УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА

Полезная модель относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (далее - АЭС), и может быть использована при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.
Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем охлаждения активной зоны.
При таких авариях расплав активной зоны - кориум, расплавляя внутриреакторные конструкции и корпус реактора, вытекает за его пределы и вследствие сохраняющегося в нем остаточного тепловыделения может нарушить целостность герметичной оболочки контейнмента АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.
Для исключения этого необходимо локализовать вытекший кориум и обеспечить его непрерывное охлаждение вплоть до полной кристаллизации. Эту функцию выполняют системы и устройства локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора (кориума), которые предотвращают повреждение герметичной оболочки контейнмента АЭС и тем самым защищают население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.
Из уровня техники известно устройство для улавливания продуктов плавления реактора высокого давления (см. патент WO №WO 9631884, G21C 9/016, 1996).
В данном устройстве охлаждение расплава осуществляется путем его растекания в расширительной камере, покрытой водоохлаждаемым огнеупором, примыкающей к бетонной шахте реактора, с последующей подачей воды на поверхность расплава.
Для облегчения растекания устройство оснащено предкамерой, расположенной под реактором, при этом выпуск расплава в расширительную камеру происходит при проплавлении плавкого затвора (пассивным образом).
Недостатком известного устройства является то, что поскольку сразу после растекания расплава на его поверхность пассивным способом подается вода, препятствующая растеканию последующих порций расплава, при сочетании неблагоприятных условий они могут накапливаться в предкамере, в которой не обеспечиваются условия захолаживания и локализации расплава.
Известна также система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа (см. патент RU №2165652, G21C 9/016, G21C 13/10, 2001).
В данной системе корпус устройства локализации расплава выполнен в виде кольцевого теплообменника, который установлен в бетонной шахте под реактором и заполнен жертвенными материалами.
Также предусмотрено устройство поливного орошения кориума сверху. При этом под днищем реактора установлена защитная ферма, между защитной фермой и корпусом выполнена бетонная консоль, а подреакторное помещение герметически закрыто тонким материалом, легко разрушаемым кориумом.
Наличие жертвенных материалов позволяет уменьшить высокую температуру поступающего расплава кориума и обеспечить более эффективное охлаждение разбавленного расплава за счет увеличения объема кориума и соответствующего увеличения охлаждаемой поверхности.
Недостатком данного устройства является недостаточно эффективное охлаждение расплава, так как запас воды поступающий на охлаждение корпуса и орошение кориума ограничен объемом баков запаса воды.
Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому решению является система локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа (см. патент RU №2253914, G21C 9/016, 2005).
Данная система содержит расположенную в подреакторном пространстве бетонной шахты ловушку, охлаждаемая оболочка которой выполнена в форме сосуда и заполнена жертвенными материалами.
Система также содержит направляющее устройство для кориума, выполненное в форме воронки, размещенной между днищем реактора и верхним краем ловушки, при этом стенки направляющего устройства покрыты термостойким бетоном, поверх которого нанесено покрытие из легкоплавкого бетона.
Недостатком данного устройства является недостаточно эффективное охлаждение расплава.
Технической задачей заявляемой полезной модели является повышение безопасности за счет исключения выхода жидких и твердых радиоактивных материалов (кориума) за пределы устройства локализации.
Технический результат заявляемого решения заключается в повышение эффективности и надежности устройства путем улучшения условий охлаждения кориума.
Для достижения указанного технического результата в устройстве локализации расплава, включающем охлаждаемый корпус с двойной стенкой, заполненный наполнителем, направляющий элемент для организации движения расплава, пассивную систему подачи воды на поверхность расплава, согласно предложению, наполнитель скомпонован в блоки, каждый их которых разделен на сегменты узлами крепления, установленными радиально относительно вертикальной оси устройства, при этом заполнение наполнителем сегментов осуществлено с образованием свободных зон, сообщающихся с центральным сквозным отверстием для прохода расплава, а охлаждение корпуса выполнено в виде пассивной системы, имеющей возможность функционировать при естественной циркуляции охлаждающей воды неограниченное время, используя воду из объема контейнмента и баков-приямков.
2
3
2
3
Также, согласно предложению, блоки с наполнителем установлены один на другой по вертикальной оси корпуса и соединены между собой, а в качестве наполнителя применены жертвенные керамические материалы на основе оксида железа FеО и оксида алюминия АlО.
