Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади



Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади
Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади
Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади

 


Владельцы патента RU 2606381:

Головко Константин Иванович (RU)

Изобретение относится к средствам локализации тяжелой аварии атомного реактора. Прочность конструкции полотна (6) основания ядерного реактора, смонтированного на несущей решетке (7) основания ядерного реактора, не превышает прочность верхней и боковых конструкций ядерного реактора. Аварийным давлением в реакторе полотно (6) основания ядерного реактора разрушается на мелкие части мгновенным прорывом небольших оконных проемов со стороной до 20 см по всей внутренней площади основания реактора. Полотно (6) основания реактора одномоментно выдавливается через несущую решетку (8) по всему внутреннему периметру основания реактора (7). Аварийный расплав через несущую решетку основания реактора сбрасывается в приемное устройство ловушки (2). Заборники расплава (4) равномерно распределяют аварийный расплав по горизонтальным шахтам (3). Горизонтальные шахты (3) расположены посекторно по вертикали вокруг приемного устройства ловушки (2), по всему периметру в пределах основного корпуса блока АЭС (5), поярусно, на необходимую глубину, в достаточном количестве, обеспечивающем гарантированное естественное охлаждение и длительное хранение аварийного расплава, замедление его разогрева, минимизацию образования водорода, предотвращение образования повторной критичности. Технический результат – снижение вероятности разрушения внешнего герметичного контура ядерного реактора (1) при превышении аварийного давления, ядерного взрыва внутри реактора. 2 ил.

 

Ловушка расплава (Устройство локализации расплава) - опциональная часть гермооболочки ядерного реактора, конструкция, служащая для локализации расплава активной зоны ядерного реактора в тяжелых авариях с расплавлением активной зоны реактора и проплавлением корпуса реактора. Является одной из систем пассивной атомной безопасности. Обеспечивает изоляцию фундамента от расплава, подкритичность расплава и охлаждение расплава.

Ловушки расплава, спроектированные в России, используются на Тяньваньской АЭС (эксплуатируется с 2007 года, реакторы ВВЭР-1000), АЭС Куданкулам и являются частью проектов ВВЭР-1200 (Нововоронежская АЭС-2, Ленинградская АЭС-2 [2], Балтийская АЭС [3]), ВВЭР-ТОИ.

В российских гермооболочках ловушка расплава сооружается непосредственно под реактором (на дне шахты реактора) и представляет собой конусообразную металлическую конструкцию общим весом около 750 тонн. Ловушка заполняется специальным, так называемым жертвенным материалом (наполнителем), состоящим в основном из оксидов железа и алюминия. Наполнитель растворяется в расплаве топлива для уменьшения его объемного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена, а вода по специальным трубопроводам в корпусе ловушки заливает эту массу.

В европейских реакторах EPR ловушка представляет собой наклонную поверхность, установленную под реактором. По ней расплав, прожегший корпус, направляется в бассейн с водой и охлаждаемым металлическим днищем специальной конструкции.

Основными недостатками вышеперечисленных ловушек являются большая стоимость проекта и жертвенных материалов, низкая естественная теплоотдача, необходимость постоянного активного охлаждения водой расплава.

Основной причиной, приводящей к расплаву ядерного топлива в реакторе, является недостаточность потока охладителя или его отсутствие в первом контуре блока АЭС.

Причиной недостаточности охладителя в первом контуре реактора может стать техническая неисправность либо нарушение правил эксплуатации.

При максимальных рабочих нагрузках кратковременное аварийное прекращение подачи охладителя в рабочую зону может вызвать газопаровой выброс с последующим разрушением реактора.

Расплав ядерного топлива внутри ядерного реактора, с выбросом огромного количества энергии, превышающего допустимые рабочие пределы давления, ведет к механическому разрушению герметичного контура реактора.

Существующие системы локализации расплава активной зоны ядерного реактора, предусматривают их применение в случае проплавления основания корпуса реактора. Однако проплавлению корпуса ядерного реактора предшествует резкое повышение давления внутри реактора, приводящее к разрушению корпуса реактора и выбросу большой части ядерного топлива в окружающую среду.

Первичной задачей «Дифференциальной системы локализации аварии атомного реактора» является не допустить разрушения внешнего герметичного контура ядерного реактора (1) (Фиг. 1, 2) в результате аварийного превышения давления, ядерного взрыва внутри реактора. В дальнейшем - локализовать расплав ядерного топлива и стабилизировать процесс распада в зонах естественного остывания.

