Результат интеллектуальной деятельности: УСТРОЙСТВО ЛОКАЛИЗАЦИИ И ОХЛАЖДЕНИЯ КОРИУМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (далее - АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и его герметичной оболочки.

Наибольшую радиационную опасность представляют аварии с расплавлением активной зоны, которые могут происходить при множественном отказе систем охлаждения активной зоны.

При таких авариях расплав активной зоны - кориум, расплавляя внутриреакторные конструкции и корпус реактора, вытекает за его пределы и вследствие сохраняющегося в нем остаточного тепловыделения может нарушить целостность герметичной оболочки контейнмента АЭС - последнего барьера на пути выхода радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Для исключения этого необходимо локализовать вытекший кориум и обеспечить его непрерывное охлаждение вплоть до полной кристаллизации. Эту функцию выполняют системы и устройства локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора (кориума), которые предотвращают повреждение герметичной оболочки контейнмента АЭС и тем самым защищают население и окружающую среду от радиационного воздействия при тяжелых авариях ядерных реакторов.

Из уровня техники известно устройство для улавливания продуктов плавления реактора высокого давления (см. патент №WO 9631884, G21С 9/016, 1996).

В данном устройстве охлаждение расплава осуществляется путем его растекания в расширительной камере большой площади, покрытой водоохлаждаемым огнеупором, примыкающей к бетонной шахте реактора, с последующей подачей воды на поверхность расплава.

Для облегчения растекания устройство оснащено предкамерой, расположенной под реактором, при этом выпуск расплава в расширительную камеру происходит при проплавлении плавкого затвора (пассивным образом).

Недостатком известного устройства является то, что поскольку сразу после растекания расплава на его поверхность пассивным способом подается вода, препятствующая растеканию последующих порций расплава, при сочетании неблагоприятных условий они могут накапливаться в предкамере, в которой не обеспечиваются условия захолаживания и локализации расплава.

Известен также ядерный реактор, включающий устройство локализации и охлаждения кориума, размещенное под реактором и заполненное защитным материалом на основе базальта (см. патент US №3702802, G21C 9/016, 1972).

Недостатком данного устройства является то, что оно позволяет только замедлить проплавление защитной оболочки, так как масса защитного материала ограничена свободным объемом подреакторного пространства.

Известны также устройства локализации и охлаждения кориума тигельного типа, которые представляют собой ловушку расплава, размещенную в подреакторном пространстве, при этом стенки ловушки охлаждаются водой, а внутри ее размещены материалы-разбавители урансодержащей и стальной частей кориума.

Их основным назначением является уменьшение плотности урансодержащей части кориума для обеспечения ее инверсии со стальной частью кориума, то есть расположения оксидной урансодержащей части кориума над стальной, что препятствует генерации водорода при парометаллической реакции на поверхности кориума, а также уменьшение температуры поступающего в ловушку кориума для обеспечения его последующего охлаждения.

К указанным устройствам относится система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа (см. патент RU №2165106, G21C 9/016, G21C 13/10, 2001).

Данная система включает устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора (ловушку), выполненное в виде секций, при этом материал-разбавитель (жертвенный материал) перфорирован для растекания расплавленного кориума, а между реактором и устройством расположена бетонная консоль для защиты ловушки от ударных воздействий элементов аварийного реактора и для направления течения расплава кориума внутрь устройства.

Известна аналогичная система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, включающая устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора, корпус которого дополнительно снабжен наружными ребрами жесткости (см. патент RU №2165107, G21C 9/016, 2001).

Известна также система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа, включающая устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора (см. патент RU №2165652, G21C 9/016, 2001).

Корпус устройства выполнен в виде кольцевого теплообменника, установленного на полу шахты реактора, а жертвенный материал выполнен в виде крупноячеистых перфорированных элементов, защитная ферма, расположенная под корпусом реактора, имеет тепловую защиту. Недостатками известных устройств являются:

- системы недостаточно надежны, так как эффективность теплоотвода от днища меньше, чем от боковой стенки, а при одинаковой толщине охлаждаемой оболочки тепловые нагрузки на оболочку в период выхода расплава на ее внутреннюю поверхность одинаковы;

- возможно переполнение ловушки из-за застывания расплава кориума в ячейках жертвенного материала при его поступлении в ловушку.

- системы недостаточно эффективно обеспечивают затекание расплава в ловушку, так как не содержат направляющего устройства для расплава кориума, которое не разрушается под воздействием высокотемпературного расплава кориума и на котором не происходит намерзания расплава.