2
3
Также, согласно предложению, направляющий элемент выполнен с трехслойным защитным покрытием, состоящим последовательно из кладочного цемента ЦКС-М, огнеупорных бетонов ОКА-М, в который введены гранулы FеО, и ОКА.
2
3
2
3
Также, согласно предложению, корпус состоит из корпуса наружного и корпуса внутреннего, а в зазоре между ними помещены гранулы из оксидов железа FеО и алюминия АlО.
Также, согласно предложению, пассивная система подачи воды на поверхность расплава, включает теплой экран и контактирующий с ним термомеханический затвор, при этом тепловой экран имеет теплоизоляцию из гематитового корундового бетона БГК, в состав которого входят оксиды железа, алюминия и портландцемент.
Применение предлагаемого устройства позволяет осуществлять локализацию и охлаждение кориума в пределах подреакторного помещения бетонной шахты неограниченное время.
В течение первых 24 часов после аварии в условиях полного обесточивания АЭС локализация и охлаждение кориума обеспечиваются при отсутствии дополнительной подпитки охлаждающей водой извне герметичной оболочки. Для обеспечения последующего надежного удержания кориума в корпусе необходимо восполнение запаса воды из объема контейнмента и баков-приямков.
Сущность предложения поясняется чертежами, где на фиг.1 схематично изображено устройство локализации расплава; на фиг.2 представлена компоновка блоков с жертвенными материалами и показано крепление блоков в корпусе; на фиг.3 изображен нижний блок со схемой размещения жертвенного материала; на фиг.4 показан промежуточный блок со схемой размещения жертвенного материала.
Следует учесть, что на чертежах представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертеже не представлено.
Заявляемое устройство локализации расплава (далее - УРЛ) использовано на АЭС с водо-водяным реактором. УЛР (фиг.1) представляет собой устройство тигельного типа, размещенное в подреакторном пространстве бетонной шахты.
Устройство локализации расплава включает корпус 1, который представляет собой стальной сосуд, установленный на опорах на основании бетонной шахты.
Корпус 1 предназначен для приема и размещения в своем объеме расплава кориума, а также для предотвращения выхода его за установленные границы зоны локализации.
Кориум состоит из двух компонентов: оксидного (смесь оксидов урана, циркония и металлического циркония) и металлического (смеси железа, циркония, хрома и т.д.).
Корпус 1 частично заполнен наполнителем 2, а именно жертвенным материалом из композиции стали и относительно легких и легкоплавких оксидов, в нашем примере, выполненных в виде элементов, которые скомпонованы в пять блоков, установленных один на другой по вертикальной оси корпуса 1.
При протекании тяжелой запроектной аварии наполнитель 2 обеспечивает подкритичность кориума в установленных границах зоны локализации при любой конфигурации оксидного кориума и любом водоурановом отношении с чистой неборированной водой.
Для обеспечения подкритичности кориума наполнитель 2 имеет в своем составе поглощающие материалы, сокристаллизующиеся с оксидами урана и плутония.
2
3
2
3
В нашем примере в УЛР для изменения свойств кориума применены жертвенные керамические материалы на основе оксида железа FeO (гематит) и оксида алюминия АlО.
2
3
Гематит (FеО) активно взаимодействует с оксидной частью кориума и расплавленным цирконием из его металлической компоненты, но медленно с расплавленным железом и хромом металлической составляющей кориума.
Устройство также включает плиту 3, расположенную непосредственно под днищем реактора и установленную на ферме-консоли 4, которая в свою очередь закреплена в стенках бетонной шахты.
Плита 3 выполнена в форме воронки и выполняет функцию направляющего элемента, организуя поступление расплавленного кориума в корпус 1 УЛР в центральной осевой зоне.
В УЛР применено трехслойное защитное покрытие плиты 3, состоящее последовательно из следующих материалов: кладочного цемента ЦКС-М, огнеупорных бетонов ОКА-М и ОКА.
Суммарная толщина защитного покрытия из неметаллических жертвенных материалов составляет не менее 640 мм.
Для исключения выхода перегретого расплава металлического кориума за пределы корпуса 1 он выполнен с двойной стенкой, состоящей из двух стальных пластин, размещенных с внутренним пространством, заполненным измельченным (в виде гранул) наполнителем 2.
Фактически корпус 1 состоит из корпуса наружного и корпуса внутреннего, а в зазоре между ними помещены гранулы из оксидов железа и алюминия.
