RU2760331C1

RU2760331C1 - Concrete drying system

Info

Publication number: RU2760331C1
Application number: RU2021102957A
Authority: RU
Inventors: Олег Анатольевич Ярмоленко
Original assignee: Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority date: 2021-02-08
Filing date: 2021-02-08
Publication date: 2021-11-24

Abstract

FIELD: nuclear engineering.

SUBSTANCE: invention relates to a system for drying the reinforced concrete body of a fast neutron nuclear reactor with a liquid metal coolant (LMC). In the drying system, one of the intermediate metal shells separating concretes of different compositions that make up the concrete array, which are different in composition, is made hermetic. The volume of free space inside this shell is chosen to be no more than 0.8 of the volume of the liquid metal coolant located during operation in the reactor vessel above the core. The upper section of the intermediate sealed shell is located at a level no lower than the level of the liquid metal coolant in the body during operation. The prefabricated collector with the pipes of the concrete drying system is located above the upper section of the intermediate sealed shell.

EFFECT: organization of the movement of vapors and gases formed while drying on the principles of natural circulation and the exclusion of the probability of exposing the core of a nuclear reactor.

1 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно: к конструкции системы сушки железобетонного корпуса ядерного ректора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ).The invention relates to nuclear power, namely: to the design of a system for drying the reinforced concrete body of a nuclear reactor on fast neutrons with a liquid metal coolant (LMC).

Использование железобетонных корпусов в ядерной энергетике перспективно в силу ряда причин, в частности:The use of reinforced concrete buildings in nuclear power is promising for a number of reasons, in particular:

- возможности реализации в корпусе интегральной компоновки 1-го контура ЯЭУ с исключением тяжелых аварий вследствие опорожнения активной зоны;- the possibility of implementing the integral layout of the 1st circuit of the nuclear power plant in the housing with the exception of severe accidents due to the emptying of the core;

- упрощения решения вопросов обеспечения радиационной и тепловой защиты окружающей среды.- simplification of solving the issues of ensuring radiation and thermal protection of the environment.

Наиболее близким к заявленному изобретению является система сушки бетона, включающая расположенные в железобетонном (металлобетонном) корпусе ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем и активной зоной, выполненном в виде бетонного массива, расположенного между двумя герметичными металлическими оболочками: внутренней, отделяющей контур циркуляции жидкометаллического теплоносителя от бетонного массива, и наружной, отделяющей бетонный массив от окружающей среды, и расположенными в бетонном массиве - коаксиально наружной - промежуточными металлическими оболочками, разделяющими различные по составу бетоны, составляющие бетонный массив, вертикальные стояки, подведенные к установленным по высоте корпуса кольцевым коллекторам с поперечно расположенными негерметичными трубчатыми каналами для сбора парогазовой смеси, крайний из которых является сборным и соединен с парогазоотводящими патрубками железобетонного (металлобетонного) корпуса (см. патент РФ №2707561, кл. G21D 1/00, опубл. 28.11.2019).The closest to the claimed invention is a concrete drying system, which includes, located in a reinforced concrete (metal-concrete) reactor vessel with a liquid metal coolant and an active zone, made in the form of a concrete mass, located between two sealed metal shells: an internal one that separates the circulation loop of a liquid metal coolant from a concrete mass , and external, separating the concrete massif from the environment, and located in the concrete massif - coaxially external - by intermediate metal shells separating the concretes of different composition that make up the concrete massif, vertical risers brought to the annular collectors installed along the height of the body with transversely located leaky tubular channels for collecting the steam-gas mixture, the outermost of which is prefabricated and connected to the steam-gas outlet pipes of the reinforced concrete (metal-concrete) body (see RF patent No. 2707561, class G21D 1/00, publ. 11/28/2019).

Данное изобретение позволяет минимизировать закупоривание трубчатых каналов в процессе бетонирования и обеспечивает возможность эффективного удаления воды, пара и газов из бетонного наполнителя при высокотемпературной сушке жаростойкого бетонного массива.This invention minimizes the blockage of tubular channels during concreting and provides the ability to effectively remove water, steam and gases from the concrete filler during high-temperature drying of heat-resistant concrete mass.

