Ядерная паропроизводительная установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением

 

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при разработке реакторов с водой под давлением. Ядерная паропроизводящая установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением, включает реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема, гидроемкости с холодной водой. Причем реактор, в свою очередь, включает корпус высокого давления, крышку, патрубки приводов системы управления цепной реакцией деления, патрубки большого диаметра для подвода и отвода воды в парогенератор, а также патрубки малого диаметра, соединенные с гидроемкостями, металлическую шахту, блок защитных труб и активную зону, образованную тепловыделяющими сборками. Тепловыделяющие сборки включают тепловыделяющие элементы стержневого типа с оболочками из сплава циркония и таблетки оксида урана и направляющие трубы для поглощающих стержней, которые соединены штангой, размещенной в защитных трубах блока защитных труб. В блоке защитных труб с помощью дополнительной плиты выполнен коллектор. Коллектор подключен трубопроводами к патрубкам в обечайке блока защитных труб, которые соосны с отверстиями в металлической шахте, внутренними патрубками корпуса и патрубками, соединенными с гидроемкостями. Компенсатор давления подключен к одному из трубопроводов, соединяющему гидроемкости с корпусом, или непосредственно к корпусу. В пределах этого коллектора в защитных трубах блока защитных труб выполнены отверстия для прохода в них холодной воды. Защитные трубы со штангами приводов регулирующих стержней снабжены дополнительными защитными трубами, на верхнем конце которых выполнены уплотняющие подпружиненные элементы, соединенные с патрубками приводов поглощающих стержней. Подпружиненные элементы снабжены подвижными шаровыми уплотняющими элементами. В направляющих трубах ТВС выполнена перфорация, причем на половине направляющих труб перфорация выполнена преимущественно в нижней части активной зоны, а в остальных направляющих трубах перфорация выполнена преимущественно в верхней части активной зоны. Технический результат: эффективное охлаждение активной зоны при большой течи контура теплоносителя. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке реакторов с водой под давлением.

Известна конструкция ядерной паропроизводительной установки (ЯППУ) с реактором, охлаждаемым водой под давлением (см. , например, Тепловые и атомные электрические станции. М. : Энергоатомиздат, 1982, стр.262, рис. 4.15), который принят за прототип как наиболее близкий по технической сущности. Известная ЯППУ включает реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы (ГЦН), главные циркуляционные трубопроводы (ГЦТ) "горячие" и "холодные", компенсатор объема (КО), подключенный к одному из "горячих" ГЦТ, гидроемкости с холодной водой. Реактор в известной ЯППУ включает корпус высокого давления, крышку, патрубки приводов системы управления цепной реакцией деления (СУЗ), патрубки большого диаметра для подвода и отвода воды в парогенератор, а также патрубки малого диаметра, соединенные с гидроемкостями, металлическую шахту, блок защитных труб (БЗТ), внутрикорпусные патрубки и активную зону, образованную тепловыделяющими сборками (ТВС), включающими тепловыделяющие элементы (твэлы) стержневого типа с оболочками из сплава циркония и таблетки оксида урана, и направляющие трубы для поглощающих стержней СУЗ, которые соединены штангой, размещенной в защитных трубах БЗТ.

Гидроемкости с холодной водой предназначены для аварийного охлаждения активной зоны реактора, например в режиме максимальной проектной аварии (МПА) при обрыве трубопровода максимального диаметра посредством подачи в корпус реактора холодной воды.

Недостатком известной ППУ является низкая эффективность охлаждения активной зоны в режиме МПА при обрыве трубопровода максимального диаметра.

При работе на номинальной мощности температура таблеток диоксида урана достигает 1700oС. При любом нарушении охлаждения температура оболочек твэлов резко повышается за счет тепла таблеток диоксида урана. Например, при обрыве трубопровода максимального диаметра имеет место двухстороннее истечение теплоносителя. В этих условиях расход теплоносителя в активной зоне близок к нулю, и за 3-4 секунды температура оболочек твэлов практически в адиабатических условиях повышается до среднеарифметической температуры твэла, равной примерно 1100-1200oС. Прочность циркониевого сплава при температуре 1000oС уменьшается в 10 раз. Поэтому в такой аварии практически все твэлы теряют герметичность под действием внутреннего давления газовых продуктов деления и в результате пароциркониевой реакции. При этом газовые продукты деления практически все выходят из твэлов. Таким образом, при МПА в результате одного исходного события (обрыва трубопровода) разрушаются сразу два барьера (контур теплоносителя и оболочки твэлов). Поэтому ставшие привычными утверждения, что в современных реакторах имеется многобарьерная защита (собственно ядерное топливо, оболочка твэла, контур теплоносителя, железобетонная защитная оболочка), являются необоснованными. В режиме МПА единственным барьером остается защитная оболочка. Холодная вода из гидроемкостей подается в корпус реактора только через 6-8 секунд после начала МПА, когда давление теплоносителя снижается до 6 МПа. В это время активная зона уже потеряла герметичность.