Наиболее близким к заявляемому устройству является устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора, входящее в состав системы защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа (см. патент RU №2253914, G21C 9/016, 2005).

Корпус устройства (ловушки) выполнен в форме сосуда, закрытого сверху тонкостенным стальным листом. Днище корпуса углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, толщина стенки днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса.

При этом в корпусе размещен жертвенный материал-разбавитель урансодержащей части кориума в виде брикетов на цементной связке, заключенных в стальные оболочки. Брикеты размещены в стальных блоках, образуя крупноячеистую структуру. Стальные элементы конструкции служат в качестве материала-разбавителя стальной части кориума.

Массу материала-разбавителя урансодержащей части кориума определяют из условия обеспечения инверсии урансодержащей и стальной частей кориума и из условия ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем.

Массу материала-разбавителя стальной части кориума определяют из условия ограничения температуры стальной части кориума допустимым уровнем.

Между днищем реактора и ловушкой расположен направляющий элемент с бетонным покрытием.

Недостатками данного устройства является то, что изготовление материала-разбавителя урансодержащего кориума в виде брикетов и последующее их крепление в блоках усложняет процесс сборки.

Выбор массы материала-разбавителя урансодержащего кориума производится без учета необходимости окисления, содержащегося в кориуме неокисленного циркония, для исключения пароциркониевой реакции и выхода водорода.

Не предусмотрено ограничение выхода водорода вследствие взаимодействия кориума с остаточной водой, содержащейся в цементной связке и бетоне.

Технической задачей изобретения является повышение безопасности за счет исключения выхода жидких и твердых радиоактивных материалов (кориума) за пределы устройства локализации.

Технический результат заявляемого решения заключается в повышении эффективности устройства и упрощении работ при его сборке.

Для достижения указанного технического результата в устройстве локализации и охлаждения кориума ядерного реактора, расположенном в подреакторном пространстве бетонной шахты, включающем охлаждаемый водой корпус в виде сосуда, днище которого углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, а толщина днища не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки корпуса, при этом в корпусе расположены брикеты материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, связанные цементным раствором и размещенные в стальных блоках, причем масса материала-разбавителя определена условием обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума и ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым

уровнем, а масса стальных элементов блоков определена условием

уменьшения температуры стальной составляющей кориума до допустимого уровня, согласно изобретению указанные блоки размещены в несколько горизонтальных слоев, днище нижнего блока идентично по форме днищу корпуса, расположенные над ним блоки имеют центральное отверстие, а узлы крепления блоков к корпусу и между собой размещены в вертикальных прорезях блоков, причем прорези и, частично, блоки заполнены бетоном.

Также согласно предложению масса материала-разбавителя

урансодержащего оксидного кориума не меньше максимальной из величин, полученных расчетами для условия обеспечения инверсии расплавов урансодержащей и стальной составляющих кориума, для условия ограничения теплового потока, подводимого к корпусу, допустимым уровнем и для условия окисления содержащегося в расплаве кориума неокисленного циркония, которое определено зависимостью:

где М_МР,_окс - масса материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, кг;

M_Zr - масса неокисленного циркония в расплаве кориума, кг;

К_О - массовая доля кислорода, участвующего в реакции окисления циркония, в материале-разбавителе урансодержащего оксидного кориума;

µ_О - атомная масса кислорода, кг/кмоль;

µ_Zr - атомная масса циркония, кг/кмоль. Также согласно предложению максимальная масса остаточной воды в бетоне корпуса не превышает в массовых процентах 3,5%, а в цементном связующем брикетов материала-разбавителя - 8%.

Сущность предложения поясняется чертежами, где на фиг.1 схематично изображено устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора; на фиг.2 показан блок с жертвенным материалом.

Следует учесть, что на чертежах представлены только те детали, которые необходимы для понимания существа предложения, а сопутствующее оборудование, хорошо известное специалистам в данной области, на чертежах не представлено.

Заявляемое устройство локализации и охлаждения кориума использовано на АЭС с водо-водяным реактором.

Ядерный реактор размещен в бетонной шахте. В подреакторном пространстве бетонной шахты расположено заявляемое устройство.

Устройство включает корпус, который представляет собой стальной сосуд, охлаждаемый водой и установленный на опорах на основании бетонной шахты.

Корпус предназначен для приема и размещения в своем объеме расплава кориума, а также для предотвращения выхода его за установленные границы зоны локализации.

Кориум состоит из двух компонентов: оксидного (смесь оксидов урана, циркония и металлического циркония) и металлического (смеси железа, циркония, хрома и т.д.).

