Основной шлюз для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора

 

Использование: в сооружениях, обеспечивающих безопасную эксплуатацию атомных энергетических установок. Сущность изобретения: используют уплотнители шлюза из материала, обладающего эффектом памяти формы. Уплотнители уплотняют зазоры конструкций основного шлюза при нагреве их при авариях до температуры выше температуры обратного мартенситного превращения материала уплотнителей или при нагревании их до той же температуры электронагревателями по сигналу дозиметра. 7 ил.

Изобретение относится к сооружениям для биологической защиты в атомной технике, в частности к оборудованию защитной оболочки ядерного реактора, обеспечивающему безопасную эксплуатацию атомной электростанции.

Известен основной шлюз для защитных оболочек атомных электростанций, содержащий корпус, герметичные двери, проходки валов ручного управления дверями, прокладки из резинового шнура [1] .

Недостатком этого шлюза является то, что примененные со стороны помещения реактора прокладки из резинового шнура 6,3х14 работоспособны до температуры 130^оС. Так как в конструкции шлюза со стороны помещения реактора не предусмотрены какие-либо дополнительные аварийные уплотнители двери и проходки вала ручного управления дверью, то при механическом или термическом разрушении прокладок из резины, что возможно при авариях, надежность известного основного шлюза как элемента биологической защиты снижается на 50% , а при дальнейшем развитии аварии и разрушении резиновых прокладок со стороны чистого помещения происходит полная разгерметизация шлюза и радиационное загрязнение окружающей среды.

Наиболее близким техническим решением по назначению и технической сущности, принятым за прототип, является основной шлюз для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора, содержащий корпус, герметичные двери, проходки валов ручного управления дверями, уплотняющие прокладки из резины, дозиметр, датчик которого установлен в шлюзе [2] .

Недостатком такого шлюза для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора является то, что прокладки герметичной двери и проходки вала ручного управления дверью со стороны помещения реактора выполнены из резины и могут быть разрушены при авариях, что приводит к радиационному загрязнению окружающей среды.

Цель изобретения - повышение радиационной безопасности при авариях за счет применения уплотнителей из материала, обладающего эффектом памяти формы.

Поставленная цель достигается тем, что основной шлюз для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора снабжен, со стороны помещения реактора уплотнителями из кольцевых полых труб, изготовленных, например, из никелида титана, ложементами, герметично закрепленными, например, методом сварки на стенке шлюза параллельно прокладкам из резины, рантами, закрепленными на двери и на валу против ложементов, электронагревателями, терморегуляторами, например, биметаллическими. При этом уплотнители установлены в ложементах, а в полостях уплотнителей размещены терморегуляторы и электронагреватели, электрически связанные с источником электроэнергии через последовательно соединенные замыкающие контакты дозиметра и размыкающие контакты терморегулятора. Ложементы вместе с рантами образуют уплотняемые зазоры, соответствующие конфигурации уплотнителей, которую они имеют при температуре выше температуры обратного мартенситного превращения, а уплотнители до установки их в ложементы деформированы при температуре выше температуры прямого мартенситного превращения до толщины, на 5-10% меньшей чем уплотняемые зазоры, образованные ложементами и рантами.

При проектировании атомных электростанций необходимо, чтобы система локализации аварий, включающая основной шлюз, была рассчитана на давление и температуру, возникающие при аварии первого контура с истечением всего теплоносителя при поперечном разрыве любого трубопровода контура (максимальная проектная авария). При максимальной проектной аварии ядерной паропроизводящей установки с реактором типа ВВЭР-1000 давление под взрывобезопасной оболочкой системы локализации аварий может достигать 4,6 ати при температуре 150^оС.

Так как известные основные шлюзы [1] , [2] не рассчитаны на работу в условиях высоких температур и давлений, возникающих при проектных и запроектных авариях в конструкцию предлагаемого основного шлюза для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора введены уплотнители из кольцевых полых труб, изготовленных, например, из никелида титана - сплава, состоящего из 50% Ni и 50% Ti. Уплотнитель, изготовленный из этого сплава, "самосооружается" при нагревании его до температуры 105^оС. Никелид титана жаростоек до температуры 1000^оС, обладает высокой коррозионной стойкостью, что позволяет обмывать уплотнитель дезактивирующими растворами. Облучение уплотнителя нейтронами, возможное при запроектных авариях, приводит к увеличению степени восстановления заданной формы и снижению температуры интенсивного формоизменения, а также повышает предел прочности, предел текучести, твердость и снижает пластичность, что препятствует выдавливанию уплотнителя из уплотняемого зазора при воздействии на него высокого давления.

