Ядерный реактор

 

Цель изобретения - повышение безопасности реактора преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем в случае разрыва внешних трубопроводов первого контура путем прекращения подачи теплоносителя во внереакторные системы даже при остающихся в работе циркуляционных насосах. Сущность изобретения: ядерный реактор содержит корпус 1 и активную зону 2, находящуюся под уровнем теплоносителя, циркуляционные насосы 5 и трубопроводы 15 подачи теплоносителя во внереакторные системы 14. Трубопровод 15 размещен в кессоне 19, нижняя часть которого сообщена с полостью 9 всаса насосов, а верхняя часть имеет отверстия 23, расположенные ниже уровня А теплоносителя в корпусе 1 при работе реактора в энергетических режимах, но выше уровня Б в режиме перегрузки. Трубопровод 15 снабжен сопловым устройством, а также расположенным за ним по ходу теплоносителя перфорированный участком 24, расположенным непосредственно под уровнем В теплоносителя в кессоне 19 при работе реактора в режиме перегрузки. Данная конструкция позволяет сохранить циркуляцию теплоносителя и охлаждение активной зоны реактора за счет работы циркуляционных насосов как в энергетическом режиме, так и в режиме перегрузки, и, следовательно, повысить безопасность реактора. Даже в случае не срабатывания аварийной защиты и не отключения насосов из реактора сливается лишь значительное количество теплоносителя при разрыве трубопроводов вне корпуса. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в ядерных энергетических установках, в частности в интегральных ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем.

При эксплуатации ядерных реакторов важной проблемой является обеспечение безопасности реакторов при разрыве трубопроводов первого контура за пределами корпуса реактора, что связано с опасностью утечки радиоактивного теплоносителя из корпуса реактора и с возможным разрывом циркуляции охлаждающего теплоносителя через активную зону вплоть до ее оголения, что приводит к перегреву и последующему расплавлению активной зоны с выходом радиоактивных компонентов за пределы защитной оболочки реактора.

Известен барабан-хранилище топливных сборок ядерного реактора, содержащий корпус с уровнем теплоносителя в нем. Корпус соединен отводящей трубой с внекорпусными системами охлаждения и очистки теплоносителя. Труба выведена через днище корпуса и размещена в корпусе в кессоне, проходящем от дна корпуса до уровня теплоносителя. Кессон под уровнем снабжен отверстием. При разгерметизации трубопровода вне корпуса и снижении уровня теплоносителя в корпусе и кессоне до уровня отверстия газ, поступающий из газовой полости в кессон и трубопровод, разорвет струю теплоносителя в трубопроводе, предотвратит понижение давления в нем, что предотвратит самопроизвольное вытекание теплоносителя из корпуса.

Недостатком известной конструкции является то, что при колебаниях уровня в корпусе в различных режимах в отверстие может поступать либо теплоноситель, либо газ, а это может также привести к аварийной ситуации во вспомогательных системах (например, к срыву вспомогательных насосов).

Исключение попадания газа во вспомогательные системы в переходных режимах при работе на энергетических уровнях мощности может быть достигнуто путем заглубления отверстия в кессоне, но это приведет к существенному увеличению количества теплоносителя, вытекающего из корпуса при разрыве трубопровода.

Кроме того, применение данного решения в ядерных реакторах невозможно, так как в соответствии с п.2.5.3 "Правил устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭГ-7-008-89", ".Присоединение вспомогательных трубопроводов к корпусу реактора. ниже уровня, при котором происходит нарушение циркуляции теплоносителя первого контура, не допускается".

Известен ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах, содержащий корпус, заполненный теплоносителем, активную зону с напорной камерой, подающий и возвратный трубопроводы, соединяющие внереакторную систему очистки теплоносителя соответственно с напорной камерой и полостью под ней. Трубопроводы снабжены вне корпуса запорными клапанами и вспомогательным электромагнитным насосом. При работе системы очистки теплоноситель под напором основного или вспомогательного насосов по подающему трубопроводу поступает в систему очистки и сливается в реактор под напорную камеру в нижнюю часть корпуса реактора.

Недостатком данного ядерного реактора является то, что в случае разгерметизации трубопровода вне реактора может произойти самопроизвольное дренирование теплоносителя из реактора под действием столба теплоносителя и давления в газовой подушке.

Наличие запорных вентилей (т.е. активных устройств), не гарантирует полное отсечение всех участков трубопроводов системы очистки от реактора, так как существует вероятность "отказа на требование", т.е. незакрытия самих клапанов. А поскольку утечка из реактора радиоактивного теплоносителя, сопряженная с прекращением теплосъема с активной зоны тяжелейшая запроектная авария, необходимо предусмотреть возможность исключения излива теплоносителя сверх допустимых пределов без применения каких-либо активных устройств.

