Способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях и устройство для его осуществления
METHOD FOR PROTECTING NUCLEAR REACTOR AND PREVENTING MELTING OF ITS VESSEL IN SEVERE ACCIDENTS, AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается, в частности, способов и средств защиты ядерного реактора и предотвращающих расплавление корпуса реактора при воздействия на него высокоинтенсивных тепловых воздействий от расплавленных материалов активной зоны (АЗ) и внутрикорпусных устройств (ВКУ), формирующих ванну расплава в нижней части корпуса реактора при тяжелой аварии (ТА).
Изобретение может быть использовано в системах защиты ядерных реакторов 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 корпуса устройства локализации расплава (УЛР), где накапливаются и локализуются расплавленные материалы АЗ в случае разрушения корпуса ядерного реактора в течение ТА.
3
Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки, действующей на внутреннюю поверхность корпуса ядерного реактора со стороны ванны расплава, формирующейся в течение ТА. В частности, заявляемое решение позволяет уменьшить эффект «фокусировки» тепловой нагрузки на корпус реактора в случае стратификации (расслоение) расплава при тяжелой аварии, когда над оксидной тепловыделяющей частью ванны расплава формируется слой металлических компонент расплава. В этом случае, вследствие различных плотностей жидких компонентов расплава, над оксидной фазой ванны расплава (плотность ~9÷13 т/м) оказывается расплав металлических компонентов (стальные конструктивные элементы активной зоны, элементы ВКУ, цирконий и другие материалы, имеющие плотность не более 8 т/м). Такой металлический слой обладает существенно более высокой теплопроводностью по сравнению с теплопроводностью оксидных компонентов ванны расплава (оксиды циркония и урана), а вследствие того, что толщина его составляет от нескольких сантиметров до нескольких дециметров, то на боковой поверхности такого слоя расплава, контактирующего с корпусом ядерного реактора, происходит фокусирование тепловой нагрузки (Theofanous, T.G., Liu, С, Additon, S., Angelini, S., Kymalanen, O., Salmassi,T., In-vessel coolability and retention of a core melt, DOE/ID-10460, Vols. 1 and 2, October 1996). При этом плотность теплового потока на стенку корпуса реактора при такой ситуации существенно может превышать -1.5 МВт/м, что приводит к серьезным проблемам с обеспечением целостности корпуса реактора в течение ТА, плавлением стенки корпуса, а также возможностью устойчивого его внешнего охлаждения (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).
В связи с этим снижение интенсивности теплового воздействия на корпус ядерного реактора при ТА является одной из важных проблем при реализации стратегии управления тяжелой аварией в РУ с реакторами корпусного типа.
Из существующего уровня техники известен способ защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, реализованный в устройстве пассивной защиты ядерного реактора (Патент RU 2522943. Опубл. 20.07.2014. Бюл. №20. МПК G21C 9/016 (2006.01)). В этом известном способе защита корпуса ядерного реактора обеспечивается за счет размещения на его внутренней поверхности слоя специальных контейнеров, содержащих керамические тугоплавкие материалы и играющих роль защитного слоя для стенки корпуса ядерного реактора.
Недостатком известного способа и устройства, в котором реализуется известный способ защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии, является то, что в случае расплавления конструкции контейнера при воздействии на него тепловой нагрузки со стороны расплавленных материалов АЗ и ВКУ при ТА, данные керамические материалы могут переместиться в нижнюю часть корпуса реактора под воздействием силы тяжести, что приведет к «оголению» внутренней поверхности стенки корпуса и прямому контакту расплава кориума (расплавленные материалы и фрагменты АЗ и ВКУ) со стенкой корпуса ядерного реактора. При таком непосредственном контакте, тепловое воздействие высокой интенсивности со стороны расплава будет воздействовать на корпус реактора, приводя к его оплавлению и возможному разрушению.
Из существующего уровня техники также известен способ защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны и устройство для его осуществления (Патент RU 2636746, опубл. 28.11.2017. Бюл. № 34. МПК G21C 9/00 (2006.01)). В этом известном способе и устройстве, в котором реализован данный способ, защита корпуса реактора при тяжелой аварии реализуется путем формирования дополнительного теплопроводного слоя в нижней части ванны расплава, расположенной внутри корпуса реактора. Формирование такого нижнего теплопроводного слоя под оксидной частью расплава способствует уменьшению тепловой нагрузки, действующей на корпус ядерного реактора в области его контакта с верхним слоем металлического расплава, находящегося над оксидной тепловыделяющей частью расплава. Такой дополнительный теплопроводный слой формируется из элементов, которые размещаются внутри корпуса до начала ТА и имеют коэффициент теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава, а значение их плотности больше значений плотностей оксидных компонентов расплава.
