СПОСОБ ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
METHOD FOR LOCALISING AND COOLING THE NUCLEAR REACTOR CORE MELT

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности, к системам, обеспечивающим безопасность атомных электрических станций (далее - АЭС), и может быть использовано при тяжелых запроектных и гипотетических авариях, которые приводят к разрушению корпуса реактора АЭС.
Известна система локализации расплава, разработанные [Сидоров И.А. Устройство локализации расплава для АЭС с ВВЭР-1200. 7-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г. См. http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011 070.pdf; Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водо-водяного типа, RU 2576516 С1, МПК G21C 9/016, заявка - 2014150936/07, от 16.12.2014] подразумевают формирование уровня охлаждающей жидкости, омывающей корпус устройства локализации и расхолаживания расплава (УЛР), превышающего уровень кориума в расплавленном виде внутри корпуса УЛР. Указанный факт обеспечивается при «проектном», предусмотренном проектировщиком, сценарии аварии для атомных электростанций нового поколения, содержащих целый ряд пассивных систем безопасности [А.Ю. Кучумов, А.Ю. Алаев Концепция безопасности проекта "ВВЭР-ТОИ" // Росэнергоатом, 2011, №4. С. 12-29]. К ним относятся гидроемкости системы аварийного охлаждения активной зоны (далее - ГЕ САОЗ), гидроемкости второй ступени (далее - ГЕ-2) и гидроемкости третьей ступени (далее - ГЕ-3).
Авария, для которой необходимо наличие УЛР, включает в себя плавление активной зоны реакторной установки с последующим проплавлением/разрушением корпуса реактора и истечением расплава в УЛР. До появления расплава из реакторной установки в УЛР находится наполнитель, который вступает во взаимодействие с расплавом. Последнее приводит к образованию кориума в корпусе УЛР.
Аварийный процесс в АЭС с водо-водяным энергетическим реактором (далее - ВВЭР), для которого необходимо наличие и функционирование УЛР. Это, как правило, большая течь из первого контура, с одновременной потерей всех источников питания переменного тока. Последнее означает, что штатные аварийные системы - насосы с электропитанием, - которые обеспечивают отвод тепла от активной зоны реактора, не работоспособны. Функционируют исключительно пассивные системы безопасности. Сценарий развития данного типа аварий [Проскуряков К.Н. Ядерные энергетические установки: учебное пособие для вузов. М.: Издательский дом МЭИ, 2015. - 446 с.: ил.] следующий. В течение первых 5-30 минут в течь из первого контура в течь вытекает первоначальное содержимое первого контура, компенсатора давления (далее - КД) и гидроемкости системы аварийного охлаждения активной зоны (далее - ГЕ САОЗ). Указанные запасы жидкости находились до аварии в первом контуре, либо поступили в первый контур на начальной стадии аварии. Указанный объем среды в несколько раз менее, чем суммарный объем охлаждающей жидкости в ГЕ-2 и ГЕ-3. Поступление жидкости из ГЕ-2 и ГЕ-3, согласно сценарию проекта, прекращается через 72 часа от начала аварии. Далее, при отсутствии подачи жидкости в активную зону, рассматривается, согласно проекту [Сидоров И.А. Устройство локализации расплава для АЭС с ВВЭР-1200. 7-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г. См. http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011 070.pdf], плавление активной зоны с последующим образованием кориума в УЛР. В то же время, не рассматриваются варианты с плавлением активной зоны и попаданием ее расплава в УЛР в режимах, отличающиеся от заложенных в проекте сценариев, что может привести к непредсказуемым последствиям. Ведь уровень охлаждающейся жидкости с некоторым запасом формируется через промежуток времени, близкий к 72 часам [Сидоров И.А. Устройство локализации расплава для АЭС с ВВЭР-1200. 7-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 17-20 мая 2011 г. См. http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011 070.pdf].
