CC BY
38УДК 621.039
Ю.П. Удалов1, Н.Ф. Фёдоров2, Б.А. Лавров3, А.С. Сидоров4
Введение
Чернобыльская катастрофа произошла из-за неуправляемого разогрева топливных сборок ядерного реактора большой мощности типа РБМК, приведшего к разрыву трубопроводов охлаждающего контура с последующим паровым взрывом и взрывом воздушно-водородной смеси. Оставшееся ядерное топливо расплавилось, разрушило строительные бетонные конструкции и растеклось на нижний уровень в помещение бас-сейна-барбатёра [1, 2]. По современной терминологии расплав, содержащий ядерное топливо и расплавленные компоненты внутрикорпусных устройств называется кориумом.
Таким образом, в случае тяжёлой аварии ядерного реактора имеются следующие опасности:
• опасность парового взрыва,
• опасность контакта перегретых расплавов с конструкционными материалами,
• опасность взрыва воздушно-водородной смеси.
Вот уже более 20 лет в исследовательских и проектно-конструкторских организациях различных стран проводится мониторинг последствий Чернобыльской катастрофы, анализ её причин и меры по предотвращению аварий такого масштаба в будущем. Необходимость такой работы обусловлена рядом факторов:
• Огромным экономическим и экологическим ущербом, последствия которого не устранены до сих пор и вряд ли будут устранены в обозримом будущем.
• Существованием вероятности тяжёлой аварии ядерно -го реактора с расплавлением активной зоны (по оценкам, принятым в работе [3], она составляет 107 события на реакторо-год).
Не вдаваясь в основные причины расплавления активной
ФУНКЦИОНАЛЬНЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ПАССИВНОГО УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИЕЙ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА ВНЕКОРПУСНОЙ СТАДИИ ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ. ЧАСТЬ 1
Санкт-Петербургский государственный технологический институт (технический университет), 190013, Санкт-Петербург, Московский пр., д. 26
ОАО «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ»
105005, Москва, ул. Бакунинская, д. 7, с. 1
Для недопущения аварии, подобной Чернобыльской катастрофе, на современных АЭС используются ловушки для локализации расплава активной зоны. Жертвенные материалы и конструкция ловушки, использующейся для этой цели, определяются физико-химическими свойствами расплава и кориума и предназначены для его локализации, замораживания, предотвращения выхода радиоактивных элементов в окружающую среду в случае разрушения корпуса ядерного реактора.
Ключевые слова: ядерный реактор, кориум, запредельная авария, жертвенные материалы.
зоны реактора четвёртого блока Чернобыльской атомной электростанции, приведшей к выходу кориума из корпуса реактора, можно констатировать, что в четвёртом блоке не были предусмотрены меры по пассивному управлению и ликвидации опасных последствий такой аварии. Осознание этого факта и составляет ключевые идеи пассивного физико-химического управления запроектной тяжёлой аварией ядерного реактора:
1. Все необходимые перемещения кориума и снижение его теплосодержания (температуры) должны происходить под действием природных сил, действующих без вмешательства человека (силы тяжести, градиента температуры, химических реакций, растворения). Это обеспечивается составом и пространственным расположением материалов, находящихся в подреакторном пространстве.
2. Материалы в подреакторном пространстве при любом потенциально возможном энерговыделении кориума, вышедшего за пределы первого контура, и любом его составе должны обеспечивать разбавление и охлаждение кориума без нарушения механической целостности устройства, в котором обеспечивается локализация кориума. Цель разбавления: снижение энтальпии кориума и обеспечение его подкритичности. Материалы, предназначенные для этой цели, получили название «жертвенные материалы» (ЖМ). Устройство, в котором размещены ЖМ и осуществляется охлаждение кориума вплоть до замораживания, называется устройством локализации расплава (УЛР).
Анализ конструкций устройств локализации расплава
Состав и функции жертвенных материалов в УЛР определяются концепцией работы такого устройства. Поэтому неиз-
1 Удалов Юрий Петрович, д-р хим. наук, профессор, каф. технологии электротермических и плазмохимических производств СПбГТИ(ТУ), e-mail: udalov@lti-gti.ru
2
Федоров Николай Федорович, д-р техн. наук, профессор, заведующий каф. химии и технологии материалов и изделий сорбционной техники СПбГТИ(ТУ), e-mail: sorbent@lti-gti.ru
3 Лавров Борис Александрович, д-р техн. наук, профессор, заведующий каф. технологии электротермических и плазмохимических производств СПбГТИ(ТУ), e-mail: lavrov@lti-gti.ru
4 Сидоров Александр Стальевич, канд. техн. наук, начальник отдела, ОАО «Атомэнергопроект»
Дата поступления - 13 сентября 2010 года
бежно требуется краткая характеристика конструкций разработанных устройств. К настоящему времени существуют три концепции локализации расплава при тяжелой аварии ядерного реактора с деградацией активной зоны:
1 Удержание расплава активной зоны в корпусе реактора
[4].
2 Растекание расплава кориума по большой горизонтальной поверхности вне бетонной шахты реактора с последующим охлаждением расплава [5-8].
3 Удержание расплава кориума в всдоохлаждаемом металлическом корпусе, расположенном в подреакторном пространстве бетонной шахты (УЛР тигельного типа) [9, 10].