Недостатками известного способа и устройства, в котором реализуется этот известный способ, является то, что на начальной стадии тяжелой аварии, когда происходит формирование ванны расплава в нижней части корпуса ядерного реактора путем поступления в нее расплавленных материалов АЗ и ВКУ, эффективность известного способа защиты и работы устройства может быть существенно низкой за счет того, что матрица, содержащая внутри себя теплопроводные элементы, может расплавиться не в полном объеме, что приведет к недостаточному количеству этих теплопроводных элементов, располагающихся в нижней части ванны расплава. Это приведет к невозможности формирования нижнего теплопроводного слоя расплава (под оксидной частью ванны расплава) определенной толщины (высоты). Такой сценарий развития ТА может привести к недостаточному уменьшению тепловой нагрузки, действующей на корпус в области его контакта с верхним металлическим слоем расплава, что может привести к сквозному проплавлению и разрушению конструкции корпуса ядерного реактора из-за действия на него высокоинтенсивных тепловых нагрузок.
Наиболее близким аналогом (прототипом) заявляемого способа защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях и устройства для его осуществления по технической сущности и достигаемому результату является способ защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны и устройство для его осуществления (Патент RU 2543056, опубл. 27.02.2015. Бюл. № 6. МПК G21C 9/00 (2006.01)).
В этом известном способе защиты ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной активной зоны, расположенной в нижней части корпуса реактора, технический результат достигается тем, что до образования расплавленной активной зоны внутрь корпуса реактора помещают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью расплавленной стали в верхнем слое ванны расплава. В силу того, что тугоплавкие элементы имеют плотность, сопоставимую с плотностью стального слоя расплава и величина которой ниже плотности оксидной части расплава, тугоплавкие элементы всплывают и распределяются в объеме слоя стального расплава, образуя гетерогенную структуру, состоящую из расплава стали, имеющей высокую теплопроводность, и твердых включений с более низкой теплопроводностью. Такая структура имеет более низкую осредненную по объему теплопроводность по сравнению с исходным гомогенным верхним металлическим слоем расплава, что приводит к перераспределению (уменьшению) количества теплоты и, как следствие, интенсивности тепловой нагрузки, передаваемой этим верхним слоем расплава стали (и другими металлическими компонентами расплава) стенке корпуса реактора, Кроме этого, перенос теплоты за счет естественной конвекции в стальном слое расплава будет менее интенсивным в случае гетерогенной структуры последнего. Два этих эффекта позволяют снизить эффект «фокусировки» тепла на стенку корпуса реактора в области его контакта с боковой поверхностью этого слоя расплава, в котором располагаются эти теплопроводные тугоплавкие элементы.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа, принятого за прототип, относится то, что при его использовании невозможно достичь значительного уменьшения тепловой нагрузки, действующей на стенку корпуса ядерного реактора при ТА в области ее контакта с верхним слоем металлического расплава. Это объясняется тем, что площадь верхней поверхности ванны расплава, которая участвует в теплообмене при ТА со средой, находящейся выше этой поверхности, остается неизменной в процессе аварии, а величина тепла, отдаваемая этой поверхностью в окружающую среду, зависит только от величины приведенного коэффициента излучения этой поверхности, а также значений температур этой поверхности и окружающей среды. При достаточно высоких значениях интенсивности теплового воздействия (особенно, на начальных стадиях тяжелой аварии) на корпус ядерного реактора, когда интенсивность теплового воздействия может достигать значений ~2 МВт/м и выше, использование известного способа не гарантирует достаточного снижения тепловой нагрузки, по крайней мере, до такого уровня, когда представляется возможным обеспечить целостность конструкции корпуса при использовании внешнего охлаждении корпуса реактора в течение аварии.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного устройства, принятого за прототип, следует отнести то, что в процессе ТА, при всплытии тугоплавких элементов в верхнем металлическом слое расплава, имеющих плотность сопоставимую с плотностью расплавленной стали, эти элементы в процессе всплытия могут расположиться не во всем объеме верхнего слоя металлического расплава, а только вблизи его нижней поверхности, образуя при этом гетерогенную структуру только в нижней части этого слоя расплава. Такая ситуация может произойти, например, в случае снижения величины плотности верхнего слоя металлического расплава вследствие его перегрева, когда плотность металлического расплава снизится до значений, которые будут ниже плотности этих тугоплавких элементов.
