Пасивна система аварійного ремонтного розхолоджування реактора

Пасивна система аварійного ремонтного розхолоджування реактора в умовах повного трива 3 ної з порушенням нормальної роботи першого контуру, залишкові тепловиділення активної зони поглинаються басейном протягом декількох годин, перш ніж вода в ньому закипить. Прототип має низку істотних недоліків. Один з них полягає в тому, що як теплообмінник аварійного розхолоджування використовується колекторний теплообмінний апарат. В умовах аварійного розхолоджування реактора відбувається різкий накид теплового навантаження на теплообмінник, що відводить залишкові тепловиділення активної зони кінцевому поглиначу. Через це може виявитися протікання колекторного теплообмінника. У цьому випадку радіоактивний теплоносій першого контуру, потрапляючи в басейн, призведе до погіршення радіаційного стану в гермозоні реакторного відділення та істотно ускладнить протікання аварії. Наступним недоліком прототипу є його непрацездатність у режимі ремонтного розхолоджування. Розкритий головний роз'єм реактора накладає певні обмеження на організацію природної циркуляції теплоносія першого контуру. Така циркуляція можлива лише за умови розташування теплообмінника розхолоджування не вище рівня головного роз'єму реактора, інакше контур природної циркуляції буде розімкнутий. Тому компонування басейну витримки відпрацьованого ядерного палива енергоблоку АР-600 над реактором не дозволяє використати цей обсяг води для ремонтного розхолоджування з вскритим головним роз'ємом реактора. Завданням винаходу є розробка надійної пасивної системи відведення залишкових тепловиділень для аварійного ремонтного розхолоджування активної зони з розкритим головним роз'ємом реактора в умовах повного тривалого, понад одну годину, знеструмлення електростанції й неможливості підключення резервних джерел електроенергії. Розв'язання поставленого завдання забезпечується організацією відведення залишкових тепловиділень завдяки природній циркуляції теплоносія першого контуру через теплообмінник аварійного ремонтного розхолоджування на основі теплових труб. Як кінцевий поглинач використовується вода приреакторного басейну витримки. Теплові труби є додатковим замкнутим контуром теплоперенесення між радіоактивним першим контуром і кінцевим поглиначем, що підвищує радіаційну безпеку в умовах аварійного ремонтного розхолоджування. Сутність винаходу пояснюється кресленням. На Фіг. зображений загальний вигляд заявленого пристрою, де 1 - реактор; 2 - напірний трубопровід петлі аварійного ремонтного розхолоджування; 3 - зворотний трубопровід петлі аварійного ремонтного розхолоджування; 4 - теплообмінник аварійного ремонтного розхолоджування; 5 - збірка теплових труб; 6 - випарні ділянки теплових труб; 7 - корпус теплообмінника аварійного ремонтного розхолоджування з боку першого контуру; 8 - ділянки конденсації теплових труб; 83015 4 9 - приреакторний басейн витримки; 10 - трубна гартка; 11 - кутова вигородка басейну витримки; 12 - запірні клапани з пневмоприводом; 13 - запірні клапани з електромагнітним приводом; 14 - головний роз'єм реактора; 15 - активна зона; 16 - головний циркуляційний насос; 17 - парогенератор; 18 - рівень теплоносія в реакторі; 19 - «гарячий» патрубок реактора; 20 - «холодний» патрубок реактора. Пасивна система аварійного ремонтного розхолоджування реактора 1 містить петлю з природною циркуляцією теплоносія першого контуру, формовану з напірного трубопроводу 2, зворотного трубопроводу 3 і теплообмінника аварійного ремонтного розхолоджування 4. Теплопередавальна поверхня теплообмінника аварійного ремонтного розхолоджування утворена збіркою теплових труб 5. Теплоносій першого контуру віддає теплоту випарним ділянкам 6 теплових труб, розташованих у герметичному корпусі 7 теплообмінника. Зона відведення теплоти від теплообмінника розхолоджування сформована з ділянок конденсації 8 теплових труб, зовнішнього корпусу не має, введена до об'єму приреакторного басейну витримки 9 і обмивається його водою. Трубна гартка 10 теплообмінника розхолоджування розташована горизонтально й прикріплена до кутової вигородки 11 басейну витримки. Запірна арматура, що відтинає теплообмінник розхолоджування від реактора, установлена на напірному та зворотному трубопроводах петлі аварійного ремонтного розхолоджування. Клапани 12, що мають пневмопривод, відтинають теплообмінник від реактора в період його експлуатації на потужності. Клапани 13, що мають електромагнітний привод, підключають теплообмінник до реактора при аварійному знеструмленні під час ремонту. Пасивна система аварійного ремонтного розхолоджування працює таким чином. Перед початком розущільнення головного роз'єму 14 реактора та демонтажем верхнього блоку, що на кресленні не показаний, відкривається запірна арматура з пневмоприводом 12, після чого система аварійного ремонтного розхолоджування перебуває у стані «очікування». Рівень теплоносія першого контуру 18 у реакторі знаходиться між головним роз'ємом реактора 14 і рівнем «гарячих» патрубків 19. Принцип пасивності введення в дію системи забезпечується знеструмленням соленоїдів, які втримують арматуру 13 у закритому положенні, що дозволяє автоматично підключити систему ремонтного розхолоджування до реакторної установки в аварійній ситуації при втраті електроживлення власних потреб. За рахунок природної циркуляції теплоносія першого контуру трактом реактор-теплообмінник розхолоджування-реактор, теплота, що виділяється в активній зоні 15, передається випарним ділянкам 6 теплових труб. У теплових трубах процес теплоперенесення здійснюється за рахунок пере 5 дачі прихованої теплоти паротворення проміжного теплоносія. Від конденсаційних ділянок 8 теплових труб теплота завдяки конвекції передається воді приреакторного басейну витримки 9. У міру поглинання басейном залишкових тепловиділень реактора температура води в басейні буде зростати, а потім вода почне випаровуватися. З урахуванням наявного запасу води, в персоналу з'являється кілька діб, щоб відновити електроживлення власних потреб, компенсувати втрату води в басейні й забезпечити працездатність активних систем розхолоджування реактора [Свириденко И.