Пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водо-водяного типу

Реферат: Пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водо-водяного типу, що містить бетонну шахту, корпус реактора, кільцевий проміжок між корпусом реактора і бетонною шахтою, охолоджувальні канали під дном корпусу реактора, причому дно та циліндрична поверхня корпусу реактора зовні покриті металоволокнистою капілярною структурою. UA 113974 U (54) ПАСИВНА СИСТЕМА УТРИМАННЯ РОЗПЛАВУ АКТИВНОЇ ЗОНИ В КОРПУСІ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПУ UA 113974 U UA 113974 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Пропонована корисна модель належить до ядерної енергетики і може бути використана при розробці пасивних систем утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора при важкій (позапроектній) аварії з руйнуванням активної зони. Відома система локалізації розплаву активної зони ядерного реактора містить збиральний контейнер під корпусом реактора, утворений зовнішньою стінкою, теплоізоляцією, проміжним збиральним тепловим колектором, що складається з гранул температуростійкого матеріалу, високотемпературну стінку. Відведення тепла здійснюється тепловими трубами, ділянки теплопідведення яких розміщено в проміжному збиральному тепловому колекторі, а ділянки тепловідведення - в баках з водою зовні герметичної оболонки. Ця система належить до пасивних систем [1]. Недоліком відомої системи є неможливість утримати розплав активної зони всередині корпусу реактора. Шахта реактора повинна бути сухою при витіканні розплаву активної зони ізза небезпеки потужного парового вибуху при взаємодії великих об'ємів води та розплаву, енергія якого за оцінками достатня для руйнування шахти реактора. Крім того, виведення тепла крізь герметичну оболонку тепловими трубами при їх кількості (10-30) тисяч штук для реактора 1000 МВт знижує надійність герметичної оболонки внаслідок її ослаблення відповідною кількістю отворів для встановлення теплових труб. Відомий спосіб інтенсифікації теплообміну для охолодження корпусу ядерного реактора, що включає нанесення мікропористого покриття на поверхню корпусу. Спосіб застосовується при 2 тепловому навантаженні, що перевищує критичну густину теплового потоку 1,2 МВт/м тобто 2 2 120 Вт/см при кипінні води у великому об'ємі при атмосферному тиску та становить 1,6 МВт/м 2 тобто 160 Вт/см . Недоліком цього технічного рішення є невизначеність параметрів мікропористого покриття та відсутність даних про його здатність ефективно функціонування при 2 густинах теплового потоку 1,6 МВт/м і більше [2]. Найближчою за технічною суттю до заявлюваної системи є пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водо-водяного типу, що містить бетонну шахту, корпус реактора, кільцевий проміжок між корпусом реактора і бетонною шахтою, охолоджувальні канали під дном корпусу реактора. Технічним результатом цього рішення є підвищення безпеки шляхом утримання розплаву в корпусі реактора, а у випадку руйнування корпусу реактора шляхом виключення потрапляння розплаву у великі маси води. Ця відома система також належить до систем безпеки пасивного типу [3]. Головним недоліком цієї відомої пасивної системи утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водо-водяного типу є обмежений час утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора. Можливість утримання розплаву в корпусі реактора визначається не перевищенням густини теплового потоку, що відводиться від зовнішньої поверхні корпусу реактора, її критичної величини, а визначальним процесом є криза пухиркового кипіння. В основу корисної моделі поставлено задачу удосконалення пасивної системи утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водо-водяного типу шляхом покриття дна корпусу та його циліндричної поверхні зовні металоволокнистою капілярною структурою, що забезпечить ефективність тепловідведення, і, відповідно, тривале утримання розплаву активної зони в корпусі