Основным недостатком представленной в известном изобретении системы сушки железобетонного корпуса ядерного реактора является опасность тяжелой аварии, связанной с опорожнением (осушением) активной зоны ядерного реактора, т.к. при нижнем расположении сборного кольцевого коллектора с парогазотводящими патрубками, наличии в указанной системе сушки вакуумного насоса, несрабатывании запорной арматуры, предусматриваемой в системе парогазоотведения для обеспечения периодического включения системы сушки (или недостатка времени на ее закрытие), в случае разгерметизации внутренней герметичной оболочки жидкометаллический теплоноситель (в частности на основе свинца), не успевая застыть, по трещинам в бетонном наполнителе может попасть сначала в трубчатые каналы сбора парогазовой смеси, затем в кольцевые сборные коллекторы каждого высотного слоя их расположения, далее по вертикальным стоякам в нижний кольцевой сборный коллектор бетона, откуда по парогазоотводным патрубкам корпуса может истечь в помещение системы парогазоотведения, и, в результате, оголить активную зону ядерного реактора.The main disadvantage of the system for drying the reinforced concrete vessel of a nuclear reactor presented in the known invention is the danger of a severe accident associated with emptying (draining) the core of a nuclear reactor. with the lower location of the prefabricated annular collector with steam and gas outlet pipes, the presence of a vacuum pump in the specified drying system, failure of the shut-off valves provided in the steam and gas removal system to ensure periodic activation of the drying system (or lack of time to close it), in case of depressurization of the inner hermetically sealed shell, liquid metal coolant ( in particular, based on lead), without having time to solidify, through cracks in the concrete filler, it can first enter the tubular channels for collecting the vapor-gas mixture, then into the annular prefabricated collectors of each height layer of their location, then along the vertical risers into the lower annular prefabricated concrete collector, from where through the steam and gas outlet pipes of the vessel can leak into the room of the steam and gas removal system, and, as a result, expose the core of the nuclear reactor.

Задачей заявленного изобретения является повышение эффективности процесса сушки бетона корпуса ядерного реактора и повышение безопасности ядерного реактора.The objective of the claimed invention is to improve the efficiency of the process of drying concrete in a nuclear reactor vessel and to increase the safety of a nuclear reactor.

Техническим результатом настоящего изобретения является организация движения образующихся при сушке паров и газов на принципах естественной циркуляции и исключение вероятности оголения активной зоны ядерного реактора.The technical result of the present invention is the organization of the movement of vapors and gases formed during drying on the principles of natural circulation and the exclusion of the likelihood of exposing the core of a nuclear reactor.

Указанный технический результат достигается тем, что в системе сушки бетона, включающей расположенные в железобетонном (металлобетонном) корпусе ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем и активной зоной, выполненном в виде бетонного массива, расположенного между двумя герметичными металлическими оболочками: внутренней, отделяющей контур циркуляции жидкометаллического теплоносителя от бетонного массива, и наружной, отделяющей бетонный массив от окружающей среды, и расположенными в бетонном массиве - коаксиально наружной - промежуточными металлическими оболочками, разделяющими различные по составу бетоны, составляющие бетонный массив, вертикальные стояки, подведенные к установленным по высоте корпуса кольцевым коллекторам с поперечно расположенными негерметичными трубчатыми каналами для сбора парогазовой смеси, крайний из которых является сборным и соединен с парогазоотводящими патрубками железобетонного (металлобетонного) корпуса, одна из промежуточных оболочек также выполнена герметичной, при этом объем свободного пространства внутри нее выбран равным не более 0,8 от объема жидкометаллического теплоносителя, находящегося при эксплуатации в корпусе реактора над активной зоной, верхний срез промежуточной герметичной оболочки расположен на уровне не ниже уровня жидкометаллического теплоносителя в корпусе при эксплуатации, а сборный коллектор с патрубками расположен выше верхнего среза промежуточной герметичной оболочки.The specified technical result is achieved by the fact that in the concrete drying system, which includes located in a reinforced concrete (metal-concrete) reactor vessel with a liquid metal coolant and an active zone made in the form of a concrete mass located between two hermetic metal shells: an internal one that separates the circulation loop of a liquid metal coolant from concrete massif, and external, separating the concrete massif from the environment, and located in the concrete massif - coaxially external - intermediate metal shells separating concretes of different composition that make up the concrete massif, vertical risers brought to the annular collectors installed along the height of the body with transversely located unsealed tubular channels for collecting the steam-gas mixture, the outermost of which is prefabricated and connected to the steam-gas outlet pipes of the reinforced concrete (metal-concrete) body, one of the intermediate shells is also made it is sealed, while the volume of free space inside it is selected to be no more than 0.8 of the volume of the liquid metal coolant, which is during operation in the reactor vessel above the core, the upper cut of the intermediate hermetic shell is located at a level not lower than the level of the liquid metal coolant in the vessel during operation, and the prefabricated manifold with branch pipes is located above the upper cut of the intermediate hermetic shell.

