Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации и устройство для его осуществления
METHOD OF COOLING AND PROTECTING A HOUSING OF A NUCLEAR REACTOR WHEN IT IS HEATED IN AN EMERGENCY SITUATION 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 (АЗ), или расплавленных материалов АЗ 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 АЗ в случае разрушения корпуса ядерного реактора в течение ТА.
2
2
Дальнейшее повышение мощности РУ корпусного типа в значительной мере усложняет проблему внутрикорпусного удержания расплава кориума в течение ТА вследствие того, что величина тепловой нагрузки на корпус реактора, действующая со стороны расплавленных материалов АЗ, с увеличением мощности РУ, имеет тенденцию к увеличению. Например, величина плотности теплового потока, действующая на стенку корпуса ядерного реактора может значительно превышать величину 1.5 МВт/м [1], а на начальной (до 1 ч после начала тяжелой стадии аварии) фазе ТА данная величина тепловой нагрузки может существенно превышать величину 2.0 МВт/м. При подобных сценариях развития ТА традиционные схемы внешнего охлаждения стенки корпуса реактора (залив водой подреакторной щахты, создание специальных контуров принудительной и естественной циркуляции охладителя при реализации внешнего охлаждения корпуса и др.) не позволяют осуществить устойчивый теплоотвод от внешней поверхности стенки корпуса ядерного реактора в течение запроектной ТА.
Основным ограничением в данном случае являются величина критического теплового потока (КТП) и величина коэффициента теплообмена на охлаждаемой внешней поверхности стенки корпуса реактора, которые определяют режим кипения и условия теплообмена на нагретой поверхности корпуса ядерного реактора при его внешнем охлаждении в течение ТА. При тепловой нагрузке (плотности теплового потока) со стороны расплава АЗ на корпус реактора превышающей КТП, происходит оплавление стенки корпуса реактора и его разрушение, и, как следствие, дальнейший выход радиоактивных материалов за пределы корпуса.
Поэтому, возможность повышения величины КТП и величины коэффициента теплоотдачи (который характеризует интенсивность теплоотдачи) на внешней поверхности корпуса будет определяющим образом влиять на реализацию устойчивого теплоотвода от поверхности корпуса ядерного реактора, и является одной из ключевых задач в общей проблеме безопасности ЯЭУ и удержания расплава кориума внутри корпуса ядерного реактора при ТА (т.н. «In-Vessel Problem» - англ. 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.,  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).
Другая проблема, которая возникает при реализации внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора связана с тем, что при нагреве внешней (охлаждаемой) поверхности стенки корпуса ядерного реактора свыше ~500°С в условиях окислительной атмосферы (воздух, водяной пар и т.п.) возможно формирование на этой внешней поверхности корпуса (как правило, изготовленного из углеродистой стали) микротрещин вследствие межкристаллитной коррозии (МКК), а также окисление и обезуглераживание поверхностного слоя корпусной стали [2]. Такие эффекты приводят к снижению характеристик прочности и запаса пластичности корпусной стали при ее деформировании в течение аварийной ситуации.
Так, 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. При этом необходимо отметить, что испытания образцов стали на растяжение в [2] проводили в атмосфере воздуха при температуре в диапазоне 500-900°С, а продолжительность выдержки образцов в атмосфере воздуха при этом не превышала 50 мин с учетом предварительной стадии нагрева. Такой феномен приводит к значительному уменьшению надежности и живучести конструкции корпуса ядерного реактора в аварийных условиях, и в частности, при запроектных ТА.
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 ~1.5…2 МВт/м остается открытым на настоящий момент [3].
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 (вода) 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 корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии (Патент RU №2695129, опубл. 22.07.2019. Бюл. №21. МПК G21C 15/18). 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 группу распыливающих устройств устанавливают вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Также, с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора вокруг него устанавливают экран-дефлектор таким образом, чтобы обеспечить отвод из этого зазора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, которую при нагреве корпуса ядерного реактора распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, причем температура охлаждающей газожидкостной среды имеет температуру меньше температуры кипения жидкой компоненты этой газожидкостной охлаждающей среды..
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного способа, принятого за прототип, относится, в частности то, что при подаче на горячую стенку корпуса ядерного реактора охлаждающей газожидкостной 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 разрушению конструкции корпуса вследствие термоудара.
Например, в период до начала фазы 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 (или другой окислительной средой, окружающей корпус реактора). В этом случае будет происходить окисление корпусной стали (внешней поверхности корпуса), обезуглераживание поверхностного слоя корпусной стали и образование в нем микротрещин (вследствие МКК) [2]. Такие микротрещины могут быть инициаторами развития сквозных трещин и причиной преждевременного разрушения корпуса при дальнейшем нагружении и деформировании конструкции корпуса реактора в течение аварийной ситуации. Кроме этого, подача на сильно нагретую стенку корпуса реактора холодной газожидкостной среды может привести к термоудару, который часто сопровождается растрескиванием и разрушением корпусной стали. Поэтому, использование только газожидкостной охлаждающей среды в качестве охладителя 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 ТА (т.н. стратегия SAM - Severe Accident Management, англ.) и не позволяет более рационально использовать имеющиеся ограниченные запасы охлаждающей среды в процессе аварии.
