Способ защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны и устройство для его осуществления

Изобретение относится к способу защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны. В заявленном известном способе защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, помещают элементы с коэффициентами теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава, с плотностями, большими плотностей оксидных компонентов расплава, до образования ванны расплава, внутрь корпуса реактора. При этом предусмотрено обеспечение целостности стенки корпуса ядерного реактора и удержания высокотемпературных материалов расплавленной активной зоны внутри корпуса реактора. Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшения эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) на стенку корпуса реактора в области его контакта с верхним металлическим слоем расплава при формировании стратифицированной ванны расплава в нижней части корпуса реактора при аварии. 2 н. п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для уменьшения последствий тяжелых аварий с расплавлением активной зоны (АЗ) в ядерных реакторах корпусного типа.

Известны системы ограничения последствий аварий на атомной электростанции, содержащие в подреакторном помещении улавливающие емкости с охлаждающей жидкостью (Патент РФ №2030801, опубл. 10.03.2005 г.).

Недостатком известных устройств является то, что системы защиты срабатывают после того, как произойдет разрушение корпуса реактора и кориум попадает в подреакторное пространство, что увеличивает риск выхода радиоактивных материалов в окружающую среду. Возможность охлаждения кориума внутри корпуса реактора является основной задачей внутриреакторного удержания расплава внутри корпуса (т.н. стратегия «IVR - In-Vessel retention») в общей стратегии управления тяжелыми авариями (ТА).

Возможность внешнего охлаждения стенки корпуса реактора при ТА ограничивается величиной критического теплового потока (КТП). При тепловой нагрузке со стороны расплава АЗ на корпус реактора, превышающей КТП, происходит сквозное проплавление корпуса и его разрушение, сопровождающееся выходом расплавленного кориума за его пределы и контактом с водой. При контакте расплавленного кориума с водой происходит генерация водорода, а также увеличивается вероятность парового взрыва.

Кроме этого, при формировании ванны расплава в нижней части корпуса реактора при ТА происходит его расслоение (стратификация расплава) вследствие различных плотностей жидких компонентов расплава. При этом, наименее плотным (по сравнению с плотностью оксидной фазы расплава ~9÷13 т/м3) оказывается расплав металлических компонентов (стальные конструктивные элементы АЗ, внутрикорпусные конструкции, цирконий и др., имеющие плотность не более ~8 т/м3), который накапливается в верхней, над оксидной фазой, части ванны расплава. Такой металлический слой состоит преимущественно из расплавов стали, циркония, хрома, никеля, и обладает существенно более высокой теплопроводностью по сравнению с теплопроводностью оксидных компонентов ванны расплава (оксиды циркония и урана)

Наиболее близким по технической сущности является способ защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, заключающийся в том, что до образования расплава активной зоны внутрь корпуса реактора помещают тугоплавкие элементы с теплопроводностью меньше теплопроводности расплавленной стали и плотностью, сопоставимой с плотностью прослойки расплавленной стали в верхней части кориума (патент РФ №2543056, опубл. 27.02.2015 г.).

Основным недостатком известного способа защиты корпуса ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной АЗ является то, что эффект снижения величины тепловой нагрузки на корпус реактора достигается за счет изменения теплофизических характеристик (уменьшение величины осредненного коэффициента теплопроводности) только верхнего металлического слоя расплава, что не во всех случаях ТА позволяет снизить в достаточной степени величину тепловой нагрузки на корпус реактора до значений, когда они не превышают соответствующие значения КТП.

Например, в случае ТА при максимальных значениях тепловой нагрузки на корпус реактора не менее ~1.8 МВт/м2, снижение максимальной величины тепловой нагрузки на 25% не позволит обеспечить бескризисный режим теплосъема с внешней стенки корпуса реактора в силу того, что значения КТП (~1.2 МВт/м2 - на вертикальной стенке при кипении в большом объеме) в данном случае будут значительно ниже соответствующих максимальных значений тепловой нагрузки, действующей на корпус реактора.

Основным недостатком известного устройства защиты корпуса ядерного реактора от тепловой нагрузки расплавленной АЗ является трудоемкость крепления металлических контейнеров на внутренней поверхности стенки корпуса реактора.