Процесс дальнейшего залива активной зоны также малоэффективен. Холодная вода из гидроемкостей подается в напорную камеру из 2-х гидроемкостей, а из 2-х других гидроемкостей - в межтрубное пространство БЗТ, которое является сборной камерой. При этом большая часть холодной воды вытекает из корпуса реактора через разрушенный трубопровод, а остальная часть в течение длительного времени не попадает в активную зону, так как идет на охлаждение и конденсацию пара в напорной камере и в сборном коллекторе и на заполнение объема на днище корпуса реактора. В первые, наиболее опасные для активной зоны секунды аварийного процесса подача воды из гидроемкостей приводит даже к некоторому снижению давления в активной зоне и соответственно к повышению температуры оболочек твэлов. Низкая эффективность системы аварийного охлаждения с помощью гидроемкостей отмечена во многих экспериментальных работах.

Целью данного изобретения является повышение эффективности системы аварийного охлаждения активной зоны в аварийных режимах и прежде всего в режиме обрыва трубопровода максимального трубопровода посредством максимально быстрой подачи воды из компенсатора давления и холодной воды из гидроемкостей непосредственно в каждую ТВС. При этом оболочки твэлов могут сохранить герметичность и соответственно могут сохранить роль второго барьера для радиоактивности.

Эта цель достигается тем, что в БЗТ с помощью дополнительной плиты выполнен коллектор, подключенный трубопроводами к патрубкам в обечайке БЗТ, которые соосны с отверстиями в металлической шахте и с внутренними патрубками корпуса реактора и патрубками, соединенными с гидроемкостями; компенсатор давления подключен к одному из трубопроводов гидроемкостей; в пределах этого коллектора в защитных трубах БЗТ выполнены отверстия для прохода в них воды; на верхней плите БЗТ защитные трубы со штангами приводов регулирующих стержней снабжены дополнительными защитными трубами, на верхнем конце которых выполнены уплотняющие подпружиненные элементы, соединенные с патрубками приводов СУЗ; подпружиненные элементы снабжены подвижными шаровыми уплотняющими элементами; направляющие трубы в ТВС снабжены перфорацией, причем половина направляющих труб имеют перфорацию преимущественно в нижней части активной зоны, а остальные имеют перфорацию преимущественно в верхней части активной зоны.

Сущность изобретения иллюстрируется на фиг.1-3.

ЯППУ на фиг.1 по данному изобретению включает реактор 1, "горячий" ГЦТ 2, парогенераторы 3, ГЦН 4, "холодный" ГЦТ 5, гидроемкости 6, подключенные трубопроводами 7 к реактору 1, компенсатор давления 8, подключенный трубопроводом 9 к одному из трубопроводов 7. Реактор 1 включает корпус высокого давления 10 с патрубками 11 и 12 большого диаметра, подключенными соответственно к "горячим" 2 и "холодным" 5 ГЦТ, крышку корпуса 13 с патрубками СУЗ 14 для штанг 15 регулирующих стержней, металлическую шахту 16, опорную конструкцию 17, ТВС активной зоны 18, БЗТ 19. Корпус 10 снабжен патрубками 20 малого диаметра, подключенными к гидроемкостям 6, а также патрубками 21 внутри корпуса 10, которые выполнены соосно с отверстиями 22 в металлической шахте 16. БЗТ 19 состоит из нижней плиты 23, средней плиты 24, защитных труб 25 и 26, перфорированной обечайки 27, верхней плиты 28, дополнительной плиты 29 и цилиндрической обечайки 30. Пространство между средней плитой 24, дополнительной плитой 29 и цилиндрической обечайкой 30 (без перфорации) образует коллектор 31 для распределения воды по ТВС 18 в аварийном режиме. Для этого в защитных трубах 25 и 26 БЗТ 19 в пределах коллектора 31 выполнены отверстия 32. На перфорированной обечайке 27 выполнены патрубки 33, соосные с отверстиями 22 в металлической шахте 16. Патрубки 33 соединены с коллектором 31 трубопроводом 34. В верхней части БЗТ 19 защитные трубы 25 (без штанг 15) снабжены заглушками 35, а в защитных трубах 26 (со штангами 15) выполнены дополнительные защитные трубы 36, которые снабжены подпружиненными элементами 37, уплотняющими соединение с патрубками СУЗ 14. Межтрубное пространство БЗТ 19 с перфорированной обечайкой 27 образует сборную камеру 38 для горячей воды, выходящей из ТВС 18. Опорная конструкция 17 для ТВС 18 и зазор между корпусом 10 и металлической шахтой 16 образуют напорную камеру 39 для воды, подаваемой из парогенераторов 3. На опорной конструкции 17 размещены ТВС 18, включающие стержневые твэлы 40 и направляющие трубы 41 и 42. В каждой ТВС 18 примерно половина направляющих труб 41 имеет перфорацию 43 в нижней части активной зоны, а вторая половина направляющих труб 42 имеет перфорацию 44 в верхней части активной зоны. Подпружиненные элементы 37 снабжены шаровыми подвижными элементами 45 для уплотнения по криволинейной поверхности крышки 13 корпуса 10.

