ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, ПРЕИМУЩЕСТВЕННО ДЛЯ СУДОВ Российский патент 1997 года по МПК G21C9/00 G21C15/18 H05K7/20 

Изобретение относится к конструкциям корпусных водо-водяных ядерных реакторов с корпусом, окруженным бассейном с водой, в частности к судовым ядерным энергетическим установкам с тепловой и радиационной защитой в нижней торцовой части реактора, позволяющей снизить до допустимого уровня теплорадиационный след, образующийся от движения судна, а также к реакторам, которые снабжены устройствами для отбора тепла от активной зоны на случай аварии и утраты вследствие этого механизма конвекционного или принудительного отбора тепла от аварийной зоны.

Известны судовые ядерные энергетические установки, в нижней части корпуса реактора которых установлена торцовая теплорадиационная защита, которая снижает до допустимого уровня образование теплорадиационного следа, остающегося после прохождения судна (см. Поздеев А.В. Судовые атомные энергетические установки. Ленинград, "Судостроение", 1964, с. 285, рис. 4 10 "а" и с. 464, рис. 4 III "д").

Недостатком известной теплорадиационной защиты, устанавливаемой под активной зоной над днищем корпуса реактора, является то, что в случае аварийного крена судна на угол свыше 90^o, когда нарушается конвекционный съем тепла от активной зоны и все тепло от нее поднимается к днищу реактора и там накапливается, наличие теплорадиационной защиты в области днища ухудшает теплопередачу через стенку корпуса реактора как единственно возможного в этом случае пути отвода тепла от активной зоны, что в итоге может привести к перегреву активной зоны и ее расплавлению.

Известна также конструкция судового водо-водяного ядерного реактора, корпус которого окружен бассейном с водой, служащим радиационной защитой от излучения, идущего от реактора, и одновременно являющимся источником для аварийного охлаждения первого контура и непосредственно активной зоны (см. патент США N 3702281, кл. G 21 C 9/00, 1972).

В случае аварии, связанной с прекращением теплосъема с активной зоны, например, из-за утечки воды из теплообменника, воду из бассейна с помощью насоса подают в контур теплообменника и одновременно другим насосом закачивают воду из бассейна непосредственно в корпус реактора, поддерживая в нем уровень воды выше активной зоны. Включение насосов осуществляется от сигналов контрольных приборов, следящих за режимом работы реактора.

Недостатком известной конструкции ядерного реактора является то, что охлаждение активной зоны в случае аварийного наклона реактора на угол свыше 90^o возможно только при сохранении электропитания насосов, перекачивающих воду из бассейна в теплообменник и корпус реактора. При отсутствии электропитания насосов аварийная система охлаждения активной зоны не работает, что мало пригодно для судовых ядерных установок, так как крупные аварии на морских судах нередко сопровождаются выходом из строя и судовой электростанции.

Другим недостатком известного устройства является применение относительно тонкого слоя воды в качестве единственного средства защиты зоны, располагаемой под днищем корпуса.

Недостаточная радиационная защита днища корпуса реактора может приводить к образованию под днищем судна радиационного и теплового судна с недопустимой интенсивностью, что неприемлемо с экологической и военной точек зрения.

Наиболее близким по технической сущности к заявленному является водо-водяной реактор, корпус которого с тепловой изоляцией стенок помещен в бассейн с борированной водой, из которого в случае аварии, связанной с нарушением охлаждения активной зоны, холодная вода из бассейна через входное отверстие в днище корпуса реактора может пассивно поступать во внутрикорпусное пространство только за счет естественной конвекции и охлаждать активную зону (см. патент США N 4526742, кл. G 21 C 9/00, 1985).

Достигается это за счет того, что корпус реактора выполнен в виде двух труб большого диаметра, вставленных одна в другую, в нижней части которых закреплена активная зона.

Наружные поверхности корпуса реактора и парогенераторов, находящихся в контакте с водой бассейна, покрыты теплоизоляцией, что позволяет поддерживать перепад температур между водой бассейна и теплоносителем до 100^oC.

Теплоноситель к активной зоне подается насосом по центральной трубе, а пройдя активную зону, поднимается по зазору между трубами. Давление теплоносителя выбрано таким, что внизу у днища корпуса оно равно или чуть больше гидростатического давления столба воды бассейна, что в нормальных условиях работы реактора не позволяет воде из бассейна попадать в корпус реактора.