Предлагаемая система локализации аварии предусматривает:

- поглощение начальной ударной волны от ядерного взрыва или газопарового аварийного выброса;

- прием, распределение и хранение с естественным охлаждением аварийных сплавов ядерного топлива.

В предлагаемой дифференциальной системе локализации тяжелой аварии атомного реактора ловушка ядерного расплава состоит из приемного устройства (2) и горизонтальных шахт (3).

Конструктивно приемное устройство ловушки (2), располагается в пределах подреакторного пространства. В состав приемного устройства ловушки входят заборники расплава (4) с наклонными направляющими.

Горизонтальные шахты (3) располагаются по периметру, в пределах основного корпуса блока АЭС (5), поярусно, на необходимую глубину.

Равномерная дифференция аварийного расплава по горизонтальным шахтам (3), достигается за счет конструктивной особенности полотна основания реактора (6) (Фиг. 2) несущей решетки основания реактора (8) (Фиг. 2) и расположения заборников расплава (4) (Фиг. 1) ловушки.

Конструктивно ловушка должна обеспечить одномоментный сброс ударной волны до критического уровня сохранения верхней и боковых конструкций ядерного реактора и распределение аварийного расплава в шахтах (3) (Фиг. 1) с естественным охлаждением без прожига бетонных конструкций.

Поглощение ударной волны или газопарового аварийного выброса достигается конструктивной особенностью основания ядерного реактора (7) (Фиг. 1). Прочность конструкции полотна основания (6) ядерного реактора не должна превышать прочности верхней и боковых конструкций ядерного реактора. Разрушение полотна основания (6) ядерного реактора при аварийных нагрузках должно быть спланированным, то есть предусмотренным проектными изысканиями. Активное аварийное разрушение нижней части реактора должно выглядеть в виде одновременного разрыва на мелкие части всей конструкции полотна основания реактора по примеру разбитого закаленного стекла. Либо в виде возможности мгновенного прорыва небольших оконных проемов со стороной до 20 см по всей площади пола реактора.

Возможность первоначального разрушения (разрыва) полотна основания ядерного реактора (6) до момента критичности разрушения боковых и верхней частей реактора достигается уникальностью конструкции основания реактора (7).

Полотно основания реактора (6) укладывается на прочную несущую решетку основания реактора (8) (Фиг. 2) с клеткой до 20 см, толщиной стенок не более 3-5 см, высотой, позволяющей выдерживать критичные нагрузки давления внутри реактора. Прочная несущая решетка основания реактора выполняется из высокопрочного и термостойкого материала, является частью конструкции ядерного реактора, своей внешней стороной опирается и монолитно стыкуется со стенами ловушки. Конструкция прочной несущей решетки основания реактора должна выдерживать закритичные ударные и температурные нагрузки до полного слива аварийного расплава. При этом полотно основания реактора при достижении запредельных, аварийных нагрузок должно разрушаться (выдавливаться) в пределах клетки несущей решетки основания реактора. Для достижения прямоугольного разрыва, в виде оконных проемов, полотно основания реактора предварительно форматируется рисками ослабления прочности. Полотно основания ядерного реактора разрушается только по внутреннему периметру реактора, при этом корпус реактора монолитно опирается на несущие стены ловушки. Конструктивно предлагаемое изобретение требует больших изыскательных и проектных работ по изменению основания ядерного реактора.

Предлагаемая конструкция полотна и несущей решетки основания ядерного реактора, разрушающегося до момента прочности разрушения стен и загрузочной плиты (верхней части) реактора, позволяет выполнить задачу гашения ударной волны, снизить давление, одномоментно удалить ядерный расплав из реактора, не допустить выхода радионуклидов в окружающую среду, а также равномерно слить ядерный расплав по всему периметру приемного устройства ловушки (2).

Прочные бетонные стены приемного устройства ловушки (2) для приема расплава ядерного топлива являются основанием и фундаментом для ядерного реактора (1). Конструктивно ловушка имеет основную вертикальную шахту и боковые горизонтальные ответвления (горизонтальные шахты) (3), устроенные посекторно, по периметру вокруг приемного устройства ловушки.

