ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР Советский патент 1995 года по МПК G21C1/00 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для усовершенствования ядерных реакторов, особенно бассейновых ядерных реакторов.

Цель изобретения повышение надежности, ядерной и радиационной безопасности.

Указанная цель достигается тем, что в ядерном реакторе, содержащем заполненный теплоносителем корпус, внутри которого установлена активная зона с расположенной над ней обечайкой, верхняя часть которой расположена под уровнем теплоносителя, входной коллектор, подключенный к нижней части полости корпуса, и выходной коллектор, расположенный под активной зоной, вокруг активной зоны с обечайкой с зазором установлен стакан с днищем в нижней части, верхняя кромка которого расположена ниже торца обечайки, а вокруг стакана с зазором установлена дополнительная обечайка, нижний торец которой герметично соединен с выходным коллектором, а верхний торец расположен выше верхней кромки стакана, причем кольцевой срез между обечайками закрыт крышкой с каналами, гидравлически соединяющими полости между обечайками и стаканом с верхней частью корпуса, заполненной жидкостью, а проходное сечение S_прох. каналов выбрано в соответствии с соотношением
F_a.з> S_прох≥
(1) где ε_отв. коэффициент потерь давления в каналах;
ε_a.з. коэффициент гидравлического сопротивления активной зоны;
γ_w плотность теплоносителя при рабочей температуре;
γ_b плотность газа при рабочей температуре;
q ускорение свободного падения;
Δ Н расстояние от нижней кромки канала до уровня теплоносителя в стакане, который образуется при утечке теплоносителя;
F_а.з. проходное сечение активной зоны реактора;
σ_w расход теплоносителя по контуру циркуляции;
σ_б максимально допустимый расход теплоносителя в рабочем режиме через каналы;
Q_p мощность реактора;
Δ Т подогрев теплоносителя в активной зоне реактора;
С_р теплоемкость теплоносителя.

Повышение надежности, ядерной и радиационной безопасности активной зоны ядерного реактора обеспечивается следующим образом. В аварийной ситуации, связанной с разгерметизацией первого контура циркуляции либо корпуса реактора, теплоноситель сохраняется в активной зоне и над ней за счет разрыва потока теплоносителя в пассивном переключающем устройстве газом (воздухом), проникающим в отверстие или кольцевую щель в крышке, препятствующем выбегу теплоносителя за счет имеющегося перепада давлений, создаваемых насосами или разностью уровней теплоносителя в корпусе и месте разрыва. Теплоноситель, остающийся в активной зоне и над ней, обеспечивает отвод остаточного тепла с твэлов путем межтвэльной циркуляции по принципу испарительного термосифона.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 дана конструктивная схема ядерного реактора; на фиг.2 принципиальная гидравлическая схема циркуляции теплоносителя в ядерном реакторе.

Ядерный реактор представляет собой бассейн 1, заполненный теплоносителем до уровня 2 и содержащий активную зону 3, окруженную оболочкой 4 и помещенную в оболочку 5 с днищем, находящуюся внутри внешней оболочки 6 и оболочка 4 активной зоны 3 накрыты кольцевой крышкой 8, имеющей элемент пассивного переключающего устройства, которое может быть выполнено, например, в виде отверстий 9 (либо кольцевой щели) по периферии крышки.

Вся описанная конструкция размещена в баке 10 реактора, закрепленном на фундаменте 11 и имеющем в нижней части подводящий патрубок 12 для прохода теплоносителя. Уровень 13 теплоносителя, оставшийся в оболочке 5 в аварийной ситуации, обеспечивает расхолаживание активной зоны 3 естественной конвекцией теплоносителя. На днище оболочки 5 с днищем установлено поворотное устройство 14, улучшающее гидравлические характеристики контура.

Предложенный бассейновый ядерный реактор работает следующим образом.

В штатном режиме работы теплоноситель из бассейна 1 прокачивается при помощи насоса через активную зону 3, охлаждая тепловыделяющие элементы и экспериментальные устройства (на чертеже не показаны), разворачивается в поворотном устройстве 14 и по зазорам между оболочками 4 и 5 поднимается вверх, где в пассивном переключающем устройстве 9 смешивается с холодным теплоносителем и по зазору между оболочкой 5 и внешней оболочкой 6 через выходной патрубок 7 и по двум петлям через теплообменники подается через подводящий патрубок 12 в бассейн 1 через зазор между внешней оболочкой 6 и корпусом 10 реактора.

В аварийной ситуации, связанной с прекращением работы насоса, теплоноситель проходит через активную зону 3, охлаждая тепловыделяющие элементы и экспериментальные устройства, через центральное отверстие в крышке 8 поднимается в бассейн 1, где перемешивается и отдает тепло в окружающую среду через стенки корпуса 10 реактора и, испаряясь с поверхности бассейна, через пассивное переключающее устройство 9 в крышке 8 опускается по зазору между оболочкой 4 и оболочкой 5, разворачивается в поворотном устройстве 14 и возвращается в активную зону 3.

В аварийной ситуации, связанной с разгерметизацией корпуса реактора 10 или любого другого элемента первого контура, теплоноситель вытекает через место разрыва, но остается в оболочке 5 на уровне 13, обеспечивая охлаждение активной зоны от остаточного тепловыделения путем межтвэльной циркуляции.

