ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, СОДЕРЖАЩИЙ ЗАПАСНУЮ СИСТЕМУ ОХЛАЖДЕНИЯ, И СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ Российский патент 2000 года по МПК G21C15/18 G21C15/24 

Предлагаемое изобретение касается ядерного реактора, содержащего запасную (аварийную) систему охлаждения, и способа охлаждения, который может быть использован, в частности, для охлаждения активной зоны ядерного реактора в случае возможной аварии, выражающейся в утечке охлаждающей жидкости из контура основной системы охлаждения данного реактора.

В условиях гражданского производства тепловой и электрической энергии на ядерных энергетических установках используемые в них ядерные реакторы должны проектироваться и строиться таким образом, чтобы их конструктивные характеристики позволяли достаточно эффективно противостоять негативным последствиям различных аварий, которые могут рассматриваться как потенциально возможные.

Одной из таких потенциально возможных аварий на энергетических ядерных реакторах, вызывающих наибольшую обеспокоенность специалистов в области ядерной энергетики и стремление наиболее надежным образом избежать соответствующих негативных последствий, является авария, связанная с утечкой охлаждающего агента из основного контура системы охлаждения активной зоны данного реактора (LOCA), особенно такая авария, происходящая в реакторе внезапно. Такая авария может произойти, например, в случае появления разрыва или крупной течи в основном контуре охлаждения реактора, в результате чего происходит падение давления в этом контуре, а также утечка охлаждающего агента. Нетрудно себе представить, что при полном отсутствии всякого охлаждения в активной зоне реактора эта активная зона достаточно быстро разогревается так, что это может вызвать тяжелые повреждения не только в конструкции самого реактора, но и в окружающей этот реактор среде.

Главным способом снижения негативных последствий аварии такого рода является затопление реактора этой жидкостью. Такое действие должно быть осуществлено как можно быстрее после потери давления в основном контуре охлаждения данного реактора с тем, чтобы обеспечить поглощение тепловой энергии, которая накапливается в активной зоне реактора в период после аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости. Такое действие требует наличия специальных аварийных резервуаров для хранения дополнительного (аварийного) запаса охлаждающей жидкости, располагающихся в непосредственной близости от реактора и связанных с ним специальной системой трубопроводов. В некоторых случаях эти дополнительные резервуары постоянно находятся под давлением, в других случаях предусматривается наличие специальных нагнетательных насосов, предназначенных для подачи охлаждающего агента в реактор. Этот дополнительный на случай аварии охлаждающий агент под давлением подается в систему трубопроводов реактора, например в горячий контур или в холодный контур, через стенку корпуса данного реактора в верхней его части или посредством специальных устройств, содержащих трубопроводы в зоне повышенного давления над активной зоной данного реактора.

Однако один из весьма существенных недостатков нагнетания охлаждающей жидкости резервного контура в трубопроводы реактора состоит в том, что возможный разрыв в этой системе трубопроводов может помешать дополнительной охлаждающей жидкости достичь активной зоны поврежденного ядерного реактора.

Другой недостаток существующей концепции в этом аспекте обеспечения безопасности ядерных энергетических установок состоит в том, что сразу же после аварии, связанной с быстрой утечкой охлаждающей жидкости из основного контура охлаждения активной зоны реактора, происходит интенсивное испарение во внутренней полости корпуса реактора, а именно в его нижней части, которое препятствует нормальному функционированию системы охлаждения, которая находится в корпусе активной зоны ядерного реактора.

И третий существенный недостаток существующей концепции состоит в том, что возникший в случае упомянутой выше аварии пар в активной зоне реактора препятствует доступу дополнительной охлаждающей жидкости к этой активной зоне.

Обычно предусматриваются специальные резервуары затопления активной зоны ядерного реактора, обеспечивающие подачу дополнительного охлаждающего агента в корпус реактора в случае аварии, связанной с утечкой охлаждающего агента из основного контура охлаждения. Однако на эксплуатирующихся в настоящее время ядерных энергетических установках упомянутое выше аварийное применение охлаждающей жидкости из систем аварийного охлаждения в случае аварии, сопровождающейся утечкой жидкости из основного контура охлаждения, осуществляется в тот момент, когда во всех частях корпуса данного ядерного реактора уже происходит интенсивное, так называемое молниеносное испарение.

Термин "молниеносное испарение" используется обычно для описания процесса испарения находящейся под высоким давлением жидкости при высокой температуре в том случае, когда это давление быстро падает. Именно такая ситуация имеет место в ядерном реакторе, когда вслед за аварийным разрушением трубопровода основной системы охлаждения реактора циркулирующая в этом контуре под достаточно большим давлением охлаждающая жидкость подвергается резкому снижению этого давления, продолжая в то же время нагнетаться под давлением в корпус реактора через упомянутый выше разрыв в трубопроводе.

В зависимости от конкретных значений температуры и давления в данном ядерном реакторе такое молниеносное испарение и утечка охлаждающей жидкости из основного контура охлаждения могут происходить в течение буквально нескольких секунд.