Технической задачей, на решение которой направлено заявляемое решение, является обеспечение целостности стенки корпуса ядерного реактора и удержания высокотемпературных материалов расплавленной АЗ внутри корпуса реактора в течение ТА.

Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки (уменьшения эффекта «фокусировки» тепловой нагрузки) на стенку корпуса реактора в области его контакта с верхним металлическим слоем расплава при формировании стратифицированной ванны расплава в нижней части корпуса реактора при ТА.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, согласно изобретению до образования ванны расплава внутрь корпуса реактора помещают элементы с коэффициентами теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава и с плотностями, большими плотностей оксидных компонентов расплава.

Указанный технический результат в части устройства достигается тем, что устройство защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, согласно изобретению выполнено в виде чаши, установленной до образования ванны расплава внутри корпуса реактора в его нижней части и изготовленной из композиционного материала, состоящего из плавящейся матрицы с наполняющими ее элементами, имеющими коэффициенты теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава и плотности выше плотностей оксидных компонентов расплава.

На фиг. 1 схематично представлен корпус реактора и составные его элементы, на фиг. 2 представлена структура ванны расплава после аварии.

Предлагаемое устройство защиты и предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора содержит следующие элементы. В исходном состоянии, до начала тяжелой аварии, в нижней части корпуса ядерного реактора 1 устанавливается устройство защиты и предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора 2, представляющее собой конструкцию чашеобразной формы, расположенную ниже активной зоны 3 (фиг. 1).

Материал, из которого изготавливается устройство защиты 2, представляет собой композиционный материал, состоящий из элементов 4 и плавящейся при ТА матрицы 5 (Фиг. 1). Причем элементы 4 имеют значения коэффициентов теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава и плотности выше плотностей оксидных компонентов 6 расплава (Фиг. 1). Свойства и температура плавления композиционного материала и его компонентов, из которого изготавливается устройства защиты 2 (Фиг. 1), выбираются такими, чтобы обеспечивался требуемый режим эксплуатации ядерного реактора в нормальных (при отсутствии аварии) условиях.

Способ предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора и его защиты от тепловой нагрузки расплава АЗ реализуется следующим образом.

При ТА ядерное топливо, а также расплав элементов конструкции активной зоны 3 (Фиг. 1) и элементов внутриреакторных конструкций реактора перемещаются в нижнюю часть корпуса реактора под действием силы тяжести и накапливаются в устройстве защиты и предотвращения расплавления корпуса ядерного реактора 2. Вследствие значительного остаточного энерговыделения во фрагментах топлива (диоксид урана) происходит дальнейшее плавление переместившихся в нижнюю часть корпуса элементов конструкций, а также плавление материала конструкции устройства защиты 2, при этом происходит освобождение из матрицы 5 элементов 4, имеющих коэффициенты теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава и плотности выше плотностей оксидных компонентов расплава.

В результате плавления материалов АЗ, внутрикорпусных конструкций реактора и устройства защиты 2 происходит формирование бассейна расплава и его дальнейшая стратификация вследствие различной плотности металлических (железо, никель, хром, цирконий и их соединения) и оксидных (оксиды урана, циркония и др.) составляющих расплава (Фиг. 2) и материала устройства защиты 2.

При этом наиболее плотные оксидные компоненты расплава (оксиды урана и циркония) 6 опускаются вниз, а менее плотные (расплав металлических компонентов) поднимаются вверх и образуют слой 7 (Фиг. 2) с более высокой теплопроводностью, чем у оксидных составляющих расплава. Этот слой поглощает тепло, выделяемое в нижней, оксидной, части бассейна расплава, и отводит его к боковым стенкам корпуса реактора. Происходит эффект «фокусировки» (или «тепловой линзы»), при котором тепловой поток, действующий на внутреннюю стенку корпуса, приводит к нагреву стенки корпуса и его оплавлению в зоне верхнего металлического слоя 7.

В случае если плотность теплового потока на стенку корпуса реактора превысит значение КТП на внешней охлаждаемой стенке корпуса реактора, возможно сквозное проплавление стенки корпуса и его разрушение. Именно на снижение плотности теплового потока (максимальных значений тепловой нагрузки), действующего на внутреннюю стенку корпуса реактора со стороны верхнего металлического («стального») слоя 7 расплава, и направлено предлагаемое техническое решение.