Также, недостатком этого известного технического решения является то, что оно не позволяет установить дополнительное оборудование подобное экрану-дефлектору для ряда конструкций ЯЭУ в силу имеющихся ограничений по объему пространства вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора (подреакторная шахта и помещения) и имеющегося там установленного оборудования и конструкций. Например, из-за ограниченного пространства вокруг внешней поверхности корпуса реактора, в ряде случаев не является возможным разместить распыливающие устройства за внешней поверхностью экрана-дефлектора.
Эти недостатки ограничивают пределы и возможности использования этого известного технического решения при реализации способа внешнего охлаждения корпуса ядерного реактора связана
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 G21C 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 корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии (Патент RU №2695129, опубл. 22.07.2019. Бюл. №21; МПК G21C 15/18), содержащее систему охлаждения, включающую экран-дефлектор, расположенный с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Экран-дефлектор имеет на своей поверхности сквозные отверстия, а также имеет, как минимум, один тракт для отвода из зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, подаваемой через сквозные отверстия в экране-дефлекторе на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора группой распыливающих устройств, расположенных за внешней поверхностью экрана-дефлектора и предназначенных для формирования и распыливания газожидкостной охлаждающей среды. Каждое из распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей газожидкостной среды раздельно. В каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей газожидкостной среды. Каждое регулирующее устройство расположено между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей газожидкостной среды. В нижней части экрана-дефлектора, как минимум, один тракт для отвода жидкой фазы компонентов охлаждающей среды из нижней части зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора.
К причинам, препятствующим достижению указанного технического результата, при использовании этого известного технического решения, принятого за прототип устройства, относится невозможность осуществления защиты охлаждаемой поверхности корпуса ядерного реактора от окисления и коррозии в процессе его охлаждения вследствие взаимодействия нагретой внешней поверхности корпуса реактора с охлаждающей газожидкостной средой, которая включает в себя жидкостные или газовые компоненты, обладающие свойствами, способствующими межкристаллитной коррозии корпусной стали и окислению охлаждаемой поверхности корпуса реактора при его контакте с агрессивными в отношении окисления и коррозии компонентами в процессе охлаждения корпуса реактора. Также, недостатком этого известного технического решения является то, что оно не позволяет эффективно использовать имеющееся ограниченное пространства вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора и где размещается дополнительная конструкция экрана-дефлектора. В некоторых случаях, для ряда конструкций ЯЭУ, такое внешнее пространство вокруг корпуса реактора не позволяет установить подобные экраны-дефлекторы в дополнение к имеющимся уже конструкциям, а также установить распыливающие устройства за внешней поверхностью экрана-дефлектора, что ограничивает пределы и возможности использования этого известного технического решения (невозможность, например, изменять расстояние от распыливающих устройств до охлаждаемой поверхности стенки корпуса реактора).
Кроме этого, использование известного технического решения не позволяет одновременное или раздельное использование различных схем охлаждения (газового, жидкостного, газожидкостного), а также совместно использовать различные по типу и свойствам охлаждающие среды и их компоненты (например, использовать одновременно газовые, жидкостные и газожидкостные охлаждающие компоненты и др.), что ограничивает возможности управления авариями в ЯЭУ.
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 вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, и с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора вокруг него устанавливают экран-дефлектор таким образом, чтобы обеспечить отвод из этого зазора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, которую при нагреве корпуса ядерного реактора распыливающие устройства подают на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, отличающийся тем, что вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора формируют зазор и внутри этого зазора размещают, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, а из этого зазора осуществляют отвод, по крайней мере, жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, которые подают посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора при его нагреве.
2. Способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора подают путем распыливания охлаждающие и/или защитные среды, взятые вместе или отдельно, а в качестве защитной среды используют, например, газообразные, диспергированные жидкостные и/или газожидкостные среды, взятые вместе или раздельно, а компоненты защитной среды выбирают из группы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре, а в качестве жидких компонентов жидкостной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, воду и/или водные растворы химических соединений, а в качестве газовых компонентов газообразной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, инертные газы, углекислый газ, фреоны, взятые отдельно или в смеси, причем, в качестве газожидкостной среды, например, может быть использована жидкая среда с предварительно растворенной в ней газовой компонентой и образующая при распыливании газожидкостную среду; температура защитной и/или охлаждающей среды и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, имеет значение, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора.
3. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, которое включает систему охлаждения, состоящую из экрана-дефлектора, расположенного с зазором по отношению к внешней поверхности корпуса ядерного реактора и имеющего на своей поверхности сквозные отверстия, причем экран-дефлектор имеет, как минимум, один тракт для отвода из зазора между экраном-дефлектором и внешней поверхностью корпуса ядерного реактора газожидкостной и паровой фаз компонентов охлаждающей газожидкостной среды, подаваемой через сквозные отверстия в экране-дефлекторе на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора группой распыливающих устройств, расположенных за внешней поверхностью экрана-дефлектора и предназначенных для формирования и распыливания газожидкостной охлаждающей среды, причем, каждое из распыливающих устройств соединено двумя питательными напорными трубопроводами с источниками, содержащими под избыточным давлением газовую и жидкую компоненты охлаждающей газожидкостной среды раздельно, а в каждом из напорных трубопроводов имеется регулирующее устройство подачи компонента охлаждающей газожидкостной среды, расположенное между группой распыливающих устройств и источниками газовой и жидкой компонент охлаждающей газожидкостной среды, отличающееся тем, что система охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора включает зазор, образованный внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора, а в этом зазоре, вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, расположена, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, и каждое такое устройство предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, взятых вместе или отдельно, причем, каждое из этих распыливающих устройств соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом, по крайней мере, с одним источником, содержащим жидкие и/или газообразные компоненты охлаждающих и/или защитных сред, а в каждом из напорных трубопроводов имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи этих компонентов и расположенное между распыливающим устройством и источниками, содержащими данные компоненты охлаждающих и/или защитных сред.
4. Устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора по п. 3, отличающееся тем, что, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств расположены за пределами зазора, образованного внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора, а зазор имеет, как минимум, один тракт для отвода из него жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, подаваемых посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора.
5. Устройство охлаждения и защиты по п. 3 и 4, отличающееся тем, что в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, жидкие компоненты этих сред и/или жидкие компоненты с предварительно растворенными в них газовыми компонентами этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей, а в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, газообразные компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей газовых компонентов охлаждающих и/или защитных сред, причем, охлаждающие и/или защитные среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках, содержащих жидкие и/или газообразные охлаждающие и/или защитные среды и их компоненты, за счет гидростатического давления и/или за счет использования нагнетающих насосов.
Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является уменьшение риска разрушения корпуса ядерного реактора и последствий аварий, в частности, запроектных ТА, в ЯЭУ корпусного типа путем удержания материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора в течение аварии за счет защиты и использования эффективного внешнего охлаждения 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 растрескивания в аварийных условиях, когда на корпус реактора воздействуют высокоинтенсивные тепловые нагрузки со стороны АЗ и расплавленных материалов разрушенной АЗ, а нагретая внешняя поверхность стенки корпуса реактора находится во взаимодействии с агрессивными компонентами (по крайней мере, в отношении окисления и коррозии) окружаюшей среды.
Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации, вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора формируют зазор и внутри этого зазора размещают, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, а из этого зазора осуществляют отвод, по крайней мере, жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, которые подают посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора при его нагреве.
Указанный технический результат по п. 2 достигается тем, что в способе охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора подают путем распыливания охлаждающие и/или защитные среды, взятые вместе или отдельно. В качестве защитной среды используют, например, газообразные, диспергированные жидкостные и/или газожидкостные среды, взятые вместе или раздельно. Компоненты защитной среды выбирают из группы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре. В качестве жидких компонентов жидкостной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, воду и/или водные растворы химических соединений. В качестве газовых компонентов газообразной и/или газожидкостной защитной и/или охлаждающей среды используют, например, инертные газы, углекислый газ, фреоны, взятые отдельно или в смеси. В качестве газожидкостной среды, например, может быть использована жидкая среда с предварительно растворенной в ней газовой компонентой и образующая при распыливании газожидкостную среду. Температура защитной и/или охлаждающей среды и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, имеет значение, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора.
Указанный технический результат по п. 3 достигается тем, что устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации содержит систему охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора которая включает зазор, образованный внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, которая расположена за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора. В этом зазоре, вокруг внешней поверхности корпуса ядерного реактора, расположена, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств, и каждое такое устройство предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, взятых вместе или отдельно. Каждое из этих распыливающих устройств соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом, по крайней мере, с одним источником, содержащим жидкие и/или газообразные компоненты охлаждающих и/или защитных сред. В каждом из напорных трубопроводов имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи этих компонентов и расположенное между распыливающим устройством и источниками, содержащими данные компоненты охлаждающих и/или защитных сред.