В случае прекращения принудительной циркуляции теплоносителя в результате, например, остановки насоса или разрыва трубопровода, вода из бассейна как более холодная, а следовательно, и более тяжелая, чем вода теплоносителя, начнет поступать через отверстие в днище корпуса, нагреваться от тепла активной зоны и подниматься вверх по зазору между трубами корпуса.

Вверху в корпусе реактора предусмотрено отверстие для выхода подогретой воды. При полном вытеснении теплоносителя борированной воды из бассейна процесс выделения тепла из активной зоны прекратится и реактор остановится, а остаточное тепло активной зоны снимается за счет естественного конвекционного процесса, который будет происходит в корпусе реактора до тех пор, пока температура бассейновой воды в корпусе реактора и в самом бассейне не уравняются.

Недостатком этой конструкции реактора является то, что активная зона расположена у самого дна бассейна и отсутствует радиационная защита днища корпуса реактора, что создает под днищем высокий радиационный и тепловой фон. Это неприемлемо для судовых ядерных установок, т.к. высокий радиационный и тепловой фон под днищем реактора оставляет за кораблем легко обнаруживаемый след, что недопустимо с экологической и военной точек зрения.

Еще одним недостатком известной конструкции ядерного реактора является возможность вытекания из бассейна при гипотетическом аварийном наклоне всей установки на угол свыше 90^o, если представить эту конструкцию на корабле в аварийной ситуации.

Аварийный наклон такого реактора нарушит механизм уравнивания давлений в корпусе и бассейне, что в итоге приведет к перегреву активной зоны, а вытекание жидкой радиационной защиты создаст вокруг корпуса реактора недопустимый для окружающей среды радиационный фон. Также является недостатком этой конструкции то, что теплоизоляция стенок корпуса реактора имеет непосредственный контакт с водой бассейна, что повышает утечку тепла из реактора и снижает его тепловой КПД.

Для повышения температуры в бассейне на 100^oC ниже температуры теплоносителя в стенках бассейна предусмотрена система принудительного охлаждения, которая берет на себя этот избыток тепла, что в итоге еще больше снижает тепловой КПД реакторной установки.

К этому надо добавить еще один недостаток, заключающийся в том, что для судовых ядерных реакторов наличие одной жидкой радиационной защиты корпуса реактора недостаточно, особенно для аварийных случаев, когда крен судна превышает 90^o и жидкая радиационная защита частично или полностью может вытечь, обнажить корпус реактора и создать вокруг него недоступный для спасателей и экологии радиационный фон.

Задачей настоящего изобретения является создание судового ядерного реактора, корпус которого окружен бассейном с водой, в котором при аварийном крене судна свыше 90^o и вплоть до переворачивания на 180^o должен обеспечиваться:
конвекционный съем тепла от активной зоны за счет холодной воды бассейна;
поддержание заданного безопасного уровня радиационного фона под днищем и вокруг корпуса реактора;
поддержание постоянного объема заполнения бассейна водой и уровня ее температуры, приближающейся к температуре забортной воды.

Техническим результатом данного изобретения является:
1. Гарантированное охлаждение активной зоны реактора при утрате штатного теплосъема в результате аварийного наклона реактора на угол свыше 90^o. Это охлаждение обеспечивает непрерывный отбор тепла от активной зоны при наклоне корпуса реактора свыше 90^o, включая его полное переворачивание на 180^o.

2. Аварийное охлаждение включается самопроизвольно без вмешательства человека или автоматики только за счет крена судна на угол свыше 90^o.

3. Теплорадиационный след, оставляемый судном при движении, снижен до уровня, который может быть ниже чувствительности приборов воздушной разведки.

4. В рабочем режиме реактора потери тепла через теплорадиационную защиту практически полностью отсутствуют.

5. В бассейне обеспечивается сохранение постоянного объема воды при любом аварийном крене судна.

6. Температура воды в бассейне стабильно поддерживается постоянной, близкой и забортной.

Указанный технический результат достигается тем, что ядерная энергетическая установка, преимущественно для судов, содержащая корпус, размещенный в корпусе ядерный реактор с активной зоной с системой отбора тепла, и бассейн с водой, в котором размещен корпус с ядерным реактором, активная зона которого расположена у дна бассейна, снабжена размещенными между активной зоной и дном бассейна с водой элементами теплорадиационной защиты, выполненными в виде теплообменника с каналами для циркуляции теплоносителя теплообменника, а также входной конец подводящего трубопровода и выходной конец отводящего трубопровода соответственно разнесены и расположены на разных уровнях одни относительно других соответственно.