Например, принимая размер корпуса реактора D_o 874 мм, диаметр оболочки с днищем D₁ 740 мм, диаметр внешней оболочки D₂ 830 мм, толщину стенок обеих оболочек δ 4 мм при размерах активной зоны 510 х 420 и 600 мм и высоте оболочки Н₁ 900 мм, оболочки с днищем Н₂ 1050 мм и внешней оболочки Н₃ 1050 мм (все высоты даны от центра активной зоны), по соотношению (1) получим для расхода σ_w1500 м³/ч, ε_отв.= 1,5 и принимая Δ Н 0,1 м:
S_прох. ≥ 0,011 м².

Из условий нормальной эксплуатации при отношении ε₁ / ε₂ 10, σ_б= 10 кг/с Q_p 4,2 ˙10⁶ Вт, ΔТ 10^оС, F_а.з. 6,8 м² получаем из:
S_прох. < 2 м². т.е. для обеспечения аварийного расхолаживания активной зоны после аварии с потерей теплоносителя из-за разрыва оболочки, с одной стороны, и обеспечения мощности реактора 4,2 Вт, с другой стороны, необходимо, чтобы площадь поперечного сечения байпасных отверстий (щели) лежала в пределах от 2 до 0,011 м². Hевыполнение указанного условия приведет либо к невозможности достигнуть указанный уровень мощности (если S_прох. ≥ 2 м²), либо к недостаточному количеству теплоносителя внутри оболочки с днищем, (при S_прох. < 0,011 м²) в аварийной ситуации.

Описанное устройство позволяет:
повысить ядерную и радиационную безопасность, надежность реактора при эксплуатации;
пассивным образом осуществить включение описанных систем расхолаживания реактора при помощи переключающего устройства;
дополнительно осуществить передачу тепла от активной зоны реактора в окружающую среду через ее боковые поверхности восходящими потоками теплоносителя внутри корпуса реактора;
улучшить радиационную обстановку при штатной работе реактора за счет увеличения времени движения теплоносителя от активной зоны (более длинные трубопроводы) вследствие снижения кислородной активности и установки дополнительных оболочек в корпусе реактора;
держать пассивное переключающее устройство всегда в рабочем состоянии, как в штатном, так и в аварийном режимах работы реактора, и исключить необходимость взведения его для поддержания рабочего состояния.

Использование: бассейновые ядерные реакторы. Сущность изобретения: ядерный реактор содержит заполненный теплоносителем корпус, внутри которого установлена активная зона с размещенной над ней обечайкой, верхняя часть которой расположена под уровнем теплоносителя, входной коллектор подключенный к нижней части полости корпуса, и выходной коллектор, расположенный под активной зоной. Вокруг активной зоны с обечайкой с зазором установлен стакан с днищем в нижней части, верхняя кромка которого расположена ниже торца обечайки, а вокруг стакана с зазором установлена дополнительная обечайка, нижний торец которой герметично соединен с выходным коллектором, а верхний расположен выше верхней кромки стакана. Причем кольцеаой срез между обечайками закрыт крышкой с каналами, гидравлически соединяющими полости между обечайками и стаканом с верхней частью корпуса, заполненной жидкостью, а проходное сечение S_прох каналов определяется по определенной зависимости, в которую, в частности, входят значения: величины гидравлического сопротивления ζ_отв каналов; плотности γ_w и γ_b теплоносителя и газа при рабочей температуре, соответственно; проходного сечения F_а.з. активной зоны; расстояния ΔH H от нижней кромки канала до уровня теплоносителя в стакане, который образуется при утечке теплоносителя; расходов теплоносителя σ_w и σ_б по контуру циркуляции и максимально допустимого в рабочем режиме через каналы, соответственно; мощности реактора Q_р подогрева теплоносителя ΔT T в активной зоне и теплоемкости C_p теплоносителя. 2 ил.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР содержащий заполненный теплоносителем корпус, внутри которого установлена активная зона с размещенной над ней обечайкой, верхняя часть которой расположена под уровнем теплоносителя, входной коллектор, подключенный к нижней части полости корпуса, и выходной коллектор, расположенный под активной зоной, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности ядерной и радиационной безопасности вокруг активной зоны, с обечайкой с зазором установлен стакан с днищем в нижней части, верхняя кромка которого расположена ниже торца обечайки, а вокруг стакана с зазором установлена дополнительная обечайка, нижний торец которой герметично соединен с выходным коллектором, а верхний торец расположен выше верхней кромки стакана, причем кольцевой срез между обечайками закрыт крышкой с каналами, гидравлически соединяющими полости между обечайками и стаканом с верхней частью корпуса, заполненной жидкостью, а проходное сечение каналов S_прох выбрано в соответствии с соотношением

где ζ_отв коэффициент потерь давления на каналах;
ζ_а.з коэффициент гидравлического сопротивления активной зоны;
γ_w плотность теплоносителя при рабочей температуре;
γ_б плотность газа при рабочей температуре;
q ускорение свободного падения;
ΔH расстояние от нижней кромки канала до уровня теплоносителя в стакане, который образуется при утечке теплоносителя;
F_а.3 проходное сечение активной зоны реактора;
σ_w расход теплоносителя по контуру циркуляции;
σ_б максимально допустимый расход теплоносителя в рабочем режиме через каналы;
Q_р мощность реактора;
ΔT подогрев теплоносителя в активной зоне реактора;
C_р теплоемкость теплоносителя.