Указанный технический результат по п. 4 достигается тем, что, по крайней мере, часть группы распыливающих устройств расположены за пределами зазора, образованного внешней поверхностью корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора. Зазор имеет, как минимум, один тракт для отвода из него, по крайней мере, жидких, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и/или защитных сред, подаваемых посредством распыливающих устройств на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора.
Указанный технический результат по п. 5 достигается тем, что в распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, жидкие компоненты этих сред и/или жидкие компоненты с предварительно растворенными в них газовыми компонентами этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей. В распыливающих устройствах, предназначенных для формирования и подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред, газообразные компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства раздельно и/или в виде смесей газовых компонентов охлаждающих и/или защитных сред. Причем, охлаждающие и/или защитные среды и/или компоненты этих сред подаются в распыливающие устройства под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках, содержащих жидкие и/или газообразные охлаждающие и/или защитные среды и их компоненты, за счет гидростатического давления и/или за счет использования нагнетающих насосов.
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. 1-5 и соответствующими пояснениями. На представленных чертежах фиг. 1-5 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 1 ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации с внешней поверхностью 2, охлаждаемой в процессе аварии. На фиг. 2 представлена функциональная схема распыливающего устройства и основных элементов системы охлаждения и защиты, предназначенной для подачи газообразной среды на поверхность корпуса реактора. Аналогичная функциональная схема в случае использования диспергированной жидкостной среды представлена на фиг. 3, а в случае использования газожидкостной среды - чертежи представлены на фиг. 4, 5.
Данное устройство охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации включает зазор 3 (фиг. 1), образованный внешней поверхностью 2 корпуса ядерного реактора и, по крайней мере, одной поверхностью конструкции 4, которая расположена за пределами внешней поверхности корпуса ядерного реактора.
В некоторых случаях, целесообразно иметь изменяемую геометрию поверхности конструкции 4, которая вместе с внешней поверхностью 2 корпуса реактора 1 формирует геометрию зазора 3. Такой регулируемый зазор позволяет более рационально осуществлять процессы охлаждения и/или защиты в течение аварии за счет регулирования площади сечения зазора по его длине, а также регулировать режим течения/ отвода газообразных, газожидкостных и паровых компонентов из зазора 3, образующихся при охлаждении и защите стенки корпуса реактора. Наличие конструкции 4 вокруг корпуса реактора, имеющей достаточный объем для размещения вспомогательных систем для изменения геометрии зазора, дает дополнительные возможности для совершенствования и дальнейшего развития предлагаемого технического решения.
Также, данное устройство включает систему охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора, содержащую группу распыливающих устройств 5-8, состоящих из распыливающих устройств 5-7, расположенных в зазоре 3, а также группу распыливающих устройств 8, которые расположены за пределами этого зазора. Размещение, по крайней мере, части распыливающих устройств 5-7 в зазоре 3 обоснованно, в частности, тем, что в ряде случаев, из-за ограниченности имеющегося объема пространства вокруг корпуса ядерного реактора, не представляется установить распыливающие устройства за пределами зазора 3.
Кроме этого, возможность размещения распыливающих 5-7 устройств в зазоре 3 определяется режимом подачи охлаждающих и защитных сред, когда существует необходимо иметь различные расстояния между распыливающими устройствами и поверхностью 2 корпуса реактора. Также, выбор места расположения распыливающих устройств (внутри зазора, или за его пределами) определяется как типом распыливающих устройств, так и конструктивным исполнением реакторной установки и окружающих ее конструкций, а также конкретными особенностями и условиями реализации стратегии управления аварийной ситуацией в ЯЭУ.
Распыливающие устройства 5-8 расположены вокруг внешней поверхности корпуса 1 ядерного реактора и каждое из этих распыливающих устройств предназначено для формирования и подачи путем распыливания на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред. Распыливание и подача на поверхность корпуса охлаждающих и защитных сред может осуществляться как раздельно (через различные распыливающие устройства), так и совместно используя одни и те же распыливающие устройства. Также, подача на корпус охлаждающих и защитных сред может осуществляться как одновременно, так и последовательно. При этом, компоненты (газообразные, жидкие) защитных сред могут являться одновременно и компонентами охлаждающих сред. Конкретная реализация того, или иного сценария подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора зависит от выбранной стратегии управления аварийной ситуацией и условиями ее протекания.
Для отвода из зазора 3 жидких 11, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и защитных сред, которые накапливаются в зазоре в процессе подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора, зазор 3 оснащен, как минимум, одним отводящим трактом 10 (фиг. 1), расположенный в нижней части зазора 3. Для отвода менее плотных компонентов (газообразных, паровых и/или газожидкостных) из этого зазора может быть использован, как минимум, отводящий тракт 9, который располагается, например, в верхней части зазора 3.
