RU2456688C1

RU2456688C1 - Реактор для аэс

Info

Publication number: RU2456688C1
Application number: RU2010151810/07A
Authority: RU
Inventors: Денис Олегович Веселов (RU); Денис Олегович Веселов; Сергей Иванович Асадский (RU); Сергей Иванович Асадский; Денис Юрьевич Мусатов (RU); Денис Юрьевич Мусатов; Сергей Борисович Рыжов (RU); Сергей Борисович Рыжов
Priority date: 2010-12-17
Filing date: 2010-12-17
Publication date: 2012-07-20

Abstract

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к предотвращению выхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора в случае возникновения аварийной ситуации с плавлением активной зоны корпусного реактора с водяным теплоносителем. Реактор содержит корпус, состоящий из цилиндрической части с патрубками подвода и отвода теплоносителя, днища, крышку корпуса, активную зону и внутрикорпусные устройства. На наружной поверхности днища и нижней части цилиндрической поверхности корпуса реактора установлены теплоотводящие элементы, имеющие механический контакт с корпусом реактора, обеспечивающий тепловой контакт между ними. Теплоотводящие элементы могут быть выполнены в виде металлических стержней, тепловых труб или пластин. Протяженность теплоотводящих элементов в направлении нормали к поверхности корпуса и днища превышает толщину парового слоя, образующегося на их наружной поверхности. Технический результат - повышение безопасности реакторной установки АЭС в период тяжелой аварии, сопровождающейся расплавлением активной зоны. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к предотвращению выхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора в случае возникновения аварийной ситуации с плавлением активной зоны корпусного реактора с водяным теплоносителем.

Одним из требований российской и международной нормативной документации к конструкции реактора является требование учитывать тяжелую запроектную аварию с расплавлением активной зоны реактора. Чтобы не допустить разрушения корпуса реактора, заполненного расплавом активной зоны и внутрикорпусных устройств, и не допустить выхода радиоактивных сред за пределы корпуса реактора, может использоваться подход, при котором корпус аварийного реактора охлаждается снаружи водой, заливаемой в пространство бетонной шахты, в которой размещен реактор.

Известен реактор АЭС установки В-407 (В.П.Денисов, Ю.Г.Драгунов. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. Москва. ИздАт, 2002), предусматривающий при возникновении тяжелой аварии с расплавлением активной зоны и внутрикорпусных устройств охлаждение наружной поверхности корпуса водой, поступающей в бетонную шахту, в которой размещен реактор.

Однако при значительной мощности остаточных энерговыделений в расплаве активной зоны и внутрикорпусных устройств, при условии охлаждения водой наружной стенки реактора, на наружной стенке корпуса реактора возможно возникновение кризиса теплоотдачи от наружной стенки корпуса реактора к охлаждающей воде, связанного с переходом режима кипения воды от пузырькового к пленочному, существенно снижающее теплоотдачу от металла корпуса к охлаждающей воде, заполняющей бетонную шахту реактора.

В этом случае увеличение температуры корпуса реактора может привести к расплавлению его стенки по внутренней поверхности, т.е. к уменьшению ее толщины и, следовательно, к возможности отрыва нижней части корпуса под действием силы тяжести расплава и днища корпуса реактора.

Данный фактор может стать решающим при предотвращении аварийной ситуации, когда расплав активной зоны и внутрикорпусных устройств может выйти за пределы корпуса реактора в результате его разрушения.

Задачей изобретения является повышение безопасности реакторной установки АЭС в период тяжелой аварии, сопровождающейся расплавлением активной зоны.

Поставленная задача достигается тем, что реактор содержит корпус, состоящий из цилиндрической части с патрубками подвода и отвода теплоносителя, днища, крышку корпуса, активную зону и внутрикорпусные устройства.

Новым является то, что на наружной поверхности днища и нижней части цилиндрической поверхности корпуса реактора установлены теплоотводящие элементы, имеющие механический контакт с корпусом реактора, обеспечивающий тепловой контакт между ними.

Теплоотводящие элементы могут быть выполнены в виде металлических стержней, тепловых труб или пластин.

Протяженность теплоотводящих элементов в направлении нормали к поверхности корпуса и днища превышает толщину парового слоя, образующегося на их наружной поверхности, а верхняя граница размещения теплоотводящих элементов на нижней цилиндрической части корпуса реактора должна быть выше расчетного уровня ванны расплава активной зоны и внутрикорпусных устройств.

