Верхнее защитное перекрытие ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем

 

Использование: в конструкциях верхних защитных перекрытий ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Сущность изобретения: перекрытие содержит стационарную часть, установленную на корпусе реактора, герметичный колпак, закрепленный на ней, две установленные в стационарной части поворотные пробки, большую и эксцентрично расположенную на ней малую, обечайку и экран с отверстием, горизонтально перекрывающим обечайку, которая с зазором установлена под герметичным колпаком. Под куполом между герметичным колпаком и торцевой гранью обечайки имеется кольцевая щель, а экран размещен с зазором над стационарной частью и поворотными пробками, зазор между герметичным колпаком и обечайкой соединен с зазором между стационарной частью с пробками и экраном, который через отверстие в экране связан с внутренней полостью обечайки, соединенной через щель с зазором между герметичным колпаком и обечайкой. Техническим результатом является организация системы естественного охлаждения в рабочем режиме и при возникновении аварийной ситуации, что повышает надежность и безопасность реактора. 2 з.п.ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям верхних защитных перекрытий ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

Известна конструкция верхнего защитного перекрытия (ВЗП) ядерного реактора "Суперфеникс" с жидкометаллическим теплоносителем (И.Е. Емельянов, В.И. Михан и др. "Конструирование ядерных реакторов", Москва, Энергоиздат, 1982 г., стр. 152-155, рис.6.12), содержащая стационарную часть, установленную на корпусе реактора, герметичный колпак, закрепленный на ней. В стационарной части размещены большая поворотная пробка и малая поворотная пробка о перегрузочным механизмом, а герметичный колпак снабжен вентиляционной системой с фильтрацией радиоактивных аэрозолей.

Недостатки данной конструкции заключаются в следующем: - при аварийной ситуации в случае значительного выброса радиоактивных продуктов под герметичный колпак для предотвращения радиоактивного загрязнения атмосферы может возникнуть необходимость в отключении вентиляционной системы, это ведет к повышению температуры среды и соответственно оборудования верхнего защитного перекрытия, что снижает надежность реактора и его безопасность, - высокая температура оборудования и газовой среды при аварийной ситуации усложняет выполнение ремонтных и регламентных работ под герметичным колпаком, что также снижает надежность реактора.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому изобретению является верхнее защитное перекрытие (ВЗП) ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем БН-350 (Г. Б. Усынин, К. В. Кусмарцев "Реакторы на быстрых нейтронах", Москва, Энергоатомиздат, стр.43-49, стр. 198-199, рис.2.4, рис.8.7), содержащее стационарную часть, установленную на корпусе реактора, герметичный колпак, закрепленный на ней, и две установленные в стационарной части поворотные пробки, большая и эксцентрически расположенная на ней малая.

Кроме того, герметичный колпак снабжен вентиляционной системой с фильтрацией радиоактивных выбросов, а на стационарной части и поворотных пробках размещены приводы вращения пробок и механизм перегрузки.

Верхнее защитное перекрытие в процессе работы реактора обеспечивает тепловую и биологическую защиту центрального зала. При этом вентиляционная система обеспечивает заданный состав воздуха, его температуру и температурный режим оборудования под герметичным колпаком, а также допустимый уровень радиоактивного загрязнения воздуха на выходе в нормальных условиях эксплуатации. Со стороны активной зоны поворотные пробки нагреваются до температуры 550^oС, температурный перепад по высоте пробок составляет ~500^oС, в результате чего на поверхности пробок температура достигает ~50^oС.

Недостатки известной конструкции заключаются в следующем: - при аварийной ситуации в случае значительного выброса радиоактивных продуктов под герметичный колпак для предотвращения радиоактивного загрязнения атмосферы может возникнуть необходимость в отключении вентиляционной системы, это ведет к повышению температуры среды и соответственно оборудования верхнего защитного перекрытия, что снижает надежность реактора и его безопасность, - высокая температура оборудования и газовой среды при аварийной ситуации усложняет выполнение ремонтных и регламентных работ под герметичным колпаком, что также снижает надежность реактора.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении настоящего изобретения, заключается в том, что предлагаемая конструкция ВЗП позволяет организовать систему естественного охлаждения и в рабочем режиме и в аварийной ситуации, а в случае полного обесточивания всех систем и радиационного выброса позволяет локализовать радиационные продукты в замкнутом пространстве и обеспечить охлаждение оборудования верхнего защитного перекрытия. Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет снизить рабочую температуру воздушной массы в непосредственной близости над поворотными пробками, что улучшает условия обслуживания реактора рабочим персоналом.