ЯППУ на фиг.1-3 работает следующим образом. Гидроемкости 6, соединенные трубопроводами 7 с патрубками 20, внутренние патрубки 21, отверстия 22 в металлической шахте 16, патрубки 33 на перфорированной обечайке 27, трубопроводы 34, коллектор 31, отверстия 32 в защитных трубах 25 и 26, тракты внутри защитных труб 25 и 26, а также направляющие трубы 41 и 42 с перфорацией 43 и 44 образуют тракты для подачи холодной воды из гидроемкостей 6 и горячей воды из КО 8 в каждую ТВС 18. При работе в нормальных режимах этот тракт не оказывает влияния на работу основного контура циркуляции теплоносителя. Подключение КО 8 к коллектору 31 (по существу к объему теплоносителя активной зоны) также не оказывает влияния на динамику давления теплоносителя в переходных режимах. Расход воды через перфорацию 43 и 44 направляющих 41 и 42 труб ограничивается величиной протечек через неплотности разъемных соединений в патрубках 21, в патрубках 33, а также через подпружиненные элементы 37. Этот расход достаточен для охлаждения поглощающих стержней (не показаны), расположенных в направляющих трубах 41, и достаточно мал, чтобы исключить существенное воздействия на них потока теплоносителя. Эффективность уплотнения разъемных соединений между патрубками 21, отверстием 22 в металлической шахте 16 и патрубком 33 в БЗТ 19 обеспечивается тем, что зазоры в разъемных соединениях, равные 3 мм в холодном состоянии, снижаются до нуля при разогреве реактора до 300oС за счет разности термических коэффициентов материалов корпуса 10 и металлической шахты 16. Эффективность уплотнения 37 обеспечивается наличием пружины и подвижностью шаровых элементов 45.

При аварийной разгерметизации контура теплоносителя, например при обрыве трубопровода наибольшего диаметра, давление теплоносителя в корпусе 10 быстро уменьшается и горячая вода из КО 8 начинает поступать в ТВС 18. Она поступает по тракту, образованному трубопроводом 9, соединенным с одним из трубопроводов 7, патрубками 20, внутренними патрубками 21, отверстиями 22, трубопроводами 34, коллектором 31, отверстиями 32 в защитных трубах 25 и 26, направляющими трубами 41 и 42 и перфорацией в них 43 и 44. При этом в случае обрыва "горячего" ГЦТ 2 горячая вода из КО 8 через перфорацию 43 в направляющих трубах 41 попадает в верхнюю часть ТВС 18 и в основном бесполезно с точки зрения охлаждения активной зоны вытекает через разрушенный "горячий" ГЦТ 2. Другая часть расхода воды из КО 8 через перфорацию 44 в направляющих трубах 42 поступает в нижнюю часть ТВС 18 и эффективно охлаждает активную зону, прежде чем вытечет через разрушенный "горячий" ГЦТ 2. В случае обрыва "холодного" ГЦТ 5 вода из КО 8 через перфорацию 44 в направляющих трубах 42 в нижней части ТВС 18 вытекает через разрушенный "холодный" ГЦТ 5 в основном бесполезно для охлаждения активной зоны. Однако вода, вытекающая через перфорацию 43 в направляющих трубах 41 в верхней части ТВС 18, эффективно охлаждает активную зону прежде, чем вытечет через разрушенный "холодный" ГЦТ 5. При этом лишь небольшая часть расхода воды, поступающей из КО 8, протекает мимо активной зоны через неплотности в разъемных уплотнениях в патрубках 21, отверстиях 22 металлической шахты 16, в патрубках 33 обечайки 30 БЗТ 19, в трубопроводах 34 и подпружиненных элементах 37. Благодаря этому большая часть воды прокачивается через ТВС 18.