Подробный анализ этих концепций изложен в работах [1113].
Первая концепция, предложенная впервые Т. Теофану-сом, состоит в удержании расплава кориума в корпусе реактора при пассивном охлаждении наружной поверхности корпуса с обеспечением докризисного режима кипения охлаждающей воды. Эта концепция предложена к реализации, в основном, на АЭС с реакторами средней мощности, в том числе на АЭС с ВВЭР-440 (реализована на АЭС «Ловииса») [14], в проектах АР-600 [14] и АЭС с ВВЭР-640 [15]. Применение этой концепции для реакторов мощностью 1000 ИВт и выше до сих пор не получило надёжного обоснования.
Вторая концепция локализации расплава активной зоны, разрабатываемая в настоящее время, состоит в создании внекорпусного устройства, в котором кориум разливается по большой горизонтальной поверхности специального помещения с обеспечением его последующего пассивного водяного охлаждения. Наиболее детально эта концепция разработана для европейского реактора EPR (European Pressurized Reactor) и описана в работах [5, 6]. Схема устройства локализации для этого реактора приведена на рисунке 1.
Данная концепция имеет следующие характерные особенности:
1 После проплавления корпуса реактора расплав кориума не попадает сразу в помещение локализации, а временно сохраняется в накопителе (предловушке), расположенном в подреакторном пространстве бетонной шахты (рисунок 1). В накопителе помещается ЖМ, который состоит из специально подобранной композиции легкоплавких оксидов. Его наличие обеспечивает временное удержание расплава кориума в накопителе, а также изменяет характеристики расплава исходного кориума для обеспечения лучшего растекания. Количество ЖМ рассчитывается из условия удержания расплава в накопителе примерно в течение 1 часа, после чего он проплавляет стальную заглушку и через наклонный канал поступает в соседнее помещение локализации. Рассчитанный промежуток времени, в течение которого расплав удерживается в накопителе, должен превышать длительность поступления его из корпуса реактора.
Третья концепция УЛР состоит в создании устройства тигельного типа, которое представляет собой стальной теплообменник-тигель, расположенный в подреакторном пространстве бетонной шахты реактора, охлаждаемый снаружи проточной водой. Охлаждающая вода поступает в бетонную шахту пассивным способом. Внутренняя полость теплообменника УЛР частично заполнена ЖМ. Схема УЛР представлена на рисунке 2. Указанная концепция УЛР разработана, обоснована и внедрена в проектах АЭС "Тяньвань" в Китае и АЭС "Куданкулам" в Индии с реакторами ВВЭР-1000, в проектах ЛАЭС-2 (г. Сосновый Бор) и НВАЭС-2 (г. Нововоронеж) с реакторами ВВЭР-1200 [13].
Рисунок 1. Схема устройства локализации расплава для ядерного реактора БРЯ(вторая концепция). 1 - помещение растекания; 2 - слой застывшего кориума; 3 - система охлаждение основания; 4 - керамика из оксида циркония; 5 - наклонный канал; 6 - жертвенный материал; 7 - защитный слой; 8 - слой оксида циркония; 9 - выплавляемая заглушка
Рисунок 2. Схема устройства локализации расплава для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 по третьей концепции: 1 - контейн-мент, 2 -реактор, 3 - бетонное основание, 4 - бетонная консоль, 5 - устройство подвода охлаждающей воды, 6 - устройство отвода охлаждающей воды/, 7 - кольцевая секция теплообменника, 8 - корзина, 9 - силовое ребро, 10 - секция теплоизолятора (БГК), 11 - вентиляционный канал, 12 - тепловой изолятор (БГК), 13 - огнеупорный бетон ОКА, 14 - защиный промежуточный слой ОКА-М, 15 -ожижающий слой на поверхности плиты/ нижней (ЦКС-М), 16 - кассета с ЖКМ, 17 - защитный слой БГК, 18 -слои кладочного цемента ЦКС, 19 - кассета с жертвенной сталью, 20 - место предполагаемого разрыва корпуса и возникновения течи, 21 - направление движения кориума. Участок А дан в увеличенном масштабе слева.
Третья концепция совмещает в себе элементы способа удержания расплава в корпусе реактора (пассивное водяное охлаждение металлического корпуса, ограничивающего зону локализации расплава) и способа, используемого в УЛР реактора ЕРк для изменения структуры и свойств расплава (применение жертвенного материала). Это позволяет, с одной стороны, снизить максимальную плотность теплового потока от расплава к охлаждаемой поверхности корпуса УЛР до уровня, соответствующего удержанию расплава в корпусе реактора средней мощности, а с другой, исключить проблему растекания расплава по большой горизонтальной поверхности и зависимость функционирования УЛР от сценария развития тяжелой аварии.
Данная статья посвящена физико-химическим и материа-ловедческим проблемам третьей концепции локализации расплава.
