RU2130207C1 - Устройство противоаварийной защиты атомных электростанций - Google Patents

Abstract

Реакторный блок размещен внутри замкнутого герметичного сооружения, рассчитанного на заданное давление продуктов взрыва, исключающее их прорыв в атмосферу. Устройство снабжено двумя сообщающимися между собой понизу шахтами, постоянно заполненными водой. Основная шахта свободно сообщается с внутренним объемом реакторного блока и расположена непосредственно под ним, причем нижняя часть ее служит приямком для захоронения аварийного реактора. Вторая шахта расположена в удалении от основной, заглушена сверху и свободно сообщается понизу с основной шахтой наклонным от нее каналом. Конструкции креплений реактора к блоку оснащены управляемыми устройствами для разрушения этих креплений перед сбросом аварийного реактора в приямок основной шахты. Техническим результатом является повышение защищенности окружающей среды от радиоактивных выбросов при непредвиденных взрывах ядерной энергоустановки, локализация распространения продуктов взрыва пределами реакторного блока и самого устройства, захоронение аварийного реактора вне пределов блока и обеспечение возможности начала восстановительных работ в сроки, не зависящие от времени распада ядерного горючего. 1 ил.

Description

Заявляемое устройство противоаварийной защиты предназначено для применения на атомных электростанциях, а также на объектах, использующих действующие ядерные реакторы в промышленных, научных или учебных целях.

Известные устройства противоаварийной защиты АЭС включают в себя:
- ядерный блок с размещенными в нем: реактором, оборудованием первого контура, системами аварийного охлаждения энергоустановки, очистки воздуха и воды от радиоактивных частиц, обеспечивающими в целом защиту от ионизирующих излучений из активной зоны;
- герметичную защитную оболочку, размещаемую над реакторным блоком, обеспечивающую по своему объему и прочности локализацию радиоактивных выбросов в пределах ее объема и предотвращение их прорыва в атмосферу при аварии атомной установки. А также защиту реакторного блока от падающих предметов.

Возможные решения по защите зарубежных АЭС представлены в работах [1 - 3]. Наиболее близким к заявляемому устройству аналогом можно считать решение по одной из отечественных АЭС с ректором типа ВВЭР - 1000, приведенное в работе [2] гл. 6, рис. 6.11. Оно представляет собой сочетание реакторного блока с возведенной над ним защитной оболочкой. Собственно реакторный блок решен в виде железобетонного сооружения, разделенного внутри на отдельные камеры для размещения реактора и другого оборудования первого контура и систем аварийного охлаждения реактора. Защитная железобетонная оболочка рассчитана на внутреннее давление около 0,4 - 0,45 МПа, имеет толщину порядка 1-1,5 м. Внутренний объем оболочки составляет 50- 60 тыс. куб. м.

Данное решение обладает следующими недостатками:
1. Все ограждающие конструкции реакторного блока и защитной оболочки рассчитаны на строго фиксированные нагрузки, соответствующие распространению продуктов взрыва в пределах внутренних объемов реакторного блока и пространства под защитной оболочкой, что при катастрофическом развитии аварии и выходе нагрузок за пределы расчетных не гарантирует исключения выбросов радиоактивных веществ в окружающих среду. Не исключается также нарушение герметичности защитной оболочки при падении на нее сверхрасчетных предметов, или при разлете обломков конструкций, или оборудования при непредвиденных взрывах в ядерном реакторе.

2. При возможном разрушении реактора решение не обеспечивает надежность защиты от ионизирующих излучений из активной зоны реактора и возможности начала восстановительных работ до окончания распада ядерного горючего или до удаления его из реакторного блока.

Задачей, решаемой заявляемым устройством, является повышение защищенности окружающей среды от радиоактивных выбросов при непредвиденных взрывах ядерной энергоустановки, локализация распространения продуктов взрыва пределами внутренних объемов реакторного блока и самого устройства, надежное захоронение аварийного реактора вне пределов реакторного блока в любой момент аварии и обеспечение возможности восстановительных работ в реакторном блоке в сроки, не зависящие от продолжительности периода распада ядерного горючего.