Сущность заявленного изобретения поясняется фиг. 1 и 2, где на фиг. 1 представлен железобетонный (металлобетонный) корпус ядерного реактора, а на фиг. 2 - система сушки железобетонного (металлобетонного) корпуса ядерного реактора.The essence of the claimed invention is illustrated in FIG. 1 and 2, where in FIG. 1 shows a reinforced concrete (metal-concrete) nuclear reactor vessel, and FIG. 2 - drying system for reinforced concrete (metal-concrete) nuclear reactor vessel.

На рисунках указаны металлические оболочки железобетонного корпуса - внутренняя 1, отделяющая жидкометаллический теплоноситель первого контура от бетона, наружная 2, отделяющая бетон от окружающей среды, промежуточные 3 оболочки, разделяющие различные по составу, назначению и жаростойкости бетоны, верхнее перекрытие 4, центральная полость 5 с активной зоной 6 реактора, периферийные полости 7 с находящимися в них парогенераторами 8 и главными циркуляционными насосами 9, соединенные проходками 10 с центральной полостью 5, система сушки бетонов, включающая трубчатые каналы 11, кольцевые коллектора 12, вертикальные стояки 13, сборный кольцевой коллектор 14, парогазоотводные патрубки 15.The figures show the metal shells of the reinforced concrete body - inner 1, separating the liquid-metal coolant of the primary circuit from concrete, outer 2, separating concrete from the environment, intermediate 3 shells separating concrete of different composition, purpose and heat resistance, upper floor 4, central cavity 5 s the active zone 6 of the reactor, peripheral cavities 7 with steam generators 8 and main circulation pumps 9 located in them, connected by penetrations 10 with the central cavity 5, a concrete drying system including tubular channels 11, annular collectors 12, vertical risers 13, collecting annular collector 14, steam and gas outlet pipes 15.

Изобретение осуществляется следующим образом.The invention is carried out as follows.

При работе ядерного реактора на мощности в железобетонном (металлобетонном) корпусе осуществляется циркуляция ЖМТ: главные циркуляционные насосы 9, расположенные в периферийной полости 7, по проходке 10 подают ЖМТ в опускной участок центральной полости 5, после разворота в которой ЖМТ поступает в активную зону 6, нагревается в ней и далее по внутреннему коллектору проходки 10 поступает в парогенераторы 8, где опускаясь, ЖМТ отдает тепло второму контуру реакторной установки (РУ), и охлажденный ЖМТ поступает на вход в главные циркуляционные насосы 9. Герметичность первого контура РУ обеспечивается герметичностью внутренней оболочки и верхнего перекрытия 4 корпуса. Различные по составу, назначению и свойствам бетоны бетонного массива железобетонного корпуса, выполняющие функции радиационной защиты окружающей среды, теплоизоляции и сейсмостойкости корпуса, заключенные в формирующие их расположение в корпусе - внутреннюю 1, наружную 2 и промежуточные 3 металлические оболочки - разогреты в процессе эксплуатации до высоких температур тепловым потоком от ЖМТ контура и радиационным воздействием от активной зоны (в диапазоне от 500°С - в области прилегания к внутренней оболочке - до 60°С - в районе наружной оболочки - при использовании, например, ЖМТ на основе свинца с температурой циркуляции в первом контуре от 420 до 540°С.When a nuclear reactor operates at power in a reinforced concrete (metal-concrete) vessel, LMC is circulated: the main circulation pumps 9, located in the peripheral cavity 7, feed LMC through penetration 10 into the lowering section of the central cavity 5, after turning in which the LMC enters the core 6, heats up in it and then through the internal header of the penetration 10 enters the steam generators 8, where, when lowering, the LMC gives off heat to the second circuit of the reactor plant (RU), and the cooled LMC enters the inlet to the main circulation pumps 9. The tightness of the primary circuit of the RU is ensured by the tightness of the inner shell and upper overlap of 4 buildings. Concrete of a concrete massif of a reinforced concrete body, different in composition, purpose and properties, performing the functions of radiation protection of the environment, thermal insulation and seismic resistance of the body, enclosed in the formation of their location in the body - inner 1, outer 2 and intermediate 3 metal shells - are heated during operation to high temperatures by the heat flux from the LMC loop and radiation exposure from the core (in the range from 500 ° C - in the area adjacent to the inner shell - to 60 ° C - in the area of the outer shell - when using, for example, LMC based on lead with a circulation temperature in the first circuit from 420 to 540 ° C.