Такой сценарий развития событий может реализоваться, в частности, на начальных стадиях формирования ванны расплава при ТА, когда имеется высокий уровень внутреннего остаточного тепловыделения в оксидной фазе расплава, подогревающей снизу вышележащий металлический слой расплава. Такая конфигурация и расположение теплопроводных тугоплавких элементов в верхнем слое расплава не позволит в достаточной мере снизить интенсивность теплового воздействия на корпус ядерного реактора в области его контакта с боковой поверхностью верхнего металлического слоя расплава, что может привести к расплавлению и разрушению корпуса реактора в условиях ТА.
Предлагается.
1. Способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях, когда в корпусе реактора формируется ванна расплава, отличающийся тем, что в процессе тяжелой аварии, когда в корпусе формируется ванна расплава из материалов активной зоны и внутрикорпусных устройств, на верхней поверхности ванны расплава формируют развитую поверхность теплообмена, имеющую площадь, по крайней мере, не меньше площади верхней поверхности ванны расплава до момента формирования этой развитой поверхности теплообмена, а величину приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена выбирают из условия, чтобы величина произведения значения приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена на ее площадь была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности ванны расплава на ее площадь до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена.
2. Способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях по п. 1, отличающийся тем, что развитую поверхность теплообмена на верхней поверхности ванны расплава формируют путем размещения на верхней поверхности ванны расплава теплопроводных элементов, которые имеют неотрицательную плавучесть в этом расплаве, а конструкция и материал такого элемента обеспечивает такое его расположение в ванне расплава, чтобы осуществлялся контакт, по крайней мере, нижней части внешней поверхности такого элемента с материалами ванны расплава, а часть внешней поверхности этого элемента, которая предназначена для теплообмена с окружающей средой расположенной над ванной расплава, располагалась выше уровня верхней поверхностью ванны расплава; конструкция, материал и величина приведенного коэффициента излучения внешней поверхности такого элемента, а также количество таких элементов выбираются из условия, чтобы величина произведения площади такой развитой поверхности теплообмена, сформированной на верхней поверхности ванны расплава, на значение приведенного коэффициента излучения этой развитой поверхности теплообмена была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности ванны расплава на ее площадь до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена.
3. Устройство защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях, когда в корпусе реактора формируется ванна расплава, отличающееся тем, что оно включает развитую поверхность теплообмена, состоящую, по крайней мере, из части верхней поверхности ванны расплава, а эта часть поверхности расплава находится между теплопроводными элементами, имеющими неотрицательную плавучесть в расплаве и расположены на поверхности этой ванны расплава, и из тех частей внешних поверхностей этих элементов, которые расположены выше уровня этой части верхней поверхности ванны расплава, причем, конструкция и материал такого элемента выбираются из условия, чтобы осуществлялся контакт, по крайней мере, нижней части внешней поверхности этого элемента с материалами ванны расплава, а часть внешней поверхности этого элемента, которая предназначена для теплообмена с окружающей средой находящейся над ванной расплава, была расположена над верхним уровнем ванны расплава; конструкция, материал и величина приведенного коэффициента излучения поверхности такого элемента, а также количество таких элементов выбираются из условия, чтобы величина произведения площади такой развитой поверхности теплообмена на значение приведенного коэффициента излучения этой поверхности была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности ванны расплава на ее площадь до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена.
4. Устройство защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях по п. 3, отличающееся тем, что теплопроводный элемент изготавливается из одного или нескольких теплопроводных материалов, а для обеспечения неотрицательной плавучести элемента в расплаве его конструкция может иметь внутри своего объема закрытые полости и/или поры, расположенные таким образом, чтобы обеспечить требуемое положение элемента в расплаве, а в качестве материалов конструкции теплопроводных элементов возможно использовать материалы, которые могут плавиться и/или не подвергаться плавлению в ванне расплава, причем, в качестве материалов возможно использовать тугоплавкие металлические соединения, например, на основе молибдена, вольфрама, тантала и/или химических соединений этих металлов, а также керамические материалы на основе, например, оксидов алюминия, магния, циркония, гафния и/или комбинаций этих соединений.
Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является уменьшение риска разрушения корпуса ядерного реактора и последствий ТА в ядерно-энергетических установках (ЯЭУ) с ядерными реакторами корпусного типа путем удержания материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора при тяжелой аварии за счет увеличения величины отводимого тепла с верхней поверхности ванны расплава материалов АЗ и ВКУ, которая формируется внутри корпуса ядерного реактора при ТА.
Техническим результатом заявляемого решения является уменьшения интенсивности теплового воздействия на конструкцию корпуса ядерного реактора со стороны ванны расплава АЗ и ВКУ, формирующейся внутри корпуса реактора в течение ТА, и уменьшение риска сквозного проплавления и разрушения конструкции корпуса ядерного реактора в аварийных условиях.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях, когда в процессе ТА в корпусе реактора формируется ванна расплава из материалов активной зоны и внутрикорпусных устройств, на верхней поверхности ванны расплава формируют развитую поверхность теплообмена. При этом, эта развитая поверхность теплообмена имеет площадь, по крайней мере, не меньше площади верхней поверхности ванны расплава, которую она имела до момента начала формирование на ней этой развитой поверхности теплообмена. Величину приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена выбирают из условия, чтобы величина произведения значения приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена на ее площадь была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности ванны расплава на ее площадь до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена.
Указанный технический результат по п. 2 достигается тем, что в способе защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях, развитую поверхность теплообмена на верхней поверхности ванны расплава формируют путем размещения на верхней поверхности ванны расплава теплопроводных элементов, которые имеют неотрицательную плавучесть в этом расплаве. Конструкция и материал такого элемента обеспечивает такое его расположение в ванне расплава, чтобы осуществлялся контакт, по крайней мере, нижней части внешней поверхности такого элемента с материалами ванны расплава. И при этом, часть внешней поверхности этого элемента, которая предназначена для теплообмена с окружающей средой расположенной над ванной расплава, располагалась выше уровня верхней поверхностью ванны расплава. Конструкция, материал и величина приведенного коэффициента излучения внешней поверхности такого элемента, а также количество таких элементов выбираются из условия, чтобы величина произведения площади такой развитой поверхности теплообмена, сформированной на верхней поверхности ванны расплава, на значение приведенного коэффициента излучения этой развитой поверхности теплообмена была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности ванны расплава на ее площадь до момента формирования на ней этой развитой поверхности теплообмена.
Указанный технический результат по п. 3 достигается тем, что устройство защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях, когда в корпусе реактора формируется ванна расплава, включает развитую поверхность теплообмена, состоящую, по крайней мере, из части верхней поверхности ванны расплава, которая находится между теплопроводными элементами, имеющими неотрицательную плавучесть в расплаве и расположены на поверхности этой ванны расплава, и из тех частей внешних поверхностей этих элементов, которые расположены выше уровня этой части верхней поверхности ванны расплава. Причем, конструкция и материал такого элемента выбираются из условия, чтобы осуществлялся контакт, по крайней мере, нижней части внешней поверхности этого элемента с материалами ванны расплава, а часть внешней поверхности этого элемента, которая предназначена для теплообмена с окружающей средой находящейся над ванной расплава, была расположена над верхним уровнем ванны расплава. Конструкция, материал и величина приведенного коэффициента излучения поверхности такого элемента, а также количество таких элементов выбираются из условия, чтобы величина произведения площади такой развитой поверхности теплообмена на значение приведенного коэффициента излучения этой поверхности была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности ванны расплава на ее площадь до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена.
Указанный технический результат по п. 4 достигается тем, что в устройстве защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях теплопроводный элемент изготавливается из одного или нескольких теплопроводных материалов. Для обеспечения неотрицательной плавучести элемента в расплаве его конструкция может иметь внутри своего объема закрытые полости и/или поры, расположенные таким образом, чтобы обеспечить требуемое положение элемента в расплаве. В качестве материалов конструкции теплопроводных элементов возможно использование материалов, которые могут плавиться и/или не подвергаться плавлению в ванне расплава, причем, в качестве материалов возможно использовать тугоплавкие металлические соединения, например, на основе молибдена, вольфрама, тантала и/или химических соединений этих металлов, а также керамические материалы на основе, например, оксидов алюминия, магния, циркония, гафния и/или комбинаций этих соединений.
Техническая сущность предлагаемого технического решения, включающего способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях, когда в корпусе реактора формируется ванна расплава и устройство для его осуществления, поясняется чертежами, представленными на фиг. 1, 2 и соответствующими пояснениями.