Введенные в конструкцию основного шлюза для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора ложементы герметично закреплены, например, методом сварки на стенке шлюза со стороны помещения реактора параллельно прокладкам из резины. Ложементы предназначены для установки в них уплотнителей.

Ренты, закрепленные по периметру герметичной двери и на валу ручного привода двери против соответствующих ложементов, предназначены для создания уплотняемых зазоров.

Применение в конструкции основного шлюза для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора электронагревателей, размещенных в полостях уплотнителей обосновано необходимостью получения температуры, достаточной для автоматического "сооружения" уплотнителей по сигналу дозиметра при загрязнении радионуклидами шлюзовой камеры вследствие механического разрушения прокладок в условиях температуры окружающей среды ниже температуры обратного мартенситного превращения сплава, обладающего эффектом памяти формы (ниже +105^оС для никелида титана).

Терморегуляторы, например, биметаллические размещены в полостях уплотнителей основного шлюза для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора для реализации функции регулирования и поддержания температуры нагрева уплотнителей выше температуры обратного мартенситного превращения (для никелида титана 105^оС) в условиях температуры окружающей среды ниже этой температуры при срабатывании дозиметра.

Уплотнители, например, из никелида титана до установки их в ложементы имеют первоначальную форму в виде ленты, из которой при температуре выше температуры прямого мартенситного превращения изготавливают трубу круглого сечения с наружным диаметром, равным диаметру уплотняемого зазора, образуемого ложементами и рентами. Затем трубу охлаждают до температуры мартенситного превращения и деформируют при этой температуре до эллипсообразного сечения. При этом длину малой оси эллипса делают на 5. . . 10% меньше наружного диаметра трубы и охлаждают полученный уплотнитель. Указанные пределы деформации обусловлены необходимостью создания зазора между "самосооружающимся" уплотнителем и рантом для нормальной работы резиновой прокладки при нормальных условиях работы основного шлюза.

Электрическая связь электронагревателей с источником электроэнергии через последовательно соединенные замыкающие контакты дозиметра и размыкающие контакты терморегулятора обоснована алгоритмом работы основного шлюза, т. е. при температуре окружающей среды выше температуры обратного мартенситного превращения материала уплотнителя размыкающие контакты терморегулятора разомкнуты, электронагреватель отключен от источника электроэнергии, а уплотнитель за счет воздействия на него температуры окружающей среды уплотняет зазор между ложементом и рантом, а при температуре окружающей среды ниже температуры обратного мартенситного превращения, но в условиях недопустимого загрязнения воздуха в шлюзе радионуклидами размыкающие контакты терморегулятора и замыкающие контакты дозиметра замкнуты. Это приводит к подключению электронагревателя к источнику электроэнергии, нагреву уплотнителя до температуры выше температуры обратного мартенситного превращения и уплотнению зазора между ложементом и рантом.

На фиг. 1 показан основной шлюз для взрывобезопасных оболочек ядерного реактора, разрез; на фиг. 2 - рант, ложемент и находящийся в исходном состоянии уплотнитель двери основного шлюза, в разрезе; на фиг. 3 - рант, ложемент и находящийся в состоянии уплотнения уплотнитель двери основного шлюза; на фиг. 4 - рант, ложемент и находящийся в исходном состоянии уплотнитель вала ручного управления дверью основного шлюза, разрез; на фиг. 5 - уплотнитель вала ручного управления дверями в состоянии уплотнения проходки этого вала (вид по стрелке А на фиг. 4); на фиг. 6 показана схема расположения терморегулятора и электронагревателя в полости уплотнителя; на фиг. 7 - принципиальная электрическая схема основного шлюза.

