УСТРОЙСТВО АВАРИЙНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2004 года по МПК G21C15/18 

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для аварийного охлаждения ядерных реакторов при разрыве трубопроводов, подводящих жидкий охладитель в реактор.

Известно устройство аварийного охлаждения ядерного реактора [US 4181570, G 21 С 15/18, 1980], включающее трубопроводы подвода охлаждающей воды в реактор, трубопроводы отвода воды из реактора, задвижки, емкости для хранения аварийного запаса воды, систему подпитки емкостей водой. При разрыве одного из трубопроводов подачи охлаждающей воды в реактор из емкости для хранения аварийного запаса вода должна поступать непосредственно в активную зону реактора. Недостатком устройства является то, что вода из емкости будет стремиться попасть в разрыв, минуя активную зону, так как после возникновения разрыва трубопровода место разрыва ничем не отсекается и в месте разрыва давление воды упадет до величины давления окружающей среды, которая будет ниже величины давления в реакторе из-за разогрева активной зоны остаточным энерговыделением и роста давления пара вскипающего теплоносителя, вызванного нарушением нормального теплоотвода. Что в конечном итоге приведет к перегреву и повреждению элементов активной зоны реактора.

Известно также устройство охлаждения ядерного реактора [RU 2150757 С1, МПК 7 G 21 С 15/18, 2000], взятое за прототип, включающее трубопроводы подачи охлаждающей воды в реактор, трубы отвода воды из реактора с присоединенными к ним емкостями для хранения аварийного запаса воды, систему подпитки емкостей водой, обратные клапаны и задвижки.

При аварии со значительным разрывом трубопровода подвода теплоносителя к реактору в прототипе на привод задвижки, установленной на трубопроводе, соединяющем емкости с аварийным запасом воды и место подачи теплоносителя в активную зону, подается сигнал на открытие задвижки для подачи воды в активную зону из емкостей. Недостатком этого устройства является то, что требуется время на определение места разрыва и на открытие задвижки. Кроме того, может произойти отказ в электроцепях подачи сигнала, и задвижка при этом не откроется, что сделает устройство неработоспособным.

Задачей изобретения является увеличение надежности и быстродействия включения устройства аварийного охлаждения ядерного реактора при разрыве трубопроводов подвода теплоносителя к реактору.

Поставленная задача решается тем, что устройство аварийного охлаждения ядерного реактора, включающее контур циркуляции теплоносителя через реактор, содержащий трубопроводы подвода теплоносителя к реактору, групповые коллекторы раздачи теплоносителя по технологическим каналам с тепловыделяющими элементами, групповые коллекторы сбора теплоносителя из технологических каналов, трубопроводы отвода теплоносителя из реактора, обратные клапаны и задвижки, емкости для хранения аварийного запаса воды, соединенные трубопроводами с контуром циркуляции теплоносителя, систему подпитки емкостей водой, содержит замкнутую подающую коммуникацию и дополнительно обратные клапаны, размещенные на входах в коллекторы раздачи теплоносителя от разделенной на две части закрытыми задвижками замкнутой подающей коммуникации, а также на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей для хранения аварийного запаса воды.

Размеры и количество обратных клапанов, установленных на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей для хранения аварийного запаса, определяются исходя из возможности подачи в контур такого количества воды из емкостей, которое компенсирует утечку теплоносителя в разрыв. Они определяются расчетным путем с учетом гидравлических потерь, проверяются и уточняются в ходе пусконаладочных работ.

Сущность предложенной конструкции устройства аварийного охлаждения ядерного реактора представлена на чертеже.