Кроме того, теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами установлен внутри корпуса, над его дном, при этом место соединения подводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника расположено со стороны активной зоны реактора, а место соединения отводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника, со стороны дна корпуса, причем выходной конец отводящего трубопровода и входной конец подводящего трубопровода расположены в бассейне с водой, а выходной конец отводящего трубопровода размещен ниже уровня входящего конца подводящего трубопровода.

Кроме того, теплообменник с подводящими и отводящими трубопроводами установлен в бассейне под дном корпуса, при этом место соединения подводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника расположено со стороны дна бассейна, место соединения отводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника со стороны дна корпуса, причем выходной конец отводящего и входной конец подводящего трубопроводов расположены в корпусе над его дном, а выходной конец отводящего трубопровода размещен выше входного конца подводящего трубопровода.

Кроме того, корпус бассейна выполнен герметичным и размещен с возможностью контактирования с забортной водой.

Кроме того, трубопроводы пропущены через отверстия, выполненные в дне корпуса, и герметично соединены с их кромками.

Вышеуказанная совокупность известных и отличительных признаков позволяет создать конструкцию ядерного реактора для энергетических установок, используемых преимущественно на морских судах и, в частности, на подводных лодках, активная зона которого гарантированно защищена от перегрева и расплавления в случае аварийного наклона реактора на угол более 90^o.

В штатном теплообменнике реактора обычно процесс отбора тепла от активной зоны происходит за счет нагрева воды в трубках теплообменника, ее конвекционного движения вверх, как более легкой по сравнению с той водой, которая, отдав часть тепла в парогенераторе, охладилась и по другой системе трубок пришла в нижнюю часть теплообменника. Охлажденная вода от тепла активной зоны опять нагревается и процесс идет непрерывно.

В случае наклона реактора на 90^o и более верхняя часть теплообменника, куда должна подниматься нагретая от тепла активной зоны вода, оказывается ниже точки теплообменника, куда входит охлажденная вода, в результате чего процесс съема тепла прекращается.

Если в результате аварии система аварийной защиты реактора не сможет полностью сработать, то возможен перегрев активной зоны и ее расплавление.

Заявленная совокупность известных и отличительных признаков изобретения как раз в таких аварийных условиях не допускает перегрева и возможного расплавления активной зоны. Достигается это за счет отбора тепла от активной зоны и выноса его в бассейн. Роль аварийного теплообменника в этом случае выполняет теплорадиационная защита, располагаемая над днищем или под ним, в которой выполнены каналы циркуляции, по которым при аварийном наклоне реактора свыше 90^o начинает самопроизвольно циркулировать вода из бассейна или теплоноситель в зависимости от места расположения теплорадиационной защиты.

Если теплорадиационная защита расположена в корпусе реактора над днищем, то в ней будет циркулировать холодная вода из бассейна и, охлаждая защиту, отбирать тепло от активной зоны, а если терморадиационная защита расположена под днищем корпуса, то в каналы циркуляции будет поступать горячий теплоноситель и через ее стенки также отдавать воде бассейна тепло от активной зоны. Так как стенки бассейна все время омываются забортной водой, то в итоге все тепло, отобранное от активной зоны, будет рассеиваться в окружающую судно воду.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 изображены ядерный реактор с корпусом 1, размещенным в бассейне с водой 2, активная зона 3 с системой отборки тепла 4, нижняя торцовая теплорадиационная защита 5, расположенная над днищем корпуса и снабженная каналами циркуляции 6, которые имеют подводящий трубопровод 7 и отводящий трубопровод 8.

При этом подводящий трубопровод 7 подсоединен к каналам циркуляции 6 со стороны активной зоны 3 в точке 9, а отводящий трубопровод 8 со стороны днища корпуса 1 в точке 10.

Трубопроводы 7 и 8 пропущены через стенку корпуса 1 в точках 11 и 12 с обеспечением герметичности.

Бассейн с водой 2 ограничен герметичной стенкой 13, которая снаружи омывается забортной водой 14.

На фиг. 2 показано положение реактора при максимально возможном аварийном угле крена судна, равном 180^o, так называемое, положение оверкиль.

На фиг. 3 показан вариант ядерного реактора с расположением теплорадиационной защиты 5 под днищем корпуса 1.

На фиг. 4 показано положение реактора с теплорадиационной защитой, расположенной под днищем корпуса, при максимально возможном аварийном угле крена судна, равном 180^o.

Теплорадиационная защита днища корпуса ядерного реактора работает следующим образом.