Запас воды в КО 8 обеспечивает прокачку теплоносителя через ТВС 18 в течение примерно 30 секунд. Однако уже через 6-8 секунд после начала аварийного процесса накопленное тепло ядерного топлива отводится из твэлов 40 при температуре их оболочек порядка 350oС. В дальнейшем нагрев оболочек твэлов 40 возможен только за счет остаточного тепла распада радиоактивных продуктов деления. Возможный темп разогрева оболочек твэлов 40 за счет остаточного тепла относительно невелик и не превышает 10oС в секунду в адиабатических условиях. Поэтому уже нет необходимости в соответствующем быстродействии системы залива активной зоны. После снижения давления теплоносителя ниже 6 МПа через 6-8 секунд открываются разрывные мембраны гидроемкостей 6, и холодная вода из них по трубопроводам 7 через патрубки 20, отверстия 22, патрубки 33, трубопроводы 34, коллектор 31, отверстия 32, по защитным трубам 25 и 26, по направляющим трубам 41 и 42 и через перфорацию 43 и 44 начинает поступать в пространство между твэлами 40 ТВС 18 так же, как и горячая вода поступала из КО 8.

Когда поглощающие стержни находятся в крайнем нижнем положении, проходное сечение в направляющих трубах 41 и 42 существенно уменьшается и расход воды из КО 8 и гидроемкостей 6 снижается примерно в 3 раза по сравнению с ТВС, в которых поглощающих стержней нет. Однако и в этих ТВС расход воды из КО 8 достаточен для отвода накопленного тепла и пика остаточного тепловыделения благодаря высокой эффективности предложенной система аварийного охлаждения активной зоны. В предложенной конструкции ЯППУ все 4 гидроемкости 6 работают с одинаковой эффективностью, так как подключены к одному коллектору 31. Поэтому количество гидроемкостей 6 может быть уменьшено, например, до 3 без снижения уровня безопасности. В этом случае целесообразно КО 8 подключить к патрубку малого диаметра 20 вместо одной из гидроемкостей 6.

При использовании КО 8 в качестве "гидроемкости горячей воды" целесообразно вообще отказаться от гидроемкостей 6 с холодной водой и оставить в системе аварийного охлаждения активной зоны только ступень низкого давления без снижения уровня безопасности ЯППУ. Это позволяет существенно упростить конструкцию ЯППУ и повысить надежность ее работы. Предложенное техническое решение очень перспективно применить в блоках АЭС первого поколения, которые не имеют гидроемкостей с холодной водой.

При использовании предложенного технического решения в новых блоках целесообразно дополнительные защитные трубы 36 приварить к крышке 13, а подпружиненные уплотняющие элементы 37 расположить на верхней плите 28 БЗТ 19.

По сравнению с прототипом предложенное техническое решение обеспечивает эффективное охлаждение активной зоны при большой течи контура теплоносителя. В режиме обрыва трубопровода максимального диаметра в предложенном реакторе одинаково эффективно работают все четыре гидроемкости. Для осуществления такого технического решения в существующих реакторах необходима замена только БЗТ, изготовление ТВС с перфорированными направляющими трубами и подключение КО к трубопроводу 7.

Формула изобретения

1. Ядерная паропроизводящая установка с реактором, охлаждаемым водой под давлением, включающая реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема, гидроемкости с холодной водой, причем реактор, в свою очередь, включает корпус высокого давления, крышку, патрубки приводов системы управления цепной реакцией деления, патрубки большого диаметра для подвода и отвода воды в парогенератор, а также патрубки малого диаметра, соединенные с гидроемкостями, металлическую шахту, блок защитных труб и активную зону, образованную тепловыделяющими сборками, включающими тепловыделяющие элементы стержневого типа с оболочками из сплава циркония и таблетки оксида урана и направляющие трубы для поглощающих стержней, которые соединены штангой, размещенной в защитных трубах блока защитных труб, отличающаяся тем, что в блоке защитных труб с помощью дополнительной плиты выполнен коллектор, подключенный трубопроводами к патрубкам в обечайке блока защитных труб, которые соосны с отверстиями в металлической шахте, внутренними патрубками корпуса и патрубками, соединенными с гидроемкостями; компенсатор давления подключен к одному из трубопроводов, соединяющему гидроемкости с корпусом или непосредственно к корпусу; в пределах этого коллектора в защитных трубах блока защитных труб выполнены отверстия для прохода в них холодной воды; защитные трубы со штангами приводов регулирующих стержней снабжены дополнительными защитными трубами, на верхнем конце которых выполнены уплотняющие подпружиненные элементы, соединенные с патрубками приводов поглощающих стержней; подпружиненные элементы снабжены подвижными шаровыми уплотняющими элементами; в направляющих трубах ТВС выполнена перфорация, причем на половине направляющих труб перфорация выполнена преимущественно в нижней части активной зоны, а в остальных направляющих трубах перфорация выполнена преимущественно в верхней части активной зоны.