Основной шлюз содержит корпус 1, герметичную дверь 2, установленную со стороны чистой зоны, и герметичную дверь 3 - со стороны помещения реактора. Корпус 1 встроен во взрывобезопасную оболочку 4 ядерного реактора. На стенке 5 корпуса 1 герметично закреплены (приварены) ложемент 6, установленный параллельно прокладке 7 из резины, и ложемент 8, установленный соосно с валом 9 ручного управления герметичной дверью 3 и с резиновой прокладкой 10. В ложементе 6 закреплен уплотнитель 11, а в ложементе 8 закреплен уплотнитель 12. По периметру герметичной двери 3 против ложемента 6 герметично закреплен (приварен) рант 13. Ложемент 6 с закрепленным в нем уплотнителем 12 и рант 13 образуют при закрытой герметичной двери 3 уплотняемый зазор 14. К валу 9 герметично прикреплен рант 15, установленный против ложемента 8. Ложемент 8 с закрепленным в нем самосооружающимся уплотнителем 12 и рант 15 образуют уплотняемый кольцевой зазор 16. В полости 17 уплотнителя 11 расположены электронагреватель 18 и биметаллический терморегулятор 19 с контактами 20. В полости 21 уплотнителя 12 расположены электронагреватель 22 и биметаллический терморегулятор 23 с контактами 24. Соединенные последовательно электронагреватель 18 и контакты 20, а также соединенные электронагреватель 22 и контакты 24 подключены посредством кабеля 25 к контакту 26 дозиметра 27, датчик 28 которого, соединенный кабелем 29 с дозиметром 27, установлен в шлюзе. Контакты 20, 24 и 26, электронагреватели 18 и 22, дозиметр 27 подключены к сети переменного тока AN посредством кабеля 30.

В исходном состоянии герметичные двери 2 и 3 закрыты и уплотнены прокладками 7 и 10 из резины; в помещении реактора нормальная рабочая температура, а загрязнение воздуха в шлюзе радионуклидами находятся в пределах установленной нормы; контакты 20 и 24 замкнуты, а контакт 26 разомкнут, т. е. электронагреватели 19 и 22 обесточены; уплотнители 11 и 12 имеют эллипсообразное сечение, т. е. не уплотняют зазоры 14 и 16.

При авариях, сопровождающихся повышением температуры, давления и выбросом радионуклидов под взрывобезопасную оболочку 4 ядерного реактора, основной шлюз работает в одном из двух автоматически выбираемых режимов.

Режим 1. При аварийном повышении температуры окружающей среды под взрывобезопасной оболочкой 4 ядерного реактора до температуры, большей температуры обратного мартенситного превращения материала, из которого изготовлены уплотнители 11 и 12 (для никелида титана 105^оС), основной шлюз работает как пассивный элемент локализации аварии, т. е. его работа не зависит от какого-либо управляющего устройства или источника электроэнергии. В этом режиме уплотнители 11 и 12 под действием температуры окружающей среды изменяют эллипсообразное сечение на круглое, уплотняя зазоры 14 и 16.

После того, как температура окружающей среды под взрывобезопасными оболочкой 4 ядерного реактора снизится до температуры, меньшей температуры обратного мартенситного превращения материала, из которого изготовлены уплотнители 11 и 12, сечение последних изменяется с круглого на эллипсообразное и образуются зазоры 14 и 16.

Таким образом, резиновые прокладки 7 и 10 обеспечивают герметичность основного шлюза до температуры окружающей среды под взрывобезопасной оболочкой 4 ядерного реактора, равной 130^оС, а уплотнение зазоров 14 и 16 уплотнителями 11 и 12 при температурах выше 105^оС (при использовании никелида титана) исключает разгерметизацию основного шлюза, которая возможна из-за термического разрушения, размягчения и выдавливания из уплотняемых зазоров 14 и 16 прокладок 7 и 10 из резины, что повышает радиационную безопасность АЭС при авариях.

Режим 2. При авариях, сопровождающихся температурой окружающей среды, меньшей температуры обратного мартенситного превращения материала, из которого изготовлены уплотнители 11 и 12, давлением, большим давления, на которое рассчитаны прокладки 7 и 10 из резины, и выбросом радионуклидов под взрывобезопасную оболочку 4 ядерного реактора и поступлением их в шлюз через поврежденные прокладки 7 и 10 из резины, основной шлюз работает как активный элемент локализации аварий. Загрязнение радионуклидами воздуха в шлюзе сверх установленной нормы регистрируется датчиком 28, сигнал которого передается по кабелю 29 на вход дозиметра 27, что вызывает замыкание контактов 26 на его выходе. По кабелю 30 напряжение из сети переменного тока AN подается через замкнувшиеся контакты 26, кабель 25, замкнутые контакты 20 биметаллического терморегулятора 19 на электронагреватель 18, а через замкнутые контакты 24 биметаллического терморегулятора 23 - на электронагреватель 22. Электронагреватели 18 и 22 нагреваются и нагревают самосооружающиеся уплотнители 11 и 12 до температуры, большей температуры обратного мартенситного превращения материала, из которого изготовлены уплотнители 11 и 12 (для никелида титана +105^оС). Так как биметаллические терморегуляторы 19 и 23 отрегулированы на поддержание этой температуры, то уплотнители 11 и 12 изменят эллипсообразное сечение на круглое и уплотнят зазоры 14 и 16.