При отсутствии аварийного крена судна и расположения теплорадиационной защиты 5 над днищем корпуса 1 (фиг. 1) вода из бассейна в каналы циркуляции не поступает и отвод тепла из корпуса реактора в воду бассейна не происходит.

Поступлению воды в каналы циркуляции препятствует застойный пар в каналах, который образуется при пуске реактора и нагреве теплорадиационной защиты до температуры теплоносителя, которая, как правило, достигает 300^oC.

В процессе разогрева реактора вся вода, которая была в каналах циркуляции, испаряется и запирается паровой пробкой входной 7 и выходной 8 трубопроводы.

При этом теплопотери, связанные с теплопередачей по входному и выходному трубопроводам, ничтожно малы по сравнению с общей тепловой мощностью реактора.

Запирание паром входного и выходного трубопроводов сохраняется при кренах судна до 90^o.

При аварийных кренах судна свыше 90^o и вплоть до полного перевертывания судна на 180^o (фиг 2) происходит поступление бассейновой воды самотеком в каналы циркуляции.

В начальной стадии поступления воды в каналы циркуляции сопровождается интенсивным парообразованием и продолжается до тех пор, пока каналы не охладятся до температуры 100 150^oC, после чего устанавливается стабильный процесс конвекционной циркуляции.

Достигается это за счет того, что точка подсоединения 9 подводящего трубопровода 7 к каналам циркуляции 6 при аварийных кренах оказывается ниже точки 10 подсоединения отводящего трубопровода, что создает условия для конвекционного движения нагретой воды по каналам к точке 10 подсоединения отводящего трубопровода 8.

Наличие более длинного отрезка отводящего трубопровода, выступающего над стенками днища корпуса 1, усиливает конвекционный процесс за счет увеличения столбов холодной воды на входе в каналы теплорадиационной защиты и горячей - на выходе из нее. При этом горячая вода на выходе из отводящего трубопровода не смешивается с холодной водой, поступающей в подводящий трубопровод, что повышает интенсивность теплосъема в каналах циркуляции.

В варианте расположения теплорадиационной защиты 5 под днищем корпуса 1 (фиг. 3) при отсутствии аварийного крена циркуляционные каналы заполнены охлажденным теплоносителем (обессоленная вода), находящимся в застойном состоянии из-за отсутствия процесса конвекции, т.к. холодный теплоноситель, как более тяжелый, весь скапливается внизу и остается в каналах циркуляции неопределенно долго, пока не произойдет аварийный крен судна на угол свыше 90^o.

В случае аварийного крена судна на угол свыше 90^o (фиг. 4) горячий теплоноситель начнет подниматься в каналы циркуляции терморадиационного блока и одновременно из каналов в корпусное пространство будет вытекать более тяжелая холодная вода.

После того, как вся холодная вода вытечет, установится непрерывный конвекционный поток горячего теплоносителя вверх по подводящему трубопроводу 7 к точке 9, а от нее по мере охлаждения будет двигаться вниз по каналам циркуляции к точке 10 и дальше по отводящему трубопроводу 8 к месту вокруг активной зоны. За счет разности высот между точкой 9 ввода горячего теплоносителя в каналы циркуляции и точкой вывода 10 охлажденного теплоносителя обеспечивается непрерывный поток горячего теплоносителя через циркуляционные каналы теплорадиационной защиты, все время смывающейся снаружи холодной водой бассейна.

Температура воды 2 бассейна непрерывно охлаждается из-за постоянного контакта наружной поверхности стенки бассейна 13 с заборной водой 14.

В связи с этим в случае аварии тепло от активной зоны будет рассеиваться в окружающей судно воде.

Заявленный ядерный реактор для энергетических установок, преимущественно судовых, позволяет в случае аварии судна с креном свыше 90^o, когда в рабочем теплообменнике нарушается конвекционный процесс и теплоотбор от активной зоны прекращается, охлаждать активную зону, отбирая от нее тепло с помощью теплорадиационной защиты днища корпуса реактора.

Таким образом теплорадиационная защита в рабочем режиме выполняет одновременно и тепловую и радиационную защиту реактора, а в аварийных условиях, связанных с креном судна или его опрокидыванием, к этим функциям добавляется еще и функция защиты активной зоны реактора от перегрева.

При возвращении судна в транспортное положение штатный теплообменник конвекционного типа автоматически возобновляет отбор тепла от активной зоны, а термоырадиационная защита также автоматически его прекращает без участия какого-либо внешнего воздействия.

