СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 1997 года по МПК G21C1/02 G21C9/00 G21C15/18 

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах м натриевым теплоносителем.

Энергетические натриевые реакторы на быстрых нейтронах обычно снабжаются системой аварийного расхолаживания, предназначенной для снятия с активной зоны и рассеивания в окружающую среду остаточных тепловыделений в тех случаях, когда отвод тепла системами нормальной эксплуатации по каким-либо причинам невозможен.

Обычно система аварийного расхолаживания выполняется автономной, т. е. не связанной с системами нормального теплоотвода, и содержит несколько независимых каналов, способных, с учетом возможных отказов, расхолодить установку. Для обеспечения безопасности реактора за счет повышения надежности системы аварийного расхолаживания используется естественное движение теплоносителей в пределах системы, предусматривается также максимально возможное уменьшение количество активных элементов, срабатывание которых необходимо при включении системы в работу.

Известна система аварийного расхолаживания, содержащая обечайку, расположенную с зазорами между реактором и шахтой реактора. Зазоры соединены воздуховодами с атмосферой и вытяжной трубой. Тепло с корпуса реактора снимается циркулирующим естественным образом по зазорам воздухом и с воздухом через трубу рассеивается в атмосферу. При работе реактора за счет теплоотвода системами нормальной эксплуатации температура корпуса относительно невелика, соответственно невелики и потери тепла через систему аварийного расхолаживания (с воздухом, уходящим в вытяжную трубу). В аварийных ситуациях растет температура корпуса реактора, что автоматически влечет за собой увеличение отводимой системой аварийного расхолаживания мощности [1]
Недостатком известной конструкции является то, что ее применение ограничено из-за необходимости соблюдения соотношения мощности установки и площади поверхности обдуваемого воздухом корпуса 1 мВт(э),м². В результате экономически целесообразным оказывается применение такой конструкции системы аварийного расхолаживания лишь для реакторов незначительной мощности (менее 1000 мВт тепловых).

Известна система аварийного расхолаживания, содержащая несколько каналов, в каждый из которых входят теплообменник аварийного расхолаживания, установленный в реактор, радиатор, соединенный с аварийным теплообменником трубопроводами, газодувка, соединенную с радиатором воздуховодами, на которых установлена регулирующая и запорная арматура [2]
Значительное количество активных элементов газодувка, армарута, которые должны сработать при включении системы аварийного расхолаживания в работу, снижают надежность системы аварийного расхолаживания и, как следствие, безопасность реактора.

Наиболее близкой к предлагаемому изобретению является система аварийного расхолаживания ядерного реактора, состоящая из шести каналов, каждый из которых включает в себя установленный в реактор аварийный теплообменник, трубопроводами соединенный с радиатором, расположенным внутри закрепленного на здании реактора корпусе, который снабжен подводящим и отводящим воздуховодами с заслонками, управляемыми с помощью приводом [3]
При нормальной работе реактора система аварийного расхолаживания находится в состоянии готовности к работе. Надежная естественная циркуляция теплоносителей в каналах системы обеспечивается в этом режиме установкой заслонок в положение, обеспечивающее некоторый расход воздуха через корпус радиатора (необходимый расход воздуха и, соответственно, степень открытия заслонок, зависит от многих факторов, например от температуры атмосферного воздуха).

Для включения системы расхолаживания в работу необходимо с помощью приводом полностью открыть заслонки на воздуховодах. В результате растут расходы естественной циркуляции воздуха через корпус радиатора и теплоносителя по контуру "радиатор трубопроводы аварийный теплообменник" и, соответственно, увеличивается мощность, отводимая от реактора системой аварийного расхолаживания, вплоть до установления режима, обеспечивающего расхолаживания реактора.

Известная конструкция имеет следующие недостатки.

Во-первых, потери тепла через каналы системы при нормальной работе реактора, необходимые для поддержания каналов системы в поддающемуся расчету и контролю состоянии готовности к работе, ухудшают экономические характеристики реактора. Во-вторых, наличие активных элементов (заслонок с приводами на воздуховодах), срабатывание которых необходимо для включения системы в работу, снижает надежность системы и, как следствие, безопасность реактора. Технической задачей предлагаемого изобретения является повышение безопасности реактора. Поставленная задача достигается тем, что один из трубопроводов, соединяющий аварийный теплообменник с радиатором, на вертикальном участке выполнен в виде установленной в здании реактора колонны, являющейся опорой радиатора, который при этом располагается в корпусе с зазорами, допускающими их взаимное перемещение, причем заслонки воздуховодов выполнены в виде парных решеток, одна из которых соединена с корпусом радиатора, а вторая выполнена с возможностью совместного с колонной и радиатором перемещения относительно корпуса радиатора.

На фиг. 1 изображен общий вид одного канала системы аварийного расхолаживания; на фиг. 2 узел А фиг. 1 (продольный разрез по корпусу радиатора и заслонкам).

В здании 1 расположена шахта 2 с реактором 3. Аварийный теплообменник 4, установленный в реактор 3, трубопроводами 5 и 6 соединен с радиатором 7, расположенном в корпусе 8. Корпус 8 установлен в здании 1 и снабжен подводящим воздуховодом 9 и отводящим воздуховодом (вытяжной трубой) 10. Трубопровод 5 на вертикальном участке выполнен в виде колонны 11, на которую опирается радиатор 7. Радиатор 7 установлен в опорах 12 и 13 корпуса 8 с некоторыми зазорами. Корпус 8 содержит решетки 14 и 15. Парные решетки 14 и 15 решетки 16 и 17 соответственно опираются на корпус 8 и в верхней своей части соединены с корпусом через упругие элементы 18 и 19 соответственно. Кроме того, решетки снабжены упорами 20 и 21 для взаимодействия с колонной 11 и радиатором 7. Трубопроводы 5, 6 покрыты теплоизоляцией (не показаны) и снабжены электронагревателями (не показаны) для разогрева трубопроводов перед заполнением их теплоносителем.