Сценарии развития запроектной аварии ядерных реакторов типа ВВЭР и схема работы УЛР при тяжёлой аварии
Результаты моделирования протекания тяжелой запроект-ной аварии (ЗПА) по интегральному комплексу РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ/АНГАР и кодам РЕЬАР, МЕЬСШ для ши-
Примечание:
1 Неопределённости в составе по урану и цирконию связаны с переходом части циркония и урана из кориума в металлический расплав - неравновесный состав металлической и оксидной фаз расплава не может быть вычислен точно;
2 В обосновании работоспособности УЛР температура расплавленной стали принимается в диапазоне от 1600>С до 2100С, что является как следствием различных сценариев протекания тяжелой ЗПА, так и влиянием различных методик, применяемых для моделирования этих сценариев. В этих условиях конструкция УЛР и набор ЖМ должны отвечать критерию устойчивости к любым неблагоприятным значениям параметров. Поэтому в каждом конкретном случае использовалось такое значение температуры, которое наиболее неблагоприятно: в некоторых случаях это низкие значения температуры расплава, а в других - высокие;
3Это остаточное максимальное давление в корпусе реактора, однако, эффективное давление, действующее на корпус УЛР, составляет другую величину, учитывающую активное воздействие струи расплавленного кориума, импульсная составляющая которого достигает 2,5 МПа
Наименование величины ЛАЭС-2 ЛАЭС-2 НВАЭС-2
Большие течи Малые течи Все сценарии
Масса смеси стали ВКУ, выходящей в УЛР, т 45 50-75 ~85
Масса корпусной стали, выходящей в УЛР, т 30 30-40 ~40
Масса оксидов, поступающих в УЛР, т, не более 100 114 113
в том числе:
1Ю2 86 87 87
ZrO2 14 27 26
Температура стали в момент выхода расплава, оС 21002
Температура оксидов в момент начала выхода в 2800
УЛР, оС
Максимальное статическое давление в корпусе 1,03
реактора в момент выхода расплава, МПа
Мощность остаточного тепловыделения, МВт 27-30 15-23 16-17
Момент начала поступления расплава в УЛР, ч 2 4-20 36-45
Длительность выхода,ч 1 1 2-4
В том числе залповый выход:
металлическая фаза (корпусная сталь), т 40-50 (~5) 50-60 (5-6) 60 (~6)
оксиды, т нет нет нет
Характеристики расплава в УЛР:
масса оксидной фазы, т1 80-100 100-114 100-113
масса металлической фазы, т 75-95 105-125 ~135
степень окисления циркония,% 30-40 60-80 65-75
рокого спектра исходных событий с большими и малыми течами первого контура при полном обесточивании блока и не восстановлении энергопитания после 24 часов, при различных сценариях работы пассивных систем безопасности, выполненного в работе [16], на примере ЛАЭС-2 и НВАЭС-2 с ВВЭР- 1200, представлены в таблице 1. Обобщённые исходные данные для проектирования УЛР и конструктивные особенности исполнения обеспечивающих систем представлены в таблице 2.
Преимущества третьей концепции.
Функционирование УЛР во время протекания тяжелой ЗПА с выходом расплава за пределы корпуса реактора определяется принятой концепцией локализации расплава. Концепция включает следующие характерные особенности:
- после проплавления корпуса реактора расплав кориума попадает в пространство, ограниченное сбоку и
Таблица 2. Исходные данные для проектирования УЛР
Исходные данные для проектирования УЛР УЛР АЭС "Тяньвань" УЛР АЭС "Куданкулам" Унифицированное УЛР АЭС-2006
НВАЭС-2 ЛАЭС-2
МРЗ (ПЗ) для УЛР, баллы 7 (6) 7 (6) 8 (7)
Температура стали, поступающей в УЛР, оС 2000 20001 2100
Температура оксидов, поступающих в УЛР, оС 2600 26002 2800
Масса поступающих в УЛР компонентов кориума из корпуса реактора: сталь + оксиды, т 98+96=194 100+100=200 135+115=250
Тепловая мощность кориума, МВт 23 15 30
Поступление воды с пола бокса парогенераторов Отсутствует Через приямок Через приямок Ограничено
Запас воды для охлаждения УЛР ШР ВКУ и топливный бассейн ШР ВКУ ШР ВКУ ШР ВКУ
Управление подачей воды в бетонную шахту для охлаждения корпуса УЛР Активное Нет Нет Активное
Поступление воды в бетонную шахту Гидростатическое из ШР ВКУ Уравнительное из бака-приямка Уравнительное из бака-приямка Самотёком с пола бокса ПГ и уравнительное из баков аварийного запаса воды
Управление подачей воды из ШР ВКУ внутрь корпуса УЛР Активное Активное Пассивное Активное
Поступление воды внутрь корпуса УЛР Гидростатическое из ШР ВКУ Гидростатическое из ШР ВКУ Гидростатическое из ШР ВКУ и уравнительное из бетонной шахты Гидростатическое из ШР ВКУ и уравнительное из бетонной шахты
Контроль начала поступления кориума в УЛР из корпуса реактора и уровня воды в бетонной шахте для охлаждения наружной поверхности корпуса УЛР КИП температ. КИП уровня воды КИП температ. КИП уровня воды Нет КИП температуры КИП уровня воды
1 Температура стали принята как для АЭС "Тяньвань".
2 Температура оксидов принята как для АЭС "Тяньвань".