Поставленная задача решается путем возведения ядерного блока в виде замкнутого герметичного сооружения, рассчитанного на заданное давление продуктов взрыва и исключающего их прорыв в окружающую атмосферу, снабженного двумя взаимоудаленными шахтами, заполненными постоянно водой до расчетного уровня, одна из которых - основная размещена непосредственно под реакторным блоком по оси реактора и свободно сообщается с ним в своей устьевой части, при этом нижняя часть основной шихты выполнена в виде приямка для улавливания и захоронения аварийного реактора; вторая шахта - демпфирующая удалена от основной, заглушена сверху и соединена понизу с основной шахтой сквозным наклонным от нее каналом, примыкающим к ней выше улавливающего приямка, оборудована водобойными устройствами и системой изменения давления воздуха в верхней части шахты; при этом конструкции крепления реактора к несущим элементам реакторного блока снабжены управляемыми устройствами, обеспечивающими разрушение этих креплений и свободный сброс аварийного реактора в приямок основной шахты. Тем самым обеспечивается снижение нагрузок на конструкции реакторного блока за счет вовлечения в гашение энергии аварийного взрыва разогнанной им массы воды, находящейся в устройстве, подъема волы и сжатия воздуха в верхней части демпфирующей шахты, а также саморегулирующегося /с ростом давления/ увеличения объема пространства распространения продуктов взрыва в верхней части основной шахты. Вместе с тем разрушаемые по сигналу устройства крепления реактора к реакторному блоку и улавливающий приямок в основной шахте обеспечивают при катастрофическом развитии аварии быстрое освобождение реактора от узлов крепления, его свободное падение и захоронение под толщей воды в приямке основной шахты.

Заявляемое устройство показано на чертеже и включает в себя: вертикальную шахту 1, расположенную непосредственно под реактором 2 и реакторным блоком 3, свободно сообщающуюся с реакторным блоком 3 в своей устьевой части и заполненную постоянно водой до расчетного уровня; демпфирующую шахту 4, свободно сообщающуюся в нижней своей части с шахтой 1, наклонным от нее каналом 5, также заполненную водой, перекрытую в верхней части глухой преградой 6; улавливающий приямок 7 с амортизирующим песчаной подушкой 8, являющийся нижней частью шахты 1, расположенный ниже устья канала 5, водобойное устройство 9, систему 10 подвески реактора или его крепления к конструкциям реакторного блока с элементами подрыва 11, систему 12 регулирования давления воздуха в шахте 4, подключаемую к системе фильтровентиляции 13 АЭС; пороховые аккумуляторы давления, устанавливаемые в шахте 4, а также систему 15 очистки воды в шахтах 1 и 4 и ее охлаждения, подключенную к соответствующим системам АЭС.

Работа заявляемого устройства осуществляется следующим образом.

В повседневных условиях шахты 1 и 4, канал 5 и приямок 7 постоянно заполнены водой до расчетного уровня. При аварийном прорыве первого контура реактора 2 и быстром испарении находящейся в нем воды, пар и продукты взрыва в первый момент времени оказываются локализованными в газовом пространстве реакторного блока 3 и части объема шахты 1, лежащей выше уровня воды в ней. Энергия взрыва будет действовать на внутренние поверхности реакторного блока 3 и верхней части шахты 1, а также на поверхность воды в ней. Под ее воздействием вся вода, находящаяся в шахте 1 выше порога канала 5, в канале и в шахте 4 приходит в движение, достигая определенной скорости, зависящей от давления продуктов взрыва на поверхность воды в шахте 1, суммарной протяженности и массы столба воды в верхней части шахты 1, канале 5 и шахте 4, а также от длины воздушного участка шахты 4. Кинетическая энергия разогнанной массы воды теряется за счет путевых потерь в шахтах 1, 4 и в канале 5, местных потерь на углах поворота, а также в водобойных устройствах 9. Остальная энергия преобразуется в потенциальную энергию поднимающегося в шахте 4 столба воды и энергию сжимаемого воздуха в верхней части шахты 4. Понижение уровня воды в шахте 1 сопровождается увеличением объема пространства распространения продуктов взрыва и, как следствие этого, уменьшением давления на внутренние поверхности и конструкции реакторного блока 3. В какой-то момент времени наступает равновесие, при котором давление воздуха в шахте 4 и гидростатическое давление поднятого в ней столба воды компенсируют давление продуктов взрыва на поверхность воды в шахте 1 при самом ее уровне. В этот момент может быть произведен сброс давления воздуха в верхней части шахты 4 с помощью системы 12.

Сброс может быть произведен в атмосферу, т.к. радиоактивное загрязнение воздуха в газовом пространстве шахты 4 будет исключено, если расчетная высота подъема уровня воды в шахте 4 будет меньше начального возвышения уровня воды в шахте 1 над отметкой примыкания канала 5 к шахте 4.