реактора, навіть в умовах знеструмлення атомної станції. Поставлена задача вирішується тим, що пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водо-водяного типу містить бетонну шахту, корпус реактора, кільцевий проміжок між корпусом реактора і бетонною шахтою, охолоджувальні канали під дном корпусу реактора. Новим є те, що дно та циліндрична поверхня корпусу реактора зовні покриті металоволокнистою капілярною структурою. Крім того, пористість металоволокнистої капілярної структури складає (40-80) %, а її товщина складає (0,2-1) мм. Дно та циліндрична поверхня корпусу реактора покриті металоволокнистою капілярною структурою, причому пористість металоволокнистої капілярної структури складає (40-80) %, а її товщина складає (0,2-1) мм, що забезпечить ефективність тепловідведення, і, відповідно, тривале утримання розплаву активної зони в корпусі реактора, навіть в умовах знеструмлення атомної станції, за рахунок наявності високоефективного металоволокнистого пористого покриття з відкритою пористістю (тобто в такій капілярній структурі відсутні закриті та тупикові пори) та з близьким до нормального тобто розподілу Гауса розподілом пор по розмірах 2 2 підвищить критичні густини теплового потоку до (2-2,2) МВт/м тобто (200-220) Вт/см , що перевищують розрахункові значення критичної густини теплового потоку для реакторів водоводяного типу та дозволить ефективно відводити теплові потоки в умовах природної циркуляції води від корпусу реактора при більш інтенсивному в порівнянні з гладкою поверхнею кипінні за рахунок наявності великої кількості центрів пароутворення, які виникають у порах. Наявність 1 UA 113974 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 близького до нормального розподілу пор по розмірах тобто розподілу Гауса дозволяє уникнути раптового осушення поверхні корпусу реактора та отримати плавне зниження тепловіддачі при досягненні максимальних значень коефіцієнтів тепловіддачі. У випадку перевищення критичних 2 2 густин теплового потоку значень (2-2,2) МВт/м тобто (200-220) Вт/см подальше утримання розплаву активної зони здійснюється в "сухій пастці". Технічна суть пасивної системи утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водо-водяного типу пояснюється кресленням, де: на кресленні зображено повздовжній розріз бетонної шахти реактора зі встановленим в ній корпусом реактора. Пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водоводяного типу включає в себе бетонну шахту 1, в якій виконано люк-лаз 2 та встановлено циліндричну теплоізоляцію 3. Корпус 4 ядерного реактора встановлено в бетонній шахті 1 з утворенням кільцевого проміжку 5. Під дном корпусу 4 реактора розміщена теплоізоляція 6 дна корпусу з міцного термостійкого матеріалу, наприклад, діоксидицирконієвого бетону гідратаційного тверднення з вищою вогнетривкістю, в якій виконано центральний підвідний канал 7. Між теплоізоляцією 6 дна корпусу і дном корпусу 4 виконано охолоджувальні канали 8, які продовжені підйомними каналами 9, що виходять у верхню частину бетонної шахти 1 вище рівня її заливання водою. До центрального підвідного каналу 7 підведені бокові підвідні канали 10. Під дном корпуса 4 в бетонній шахті 1 встановлено збиральний контейнер 11 "сухої пастки" 12, закритий зверху кришкою 13 з легкоплавкого матеріалу, наприклад алюмінію. Дно 14 та бокові стінки 15 "сухої пастки" 12 мають багатошарову будову та містять теплоізоляцію високої вогнетривкості, графітові блоки, гранули температуростійкого матеріалу. Тепловідведення від збирального контейнера 11 здійснюється тепловими трубами, ділянки теплопідведення 16 яких розміщені поблизу дна 14 та бокових стінок 15 всередині вогнетривких шарів, а їх ділянки конденсації 17 - зовні збирального контейнера 11. Дно корпусу 4 реактора зовні та циліндрична зовнішня поверхня корпусу 4 споряджені металоволокнистою капілярно-пористою структурою 18 та 19 відповідно. Пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водоводяного