Корпус состоит из боковой стенки 1 и днища 2, а сверху закрыт тонкостенным стальным листом (фиг.1).

Между реактором и заявляемым устройством размещена ферма-консоль, на которую опирается нижняя плита с бетонным покрытием. Под фермой-консолью и вблизи неохлаждаемой части боковой стенки 1 корпуса расположена тепловая защита.

Днище 2 корпуса углублено к центру с уклоном 10-20 градусов, а толщина днища 2 не менее чем на 30% больше толщины боковой стенки 1 корпуса.

Внутри корпуса размещены брикеты 3 материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, связанные цементным раствором и размещенные в стальных блоках 4.

Днище нижнего блока 4 идентично по форме днищу 2 корпуса.

Все блоки 4, за исключением нижнего блока, выполнены с центральным отверстием.

В вертикальных прорезях блоков 4 расположены узлы крепления блоков 4 между собой и с корпусом. Свободное пространство прорезей заполнено бетоном.

Устройство работает следующим образом.

После проплавления корпуса реактора расплав кориума поступает на покрытую слоем бетона нижнюю плиту, которая служит для защиты силовой фермы-консоли от воздействия кориума и в качестве направляющего устройства для движения расплава кориума.

Низкая теплопроводность бетона и образование легкоплавких эвтектик с расплавом урансодержащей части кориума предотвращают возможность намерзания расплава на нижней плите и обеспечивают его беспрепятственное поступление в корпус заявляемого устройства.

После быстрого проплавления стального листа, который служит для предотвращения попадания воды в корпус, расплав кориума через центральные отверстия поступает внутрь всех блоков 4 за исключением нижнего блока 4.

Узлы крепления блоков 4 между собой и корпусом, размещенные в прорезях, обеспечивают силовую связь элементов устройства, необходимую по условиям сохранения целостности при максимальных расчетных землетрясениях (вне тяжелой аварии).

Повторение формой днища нижнего блока 4 формы днища 2 корпуса обеспечивает максимальное использование внутреннего пространства устройства для размещения поступающего кориума и внутрикорпусных конструкций, включая материал-разбавитель.

В результате взаимодействия с размещенными в блоках 4 брикетами 3 материала-разбавителя оксидной урансодержащей части кориума плотность оксидного кориума уменьшается и становится меньше плотности стальной части кориума. Это обеспечивает поверхностное положение оксидного расплава в формируемой в корпусе ванне.

Это исключает возможность парометаллической реакции на поверхности ванны и выделение водорода. Кроме того, увеличение объема оксидного расплава и, соответственно, поверхности теплоотвода уменьшает тепловой поток к корпусу, обеспечивая необходимый запас до кризиса пузырькового кипения охлаждающей воды.

Масса материала-разбавителя урансодержащей части кориума должна выбираться максимальной из величин, обеспечивающих выполнение указанных двух условий, а также условия окисления всего содержащегося в кориуме неокисленного циркония.

Для выполнения последнего условия масса материала-разбавителя урансодержащей части кориума определяется зависимостью:

где М_МР,_ОКС - масса материала-разбавителя урансодержащего оксидного кориума, кг;

M_Zr - масса неокисленного циркония в расплаве кориума, кг;

К_О - массовая доля кислорода, участвующего в реакции окисления циркония, в материале-разбавителе урансодержащего оксидного кориума;

µ_О - атомная масса кислорода, кг/кмоль;

µ_Zr - атомная масса циркония, кг/кмоль.

Наличие кислорода в материале-разбавителе урансодержащей части кориума обеспечивается благодаря присутствию в составе материала-разбавителя оксидов железа высшей валентности.

Стальная составляющая кориума (расплав внутрикорпусных конструкций и, частично, корпуса реактора) поступает в корпус с температурой около 2000°С.

Выход такого расплава на стенку 1 корпуса приведет к ее проплавлению. Уменьшение этой температуры до величины, превышающей температуру плавления стали не более чем на 100°C (но до величины выше температуры плавления), происходит в результате взаимодействия стальной составляющей кориума с стальными элементами конструкций, расположенных внутри корпуса, главным образом, с стенками блоков 4. Для этого их масса определяется соответствующими зависимостями теплового баланса.

Выбор уклона днища 2 корпуса величиной 10-20 градусов и толщины стенки днища 2, не менее чем на 30% превышающей толщину боковой стенки 1 корпуса, обеспечивает соизмеримые величины запаса до кризиса пузырькового кипения охлаждающей воды на боковой стенке 1 и днище 2 корпуса.