Известен ядерный реактор интегрального типа с жидкометаллическим теплоносителем.

Известный ядерный реактор содержит активную зону, циркуляционные насосы, заключенные в корпус. Внутри корпуса размещена обечайка, образующая полость охлаждения корпуса, сообщенную с активной зоной. Слив теплоносителя из полости охлаждения производится через отверстия обечайки, расположенные в ее верхней части в сливную полость, сообщенную со всасом насосов. Отбор теплоносителя первого контура на внереакторные системы очистки осуществляется из верхней части полости охлаждения корпуса, а возврат в полость слива по отдельным трубопроводам. Торцы трубопроводов подачи и слива размещены между уровнями теплоносителя при работе насосов в номинальных режимах и в режиме расхолаживания активной зоны, а отверстие в обечайке расположено по высоте между уровнем теплоносителя в заглушенном реакторе при отключенных насосах и уровнем теплоносителя в сливной полости заглушенного реактора при работающем на малых оборотах одном насосе.

При работе реактора часть холодного теплоносителя из полости охлаждения корпуса поступает в трубопровод подачи теплоносителя во внереакторную систему очистки, по которой прокачивается вспомогательным электромагнитным насосом, и возвращается в реактор в сливную полость.

В случае разрыва трубопроводов вне реактора и появления утечки теплоносителя из первого контура реактор глушится и останавливаются его насосы. Уровень теплоносителя в реактор и полости охлаждения корпуса снижается, патрубки трубопроводов на корпусе обнажаются и прекращается течь теплоносителя через аварийный трубопровод. А так как концы трубопроводов располагаются выше уровня теплоносителя в заглушенном реакторе и выше активной зоны, то тем самым исключается оголение активной зоны, или разрыв контура циркуляции теплоносителя через нее. В режиме аварийного расхолаживания реактора перелив теплоносителя из полости охлаждения корпуса в сливную полость осуществляется через отверстия обечайки, проходное сечение которых обеспечивает незаполнение входных концов трубопроводов вспомогательных систем.

Трубопроводы расположены в реакторе так, что имеют несливаемый участок, в котором при прекращении циркуляции по трубопроводам теплоноситель образует гидрозатвор, препятствующий проникновению атмосферного воздуха в полость реактора.

Недостатками известного ядерного реактора являются: необходимость останова реактора при разрыве трубопроводов вне реактора; невозможность работы системы очистки в режиме перегрузки реактора (при работе одного из циркуляционных насосов на малых оборотах), и при ремонтных работах, т. е. именно в тех режимах, где вероятность образования окислов в теплоносителе максимальная.

Кроме того, при разрыве трубопроводов, образовавшиеся в результате взаимодействия натрия с воздухом продукты будут скапливаться в гидрозатворе и образовывать пробки. Это может привести к невозможности прокачки теплоносителя после ремонта трубопровода на систему очистки.

В соответствии с п.4.1.6 "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88)" в системах безопасности АС и РУ предпочтительно применение пассивных устройств. Поэтому, необходимость отключения циркуляционных насосов (активных устройств) при разрыве трубопроводов, не в полной мере удовлетворяет требованиям ОПБ-88.

Целью настоящего изобретения является устранение указанных недостатков, а именно повышение безопасности реактора в случае разрыва внешних трубопроводов первого контура путем прекращения подачи теплоносителя во внереакторные системы даже при остающихся в работе циркуляционных насосах.

Поставленная цель достигается тем, что в известном ядерном реакторе, содержащем корпус с уровнем теплоносителя и размещенную в нем активную зону, циркуляционные насосы, трубопровод подачи теплоносителя во внереакторные системы размещен в кессоне, нижняя часть которого сообщена с полостью всаса по крайней мере одного из циркуляционных насосов, а верхняя часть имеет отверстия, расположенные ниже уровня теплоносителя в корпусе при работе реактора в энергетических режимах, но выше уровня в режиме перегрузки, и снабжен перфорированным участком, размещенным непосредственно под уровнем теплоносителя в кессоне при работе реакторе в режиме перегрузки. Кроме того, с целью повышения ресурса внереакторных систем за счет исключения подачи в них горячего теплоносителя, трубопровод подачи теплоносителя снабжен сопловым устройством, расположенным непосредственно перед перфорированным участком.