На представленных чертежах фиг. 1 и 2 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,а представлена схема, иллюстрирующая состояние системы в ее исходном состоянии (до формирования развитой поверхности теплообмена), и которая включает корпус 1 ядерного реактора и ванну расплава (поз. 2, 3), когда в нижней части корпуса реактора накапливаются расплавленные материалы АЗ и ВКУ и из которых формируется эта ванна расплава при ТА.
3
3
На фиг. 1,а условно представлена ванна расплава, имеющая стратифицированную структуру, когда верхний металлический слой расплава 2, состоящий преимущественно из расплава стали и других металлических компонентов (хром, никель, цирконий и др.), располагается над оксидной 3 тепловыделяющей частью ванны расплава. Такая стратификация может произойти вследствие различной плотности металлических компонентов (плотность ~6-8 т/м) расплава и его оксидных (смесь диоксида урана и диоксида циркония) компонентов (плотность ~8-10 т/м). С верхней поверхности 4 расплава осуществляется теплообмен с внешней средой, находящейся выше уровня поверхности 4 расплава. В качестве элементов такой внешней среды выступают элементы разрушенной АЗ, часть внутренней поверхности корпуса 1ялерного реактора, которая расположена выше уровня поверхности 4, а также среда внутри корпуса (пар и др.), расположенная над поверхностью 4 расплава. В случае залива охладителем (вода и др.) поверхности 4 расплава, такой средой будет являться пар и вода, расположенные над этой поверхностью и с которыми будет осуществляться теплообмен ванны расплава в течение ТА.
Стратифицированная ванна расплава на фиг. 1 представлена условно для пояснения сути предлагаемого технического решения и эта стратифицированная структура ванны расплава не ограничивает возможности использования этого технического решения для ванн расплава, имеющих иные, отличные от стратифицированной, структуры расплава (гомогенная структура, инверсная многослойная и др.).
На фиг. 1,б представлено состояние рассматриваемой системы после того, как на верхней поверхности расплава 4 сформирована развитая поверхность теплообмена 5. При этом, площадь такой развитой поверхности теплообмена имеет значение которое, по крайней мере, не ниже площади исходной площади верхней поверхности 4 ванны расплава до момента формирования этой развитой поверхности теплообмена (фиг. 1,а).
На фиг. 2 представлена схема устройства защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях, когда в корпусе реактора формируется ванна расплава. Данное устройство включает развитую поверхность теплообмена, которая включает, по крайней мере, часть верхней поверхности 4 (фиг. 2) ванны расплава, которая находится между теплопроводными элементами 6, расположенными на верхней поверхности ванны расплава 2, и из тех частей 8 внешних поверхностей этих элементов 6, которые расположены выше уровня этой части верхней поверхности 4 ванны расплава. Причем, теплопроводные элементы 6 обладают неотрицательной плавучестью в расплаве 2, а конструкция и материал такого элемента выбираются из условия, чтобы осуществлялся контакт, по крайней мере, нижней части 9 внешней поверхности этого элемента с материалами ванны расплава 2, а часть внешней поверхности 8 этого элемента, которая предназначена для теплообмена с окружающей средой находящейся над ванной расплава, была расположена над этой частью верхней поверхностью 4 ванны расплава.
Для обеспечения, по крайней мере, неотрицательной плавучести теплопроводного элемента 6 в расплаве 2 его конструкция может иметь внутри своего объема закрытые полости 10 и/или поры 11, расположенные таким образом, чтобы обеспечить требуемое положение элемента в расплаве 2. При этом, теплопроводный элемент может изготавливаться и состоять как из одного теплопроводного материала (теплопроводный элемент, изображенный слева на фиг. 2), так может изготавливаться и состоять из нескольких различных материалов (поз. 6 и 7, теплопроводные элементы в центре и справа на фиг. 2). Причем, в качестве материалов конструкции теплопроводных элементов возможно использовать материалы, которые могут плавиться и/или не подвергаться плавлению в ванне расплава в течение ТА, а в качестве таких материалов возможно использовать тугоплавкие металлические соединения, например, на основе молибдена, вольфрама, тантала и/или химических соединений этих металлов. Выбор конкретного материала теплопроводных элементов определяется как типом ванны расплава (химический состав, плотность, температура плавления и др.), в котором размещаются эти элементы при ТА, так и стратегией управления тяжелой аварией (сценарии с плавлением теплопроводного элемента в расплаве, отсутствием плавления этого элемента в расплаве, с учетом химического взаимодействия материала теплопроводного элемента с материалом расплава и др.).
