Пасивна система охолодженя пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу

Завантажити PDF файл.

Формула / Реферат

Пасивна система охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу, що містить в шахті реактора охолоджуваний зовні та заповнений всередині тугоплавкими елементами металевий страхувальний двошаровий корпус з легкоплавким матеріалом в проміжку між шарами, причому між тугоплавкими елементами і внутрішньою поверхнею металевого страхувального двошарового корпусу встановлено захисні екрани з тугоплавких елементів та два теплоізоляційні шари у вигляді обмурування з кераміки, бетону і графіту, перший з яких розміщено між металевим страхувальним двошаровим корпусом і захисними екранами, а другий - між захисними екранами і тугоплавкими елементами, яка відрізняється тим, що зовні металевий страхувальний двошаровий корпус споряджено з утворенням з ним теплового контакту ділянками випаровування теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу, ділянки транспорту яких виведено крізь бетон шахти реактора, а ділянки конденсації встановлено в кінцевому поглиначі теплоти.

Текст

Реферат: Пасивна система охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу містить в шахті реактора охолоджуваний зовні та заповнений всередині тугоплавкими елементами металевий страхувальний двошаровий корпус з легкоплавким матеріалом в проміжку між шарами. При цьому між тугоплавкими елементами і внутрішньою поверхнею металевого страхувального двошарового корпусу встановлено захисні екрани з тугоплавких елементів та два теплоізоляційні шари у вигляді обмурування з кераміки, бетону і графіту, перший з яких розміщено між металевим страхувальним двошаровим корпусом і захисними екранами, а другий - між захисними екранами і тугоплавкими елементами. Зовні металевий страхувальний двошаровий корпус споряджено з утворенням з ним теплового контакту ділянками випаровування теплопередавальних елементів випаровувальноконденсаційного типу, ділянки транспорту яких виведено крізь бетон шахти реактора, а ділянки конденсації встановлено в кінцевому поглиначі теплоти. UA 112627 U (54) ПАСИВНА СИСТЕМА ОХОЛОДЖЕНЯ ПРИСТРОЮ ЛОКАЛІЗАЦІЇ РОЗПЛАВУ АКТИВНОЇ ЗОНИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПУ UA 112627 U UA 112627 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Корисна модель належить до ядерної енергетики і може бути використана при розробці пасивних систем захисту герметичної захисної оболонки (контейнменту) ядерного реактора. Відома система захисту захисної оболонки реакторної установки водо-водяного типу, що містить в шахті реактора охолоджуваний зовні та заповнений всередині тугоплавкими елементами металевий страхувальний корпус. Забезпечення утримання та охолодження розплаву активної зони (коріуму) в металевому страхувальному корпусі після руйнування корпусу реактора здійснюється за рахунок природної водяної, пароводяної або парогазової циркуляції охолоджуючого теплоносія (води) в шахті реактора навколо зовнішньої поверхні металевого страхувального корпусу. Надлишки теплоносія та пара і парогазова суміш видаляються крізь канали пристрою відведення теплоносія з шахти реактора. Ця система є пасивною [1]. До недоліків відомої системи належить невисока ефективність тепловідведення та велика вірогідність осушення ділянки тепловідведення на зовнішній поверхні металевого страхувального корпусу в місці, що відповідає розміщенню шару розплавленої сталі всередині цього корпусу внаслідок дії на цій ділянці великих теплових потоків. На цій ділянці може настати криза теплообміну, потім швидке зростання температури металевого страхувального корпусу і, як наслідок, є вірогідність руйнування металевого страхувального корпусу та виходу коріуму в шахту реактора, що може призвести в кінцевому підсумку до розгерметизації контейнменту. Крім того, низька надійність відомої системи пов'язана з тим, що у випадку руйнування металевого страхувального корпусу доступ теплоносія до каналів пристрою для відведення теплоносія з шахти реактора, які розміщені вище області поширення коріуму, може бути повністю перекритий і природна циркуляція теплоносія буде повністю блокована коріумом, що витікає та застигає, а тривале блокування циркуляції теплоносія може призвести до повного руйнування тугоплавких елементів та порушення процесу локалізації коріуму в підреакторному приміщенні шахти реактора. Найближчим аналогом є пасивна система охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу, що містить в шахті реактора охолоджуваний зовні та заповнений всередині тугоплавкими