Герметичность основного шлюза в Режиме 2 обеспечивается уплотнителями 11 и 12 до снижения уровня радиоактивности воздуха в шлюзе до установленной нормы за счет, например принудительного вентилирования шлюза. При этом контакт 26 размыкается и отключает электронагреватели 18 и 22 от сети переменного тока AN, температура уплотнителей 11 и 12 понизится и станет меньшей, чем температура обратного мартенситного превращения материала из которого изготовлены эти уплотнители, сечение последних изменится с круглого на эллипсообразное и образуются зазоры 14 и 16.

Таким образом, уплотнение зазоров 14 и 16 уплотнителями 11 и 12 при аварийном повышении давления, а также выбросе радионуклидов под взрывобезопасную оболочку 4 и выдавливании прокладок 7 или 10, исключает возможность дальнейшего повышения давления в шлюзе и разгерметизации герметичной двери 2, что повышает радиационную безопасность АЭС при авариях.

При конкретном выполнении основного шлюза возможно использование изготавливаемого серийно по чертежу 3120.00.00.000 корпуса основного шлюза с герметичными дверями, а в качестве дозиметра - оборудования системы контроля радиационной безопасности (АКРБ). Возможно применение терморегуляторов любых типов, работающих в нужном диапазоне температур и токов нагрузки, а также имеющих габариты, позволяющие размещать их в полости уплотнителей.

Техническое решение обеспечивает большую по сравнению с прототипом радиационную безопасность при авариях на АЭС и позволяет в ряде случаев исключить выход радионуклидов за пределы взрывобезопасной оболочки ядерного реактора.

Положительный эффект от использования основного шлюза заключается в исключении переоблучения персонала и населения, а также в исключении необходимой дезактивации помещений АЭС и окружающей его территории из-за выхода радионуклидов из-под взрывобезопасной оболочки ядерного реактора через основной шлюз в окружающую среду.

Дополнительный положительный эффект заключается в возможности его реализации на действующих АЭС путем сравнительно несложной доработки основных шлюзов, а также в возможности дальнейшего повышения безопасности АЭС за счет установки самосооружающихся уплотнителей на обе герметичные двери шлюза. (56) Основной шлюз. Чертеж N 3120.00.00.000 (разработка ОКБ ПО "Атоммаш").

Авторское свидетельство СССР N 1235266, кл. E 04 F 9/00, 1984.

Формула изобретения

ОСНОВНОЙ ШЛЮЗ ДЛЯ ВЗРЫВОБЕЗОПАСНЫХ ОБОЛОЧЕК ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, содержащий корпус с герметичными дверями, имеющими прокладки из резины, вал ручного управления герметичными дверями, расположенный в корпусе, и дозиметр, датчик которого расположен в полости корпуса, отличающийся тем, что, с целью повышения радиационной безопасности при авариях, шлюз со стороны помещения реактора снабжен уплотнителями, выполненными в виде кольцевых полых труб, изготовленных из сплава, обладающего эффектом памяти формы, ложементами с установленными в них уплотнителями, закрепленными на стенке шлюза параллельно прокладкам из резины, рантами, закрепленными на двери и на валу напротив ложементов и образующими совместно с ложементами уплотняемые зазоры, соответствующие конфигурации уплотнителей, которую они имеют при температуре выше температуры обратного мартенситного превращения, при этом уплотнители до установки их в ложементы деформированы при температуре прямого мартенситного превращения до толщины, на 5 - 10% меньшей, чем уплотняемые зазоры, а в полостях уплотнителей размещены терморегуляторы и электронагреватели, электрически связанные с источником электроэнергии через последовательно соединенные замыкающие контакты дозиметра и размыкающие контакты терморегулятора.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7