Спосіб пасивного відведення тепла від захисної оболонки атомної електростанції

Реферат: Спосіб пасивного відведення тепла від захисної оболонки атомної електростанції, за яким здійснюється зовнішнє підведення теплоти від атмосфери захисної оболонки до зовнішньої поверхні випарника і перенесення прихованої теплоти пароутворення проміжного теплоносія до кінцевого поглинача, причому тепловідведення із захисної оболонки забезпечується як у режимі нормальної експлуатації, так і при проектних і запроектних аваріях без втручання оперативного персоналу. UA 88845 U (12) UA 88845 U UA 88845 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Корисна модель належить до галузі енергетики, а саме до підвищення безпеки експлуатації атомних електростанцій, і може бути використана при відведенні тепла і зниженні параметрів середовища в підкупольному просторі захисної оболонки як при нормальній роботі електростанції, так і при проектних і запроектних аваріях, що проходять з виділенням великої кількості тепла. Відомий спосіб зниження і підтримки тиску в захисній оболонці (ЗО) реакторного відділення під час аварії з течею за допомогою спринклерної системи з примусовою подачею охолоджувального розчину електроприводним насосом [1]. Цей спосіб забезпечує підтримку тиску в ЗО нижче за розрахункове значення, що для ЗО реакторного відділення атомної електростанції (АЕС) з водо-водяним енергетичним реактором (ВВЕР) не має перевищувати 0,5 МПа. Недоліком цього способу є залежність працездатності системи від наявності джерел електроенергії. Відомий також спосіб охолодження води в приреакторному басейні витримки відпрацьованого ядерного палива автономною пасивною системою на основі кільцевого двофазного термосифону. Його особливістю є можливість ефективного і надійного відведення теплоти від басейна витримки, розташованого в ЗО АЕС, в умовах втрати джерел електроенергії [2]. На жаль, на експлуатованих сьогодні АЕС України з ВВЕР технічні засоби для запобігання пошкодженню ЗО в умовах аварій з повним тривалим знеструмленням не передбачені. В еволюційних проектах реакторної установки (РУ) з ВВЕР, а також у нових проектах зарубіжних АЕС, передбачені пасивні системи зниження параметрів середовища під ЗО при проектних і запроектних аваріях, але всі ці системи мають ряд недоліків. Тому актуальним є завдання створення способу пасивного відведення тепла (СПВТ) від ЗО і впровадження його на діючих енергоблоках АЕС, а також у проектах перспективних РУ з ВВЕР. При можливій, але малоймовірній аварії, що супроводжується миттєвим розривом повного перерізу головного циркуляційного трубопроводу (ГЦТ) з подальшою втратою всіх джерел електроживлення, включаючи резервні дизель-генератори (ДГ), потрібне швидке зниження параметрів середовища усередині захисної оболонки і при цьому пасивне. Найбільш близьким до корисної моделі, що заявляється, є спосіб пасивного відведення тепла від контейнменту ядерного реактора [3], в якому використовують встановлену на куполі захисної оболонки ємність з водою і теплообмінники, один з яких установлений всередині захисної оболонки, а другий - зовні, з'єднані між собою підвідним і відвідним трубопроводами. Даний спосіб має ряд недоліків, а саме: обмежений час роботи системи; можливість виходу радіоактивних ізотопів у довкілля при відмовах системи; використання трубної поверхні теплообмінника; наявність додаткових гермопроходок у захисній оболонці реакторної установки; імовірність замерзання рідини при негативній температурі довколишнього повітря. У цілому вказані недоліки знижують ефективність використання даного способу. Суть корисної моделі полягає у використанні випарно-конденсаційних теплообмінників пластинчастого типу - на основі кільцевих двофазних термосифонів (ДТС), що дозволяє навіть при малих температурних напорах ефективно і безпечно відводити теплоту із ЗО до кінцевого поглинача. Технічний результат досягається за рахунок зовнішнього підведення теплоти від атмосфери ЗО до зовнішньої поверхні випарника і перенесення прихованої теплоти пароутворення проміжного теплоносія до кінцевого поглинача. Ефективність способу полягає в тому, що відведення тепла із захисної оболонки здійснюється як у режимі нормальної експлуатації, так і при проектних і запроектних аваріях з тривалим знеструмленням енергоблока. Це дає можливість використовувати пропонований спосіб як систему нормальної експлуатації й одночасно - аварійної системи, системи важливої для безпеки АЕС. Для розв'язання поставленої задачі було виконано розрахункове моделювання СПВТ ЗО з використаннямпрограмно-технічних засобів. Особливістю пропонованого способу є те, що в ньому застосовують паралельно розташовані автономні теплопередавальні секції, функціонування яких не залежить від стану інших секцій, від наявності джерел електропостачання і не потребує керівної дії з боку персоналу станції. 