Каждое распиливающее устройство 5 (фиг. 2), предназначенное для формирования и подачи газообразных охлаждающих и/или защитных сред на внешнюю поверхность корпуса реактора, соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом 12 (фиг. 2), по крайней мере, с одним источником 13, в котором содержится компонент газообразной охлаждающей и/или защитной среды. В каждом из напорных трубопроводов 12 имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи 14, расположенное между распыливающим устройством 5 и источником 13, и посредством которого осуществляется регулирование подачи компонентов газообразной охлаждающей и/или защитной среды в распыливающее устройство 5.
В качестве компонента газообразной среды, подаваемой на поверхность корпуса, может использоваться как один тип вещества, например, Г1 (фиг. 2), так и смесь различных веществ, например, Г1-Г4 (фиг. 2). Причем, вещества Г1-Г4 могут выполнять как роль только охлаждающих, или роль только защитных компонентов, так и являться одновременно и охлаждающими, и защитными компонентами в газообразной среде, подаваемой на поверхность корпуса реактора 2.
В качестве компонентов газообразной среды, используемой для охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийной ситуации, могут использоваться, например, такие вещества как воздух, азот, инертные газы, углекислый газ, фреоны и их смеси. А в качестве компонентов газообразной среды, используемой для защиты поверхности корпуса реактора при высоких температурах, можно использовать, например, азот, инертные газы, углекислый газ и другие газообразные соединения, которые уменьшают интенсивность окисления внешней поверхности корпуса реактора при его нагреве свыше 500°С и снижают риск поверхностного растрескивания (вследствие МКК и окисления корпусной стали) конструкции корпуса как в процессе нагрева, так и при охлаждении нагретого корпуса, например, водой (залив, дисперсное распыливание, газожидкостное охлаждение) при совместном использовании этих схем охлаждения и/или защиты. Компоненты газообразной среды (Г1-Г4) подаются в распыливающие устройства 5 под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках 13 и/или за счет использования нагнетающих насосов, которые на данных чертежах не представлены.
На фиг. 3 представлена функциональная схема распыливающего устройства и основных элементов системы 6 охлаждения и защиты, предназначенной для формирования и подачи диспергированной жидкостной среды на поверхность корпуса реактора. Данная схема аналогична функциональной схеме, представленной на фиг. 2 для случая реализации охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора с использованием газообразных сред. Основные отличия этих систем представлены и объясняются ниже.
Каждое распыливающее устройство 6 (фиг. 3) предназначено для формирования и подачи диспергированных жидкостных охлаждающих и/или защитных сред на внешнюю поверхность 2 корпуса реактора и соединено это устройство, как минимум, одним напорным трубопроводом 15, по крайней мере, с одним источником 16, в котором содержится жидкий компонент охлаждающей и/или защитной среды. В каждом из напорных трубопроводов 15 имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи 14, расположенное между распыливающим устройством 6 и источником 16, и посредством которого осуществляется регулирование подачи жидких компонентов диспергированной жидкостной охлаждающей и/или защитной среды в распыливающее устройство 6.
В качестве компонентов диспергированной жидкостной среды, подаваемой на поверхность корпуса, может использоваться как один тип жидкости, например, Ж1 (фиг. 3), так и смесь различных жидкостей, например, Ж1-Ж4 (фиг. 3). Причем, жидкие вещества Ж1-Ж4 могут выполнять как роль только охлаждающих, или роль только защитных компонентов, так и являться одновременно охлаждающими и защитными компонентами в диспергированной жидкостной среде, подаваемой на поверхность корпуса.
В качестве компонентов диспергированной жидкостной среды, используемой для охлаждения корпуса ядерного реактора в аварийной ситуации, могут использоваться, например, такие вещества как расплавы легкоплавких веществ и соединений (например, литий), а также вода и/или соединения на ее основе, а компоненты диспергированной жидкостной защитной среды выбирают из группы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре. В частности, например, возможно использование водных растворов солей и соединений, обладающих способностью пассивации материала внешней поверхности корпуса реактора, или формированию на ней защитного покрытия устойчивого к воздействию на нее водяного пара и других агрессивных соединений при повышенных температурах в течение протекания аварии.
При одновременном использовании различных жидких компонентов (Ж1-Ж4) диспергированной жидкостной среды для охлаждения и/или защиты корпуса реактора необходимо выбирать данные жидкие компоненты (Ж1-Ж4) из условия, чтобы отсутствовали фазовые превращения между этими компонентами при их смешении и распыливании, например, связанные с кипением какого-либо из этих компонентов, или образованием твердых фаз, что может снизить эффективность теплоотдачи в процессе охлаждения и защиты корпуса реактора.
На фиг. 4 и 5 представлены функциональные схемы распыливающих устройств и основных элементов системы 7 охлаждения и защиты, предназначенной для формирования и подачи газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред на поверхность корпуса реактора в аварийных условиях.