И., Подопригора А.В. Аварийное ремонтное расхолаживание реакторной установки с использованием бассейна выдержки ОЯТ и теплообменного оборудования на основе тепловых труб // Вестник НТУ «ХПИ». - 2003. - №14. - С. 85-94.]. Система, що заявляється, порівняно з прототипом відрізняється тим, що має низку переваг. Основна перевага пропонованої системи - можливість забезпечувати надійне відведення залишкових тепловиділень в умовах аварії з повним тривалим знеструмленням у період розбирання реакторної установки. Найнебезпечнішим етапом, протягом якого може відбутися знеструмлення - це етап розкриття головного роз'єму реактора й демонтаж верхнього блоку. На цьому етапі все паливо перебуває в активній зоні й необхідно забезпечувати відведення залишкових тепловиділень, рівень яких, наприклад, для реактора ВВЕРЮОО/В-320, може становити 7...8МВт. При розкритих до цього моменту колекторах парогенератора 16, зупиненому головному циркуляційному насосі 17 і знеструмлених насосах системи аварійного розхолоджування реакторної установки аварійне відведення залишкових тепловиділень можна забезпечити тільки за рахунок природної циркуляції теплоносія. Пропоноване розташування зони підведення теплоти до теплообмінника ремонтного розхолоджування на рівні між «гарячими» 19 і «холодними» 20 патрубками реактора забезпечує необхідні умови для формування природної циркуляції теплоносія через петлю аварійного ремонтного розхолоджування. Після розкриття головного роз'єму реактора й демонтажу верхнього блоку рівень теплоносія в реакторній установці знаходиться в районі головного роз'єму реактора, що дозволяє у випадку аварійного знеструмлення організувати його природну циркуляцію через теплообмінник ремонтного розхолоджування. Персоналу в цих умовах залишається забезпечувати контроль і підтримування рівня 18 теплоносія першого контуру, не нижче рівня «гарячих» патрубків 19 реактора для недопущення розмикання тракту природної циркуляції. Цей рівень підтримується запасом роз 83015 6 чину борної кислоти з гідроємностей системи аварійного охолодження активної зони, які на кресленні не показані. Наступною перевагою системи, що заявляється є підвищена радіаційна безпека при аварійному ремонтному розхолоджуванні. Розташування зони підведення теплоти до теплових труб за межами об'єму басейну дозволяє не вводити трубопровід петлі ремонтного розхолоджування з радіоактивним теплоносієм першого контуру безпосередньо в простір басейну, обмежуючи можливе поширення радіоактивного забруднення в басейн при розгерметизації теплообмінника з боку першого контуру, забезпечуючи тим самим радіаційну безпеку в аварійній ситуації. Крім того, система, що заявляється має підвищену ефективність завдяки тому, що петля аварійного ремонтного розхолоджування, що складається з прямих ділянок трубопроводів має мінімальний гідравлічний опір, а теплообмінник на теплових трубах - мінімальний термічний опір. Технічне рішення, пов'язане з розташуванням зони підведення теплоти до теплообмінника з тепловими трубами на рівні між «гарячими» і «холодними» патрубками реактора, що забезпечує природну циркуляцію теплоносія першого контуру через теплообмінник ремонтного розхолоджування, є істотним, тому, що заявлене рішення, забезпечує появу нових, відмінних від прототипу властивостей: високої надійності відведення залишкових тепловиділень, а також підвищеної безпеки, у тому числі й радіаційної. Наявний запас води у відсіках приреакторного басейну витримки забезпечує ефективне аварійне тепловідведення при ремонтному розхолоджуванні. Таким чином, пропоноване рішення має істотні відмінності, а підвищення безпеки, надійності й ефективності відведення залишкових тепловиділень реактора в умовах аварійного ремонтного розхолоджування дозволяє досягти позитивного ефекту. Техніко-економічна ефективність пропонованого винаходу полягає у можливості істотного підвищення показників надійності та ефективності систем безпеки реактора, а також надійності й безпеки атомної електростанції в цілому, за рахунок використання теплообмінників на основі теплових труб для пасивних систем аварійного ремонтного розхолоджування. З урахуванням наявного запасу води (кінцевого поглинача) у басейні витримки в персоналу станції під час аварії з'являється додатковий час для відновлення електроживлення власних потреб, компенсації втрати води, що випарувалася з басейну, і забезпечення працездатності активних систем розхолоджування. 7 Комп’ютерна верстка В. Клюкін 83015 8 Підписне Тираж 26 прим. Міністерство освіти і науки України Державний департамент інтелектуальної власності, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601