Работа системы аварийного расхолаживания при таком ее исполнении происходит следующим образом.

При работе реактора 3 в номинальном режиме системами нормального теплоотвода обеспечиваются проектные уровни температур в реакторе. В каналах системы аварийного расхолаживания за счет потерь тепла с трубопроводов 5, 6 в помещение здания 1 и радиатора 7 в корпус 8, а также за счет подвода тепла от активной зоны реактора (не показана) к установленному в реактор 3 аварийному теплообменнику 4 происходит естественная циркуляция теплоносителя по контуру "аварийный теплообменник 4 трубопроводы 5, 6 радиатор 7". Заслонки 17, 16 под действием веса и упругих элементов 19, 18 находятся в нижнем положении и совместно с решетками 15, 14 отсекают воздуховоды 9, 10 от расположенного в корпусе 8 радиатора 7 так, что циркуляции воздуха по трассе "атмосфера воздуховод 9 корпус 8 воздуховод 10 атмосфера" не происходит.

В случае прекращения теплосъема с активной зоны реактора 3 системами нормального теплоотвода уровень температур в реакторе 3 начинает повышаться. В результате естественной циркуляции теплоносителя по трубопроводам 5, 6 через радиатор 7 и аварийный теплообменник 4, повышение температуры в реакторе 3 вызывает рост температуры теплоносителя в колонне 11. Повышение температуры колонны 11 обуславливает ее температурное удлинение, вызывающее перемещение опертого на нее радиатора 7 в корпусе 8. Одновременно колонна 11 и радиатор 7 вступают во взаимодействие с упорами 20, 21 решеток 16 и 17 соответственно, вследствие чего происходит совместное перемещение колонны 11, радиатора 7 и решеток 16, 17 внутри корпуса 8 с аккумуляцией энергии упругими элементами 18, 19.

В результате этого перемещения совпадают окна решеток 14, 15 и воздух из атмосферы через воздуховод 9 поступает в корпус 8, где снимает тепло с радиатора 7, и, нагретый, естественным образом выбрасывается в атмосферу через воздуховод 10. При этом, в результате дополнительного охлаждения теплоносителя в радиаторе 7, усиливается расход естественной циркуляции по трубопроводам 5, 6 через аварийный темплообменник 4 и радиатор 7, т. е. растет мощность отводимой от реактора 3 каналом системы аварийного расхолаживания. Процесс продолжается до установления стационарного режима, при котором происходит расхолаживание реактора.

Перемещение радиатора 7 относительно корпуса 8 определяется высотой колонны 11 и разницей в уровнях температуры колонны 11 в состоянии работы системы аварийного расхолаживания и при нормальной работе реактора. Высота колонны 11 назначается при проектировании из условия достижения необходимого расхода естественной циркуляции через радиатор, а разность уровней температур обычно близка к подогреву теплоносителя в активной зоне реактора 3. Для реальной конструкции это перемещение не менее 100 мм.

По окончании процесса расхолаживания, вслед за уменьшением температуры колонны 11 и вызванным этим сокращением ее длины, решетки 16, 17 под действием веса и упругих элементов 18, 19, опускаясь, перекрывают окна решеток 14, 15. В результате уменьшается расход воздуха через корпус 8 и, соответственно, снижается мощность канала системы аварийного расхолаживания вплоть до исходного состояния (до уровня потерь с трубопроводов 5, 6 и радиатора 7 через теплоизоляцию в здание 1).

Таким образом система аварийного расхолаживания по данному изобретению для включения в работу не требует срабатывания каких-либо активных элементов или действий оператора, включение в работу происходит естественным образом при изменении теплового состояния реактора.

Следует отметить, что наличие электрообогрева на трубопроводах 5, 6 позволяет, в случае необходимости, (например, для проверки работоспособности системы) включить систему аварийного расхолаживания в работу при нормально работающем реакторе. Для этого следует лишь поднять температуру колонный с помощью электронагревателей.

Сравнение с прототипом показывает, что, во-первых, система аварийного расхолаживания по данному изобретению позволяет значительно уменьшить тепловые потери при нормальной работе реактора, во-вторых, система не содержит активных элементов, срабатывает автоматически вслед за изменением температурного состояния реактора, что значительно повышает безопасность реактора.

Сущность: система аварийного расхолаживания реактора 3 состоит из нескольких параллельных работающих каналов. Каждый канал включает в себя аварийный теплообменник 4, трубопроводами 5, 6 соединенный с расположенным в корпусе 8 радиатором. К корпусу 8 примыкает воздуховоды 9, 10 с заслонками. Заслонки образованы парными решетками. Трубопровод 5 на вертикальном участке выполнен в виде колонны 11, на которую опирается радиатор. Температурное перемещение радиатора на колонне 11 обеспечивает перемещение решеток. 2 ил.

Система аварийного расхолаживания ядерного реактора, содержащая установленный в реактор аварийный теплообменник, трубопроводами соединенный с радиатором, расположенным внутри закрепленного на здании реактора корпусе, снабженном подводящим и отводящим воздуховодами с заслонками, отличающаяся тем, что один из трубопроводов, соединяющий аварийный теплообменник с радиатором, на вертикальном участке выполнен в виде установленной в здании реактора колонны, являющейся опорой радиатора, который расположен в корпусе с зазорами, допуская их взаимное перемещение, причем заслонки воздуховодов выполнены в виде парных решеток, одна из которых соединена с корпусом радиатора, а вторая выполнена с возможностью совместного с колонной и радиатором перемещения относительно корпуса радиатора.