СПОСОБ АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ МНОГОПЕТЛЕВОЙ УСТАНОВКИ С ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА Советский патент 1996 года по МПК G21C15/18 

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано при расхолаживании установок с ядерными реакторами, в частности, установок с реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, в аварийных ситуациях.

Целью изобретения является повышение безопасности установки за счет снижения термических напряжений тепловыделяющих элементов непосредственно в момент перехода с принудительной циркуляции на естественную.

Поставленная цель достигается тем, что при способе аварийного расхолаживания многопетлевой установки с ядерным реактором, заключающемся в переходе с принудительной циркуляции теплоносителя на естественную при выбеге циркуляционных средств, вводе стержней аварийной защиты и захолаживании петель активную зону реактора захолаживают в течение времени ввода в активную зону стержней аварийной защиты на глубину, достаточную для компенсации полного мощностного эффекта реактивности реактора затем нагревают активную зону реактора путем уменьшения расхода теплоносителя и одновременно поддерживают теплообменники всех петель в захоложенном состоянии, прекращают нагрев активной зоны после достижения относительной величины расхода теплоносителя через активную зону значения, равного относительной величине подводимой мощности реактора.

На фиг. 1 приведены кривые изменения расходов, температур и мощности: кривая 1 -расход через активную зону реактора по данному изобретению; кривая 2 расход через активную зону реактора по известному способу; кривая 3 - температура теплоносителя на выходе из активной зоны по данному изобретению; кривая 4 температура теплоносителя по известному способу; кривая 5 - мощность.

При возникновении аварийной ситуации активное воздействие на расход начинают с задержкой по времени. Эта задержка определяется из следующих соображений.

По сигналу БАЗ стержни-поглотители начинают перемещаться вниз не сразу, а с задержкой, равной сумме времени прохождения сигнала по электрическим цепям до удерживающих электромагнитов и времени спада магнитного потока в этих электромагнитах. Эта задержка определяется экспериментально. К этой задержке добавляется время, необходимое для входа стержней-поглотителей в наиболее эффективную зону в соответствии с их градуировочной характеристикой для компенсации мощностного эффекта реактивности. После этого включается схема торможения (резкого снижения частоты вращения) циркуляционных средств первого контура.

В результате торможения циркуляционных средств первого контура растет температура на выходе из активной зоны, идет разогрев активной зоны. Прекращение торможения циркуляционных средств производят при достижении уровнем расхода величины мощности.

Таким образом, более высокий уровень расхода (кривая 1) естественной циркуляции в момент перехода с принудительной циркуляции создается за счет захолаживания теплоносителя в теплообменниках (опускных участках первого контура) до температуры теплоносителя второго контура из-за: 1) доставки более холодного теплоносителя (вследствие захолаживания активной зоны); 2) рассогласования расходов (С_I<C_II) по первому и второму контурам в период разогрева активной зоны; разогрева теплоносителя (кривая 3) в верхней смесительной камере реактора (тягового участка) в период разогрева активной зоны. В известных способах теплоноситель в верхней смесительной камере охлаждается на ΔT≈ 200^°C (кривая 4).

На фиг.2 приведена схема установки.

Ядерная энергетическая установка содержит активную зону 6, параллельно которой подсоединен расходомер 7. Активная зона 6 снабжена измерителем мощности 8, подключенным к устройству сравнения 9, к которому также подключен и расходомер 7. Установка содержит включенные параллельно петли теплообмена, каждая из которых содержит теплообменники 10, циркуляционные средства 11 с электроприводами 12 и отсечными клапанами 13 на выходе из циркуляционных средств 11. К шинам электропитания 14 электропривод 12 подсоединен через силовой выключатель 15. Цепь статора электропривода 12 циркуляционного средства 11 соединена через силовой коллектор 16 с блоком управления 17 силовым коммутатором 16 и устройством торможения 18 циркуляционного средства 11. Контакт 19 сигнала аварийной защиты (АЗ) соединен с силовым выключателем 15 электропривода 12 циркуляционного средства 11, а также с блоком управления 20 отсечными клапанами 13 и через элемент задержки 21 с блоком управления 17 силовым коммутатором 16.

Силовой выключатель 15 и силовой коммутатор 16 являются широко применяемыми элементами в сильнотоковых схемах.

По сигналу АЗ с контакта 19 или же при обесточивании шин электропитания 14 с задержкой или сразу отключаются все циркуляционные средства 11 от шин электропитания 14. Их частоты вращения уменьшаются в соответствии с кривыми естественных выбегов, вводятся стержни поглотители в активную зону 6. Начало торможения циркуляционных средств 11 (резкого снижения частоты вращения циркуляционных средств 11 за 5 с) осуществляют подключением к статору электропривода 12 устройства торможения 18 с помощью блока управления силовым коммутатором 17 и элемента задержки времени 21. Начало торможения осуществляют через время, равное времени задержки (1-2 с) на сброс стержней аварийной защиты реактора и входа из в зону наибольшей эффективности в соответствии с градуировочной характеристикой для компенсации реактивности реактора. Задержка обусловлена следующими процессами. Во-первых, временем прохождения аварийного сигнала по электрическим цепям. Эта задержка естественная. Во-вторых, временем, необходимым для разгона и перемещения стержней-поглотителей. В этом случае задержку времени осуществляют с помощью элемента задержки времени 21 (реле времени).