В случае использования, по крайней мере, жидких компонентов охлаждающей среды с предварительно растворенными (поглощенными, сорбированными) в них газовыми компонентами (фиг. 5), каждое распыливающее устройство 7 соединено, как минимум, одним напорным трубопроводом 15, по крайней мере, с одним источником 17, в котором содержится жидкий компонент (ГЖ1-ГЖ4) с предварительно растворенными (поглощенными, сорбированными) в нем газовыми компонентами. Здесь, под компонентами ГЖ1-ГЖ4 понимаются компоненты как охлаждающих, так и защитных сред, или их смесей.
В качестве компонентов ГЖ1-ГЖ4, используемых для формирования охлаждающей газожидкостной среды, могут использоваться, например, вода при повышенном давлении в которой растворены (поглощены, сорбированы) одна, или несколько газообразных компонент (например, углекислый газ), и из этой воды, при снижении давления и/или изменении температуры, данная газовая среда выделяется (десорбируется), что позволяет формировать газожидкостную среду при распылении через распыливающее устройство 7.
Кроме этого, в качестве таких компонентов ГЖ1-ГЖ4 могут использоваться, например, такие вещества как расплавы на основе легкоплавких металлов и соединений, которые имеют хорошую способность растворять (поглощать, сорбировать) газообразные соединения при определенных условиях (температура, давление), а при изменении этих условий, например, изменении температуры и/или давления, выделять (десорбировать) эти газообразные соединения и образовывать при распылении газожидкостную среду.
В качестве компонентов ГЖ1-ГЖ4, используемых для формирования защитной газожидкостной среды, могут быть использованы, например, водные растворы соединений, которые, например, препятствуют окислению и/или коррозии материала внешней поверхности корпуса ядерного реактора при высокой температуре.
При необходимости, возможно использование смесей ГЖ1-ГЖ4 в качестве компонентов охлаждающей и/или защитной газожидкостной среды. В частности, например, возможно использование водных растворов соединений, обладающих способностью к пассивации материала внешней поверхности корпуса реактора, или формированию на ней защитного покрытия устойчивого к воздействию на нее водяного пара и других агрессивных соединений при повышенных температурах протекания аварии. В этом случае, используемое жидкое соединение на основе воды может выполнять одновременно роль как защитного, так и охлаждающего компонента. При одновременном использовании различных компонентов ГЖ1-ГЖ4 при охлаждении и/или защите корпуса реактора необходимо выбирать данные компоненты ГЖ1-ГЖ4 из условия, чтобы отсутствовали фазовые превращения между этими компонентами при их смешении и распыливании, например, связанные с кипением какого-либо из этих компонентов, или образованием твердых фаз, что может снизить эффективность теплоотдачи в процессе охлаждения и защиты корпуса реактора.
При использовании схемы с раздельной подачей (фиг. 4) жидких и газообразных компонентов в распыливающее устройство 7, имеются, по крайней мере, два напорных трубопровода 12 и 15 посредством которых подаются жидкие (Ж1-Ж4) и газообразные компоненты (Г1-Г4) охлаждающих и/или защитных сред из источников, содержащих эти газообразные 13 и жидкие 16 компоненты. В каждом из напорных трубопроводов 12 и 15 имеется, по крайней мере, одно регулирующее устройство подачи 14, расположенное между распыливающим устройством 7 и источниками 13 и 16, и посредством которого осуществляется регулирование подачи жидких и газообразных компонентов газожидкостной охлаждающей и/или защитной среды в распыливающее устройство 7.
Жидкие компоненты (Ж1-Ж4) являются составляющими газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред и подаются в распыливающие устройства 7 раздельно, например, как компонент Ж1 (фиг. 4), или в виде смеси компонентов, например, Ж2-Ж4 (фиг. 4). Аналогично, газообразные компоненты (Г1-Г4) являются составляющими газожидкостных охлаждающих и/или защитных сред и подаются в распыливающие устройства 7 раздельно, например, как компонент Г1 (фиг. 4), или в виде смеси компонентов, например, Г2-Г4 на фиг. 4.
В качестве газообразных (Г1-Г4) и жидких (Ж1-Ж4) компонентов, которые используются для формирования газожидкостной среды и ее подачи на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, могут быть использованы материалы и вещества аналогичные тем, которые рассматривались выше для случаев формирования и подачи газообразных (фиг. 2), диспергированных жидкостных (фиг. 3) и/или газожидкостных (фиг. 5) охлаждающих и/или защитных сред.