Указанная задача достигается за счет того, что в верхнем защитном перекрытии ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащем стационарную часть, установленную на корпусе реактора, герметичный колпак, закрепленный на ней, и две установленные в стационарной части поворотные пробки, большая и эксцентрически расположенная на ней малая, перекрытие снабжено обечайкой и экраном с отверстием в центральной части, горизонтально перекрывающим обечайку, которая с зазором установлена под герметичным колпаком, при этом под куполом между герметичным колпаком и торцевой гранью обечайки имеется кольцевая щель, а экран размещен с зазором над стационарной частью и поворотными пробками, зазор между герметичным колпаком и обечайкой соединен с зазором между стационарной частью с пробками и экраном, который через отверстие в экране связан с внутренней полостью обечайки, соединенной через кольцевую щель с зазором между обечайкой и герметичным колпаком.

Кроме того, экран выполнен в виде неподвижного кольца, большого и малого дисков, при этом кольцо закреплено на стационарной части посредством стоек, большой диск выполнен диаметром, равным диаметру большой поворотной пробки, и установлен в кольце соосно большой пробке с возможностью вращения, а малый диск выполнен диаметром, равным диаметру малой пробки, с возможностью вращения, причем оба диска закреплены соответственно на большой и малой пробке посредством стоек.

Кроме того, отверстие экрана выполнено в большом диске на расстоянии от его центра, определенном в соответствии с формулой L=R₁-[D₁-(D₂+R₃)], где L - расстояние между центром большого диска и центром отверстия в нем; R₁- радиус большого диска; D₁ - диаметр большого диска;
D₂ - диаметр малого диска;
R₃ - радиус отверстия в большом диске.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлено продольное сечение ВЗП; на фиг.2 представлен вид поперечного сечения по А-А; на фиг. 3 представлена схема воздушных потоков системы естественного охлаждения.

Верхнее защитное перекрытие ядерного реактора с жидкометалличеоким теплоносителем содержит стационарную часть 1, установленную на корпусе 2 реактора, и герметичный колпак 3, закрепленный на ней. В стационарной части 1 установлена большая поворотная пробка 4, в которой с эксцентриситетом расположена малая поворотная пробка 5. Верхнее защитное перекрытие снабжено обечайкой 6 и экраном 7 с отверстием 8 в центральной части. В горизонтальной плоскости экран 7 перекрывает обечайку 6, которая с зазором установлена под герметичным колпаком 3 и закреплена на нем посредством двутавровых профилей 8. Экран 7 размещен с зазором над стационарной частью 1 с поворотными пробками 4 и 5. Зазор между внутренней поверхностью герметичного колпака 3 и обечайкой 6 соединен с зазором, образованным между экраном 7 и стационарной частью 1 с пробками 4, 5, который через отверстие 9 в экране 7 связан с внутренней полостью обечайки 6. Через кольцевую щель внутренняя полость обечайки 6 соединена с зазором между герметичным колпаком 3 и обечайкой 6. Экран 7 выполнен в виде неподвижного кольца 10, закрепленного посредством стоек 11 на стационарной части 1, а также большого диска 12, установленного в неподвижном кольце 10 соосно большой поворотной пробке 4 с возможностью вращения, диаметр которого равен диаметру большой пробки 4, и малого диска 13, установленного в большом диске 12 соосно малой поворотной пробке 5 с возможностью вращения, диаметр которого равен диаметру малой пробки 5. Оба диска 12 и 13 закреплены соответственно на большой 4 и малой пробке 5 посредством стоек 11. Отверстие 9 в экране 7 служит для прохождения воздушного потока из зазора над пробками 4, 5 во внутреннюю полость обечайки 6, при этом отверстие 9 максимально приближено к центру большого диска 12, и расстояние между центром большого диска 12 и центром отверстия 9 определено из формулы
L=R₁-[D₁-(D₂+R₃)],
где L - расстояние между центром большого диска и центром отверстия в нем;
R₁ - радиус большого диска,
D₁ - диаметр большого диска;
D₂ - диаметр малого диска;
R₃ - радиус отверстия в горизонтальном экране.

Предлагаемая конструкция функционирует следующим образом.