Корпус 1 герметично закрыт легко проплавляемой стальной мембраной 5, которая исключает попадание воды на наполнитель 2 до поступления кориума и одновременно не препятствует прохождению кориума от плиты 3 в корпус 1 в процессе тяжелой аварии.
Для обеспечения устойчивого отвода тепла от кориума корпус 1 выполнен с водяным охлаждением в виде пассивной системы, имеющей возможность функционировать при естественной циркуляции охлаждающей воды неограниченное время, используя воду из объема контейнмента и баков-приямков.
Для защиты строительных конструкций от теплового излучения с зеркала расплава, поступившего в корпус 1, УЛР содержит пассивную систему подачи воды на поверхность расплава, включающую теплой экран 6, закрепленный на внутренней стенке корпуса 1 и контактирующий с ним термомеханический затвор 7, закрепленный в стенке корпуса 1.
При этом время подачи воды обеспечивается за счет открытия термомеханического затвора 7 после разрушения теплового экрана 6 при разогреве пускового элемента термомеханического затвора 7 до уровня выше 700°С.
Экспериментально были определены параметры теплового экрана 6 с учетом того, что время, которое требуется на разрушение теплового экрана 6, позволяет увеличить интервал времени перед подачей воды на зеркало расплава, тем самым дать возможность осуществления инверсии металлической и оксидной компонент кориума.
Обеспечение инверсии металлической и оксидной компонент кориума перед подачей воды на зеркало расплава гарантирует отсутствие паровых взрывов, так как безопасность подачи воды на расплав оксидов подтверждена результатами исследований.
В качестве теплоизоляционного материала теплового экрана 6 был выбран бетон гематитовый корундовый БГК, в состав которого входят оксиды железа, алюминия и портландцемент.
Конструктивно термомеханический затвор 7 представляет собой двухходовой ударно-спусковой механизм.
В исходном состоянии затвор 7 ввернут в посадочное отверстие и герметично отсекает внутреннее пространство УЛР от пространства, заполненного водой. В таком состоянии затвор 7 находится все время ожидания (в режиме нормальной эксплуатации ядерного реактора).
Для того, чтобы обеспечить большую поверхность взаимодействия расплава с жертвенными материалами и беспрепятственное затекание расплава между ними, жертвенные материалы размещены в корпусе 1 определенным образом.
Корпус 1 выполнен с внутренними опорами, на которые установлены узлы крепления 8 пяти блоков с жертвенными материалами (фиг.2). Каждый блок выполнен с прорезями под узлы крепления 8, которые расположены радиально с образованием сегментов.
Конструктивно каждый блок представляет собой цилиндрическую конструкцию, имеющую днище, наружную обечайку и крышку, в которой размещаются пластины из оксидов железа и алюминия с небольшой добавкой оксида гадолиния (ПОЖА).
Пластины ПОЖА (ТУ-14-194-243-00) имеют форму равностороннего треугольника со стороной 206 мм и высоту 50 мм. Пластины в блоке укладываются на цементном растворе ЦКС. Часть пространства блоков заполняется раствором БГК. Конструкция каждого блока составляет вместе единый силовой элемент.
Блок первого типа (нижний блок) (фиг.3) имеет днище, повторяющее днище корпуса 1, остальные блоки имеют в центре сквозное отверстие (фиг.4), что позволяет одновременно и равномерно распределить расплав по всем блокам.
Каждый блок имеет по шесть вертикальных прорезей, через которые производится их крепление к корпусу 1 УЛР и между собой посредством узлов крепления 8.
Для обеспечения объемного рассредоточение расплава кориума в пределах корпуса 1 УЛР прорези под узлы крепления 8 расположены в блоках радиально с образованием сегментов, которые только частично заполнены наполнителем 2 так, что в каждом сегменте имеется свободная зона, которая сообщается с центральным сквозным отверстием для прохода расплава.
В верхней части корпуса 1 на пятый (верхний) блок с жертвенными материалами установлен блок тепловой защиты 6.
Помимо указанных выше основных элементов конструкции в состав УЛР входят трубы-чехлы для установки датчиков температурного контроля и контроля уровня воды вокруг корпуса 1 УЛР.
Трубы-чехлы не выделены в отдельный поставочный узел, так как распределены между основными элементами УЛР и бетонной шахтой.