Представленные на фиг. 1 распыливающие устройства 5-8 не ограничивают количество применяемых распыливающих устройств для охлаждения и/или защиты корпуса ядерного реактора пи его нагреве в аварийной ситуации, а служат цели иллюстрации и объяснения технической сущности предлагаемого технического решения. Также, представленные на фиг. 2-5 жидкие (Ж1-Ж4, ГЖ1-ГЖ4) и газообразные (Г1-Г4) компоненты охлаждающих и защитных сред не ограничивают количество применяемых компонентов, используемых для охлаждения и защиты корпуса реактора, а служат цели иллюстрации и объяснения технической сущности предлагаемого технического решения.
Жидкие (Ж1-Ж4, ГЖ1-ГЖ4) и газообразные (Г1-Г4) компоненты, используемые для формирования и подачи охлаждающих и/или защитных сред на внешнюю поверхность корпуса ядерного реактора, подаются в распыливающие устройства под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках 13, 16 и 17 (фиг. 2-5) и/или за счет использования нагнетающих насосов, которые на данных чертежах фиг. 1-5 не представлены. В частности, избыточное давление в источниках, содержащих жидкие компоненты охлаждающих и/или защитных сред, может обеспечиваться за счет гидростатического давления столба жидкости, когда имеется перепад высот между источником, содержащий жидкий компонент, и распыливающим устройством.
Для обеспечения эффективного теплоотвода от охлаждаемой внешней поверхности корпуса реактора, необходимо обеспечить условие, чтобы температура защитных и/или охлаждающих сред и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, имели значения температуры, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора. С увеличением разницы температур между температурой охлаждаемой стенки корпуса реактора и температурами защитных и/или охлаждающих среды и компонентов этих сред, подаваемых на эту поверхность, эффективность процесса охлаждения возрастает.
В предлагаемом техническом решении способ охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора при его нагреве в аварийной ситуации реализуется следующим образом.
Вокруг внешней поверхности 2 корпуса 1 ядерного реактора формируют зазор 3, в котором размещают, по крайней мере, часть распыливающих устройств 5-7 (фиг. 1). По крайней мере, часть распыливающих устройств 8 размещают за пределами зазора 3. Выбор места расположения распыливающих устройств (внутри зазора, или за его пределами) определяется как типом распыливающих устройств и режимом подачи охлаждающих и защитных сред на корпус реактора, так и конструктивным исполнением реакторной установки и окружающих ее конструкций, а также конкретными особенностями и условиями реализации стратегии управления аварийной ситуацией в ЯЭУ.
Формирование зазора 3с использованием внешней поверхности 2 корпуса реактора и поверхностей конструкции 4, расположенной за пределами внешней поверхности корпуса реактора, позволяет использовать имеющуюся инфраструктуру ЯЭУ и имеющиеся конструкции 4 в реакторных шахтах и помещениях. В частности, наличие имеющихся конструкций 4 вокруг корпуса реактора 1 позволяет сформировать зазор 3 с изменяемой геометрией в процессе управления аварией. Такой регулируемый зазор позволяет более рационально осуществлять, по крайней мере, процесс теплоотвода от поверхности корпуса реактора за счет изменения сечения зазора 3 по его длине и тем самым, изменяя режим течения охлаждающих и/или защитных сред в этом зазоре. Таким образом, использование конструкций 4, расположенных вокруг корпуса реактора, для формирования зазора 3 с требуемыми геометрическими параметрами позволяет организовать более эффективные схемы охлаждения и/или защиты корпуса реактора в аварийных условиях.
Для отвода из зазора 3 жидких 11, газообразных, паровых и/или газожидкостных компонентов охлаждающих и защитных сред, которые накапливаются в зазоре в процессе подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора, зазор 3 оснащают, как минимум, одним отводящим трактом 10 (фиг. 1), который располагают в нижней части зазора 3. Для отвода менее плотных компонентов (газообразных, паровых и/или газожидкостных) из этого зазора, верхнюю часть зазора 3 оснащают отводящим трактом 9, который располагают, например, в верхней части зазора 3.
В случае нагрева корпуса ядерного реактора вследствие воздействия на него тепловых нагрузок от осушенной АЗ и высокотемпературных расплавленных материалов АЗ, срабатывают регулирующие устройства 14, осуществляя подачу в напорные трубопроводы 12 и 15 от источников 13, 16 и 17 газообразных (Г1-Г4) и/или жидких (Ж1-Ж4, ГЖ1-ГЖ4) компонентов охлаждающих и/или защитных сред (фиг. 2-5). Эти жидкие и газообразные компоненты подаются в распыливающие устройства 5-8 (фиг. 1-5) под избыточным давлением, которое обеспечивается, например, за счет избыточного давления в источниках 13, 16 и 17 (фиг. 2-5) и/или за счет использования нагнетающих насосов, которые на данных чертежах фиг. 1-5 не представлены. В качестве распыливающих устройств 8, расположенных за пределами зазора, могут выступать распыливающие устройства для подачи на поверхность корпуса реактора газообразных, диспергированных жидкостных и/или газожидкостных потоков охлаждающих и/или защитных сред.