В процессе работы реактора под воздействием активной зоны поворотные пробки 4 и 5 нагреваются. От поворотных пробок 4 и 5 повышается температура воздушной массы в зазоре между стационарной частью 1 с пробками 4, 5 и экраном 7. Нагретый воздух через отверстие 9 в большом диске 12 поступает во внутреннюю полость обечайки 6, поднимается под купол герметичного колпака 3 и через кольцевую щель между ним и обечайкой 6 попадает в зазор между герметичным колпаком 3 и обечайкой 6, в котором по мере опускания до стационарной части 1 остывает, отдавая тепло через герметичный колпак 3 в атмосферу. Охлажденный воздух из зазора между колпаком 3 и обечайкой 6 вытесняет нагретый воздух над поворотными пробками 4 и 5, распределяется в зазоре между экраном 7 и поворотными пробками 4, 5 и нагревается от их теплового воздействия. При нагревании воздушная масса расширяется, создается перепад давления, достаточный для создания тяги через отверстие 9 в экране 7. Выполнение отверстия 9 максимально приближенным к центральной части экрана 7 позволяет организовать наиболее эффективный процесс поглощения воздушной массой теплового потока с поверхностей пробок 4 и 5.

В случае вращения большой поворотной пробки 4 или малой поворотной пробки 5 одновременно с ними вращаются соответственно соединенные с каждой из них большой 12 или малый диски 13, при этом зазор между экраном 7 и стационарной частью 1 с пробками 4, 5 остается постоянным. Таким образом, в рабочем режиме за счет возникающей разности температур воздушной массы под куполом и в зазоре над пробками 4, 5, а также за счет разности проходных сечений зазоров и внутренней полости обечайки 6, соединенных друг с другом, осуществляется естественная циркуляция воздушной массы, это обеспечивает нормальный режим охлаждения верхнего защитного перекрытия ядерного реактора, что позволяет проводить техническому персоналу профилактические и ремонтные работы.

При аварийной ситуации в случае обесточивания ядерного реактора и обслуживающего его оборудования, то есть при отключении вентиляционной системы, в ВЗП под герметичным колпаком остается тот объем воздушной массы, который находился в нем в момент аварии, следовательно, происходит локализация радиоактивных выбросов в замкнутом пространстве, а за счет выброса температура в зазоре над пробками повышается, это увеличивает разность температур в системе естественного охлаждения и интенсивность теплообмена, что обеспечивает нормальный режим охлаждения верхнего защитного перекрытия ядерного реактора.

Таким образом, предлагаемая конструкция ВЗП позволяет организовать систему естественного охлаждения и в рабочем режиме и в аварийной ситуации, а также позволяет локализовать радиационные выбросы в замкнутом пространстве, что повышает надежность и безопасность реактора.

Кроме того, предлагаемая конструкция позволяет снизить рабочую температуру воздушной массы в непосредственной близости над поворотными пробками, что улучшает условия обслуживания реактора рабочим персоналом.

Формула изобретения

1. Верхнее защитное перекрытие ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, содержащее стационарную часть, установленную на корпусе реактора, герметичный колпак, закрепленный на ней, и две установленные в стационарной части поворотные пробки - большую и эксцентрично расположенную на ней малую, отличающееся тем, что перекрытие снабжено обечайкой и экраном с отверстием в центральной части, горизонтально перекрывающим обечайку, которая с зазором установлена под герметичным колпаком, при этом под куполом между герметичным колпаком и торцевой гранью обечайки имеется кольцевая щель, а экран размещен с зазором над стационарной частью и поворотными пробками, зазор между герметичным колпаком и обечайкой соединен с зазором между стационарной частью с пробками и экраном, который через отверстие в экране связан с внутренней полостью обечайки, соединенной через кольцевую щель с зазором между герметичным колпаком и обечайкой.

2. Верхнее защитное перекрытие по п. 1, отличающееся тем, что экран выполнен в виде неподвижного кольца, большого и малого дисков, при этом кольцо закреплено на стационарной части посредством стоек, а большой диск выполнен диаметром, равным диаметру большой поворотной пробки, и установлен в неподвижном кольце соосно с большой пробкой с возможностью вращения, а малый диск выполнен диаметром, равным диаметру малой пробки, причем оба диска закреплены соответственно на большой и малой пробках посредством стоек.

3. Верхнее защитное перекрытие по п. 2, отличающееся тем, что отверстие экрана выполнено в большом диске на расстоянии от его центра, определенном в соответствии с формулой
L= R₁-[D₁-(D₂+R₃)] ,
где L - расстояние между центрами большого диска и отверстия в нем;
R₁ - радиус большого диска;
D₁ - диаметр большого диска;
D₂ - диаметр малого диска;
R₃ - радиус отверстия в большом диске.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3