На фиг. 1 схематически изображен ядерный реактор, продольный разрез; на фиг.2 узел установки трубопровода подачи в кессоне и уровни в энергетических режимах работы реактора без разрыва трубопровода; на фиг.3 узел установки трубопровода подачи в кессоне и уровни в режиме перегрузки без разрыва трубопровода; на фиг. 4 узел установки трубопровода подачи в кессоне и уровни при разрыве трубопровода вне реактора при работе реактора в энергетических режимах; на фиг.5 узел установки трубопровода подачи в кессоне и уровни при разрыве трубопровода вне реактора при работе насосов в режиме перегрузки.

Ядерный реактор содержит корпус 1, внутри которого размещена активная зона 2, напорная камера 3, соединенная напорными трубопроводами 4 с главными циркуляционными насосами 5, которые вместе с теплообменниками (не показаны) размещены на кольцеобразном опорном поясе 6, разделяющем внутреннюю полость реактора на полость 7 горячего теплоносителя и полость 8 холодного теплоносителя. Внутри опорного пояса организована полость 9 всаса насосов 5, в которую также осуществлен выход теплоносителя из теплообменников. Внутри корпуса 1 концентрично с ним установлены обечайки 10 и 11, образующие трассу охлаждения корпуса с напорной 12 и сливной 13 полостями.

Внереакторные системы 14 (например, очистки или контроля) сообщены с реактором посредством трубопровода 15 подачи и трубопровода 16 возврата. Трубопроводы до первой запорной арматуры 17 размещены в страховочных кожухах. Внереакторные системы имеют дополнительный насос 18 (например, электромагнитный ЭМН).

Трубопровод 15 подачи размещен в корпусе 1 реактора в кессоне 19 и сообщен непосредственно с напорной камерой 3 или с холодной полостью 8, сообщенной с напорной камерой. На фиг.1 показан вариант сообщения трубопровода 15 подачи с напорной камерой 3 через холодную полость 8.

Трубопровод 16 возврата выведен в сливную полость 13 трассы охлаждения корпуса реактора под максимальный уровень А теплоносителя при работе насосов 5 в номинальных (энергетических) режимах. Нижняя часть кессона 19 сообщена через дроссель 20 с полостью 9 всаса по крайней мере одного из насосов 5. Кессон может быть сообщен с полостями всасов всех насосов 5. В верхней части кессона имеются отверстия 21 выше уровня А для сообщения с газовой полостью 22 реактора и отверстия 23. Отверстия 23 расположены ниже максимального уровня А теплоносителя при работе реактора в энергетических режимах, но выше минимального уровня Б при работе насосов 5 на малых оборотах в режиме перегрузки.

Трубопровод 15 подачи снабжен перфорированным участком 24, расположенным в кессоне 19 непосредственно под уровнем В теплоносителя в кессоне при работе насосов 5 в режиме перегрузки. Суммарная площадь отверстий перфорированного участка 24 равна или больше площади проходного сечения трубопровода 15 подачи. Перфорация может быть выполнена как в виде отверстий, так и в виде кольцевого разрыва трубопровода 15 подачи на высоту не менее его диаметра. На чертеже показан вариант с кольцевым разрывом трубопровода 15 подачи.

Для гарантированной подачи холодного теплоносителя выше перфорированного участка 24 трубопровод 15 подачи может быть снабжен сопловым устройством 25, расположенным непосредственно перед отверстиями перфорированного участка 24.

Ядерный реактор работает следующим образом: Режим 1. Работа реактора в энергетических режимах (фиг.2) При работе в энергетических режимах теплоноситель под напором насосов 5 циркулирует по основному тракту первого контура при максимальном уровне А в корпусе реактора. Причем, в зависимости от количества и числа оборотов работающих насосов уровень может быть различным (см.фиг.2). Одновременно из напорной камеры теплоноситель поступает в напорную полость 12 трассы охлаждения корпуса и, через дроссель 20 в трубопровод 15 подачи. По трубопроводу 15 подачи теплоноситель поступает во внереакторные системы и возвращается в реактор по трубопроводу 16 возврата в сливную полость 13, поступая затем в полость 9 на всасе насосов 5. Часть теплоносителя из корпуса реактора поступает помимо теплообменников через отверстия 23 во внутреннюю полость кессона 19 и, охлаждаясь встречным потоком, проходящим по трубопроводу 15, сливается в полость 9 всаса насосов 5. В кессоне 19 благодаря отверстиям 21 и 23 поддерживается уровень А реактора.

Величина сопротивления дросселя 20, проходного сечения кессона 19 с дросселями, отверстий 23 подобрана таким образом, что в номинальных режимах за счет напора насосов 5 обеспечивается подпор дополнительного насоса 18, работа которого обеспечивает прокачку теплоносителя по трассе: трубопровод 15 внереакторные системы 14 трубопровод 16 возврата.