снизу водоохлаждаемыми стальными стенками корпуса УЛР, расположенного в подреакторном пространстве бетонной шахты;
- всдоохлаждаемое пространство УЛР частично заполнено жертвенным материалом, который состоит из специально подобранной композиции стали, и относительно легких и легкоплавких оксидов;
- поступающий из реактора в УЛР расплав кориума взаимодействует с жертвенным материалом, что оптимизирует условия теплоотвода, сглаживает неопределенности, обусловленные различием сценариев протекания тяжелой аварии, и обеспечивает инверсию металлической и оксидной компонент расплава до подачи воды на его поверхность;
- для охлаждения расплава используется вода, которая самотеком поступает с пола бокса парогенераторов и из шахт ревизии внутрикорпусных устройств ядерного реактора (ВКУ); снаружи корпус УлР охлаждается водой, поступающей в бетонную шахту с пола бокса парогенераторов.
- генерируемый в УЛР пар отводится в пространство контейнмента через каналы, размещенные в ферме-консоли, запаса охлаждающей воды достаточно для ее подачи в корпус УЛР пассивным способом из шахт ревизии ВКУ в течение 24 часов;
- корпус УЛР обеспечивает отвод тепла от ванны расплава снизу и с боковой стороны;
- защита расположенных выше строительных конструкций от теплового излучения с зеркала расплава до завершения формирования ванны расплава осуществляется специальными теплозащитными экранами и последующей подачей воды на поверхность расплава;
- обеспечение инверсии металлической и оксидной компонент перед подачей воды на зеркало расплава гарантирует отсутствие паровых взрывов, т. к. безопасность подачи воды на расплав оксидов подтверждена результатами исследований.
- отсутствие воды в наполнителе, расположенном в корпусе УЛР, до момента поступления в него расплава обеспечивается конструктивными мерами.
Для удержания днища корпуса реактора при его отрыве, а также защиты корпуса УЛР от падения крупных фрагментов и струи расплава в верхней части устройства предусмотрена прочная железобетонная плита, имеющая воронкообразную форму («плита нижняя»).
Объединение в предложенной концепции в одно целое функций холодного (водоохлаждаемого) тигля для локализации расплава и накопителя с жертвенным материалом существенно расширило, видоизменило и придало новое качество задачам, которые должен выполнять жертвенный материал (по сравнению с концепцией ЕРк).
Для обоснования указанной концепции УЛР применительно к АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200, был выполнен большой объем расчетных исследований, экспериментальных и опытно-конструкторских работ в различных организациях Российской Федерации (в том числе и в Санкт-Петербургском технологическом институте). Разработаны методики расчета и расчетные программы. Разработаны и внедрены в серийное производство технологии изготовления неметаллических материалов и выполнено детальное исследование их характеристик. По результатам исследований и разработанным методикам было выполнено расчетное обоснование проектов УЛР для АЭС с ВВЭР-1000 в Китае и Индии и проектов УЛР для АЭС с ВВЭР-1200 в России.
Анализ концепции УЛР для АЭС с ВВЭР-1000, а также полноты и эффективности расчетно-экспериментального обоснования работоспособности УЛР для Тяньваньской АЭС был выполнен экспертами МАГАТЭ [14], а также в рамках проекта ЕШОСОкЕ 5-ой европейской рамочной программы по реакторной безопасности [15]. В заключении, приведенном в [14, 15], отмечаются преимущества концепции УЛР для ВВЭР-1000 по сравнению с другими рассматриваемыми концепциями и достаточная обоснованность работоспособности устройства локализации расплава.
Расчёты и экспериментальная проверка показали, что кориум содержит две несмешивающиеся между собой компоненты: металлическую и оксидную. Металлическая компонента кориума (МКК) образуется в результате расплавления стальных внутрикорпусных устройств и стенки ядерного реактора. Оксидная компонента кориума (ОКК) образуется в результате расплавления таблеток с ядерным топливом и растворении в этом расплаве металлического циркония и оксида циркония, образовавшегося в результате окисления металлического циркония водяным паром и кислородом воздуха. Плотность МКК (около 7 г/см3) меньше, чем ОКК (около 8 г/см3), что вызывает расслоение этих расплавов при совместном присутствии.
Опасными свойствами кориума являются:
• высокое теплосодержание и температура до 28 000С, что грозит расплавлением любых материалов, с которыми кориум контактирует;
• высокая концентрация сильных восстановителей (циркония и хрома), которые при контакте с водяным паром окисляются с образованием газообразного водорода, а при контакте с твёрдыми оксидами вызывают образование аэрозолей субоксидов типа 5Ю, АЬО, А10 и т.п.; при контакте со стальными конструкциями эти восстановители образуют легкоплавкие эвтектики, что снижает механическую прочность конструкции.
Предельно возможные (максимальные и минимальные) основные параметры кориума представлены в таблице 3.
Таблица 3. Предельные параметры кориума на выходе из корпуса ядерного реактора
Параметр МКК ОКК
Температура 1600-2100°С 2300-2600°С
Содержание Zr до 7 мас.% 0-11 мас.%
Содержание & до 2 мас.% -
Основные компоненты Fe 89-96 мас.% 1Ю2 70-80 мас.% ZrO2 8-20%
Некоторое представление о свойствах кориума можно получить из диаграммы плавкости системы и02-7г02^г, которая составляет основу ОКК, и диаграммы плавкости системы Fe-Zr-Cr, которая составляет основу МКК (рисунки 3 и 4 соответственно). Диаграммы построены расчётным путём с использованием модели регулярных растворов по программе DIATRIS 1.2 [18, 19].