Устройство работает следующим образом.
В условиях нормальной эксплуатации АЭС УЛР находится в состоянии холодного резерва. Запуск УЛР в работу осуществляется пассивным способом, без подвода извне электроэнергии и управляющих воздействий.
Диагностическим признакам разрушения корпуса реактора и начала поступления расплава в УЛР является достижение температуры 400°С, регистрируемой датчиками контрольно-измерительных приборов.
По этому сигналу начинается отсчет времени задержки подачи воды сверху на кориум из шахт ревизии ВКУ.
При протекании тяжелой запроектной аварии с выходом расплава за пределы корпуса реактора, после проплавления корпуса реактора компоненты кориума под действием силы тяжести, стекая по наклонным стенкам направляющего элемента, а именно плиты 3, попадают в центральное сквозное отверстие корпуса 1 УЛР, заполняют его и свободные зоны сегментов блоков наполнителя 2.
Затекающий в корпус 1 расплав кориума помимо оксидной урансодержащей составляющей содержит стальную составляющую, плотность которой меньше, чем плотность оксидной составляющей, поэтому изначально расплав стали располагается над расплавом оксидов.
Это приводит к максимальной локальной тепловой нагрузке на стенки корпуса 1 в зоне расположения слоя расплавленной стали, увеличивая риск проплавления стенки из-за концентрации в этой зоне теплового потока.
Такое расположение компонентов расплава не позволяет подавать воду на поверхность расплава из-за возможности возникновения паровых взрывов при контакте расплава с водой и генерации водорода при паро-металлических реакциях.
Наличие в корпусе 1 оксидного жертвенного материала (разбавителя) уменьшает плотность расплава оксидов до такой степени, чтобы она стала меньше плотности расплава стали, после чего происходит инверсия расплавов с перемещением расплава стали вниз, под уровень расплава оксидов.
Указанный расплав оксидов образует поверхностный слой ванны расплава в корпусе 1.
Металлическая составляющая жертвенного материала (сталь), плавясь в поступающем из реактора расплаве стали, увеличивает общую массу стали и, соответственно, уменьшает его температуру, улучшая условия его последующего охлаждения.
Мощность остаточного тепловыделения в этом расплаве частично отводится к охлаждающей воде через боковую стенку корпуса 1, а частично непосредственно к охлаждающей воде, подаваемой на поверхность расплава оксидов.
Часть указанной мощности, отводимой вниз, к расплаву стали незначительна по сравнению с указанными выше.
Охлаждение боковой стенки корпуса 1 УЛР осуществляется при выпаривании воды за счет кипения на поверхности стенки.
При этом запас воды в баке-приямке пополняется за счет стекания конденсата, образующегося на конструкционных элементах реакторной установки и на конденсаторе отвода тепла от защитной оболочки. Отвод пара осуществляется через пароотводные каналы в помещение контейнмента.
Такая система пассивного отвода тепла обеспечивает устойчивое долговременное охлаждение расплава в УЛР неограниченное время, предотвращая разрушение стенки корпуса 1.
Подача воды сверху на поверхность расплава происходит после образования ванны оксидного расплава в корпусе 1УЛР, завершения процесса окисления циркония в МКК и ОКК, инверсии МКК относительно ОКК.
Эксперименты показали, что начало разрушения теплового экрана 6 происходит при достижении на его поверхности температуры 1400-1500°С.
При этом термомеханический затвор 7 расплавляется и обеспечивает свободный доступ воды из шахт ревизии внутрикорпусных устройств (ВКУ).
Таким образом, заявляемое устройство обеспечивает:
- прием и размещение в своем объеме расплав и твердые фрагменты активной зоны и конструкционных материалов реактора;
- устойчивую передачу тепла от кориума к охлаждающей воде;
- подкритичность кориума в установленных границах зоны локализации;
- подачу воды в бетонную шахту и отвод пара из бетонной шахты;
- минимальный вынос радиоактивных веществ в пространство герметичной оболочки;
- не превышение максимальных допустимых напряжений в конструкциях, расположенных в подреакторном помещении бетонной шахты при различных статических и механических нагрузках.
А также:
- удерживает днище корпуса реактора с расплавом при его отрыве или пластическом деформировании до и после выхода расплава из корпуса реактора;
- предотвращает выход расплава за установленные границы зоны локализации;
- исключает возможность образования паровых взрывов.