Режим 2. Работа реактора в режиме перегрузки или при ремонте (фиг.3) При работе реактора в режиме перегрузки циркуляция теплоносителя по трассам охлаждения активной зоны и корпуса реактора осуществляется аналогично описанной в режиме 1. При этом, уровень теплоносителя в реакторе снижается от уровня А до уровня Б за счет снижения температуры теплоносителя. Во внутреннюю полость кессона 19 прекращается поступление горячего теплоносителя и в нем устанавливается уровень В. За счет подбора сопротивления дросселя 20, суммарной площади отверстий 23, величины заглубления Н₃ (см.фиг.3) перфорированного участка 24, напора насосов 5 достаточно для подъема теплоносителя до отметки Н, при которой обеспечивается необходимый для работы дополнительного насоса 18 подпор. Прокачка теплоносителя через внереакторные системы 14 и возврат его в реактор обеспечиваются дополнительным насосом 18.

Режим 3. Разрыв трубопровода подачи при работе реактора в номинальных режимах при неотключении циркуляционных насосов (фиг.4) При разрыве трубопроводов 15,16 вне реактора и появлении течи теплоносителя уровень теплоносителя в реакторе понижается с уровня А до уровня Г при работе насосов на номинальных оборотах. Отверстия 23 кессона 19 оголяются и прекращается поступление горячего теплоносителя в его внутреннюю полость. Поскольку насосы 5 не отключены, уровень в кессоне 19 понизится до отметки Д ниже перфорированного участка 24. Это приведет к изливу теплоносителя в полость кессона, поскольку поступление теплоносителя из отверстий 23 прекратилось, весь поступаемый к перфорированному участку 24 по трубопроводу 15 теплоноситель будет сливаться внутрь кессона. При уровне Е в трубопроводе 15 подачи прекращается подача теплоносителя во внереакторные системы и исключается его вытекание из реактора. В данном режиме сохраняется практически без изменения исходный режим работающих насосов 5.

Режим 4. Разрыв трубопровода подачи при работе реактора в режиме перегрузки при неотключении циркуляционных насосов (фиг.5) При разрыве трубопроводов 15,16 вне реактора и появлении течи теплоносителя произойдет некоторое понижение уровня теплоносителя в реакторе. При этом уровень теплоносителя в реакторе понижается с уровня Б до уровня Ж при работе насосов в режиме перегрузки (на сниженных оборотах).

Уровень теплоносителя в кессоне 19 при этом снижается с отметки В до отметки И ниже перфорированного участка 24. Весь поступающий к перфорированному участку 24 по трубопроводу 15 теплоноситель будет сливаться внутрь кессона. При уровне Е в трубопроводе 15 прекращается подача теплоносителя во внереакторные системы и исключается его вытекание из реактора. В данном режиме сохраняется практически без изменения исходный режим работы насосов 5.

Данное техническое решение позволяет повысить безопасность реактора при разрыве трубопроводов первого контура путем сохранения циркуляции теплоносителя по контуру охлаждения корпуса и активной зоны реактора за счет работы циркуляционных насосов как в энергетических режимах, так и в режиме перегрузки реактора. Даже в случае не срабатывания аварийной защиты и не отключения насосов из реактора сливается незначительное количество теплоносителя при разрыве трубопроводов вне корпуса.

Формула изобретения

1. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий корпус с активной зоной, размещенной под уровнем теплоносителя, циркуляционные насосы, трубопровод подачи теплоносителя во внереакторные системы, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности реактора в случае разрыва внешних трубопроводов первого контура путем прекращения подачи теплоносителя во внереакторные системы даже при остающихся в работе циркуляционных насосах, трубопровод подачи теплоносителя во внереакторные системы размещен в кессоне, нижняя часть которого сообщена с полостью всаса по крайней мере одного из циркуляционных насосов, а верхняя часть имеет отверстия, расположенные ниже уровня теплоносителя в корпусе при работе реактора в энергетических режимах, но выше уровня теплоносителя в режиме перегрузки, и снабжен перфорированным участком, размещенным непосредственно под уровнем теплоносителя в кессоне при работе реактора в режиме перегрузки.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что, с целью повышения ресурса внереакторных систем за счет исключения подачи в них горячего теплоносителя, трубопровод подачи теплоносителя во внереакторные системы снабжен сопловым устройством, расположенным непосредственно перед перфорированным участком.

РИСУНКИ

Рисунок 1