В качестве материала теплопроводного элемента возможно использование, например, керамических материалов на основе, например, оксидов алюминия, магния, циркония, гафния и/или комбинаций этих соединений, а также совместное использование в конструкции теплопроводных элементов различных комбинаций металлических и неметаллических (в том числе, керамических) материалов для создания требуемых свойств (теплофизических, химических, термомеханических) таких теплопроводных элементов. Кроме этого, для обеспечения требуемых условий теплообмена и значений приведенного коэффициента излучения поверхностей 8 теплопроводных элементов, на внешние поверхности теплопроводных элементов могут быть нанесены покрытия с требуемыми свойствами, например, обеспечивающие необходимые характеристики излучательной способности внешней поверхности теплопроводного элемента. Такие покрытия на поверхностях 8 и 9 теплопроводных элементов могут играть роль и защитных покрытий, предотвращающих, например, процессы окисления и/или взаимодействия внешней поверхности такого элемента с агрессивной средой (с расплавом, охлаждающей средой и др.) в течение ТА.
Под площадью развитой поверхности теплообмена 5 понимается суммарная площадь, включающая площадь всех частей внешних поверхностей 8 теплопроводных элементов 6, расположенных над уровнем верхней поверхности расплава 4 (фиг. 2) и участвующих в теплообмене со средой и конструкциями, расположенными во внутреннем объеме корпуса реактора выше ванны расплава, а также включает площадь части верхней поверхности расплава 4 (фиг. 2), которая находится между теплопроводными элементами 6, расположенными на поверхности расплава.
Величина приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена 5 определяется на основе учета реальных геометрических характеристик поверхностей 8 и значений приведенных коэффициентов излучения каждой из этих поверхностей 8 теплопроводных элементов, а также излучательных характеристик частей поверхности ванны расплава 4 (фиг. 2), расположенных между этими теплопроводными элементами, и характеристик внешней среды, с которой осуществляется теплообмен этой развитой поверхности теплообмена 5 в течение ТА.
Количество теплопроводных элементов 6 выбирается из условия, чтобы величина произведения площади такой развитой поверхности теплообмена 5 (фиг. 1,6) на значение приведенного коэффициента излучения этой поверхности была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности 4 (фиг. 1,а) ванны расплава на ее площадь до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена.
В предлагаемом техническом решении способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях реализуется следующим образом. При тяжелой аварии в ядерном реакторе, когда внутри корпуса 1 формируется ванна расплава из материалов АЗ и ВКУ, на верхней поверхности 4 (фиг. 1,а) ванны расплава формируют развитую поверхность теплообмена 5 (фиг. 1,б). Такая развитая поверхность теплообмена 5 имеет площадь поверхности (которая участвует в теплообмене с окружающей средой, расположенной выше ванны расплава), по крайней мере, не меньше площади верхней поверхности ванны расплава 4 (фиг. 1,а) до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена.
Увеличение площади верхней поверхности ванны расплава в случае формирования развитой поверхности теплообмена 5 приводит (при прочих равных условиях) к увеличению отводимого тепла с верхней поверхности ванны расплава по сравнению со случаем, когда верхняя поверхность расплава представляет собой плоскую круговую поверхность 4 (фиг. 1,а). В свою очередь, увеличение величины тепла, отводимого с верхней поверхности ванны расплава, приводит к уменьшению суммарной величины тепла, которое передается от боковой поверхности ванны расплава на внутреннюю поверхность корпуса 1 ядерного реактора, которая находится в контакте с ванной расплава, а также приводит к снижению значений интенсивности (плотности теплового потока) тепловой нагрузки, действующей на стенку корпуса ядерного реактора.
Как показали выполненные ранее расчеты теплового состояния ванны расплава и корпуса ядерного реактора [1, 2], увеличение отводимого тепла с верхней поверхности стратифицированной ванны расплава приводит к значимому уменьшению интенсивности тепловой нагрузки, действующей на корпус реактора в области его контакта с верхним металлическим слоем расплава (уменьшение эффекта фокусирования тепловой нагрузки на корпус). Как следствие этого, уменьшение интенсивности тепловой нагрузки, действующей на корпус реактора, позволяет обеспечить более устойчивый теплоотвод от внешней поверхности корпуса реактора при его внешнем охлаждении, уменьшить степень оплавления стенки корпуса и сохранить его целостность в течение ТА.