В этом случае важно подать дополнительную охлаждающую жидкость в корпус данного ядерного реактора как можно быстрее с тем, чтобы по возможности ограничить повышение температуры разогревающейся активной зоны этого реактора, которое происходит всякий раз при молниеносном испарении и закипании охлаждающей жидкости основного контура охлаждения в активной зоне. И особенно важно подать дополнительно охлаждающую жидкость на вход активной зоны ядерного реактора после такого быстрого сброса давления (или разгерметизации) основного контура охлаждения таким образом, чтобы обеспечить непрерывное течение охлаждающей жидкости в направлении к активной зоне данного ядерного реактора с тем, чтобы в максимально возможной степени ограничить или даже воспрепятствовать существенному повышению температуры упомянутой активной зоны.

Цель охлаждения ядерного реактора заключается также в том, чтобы не допустить или в максимально возможной степени ограничить уменьшение количества охлаждающей жидкости, обычно присутствующей в нижней камере повышенного давления и в вертикальном кольцевом пространстве корпуса ядерного реактора вследствие упомянутого молниеносного испарения.

В настоящее время известны ядерные реакторы, содержащие аварийные системы охлаждения, позволяющие подавать под давлением дополнительно охлаждающую жидкость во внутреннюю полость корпуса ядерного реактора на вход его активной зоны, то есть в нижнюю часть корпуса этого реактора и под его активную зону. Эта охлаждающая жидкость подается в корпус реактора из дополнительного резервуара, который позволяет осуществить ее нагнетание в реактор сразу, как только давление внутри корпуса этого реактора в зоне подачи дополнительной охлаждающей жидкости становится вследствие падения давления из-за разрушения трубопроводов основного контура охлаждения ниже давления охлаждающей жидкости в упомянутом дополнительном резервуаре.

Давление, которое поддерживается в упомянутом дополнительном резервуаре, содержащем охлаждающую жидкость, определяет быстроту срабатывания системы запасного (аварийного) охлаждения ядерного реактора после случившейся в нем аварии, связанной с утечкой, соответственно потерей давления охлаждающей жидкости основного контура охлаждения.

Для того чтобы обеспечить возможно более быстрое срабатывание дополнительной системы охлаждения, восстанавливающей охлаждающую среду вокруг активной зоны ядерного реактора, и не допустить "пересыхания" охлаждающей жидкости в результате явления молниеносного испарения, необходимо предусмотреть в конструкции данного реактора наличие резервуара для хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости под достаточно высоким давлением. Такой резервуар обычно имеет ограниченный объем, так что опустошается он очень быстро и дополнительная (аварийная) система охлаждения при помощи нагнетания охлаждающей жидкости во внутреннюю полость корпуса реактора действует лишь в течение промежутка времени, слишком короткого для обеспечения эффективного охлаждения аварийного ядерного реактора.

Предложены также системы охлаждения ядерных реакторов, содержащие резервуары хранения охлаждающей жидкости при различных давлениях, соединенные с ветвями основного контура реактора, образующего нормальную систему охлаждения. В случае аварийного разрыва какой-либо ветви этого основного контура охлаждения такие системы могут оказаться неэффективными вследствие того, что охлаждающая жидкость, вводимая в основной контур, может оказаться вытолкнутой из этого основного контура через образовавшийся в нем разрыв. Вследствие этого обстоятельства дополнительная (аварийная) охлаждающая жидкость не может проникнуть в корпус реактора и войти в контакт с его активной зоной для обеспечения ее охлаждения.

Таким образом, задача данного изобретения состоит в том, чтобы предложить конструкцию ядерного реактора, содержащего корпус, имеющий множество входных и выходных отверстий, и оболочку его активной зоны внутри упомянутого корпуса, а также дополнительную (аварийную) систему охлаждения, позволяющую в случае аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости, очень быстро после начала этой аварии осуществить подачу под давлением аварийной охлаждающей жидкости, а также обеспечить эффективное последующее охлаждение активной зоны реактора путем нагнетания охлаждающей жидкости во внутреннюю полость реактора специфическим и продолжительным образом.

Поставленная задача решается за счет того, что ядерный реактор согласно изобретению содержит:
- цилиндр, установленный внутри корпуса реактора вокруг оболочки его активной зоны таким образом, чтобы сформировать кольцевой канал между упомянутой оболочкой активной зоны ядерного реактора и упомянутым цилиндром;
- патрубок нагнетания охлаждающей жидкости, проходящий через стенку реактора и сообщающийся с упомянутым кольцевым каналом, образованным оболочкой активной зоны и упомянутым цилиндром;
- по меньшей мере два средства снабжения упомянутого патрубка нагнетания дополнительной охлаждающей жидкостью с различными давлениями подачи.

Предлагаемое изобретение касается также способа запасного (аварийного) охлаждения ядерного реактора, заключающегося в нагнетании во внутреннюю полость корпуса такого реактора дополнительной охлаждающей жидкости последовательно при по меньшей мере двух различных давлениях непосредственно вслед за аварией данного ядерного реактора, связанной так или иначе с утечкой охлаждающей жидкости.

Говоря более конкретно, устройство и способ согласно изобретению разработаны таким образом, чтобы обеспечить подачу дополнительной охлаждающей жидкости последовательным образом из различных источников этой охлаждающей жидкости, как пассивных или активных, и без использования основного контура охлаждения данного ядерного реактора.