В процессе температурного воздействия и радиационного распада в составляющих бетонного наполнителя образуется парогазовая смесь, подлежащая удалению системой сушки (с целью предотвращения неконтролируемого повышения давления парогазовой смеси в замкнутом объеме железобетонного (металлобетонного) корпуса и возникновения в бетоне внутренних напряжений, приводящих к нарушению его структуры и прочностных свойств). Парогазовая смесь, образующаяся при эксплуатации ядерного реактора в порах бетона под влиянием градиента давления диффундирует в направлении негерметичных трубчатых каналов 11 (т.е. в сторону меньшего давления), далее по трубчатым каналам 11 поступает в послойные кольцевые коллекторы 12, откуда поднимается по вертикальным стоякам 13 и собирается в сборном кольцевом коллекторе 14, после чего отводится из корпуса по парогазоотводным патрубкам 15 в отводящие каналы (на фиг. не обозначены), в которых парогазовая смесь охлаждается относительно «холодным» воздухом окружающей среды и частично конденсируется, создавая при этом разряжение и из которых она затем поступает в систему парогазоотведения (на фиг. не обозначена), где окончательно охлаждается и утилизируется.In the process of temperature exposure and radiation decay, a vapor-gas mixture is formed in the components of the concrete filler, which must be removed by the drying system (in order to prevent an uncontrolled increase in the pressure of the vapor-gas mixture in a closed volume of a reinforced concrete (metal-concrete) body and the appearance of internal stresses in concrete, leading to a violation of its structure and strength properties). The vapor-gas mixture formed during the operation of a nuclear reactor in the pores of concrete under the influence of a pressure gradient diffuses in the direction of the leaky tubular channels 11 (i.e. towards a lower pressure), then through the tubular channels 11 it enters the layer-by-layer annular collectors 12, from where it rises along the vertical risers 13 and is collected in a collecting annular collector 14, after which it is discharged from the body through the vapor-gas outlet pipes 15 into the outlet channels (not indicated in the figure), in which the vapor-gas mixture is cooled by relatively "cold" ambient air and partially condenses, thus creating a vacuum and from which it then enters the steam and gas removal system (not indicated in the figure), where it is finally cooled and utilized.

Работа системы сушки необходима также и на этапе, предваряющем пуск ядерного реактора в эксплуатацию, для получения высокотемпературных бетонных наполнителей (в процессе высокотемпературной сушки бетонные наполнители приобретают требуемые физико-механические свойства с одновременным удалением из них паров и газов). Этот процесс, осуществляемый после бетонирования корпуса (точнее после набора залитым бетоном требуемой прочности), предусматривает постепенный (с временной выдержкой на каждой ступени разогрева) разогрев корпуса до требуемой температуры (как правило, соответствующей рабочей температуре бетона при эксплуатации) с одновременным удалением из бетонного массива воды, а также паров и газов, образующихся при сушке). На этом довольно длительном этапе работа системы сушки предусматривается непрерывной в отличие от этапа эксплуатации ядерного реактора, когда она может включаться в работу периодически. Сам процесс движения паров и газов в процессе создания высокотемпературных бетонов аналогичен вышеописанному при эксплуатации.The operation of the drying system is also necessary at the stage preceding the start-up of a nuclear reactor in order to obtain high-temperature concrete fillers (in the process of high-temperature drying, concrete fillers acquire the required physical and mechanical properties with the simultaneous removal of vapors and gases from them). This process, carried out after the housing has been concreted (more precisely, after the set with the poured concrete of the required strength), provides for gradual (with a temporary holding at each heating stage) heating the housing to the required temperature (as a rule, corresponding to the working temperature of concrete during operation) with simultaneous removal from the concrete mass water, as well as vapors and gases generated during drying). At this rather long stage, the operation of the drying system is provided for continuous, in contrast to the stage of operation of a nuclear reactor, when it can be switched on periodically. The very process of movement of vapors and gases in the process of creating high-temperature concretes is similar to that described above during operation.