Формирование развитой поверхности теплообмена 5 на верхней поверхности ванны расплава осуществляют, например, путем размещения на этой поверхности теплопроводных элементов 6, имеющих поверхности теплообмена 8, расположенные над поверхностью 4 расплава (фиг. 2). Формирование такой «рельефной» поверхности на верхней поверхности ванны расплава приводит к увеличению площади теплообмена (т.н. развитая поверхность теплообмена). Величину площади такой развитой поверхности теплообмена 5 можно регулировать как за счет выбора и профилирования геометрии внешних поверхностей 8 теплопроводных элементов 6, так и за счет варьирования их количества на поверхности ванны расплава при формировании развитой поверхности теплообмена 5.
Размещение таких теплопроводных элементов на поверхности расплава можно осуществить путем размещения этих элементов внутри корпуса 1 ядерного реактора до начала ТА, или, например, путем подачи этих элементов во внутренний объем корпуса 1 с помощью имеющихся главных циркуляционных трубопроводов, или с помощью специальных подающих трактов, соединяющих внутренний объем корпуса ядерного реактора с внешними источниками, содержащими эти теплопроводные элементы.
Конкретная реализация схемы размещения и/или подачи теплопроводных элементов во внутренний объем корпуса ядерного реактора в значительной мере определяется конструктивными особенностями реакторной установки и используемой стратегией управления ТА.
При ТА основной механизм теплоотвода с верхней поверхности ванны расплава осуществляется путем теплового излучения в окружающую среду, расположенную выше верхней поверхности ванны расплава. В качестве такой окружающей среды могут выступать, например, элементы конструкций разрушенной АЗ и ВКУ, а также пароводяная и/или парогазовая среда, расположенная над поверхностью ванны расплава. В случае реализации отвода тепла от верхней поверхности ванны расплава путем излучения, важную роль играет величина приведенного коэффициента излучения как поверхности 4 расплава, так и каждой из поверхностей 8 теплопроводных элементов 6. Величина приведенного коэффициента излучения каждой из поверхностей 8 зависит как от ее геометрии, так и излучательных свойств этой поверхности (степень черноты и др.). Причем величина приведенного коэффициента излучения каждой из поверхностей 8 теплопроводных элементов определяет интегральную величину приведенного коэффициента излучения всей развитой поверхности теплообмена 5.
Для более эффективного отвода тепла от верхней поверхности ванны расплава при ТА необходимо обеспечивать наиболее высокие значения приведенного коэффициента излучения как каждой из поверхностей 8 теплопроводных элементов, так и всей развитой поверхности теплообмена 5 с учетом части поверхности ванны расплава 4 (фиг. 2). При этом величину приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена выбирают из условия, чтобы величина произведения значения приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена 5 на ее площадь была больше величины произведения значения приведенного коэффициента излучения верхней поверхности ванны расплава 4 на ее площадь до момента формирования на ней развитой поверхности теплообмена. Выполнение этого условия обеспечивает, при прочих равных условиях, по крайней мере, более эффективный теплоотвод с верхней поверхности ванны расплава в случае развитой поверхности теплообмена 5 по сравнению с плоской верхней поверхностью 4 (фиг. 1,а) расплава. В случае невозможности увеличения приведенного коэффициента излучения развитой поверхности теплообмена до требуемого уровня, необходимо увеличивать площадь развитой поверхности теплообмена 5 за счет изменения и выбора геометрии поверхностей 8 теплопроводных элементов 6 и/или увеличения их количества на поверхности ванны расплава.
Таким образом, предлагаемый способ защиты ядерного реактора и предотвращения расплавления его корпуса при тяжелых авариях и устройство, реализующее данный способ, позволяют существенно снизить интенсивность теплового воздействия на корпус ядерного реактора и повысить его надежность за счет сохранения целостности его конструкции при тяжелой запроектной аварии, а также предотвратить выход радиоактивных материалов в окружающую среду при подобных аварийных ситуациях.
Источники информации
1. Локтионов В.Д., Мухтаров Э.С. «Оценка тепловых нагрузок на корпус ВВЭР в условиях инверсии стратифицированной ванны расплава при тяжелой аварии» / Теплоэнергетика. 2016. № 9. С. 49-58.
2. 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/l 0.1016/i.nucengdes.2017.11.015).