В одном из возможных примеров выполнения предлагаемого изобретения в первый момент после аварии реактора и срабатывания аварийной системы охлаждения резервуар высокого давления выдает охлаждающую жидкость в поврежденный ядерный реактор. Резервуар низкого давления начинает подавать дополнительную охлаждающую жидкость к активной зоне реактора точно в тот момент, когда упомянутый резервуар высокого давления оказывается пустым. Резервуар питания дополнительной охлаждающей жидкостью, поступающей в реактор самотеком, который располагается непосредственно в здании данного ядерного реактора, начинает подавать охлаждающую жидкость к активной зоне реактора чуть-чуть раньше того момента, когда резервуар низкого давления будет полностью пуст. В тот период, когда происходит расходование резервуара, подающего дополнительную охлаждающую жидкость к активной зоне реактора самотеком, охлаждающая жидкость, рекуперированная при помощи сточного колодца внутри здания данного ядерного реактора, подается мощными насосами к активной зоне реактора.

Корпус реактора в соответствии с предлагаемым изобретением может содержать один или несколько патрубков для подачи дополнительной охлаждающей жидкости на уровень, располагающийся выше верхней части активной зоны данного реактора, Корпус такого ядерного реактора может содержать также канал, простирающийся вдоль наружной части оболочки активной зоны и направляющий поток дополнительной охлаждающей жидкости в направлении основания этой активной зоны. Для быстрого удаления пара в случае реализации явления молниеносного испарения и для максимально возможного ограничения потерь и утечек охлаждающей жидкости в реакторе могут быть использованы различные клапаны, устройства ликвидации сифонов и устройства ограничения расхода жидкости.

Устройства, содержащие автоматически приводимые в действие клапаны сбрасывания давления, могут быть смонтированы на нагнетательном насосе или в каждой из горячих ветвей первичного контура охлаждения ядерного реактора с водяным охлаждением под давлением и/или на паровом патрубке каждого из парогенераторов для содействия снижению давления в первичном контуре охлаждения до величины, достаточно малой для того, чтобы дополнительная охлаждающая жидкость могла беспрепятственно попасть в первичный контур охлаждения данного реактора из резервуара, питающего активную зону охлаждающей жидкостью, подающейся самотеком.

Способ и устройство в соответствии с изобретением обеспечивают, в частности, возможность направлять дополнительную охлаждающую жидкость в активную зону реактора и отбирать тепло этой активной зоны таким образом, чтобы в максимально возможной степени уменьшить или исключить совсем нерасчетное повышение температуры этой активной зоны во время аварии реактора, связанной с утечкой охлаждающей жидкости основного контура охлаждения.

Кроме того, средства подачи дополнительной охлаждающей жидкости в устройстве в соответствии с предлагаемым изобретением никак не влияют на нормальный контур охлаждения данного реактора и не вступают с ним ни в какое взаимодействие. Эти вспомогательные средства не используют при своем функционировании этот основной контур охлаждения, который работает при нормальном функционировании реактора.

Предлагаемое изобретение позволяет также направлять дополнительную охлаждающую жидкость в активную зону данного ядерного реактора последовательным образом с тем, чтобы воспрепятствовать молниеносному испарению имеющейся охлаждающей жидкости, которая еще пригодна для охлаждения активной зоны реактора.

Другие характеристики и преимущества предлагаемого изобретения будут лучше поняты из приведенного ниже описания одного из возможных примеров выполнения ядерного реактора с охлаждением активной зоны водой под давлением, содержащего запасную (аварийную) систему охлаждения в соответствии с данным изобретением, а также порядка функционирования этой запасной системы охлаждения в случае аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости первичного контура (APRP). В этом описании даются ссылки на приведенные в приложении фигуры, на которых показано:
Фиг. 1 - общий схематический вид ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением;
Фиг. 2 - схематический вид в частичном вертикальном разрезе корпуса ядерного реактора согласно изобретению;
Фиг. 3 - вид в частичном разрезе, показывающий патрубок нагнетания дополнительной охлаждающей жидкости в корпус данного ядерного реактора;
Фиг. 4 - вид в частичном разрезе, показывающий патрубок холодной ветви первичного контура охлаждения ядерного реактора;
Фиг. 5 - схематический перспективный вид внутренней части корпуса ядерного реактора согласно изобретению;
Фиг. 6 - схематический вид в разрезе, показывающий конструкцию клапана в корпусе ядерного реактора;
Фиг. 7 - схематический вид в разрезе по линии 7-7, показанной на фиг. 6.

В общем случае система охлаждения ядерного реактора согласно изобретению, схематически представленного в целом на фиг. 1, содержит резервуары хранения дополнительного (аварийного) запаса охлаждающей жидкости 12, 14 и 16, рекуперационные колодцы 18 для охлаждающей жидкости и пассивные средства регулирования 66, предназначенные для регулирования потоков охлаждающей жидкости и образованные клапанами, установленными в трубопроводах, связанных с резервуарами хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости для обеспечения подачи этой жидкости последовательным и пассивным образом в корпус 11 реактора из упомянутых резервуаров хранения 12, 14 и 16, а также насосы 62 с приводом, предназначенные для подачи в корпус реактора активным образом дополнительной охлаждающей жидкости из рекуперационных колодцев 18.