Выполнение одной из промежуточных оболочек 3 (преимущественно ближайшей к внутренней, отделяющей жидкометаллический теплоноситель от бетона) герметичной, при расположении верхнего торца (среза) этой оболочки на уровне, не ниже уровня жидкометаллического теплоносителя в корпусе при эксплуатации, с объемом свободного пространства (т.е. пространства, образованного объемом трубчатых каналов системы сушки с вертикальными и горизонтальными коллекторами и объемом трещин и пор в бетоне, возникающих при эксплуатации, в том числе, из-за усадки бетона) в герметичной промежуточной оболочке, выбранным равным не более 0,8 от объема ЖМТ, находящегося при эксплуатации в корпусе реактора над активной зоной, в сочетании с верхним парогазоотведением в системе сушки, во-первых, консервативно обеспечивает локализацию ЖМТ в корпусе при разгерметизации внутренней оболочки, а, во-вторых, пассивно исключает возможность тяжелой аварии с опорожнением активной зоны, имеющей большую вероятность при нижнем расположении парогазоотвода.The implementation of one of the intermediate shells 3 (mainly the closest to the inner one, separating the liquid-metal coolant from the concrete) is hermetic, when the upper end (cut) of this shell is located at a level not lower than the level of the liquid-metal coolant in the housing during operation, with a volume of free space (i.e. space formed by the volume of tubular channels of the drying system with vertical and horizontal collectors and the volume of cracks and pores in concrete arising during operation, including due to concrete shrinkage) in a sealed intermediate shell, selected equal to no more than 0.8 of the volume LMC, which is in operation in the reactor vessel above the core, in combination with the upper steam and gas removal in the drying system, firstly, conservatively ensures the localization of LMC in the vessel during depressurization of the inner shell, and, secondly, passively excludes the possibility of a severe accident with emptying the active zone that has a high probability at the lower location on the steam and gas outlet.

Таким образом, заявленное изобретение повышает эффективность парогазоотведения в системе сушки за счет организации в ней естественной циркуляции парогазовой смеси и снижает вероятность оголения активной зоны ядерного реактора.Thus, the claimed invention increases the efficiency of steam and gas removal in the drying system by organizing the natural circulation of the steam-gas mixture in it and reduces the likelihood of exposing the core of a nuclear reactor.

Claims

Concrete drying system, including a nuclear reactor with a liquid-metal coolant and an active zone located in a reinforced concrete (metal-concrete) shell, made in the form of a concrete mass, located between two sealed metal shells: an inner one that separates the liquid-metal coolant circulation loop from the concrete mass, and an outer one that separates the concrete the massif from the environment, and located in the concrete massif - coaxially outer - with intermediate metal shells separating concretes of different composition that make up the concrete massif, vertical risers connected to the annular collectors installed at the height of the body with transversely located leaky tubular channels for collecting the vapor-gas mixture, the outermost of which is prefabricated and is connected to the steam and gas outlet pipes of the reinforced concrete (metal-concrete) body, characterized in that one of the intermediate shells is also made sealed, while the volume with the free space inside it is chosen to be no more than 0.8 of the volume of the liquid metal coolant in operation in the reactor vessel above the core, the upper cut of the intermediate hermetic shell is located at a level not lower than the level of the liquid metal coolant in the vessel during operation, and the prefabricated collector with branch pipes is located above the upper cut of the intermediate hermetic shell.