Устройство охлаждения ядерного реактора

 

Изобретение может быть использовано в ядерных реакторах, например канальных уран-графитовых реакторах. Устройство включает трубопроводы подачи охлаждающей воды в реактор, трубы отвода воды из реактора с присоединенными к ним емкостями для хранения аварийного запаса воды под давлением, систему подпитки емкостей водой. В трубах отвода воды из реактора установлены дросселирующие клапаны. В затворах клапанов выполнены проходные отверстия для обеспечения расхода обратного тока воды в реакторе с возможностью его кратковременного охлаждения при разрыве трубопроводов подачи охлаждающей воды в реактор. Часть объема емкостей занимает сжатый газ, давление которого поддерживается компрессорами. Устройство охлаждения, кроме основной своей функции - теплосъема с ядерного реактора, обеспечивает быстродействие и надежность аварийного охлаждения реактора при разрыве его подводящих водородов. 3 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для аварийного расхолаживания ядерных реакторов при разрыве трубопроводов, подводящих жидкий охладитель в реактор.

Известно устройство аварийного охлаждения реактора [1], включающее трубопровод подачи охлаждающей воды в сосуд и через дроссель в парогенератор, отводящий тепло из реактора. Давление в парогенераторе и сосуде уравновешивается. При этом подача воды из сосуда может регулироваться дросселем. При снижении расхода в трубопроводе подачи питательной воды, вода из сосуда через дроссель должна поступать в парогенератор. Недостатком устройства является то, что при разрыве питающего трубопровода вода из сосуда и парогенератора потечет в разрыв, снижая уровень воды в парогенераторе. Кроме того, при максимальной аварии с разрывом трубопровода первого контура циркуляции теплоносителя, последний будет вытекать в разрыв, тем самым отвод тепла от реактора станет невозможным.

Известно также устройство аварийного охлаждения реактора [2], взятое за прототип, включающее трубопровод подачи теплоносителя сверху в активную зону реактора, трубопровод отвода горячего теплоносителя, расположенный выше активной зоны реактора, емкость хранения аварийного запаса воды, связанную с местом подачи теплоносителя в активную зону реактора и с трубопроводом отвода горячего теплоносителя с помощью отсечных клапанов с приводами и насоса.

При аварии со значительным разрывом трубопровода подачи теплоносителя в реактор на привод клапана, соединяющего емкость с аварийным запасом воды и место подачи теплоносителя в активную зону, подается сигнал на закрытие клапана, а на привод клапана, соединяющего емкость с трубопроводом отвода горячего теплоносителя, подается сигнал на открытие. Включается насос, который должен подать воду из емкости через трубопровод отвода горячего теплоносителя в активную зону в направлении, обратном обычному току теплоносителя. Недостатком устройства является то, что требуется время, чтобы определить место разрыва и включить приводы клапанов и насоса. За это время активная зона может остаться без теплоносителя и разогреться до такой температуры, что последующий впрыск воды из емкости приведет к термическим напряжениям, которые могут разрушить компоненты активной зоны, выходу радиоактивных продуктов деления, что усугубит последствия аварии. Кроме того, отказ или задержка срабатывания любого из исполнительных органов устройства сделают устройство неработоспособным. Так, задержка включения насоса или открытия клапана подачи воды из емкости в активную зону могут привести к тому, что теплоноситель в активной зоне испарится и возрастающее за счет остаточного тепловыделения давление образовавшегося пара воспрепятствует подаче воды из емкости в активную зону, что приведет к дальнейшему перегреву тепловыделяющих элементов.

Задачей изобретения является увеличение быстродействия и надежности включения аварийного охлаждения реактора при разрыве трубопроводов подачи охлаждающей воды в реактор.

Поставленная задача решается тем, что в устройстве охлаждения ядерного реактора, включающем трубопроводы подачи охлаждающей воды в реактор, трубы отвода воды из реактора с присоединенными к ним емкостями для хранения аварийного запаса воды под давлением, систему подпитки емкостей водой, в трубах отвода воды из реактора установлены дросселирующие клапаны, в затворах которых выполнены проходные отверстия для обеспечения расхода обратного тока воды в реакторе с возможностью его кратковременного охлаждения при разрыве трубопроводов подачи охлаждающей воды в реактор, при этом часть объема емкостей занимает сжатый газ, давление которого поддерживается компрессорами.