Недостатки аналогов: в случае развития тяжелой запроектной или гипотетической аварии, когда плавление активной зоны, проплавление корпуса реактора, истечение расплава в УЛР по неизвестным заранее причинам/обстоятельствам, не предусмотренным в проекте, происходят ранее 72 часов, то формируется ситуация с недостатком охлаждающей жидкости, омывающей корпус УЛР. В указанном случае отсутствует в шахте реактора уровень охлаждающей жидкости, гарантирующий теплоотвода от корпуса УЛР, удержание кориума и расхолаживание кориума внутри корпуса УЛР. И тогда уровень кориума внутри корпуса УЛР превышает уровень охлаждающей жидкости, омывающей снаружи корпус УЛР. Это становится дальнейшим отрицательным развитием гипотетической аварии - проплавление корпуса УЛР, паровые взрывы, разрушение герметической оболочки, вынос радиоактивных веществ в окружающее пространство.
Известен следующий аналог: CN 106651217 G06Q 10/0635, G06Q 50/06, G21C 15/182, G21C 17/022, G21D 3/06, Y02A 10/46, МПК G06Q 10/06 G06Q 50/06 G21C 15/18 G21C 17/022 G21D3/06 СРС, заявка 201710009664.8 от 06.01.2017. Отличием от указанных выше аналогов есть наличие системы измерений, системы управления ходом запроектной аварии, привлечение персонала АЭС к управлению ходом аварийного процесса.
Измерения, а также управление ходом аварии предлагается при начале плавления топлива в реакторной установке, а затем и в устройстве локализации расплава.
Недостатком данного технического решения является сложность систем измерения/управления с участием персонала АЭС в аварийных условиях. Рассматриваемая авария происходит из-за отказа оборудования, но в рассматриваемом решении не предусматриваются возможности отказа систем измерения/управления ходом тяжелой запроектной аварии, т.е. постулируется полная работоспособность главных элементов предлагаемой системы и безошибочное действие персонала. Перечисленное нельзя закладывать в проект системы, обеспечивающей безопасность АЭС. Основной недостаток - данная система является «активной», выполняющей свои функции только с участием безотказно работающих систем измерения, систем управления и с безошибочными действиями персонала.
Известен способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, (Патент РФ 2698462 С1, заявка: 2018138641 от 01.11.2018, МПК: G21C 9/00 - прототип), который является сочетанием системы измерений и формирования на основе измеренных величин действий персонала АЭС в аварийных условиях.
Необходимо отметить, что данное сложное сочетание и совокупность систем измерения с системами управления аварией для реакторной установки и УЛР не прошло апробацию на каких-либо объектах. Крайне маловероятный, но возможный, аварийный процесс - тяжелая запроектная либо гипотетическая авария, - это сложное состояние для систем АЭС, для персонала станции, с учетом влияния человеческого фактора.
Недостатками указанного технического решения являются: а) отказ от пассивных принципов работы системы; б) отсутствие обоснований сценария представленного аварийного процесса; в) отсутствие анализа набора вариантов развития аварии, рассматриваемых разработчиками; г) отсутствие учета отказов элементов систем измерений и управления, возможности функционирования системы измерений в указанных условиях; д) отсутствие учета последствий ошибочных действий персонала АЭС в аварийных условиях; е) отсутствие анализа последствий в случае неверного выбора измеряемых параметров, а также неверного функционирования системы управления аварийным процессом. Перечисленное выше нельзя использовать в проекте ответственной за безопасность АЭС системы, а тем более, выполняющей свои функции при тяжелой запроектной либо гипотетической аварии, с целью снижения последствий аварии.
Задачей изобретения является создание способа локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора для системы локализации и охлаждения расплава, работающей на пассивных принципах, для устранения последствий тяжелых запроектных и гипотетических аварий, с обеспечением работоспособности системы, начиная с минимального промежутка времени с момента возникновения аварии, и в этом заключается основное отличие от аналогов и прототипа.
В предложенном решении отсутствуют ожидания последовательных опорожнений емкостей всех систем безопасности. Речь идет о готовности пассивной системы УЛР полноценно выполнять свои функции через 30 минут после начала аварии вместо промежутков времени в одни/трое суток после начала аварийного процесса. Кроме того, отсутствует вмешательство персонала АЭС в ход аварийного процесса, которое должно формироваться на безукоризненной работе систем измерений и управления, а также верном прогнозе развития аварийного процесса.
Решаемая задача заключается в обеспечении теплопередачи от кориума к охлаждающей жидкости в течение минимально возможного промежутка времени после возникновения аварии, а именно, после истечения через течь в первом контуре теплоносителя первого контура, компенсатора давления, и гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны (ГЕ САОЗ).