1 UA 88845 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Упровадження СПВТ ЗО до складу безпеки РУ з ВВЕР дасть можливість зберегти цілісність ЗО і запобігти виходу радіоактивних продуктів поділу за межі ЗО - в довкілля, в умовах запроектної аварії (ЗПА) з тривалим знеструмленням енергоблока. Реалізація способу пасивного відведення тепла від ЗО в умовах ЗПА з тривалим знеструмленням енергоблоку показана на кресленні, де 1 - реакторна установка; 2 - захисна оболонка; 3 - повітряний канал; 4 - випарник; 5 - конденсатор; 6 - паровий трубопровід; 7 - конденсатний трубопровід; 8 - гермопроходка; 9 - збірний колектор; 10 - роздавальний колектор. Спосіб пасивного відведення тепла від ЗО полягає в наступному. Тепловідведення від атмосфери ЗО 2 до зовнішньої поверхні випарників 4, а від неї - до проміжного теплоносія здійснюється за рахунок природної конвекції. За рахунок зовнішнього підведення теплоти проміжний теплоносій ДТС випаровується, пара через збірний колектор 9 надходить в паровий трубопровід 6, який через гермопроходки 8 виводиться за межі ЗО 2 реакторної установки 1 і з'єднується з конденсатором 5. Конденсатор 5 охолоджується потоком атмосферного повітря через повітряний канал 3, при цьому пара в конденсаторі конденсується і за рахунок масових сил по конденсатному трубопроводу 7 і роздавальному колектору 10 повертається у випарник 4. Усі елементи випарника ДТС виконані з пластин і розташовуються поблизу внутрішньої поверхні ЗО. Випарники СПВТ практично не відбирають корисного об'єму ЗО. Тепловідвідну здатність СПВТ ЗО розраховують так, щоб при всіх можливих станах енергоблока, включаючи запроектні аварії з розривами трубопроводів першого контуру і паропроводів гострої пари при роботі на потужності, не допустити зростання параметрів в ЗО понад допустимі межі. Наприклад, для ЗО РУ ВВЕР-1000 це тиск не більше 5 бар (абс.) і температура парогазової суміші - не вище 150 °C. При цьому температура довколишнього повітря приймається максимально можливою для майданчика АЕС, наприклад, до +45 °C. СПВТ ЗО для підвищення надійності роботи складається з автономних секцій, скомпонованих у декілька паралельних каналів, чим забезпечується необхідний ступінь резервування. Перед заповненням проміжним теплоносієм кільцевий термосифон вакуумувався для видалення неконденсованих газів. У процесі роботи системи тиск насиченої пари води у всьому діапазоні температур і в будь-якій точці контуру буде нижче атмосферного. Тому при можливій течі СПВТ усуває вихід радіонуклідів з ЗО в атмосферу. При виявленні течі (наприклад, за фактом погіршення вакууму в контурі ДТС) в умовах нормальної експлуатації персонал має можливість виявити і перекрити локалізувальні арматури пошкодженої теплообмінної секції або одного з декількох каналів системи. Як проміжний теплоносій ДТС, окрім води, можуть також використовуватися рідини із зниженою температурою замерзання. Використання останніх дозволить запобігти замерзанню проміжного теплоносія СПВТ в умовах низьких температур довколишнього повітря. Реалізація даного способу дозволить сформувати адаптовану до умов АЕС нову систему пасивного відведення тепла від захисної оболонки РУ в умовах ЗПА при тривалому знеструмленні енергоблока [4, 5]. При цьому зниження тиску пари в ЗО в умовах ЗПА за наявності СПВТ формує умови, при яких підвищення параметрів в ЗО не досягатиме верхніх проектних меж, що забезпечить ефективне управління ресурсом системи герметичних обгороджувань РУ АЕС [6] і підвищить радіаційну безпеку в межах ЗО. Пропонований спосіб є вельми актуальним для перспективних енергоблоків АЕС з РУ ВВЕР, які знаходяться на стадії будівництва або проектування. Таким чином, пропонований спосіб є промислово застосовним, оскільки не вимагає розміщення устаткування з великими масогабаритними показниками пристрою, дозволяє отримати максимальну ефективність при мінімальних витратах, що робить його економічно доцільним. Джерела інформації: 2 UA 88845 U 5 10 1. Системы безопасности реакторной установки с реактором ВВЭР-1000 (В-3 20) энергоблока №3. Инструкция по эксплуатации. ИЭ.3.0002.039. Минтопэнерго Украины. ГП НАЭК "Энергоатом", ОП "ЮУ АЭС", г. Южноукраинск, 2003.-173 с. 2. Исследование и разработка высокоэффективных экобезопасных тепловых схем ядерных и тепловых энергоустановок. Отчет о НИР (заключит.). Том 311 Севастоп. национ. технич. ун-т (СевНТУ); руководитель К.Ю. Федоровский. - №ГР 0103U001417; Инв. 0205U007159. Севастополь, 2005.-161 с. 3. Patent United States Number 5.694.442. Date of Patent December 2, 1997. 4. Passive Safety system and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. IAEATECDOC-1624. - Vienna: IAEA, 2009.-159 p. 5. Description of natural circulation and passive safety systems in water cooled Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-DRAFT. - Vienna: IAEA, 2004.-112 p. 6. Design of Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants / IAEA safety standards series. - No. NS-G-1.10.-2004.-127 p. 15 ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 20 Спосіб пасивного відведення тепла від захисної оболонки атомної електростанції, який відрізняється тим, що здійснюється зовнішнє підведення теплоти від атмосфери захисної оболонки до зовнішньої поверхні випарника і перенесення прихованої теплоти пароутворення проміжного теплоносія до кінцевого поглинача, причому тепловідведення із захисної оболонки забезпечується як у режимі нормальної експлуатації, так і при проектних і запроектних аваріях без втручання оперативного персоналу. Комп’ютерна верстка Г. Паяльніков Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Урицького, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 3