Шаг по изотермам: 100°С
Рисунок 3. Расчётная диаграмма плавкости системы и02-1г02-1г. Тройные эвтектики: Е1 -1/02-45,1Ю2-32, 1г-23 масс.%, Те1=1937°С; Е2 - 1Ю2-6, Ю-22,1г-72 масс.%, Те1=1937°С. Область АВС - положение вероятных составов ОКК при тяжёлой аварии ядерного реактора типа ВВЭР-1000.
Шаг по изотермам: 100°С
Рисунок 4. Расчётная диаграмма плавкости системы Fe-Zr-Cr. Тройные эвтектики: Е1- Fe-71,1г-17, 0-12 масс.%; Е2- Fe-57,1г-11, а-32 масс.%; Е3- Fe-8,1г-88, 0-4 масс. %. Область, ограниченная треугольником Fe-A-B, соответствует положению вероятных составов МКК.
Для снижения (а в идеале полной ликвидации) опасностей, которые возможны после выхода кориума из корпуса реактора типа ВВЭР-1000, был предложен базовый состав керамического ЖМ [20, 21]. Этот материал состоит их эквимолекулярной смеси оксидов железа и алюминия. Функции, которые должны выполнять эти оксиды при взаимодействии с кориумом (как ОКК, так и МКК), состоят в следующем:
1. окисление элементарного циркония до оксида циркония (функция реализуется за счёт восстановления оксида железа до железа).
2. понижение температуры расплава за счёт поглощения тепла в процессе нагрева и при фазовом переходе (функция реализуется за счёт оксида алюминия при его нагревании и плавлении).
3. снижение температуры солидуса образующегося многокомпонентного оксидного расплава (функция реализуется за счёт оксида алюминия и оксидов железа FeO и Fe2Oз).
4. снижение плотности многокомпонентного оксидного расплава до значения менее 7 г/см3 (до значений меньших, чем плотность МКК) - функция реализуется за счёт перехода в оксидный расплав оксида алюминия и оксидов железа FeO и Fe2Oз.
Для более полной реализации этих функциональных требований состав базового керамического ЖМ
был впоследствии модифицирован с целью повышения содержания активного кислорода и оптимизации технологии изготовления [22, 23]. Кроме того, для повышения плотности заполнения объёма УЛР функциональными жертвенными оксидами разработаны составы жертвенных бетонов [24, 25]. Составы жертвенных материалов, использованных в УЛР ЛАЭС-2 и НВАЭС-2, представлены в таблице 4.
Моделирование внекорпусной стадии тяжёлой аварии ядерного реактора типа ВВЭР-1000 показывает, что возможен как совместный выход из корпуса МКК и ОКК, так и их раздельный выход, когда первой начинает вытекать МКК, а ОКК появляется значительно позже. Расплав кориума (как МКК, так и ОКК) вытекает из отверстия и начинает двигаться вниз под действием силы тяжести. Для организации этого движения и защиты строительных конструкций в УЛР предусмотрена воронкообразная конструкция под общим названием «плита нижняя», на которой размещены слои ЖМ (позиции 13, 14, 15 на рисунке 2а). Воронка должна направить струю расплава вниз по оси в собственно тигельную часть УЛР, заполненную жертвенными материалами (позиции 16, 17, 18, 19 на рисунке 2а). В тигле кориум (как МКК, так и ОКК) должен расплавить жертвенные материалы и смешаться с ними в жидком состоянии. При этом должна понизиться температура образующейся смеси. Далее расплав охлаждается за счёт теплопередачи через гарнисажный слой и стальные стенки тигля водой, движущейся самотёком в те-пообменнике 7 (рисунок 2а). Если МКК длительное время будет находиться в контакте с ОКК, то за счёт разности плотностей этих расплавов будет образовываться слой перегретого МКК на поверхности ОКК. В свою очередь, температура ОКК непрерывно повышается за счёт энергии распада радионуклидов. Слой перегретого расплава МКК с температурой более 20 000С может легко достигнуть стальных стенок тигля и прожечь их. В этом суть третьей серьёзной опасности кориума, которую ЖМ должны предотвратить.
Такая многовариантность опасностей накладывает разнообразные требования на состав и пространственное размещение ЖМ на пути движения кориума под действием силы тяжести.
Физико-химические методы управления тяжёлой аварией по третьей концепции
Приёмы реализации функций ЖМ различаются в зависимости от требований обеспечения работоспособности различных узлов УЛР.