Перечисленные события происходят в течение промежутка времени от 10 минут до 30 минут в случае большой или средней течи из первого контура, с полной потерей всех источников переменного тока на АЭС. По окончании указанных событий формируется минимальный проектный уровень охлаждающей жидкости, омывающей корпус УЛР. Это означает дальнейшую способность УЛР самостоятельного полноценного выполнения своих функций без вмешательства персонала.
Решение указанной задачи достигается тем, что, в предложенном способе локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора, установленного в помещении фильтров и содержащего устройство локализации расплава, установленное с кольцевым зазором в шахте реактора, заключающемся в подаче охлаждающей жидкости для охлаждения расплава, согласно изобретению, в помещении фильтров предварительно дополнительно устанавливают с кольцевым зазором по отношению к стенке шахты реактора стенку/перегородку высотою, соответствующей минимальному проектному уровню охлаждающей жидкости в шахте реактора как минимум с одним обратным клапаном в нижней ее части, обеспечивающим поступление жидкости из помещения фильтров в указанный зазор и исключающий ее обратное движение в помещение фильтров, при этом положение указанной стенки/перегородки в помещении фильтров выбирают таким образом, чтобы обеспечить условия равенства объемов начального объема жидкости в первом контуре АЭС, в компенсаторе давления и гидроемкостях системы аварийного охлаждения активной зоны, причем учитывают суммарный объем с обеих сторон стенки шахты реактора: образованный зазором между стенкой/перегородкой и внешней стенкой шахты реактора, а также зазором между внутренней стенкой шахты реактора и внешней стенкой корпуса устройства локализации расплава, причем над указанным образованным зазором располагают профилированный козырек с наклоном к упомянутой щели, при этом при аварии обеспечивают первоначальное поступление жидкости, истекающей из первого контура через течь в герметичную оболочку и первоочередное заполнение пространства, ограниченного снаружи стенкой/перегородкой и наружной поверхностью корпуса УЛР, после чего пространство в помещении фильтров заполняют охлаждающей жидкостью снаружи стенки/перегородки, предпочтительно, до максимальной проектной отметки уровня жидкости в помещении фильтров и внутри шахты реактора.
Формирование минимального проектного уровня охлаждающей жидкости обеспечивается положением стенки стенки/перегородки, которое позволяет достичь упомянутого уровня суммой следующих объемов: а) теплоноситель первого контура; б) компенсатор давления; в) ГЕ САОЗ. Первоочередное заполнение объема теплоносителем, истекающим из течи в первом контуре, стекающим в нижнюю часть герметичной оболочки, пространства между стенкой/перегородкой и внешней стенкой шахты реактора, а также зазора между внутренней стенкой шахты реактора и внешней стенкой корпуса УЛР обеспечивается наличием козырька в помещении фильтров и закрытым положением обратного клапана в нижней части стенки/перегородки. Максимальная временная протяженность указанного процесса составит временной интервал не более 30 минут с момента возникновения большой или средней течи из первого контура АЭС.
Указанный технический результат достигается формированием минимального проектного уровня охлаждающей жидкости в шахте реактора, достаточного для надежного теплоотвода от корпуса УЛР на начальной стадии аварии, причем формирование объема охлаждающей жидкости, необходимого для отвода тепла от корпуса УЛР, достигается доработкой имеющегося оборудования.
Необходимый объем охлаждающей жидкости обеспечивается теплоносителем, истекающим из первого контура АЭС в аварийных условиях, на начальной стадии аварии. Это теплоноситель, изначально заполнявший первый контур в номинальном режиме, компенсатор давления, гидроемкости системы аварийного охлаждения активной зоны. При этом обеспечивается формирование минимального проектного уровня жидкости, омывающей снаружи корпус УЛР, для обеспечения работоспособности УЛР, начиная с начального этапа аварии, без вмешательства персонала АЭС.
Тогда, вне зависимости от полноты опорожнения емкостей пассивных систем безопасности, УЛР, построенная на пассивном принципе охлаждения, система локализации расплава способна к функционированию непосредственно после начала возникновения аварийной ситуации в кратчайший промежуток времени. Последнее является важным результатом исходя из того, что сценарии запроектных и гипотетических аварий на АЭС невозможно предсказать. Поэтому пассивные системы безопасности должны приводиться в работоспособное состояние в кратчайший промежуток времени, начиная с момента возникновения аварийной ситуации.