Приводные изолирующие (отсечные) задвижки 67 находятся в нормально полностью открытом состоянии, когда данный ядерный реактор функционирует в нормальных для него по температуре и давлению условиях, причем изолирование резервуаров 12, 14 и 16 хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости и рекуперационных колодцев 18 от контура охлаждения активной зоны реактора обеспечивается при помощи клапанов 66.

Корпус 11 ядерного реактора снабжен специальными средствами, которые обеспечивают возможность поступления к его активной зоне дополнительной (аварийной) охлаждающей жидкости в случае аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости первичного контура охлаждения. Упомянутая охлаждающая жидкость, поступающая из различных резервуаров хранения запаса этой жидкости, а также из рекуперационных колодцев, может быть подана в нагнетательные патрубки 24, закрепленные на корпусе реактора 11 посредством линий 22 подачи дополнительной охлаждающей жидкости. Эти линии 22 подачи реактора упомянутой охлаждающей жидкостью и патрубки 24 нагнетания обеспечивают сообщение резервуаров 12, 14 и 16 хранения запаса этой жидкости, а также рекуперационных колодцев 18 с корпусом ядерного реактора 11 и предназначены, в частности, для подачи дополнительной охлаждающей жидкости в реактор в случае аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости первичного контура.

Такая конструкция позволяет устранить недостатки, встречающиеся в тех случаях, когда делаются попытки подать в реактор дополнительную охлаждающую жидкость при помощи системы каналов собственно первичного контура охлаждения, работающего в условиях нормального функционирования этого реактора, при аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости и возникающей вследствие разрушения каналов или трубопроводов нормального контура охлаждения.

Упомянутые выше нагнетательные патрубки 24 образуют средство введения аварийной охлаждающей жидкости в корпус ядерного реактора. В рамках предпочтительного примера реализации ядерного реактора согласно изобретению могут быть использованы четыре патрубка 24, однако в общем случае необходимое количество этих патрубков зависит от габаритных размеров корпуса реактора и от его концепции.

Как показано более подробно на фиг. 2, каждый такой патрубок 24 расположен на определенном уровне над вершиной активной зоны реактора 26. Показанные на фиг. 2 два патрубка 24 расположены над входом 28 холодной ветви контура охлаждения и над выходом 30 горячей ветви этого контура. Однако эти патрубки могут быть расположены также и под упомянутыми входом и выходом при том, что они находятся над верхней точкой активной зоны 26.

Каждый из нагнетательных патрубков 24 содержит отверстие 32 ограничения расхода, показанное на фиг. 3. Это отверстие с уменьшенным поперечным сечением ограничивает сечение потока протекающей через него охлаждающей жидкости таким образом, чтобы в случае аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости первичного контура охлаждения реактора, вызванной разрывом линии питания 22 этого реактора дополнительной охлаждающей жидкостью, расход утечки становится минимальным.

Цилиндр 34, имеющий круглое поперечное сечение и схематически показанный на фиг. 2 и фиг. 5, установлен вокруг оболочки 36 активной зоны ядерного реактора. Эта оболочка активной зоны реактора вместе с упомянутым цилиндром образует кольцевой канал 38, расположенный внутри кольцевого пространства 40, которое сообщается с каждым из патрубков 24.

В представленном здесь примере выполнения ядерного реактора согласно изобретению дополнительная охлаждающая жидкость, подаваемая в корпус реактора через патрубки 24, протекает в направлении вниз по кольцевому каналу 38 вдоль наружной поверхности оболочки активной зоны реактора 36. Это обстоятельство позволяет способствовать уменьшению риска утечки упомянутой охлаждающей жидкости до того, как эта жидкость достигнет области активной зоны реактора 26 в том случае, если авария, связанная с утечкой охлаждающей жидкости из первичного контура охлаждения реактора, произошла в результате разрыва холодной ветви 28 этого контура, через которую охлаждающая вода первичного контура поступает во внутреннюю полость корпуса данного ядерного реактора 11, или в результате разрыва горячей ветви 30 первичного контура охлаждения, через которую охлаждающая вода первичного контура, нагретая в контакте с активной зоной 26 ядерного реактора, выводится из корпуса 11 этого реактора.

Упомянутый цилиндр 34 может быть снабжен серией отверстий 42 вокруг своей верхней периферийной части, которые действуют как разрушители сифонов в случае разрыва или утечки в нагнетательном патрубке 24 или в линии 22 подачи в корпус реактора дополнительной охлаждающей жидкости.

В том случае, когда авария ядерного реактора, связанная с утечкой охлаждающей жидкости из первичного контура охлаждения, является следствием прорыва во входной части 28 холодной ветви первичного контура охлаждения реактора или в трубопроводах этой холодной ветви, молниеносное испарение охлаждающей жидкости может произойти за несколько секунд. Пары охлаждающей жидкости, образующиеся в активной зоне 26 ядерного реактора и попадающие в верхнюю камеру повышенного давления в корпусе этого реактора, могут создать определенные трудности для подвода дополнительной охлаждающей жидкости к упомянутой активной зоне реактора 26.