Сущность предлагаемого изобретения поясняется рисунками, где:

на фиг.1 показан реактор АЭС с приваренными на наружной поверхности цилиндрическими стержневыми элементами или тепловыми трубами,

на фиг.2 показан реактор АЭС с приваренными на наружной поверхности пластинами.

Реактор для АЭС содержит корпус, состоящий из цилиндрической части 1 с патрубками подвода 2 и отвода 3 теплоносителя, днища 4 и крышки 5, активную зону 6, внутрикорпусные устройства 7, на наружной поверхности днища 4 и нижней части цилиндрической поверхности корпуса 1 реактора установлены теплоотводящие элементы, выполненные в виде металлических стержней или тепловых труб 8 либо пластин 9.

В случае возникновения тяжелой аварии, сопровождающейся расплавлением активной зоны и внутрикорпусных устройств, на днище реактора, после выкипания теплоносителя и охлаждающей воды системы аварийного охлаждения активной зоны реактора, твэлы активной зоны плавятся, образуя в нижней части корпуса реактора ванну расплава из оксидов урана и циркония. В результате большого тепловыделения при плавлении твэлов происходит плавление стальных внутрикорпусных устройств.

Ванна расплава в силу физических свойств оксидов урана и циркония, а также расплавленной стали принимает слоистую структуру. Причем расплавленная сталь внутрикорпусных устройств концентрируется в верхнем слое. При этом максимальный разогрев корпуса реактора и максимальное его проплавление (утонение стенки корпуса реактора по внутренней его поверхности) происходят в зоне контакта с расплавленной сталью.

С целью снижения температуры стенки корпуса реактора в зоне ванны расплава и предотвращения значительного расплавления металла на внутренней стенке корпуса, на наружной поверхности днища и нижней части цилиндрической поверхности корпуса реактора установлены теплоотводящие элементы, имеющие тепловой контакт с корпусом реактора.

Наличие теплоотводящих элементов позволяет:

- увеличить поверхность теплообмена от корпуса реактора к охлаждающей воде,

- при возникновении кризиса теплоотдачи, возникающего при пленочном кипении, передать тепловой поток от металла корпуса охлаждающей воде за пределами водяной пленки.

Выполнение теплоотводящих элементов в виде цилиндрических стержней позволяет турбулизировать восходящий пароводяной поток, образующийся на наружной стенке корпуса реактора, что повышает коэффициент теплопередачи от наружной стенки корпуса реактора и, следовательно, снижает температуру корпуса реактора по его поперечному сечению, что влечет снижение температуры стенки на внутренней поверхности корпуса реактора и, следовательно, предотвращает ее расплавление.

При наличии пленочного кипения теплоотводящие элементы, выполненные в виде цилиндрических стержней, позволяют за счет турбулизации восходящего пароводяного потока перевести его в пузырьковое, что также повышает коэффициент теплопередачи от наружной стенки корпуса реактора.

Все перечисленное выше повышает коэффициент теплопередачи от ванны расплава, снижая температуру стенки корпуса реактора по его поперечному сечению, и, следовательно, снижения температуры на его внутренней поверхности, что уменьшает глубину проплавления стенки корпуса с внутренней стороны при расплавлении активной зоны реактора.

Claims

1. Реактор для АЭС, содержащий корпус, состоящий из цилиндрической части с патрубками подвода и отвода теплоносителя, днища, крышку корпуса, активную зону и внутрикорпусные устройства, отличающийся тем, что на наружной поверхности днища и нижней части цилиндрической поверхности корпуса реактора установлены теплоотводящие элементы, имеющие механический контакт с корпусом реактора.

2. Реактор для АЭС по п.1, отличающийся тем, что теплоотводящие элементы выполнены в виде стержней.

3. Реактор для АЭС по п.1, отличающийся тем, что теплоотводящие элементы выполнены в виде тепловых труб.

4. Реактор для атомной электростанции по п.1, отличающийся тем, что теплоотводящие элементы выполнены в виде пластин.

5. Реактор АЭС по п.1, отличающийся тем, что протяженность теплоотводящих элементов в направлении нормали к поверхности корпуса и днища превышает толщину парового слоя, образующегося на их наружной поверхности.

6. Реактор для АЭС по п.1, отличающийся тем, что верхняя граница размещения теплоотводящих элементов на нижней цилиндрической части корпуса реактора должна быть выше расчетного уровня ванны расплава активной зоны и внутрикорпусных устройств.