Поскольку связующий цемент брикетов 3 материала-разбавителя урансодержащего кориума и бетоны, покрывающие нижнюю плиту и размещенные в блоках 4, содержат остаточную воду, при их взаимодействии с расплавом кориума выделяется водород.

В кладочных цементах содержание воды составляет до 15 массовых процентов, а в строительных бетонах - до 10 массовых процентов. Для минимизации выделения водорода, применяемые в устройстве связующий цемент и бетоны должны содержать минимальные реально достижимые количества остаточной воды соответственно в массовых процентах 8% и 3,5%.

Для определения выхода массы и энергии из корпуса реактора в заявляемое устройство используют российский тяжелоаварийный код СОКРАТ. В 2010 г. расчетный код СОКРАТ был аттестован в Ростехнадзоре России для анализа тяжелых аварий для АЭС с РУ ВВЭР, в соответствии с этим был выдан аттестационный паспорт программного средства №275 от 13.05.2010 г. Методика оценки выхода и состава кориума изложена в документации по коду.

Код СОКРАТ состоит из трех модулей: теплогидравлического модуля РАТЕГ, тяжелоаварийных модулей СВЕЧА и HEFEST.

Для моделирования полноконтурной двухжидкостной теплогидравлики при нормальных и аварийных режимах работы ядерных энергетических установок и других теплогидравлических систем различного типа используем системный теплогидравлический модуль РАТЕГ.

Математические модели, положенные в основу РАТЕГ, позволяют моделировать: течение двухфазного теплоносителя, содержащего неконденсирующийся газ; перенос тепла в твэлах и других элементах конструкции реакторной установки; теплообмен между теплоносителем и стенкой; теплообмен излучением при осушении.

Перенос тепла в элементах конструкции может рассчитываться как в одномерном, так и в двумерном приближении.

Программный пакет СВЕЧА состоит из нескольких взаимодействующих модулей: модуля моделирования окисления Zr оболочек твэлов; модуля растворения UO₂ расплавленным Zr; модуля плавления и отекания расплавленных материалов активной зоны (в том числе керамических и эвтектических смесей); модуля деформации и механических повреждений многослойной структуры оболочки твэлов; модуля окисления стальных конструкций внутрикорпусных устройств (ВКУ); модуля выхода продуктов деления; модуля теплообмена через газовый зазор твэл и др. Частью пакета являются также интерфейсы к внутренним и внешним базам данных по свойствам материалов.

Модуль ГЕФЕСТ предназначен для моделирования процессов, происходящих в нижней камере смешения на поздней стадии тяжелой аварии, когда материалы разрушенной активной зоны перемещаются в НКС.

Код СОКРАТ был использован для определения выхода массы и энергии для реакторных установок Ленинградской АЭС-2, Тяньваньской АЭС-1, Балтийской АЭС и др.

Заявляемое устройство: удерживает днище корпуса реактора с расплавом при его отрыве или пластическом деформировании до и после выхода расплава из корпуса реактора; предотвращает выход расплава за установленные границы зоны локализации; исключает возможность образования паровых взрывов.

Ниже приводим литературные источники, содержащие методику оценки выхода и состава кориума, ставшие общедоступными до даты приоритета.

1. Безлепкин В.В., Кухтевич В.О., Сидоров В.Г и др. Состояние разработки кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ для описания процессов деградации активной зоны при запроектных авариях. Вторая Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 19-23 ноября 2001 г., г. Подольск, Сборник трудов конференции, том 3.

2. B.C. Онуфриенко, И.В. Кухтевич, В.В. Безлепкин, В.Г. Сидоров (СПбАЭП); А.Е. Киселев, В.Ф. Стрижов (ИБРАЭ РАН); М.С. Самигулин (РФЯЦ ВНИИЭФ); В.Б. Проклов, Д.Ю. Томащик (ИПБ ИЯЭ РНЦ КИ). Анализ процессов в активной зоне реактора ВВЭР-1000 при тяжелых авариях с применением отечественного интегрального кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Сборник трудов ЦКТИ.

3. Тяньваньская АЭС. Блоки 1 и 2. Тематический отчет. Проведение расчетов для реперных сценариев запроектных тяжелых аварий (с учетом изменения исходных данных по топливу). LYG-X-JDPP-KY-00200907-ZT-8604-R, 2012.

4. А.И. Игнатьев, А.Е. Киселев, В.Н. Семенов, В.Ф. Стрижов, Филиппов А.С. "ГЕФЕСТ: численное моделирование процессов в нижней части реактора ВВЭР при тяжелой аварии". Препринт ИБРАЭ № IBRAE-2003-13. М., 2003, 31 с.