елементами металевий страхувальний двошаровий корпус з легкоплавким матеріалом в проміжку між шарами, причому між тугоплавкими елементами і внутрішньою поверхнею страхувального корпусу встановлено захисні екрани з тугоплавких елементів та два теплоізоляційні шари у вигляді обмурування з кераміки, бетону і графіту, перший з яких розміщено між металевим страхувальним двошаровим корпусом і захисними екранами, а другий - між захисними екранами і тугоплавкими елементами. Охолодження металевого страхувального двошарового корпусу здійснюється теплоносієм (водою), що самопливом надходить з ємностей контейнменту в кільцеву ємність між зовнішньою поверхнею металевого страхувального двошарового корпусу і стінкою шахти реактора, омиває дно і бокові сторони металевого страхувального двошарового корпусу, нагрівається і випаровується або кипить та відводиться крізь канали пристрою для виведення теплоносія з шахти реактора [2]. Ефективність тепловідведення від дна та суміжної ділянки металевого страхувального двошарового корпусу (внизу цього корпусу після інверсії або розшарування коріуму знаходиться розплавлена сталь) буде відносно невеликою внаслідок особливостей кипіння на орієнтованих вниз поверхнях тепловіддачі, коли пухирці газу при кипінні, що повинні спливати вверх при дії підіймальної сили, затримуються на перешкоджаючих цьому процесу елементах дна металевого страхувального двошарового корпусу, що може призвести до утворення локальних осушених ділянок, які, при підвищенні теплового навантаження, можуть зливатися та утворювати парову плівку з відповідним суттєвим погіршенням тепловіддачі. Крім того, час роботи цієї системи захисту контейнменту реакторної установки водо-водяного типу є відносно невеликий без поповнення запасу води. В такій системі захисту контейнменту охолодження металевого страхувального корпусу здійснюється водою протягом перших 24 годин після початку аварії в умовах повного знеструмлення [3]. Повне знеструмлення, як показує аналіз наслідків аварії на АЕС Фукусіма-1, може тривати значно більше 24 годин. В подальшому для надійного утримання розплаву потрібно забезпечити відновлення запасу води. Вірогідність часткового перекриття каналів входу та виходу теплоносія фрагментами зруйнованої активної зони та корпусу реактора негативно впливає на надійність функціонування цієї системи захисту контейнменту реакторної установки водо-водяного типу. В цій системі захисту контейнменту реакторної установки водо-водяного типу генерується пара, що відводиться в простір контейнменту, підвищує тиск та створює небезпеку розгерметизації останнього. В основу корисної моделі поставлено задачу удосконалення пасивної системи охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора шляхом спорядження 1 UA 112627 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 металевого страхувального двошарового корпусу герметичними теплопередавальними пристроями з пасивним принципом функціонування забезпечується ефективна робота, надійність та збереження цілісності корпусу та контейнменту в кінцевому підсумку, в тому числі в умовах повного тривалого знеструмлення атомної станції. Поставлена задача вирішується тим, що в пасивній системі охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу, що містить в шахті реактора охолоджуваний зовні та заповнений всередині тугоплавкими елементами металевий страхувальний двошаровий корпус з легкоплавким матеріалом в проміжку між шарами, причому між тугоплавкими елементами і внутрішньою поверхнею металевого страхувального двошарового корпусу встановлено захисні екрани з тугоплавких елементів та два теплоізоляційні шари у вигляді обмурування з кераміки, бетону і графіту, перший з яких розміщено між металевим страхувальним двошаровим корпусом і захисними екранами, а другий - між захисними екранами і тугоплавкими елементами, згідно з корисною моделлю, зовні металевий страхувальний двошаровий корпус споряджено з утворенням з ним теплового контакту ділянками випаровування теплопередавальних елементів випаровувальноконденсаційного типу, ділянки транспорту яких виведено крізь бетон шахти реактора, а ділянки конденсації встановлено в кінцевому поглиначі теплоти. Спорядження зовні металевого страхувального двошарового корпусу з утворенням з ним теплового контакту ділянками випаровування теплопередавальних елементів випаровувальноконденсаційного типу, ділянки транспорту яких виведено крізь бетон шахти реактора, а ділянки конденсації встановлено в кінцевому поглиначі теплоти дозволяє забезпечити ефективну роботу, надійність та збереження