СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА БАССЕЙНОВОГО ТИПА Российский патент 2013 года по МПК G21C15/18 

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа, в частности, к пассивным системам аварийного расхолаживания реактора, и предназначена для обеспечения предотвращения перегрева твэлов при полном обесточивании реакторной установки и срабатывании системы аварийной защиты.

В а.с. СССР №1503047 описана система аварийного расхолаживания, содержащая бак аварийного охлаждения, расположенный в бассейне реактора, сообщающийся трубопроводом с подзонным пространством. Система, предложенная в прототипе, при уменьшенном расходе теплоносителя не обеспечивает изменение расхода в соответствии с изменением мощности при срабатывании аварийной защиты. Вследствие этого в первый момент времени из-за недостаточного расхода возможен перегрев твэлов активной зоны. Далее, при существенном уменьшении мощности и линейном уменьшении расхода теплоносителя, возможно чрезмерное захолаживание и, соответственно, существенные колебания температур во время переходного процесса. Также в прототипе используется регулируемый дроссель для обеспечения линейного изменения расхода.

Известна также система аварийного расхолаживания реактора бассейнового типа, описанная в а.с. СССР 764533 и являющаяся наиболее близким аналогом заявленного изобретения. Данная система содержит бак аварийного охлаждения, имеющий в нижней части трубу, соединяющую бак с задерживающей емкостью, образованной горизонтальной перегородкой и днищем бассейна, а в верхней части - дыхательный патрубок, соединяющий бак аварийного охлаждения с пространством над уровнем воды бассейна. Система позволяет поддерживать интенсивное опускное движение теплоносителя через активную зону при прекращении электропитания циркуляционных насосов первого контура в течение начального периода времени после сброса аварийных стержней.

Основным недостатком наиболее близкого аналога, а также и других известных систем аварийного расхолаживания, является то, что они не учитывают физические особенности протекания переходных процессов при срабатывании аварийной защиты. При срабатывании аварийной защиты происходит быстрый спад энерговыделения в активной зоне и несогласованное со спадом энерговыделения изменение расхода через активную зону, определяемого выбегом циркуляционных насосов. Несогласованное изменение энерговыделения и расхода может приводить как к чрезмерному захолаживанию активной зоны, так и к недопустимому перегреву твэлов в активной зоне.

Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в обеспечении расхолаживания активной зоны без перегрева твэлов за счет изменения расхода в соответствии со спадом мощности при срабатывании системы аварийной защиты.

Для достижения указанного результата система аварийного расхолаживания реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, образованным горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соедняющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры твэлов. Поперечное сечение емкости аварийного расхолаживания определяют из условия изменения расхода в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне. Бассейн реактора может быть разделен вертикальной перегородкой на две части, в одной из которых размещена активная зона, а в другой - емкость аварийного расхолаживания.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан вертикальный разрез реактора с емкостью аварийного расхолаживания при нормальных условиях эксплуатации, на фиг.2 - вертикальный разрез реактора с емкостью аварийного расхолаживания при аварийных ситуациях, а на фиг.3 - изменение относительной мощности, температуры оболочки твэла и относительного расхода через активную зону при обесточивании и срабатывании аварийной защиты.

В исследовательском реакторе бассейн снабжен горизонтальной перегородкой, расположенной под активной зоной и разделяющей бассейн на верхнюю и нижнюю части, причем нижняя часть образует подзонное пространство и служит задерживающей емкостью для распада короткоживущих изотопов в теплоносителе. Верхняя полость бассейна может быть снабжена вертикальной перегородкой, расположенной в средней части бассейна и разделяющей верхнюю часть бассейна на две части: часть, в которой размещена активная зона - бассейн активной зоны, и часть, в которой расположено хранилище - бассейн хранилища. На фиг.1 приведен пример реализации изобретения, в соответствии с которым предлагаемая система содержит емкость 1 аварийного расхолаживания, расположенную ниже уровня теплоносителя в бассейне 2 хранилища, и соединяющий ее с подзонным пространством 3 трубопровод 4. Емкость 1 соединена с пространством над уровнем теплоносителя воздушником 5. Активная зона 6 расположена в бассейне 7. Диаметр трубопровода 4 подбирается таким образом, чтобы начальный расход, определяемый перепадом уровней в бассейне 7 активной зоны и емкости 1, не приводил к перегреву твэлов в начальный момент времени. Поперечное сечение емкости 1 определяется из условия изменения расхода в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне 6 и условием перехода на естественную циркуляцию без

превышения проектных пределов.

Диаметр трубопровода 3 определяется из условия обеспечения непревышения допустимых значений температуры твэлов по формуле

где D - диаметр трубопровода на входе емкости аварийного расхолаживания, м;

G - номинальный расход теплоносителя через активную зону, кг/с;

ρ - плотность теплоносителя, кг/м³;

Н1 - уровень теплоносителя в бассейне, м;

H2 - начальный уровень теплоносителя в емкости аварийного расхолаживания, м;

ξ - коэффициент сопротивления входного участка трубопровода 3 системы принудительной циркуляции теплоносителя, определяемый конструкцией входного участка.

Объем емкости аварийного расхолаживания ограничивается конструктивными характеристиками бассейна реакторной установки. Минимальный объем емкости аварийного расхолаживания может быть определен из условия обеспечения расхода не менее 2 минут.

V бака = 0,06·Gном·120/ρ, м³.

Предлагаемая система принудительной циркуляции теплоносителя работает следующим образом.

При нормальных условиях эксплуатации охлаждение активной зоны 6 реактора производится за счет принудительной циркуляции воды бассейна через активную зону, причем вода проходит через активную зону в направлении сверху вниз (см. фиг.1).

При аварийных ситуациях, связанных с прекращением работы циркуляционных насосов первого контура, аварийное охлаждение активной зоны реактора в первый момент времени после прекращения циркуляции насосами осуществляется движением теплоносителя из бассейна 7 активной зоны через активную зону 6 в емкость 1 аварийного расхолаживания (см. фиг.2). Движение происходит за счет разницы уровня теплоносителя в бассейне 7 и емкости 1. Эта разница может составлять около 3,5 м и соответствует перепаду давления в активной зоне реактора при работе реактора на мощности. При уменьшении расхода системы начинается вторичный разогрев активной зоны. После выравнивания давления в бассейне 7 и подзонном пространстве 3 (повышения уровня в емкости 1 до уровня в бассейне 7 активной зоны) дальнейшее охлаждение активной зоны осуществляется путем естественной циркуляции теплоносителя. Начальный расход теплоносителя за счет выбранного диаметра трубопровода обеспечивает непревышение допустимых значений температуры твэлов.

На фиг.3 приведено изменение температуры оболочки твэла с максимальным энерговыделением (Ттв), относительной мощности реактора (N) и относительного расхода через активную зону (G) для режима расхолаживания реакторной установки при обесточивании и срабатывании системы аварийной защиты.

Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соединяющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры тепловыделяющих элементов. Технический результат - предупреждение перегрева тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

1. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа, содержащая емкость аварийного расхолаживания, расположенную ниже уровня теплоносителя в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, образованным горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна, а также соединенную с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника, отличающаяся тем, что диаметр трубопровода выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры твэлов.

2. Система по п.1, отличающаяся тем, что поперечное сечение емкости аварийного расхолаживания выбирают исходя из условия изменения расхода теплоносителя в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне.

3. Система по п.1, отличающаяся тем, что бассейн реактора разделен вертикальной перегородкой на две части, в одной из которых размещена активная зона, а в другой - емкость аварийного расхолаживания.