После расплавления матрицы 5 и вследствие того, что элементы-наполнители 4 имеют значения плотности выше плотности оксидных компонентов расплава 6, происходит перемещение элементов 4 в нижнюю часть ванны расплава под действием силы тяжести. В силу того, что элементы 4 имеют более высокую плотность по сравнению с плотностями оксидных компонентов расплава, они образуют дополнительный слой 8 под оксидным тепловыделяющим слоем 6 расплава. При этом слой 8 может иметь гомогенную структуру (если материал из которого изготовлены элементы 4 плавится при имеющейся температуре оксидной фазы расплава 6), или может представлять собой гетерогенный слой - в случае использования более тугоплавких материалов для изготовления наполняющих элементов 4. В этих двух случаях нижний слой 8 ванны расплава будет представлять собой смесь расплава оксидов и нерасплавленных, или частично расплавленных, элементов 4, распределенных в расплаве оксидов.

Такой нижний сформированный слой 8 будет иметь более высокие осредненные значения теплопроводности и плотности по сравнению с аналогичными параметрами расплава оксидов 6, что приведет к тому, что часть суммарного остаточного тепла, имеющаяся в расплаве оксидов 6, будет распределяться между верхним слоем расплава 7 и нижним сформированным слоем 8, приводя к существенному (на десятки и более процентов) уменьшению максимальных значений плотности теплового потока, действующего на стенку корпуса реактора в области ее контакта с верхним металлическим расплавленным слоем 7.

Такая «тепловая разгрузка» в области верхнего металлического слоя 7 приведет к снижению эффекта «фокусировки» тепла на стенку корпуса реактора до тех значений, когда будет возможно обеспечить устойчивый отвод тепла на внешней поверхности стенки корпуса реактора за счет использования внешнего охлаждения корпуса и снизить температуру корпуса реактора до значений, позволяющих сохранить его целостность при ТА.

Таким образом, формирование при ТА под оксидным слоем 6 в ванне расплава материалов АЗ дополнительного нижнего слоя 8 гетерогенной или гомогенной структуры, имеющего более высокие значения теплопроводности и плотности по сравнению с аналогичными характеристиками оксидных компонентов расплава, приводит к существенному снижению интенсивности тепловой нагрузки, действующей со стороны верхнего металлического слоя расплава 7 на корпус реактора, уменьшению эффекта «фокусировки» теплового потока на стенку корпуса реактора и сохранению целостности корпуса реактора при ТА.

Результаты численного моделирования теплового состояния ванны расплава для случая двухслойной структуры расплава (Вариант №1 - без наличия нижнего металлического слоя 8) и в случае формирования дополнительного нижнего теплопроводного слоя 8 в ванне расплава при ТА (Вариант №2) показали, что формирование нижнего слоя 8, находящегося под оксидной фазой 6 ванны расплава и имеющего более высокие по сравнению с расплавом оксидов 6 (Фиг. 2) значения коэффициентов теплопроводности, приводит к существенному (свыше 50%) снижению тепловой нагрузки, действующей на корпус реактора в наиболее критической области - в зоне контакта стенки корпуса с верхним металлическим слоем 7 ванны расплава.

Ниже, в таблице, в качестве примера представлены значения плотности теплового потока, действующих в области контакта стенки корпуса с верхним металлическим слоем 7 расплава, полученные в результате численного моделирования для вышеуказанных вариантов №1 и №2.

1. Способ защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, отличающийся тем, что внутрь корпуса реактора помещают до образования ванны расплава элементы с коэффициентами теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава и с плотностями, большими плотностей оксидных компонентов расплава.

2. Устройство защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, отличающееся тем, что оно выполнено в виде чаши, установленной до образования ванны расплава внутри корпуса реактора в его нижней части и изготовленной из композиционного материала, состоящего из плавящейся матрицы с наполняющими ее элементами, имеющими коэффициенты теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава и плотности выше плотностей оксидных компонентов расплава.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным установкам, содержащим защитную оболочку и трубопровод сброса давления. Перед трубопроводом (10) сброса давления на стороне входа находится внутри защитной оболочки (4) устройство (24) обработки газового потока в виде каминообразного проточного канала (26) с нижним входным отверстием (30) и верхним входным и выходным отверстием (32).

