СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ КОНТУРА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2004 года по МПК G21C15/18 

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для охлаждения ядерных реакторов.

Известен способ управления ядерным реактором [Патент США №4299657, G 21C 7/06, 1981 г.] с охлаждением водой, содержащий компоновку активной зоны реактора с размещенными в ней регулирующими стержнями, а также процесс регулирования поля энерговыделения путем изменения химического или физического состояния теплоносителя для достижения оптимального энерговыделения.

Недостатком данного способа является то, что изменение химического состояния может привести к повреждению и разрушению контура охлаждения теплоносителя.

Известен также способ эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора [Производственный реактор NPR в США. Журнал “Атомная техника за рубежом” №4, стр.19-23], взятый за прототип, включающий подачу теплоносителя в подводящую коммуникацию и отвод отходящего теплоносителя из отводящей коммуникации четным числом параллельных потоков по трубопроводам к парогенераторам и затем к главным циркуляционным насосам, а также компенсацию, подпитку объема теплоносителя.

Первым недостатком данного способа является то, что подача теплоносителя в реактор осуществляется по трубопроводам подвода через замкнутую подающую коммуникацию, соединяющую между собой потоки теплоносителя, который затем распределяется по групповым коллекторам раздачи теплоносителя. При аварийном разрыве одного из трубопроводов подвода теплоноситель устремляется в разрыв с двух сторон: со стороны направления подачи теплоносителя по трубопроводу, который получил разрыв, и с противоположной стороны из неаварийного трубопровода через замкнутую подающую коммуникацию в разрыв.

Вторым недостатком прототипа является то, что при разрыве одного из подающих независимых трубопроводов подача воды из аварийного запаса осуществляется в замкнутую подающую коммуникацию и затем в разрыв, не достигая активной зоны реактора, что ухудшает теплоотвод от тепловыделяющих элементов и может привести к их более высокому повреждению.

Третьим недостатком прототипа является то, что компенсаторы давления врезаны непосредственно в замкнутую коммуникацию отвода теплоносителя, расположенную непосредственно на выходе из реактора. Поэтому при аварии с разрывом одного из подающих трубопроводов волна разрежения проходит быстро через подающие коммуникации, через технологические каналы реактора и далее спад давления сдерживается работой компенсаторов давления, что препятствует подаче воды аварийного запаса в технологические каналы и ухудшает теплоотвод от твэлов.

Задачей изобретения является обеспечение более безопасной эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора в аварийной ситуации с разрывом одного из независимых трубопроводов подвода теплоносителя первого контура циркуляции.

Поставленная задача решается тем, что в способе эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора, включающем подачу теплоносителя в подводящую коммуникацию и отвод отходящего теплоносителя из отводящей коммуникации четным числом параллельных потоков по трубопроводам к парогенераторам и затем к главным циркуляционным насосам, а также компенсацию, подпитку объема теплоносителя, эксплуатацию контура охлаждения осуществляют в режиме подачи теплоносителя в реактор четным числом встречных параллельных потоков посредством разделенной на две части закрытыми задвижками подводящей коммуникации и сообщающихся потоков отходящего теплоносителя посредством перемычек с нормально открытыми задвижками, при этом компенсация и подпитка объема теплоносителя предусмотрена в удаленный от реактора участок одного из потоков отходящего теплоносителя.

Сущность способа эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора поясняется чертежом.

В режиме нормальной эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора подача воды в реактор под давлением осуществляется по независимым трубопроводам подвода 1 четным числом встречных параллельных потоков посредством разделенной на две части закрытыми задвижками 18 подающей коммуникации 2, затем в групповые коллектора раздачи 3 по технологическим каналам 4 ядерного реактора с тепловыделяющими элементами, где теплоноситель нагревается. Затем из технологических каналов теплоноситель поступает в групповые коллектора 5 сбора теплоносителя, затем осуществляют отвод отходящего теплоносителя из отводящей коммуникации 6 четным числом параллельных сообщающихся потоков отходящего теплоносителя посредством перемычек с нормально открытыми задвижками 19 по трубопроводам отвода теплоносителя 7 из реактора. Для компенсации изменений объема теплоносителя в контуре циркуляции, вызванных изменением температуры теплоносителя из-за изменений мощности реактора, используют емкости компенсации 8 объема теплоносителя контура циркуляции, 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 используют задвижки 12, 18, 19. Задвижки, изображенные затемненными, закрыты и, соответственно, незатемненные задвижки открыты. В контуре циркуляции также установлены обратные клапаны 13, а также обратные клапаны-задвижки 13R и 13L, которые при необходимости выполняют функции задвижек и обратных клапанов. 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.