Клапаны 46, представляющие собой часть внутреннего оборудования данного ядерного реактора, как это схематически показано на фиг. 2, 6 и 7, позволяют обеспечить достаточно быструю эвакуацию образовавшегося пара из верхней камеры высокого давления корпуса реактора и из его активной зоны 26, что способствует полноценной подаче к активной зоне аварийного реактора дополнительной охлаждающей жидкости.

Упомянутые клапаны 46 из состава внутреннего оборудования корпуса ядерного реактора смонтированы на оболочке 36 его активной зоны так, что диск 54 каждого клапана в состоянии нормального функционирования данного реактора занимает положение, соответствующее закрытому состоянию клапана. В случае аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости из первичного контура охлаждения реактора и возникающим вследствие этого интенсивным парообразованием, по одну и по другую стороны от этого диска создается разность давлений, что приводит к отклонению этого диска, то есть к открытию клапана и созданию циркуляции пара от активной зоны реактора к камере повышенного давления в верхней части корпуса реактора через клапаны 46 и внутри кольцевого пространства 40 корпуса этого реактора. Из этого кольцевого пространства 40 среда, протекающая через клапан 46, может вытечь непосредственно в направлении разрыва в холодной ветви 28 первичного контура охлаждения реактора. Эта прямая траектория позволяет достаточно быстро эвакуировать пар из камеры повышенного давления корпуса реактора и его активной зоны и благоприятствует подаче к активной зоне аварийного реактора дополнительной охлаждающей жидкости.

На фиг. 4 схематически показана другая характеристика, которая может быть привнесена в конструкцию корпуса ядерного реактора 11 для того, чтобы в определенной степени уменьшить скорость утечки охлаждающей жидкости первичного контура охлаждения, происходящей вслед за аварией, связанной с возникновением такой утечки. Каждый из входов 28 холодных ветвей первичного контура охлаждения ядерного реактора может быть снабжен специальным устройством ограничения расхода протекающего через этот вход потока охлаждающей жидкости (60), выполненным в виде уменьшенного поперечного сечения упомянутого входа, которое не затрагивает нормального функционирования данного ядерного реактора. Возвращаясь к схеме, приведенной на фиг. 1, можно видеть резервуар высокого давления 12, который представляет собой резервуар для хранения некоторого запаса дополнительной охлаждающей жидкости под давлением и спроектирован таким образом, чтобы подавать эту охлаждающую жидкость в корпус ядерного реактора 11 пассивным образом, то есть без применения насосов. Такая пассивная подача охлаждающей жидкости обеспечивается путем создания в этом резервуаре 12 высокого давления с использованием обеспечивающего нагнетание содержащейся в резервуаре дополнительной охлаждающей жидкости инертного газа типа азота. Упомянутый резервуар высокого давления 12 в случае аварии ядерного реактора подает охлаждающую жидкость в корпус реактора посредством линий подачи 22 дополнительной охлаждающей жидкости, заканчивающихся одним или несколькими патрубками нагнетания 24.

В конструкции ядерного реактора согласно изобретению упомянутый резервуар высокого давления 12 представляет собой первый источник дополнительной охлаждающей жидкости, поскольку имеющееся в нем высокое давление позволяет обеспечить достаточно быстрое введение охлаждающей жидкости в активную зону аварийного реактора буквально в течение первых критических секунд развития аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости из первичного контура охлаждения реактора. Здесь важно отметить, что упомянутое выше высокое давление в резервуаре первоначального затопления активной зоны аварийного реактора должно быть выбрано таким образом, чтобы обеспечить подачу дополнительной охлаждающей жидкости на вход аварийной активной зоны реактора и в упомянутое выше кольцевое пространство вокруг оболочки этой активной зоны предпочтительно до или по крайней мере непосредственно в тот момент, когда происходит молниеносное испарение охлаждающей жидкости в этих зонах реактора. Кроме того, необходимо предусмотреть в этом резервуаре высокого давления такой объем дополнительной охлаждающей жидкости, чтобы он оказался достаточным для того, чтобы резервуар хранения упомянутой охлаждающей жидкости под низким давлением включился в работу до или по крайней мере непосредственно в момент полного опорожнения резервуара высокого давления, предназначенного для первоначального затопления активной зоны аварийного ядерного реактора, для того, чтобы обеспечить непрерывную подачу вспомогательной охлаждающей жидкости к активной зоне этого аварийного реактора.

Второй источник дополнительной охлаждающей жидкости представляет собой резервуар хранения запаса этой жидкости под низким давлением 14. Этот резервуар хранения запаса упомянутой охлаждающей жидкости 14 подобен упомянутому выше резервуару 12 в том, что он представляет собой резервуар хранения жидкости под некоторым давлением, также обеспечиваемым давлением нагнетания некоторого инертного газа. Упомянутый резервуар 14 может поддерживаться под давлением, которое несколько ниже давления, поддерживаемого в упомянутом выше резервуаре 12 высокого давления, вследствие менее критической потребности в быстром введении дополнительной охлаждающей жидкости из этого резервуара 14.