Заявленная конструкция ядерного реактора позволяет создавать экологически безопасные судовые ядерные энергетические установки, снабженные пассивной защитой активной зоны от перегрева на случай аварийного крена судна свыше 90^o, включая полное затопление судна в состоянии оверкиль, когда затонувшее судно оказывается на дне вверх килем.

При этом система охлаждения активной зоны вступает в действие пассивно без участия автоматики и каких-либо движущихся механизмов, что делает эту систему защиты максимально надежной при самых тяжелых морских катастрофах. Кроме этого наличие отдельной теплорадиационной защиты нижней торцовой части корпуса реактора обеспечивает при авариях с опусканием на дно безопасный радиационный фон вокруг судна, крайне необходимый на случай проведения работ по его подъему.

Область использования изобретения: изобретение относится к энергетическому машиностроению и может быть использовано в ядерной энергетической установке с корпусом ядерного реактора, помещенным в бассейн с водой, преимущественно для установки на морских судах. Сущность изобретения заключается в том, что реактор снабжен средством для аварийного отвода тепла от активной зоны в случае аварийного крена на угол более 90^o и утраты вследствие этого конвекционного механизма отбора тепла через рабочий теплообменник. Средство для аварийного отвода тепла выполнено в виде элементов тепло-радиационной защиты 5, расположенных над или под днищем корпуса 1 реактора и выполненных в виде теплообменника, каналами циркуляции, имеющими подводящий 7 и отводящий 8 трубопроводы, сообщающиеся с водой бассейна 2 или теплоносителем бассейна 2. При наклоне судна на угол свыше 90^o или его переворачивании с опусканием на дно в каналах циркуляции 6 самопроизвольно вследствие конвекционных процессов начинает циркулировать вода из бассейна 2 в случае расположения теплорадиационной защиты 5 над днищем корпуса 1 реактора, а в случае расположения ее под днищем начинает циркулировать теплоноситель. При этом тепло от активной зоны 3 реактора с помощью теплорадиационной защиты 5, выполняющей роль аварийного теплообменника, отбирается водой бассейна 2. В свою очередь тепло из бассейна 2 через его стенки, контактирующие с забортной водой, рассеивается в воде, окружающей судно. При восстановлении нормального положения судна процесс циркуляции в каналах теплообменника теплорадиационной защиты 5 и отбор тепла через нее полностью прекращаются, а процесс конвекционного теплосъема от активной зоны 3 самопроизвольно переходит к рабочему теплообменнику. Выполнение в теплорадиационной защите 5 каналов циркуляции 6 из металла помимо охлаждения активной зоны 3 позволяет повысить эффективность радиационной защиты 5 реактора со стороны его днища, что, в свою очередь, улучшает экологическую обстановку в акватории плавания судна. 3 з.п.ф-лы, 4 ил.

1. Ядерная энергетическая установка преимущественно для судов, содержащая корпус, размещенный в корпусе ядерный реактор с активной зоной с системой отбора тепла и бассейн с водой, в котором размещен корпус с ядерным реактором, активная зона которого расположена у дна бассейна, отличающаяся тем, что она снабжена размещенными между активной зоной реактора и дном бассейна с водой элементами теплорадиационной защиты, выполненными в виде теплообменника с каналами для циркуляции теплоносителя с подводящим трубопроводом, входной конец которого соединен с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника, а выходной конец сообщен с бассейном с водой, при этом места соединения выходного конца подводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника и входного конца отводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника, а также входной конец подводящего трубопровода и выходной конец отводящего трубопровода соответственно разнесены и расположены на разных уровнях одни относительно других соответственно. 2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами установлен внутри корпуса над его дном, при этом место соединения подводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника расположено со стороны активной зоны реактора, а место соединения отводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника со стороны дна корпуса, причем выходной конец отводящего трубопровода и входной конец подводящего трубопровода расположены в бассейне с водой, а выходной конец отводящего трубопровода размещен ниже уровня входного конца подводящего трубопровода. 3. Установка по п.1, отличающаяся тем, что теплообменник с подводящим и отводящим трубопроводами установлен в бассейне под дном корпуса, при этом место соединения подводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника расположено со стороны дна бассейна, место соединения отводящего трубопровода с каналами циркуляции теплоносителя теплообменника - со стороны дна корпуса, причем выходной конец отводящего и входной конец подводящего трубопроводов расположены в корпусе над его дном, а выходной конец отводящего трубопровода размещен выше входного конца подводящего трубопровода. 4. Установка по п.1, или 2, или 3, отличающаяся тем, что корпус бассейна выполнен герметичным и размещен с возможностью контактирования с забортной водой.