Таблица 4. Химические составы и теплофизические свойства жертвенных материалов для УЛР-1200
ЖМ й, г/см3 Пористость, % ср, кДж/кг су, кДж/м3*К Тпл, 0С (ликвидус/ солидус) Содержание оксидов, масс. % Нормативная документация, по которой выпускаются данные материалы
Fe2Oз АЬОз СаО МПО2 ЕгО2
Жертвенные бетоны КС 1,95 32 0.7 1393 1540/1430 50 4 33 17 - - ТУ 1521-430-02068474-2008
ЦКС-М 1,95 32 0.7 1393 1540/1430 48,5 4,7 30,2 11,6 5,0 - ТУ 1569-431-02068474-2008
БГК 2,6 28 0,73 1892 1850/1420 30 40 21,5 8,5 - - ТУ 1569-435-02068474-2008
ОКА 2,75 23 0,7 1800 1930/1760 - 89,4 10,6 - - - ТУ 1569-433-02068474-2008
ОКА-М 3,0 23 0,7 1800 1750/1600 26,6 61,1 7,2 - 5 - ТУ 1569-434-02068474-2008
Керамический материал ПОЖА 3,54,0 20 0,65 3300 1640/1540 67 28 5 - - ТУ 14-194-243-00
Керамический материал ЖКМ 4,95,0 5-10 0,654 3250 1540/1540 95 - 5 - ТУ 1569-433-02068474-2008
ВЦШ 3-3,5 30 0,7 1800 2230/1200 5 56.5 - 38,5 ТУ 1569-429-02068474-2008
Защитное покрытие плиты нижней. Функциональное назначение защитного покрытия из ЖМ плиты нижней заключается:
1. в обеспечении соскальзывания кориума (как МКК, так и ОКК с любой температурой) к центральному отверстию с последующим падением в корзину УЛР;
2. временной защите бетонных и металлических несущих конструкций плиты нижней от разрушения кориумом на период стекания кориума в корзину УЛР.
Для решения этих задач покрытие из ЖМ должно быть многослойным (рисунок 2б).
Основной функцией первого слоя защитного покрытия плиты нижней является ожижение первых (металлических) порций кориума. Для выполнения этой функции данный слой изготовляется из материала ЦКС, либо ЦКС-М (таблица 4).
Расчётно и экспериментально нами показано, что первая порция МКК, содержащая цирконий, с любой расчётной температурой будет беспрепятственно скользить по поверхности защитного слоя плиты нижней, если она будет выполнена из кладочного цемента ЦКС (состав и свойства в таблице 4). При этом слой ЦКС толщиной около 25 мм будет расплавлен и стечёт вместе с кориумом в виде шлака в корзину УЛР. Это обеспечивается экзотермической реакцией окисления циркония МКК кислородом гематита Fe20з. Однако первая порция МКК имеет сравнительно низкую температуру, около 16000С, и может не содержать циркония. В этом случае интенсивного химического взаимодействия между МКК и ЦКС не будет. В зоне контакта МКК и ЦКС будет происходить разложение гематита до магнетита Feз04 и вюстита Fe0, а также плавление портланд-цемента. На эти два процесса будет затрачено тепло МКК, что приведёт к снижению температуры на границе раздела МКК-ЦКС до 15960С, что находится в опасной близости от температуры застывания стали. Опасность данной ситуации в том, что образуется пробка, и последующие порции кориума будут стекать в неконтролируемом направлении. Поэтому нами предлагается замена в составе ЦКС части гематита на оксиды элементов З^группы (оксиды никеля, марганца, меди) в количестве до 10 мас.%. Новый материал обозначили аббревиатурой ЦКС-М. По предварительным данным, такой состав обеспечивает активное взаимодействие расплавленного железа с гематитом с образованием вюстита. Данная реакция экзотермическая и потому переохлаждения пограничных слоёв МКК не будет. Экспериментальные исследования такого процесса описаны в работах [26, 27].
Физико-химический механизм, который обеспечивает появление легкоплавких соединений на границе раздела расплав железа - ЖМ (содержащий оксид железа), заключается в следующем. Известно, что скорость реакции окисления расплавленного железа при контакте с Fe20з мала по ряду причин:
1. образовавшаяся за счёт термической диссоциации оксида железа газовая прослойка мешает обновлению расплава в зоне контакта.
2. расплавленное железо не смачивает гематит, что препятствует развитию поверхности взаимодействия.
3. малая скорость усвоения кислорода металлическим расплавом, согласно теории Есина [28], кроется в образовании двойного электрического слоя (ДЭС). На границе расплавленный металл-расплавленный оксид в виде шлака устанавливается равновесие реакций:
Fe3" шлак +3e=Fe мет (1)
Fe шлак+2e=Feмет (2)
0 шлак=0мет+2e (3)
Переход ионов железа из расплава, содержащего оксиды железа, по реакции (2) в расплав железа за-
труднен, а при первичном акте растворения по реакции (3) сначала образуется нейтральный атом растворённого в железе кислорода, в результате чего на поверхности расплава железа накапливается отрицательный заряд. Нейтрализация отрицательного заряда происходит при наличии в оксидном расплаве (шлаке) оксидов переходных металлов МеО, стоящих в ряду относительных электродных потенциалов правее железа [28]. В качестве добавок к оксиду железа материала ЦКС-М для интенсификации реакции (2) были исследованы оксиды никеля, марганца, меди. В расплаве эти оксиды диссоциируют на катионы металла и анионы кислорода. На границе расплавленное железо-шлак будет протекать окислительно-восстановительная реакция:
2Fe+2Me2++02"=2Fe3++2Me+^02 (4)
В результате снижается заряд ДЭС, поверхность оксида железа в ЦКС-М смачивается расплавленным железом и тем самым интенсифицируется процесс окисления расплавленного железа, содержащегося в МКК с образованием легкоплавкого оксида FeO.
