по крайней мере, на часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора. Эта часть внешней поверхности цилиндрической обечайки корпуса реактора расположена по высоте корпуса от уровня стыка 4 до сечения по высоте обечайки корпуса, которое располагается, по крайней мере, не ниже области наиболее интенсивного теплового воздействия на внутреннюю поверхность 13 корпуса ядерного реактора, действующего со стороны бассейна расплава 8 расплавленных материалов и/или активной зоны 7 ядерного реактора, (фиг. 1) в аварийной ситуации.
1
2
3
В случае нагрева корпуса ядерного реактора вследствие воздействия на него тепловых нагрузок от высокотемпературных расплавленных материалов 8 и/или со стороны активной зоны 7 (фиг. 1), срабатывает регулирующее устройство 18 (фиг. 3, 4), обеспечивая подачу в трубопровод 16 от источников 17 охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред (Ох, Оx, Ох и т.д.), которые поступают в распыливающее устройство 15. Охлаждающие среды и/или компоненты охлаждающих сред подаются в распыливающее устройства 15 за счет избыточного давления в источниках 17, содержащих эти охлаждающие среды и/или компоненты охлаждающих сред, за счет гидростатического давления и/или за счет использования насосов которые на данных чертежах (фиг. 1-4) не представлены. Также, подача охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред в распыливающие устройства может осуществляться за счет эффекта эжекции в распыливающем устройстве 15.
Подача охлаждающих сред и/или компонентов охлаждающих сред из источников 17 в распыливающее устройство 15 осуществляется вместе, или раздельно. При этом, подача путем распыливания различных охлаждающих сред на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора осуществляется совместно, или раздельно, что определяется принятой стратегией охлаждения корпуса реактора в аварийной ситуации, а также конструктивными особенностями реакторной установки. Последовательность подачи различных охлаждающих сред на внешнюю поверхность корпуса реактора при его охлаждении также определяется принятой стратегией охлаждения корпуса реактора в аварийной ситуации.
2
В качестве охлаждающей среды и/или компонентов охлаждающей среды в источниках 17 (фиг. 3, 4) используют жидкостную среду, паровую, парожидкостную и/или парогазовую среду, а подача охлаждающей среды и/или компонентов охлаждающей среды из источников 17 в распыливающие устройства 15 приводит к формированию потока охлаждающей среды, который подается на внешнюю нагретую поверхность корпуса ядерного реактора, и/или часть внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Эффективность и возможность использования диспергированной жидкостной среды для охлаждения теплонагруженных устройств обсуждаются и представлены в [3, 9-11]. Проведенные автором предварительные эксперименты по охлаждению моделей нагретых поверхностей при интенсивности теплового потока свыше 2 МВт/м показало, что возможно использование пароводяной, паровой и парогазовой смесей в качестве охлаждающей среды. Значения коэффициента теплообмена, определенные экспериментальным путем, при охлаждении этих поверхностей были не менее ~4 кВт/м.
В предлагаемом техническом решении способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации в соответствии с п. 2 формулы изобретения реализуется следующим образом.
Основное отличие рассматриваемого способа охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации от вышерассмотренного способа (по п. 1 формулы) состоит в том, что в данном случае подачу охлаждающей среды осуществляют на всю внешнюю поверхность 9 днища и/или на всю внешнюю боковую поверхность 10 цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора (фиг. 2). В этом случае, по крайней мере, часть распыливающих устройств 11 (фиг. 2) располагают с зазором вокруг внешней поверхности 9 днища корпуса ядерного реактора таким образом, что подача охлаждающей среды распыливающими устройствами 11 осуществляю, по крайней мере, на всю внешнюю поверхность 9 днища корпуса реактора, а, по крайней мере, другую часть распыливающих устройств 12 (фиг. 2) располагают с зазором вокруг внешней боковой поверхности 10 цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора таким образом, что подачу охлаждающей среды распыливающими устройствами 12 осуществляют на всю внешнюю боковую поверхность 10 цилиндрической обечайки корпуса ядерного реактора.
Предлагаемое техническое решение позволяет осуществить подачу на корпус реактора различных охлаждающих сред с использованием одного и того же распыливающего устройства 15 (фиг. 3, 4), или с использованием различных распыливающих устройств. Такое наличие различных вариантов формирование и подачи охлаждающих сред на корпус реактора повышает общую надежность данной системы охлаждения и защиты корпуса реактора при его нагреве.