Для устранения первых двух недостатков прототипа в контуре циркуляции на трубопроводах, соединяющих между собой трубопроводы подачи теплоносителя, и на замкнутой подающей коммуникации установлены задвижки 18, которые закрыты при работе реактора на мощности, что при разрыве трубопровода подачи теплоносителя в сечении А-А обеспечивает поступление воды в реактор по второму неаварийному трубопроводу подачи воды для отвода тепла твэлов. При этом вода из аварийного запаса компенсирует потерю воды в разрыв и обеспечивает подачу требуемого количества воды для исключения превышения допустимого предела повреждения твэлов, для этого подача аварийного запаса воды осуществляется в каждый трубопровод подвода теплоносителя через обратные клапаны 13С. Для уменьшения потери теплоносителя из контура циркуляции в разрыв А-А главные циркуляционные насосы 11R, которые подают теплоноситель в реактор по аварийному трубопроводу, отключают и отсекают задвижками. Для ремонта реактор останавливают, ремонтируемые трубопроводы и оборудование контура циркуляции отсекают закрытием задвижек 12R, 19, закрытием клапанов-задвижек 13R и затем опорожняют через дренажи, при этом проток теплоносителя через реактор и охлаждение твэлов осуществляют по другим независимым трубопроводам подвода и отвода теплоносителя.

Для устранения третьего недостатка прототипа задвижки 19, соединяющие между собой трубопроводы отвода теплоносителя из реактора, открыты, при этом компенсация и подпитка объема теплоносителя осуществляются в один из отводящих трубопроводов 7. В отличие от прототипа, компенсация и подпитка объема теплоносителя лишь частично сдерживают снижение давления в первом контуре после разрыва и не препятствуют подаче воды в реактор из неаварийного трубопровода. Кроме того, ввиду большой протяженности трубопроводов расположение врезки в трубопровод компенсации и подпитки объема теплоносителя вдали от реактора позволяет дольше, чем в прототипе, продвигаться по контуру волне разрежения, что обеспечивает беспрепятственную подачу воды в реактор из неаварийного трубопровода.

Таким образом, обеспечивается расхолаживание и эксплуатация контура охлаждения ядерного реактора в аварийной ситуации.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для охлаждения ядерных реакторов.

Задачей, решаемой изобретением, является обеспечение более безопасной эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора в аварийной ситуации с разрывом одного из независимых трубопроводов подвода теплоносителя первого контура циркуляции. Способ эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора включает подачу теплоносителя в подводящую коммуникацию и отвод отходящего теплоносителя из отводящей коммуникации четным числом параллельных потоков по трубопроводам к парогенераторам и затем к главным циркуляционным насосам, а также компенсацию, подпитку объема теплоносителя, эксплуатацию контура охлаждения осуществляют в режиме подачи теплоносителя в реактор четным числом встречных параллельных потоков посредством разделенной на две части закрытыми задвижками подводящей коммуникации и сообщающихся потоков отходящего теплоносителя посредством перемычек с нормально открытыми задвижками, при этом компенсация и подпитка объема теплоносителя предусмотрена в удаленный от реактора участок одного из потоков отходящего теплоносителя. 1 ил.

Способ эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора, включающий подачу теплоносителя в подводящую коммуникацию и отвод отходящего теплоносителя из отводящей коммуникации четным числом параллельных потоков по трубопроводам к парогенераторам и затем к главным циркуляционным насосам, а также компенсацию, подпитку объема теплоносителя, отличающийся тем, что эксплуатацию контура охлаждения осуществляют в режиме подачи теплоносителя в реактор четным числом встречных параллельных потоков посредством разделенной на две части закрытыми задвижками подводящей коммуникации и сообщающихся потоков отходящего теплоносителя посредством перемычек с нормально открытыми задвижками, при этом компенсация и подпитка объема теплоносителя предусмотрена в удаленный от реактора участок одного из потоков отходящего теплоносителя.