цілісності цього корпусу та в кінцевому підсумку контейнменту за рахунок здатності випаровувально-конденсаційних систем відводити великі теплові потоки, при цьому підтримуючи рівномірне температурне поле на охолоджуваній поверхні металевого страхувального двошарового корпусу та попереджаючи утворення термічних напружень в корпусі, що забезпечує його цілісність та утримання в ньому розплаву активної зони аж до його кристалізації. Будова металевого страхувального двошарового корпусу за рахунок наявності проміжних захисних екранів, двох теплоізоляційних шарів між страхувальним корпусом і захисними екранами та між захисними екранами і тугоплавкими елементами, а також легкоплавкого матеріалу в проміжку між двома шарами металевого страхувального двошарового корпусу знижує питомітеплові потоки до помірних величин на ділянках випаровування теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу. Тому теплопередавальні елементи випаровувально-конденсаційного типу працюють надійно з наступними перевагами, а саме: з високою еквівалентною теплопровідністю, що на порядки переважає теплопровідність кращих металевих матеріалів, та з високою інтенсивністю теплообміну на їх випаровувальних та конденсаційних ділянках. Надійність роботи пасивної системи охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водоводяного в цілому забезпечується за рахунок надійності роботи кожного з автономних теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу. Наявність двох бар'єрів в кожному теплопередавальному елементі цього типу (стінки корпусу на ділянках випаровування та конденсації) попереджує потрапляння радіоактивних речовин в довкілля навіть у випадку його розгерметизації. Надійне функціонування пасивної системи охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу забезпечить збереження цілісності металевого страхувального двошарового корпусу, що, в кінцевому підсумку, дозволить зберегти цілісність контейнменту ядерного реактора водо-водяного типу та попередити потрапляння радіоактивних речовин в довкілля. Технічна суть пасивної системи охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу пояснюється кресленням, де: зображено 1 - контейнмент; 2 - корпус ядерного реактора; 3 - бетонна шахта реактора; 4 металевий страхувальний двошаровий корпус, що складається з двох металевих шарів внутрішнього 5 та зовнішнього 6 з проміжком 7 між ними, заповненим легкоплавким матеріалом 8 з температурою плавлення вище температури кипіння води (наприклад, свинцево-вісмутовою евтектикою); 9 - тугоплавкі елементи; 10 - захисні екрани з тугоплавких елементів; 11, 12 теплоізоляційні шари з кераміки, бетону і графіту; 13 - кільцева ємність; 14 - захисна ферма; 15 внутрішній тепловий та радіаційний захист ферми; 16 - зовнішня теплова ізоляція ферми; 17 бетонна консоль; 18 - пристрій зрошування коріуму; 19 - пристрій для захисту від переповнення теплоносієм кільцевої ємності 13; 20 - пристрій захисту від переповнення теплоносієм металевого двошарового страхувального корпусу 4; 21 - пристрій для виведення теплоносія з шахти реактора; 22 - теплопередавальні елементи випаровувально-конденсаційного типу; 23, 2 UA 112627 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 24, 25 - ділянки випаровування, транспорту та конденсації теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу відповідно; 26 - ємність; 27 - теплоносій; 28 - паровий об'єм; 29 - паропровід. Пасивна система охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу працює наступним чином. Теплопередавальні елементи випаровувально-конденсаційного типу 22 встановлюють так, що їх ділянки випаровування 23 утворюють тепловий контакт із зовнішньою поверхнею зовнішнього шару 6 металевого страхувального двошарового корпусу 4, ділянки транспорту 24 виводять крізь бетон шахти 3 ядерного реактора до кінцевого поглинача теплоти, за який може використовуватися, наприклад, ємність 26 з теплоносієм 27 (вода), в якій встановлюють ділянки конденсації 25 елементів 22. Ємність 26 розміщують в контейнменті 1. Паропровід 29 виводять в довкілля. При аварії з розплавленням активної зони плавляться паливні збірки, внутрішньокорпусні конструкції, проплавляється дно або бокова поверхня корпусу реактора 2 і розплав витікає в підреакторне приміщення бетонної шахти 3. Можливий також такий варіант розвитку цієї важкої (позапроектної) аварії, коли відривається дно корпусу реактора 2 та осідає на бетонній консолі 17 з наступним проплавленням дна корпусу реактора 2 та витіканням коріуму в підреакторне приміщення бетонної шахти 3. У випадку наявності