типу працює наступним чином. При важкій аварії відбувається плавлення активної зони ядерного реактора водо-водяного типу та переміщення розплаву на дно корпусу 4 реактора. При аварії спрацьовують системи аварійного заливання активної зони і вода заповнює бетонну шахту 1. Утворюється замкнутий контур циркуляції в бетонній шахті 1: люк-лаз 2 (опускний канал) - бокові підвідні канали 10 центральний підвідний канал 7 - охолоджувальні канали 8 - підйомні канали 9. По цьому контуру циркуляції вода та пароводяна суміш циркулює та відводить тепло від розплаву активної зони через зовнішню поверхню дна реактора. Крім того, після заповнення бетонної шахти реактора водою утворюється паралельний контур циркуляції: кільцевий проміжок 5 (підйомна ділянка) - люк-лаз 2 (опускна ділянка) бетонна шахта 1 - відчинені люки в циліндричній тепловій ізоляції 3. По цьому контуру циркуляції здійснюється відведення тепла від розплаву активної зони крізь циліндричну зовнішню поверхню корпусу 4 реактора. Ефективне тепловідведення від зовнішньої поверхні дна та циліндричної зовнішньої поверхні корпусу ядерного реактора здійснюється за рахунок пористого покриття у вигляді металоволокнистої капілярної структури, яке забезпечує 2 2 підвищення критичного теплового потоку від рівня близько 1,2 МВт/м тобто 120 Вт/см до (22 2 2,2) МВт/м тобто (200-220) Вт/см , тоді як розрахункові величини критичної густини теплового 2 2 потоку складають 1,6 МВт/м тобто 160 Вт/см і більше для реакторів водо-водяного типу. У випадку перевищення густини теплового потоку на корпусі реактора величини (2-2,2) 2 2 МВт/м тобто (200-220) Вт/см та проплавленні дна реактора розплавом активної зони струмінь розплаву потрапляє на кришку 13 з легкоплавкого матеріалу, наприклад алюмінію, проплавляє її та заповнює збиральний контейнер 11 "сухої пастки" 12. При цьому невеликі кількості води можуть потрапити в "суху пастку" 12 та спричинити парові вибухи невеликої потужності, які не є небезпечними. Розплав активної зони взаємодіє з матеріалами шарів збирального контейнера 11, що містять теплоізоляцію високої вогнетривкості, графітові блоки, гранули температуростійкого матеріалу та поступово охолоджується в "сухій пастці" 12 за допомогою теплових труб, ділянки теплопідведення 16 яких розміщені всередині вогнетривких шарів в збиральному контейнері 11, а ділянки тепловідведення 17-у воді зовні збирального контейнера 11. В результаті буде формуватися монолітний шар з тугоплавкого окису урану UO2 по бокам та на дні "сухої пастки" 12. Джерела інформації: 2 UA 113974 U 5 10 15 1. Патент США № 4240875 "Nuclear energy plant with collecting container for melting core masses", МПК G21C 9/016, 15/18, 9/00, опубл. 10.01. 1978. 2. Локтионов В.Д., Пажетнов В.В., Яньков Г.Г. Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса ВВЭР при тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок /В.Д.Локтионов, В.В.Пажетнов, Г.Г.Яньков //Восьмая междунар. научно-техн. конф. "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, Россия, 28-31 мая, 2013 г., 20 с. 3. Патент РФ 2063071 "Система аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора при ее разрушении", МПК G21C 15/18, 9/016, опубл. 27.06.1996. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 1. Пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водоводяного типу, що містить бетонну шахту, корпус реактора, кільцевий проміжок між корпусом реактора і бетонною шахтою, охолоджувальні канали під дном корпусу реактора, яка відрізняється тим, що дно та циліндрична поверхня корпусу реактора зовні покриті металоволокнистою капілярною структурою. 2. Пасивна система утримання розплаву активної зони в корпусі ядерного реактора водоводяного типу за п. 1, яка відрізняється тим, що пористість металоволокнистої капілярної структури складає (40-80) %, а її товщина складає (0,2-1) мм. Комп’ютерна верстка Л. Литвиненко 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 3