Сущность предложенного технического решения иллюстрируется чертежами, где на фиг. 1 показан продольный разрез системы УЛР для ликвидации последствий запроектных и гипотетических аварий и помещение фильтров, общий вид. На фиг. 2 показан продольный разрез системы УЛР для ликвидации последствий запроектных и гипотетических аварий и помещение фильтров, на начальной стадии аварии при заполнении объема, омывающего корпус УЛР ниже минимального проектного уровня. На фиг. 3 показан продольный разрез системы УЛР для ликвидации последствий при тяжелых запроектных и гипотетических аварий и помещение фильтров, на следующей стадии аварии при заполнении большего по величине объема помещения фильтров. В этом случае минимальный проектный уровень жидкости, омывающей корпус УЛР сформирован, через верх стенки/перегородки, высота которой равна значению минимального проектного уровня, происходит переток жидкости, истекающей из течи в помещение фильтров в пространство, окружающее установленную стенку/перегородку, снаружи.
Предложенный способ локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора для защиты от последствий тяжелых запроектных и гипотетических аварий может реализован следующим образом, с использованием следующего оборудования, см. фиг. 1.
Кориум 1 находится внутри корпуса 2 УЛР, который омывается охлаждающей жидкостью снаружи. Минимальный проектный уровень 3 охлаждающей жидкости является достаточным для обеспечения теплоотвода от корпуса УЛР в аварийных условиях. Максимальный проектный уровень 4 охлаждающей жидкости в шахте реактора 5 формируется при условии опорожнения всех емкостей пассивных систем безопасности с охлаждающей жидкостью. Представлена стенка шахты реактора 5, дно шахты реактора и помещения фильтров 6, а также коридор 7 в стенке шахты реактора 5 для компенсации испаряющейся влаги при функционировании УЛР. Зазор 8 выполнен между внешней поверхностью шахты реактора 5 и внутренней поверхностью стенки/перегородки 10 с установленным в нижней части стенки/перегородки 10 обратным клапаном 9. Помещение фильтров содержит внешнюю, по отношению к содержащейся в помещении фильтров жидкости, стенку 11. Обратный клапан 9 выполнен в виде пассивного элемента, который «открыт» для протока жидкости из основной части помещения фильтров 12 в зазор 8 между внутренней поверхностью стенки/перегородки 10 и внешней поверхностью стенки шахты реактора 5. В обратном направлении клапан 9 «закрыт», т.е. течение через клапан 9 из зазора 8 между внешней поверхностью стенки 5 шахты реактора и внутренней поверхностью стенки/перегородки 10 в помещение фильтров невозможно. Высота стенки/перегородки 10 соответствует минимальному проектному уровню жидкости 3, которого достаточна для надежного теплоотвода от корпуса 2 УЛР в аварийных условиях. Профилированный элемент в виде «козырька» 13, расположенный ниже пола защитной оболочки 14, служит для направления жидкости, истекающей из первого контура, и далее - в нижнюю часть герметичной оболочки 8, - строго в зазор между стенкой/перегородкой 10 и стенкой шахты реактора 5. Таким образом, гарантированно выполняется задача - первоочередного заполнения жидкостью объема вокруг корпуса 2 УЛР для гарантированного теплоотвода от корпуса 2. Течение охлаждающей жидкости из объема 8 внутри стенки/перегородки 10 через коридоры 7 к стенке корпуса 2 УЛР осуществляется самотеком за счет возникающей разности уровней жидкости.
Предложенный способ локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора для защиты от последствий тяжелых запроектных и гипотетических аварий может быть реализован следующим образом.