Резервуар 14 хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости под относительно низким давлением 14 подает эту охлаждающую жидкость в один или в несколько патрубков 24 посредством тех же линий подачи 22 упомянутой охлаждающей жидкости в корпус аварийного реактора, что и резервуар высокого давления 12, причем подача этой охлаждающей жидкости из упомянутого резервуара 14 начинается немного раньше того момента, когда упомянутый резервуар 12 будет полностью опорожнен, таким образом, чтобы не допустить перерыва в подаче к активной зоне аварийного ядерного реактора дополнительной охлаждающей жидкости.

Упомянутый резервуар низкого давления для хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости для затопления активной зоны аварийного ядерного реактора спроектирован таким образом, чтобы либо подача охлаждающей жидкости самотеком из резервуара 16, либо нагнетание этой охлаждающей жидкости при помощи насосов из рекуперационных колодцев начинались раньше полного опорожнения упомянутого выше резервуара затопления активной зоны аварийного ядерного реактора, в котором дополнительная охлаждающая жидкость находится под относительно низким давлением.

Третьим (в случае аварии ядерного реактора) источником дополнительной охлаждающей жидкости, который начинает подавать эту охлаждающую жидкость в корпус аварийного ядерного реактора чуть раньше момента полного опустошения упомянутого резервуара низкого давления 14, является один или несколько резервуаров питания реактора дополнительной охлаждающей жидкостью самотеком 16. Эти резервуары подачи охлаждающей жидкости самотеком 16 подают дополнительную охлаждающую жидкость в один или несколько патрубков нагнетания 24 при помощи тех же линий подачи 22, что и упомянутые выше резервуары подачи этой охлаждающей жидкости под высоким или низким давлением.

В соответствии с известным уровнем техники в данной области резервуары питания, которые используются для хранения и подачи при необходимости дополнительной охлаждающей жидкости в корпус аварийного ядерного реактора путем нагнетания этой жидкости насосами, представляют собой резервуары хранения запаса содержащей бор воды и расположены обычно вне сооружения, внутри которого расположен данный ядерный реактор.

В соответствии с предлагаемым изобретением упомянутые выше резервуары питания ядерного реактора дополнительной охлаждающей жидкостью самотеком 16 расположены внутри реакторного сооружения. Для того чтобы содействовать уменьшению давления в контуре охлаждения аварийного ядерного реактора до величины, достаточно малой для того, чтобы эта дополнительная охлаждающая жидкость вытекала из резервуаров питания этой жидкостью самотеком под действием силы тяжести в направлении системы охлаждения данного ядерного реактора, специальные автоматические задвижки понижения давления 68, 70 установлены на каждой из горячих ветвей контура охлаждения или на нагнетателе. Устройство понижения давления образовано задвижкой изолирования 68 и задвижкой понижения давления 70. Упомянутые выше задвижки 68 и 70 могут управляться вручную дистанционно оператором данной установки с центрального пульта управления реактором, или же эти задвижки 68 и 70 могут управляться автоматическими системами с использованием сигналов избыточного давления в тех или иных установках данного ядерного реактора в соответствии с установленными в данном случае правилами безопасности.

Следующий (по времени включения в действие после аварии ядерного реактора, связанной с утечкой охлаждающей жидкости первичного контура охлаждения) источник подачи дополнительной охлаждающей жидкости образован одним или несколькими рекуперационными колодцами 18, расположенными внутри реакторного сооружения. Эти рекуперационные колодцы обеспечивают возвращение в цикл охлаждающей жидкости, вытекающей внутри упомянутого реакторного сооружения независимо от того, является ли эта охлаждающая жидкость жидкостью из первичного контура охлаждения или дополнительной охлаждающей жидкостью. Насосы 62 обеспечивают подачу этой рекуперированной охлаждающей жидкости из колодцев 18 к одному или нескольким патрубкам 24 посредством все тех же линий подачи 22 дополнительной охлаждающей жидкостью корпуса данного ядерного реактора.

В процессе функционирования данного ядерного реактора клапаны 66 системы трубопроводов изолируют (отсекают) упомянутые выше резервуары 12, 14, 16 и 18 от первичного контура охлаждения этого ядерного реактора 11. В процессе понижения давления в первичном контуре охлаждения данного реактора вследствие разрушения трубопроводов этой системы охлаждения давление в резервуарах 12, 14 и 16 становится более высоким, чем давление в контуре охлаждения реактора, в результате чего дополнительная охлаждающая жидкость последовательно вытекает из этих резервуаров в направлении нижней части активной зоны аварийного реактора при помощи каналов 22' питания корпуса реактора этой дополнительной охлаждающей жидкостью, задвижек 67 изолирования и обратных клапанов 66 в открытом состоянии, питающих линий 22 нагнетательных патрубков 24 и канала 38 нагнетания внутри корпуса реактора.