Основной функцией второго слоя защитного покрытия плиты нижней является защита строительных бетонных конструкций от термического воздействия в условиях экзотермической реакции окисления элементарного циркония, содержащегося в ОКК. Хотя, как известно, взаимодействие оксидов алюминия и циркония в широком диапазоне температур, вплоть до температур плавления, протекает в противоположном реакциям (5) и (6) направлении. Однако, в расплавах этих веществ обе эти реакции возможны (данные получены с помощью программы ИВТАНТЕРМО для WINDOWS): 2Al2O3+3Zr=3ZrO2+4Al(gas) + + 3.66-103 кДж/ кг Zr (5)
Al2Os+Zr=Al2O(gas) + +ZrO2 +2645 кДж/кг Zr (6)
Для предотвращения образования пара, а при его охлаждении, аэрозолей оксидов алюминия, в состав ЖМ второго защитного слоя введён оксид железа. Этот материал получил техническое наименование ОКА-М (таблица 2). Роль оксида железа в этом материале хорошо иллюстрирует график зависимости давления паров над смесью оксидов железа и алюминия от температуры (рисунок 5).
Рисунок 5. Суммарное давление паров оксидов алюминия над огнеупорным бетоном состава (хА!20з+(1-х)Бе20з), образующихся в результате окислительно-восстановительной реакции с цирконием кориума (х-мольная доля оксида алюминия), Р -давление в МПа).
Если принять, что приемлемым уровнем давления паров является 0,01 МПа, то из результатов расчётов следует, что предельное содержание оксида алюминия в бетоне должно быть 0,67 моля на 0,33 моля оксида железа Fe20з. Примем в соответствии рекомендаций работы [20], что для обеспечения минимизации давления паров и температуры солидуса, соотношение оксидов алюминия и железа в наружном слое огнеупорного
бетона должно отвечать Х=0,5 (это соответствует составу материала ОКА-М). Толщина слоя ОКА-М подбирается такой, чтобы обеспечить окисление всего элементарного циркония, который содержится в контактных зонах расплава ОКК при прохождении кориума по поверхности плиты нижней.
Третий слой покрытия плиты нижней сделан из бетона с высоким содержанием оксида алюминия (материал ОКА, таблица 4). Такой состав обеспечивает высокую термическую и механическую прочность защитного покрытия плиты нижней. Физико-химические условия в реакционном слое между ОКК (содержание оксида алюминия до 90 мас.%) и защитным бетоном ОКА можно оценить по диаграмме плавкости тройной системы и02^Ю2-А120з (рассчитана нами по программе □¡АТИБ 1.2 и представлена на рисунке б).
аог
Рисунок 6. Расчётная диаграмма плавкости системы UOz-ZrOz-AhOs. Точка Ni - нонвариантное равновесие в
тройной системе на границе купола расслаивания с температурой 174СРС (UO2-56,2, Zr02-15,0, А20з-28,8 мас. %). АВЕз- проекция состава кориума на концентрационный треугольник системы/.
Температура монотектической кристаллизации для составов возможных ОКК (участок АВЕ3 на рисунке 6) соответствует температуре точки N1 (17800С, рисунок 6), а температура ОКК 2300-26 000 С. Отсюда следует, что кориум на границе с ОКА находится в жидком состоянии и потому легко смещается вниз в ту часть УЛР, которая носит условное название «корзина».
Именно в корзине УЛР должны пройти процессы расплавления ЖМ, окисление основной части элементарного циркония, образование однородного оксидного расплава, уменьшение его плотности, перемещение слоя расплава МКК вниз и всплытие слоя расплава ОКК вверх («инверсия кориума»).
Литература
1. Чернобыльский саркофаг. Итоги работы с 1986 г. по настоящее время. http://www.ibrae.ac.ru (Дата обращения 01. 09.2010)
2. Пазухин Э.М. Лавообразные топливосодержащие массы 4-го блока Чернобыльской АЭС: топография, физико-химические свойства, сценарий образования. // Радиохимия, 1994. Т. 36. Вып. 2. С. 97-142.
3. Правила ядерной безопасности реакторных установок ПБЯ УРУ АЭС-89. ПНАЭГ-1-024-90. М.: 1990. 200 с.
4. Tuomisto H., Theofanous T.G. A consistent approach to severe accident management // Nucl. Eng. Des. 1994. V. 148. P. 171-183.
5. Fisher M. Main Features of the EPR MELT Retantion Concept // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolabil-ity. Karlsruhe, Germany. 15-18 Nov. 1999. 10 р.
6. Bittermann D. Principles of Application of Mechanical Design Measures of Control Severe Accident Phenomena, Applied to the Melt Retention Concept of the EPR // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Karlsruhe, Ger-
many. 15-18 Nov. 1999. 9 р.......
7. Nie M. Application of sacrificial concept for the retention and conditioning of molten corium in the EPR core melt retention concept // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolability. Kurlsruhe, Germany. 15-18 Nov. 1999. 9 р.