Данный вариант конструкции ловушки предполагает, размещение приемного устройства (2) аварийного расплава в пределах подреакторного пространства, с боковыми горизонтальными ответвлениями, шахтами (3), в пределах основного корпуса блока АЭС (5) (Фиг. 1).

Горизонтальные шахты конструктивно выполняются в виде стандартных бетонных шахт с основаниями у заборников расплава (4), горизонтально расширяющимися по площади, по периметру блока АЭС (5).

Бетонные конструкции шахт одновременно являются несущим фундаментом здания и агрегатов блока АЭС.

Конструктивно приемное устройство ловушки (2) и горизонтальные шахты (3) являются монолитным бетонным блоком и являются прочным несущим основанием для ядерного реактора, здания блока АЭС и его внутренних технологичных агрегатов.

Количество горизонтальных шахт рассчитывается исходя из предполагаемого количества аварийного расплава, равномерно растекшегося по горизонтальной площади шахт, с возможностью естественного остывания, без подачи охладителя. Наполняемость шахт зависит от высоты подъема входного отверстия над полом в шахту и не должна превышать 5 см. Таким образом, естественное заполнение расплавом горизонтальной шахты составит по площади от 100 и более кв. м с высотой расплава до 5 см. Зная объем ожидаемого аварийного расплава, планируем количество горизонтальных шахт.

Конструктивной особенностью горизонтальной шахты (3) является ее ограниченная наполняемость, то есть при полном заполнении аварийным расплавом высотой до 5 см происходит естественное перетекание расплава в нижние шахты. Процесс заполняемости шахты регулируется при помощи заборников расплава (4) (Фиг. 1), выступающих во внутрь приемного устройства ловушки (2). Наклон заборника в сторону шахты обеспечивает естественное стекание расплава в шахту с дальнейшим распределением по расширяющейся горизонтальной поверхности шахты.

Конструктивное расположение заборников аварийного расплава (4) должно обеспечивать равномерное распределение расплава между всеми шахтами (3). От расчетного времени наполнения расплавом шахты зависит температурная стойкость заборников. После наполнения расплавом шахты желателен процесс полного разрушения заборника, это ускорит распределение расплава в нижние шахты.

Гарантированное естественное охлаждение расплава, замедление его разогрева, минимизация образования водорода и предотвращения образования повторной критичности достигается большой площадью и объемом горизонтальных шахт, количество которых можно увеличивать в глубину неограниченно.

После аварийного взрыва и разрушения полотна основания реактора необходимо предусмотреть одномоментное прекращение подачи охладителя в реактор с целью недопущения повторного образования газопарового выброса. Активно включается и используется штатная система снижения давления внутри реактора для предотвращения возникновения взрывоопасных концентраций водорода.

Без подачи охладителя цепная реакция приведет к полному расплаву ядерного топлива и его вытеканию в ловушку с дифференцируемым распределением расплава по горизонтальным шахтам.

Предлагаемая конструкция горизонтальных шахт позволяет создать большую удельную поверхность теплоотвода через бетонные стены в окружающем грунте. Предусмотренные во внешних стенах шахт заглушенные технические отверстия позволяют частичное извлечение расплава для дальнейшей переработки.

Вышеописанная система локализации аварии способна обеспечить локализацию ядерной аварии типа Чернобыльской или Японской в Фокусиме.

СЛА с дифференциальной системой локализации тяжелой аварии атомного реактора с разрушающимся полотном основания реактора и ловушкой с большой площадью и объемом для хранения аварийного расплава соответствует наивысшему стандарту противостояния террористической угрозе. Т.е. при намеренных действиях персонала АЭС или террористов, приведших к критическому расплаву ядерного топлива в реакторе, взрывным давлением разрушится полотно основания в реакторе, расплав сбрасывается в приемное устройство ловушки (2), равномерно распределяется по горизонтальным шахтам (3), герметичный контур ядерного реактора сохранен. Данная конструкция СЛА не позволит террористам произвести внешнее разрушение реактора и произвести загрязнение территории радионуклидами.

Для осуществления изобретения потребуется большая изыскательная работа по проектированию разрушающегося полотна основания реактора, его надежность выдерживать продолжительные до критические нагрузки.

Ловушка и ее составляющие конструктивно являются фундаментом здания и агрегатов блока АЭС. Изготавливаются из высокопрочного бетона и ненамного увеличивают стоимость проекта.