Подача газообразных и/или жидких компонентов в распыливающие устройства 5-8 (фиг. 1-5) приводит к формированию газообразных (фиг. 2), диспергированных жидкостных (фиг. 3) и/или газожидкостных (фиг. 4, 5) потоков охлаждающих и/или защитных сред, которые подаются на внешнюю поверхность 2 корпуса реактора 1. Эффективность и основные характеристики использования диспергированных газожидкостных сред для охлаждения теплонагруженных устройств обсуждаются и представлены в [4, 5] и в описании прототипа предлагаемого технического решения.
В предлагаемом техническом решении подача на корпус реактора охлаждающих сред может осуществляться одновременно с подачей защитных сред, а тип этих сред может быть газообразный, диспергированный жидкостной и/или газожидкостной. Также возможно использование как раздельной подачи охлаждающих и защитных сред (используя различные распыливающие устройства), так и совместное использование одних и тех же распыливающих устройств для этой цели. При этом, компоненты (газообразные, жидкие) защитных сред могут являться одновременно и компонентами охлаждающих сред. Конкретная реализация того, или иного сценария подачи охлаждающих и защитных сред на поверхность корпуса реактора зависит от выбранной стратегии управления аварийной ситуацией и
Также, возможны такие сценарии подачи этих сред, когда охлаждающие среды подаются раздельно от охлаждающих сред. Такое наличие различных вариантов формирование и подачи охлаждающих и/или защитных сред на корпус реактора повышает общую надежность данной системы охлаждения и/или защиты корпуса реактора при его нагреве.
Например, в случае осуществления охлаждения и/или защиты корпуса ядерного реактора при подаче на него холодных диспергированных жидкостных (фиг. 3) и/или газожидкостных (фиг. 4, 5) охлаждающих и/или защитных сред, когда корпус реактора имеет высокую температуру, возможно возникновение термоудара и растрескивание конструкции корпуса вследствие резкого изменения температуры поверхности стенки корпуса при ее взаимодействии с подаваемыми на корпус холодными средами. Также, взаимодействие высоконагретой поверхности корпуса со средой, содержащей, например, воду (или водяные пары), может привести к интенсивному окислению корпусной стали, коррозии поверхности корпуса реактора и образованию микротрещин на его поверхности.
Поэтому, в данном случае, охлаждение и защиты корпуса реактора целесообразно начать с использованием подачи газообразных (фиг. 2) охлаждающих и/или защитных сред. Такой сценарий охлаждения позволит «мягко» (без термоудара - за счет менее интенсивного процесса охлаждения и меньшей скорости охлаждения поверхности корпуса) охладить корпус реактора до более низкой температуры, что предотвратит растрескивание корпусной стали, а после этого возможно будет использовать газожидкостные и/или диспергированные жидкостные среды для дальнейшего охлаждения корпуса.
При этом, подача на нагретую поверхность корпуса реактора защитных сред, обеспечивающих формирование на этой поверхности защитного покрытия, препятствующего окислению и коррозии поверхности при ее взаимодействии с окислительной средой (например, водяной пар, вода и др.), позволит предотвратить разрушение поверхностного слоя корпусной стали и ее растрескивание.
Для обеспечения эффективного теплоотвода от охлаждаемой внешней поверхности корпуса реактора, температура защитных и/или охлаждающих сред и компонентов этих сред, которые подаются на внешнюю поверхность корпуса реактора, должна быть, по крайней мере, не выше температуры охлаждаемой стенки корпуса ядерного реактора. Это обеспечивает более эффективный отвод тепла от более нагретой стенки корпуса к более холодным компонентам защитных и/или охлаждающих сред.
Преимущество предлагаемого технического решения и схем охлаждения и защиты корпуса ядерного реактора в аварийных условиях по сравнению с известными схемами охлаждения (использование только газожидкостного, или только диспергированного жидкостного охлаждений; 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, когда происходит нагрев корпуса реактора свыше 500°С. Также, совместное использование различных охлаждающих и защитных сред (газообразные, дисперсные жидкостные и/или газожидкостные) 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/10.1016/j.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 ВВЭР" / Материалы конференции, 28-31 мая 2013 г., ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Россия, Подольск.
[4]. Пажи Д.Г., Галустов B.C. «Распылители жидкостей». - М. Химия, 19798-216 с.
[5]. А.В. Вертков, А.Т. Комов, И.Е. Люблинский, С.В. Мирнов, А.Н. Варава, А.В. Дедов, А.В. Захаренков, П.Г. Фрик «Применение диспергированного газожидкостного потока для охлаждения жидкометаллического лимитера токамака Т-10» / ВАНТ. Сер. «Термоядерный синтез», 2018, т. 41, вып. 1. - с. 57-64.