води в бетонній шахті 3, яка може потрапити в неї при протіканнях першого контуру внаслідок нещільності бетонної шахти 3 на ділянці розташування герметичної захисної ферми 14, що на неї встановлено корпус 2 реактора, є висока вірогідність парових вибухів з можливим руйнуванням бетонної шахти 3, а навіть і контейнменту 1. Ця надзвичайно важлива вимога з відсутності води в шахті реактора 3 забезпечується, по-перше, не використанням протічної води у кільцевій ємності 13 як теплоносія для охолодження зовнішньої поверхні металевого страхувального двошарового корпусу 4, по-друге наявністю пристрою 19 для захисту від переповнення теплоносієм кільцевої ємності 13 та пристрою 20 захисту від переповнення теплоносієм металевого страхувального двошарового корпусу 4. Пристрої 19 та 20 забезпечують відведення теплоносія при його подачі з пристрою зрошування коріуму 18 або при неконтрольованому надходженні теплоносія до рівня, вище рівня розміщення верхньої площини тугоплавких елементів 9, а пристрій 21 виведення пари та пароводяної суміші при неконтрольованому надходженні теплоносія в кільцеву ємність 13. В залежності від варіанта розвитку аварії тугоплавкі елементи 9 забезпечують: утримання дна корпусу реактора 2 над бетонною консоллю 17 при пластичному деформуванні дна або при відриванні дна від циліндричної частини корпусу реактора 2 в процесі розігрівання дна коріумом; захист металевого страхувального двошарового корпусу 4 від падіння дна корпусу реактора 2 і від його пошкодження; захист металевого страхувального двошарового корпусу від прямої дії струменів коріуму та механічних пошкоджень при падінні крупних нерозплавлених елементів внутрішньокорпусних пристроїв та фрагментів активної зони. Функцію утримання дна корпусу реактора 2 при руйнуванні або розплавленні тугоплавких елементів 9 коріумом продовжує виконувати бетонна консоль 17, внутрішній діаметр якої менший зовнішнього діаметра корпусу реактора 2. При тривалій дії коріуму на тугоплавкі елементи 9 відбувається їх поступове руйнування та розплавлення, після чого вони будуть деформуватися та осідати на металевий страхувальний двошаровий корпус 4. Термічну стійкість на початковому, найбільш небезпечному, періоді надходження коріуму в підреакторне приміщення бетонної шахти 3 надають металевому страхувальному двошаровому корпусу 4 захисні екрани 10 з тугоплавких елементів та теплоізоляційні шари 11, 12 з кераміки, бетону і графіту. При взаємодії коріуму з тугоплавкими елементами 9 відбувається зниження питомої ваги діоксиду урану, в результаті чого здійснюється інверсія паливомісткого шару і шару сталі, тобто паливомісткий шар піднімається над шаром сталі. Це необхідно для запобігання паровим вибухам, тому що у випадку подачі води через пристрій зрошування коріуму 18 на поверхню розплавлених тугоплавких оксидів парові вибухи не відбуваються, а утворювана пара відводиться з бетонної шахти 3 без її руйнування. При розшаруванні рідкого коріуму основний (більший) тепловий потік проходить крізь шар сталі до нижньої ділянки та дна металевого страхувального двошарового корпусу 4. Менший тепловий потік надходить зі сторони паливомісткого шару до верхньої частини металевого страхувального двошарового корпусу 4. Менша його величина в порівнянні з основним тепловим потоком обумовлена утворенням гарнісажу з тугоплавких окислів між поверхнею внутрішнього шару 5 металевого страхувального двошарового корпусу 4 і паливомістким шаром, який має високу температуру плавлення і низьку теплопровідність та випадає у вигляді твердої фази на поверхні шару 5 металевого страхувального двошарового корпусу 4. У випадку знаходження води, рівень якої підтримується пристроєм 20 захисту від 3 UA 112627 U 5 10 15 20 25 30 35 40 переповнення теплоносієм металевого страхувального двошарового корпусу 4, у частині простору, що займають тугоплавкі елементи 9, коріум спочатку зіштовхується з сухими тугоплавкими елементами 9, в результаті чого відбувається його гальмування і початкове розтікання. При подальшому заглибленні коріуму відбувається його контакт з водою з утворенням пари і початкове охолодження. Хоча цей варіант розвитку аварії дає більш сприятливі умови при початку роботи металевого страхувального двошарового корпусу 4, але наявність води створює небезпеку парових вибухів, особливо при неконтрольованому її надходженні в шахту реактора 3. Конвекція легкоплавкого матеріалу 8 в проміжку 7 значно збільшує поверхню інтенсивної теплопередачі зі сторони зовнішнього шару 6 металевого страхувального двошарового корпусу 4, одночасно