Размеры проходных отверстий в затворах дросселирующих клапанов выбирают в зависимости от конструктивных и физико-технических особенностей конкретного ядерного реактора. Они определяются расчетным путем, проверяются и уточняются в ходе стендовых и натурных испытаний.

Так, например, на уран-графитовых ядерных реакторах с вертикальными технологическими каналами, загружаемыми цилиндрическими тепловыделяющими элементами, охлаждаемыми водой, при расчетах во внимание принимают максимальный уровень мощности реактора, определяющий температуру его активной зоны, габаритные размеры активной зоны, общую массу графитовой кладки, материал, количество и внутренний диаметр технологических труб рабочих каналов, загруженных заданным количеством твэлов, внешний диаметр последних, величину рабочего гидравлического давления в каналах и давления сжатого газа в емкостях с аварийным запасом воды.

Сущность предложенной конструкции устройства охлаждения реактора представлена на фиг. 1 - общая схема охлаждения, на фиг. 2 и 3 - конструкция дросселирующего клапана.

Трубопровод (1) подает охлаждающую воду в реактор (2), из которого вода поступает в трубы отвода воды (3), гидравлически связанные с емкостями (4), содержащими аварийный запас воды (5). Часть объема емкостей занимает сжатый газ (6), давление которого поддерживается компрессорами (7). Потери запаса воды в емкостях могут быть компенсированы через водоводы подпитки (8) насосами (9).

В трубах отвода воды из реактора установлены дросселирующие клапаны (10), положения которых приведены на фиг. 2 - для нормального состояния устройства охлаждения и на фиг.3 - для аварийного состояния. Клапан состоит из корпуса (11) и затвора (12) с проходным осевым отверстием (13).

Трубы отвода воды соединяются общим коллектором (14), из которого вода подается через задвижку (15) в теплообменник (16).

Устройство охлаждения реактора работает следующим образом. В штатном эксплуатационном режиме вода подается в реактор, находящийся на заданном уровне мощности, снимает тепло, выделяемое в его активной зоне, и охлаждается в теплообменнике (16). При этом напор на обратных клапанах (10) поддерживает их затворы в открытом состоянии (фиг.2), обеспечивая тем самым относительно высокую пропускную способность клапанов. При аварийном разрыве трубопроводов подачи воды давление на входе в реактор резко снижается до значений, близких к атмосферному давлению, и реактор заглушается поглощающими стержнями аварийной защиты, а направление гидравлической силы, действующей на затворы клапанов, меняется на противоположное, и затворы закрываются (фиг. 3). Однако при этом возникает обратный ток воды через отверстия (13) в затворах (12), обусловленный наличием избыточного давления в аварийных емкостях.

Поскольку изменение направления напора воды при аварийном разрыве трубопроводов ее подачи в реактор происходит с большой скоростью распространения, то и включение аварийного охлаждения происходит практически за время не более одной секунды, причем пассивно, т.е. в отличие от прототипа независимо от действия оператора по включению оборудования для аварийного охлаждения и инерционности срабатывания этого оборудования. Таким образом, быстродействие включения системы аварийного охлаждения и надежности этого включения существенно повышается. Объем воды (5) и давление газа (6) в емкостях для хранения аварийного запаса достаточны для пассивного охлаждения аварийно остановленного реактора в течение нескольких минут. За это время происходит включение аварийной подпитки емкости (4) насосами (9) и активная зона реактора продолжает охлаждаться аналогично прототипу.

Источники информации 1. Патент США 4239596, кл. G 21 C 15/18, 16.12.80.

2. Заявка Великобритании 2114802, кл. G 21 C 15/18, 24.08.83.

Формула изобретения

Устройство охлаждения ядерного реактора, включающее трубопроводы подачи охлаждающей воды в реактор, трубы отвода воды из реактора с присоединенными к ним емкостями для хранения аварийного запаса воды под давлением, систему подпитки емкостей водой, отличающееся тем, что в трубах отвода воды из реактора установлены дросселирующие клапаны, в затворах которых выполнены проходные отверстия для обеспечения расхода обратного тока воды в реакторе с возможностью его кратковременного охлаждения при разрыве трубопроводов подачи охлаждающей воды в реактор, при этом часть объема емкостей занимает сжатый газ, давление которого поддерживается компрессорами.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3