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство защиты контура с рабочей средой от превышения давления включает входной патрубок, сообщенный с контуром рабочей среды с установленной в его торцевой части мембраной, и отводящий патрубок сброса среды.

Изобретение относится к подводным АЭС модульного исполнения. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок в виде кипящего ядерного реактора (30), связанного со средством (37) производства электрической энергии, соединенным электрическими кабелями (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.

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 АЭС подводного базирования. Модуль для производства электрической энергии содержит удлиненный цилиндрический контейнер (12), в который встроены блок производства электрической энергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, посредством электрических кабелей (6).

Изобретение относится к системам вентиляции первичной защитной оболочки атомного реактора. Мокрый фильтр использует наклонный коллектор, имеющий множество выходов, которые сообщаются через первый комплект фильтров с металлическими волокнами, погруженных в бассейн воды, находящейся внутри корпуса под давлением.

Изобретение относится к области управления и регулирования экологической безопасностью при авариях атомных реакторов на АЭС. Система состоит из блока контроля за аварийной ситуацией атомного реактора с датчиками температуры и давления и регулирующими клапанами; металлического кожуха безопасности, который обрамляет реактор, а своей верхней конусной частью соединяется через линию сброса и регулирующий клапан с насадочной колонной; насадочной колонны, заполненной керамическими кольцами Рашига; каскадного щелочного реактора; барабанных вакуум-фильтров.

Изобретение касается атомной электростанции (1). АЭС включает защитную оболочку (2), содержащую корпус (3) реактора под давлением, ступень (6, 6′) аэрозольной фильтрации, линию (8) сброса давления, посредством которой отфильтрованный в ступени (6, 6′) аэрозольной фильтрации объемный поток газа через проход в защитной оболочке (2) может выводиться в окружающую среду.

Изобретение относится к средствам противоаварийной защиты машинных залов тепловых и атомных электростанций. Установка для предотвращения горения и детонации водорода при работе турбогенератора с водородным охлаждением в составе оборудования электростанции содержит систему подачи воды с резервуарами, в качестве которых используются деаэраторы (1, 2) водяного контура электростанции, питающие трубопроводы (3, 4) с распределительными коллекторами (5, 6), на которых установлены распылители (9) парокапельных потоков.

Изобретение относится к средствам обеспечения безопасной работы теплообменных контуров ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство для выведения водорода из бескислородных газовых сред включает корпус 1, размещенную внутри него реакционную камеру 3, охватывающую распределительный трубопровод 2 и имеющую по меньшей мере одну перфорированную секцию 4, заполненную гранулами 5 из кислородсодержащего материала, трубопровод 7 подачи бескислородной газовой среды, содержащей водород, в реакционную камеру и трубопровод 8 подачи кислородсодержащей газовой среды в корпус для восстановления окислительных свойств кислородсодержащего материала, подсоединенные к входному патрубку 2, выходной трубопровод 9 для отвода обработанной газовой среды из реакционной камеры и систему переключения режимов работы, содержащую три запорных вентиля: первый 10 из которых установлен в трубопроводе 7 подачи водородсодержащей бескислородной газовой среды, второй 11 - в трубопроводе 8 подачи кислородсодержащей газовой среды и третий 12 - в выходном трубопроводе 9.

Изобретение относится к способу защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны. В заявленном известном способе защиты корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии от тепловой нагрузки расплава активной зоны, расположенного в нижней части корпуса реактора и имеющего стратифицированную структуру с верхним слоем металлического расплава и нижним тепловыделяющим оксидным слоем, помещают элементы с коэффициентами теплопроводности выше коэффициентов теплопроводности оксидных компонентов расплава, с плотностями, большими плотностей оксидных компонентов расплава, до образования ванны расплава, внутрь корпуса реактора. При этом предусмотрено обеспечение целостности стенки корпуса ядерного реактора и удержания высокотемпературных материалов расплавленной активной зоны внутри корпуса реактора. Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение интенсивности тепловой нагрузки на стенку корпуса реактора в области его контакта с верхним металлическим слоем расплава при формировании стратифицированной ванны расплава в нижней части корпуса реактора при аварии. 2 н. п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Наверх