2. Ядерная паропроизводящая установка по п. 1, отличающаяся тем, что дополнительные защитные трубы приварены к крышке корпуса, а подпружиненные элементы размещены на верхней плите блока защитных труб.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3

RH4A - Выдача дубликата патента Российской Федерации на изобретение

Дата выдачи дубликата: 10.11.2004

Наименование лица, которому выдан дубликат:Фальковский Лев Наумович

Извещение опубликовано: 20.12.2004        БИ: 35/2004

MM4A Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины заподдержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 15.06.2005

Дата публикации: 27.12.2011




 

Похожие патенты:

Изобретение относится к системе, обеспечивающей диссипацию тепла из внутреннего объема защитной оболочки ядерного реактора, в частности к системе для диссипации любого тепла, генерируемого при неожиданном возникновении неисправности в стандартных системах охлаждения

Изобретение относится к мониторингу объектов атомной энергетики. Технический результат - определение оценки риска объекта атомной энергетики. Устройство для мониторинга риска содержит запоминающее устройство для хранения, по меньшей мере, одного набора минимальных сечений отказов МСО и значений вероятностей каждого события в каждом МСО и устройство ввода информации, выполненное с возможностью ввода в него информации об изменениях состояния объекта; блок формирования, по меньшей мере, одной матрицы МСО; запоминающее устройство для хранения указанной, по меньшей мере, одной матрицы МСО; блок формирования, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; запоминающее устройство для хранения указанной, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; блок изменения элементов указанной, по меньшей мере, одной параметрической матрицы; и блок оценки риска. 3 н. и 10 з.п. ф-лы, 2 ил.

Настоящее изобретение относится к ядерной энергетической установке (ЯЭУ). ЯЭУ содержит первичный контур (10), содержащий газ, проходящий через ядерный реактор (12), через первый теплообменник (14) и через газодувку (16'). Вторичный контур (17'), содержащий неконденсирующийся газ, проходит через первый теплообменник (14), и через турбину (18) и компрессор (22), установленные на одном валу (24'). Газодувка приводится в действие валом. Газ в первичном и вторичном контурах одинаковый, и давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре. Технический результат - продолжение работы газодувки при аварийном отключении реактора. 5 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к АЭС подводного базирования. Модуль для производства электрической энергии содержит удлиненный цилиндрический контейнер (12), в который встроены блок производства электрической энергии, содержащий кипящий ядерный реактор (30), связанный со средствами (37) производства электрической энергии, посредством электрических кабелей (6). Кабели (6) соединены с внешним пунктом распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) размещен в сухом отделении (19) отсека (18) реактора, связанном с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора. Радиальная стенка (53) резервуара находится в состоянии теплового обмена с морской окружающей средой. Сухое отделение (19) отсека (18) реактора соединено с отделением (20), образующим резервуар хранения воды системы безопасности реактора, посредством вентилей (70) понижения давления,. Вентили размещены в верхней части сухого отделения (19) и соединены с пузырьковой камерой, размещенной в нижней части отделения (20), образующего резервуар. Технический результат - повышение безопасности функционирования модуля. 24 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к подводным АЭС модульного исполнения. Модуль содержит удлиненный цилиндрический кессон (12), в который интегрирован электрический энергоблок в виде кипящего ядерного реактора (30), связанного со средством (37) производства электрической энергии, соединенным электрическими кабелями (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии. Кипящий ядерный реактор (30) расположен в сухой камере (19) реакторного отсека (18), связанной с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора, в которой, по меньшей мере, радиальная стенка (53) находится в состоянии теплообмена с морской средой. Кипящий ядерный реактор (30) содержит компенсатор (33) давления, соединенный при помощи средства (80) сброса давления с камерой (20) в виде резервуара для хранения воды защиты реактора. Технический результат – повышение безопасности энергоблока. 23 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при разработке реакторов с водой под давлением

Наверх