Дифференциальная система локализации тяжелой аварии атомного реактора, состоящая из запрограммировано разрушающегося полотна на несущей решетке основания ядерного реактора и ловушки расплава, состоящей из приемного устройства с наклонными заборниками расплава и секторных горизонтальных бетонных шахт, выполненных поярусно вокруг приемного устройства на необходимую глубину по всему периметру блока АЭС с ограниченной наполняемостью и возможностью перетекания, равномерного распределения и естественного охлаждения аварийного расплава.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к составам материалов для атомной энергетики, в частности к жертвенным материалам. Оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора, включающий Al2O3, Fe2O3 и/или Fe3O4, первую целевую добавку в виде Gd2O3 или Eu2O3, или Sm2O3 и вторую целевую добавку в виде BaCeO3 при следующем соотношении компонентов, мас.%: Fe2O3 и/или Fe3O4( 46-80), Al2O3 (16-50), первая целевая добавка (0,1-2,5), BaCeO3 (3,0-12,5).

Изобретение относится к системам локализации аварии на АЭС для улавливания кориума. В расположенной ниже корпуса реактора и предназначенной для охлаждающей жидкости камере установлено средство для приема расплава, выполненное в виде вертикальных труб.

Изобретение относится к составам материалов для атомной энергетики, в частности к однофазному керамическому оксидному жертвенному материалу, включающему Fe2O3, Al2O3, SrO.

Изобретение относится к к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС.

Изобретение относится к составам оксидных жертвенных материалов для устройств улавливания разрушенной активной зоны ядерного реактора и средствам предотвращения пожаров и накопления взрывчатых газов.

Изобретение относится к фиксирующим оксидным материалам, конкретно - к теплостойким материалам для применения в устройствах локализации расплава активной зоны ядерных реакторов.

Изобретение относится к устройствам для улавливания разрушенной активной зоны ядерного реактора, к средствам предотвращения пожаров и накопления взрывчатых газов.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для повышения степени надежности реакторного блока, повышения интенсивности и регулируемости охлаждения кориума в процессе локализации аварии на АЭС.

Изобретение относится к подводным модулям для производства электрической энергии. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средством (37) производства электрической энергии, соединенный при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.

Изобретение относится к способам повышения маневренности и безопасности АЭС. В эксплуатационном режиме в период ночного провала электрической нагрузки, газотурбинная установка (ГТУ) 12 отключается, дополнительная паротурбинная установка 17 работает на пониженном режиме за счет незначительного снижения расхода свежего пара на основную турбоустановку 1.

Изобретение относится к расхолаживанию водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании. Пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения активной зоны, через быстродействующую редукционную установку направляется в дополнительную паротурбинную установку 17, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции.

Изобретение относится к системам локализации аварии на АЭС для улавливания кориума. В расположенной ниже корпуса реактора и предназначенной для охлаждающей жидкости камере установлено средство для приема расплава, выполненное в виде вертикальных труб.

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах выдержки, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС и строительных конструкций при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки.

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000, и предназначено для охлаждения чехлов с ОТВС при запроектной аварии, вызванной осушением бассейнов выдержки.

Изобретение относится к ядерному реактору с жидкометаллическим теплоносителем и способу отвода теплоты от такого реактора. Ядерный реактор 10 с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус 22 реактора, защитную оболочку 23, канал U для воздушного потока и узел 30 нагнетания.

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора.

Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна.

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора.

Изобретение относится к энергетическим модулям подводного базирования. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон, в который интегрирован блок производства электроэнергии (12) с кипящим ядерным реактором (30). Блок производства электрической энергии при помощи электрических кабелей (6) связан с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20), формирующей резервуар для хранения воды защиты реактора. В камере (20) радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской окружающей средой. Кипящий ядерный реактор (30) содержит реакторный бак (32), установленный в колодце (90) бака, нижняя часть которого соединена с нижней частью камеры (20) через средства (91), формирующие впускной водопровод, установленные вдоль радиальной стенки (53) модуля (12), и верхняя часть которого соединена с соответствующей частью камеры (20), формирующей резервуар, через средства (92), формирующие выпускной водопровод. Технический результат – повышение уровня безопасности реактора при неблагоприятных природных явлениях. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.
Наверх