Вследствие молниеносного испарения и кипения охлаждающей жидкости в активной зоне 26 ядерного реактора образовавшийся пар поступает в область 44 камеры повышенного давления в верхней части корпуса реактора. В случае аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости из первичного контура охлаждения ядерного реактора и возникшей в результате прорыва больших или малых размеров в холодной ветви 28 этого контура, клапаны 46 внутреннего оборудования корпуса данного реактора (см. фиг. 2, 6 и 7) специально предусмотрены для осуществления быстрого открытия прямого пути между зоной 44 верхней камеры повышенного давления корпуса реактора и прорывом в упомянутой холодной ветви 28 первичного контура охлаждения. Этот прямой путь позволяет быстро отвести пар из верхней камеры 44 повышенного давления корпуса реактора и из активной зоны 26, что способствует питанию аварийной активной зоны ядерного реактора дополнительной охлаждающей жидкостью при любой аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости из первичного контура охлаждения данного реактора.

За некоторое время до того, как резервуар хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости под высоким давлением будет полностью опорожнен, давление охлаждающей жидкости в реакторе падает до величины, меньшей, чем давление в резервуаре 14 хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости под низким давлением, вследствие чего начинается течение дополнительной охлаждающей жидкости из упомянутого резервуара низкого давления в направлении нижней части активной зоны ядерного реактора посредством нагнетательного трубопровода 22, патрубков 24 корпуса реактора и кольцевого канала 38 вдоль оболочки активной зоны.

Немного раньше до того, как упомянутый резервуар 14 низкого давления будет полностью опорожнен, давление охлаждающей жидкости в реакторе уменьшается в еще большей степени и его величина становится меньше давления в резервуаре хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости, вытекающей из него самотеком под действием силы тяжести, который установлен в приподнятом положении, что позволяет обеспечить дополнительный пассивный поток упомянутой охлаждающей жидкости, направляемый к нижней части 64 активной зоны аварийного ядерного реактора по траектории, уже описанной выше.

Первоначальное количество воды в первичном контуре охлаждения данного ядерного реактора и дополнительная охлаждающая вода, подаваемая в аварийный ядерный реактор из упомянутых выше резервуаров 12, 14 и 16, рекуперируются в одном или в нескольких рекуперационных колодцах, расположенных в реакторном сооружении. В том случае, когда резервуары 16 подачи дополнительной охлаждающей жидкости в аварийный реактор самотеком под действием силы тяжести полностью расходуются, а это может произойти через несколько часов после исходного события, то есть начала аварии ядерного реактора, могут быть приведены в действие нагнетательные насосы 62, которые в этом случае обеспечивают подачу упомянутой охлаждающей жидкости из упомянутых рекуперационных колодцев 18 на вход активной зоны аварийного ядерного реактора с использованием уже описанной ранее траектории движений этой жидкости.

На участках 22' линий нагнетания контура запасного (аварийного) охлаждения, связанных с линиями питания 22 и получающих рекуперированную охлаждающую жидкость в реакторном сооружении, могут быть установлены теплообменники 71 (фиг. 1), которые позволяют понизить температуру рекуперированной охлаждающей жидкости с тем, чтобы повысить эффективность охлаждения, обеспечиваемого в процессе введения этой охлаждающей жидкости в корпус аварийного ядерного реактора.

Таким образом, устройство и способ в соответствии с предлагаемым изобретением позволяют обеспечить одновременно и возобновление подачи, и эффективное охлаждение активной зоны аварийного ядерного реактора сразу же после возникновения аварии, связанной с утечкой охлаждающей жидкости первичного контура охлаждения реактора, и охлаждение этой активной зоны на достаточно протяженный во времени период путем последовательного подключения к решению этой задачи емкостей хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости или контуров нагнетания этой охлаждающей жидкости насосами. Кроме того, упомянутая жидкость подводится непосредственно к основанию активной зоны ядерного реактора таким образом, что эта жидкость достаточно эффективно выполняет свою функцию затопления и охлаждения активной зоны аварийного реактора, исключая преждевременный отвод охлаждающей жидкости через разрыв первичного контура охлаждения.

Предлагаемое изобретение не ограничивается тем примером его практической реализации, который был описан выше.

Устройство и способ охлаждения ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением были выше описаны для случая использования ядерного реактора, в котором в качестве охлаждающей жидкости первичного контура применяется вода под давлением. Однако, предлагаемое устройство и предлагаемый способ могут быть применены для любого ядерного реактора, охлаждаемого водой, активная зона которого расположена внутри корпуса реактора и окружена оболочкой активной зоны.

Устройство и способ охлаждения ядерного реактора в соответствии с предлагаемым изобретением, которые были описаны выше, используют два резервуара хранения запаса дополнительной охлаждающей жидкости под различными давлениями, один резервуар, обеспечивающий питание реактора охлаждающей жидкостью, поступающей в реактор самотеком под действием силы тяжести, и один контур рекуперирования и нагнетания насосами охлаждающей жидкости в аварийный ядерный реактор. Разумеется, вполне можно представить себе системы, отличающиеся различными сочетаниями упомянутых средств подачи охлаждающей жидкости в один или несколько нагнетательных патрубков, причем эти системы должны содержать по меньшей мере два средства подачи в нагнетательный патрубок дополнительной охлаждающей жидкости под различными давлениями.

Линии подачи охлаждения в устройство могут содержать различные запорные средства, отличные от клапанов и задвижек, которые были описаны выше.