8. Hellman S., Funke F., Lansman L. [et al]. Physico-Chemical and Material Aspects of the Core Melt Retention Concept // OECD Workshop on Ex-Vessel Debris Coolabil-ity. Karlsruhe, Germany. 15-18 Nov. 1999. 9 р.
9. Кухтевич И.В. [и др]. Концепция локализации расплава кориума на внекорпусной стадии запроект-ной аварии АЭС с ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 2001. № 9. С. 2-7.
10. Сидоров А.С. [и др]. Устройство локализации расплава Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 2001. № 9. С. 8-13.
11. Gasparini M., De Boeck B.J., Rohde J. [et al]. Экспертная миссия для анализа средств смягчения тяжелых аварий на Тяньваньской АЭС // Отчет миссии МАГАТЭ, 23-27 апреля 2001, С.-Петербург: 154 с.
12. Seiler J.M. [et al]. Core-Catcher Crusible in the Tian Wan Core-Catcher // Draft 1. WP5 Meeting at Grenoble, 28-29 January, 2002. Р. 22.
13. Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР: труды науч-практ семинара 12-14 сентября 2000 г. С.Петербург: СПбАЭП, 2000. 390 с.
14. Theofanous T.G., Liu C., Addition S., [et al]. In-vessel coolability and retention of a core melt // Nucl. Eng. Des. 1997. V. 169. P. 1-48.
15. Рогов М.Ф., Кухтевич И.В., Хабенский В.Б. [и др]. Анализ возможности удержания кориума в корпусе ВВЭР-640 при тяжелых авариях с разрушением активной зоны // Теплоэнергетика. 1996. № 11. С. 12-15.
16. Козлов Д.И., Константинов С.А., Мальцев М.Б., [и др]. Моделирование протекания аварий на АЭС с ВВЭР нового поколения с использованием объединенной системы кодов АНГАР и РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ: сб. трудов семинара «Современное состояние развития программных средств для анализа динамики и безопасности АЭС» 19-22 мая 2003 г. Саров: ВНИИЭФ,. 2003. С. 29-47.
17. Чудинов В.В., Аксёнова А.Е., Первичко В.А. [и др]. Разработка и применение компьютерных кодов для моделирования разрыва корпуса реактора в случае тяжёлой аварии: сб. трудов научно-произв. семинара СПб, 12-14 сентября 2000 г. СПб.: АЭП, 2000. С. 297-313.
18. Удалов Ю.П., Голба П., Ле Флем Ж. Диаграмма плавкости системы СаО-^Оз-А^Оз. // Журн. Неорг. Химии. 1979. Т. 24. № 10. С. 2486-2492.
19. Udalov Y., Morozov Y. The program of calculation of fusibility curves of triple systems DIATRIS 1.2 (algorithm, interface and technical application):. 6th International School-Conference Phase Diagrams in Materials Science. Kiev: 2001. Р. 58-59.
20. Гусаров В.В., Хабенский В.Б., Бешта С.В., [и др]. Жертвенный материал устройства локализации расплава активной зоны при запроектных авариях АЭС с ВВЭР-1000: концепция разработки, обоснование и реализация: сб. Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР. «Исследования процессов при запроектных авариях с разрушением активной зоны». Труды научно-практического семинара. С.Петербург, 12-14 сентября 2000. СПб.: Атомэнергопроект. С. 105-140.
21. Гусаров В.В., Хабенский В.Б., Бешта С.В., [и др]. Концепция разработки жертвенных материалов устройства локализации расплава активной зоны при запроектных авариях АЭС с ВВЭР. // Теплоэнергетика. 2001. № 9. С. 22-24.
22. Павлова Е. А. Сидоров А. С. Соловейчик Э.Я. [и др]. Керамический материал для ловушки расплава ак-
тивной зоны ядерного реактора. Евразийский пат. 003961, № 200300147; заявл. 13.02.2003; опубл. 30.10.03. Бюл. №5.
23. Удалов Ю.П., Фёдоров Н.Ф., Сидоров А.С., [и др]. Жертвенный керамический материал для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора (варианты): пат. 2264996 Рос. Федерация. № 2003138013/03; заявл. 29.12.2003; опубл. 10.06.2005. Бюл. №33. 9 с.
24. Бешта С.В., Витоль С.А., Миселев В.М., [и др]. Цемент для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора: пат. 2215340 Рос. Федерация. № 2002100739/03; заявл. 08.01.2002; опубл. 27.10.2003.
25. Бешта С.В., Витоль С.А., Миселев В.М., [и др].
Бетон для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора. пат. 2214980 Рос. Федерация. № 2002107623; заявл. 25.03. 02; опубл. 27.10.2003.
26. Михайлов М.Н. Взаимодействие материалов на основе гематита с расплавленным железом: автореф. дис. ... канд. техн. наук С.Пб., 2007. 19 с.
27. Михайлов М.Н., Удалов Ю.П., Фильчаков И.Ф.. Взаимодействие расплавленного железа с жертвенными материалами на основе гематита. // Физика и химия стекла. 2006. Т. 33. № 2. С. 241-248.
28. Есин О.А., Гельд П.В. Физическая химия пиро-металлургических процессов в 2 ч. Ч. 2 Взаимодействие с участием расплавов. М.: Металлургия, 1966. 703 с.