Например, для снижения риска термоудара при охлаждении корпуса реактора в случае высокой температуры стенки корпуса, предпочтительно начинать охлаждение внешней поверхности корпуса с использованием более «мягких» охлаждающих сред в качестве которых могут использоваться паровая, парожидкостная и/или парогазовая среда. В последующем, после снижения температуры стенки корпуса реактора до более низких значений, возможно использование, например, дисперсной жидкостной среды. Возможны и иные (от указанной выше) схемы и последовательности подачи различных охлаждающих сред на охлаждаемую поверхность корпуса ядерного реактора в аварийной ситуации, что определяется принятой стратегией управления аварийной ситуацией и охлаждения/защиты корпуса ядерного реактора в аварийной ситуации. Предлагаемое техническое решение возможно использовать и при охлаждении и защите корпуса устройства локализации расплава в случае тяжелой аварии, когда происходит разрушение корпуса ядерного реактора и расплавленные материалы АЗ накапливаются в данном устройстве локализации.
Преимущество предлагаемого технического решения и схем охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора в аварийных условиях по сравнению с известными схемами охлаждения (залив нагретой поверхности жидким охладителем, или циркуляция охладителя вдоль нагретой поверхности и т.п.) заключается в том, что при использовании предлагаемого технического решения решаются одновременно задачи эффективного охлаждения и защиты корпуса реактора от воздействия неблагоприятных факторов (окисление, коррозия и расстрескивание нагретой поверхности корпуса реактора при воздействии на нее агрессивной среды, например, воды и водяного пара в процессе охлаждения) в аварийной ситуации. Это позволяет повысить живучесть и надежность конструкции корпуса ядерного реактора в аварийных условиях. Также, совместное использование различных охлаждающих сред и различных схем их подачи путем распыливания на корпус реактора в аварийной ситуации позволяет расширить арсенал методов и средств охлаждения и/или защиты корпуса ядерного реактора при аварийных ситуациях, сопровождающихся нагревом корпуса реактора.
Таким образом, предлагаемый способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство, реализующее данный способ, позволяют существенно повысить эффективность и интенсивность внешнего охлаждения и защиты корпуса реактора при его нагреве в аварийной ситуации, положительно решить вопрос о сохранении целостности корпуса реактора в течение аварийной ситуации, в том числе при тяжелой запроектной аварии, а также предотвратить выход радиоактивных материалов в окружающую среду при подобных аварийных ситуациях.
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]. Loktionov, V.D., Lyubashevskaya, I.V., Sosnin, O.V., Terentyev, E., 2019. "Short-term strength properties and features of high-temperature deformation of VVER reactor pressure vessel steel 15Kh2NMFA-A within the temperature range 20-1200°C". Nuclear Engineering and Design 352 (2019) N110188. (https://doi.org/l 0.1016/i.nucengdes.2019.110188)
[3]. 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 ВВЭР7 Материалы конференции, 28-31 мая 2013 г., ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Россия, Подольск.
[4]. Бахвалов Г.Т. «Защита металлов от коррозии», М., 1964.
[5]. Воронение//Большая советская энциклопедия (в 30-и т.)/ 3-е изд. - М.: Советская энциклопедия, 1969-1978.
[6]. Вайнер Я.В., Дасоян М.А. «Технология электрохимических покрытий», М. - Л., 1962.
[7]. Томашов Н.Д., Чернова Г.П., Пассивность и защита металлов от коррозии, М., 1965.
[8]. Скорчеллетти В.В., Теоретические основы коррозии металлов, Л., 1973.
[9]. Dedov А.V., Mirnov S.V., Komov А.Т., Varava A.N., Lyublinski I.E., Zakharenkov A.V., Vertkov A.V., Loktionov V.D., Smorchkova Y.V. 2020. "The Study of Heat Removal Efficiency Using a Dispersed Flow Method". AIP Conference Proceedings. Vol.2211, Number 080005 (2020). https://doi.Org/10.1063/5.0001056. https://www.scopus.com/record/display.uri?eid=2-s2.085083015401&origin=resultslist
[10]. Тупотилов И.А., Варава A.H., Дедов А.В., Захаренков А.В., Комов А.Т., Локтионов В.Д., Мирнов С.В., Сморчкова Ю.В. (Tupotilov I.A., Varava A.N., Dedov А.V., Zaharenkov A.V., Komov A.T., Loktionov V.D., Mirnov S.V., Smorchkova Y.V.). 2020. "Study of heat exchange and hydrodynamics on the model of fuel assembly with microfuels". Journal of Physics: Conference Series (2020 г. ), Volume 1675. ISSN: 1742-6588
[11]. S.V. Mirnov, A.T. Komov, A.N. Varava, A.V. Dedov, I.E. Lyublinski, A.V. Vertkov, A.V. Zakharenkov, V.D. Loktionov and Y.V. Smorchkova. "Cooling of the inner-chamber elements of a thermonuclear reactor with a dispersed flow". Journal of Physics: Conference Series 1359. Issue 1.(2019). Numb. 012123. IOP Publishing.6p.doi:10.1088/1742-6596/1359/l/012123.