В условиях нормальной эксплуатации реактора по трубопроводам подвода 1 теплоноситель поступает в замкнутую подающую коммуникацию 2, затем в групповые коллекторы раздачи 3 по технологическим каналам 4 с тепловыделяющими элементами, где теплоноситель нагревается. Затем из технологических каналов теплоноситель поступает в групповые коллекторы сбора теплоносителя 5, затем в замкнутую коммуникацию 6 и трубопроводы отвода теплоносителя 7 из реактора. Для компенсации изменений объема теплоносителя в контуре циркуляции, вызванных изменением температуры теплоносителя из-за изменений реактора, используются емкости контура циркуляции 8, частично заполненные водой под давлением газа, которое удерживается компрессорами 9. Для подпитки теплоносителя в контур циркуляции используются подпиточные насосы 10. Циркуляция теплоносителя в контуре обеспечивается работой главных циркуляционных насосов 11L и 11R. Для выполнения ремонта контура циркуляции на остановленном реакторе имеются задвижки 12. Задвижки, изображенные затемненными, закрыты и, соответственно, незатемненные задвижки открыты. В контуре циркуляции также установлены обратные клапаны 13. Для отвода тепла от теплоносителя, нагретого в реакторе, используются парогенераторы 14. Емкости для хранения аварийного запаса воды 15 соединены трубопроводами 16 с контуром циркуляции на входе в главные циркуляционные насосы 11L и 11R теплоносителя и имеют систему подпитки водой 17. Устройство дополнительно содержит обратные клапаны 13L, 13R и 13C. Клапаны 13L и 13R установлены на входах в коллекторы раздачи теплоносителя от разделенной на две части закрытыми задвижками замкнутой подающей коммуникации, а клапаны 13С - на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей 15 для хранения аварийного запаса воды.

Для обеспечения отвода тепла из реактора в аварийных условиях, вызванных аварийным разрывом одного из подводящих трубопроводов 1 контура циркуляции, часть задвижек 12 контура циркуляции теплоносителя закрыты.

При аварийном разрыве, например, в сечении А-А напорного трубопровода 1 контура циркуляции теплоносителя из аварийной части замкнутой подающей коммуникации 2, выделенной закрытыми задвижками, в разрыв вытекает теплоноситель, при этом закрываются обратные клапаны 13R и аварийное истечение теплоносителя в разрыв со стороны реактора прекращается. Главные циркуляционные насосы 11L подают теплоноситель через обратные клапаны 13L в коллекторы 3 и затем в технологические каналы 4, отводя тем самым тепло от тепловыделяющих элементов, расположенных в каналах. В случае, если аварийный разрыв в сечении А-А имеет очень большую площадь поверхности разгерметизации контура, а запаса воды в емкостях 8 и производительности насосов 10 недостаточно для компенсации утечки теплоносителя в разрыв, и давление на входе в главные циркуляционные насосы 11L и 11R падает до величины, которая ниже гидростатического давления воды, создаваемого уровнем воды в баках 15, открываются обратные клапаны 13С и вода из баков 15 поступает в контур циркуляции, обеспечивая полную компенсацию теряемой в разрыв воды. При этом обеспечивается надежное охлаждение реактора.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для аварийного охлаждения ядерных реакторов при разрыве трубопроводов, подводящих жидкий охладитель в реактор. Техническим результатом изобретений является увеличение надежности и быстродействия включения устройства аварийного охлаждения ядерного реактора при разрыве трубопроводов подвода теплоносителя к реактору. Устройство аварийного охлаждения ядерного реактора, включающее контур циркуляции теплоносителя через реактор, содержащий трубопроводы подвода теплоносителя к реактору, замкнутую подающую коммуникацию, групповые коллекторы раздачи теплоносителя по технологическим каналам с тепловыделяющими элементами, групповые коллекторы сбора теплоносителя из технологических каналов, замкнутую коммуникацию и трубопроводы отвода теплоносителя из реактора, обратные клапаны и задвижки, емкости для хранения аварийного запаса воды, соединенные трубопроводами с контуром циркуляции теплоносителя, систему подпитки емкостей водой, дополнительно содержит обратные клапаны, размещенные на входах в коллекторы раздачи теплоносителя от разделенной на две части закрытыми задвижками замкнутой подающей коммуникации, а также на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи води из емкостей для хранения аварийного запаса. 1 ил.

Устройство аварийного охлаждения ядерного реактора, включающее контур циркуляции теплоносителя через реактор, содержащий трубопроводы подвода теплоносителя к реактору, групповые коллекторы раздачи теплоносителя по технологическим каналам с тепловыделяющими элементами, групповые коллекторы сбора теплоносителя из технологических каналов, замкнутую коммуникацию, трубопроводы отвода теплоносителя из реактора, обратные клапаны и задвижки, емкости для хранения аварийного запаса воды, соединенные трубопроводами с контуром циркуляции теплоносителя, систему подпитки емкостей водой, отличающееся тем, что устройство содержит замкнутую подающую коммуникацию и дополнительно обратные клапаны, размещенные на входах в коллекторы раздачи теплоносителя от разделенной на две части закрытыми задвижками замкнутой подающей коммуникации, а также на входах в контур циркуляции теплоносителя от трубопроводов подачи воды из емкостей для хранения аварийного запаса воды.