знижуючи величину теплового потоку через зовнішній шар 6 у порівнянні з тепловим потоком, що проходить крізь внутрішній шар 5. Це створює сприятливі умови для безкризового функціонування теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу 22. Ділянки випаровування 23 теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу 22 нагріваються внаслідок теплопередачі теплопровідністю від нагрітої зовнішньої поверхні зовнішнього шару 6 металевого страхувального двошарового корпусу 4. Теплоносій всередині герметичних теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу 22 випаровується або кипить та переносить за рахунок прихованої теплоти пароутворення підведений тепловий потік крізь бетон шахти 3 ядерного реактора до їх ділянок конденсації 25. Ділянки конденсації 25 нагріваються та передають тепловий потік до теплоносія 27 в ємності 26, який прогрівається та випаровується або кипить і передає за рахунок прихованої теплоти пароутворення підведений тепловий потік до пари, яка надходить в паровий об'єм 28 та по паропроводу 29 відводиться з контейнменту 1 в довкілля. Ця пара не містить радіоактивних речовин і не спричинює радіоактивного зараження довкілля. Таким чином, протягом певного періоду часу, тривалість якого визначається об'ємом ємності 26 і який може задаватися в залежності від необхідної тривалості тепловідведення від металевого страхувального двошарового корпусу 4, здійснюється ефективне та надійне охолодження коріуму при збереженні цілісності контейнменту. За рахунок високої ізотермічності ділянок випаровування 23 забезпечується рівномірність температурного поля зовнішнього шару 6 металевого страхувального двошарового корпусу 4, а разом з тим і температурне поле внутрішнього шару цього корпусу 4 буде вирівнюватися при контактування з легкоплавким матеріалом 8, який сприймає температурний стан зовнішнього шару 6. Це дозволяє уникнути значних термічних напружень в матеріалі металевого страхувального двошарового корпусу 4, що сприяє збереженню його цілісності, та, відповідно, утриманню коріуму в межах шахти 3 реактора та уникненню виходу радіоактивних речовин в довкілля. Пасивна система охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу є повністю пасивною та не потребує наявності систем управління її роботою, джерел живлення, втручання персоналу, а функціонувати починає при підвищенні температури на її ділянках випаровування. Джерела інформації: 1. Патент РФ 2122246, МПК G21C 9/016, 13/10, опубл. 20.11.1998. 2. Патент РФ 2165108, МПК G21C 9/016, 13/10, опубл. 27.09.1999. 3. Калванд Али, Казачков И.В. Проблема охлаждения расплава кориума в контейнменте в пассивных системах защиты от тяжелых аварий. Часть 1 // Ядерна та радіаційна безпека. 2009. - № 1. - С. 34-41, рис. 4. 45 ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 50 55 Пасивна система охолодження пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу, що містить в шахті реактора охолоджуваний зовні та заповнений всередині тугоплавкими елементами металевий страхувальний двошаровий корпус з легкоплавким матеріалом в проміжку між шарами, причому між тугоплавкими елементами і внутрішньою поверхнею металевого страхувального двошарового корпусу встановлено захисні екрани з тугоплавких елементів та два теплоізоляційні шари у вигляді обмурування з кераміки, бетону і графіту, перший з яких розміщено між металевим страхувальним двошаровим корпусом і захисними екранами, а другий - між захисними екранами і тугоплавкими елементами, яка відрізняється тим, що зовні металевий страхувальний двошаровий корпус споряджено з утворенням з ним теплового контакту ділянками випаровування теплопередавальних елементів випаровувально-конденсаційного типу, ділянки транспорту яких виведено крізь бетон шахти реактора, а ділянки конденсації встановлено в кінцевому поглиначі теплоти. 4 UA 112627 U Комп’ютерна верстка В. Мацело Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Василя Липківського, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 5

Дивитися

Додаткова інформація

МПК / Мітки

МПК: G21C 13/00, G21C 9/016

Мітки: охолодженя, система, типу, зони, пасивна, реактора, активної, розплаву, пристрою, ядерного, локалізації, водо-водяного

Код посилання

<a href="http://uapatents.com/7-112627-pasivna-sistema-okholodzhenya-pristroyu-lokalizaci-rozplavu-aktivno-zoni-yadernogo-reaktora-vodo-vodyanogo-tipu.html" target="_blank" rel="follow" title="База патентів України">Пасивна система охолодженя пристрою локалізації розплаву активної зони ядерного реактора водо-водяного типу</a>

Подібні патенти