В последующем, по мере конденсации пара в реакторном блоке 3 и газовом пространстве шахты 1, давление на поверхности воды в ней будет снижаться. Через какой-то промежуток времени уровень в ней достигнет первоначального /до аварии/ значения и начнет превышать его. Такой колебательный процесс будет продолжаться до окончания конденсации пара в реакторном блоке и в шахте 1.

Затуханию колебаний уровня воды будут способствовать путевые и местные сопротивления, устройства 9, а также разрежение воздуха в шахте 4 при возвратном движении воды из шахты 4 в шахту 1.

В начале аварии при недостаточной эффективности системы аварийного охлаждения реактора устройство обеспечивает возможность затопления реакторного блока 3 водой из шахты 1 путем подачи в верхнюю часть шахты 4 воздуха необходимого давления через систему 12 или путем подрыва пороховых аккумуляторов давления 14, устанавливаемых в шахте 4.

В наиболее критических ситуациях, когда реактору угрожает полное разрушение или расплав активной зоны, производится "отстрел" самого реактора путем разрушения системы 10 крепления реактора с помощью элементов 11 со сбросом реактора в приямок 7. В этом случае автоматически обеспечивается охлаждение сброшенного реактора за счет нагрева воды в шахте 1 и приямке 7 и локализация излучений из активной зоны реактора в их объемах. По мере спада давления в реакторном блоке и газовом пространстве шахты 1 до допускаемого для фильтрующей системы 13 уровня может быть начата фильтрация воздуха и паров из газового пространства реакторного блока и, при необходимости, из шахты 4. Использование для гашения энергии взрыва значительных масс воды обеспечивает готовность устройства к защите окружающей среды при последующих непредсказуемых взрывах даже в период той же аварии.

Заявляемое устройство может быть использовано для значительного повышения противоаварийной защиты АЭС и экологической защищенности окружающей среды при возможных авариях атомных энергоустановок.

Устройство позволяет обеспечить:
- существенно большую прочность и герметичность ограждающих конструкций возможного пространства распространения продуктов взрыва в сравнении с наземными защитными оболочками за счет размещения этого пространства в подземных элементах устройства, обладающих существенно большей способностью к восприятию даже запредельных нагрузок и, тем самым, значительно снизить вероятность радиоактивного загрязнения окружающей среды при авариях на автономных энергоустановках;
- надежное захоронение аварийного реактора в процессе аварии под любой необходимой толщей воды, находящейся в устройстве, на весь период распада ядерного топлива, а также возможность начала и осуществления восстановительных работ в реакторном блоке в сжатые сроки при исключении необходимости возведения дорогостоящего "саркофага" над аварийной установкой;
- возможность многократного использования устройства при повторных взрывах в ходе той же аварии или при последующей аварии восстановленного реактора.

Источники информации
1. А. Н. Комаровский. "Строительство ядерных установок", М., Атомиздат, 1969.

2. Т.Х.Маргулова. "Атомные электростанции", М., Энергоиздат, 1984.

3. Ю.В.Котов и др. "Оборудование атомных электростанций", М., Машиностроение, 1982.

Claims (1)

1. Устройство противоаварийной защиты атомных электростанций, включающее реакторный блок с установленными в нем атомным реактором и оборудованием первого контура, системами аварийного охлаждения установки, фильтрации и очистки воды, отличающееся тем, что реакторный блок решен в виде замкнутого герметичного сооружения, рассчитанного на заданное давление продуктов взрыва и исключающего их прорыв в атмосферу, снабженного двумя взаимно удаленными постоянно заполненными водой до расчетного уровня шахтами, одна из которых - основная - размещена по оси реактора непосредственно под реакторным блоком, свободно сообщается с ним в своей устьевой части и подключена к системам очистки и фильтровентиляции АЭС, при этом нижняя часть основной шахты выполнена в виде приямка для улавливания и захоронения аварийного реактора, вторая шахта - демпфирующая - удалена от основной, заглушена сверху, соединена понизу с основной шахтой сквозным наклонным от нее каналом, примыкающим к ней выше улавливающего приямка, оборудована энергоемкими водобойными устройствами, системой измерения давления воздуха в верхней части шахты и подключена к системам фильтровентиляции и водоочистки АЭС, при этом конструкции крепления реактора к элементам ядерного блока снабжены управляемыми устройствами, разрушающими эти крепления.