После появления течи в первом контуре АЭС происходит истечение теплоносителя в герметичную оболочку. Последняя спроектирована таким образом, что вся охлаждающая жидкость стекает на дно герметичной оболочки, ее пол 14, а оттуда - в помещение фильтров, расположенное ниже пола 14 герметичной оболочки. В помещении фильтров расположены два дополнительных элемента - профилированный элемент в виде «козырька» 13 и стенка/перегородка 10 с обратным клапаном 9. Верхняя образующая стенки/перегородки 10 соответствует минимальному проектному уровню 3 охлаждающей жидкости, которого достаточно для надежного теплоотвода от корпуса 2 УЛР в аварийных условиях. Положение стенки/перегородки 10 в помещении фильтров 12 выбрано из условия равенства объема жидкости в первом контуре АЭС, в компенсаторе давления и гидроемкостях системы аварийного охлаждения активной зоны. При этом учитывается суммарный объем с обеих сторон стенки шахты реактора: зазор между стенкой/перегородкой 10 и внешней стенкой шахты реактора 5, а также зазор между внутренней стенкой шахты реактора 5 и внешней стенкой корпуса 2 УЛР.
На фиг. 2 представлено первая стадия заполнения объема внутри стенки/перегородки 10 и в зазоре между внутренней стенкой шахты реактора 5 и стенкой корпуса УЛР 2. Благодаря коридорам 7 уровни 15 в обоих объемах одинаковы. Уровень жидкости в основной части помещения фильтров 12, наружной по отношению к стенке/перегородке 10, отсутствует благодаря наличию профилированного элемента в виде «козырька» 13 и обратному клапану 9, препятствующему течению жидкости через него на этой стадии. Описанный процесс продолжается до окончания стекания первой порции жидкости, поступающей в герметичную оболочку через течь из перечисленных выше элементов: теплоноситель первого контура/КД/ГЕ САОЗ. Окончание процесса будет означать достижение уровня жидкости 15 внутри стенки/перегородки 10 и в зазоре внутренняя стенка шахты реактора/внешняя стенка корпуса 2 УЛР минимального проектного уровня 3. Жидкость в помещении фильтров 12 отсутствует благодаря наличию «козырька» 13 и стенки/перегородки 10. Продолжительность данного этапа не превосходит 30 минут.
На фиг. 3 представлен следующий этап развития аварийного процесса, когда в первый контур АЭС поступает жидкость из емкостей пассивных систем безопасности, при этом через течь жидкость стекает на дно герметичной оболочки. «Козырек» 13 направляет поступающую жидкость внутрь заполненной до верху стенки/перегородки 10, что приводит к перетеканию жидкости через верхнюю образующую стенки/перегородки 10 в помещение фильтров 12. Это приводит к формированию увеличивающегося уровня жидкости 16 в помещении фильтров 12. После достижения уровня в помещении фильтров 12 минимальной проектной отметки 3 уровень охлаждающей жидкости может увеличиваться до максимальной проектной отметки 4 при условии работы всех пассивных систем безопасности в штатном режиме.
Описанный процесс длительный, с продолжительностью - 24 часа или 72 часа, в зависимости от проекта.
Работа обратного клапана 9 при функционировании УЛР, теплоотводе от кориума 1 через стенку корпуса 2 УЛР заключается в следующем. Парообразование на внешней поверхности корпуса УЛР приводит к снижению уровня жидкости в зазоре между внутренней поверхностью стенки шахты реактора 5/стенкой корпуса 2 УЛР. Компенсация испарившейся влаги осуществляется самотеком через коридоры 7 благодаря разности весовых столбов жидкости. После снижения уровня в жидкости в шахте реактора, ниже верхней образующей стенки/перегородки 10, а также превышения уровня жидкости в помещении фильтров 12 над уровнем 8 в зазоре стенка/перегородка 10/стенка шахты реактора 5, приток жидкости из помещения фильтров осуществляется через обратный клапан 9 для компенсации испарившейся жидкости при кипении охлаждающей жидкости на поверхности корпуса 2 УЛР.
Использование предложенного технического решения позволит создать способ локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора для системы устройства локализации расплава для ликвидации последствий тяжелых запроектных и гипотетических аварий, использующей исключительно пассивные принципы функционирования, без вмешательства персонала, обеспечить отвод тепла от расплава, покинувшего реакторную установку, по прошествии 30 минут после начала аварийной ситуации, что значительно меньше промежутков времени, указанных в проекте, и обеспечить, таким образом, повышение безопасности АЭС в случае аварии, значительно снизить риск радиоактивных загрязнений для окружающего пространства.