Прекращение торможения циркуляционного средства 11 осуществляют отключением силового коммутатора 16 и устройства торможения 18 по сигналу устройства сравнения 9 через блок управления 17 силовым коммутатором 16.

После прекращения торможения частота вращения циркуляционных средств 11 изменяется в соответствии с кривой естественной выбега.

После остановки всех циркуляционных средств 11 движущий напор естественной циркуляции обеспечивает расхолаживание активной зоны 6 без опасного превышения температурами номинальных значений за счет сохранения близкой к номинальному значению средней температуры теплоносителя в верхней камере смещения реактора и существенного захолаживания теплоносителя первого контура в теплообменниках 10.

Устройство торможения 18 может быть выполнено в нескольких вариантах, например, в виде конденсаторного или динамического. При конденсаторном торможении силовой коммутатор 16 выполнен трехфазным, а устройство торможения 18 представляет собой набор конденсаторов, соединенных в трехфазную схему. В этом случае механическая энергия движения циркуляционного средства 11 переходит в электрическую энергию емкости конденсаторов. При динамическом торможении используется два полюса силового коммутатора 16, а устройство торможения 18 представляет из себя источник постоянного тока, который создает противоэлектродвижущую силу в электроприводе 12 циркуляционного средства 11.

При необходимости функции устройства торможения 18 можно осуществить:
1. Введение в конструкцию циркуляционного средства 11 дополнительного клапана 22 с индивидуальным приводом. Причем конструкция дополнительного клапана 20 такова, что после его временного закрытия по аварийному сигналу циркуляция теплоносителя через активную зону 6 полностью не прекращается (дополнительный клапан 22 частично перекрывает сечение).

Вносимое дополнительным клапаном 22 гидравлическое сопротивление по воздействию на расход теплоносителя эквивалентно эффекту торможения циркуляционного средства 11, имея некоторое преимущество сохранение инерции циркуляционного средства 11 (увеличение времени выбега).

2. Введением в конструкцию ядерной энергетической установки дополнительных клапанов 23, подключенных параллельно циркуляционным средствам 11. Открытие дополнительных клапанов 23 с задержкой по аварийному сигналу приведет к снижению расхода теплоносителя в общей трассе циркуляции (через активную зону 6) на величину, эквивалентную от воздействия торможения циркуляционных средств 11. После полной остановки циркуляционных средств 11 наличие байпасной (относительно циркуляционных средств 11) ветки через дополнительный клапан 23 создаст более благоприятные условия для естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре за счет ускорения снижения температуры теплоносителя на входе в реактор.

Сущность: активную зону реактора захолаживают в течение времени ввода в активную зону стержней аварийной защиты на глубину, достаточную для компенсации полного мощностного эффекта реактивности реактора, затем нагревают активную зону путем уменьшения расхода теплоносителя и одновременно поддерживают теплообменники всех петель в захоложенном состоянии, прекращают нагрев активной зоны после достижения относительной величины расхода теплоносителя через активную зону значения, равного относительного величине подводимой мощности реактора. 2 с.п. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

1. Способ аварийного расхолаживания многопетлевой установки с ядерным реактором, заключающийся в переходе с принудительной циркуляции теплоносителя на естественную при выборе циркуляционных средств, вводе стержней аварийной защиты и захолаживании петель, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности за счет снижения термических напряжений тепловыделяющих элементов, активную зону реактора захолаживают в течение времени ввода в активную зону стержней аварийной защиты на глубину, достаточную для компенсации полного мощностного эффекта реактивности реактора

где α_N суммарный мощностной коэффициент реактивности;
мощность реактора;
величина полного мощностного эффекта реактивности реактора,
затем нагревают активную зону реактора путем уменьшения расхода теплоносителя и одновременно поддерживают теплообменники всех петель в захоложенном состоянии, прекращают нагрев активной зоны по достижении относительной величины расхода теплоносителя через активную зону значения, равного относительной величине подводимой мощности реактора. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагревать активную зону начинают по сигналу ввода стержней аварийной защиты в активную зону. 3. Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с контуром циркуляции, включающим активную зону, расходомер, измеритель мощности, устройство сравнения и параллельно выполненные петли теплообмена с теплообменниками, в каждой из которых последовательно установлены циркуляционное средство с электроприводом и силовым выключателем, отсечной клапан, блоки управления циркуляционными средствами и отсечными клапанами, отличающаяся тем, что цепь статора электропривода циркуляционного средства соединена через силовой коммутатор с устройством торможения циркуляционного средства, включаемым посредством блока управления и элемента задержки времени.