Использование: в атомной технике, при аварийном охлаждении активной зоны реактора для максимального уменьшения или исключения нерасчетного повышения температуры активной зоны. Сущность изобретения: ядерный реактор содержит корпус (11), имеющий несколько отверстий (28, 30) для входа и выхода охлаждающей жидкости, связанных с контуром нормального охлаждения реактора, и оболочку активной зоны (26) внутри корпуса (11). Реактор содержит цилиндр (34), установленный внутри корпуса (11) вокруг оболочки активной зоны (26) и предназначенный для формирования кольцевого канала между оболочкой активной зоны и этим цилиндром, а также устройство охлаждения, содержащее по меньшей мере один нагнетательный патрубок охлаждающей жидкости, сообщающийся с кольцевым каналом (38), и по меньшей мере два средства подачи (12, 14, 16, 18) в нагнетательный патрубок дополнительной охлаждающей жидкости с различными давлениями этой подачи. 2 с. и 7 з.п.ф-лы, 5 ил.

1. Ядерный реактор, содержащий корпус (11), имеющий несколько отверстий (28, 29) входа и выхода охлаждающей жидкости, и оболочку активной зоны (26) реактора внутри корпуса (11), отличающийся тем, что внутри корпуса (11) реактора вокруг активной зоны (26) установлен цилиндр (34) для образования между последним и оболочкой (36) активной зоны (26) кольцевого канала (38) и предусмотрены по меньшей мере один нагнетательный патрубок (24), проходящий через стенку корпуса (11) и соединенный с кольцевым каналом (38), образованный между оболочкой (36) активной зоны (26) и цилиндром (34), а также по меньшей мере два средства (12, 14, 16, 18) подачи аварийной охлаждающей жидкости в нагнетательный патрубок (24) с различным давлением подачи и средства (67, 66) подачи охлаждающей жидкости, предназначенные для подачи охлаждающей жидкости в кольцевой канал (38) и к нижней части (64) активной зоны (26) ядерного реактора. 2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что упомянутый рекуперационный колодец (18) соединен с линией (22) подачи в нагнетательный патрубок (24) посредством линии (22') нагнетания, на которой расположен нагнетательный насос (62). 3. Ядерный реактор по одному из п.1 или 2, отличающийся тем, что он содержит контур нормального охлаждения при помощи охлаждающей жидкости под высоким давлением и средства (70) понижения давления контура охлаждения ядерного реактора. 4. Ядерный реактор по одному из п.1 или 2, отличающийся тем, что запорные средства типа клапанов (66) и задвижек (67) расположены на трубопроводах (22') соединения средств (12, 14, 16, 18) питания с линиями (22) подачи в упомянутый нагнетательный патрубок (24). 5. Ядерный реактор по одному из пп.1 - 4, отличающийся тем, что нагнетательный патрубок (24) содержит отверстие (32) ограничения расхода. 6. Ядерный реактор по одному из пп.1 - 5, отличающийся тем, что каждое из входных отверстий (28) охлаждающей жидкости в корпусе (11) ядерного реактора содержит отверстие (60) ограничения расхода. 7. Ядерный реактор по одному из пп.1 - 6, отличающийся тем, что по меньшей мере один запорный клапан (46, 54) расположен в отверстии, проходящем сквозь оболочку активной зоны (26) ядерного реактора в ее верхней части на уровне верхней камеры (44) повышенного давления корпуса (11) ядерного реактора, с возможностью сообщения упомянутой верхней камеры (44) повышенного давления с кольцевым пространством (40) корпуса (11), расположенным вокруг цилиндра (34) активной зоны (26), и сообщения с входными отверстиями (28) охлаждающей жидкости корпуса (11) ядерного реактора. 8. Ядерный реактор по одному из пп.1 - 7, отличающийся тем, что упомянутый цилиндр (34) содержит несколько сквозных отверстий (42), отстоящих друг от друга в окружном направлении и расположенных в верхней части этого цилиндра (34). 9. Способ запасного, аварийного охлаждения ядерного реактора, содержащего корпус (11) и контур охлаждения, заключающий охлажденную жидкость под давлением, расположенные внутри здания ядерного реактора, отличающийся тем, что в случае аварии, произошедшей в контуре охлаждения под давлением ядерного реактора, внутрь корпуса (11) к нижней части (64) активной зоны (26) реактора подают дополнительную охлаждающую жидкость, причем упомянутую охлаждающую жидкость подают последовательно различными средствами (12, 14, 16, 18) питания при различных давлениях, расположенными в здании ядерного реактора, в процессе следующих последовательных этапов: - вслед за аварией в контуре охлаждения под высоким давлением ядерного реактора в корпус (11) подают дополнительную охлаждающую жидкость из резервуара высокого давления (12), - до момента полного опорожнения упомянутого первого резервуара высокого давления (12) подают дополнительную охлаждающую жидкость из второго резервуара низкого давления (14), - до момента полного опорожнения упомянутого второго резервуара низкого давления подают дополнительную охлаждающую жидкость из резервуара (16) питания самотеком под действием силы тяжести, расположенного внутри здания данного ядерного реактора, - в корпус (11) подают охлаждающую жидкость, рекуперированную в здании ядерного реактора и нагнетаемую насосом.