Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора
Владельцы патента RU 2355054:
Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного энергетического машиностроения" (ОАО "ВНИИАМ") (RU)
Изобретение относится к энергетике и предназначено для использования на атомных электростанциях с ядерными реакторами, охлаждаемыми водой под давлением. Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора содержит водоподводящий тракт. Входной участок тракта подключен к компенсатору объема и гидроемкостям. Выходной участок тракта образован направляющими трубами системы управления и защиты. Направляющие трубы имеют выпускные отверстия. Выпускные отверстия расположены по высоте вертикальной активной зоны. Выпускные отверстия направляющих труб системы управления и защиты расположены в средней части активной зоны. Изобретение направлено на повышение эффективности охлаждения активной зоны ядерного реактора. 3 ил.
Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных электростанциях с ядерными реакторами, охлаждаемыми водой под давлением.
Известно аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора, содержащее гидроемкости, подсоединенные к активной зоне посредством тракта, имеющего участок, расположенный внутри корпуса реактора и образованный распределительным коллектором и опускными трубами, первый из которых расположен над смесительной камерой для теплоносителя, выходящего из активной зоны, а опускные трубы расположены в этой камере и заведены нижними участками, выполненными перфорированными, в активную зону (см. патент США №4078966, кл. 376-282, 14.03.1978).
В активных зонах ядерных реакторов обычно используются стержневые твэлы с топливом в виде таблеток из двуокиси урана, которые расположены в герметичных оболочках из сплава циркония. Как показали исследования, при работе реактора на номинальной мощности при давлении теплоносителя 16 МПа температура таблеток достигает 1700°С, а максимальная температура оболочек благодаря охлаждению твэлов теплоносителем не превышает 350°С. При такой температуре твэлы обладают достаточной прочностью и удерживают в себе газовые продукты деления.
При нарушении охлаждения температура оболочек резко возрастает и за несколько секунд становится выше 1200°С. При такой температуре наступает пароциркониевая реакция и механическая прочность циркониевых оболочек твэлов настолько мала, что под действием внутреннего давления оболочки теряют герметичность и радиоактивные продукты деления ядерного топлива попадают в циркуляционный контур.
Чтобы этого не произошло, в известном устройстве в активную зону ядерного реактора посредством описанного выше подводящего тракта через обратные клапаны из гидроемкостей подается водный холодный раствор борной кислоты (далее по тексту вода). Гидроемкости открываются, когда давление в первом контуре падает ниже 5,9 МПа. Однако, как показали исследования, в этом случае вода достигает активной зоны только через 6-8 секунд, то есть тогда, когда продукты деления ядерного топлива уже вышли из разрушенных оболочек твэлов.
К настоящему изобретению наиболее близким техническим решением из известных (прототипом) является аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора, содержащее водоподводящий тракт, входной участок которого подключен к компенсатору объема и гидроемкостям, а выходной образован направляющими трубами системы управления и защиты, имеющими выпускные отверстия, которые расположены по высоте вертикальной активной зоны (см. RU 2200990 С2, кл. G21C 9/012, 20.03.2003).
В прототипе охлаждение ядерного реактора начинается с момента начала аварии: вода сразу же начинает поступать в активную зону через выпускные отверстия направляющих труб системы управления и защиты.
При аварийной разгерметизации контура циркуляции теплоносителя, например при разрыве циркуляционного трубопровода большого диаметра, расход теплоносителя в средней части активной зоны близок к нулю, теплоноситель в нижней части активной зоны двигается в сторону места разрушения по «холодному» участку циркуляционного трубопровода, а теплоноситель в верхней части активной зоны направляется к разрушенному участку циркуляционного трубопровода по «горячему» участку этого трубопровода. Как показали расчеты, такое движение теплоносителя происходит независимо от того, на каком именно «горячем» или «холодном» участке этого трубопровода произошло разрушение.
В прототипе за счет неудачного расположения выпускных отверстий в направляющих трубах, выполненных на одних направляющих трубах по высоте активной зоны в ее нижней части, а на других - в верхней части активной зоны, большая часть охлаждающей воды уходит в сторону места разрушения контура циркуляции теплоносителя, не участвуя в охлаждении активной зоны ядерного реактора.
Таким образом, недостатком аварийного охлаждающего устройства ядерного реактора, принятого в данной заявке в качестве прототипа, являются низкая эффективность охлаждения активной зоны ядерного реактора. Это может привести к тому, что температура оболочек некоторых твэлов может превысить допустимую температуру. В результате твэлы могут потерять герметичность и газовые продукты деления ядерного топлива могут выйти наружу.
Технической задачей изобретения является повышение эффективности охлаждения активной зоны ядерного реактора.
Техническая задача решается в аварийном охлаждающем устройстве ядерного реактора, содержащем водоподводящий тракт, входной участок которого подключен к компенсатору объема и гидроемкостям, а выходной образован направляющими трубами системы управления и защиты, имеющими выпускные отверстия, которые расположены по высоте вертикальной активной зоны, причем выпускные отверстия направляющих труб системы управления и защиты расположены в средней части активной зоны.
Такое расположение выпускных отверстий позволяет, в отличие от прототипа, использовать всю воду для охлаждения активной зоны, так как в этом случае примерно половина расхода воды из этих отверстий уходит вниз и охлаждает всю нижнюю часть активной зоны, а остальная часть направляется вверх и охлаждает всю ее верхнюю часть. При этом обеспечивается температура твэлов, при которой они обладают достаточной прочностью и удерживают в себе газовые продукты деления.
Изобретение поясняется чертежом, где на фиг.1 изображен общий вид аварийного охлаждающего устройства ядерного реактора; на фиг.2 показана часть устройства, расположенная в корпусе ядерного реактора; на фиг.3 показана часть устройства, расположенная в активной зоне ядерного реактора.
Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора, в корпусе 1 которого вертикально установлена активная зона 2, содержит водоподводящий тракт, входной участок 3 которого подключен к компенсатору объема 4 и гидроемкостям 5. Гидроемкости 5 снабжены мембранно-разрывными устройствами (на чертеже условно не показаны). Входной участок 3 водоподводящего тракта расположен за пределами корпуса 1 и через патрубки 6, выполненные в корпусе 1 реактора, соединен с промежуточным участком этого тракта. Промежуточный участок водоподводящего тракта расположен внутри корпуса 1 и образован последовательно подсоединенными друг к другу по меньшей мере одним подъемным коленом 7 и защитными трубами 8 системы 9 управления и защиты.
Промежуточный участок водоподводящего тракта соединен с выходным участком этого тракта, образованным направляющими трубами 10 системы 9 управления и защиты. Трубы 10 имеют выпускные отверстия 11, расположенные по высоте вертикальной активной зоны 2. При этом выпускные отверстия 11 труб 10 расположены в средней части активной зоны 2.
Ядерный реактор посредством «холодного» участка 12 и «горячего» участка 13 главного циркуляционного трубопровода подключен к парогенератору 14. В «холодный» участок 12 этого трубопровода включен главный циркуляционный насос 15. При этом «холодный» участок 12 главного циркуляционного трубопровода состыкован с входным патрубком 16 корпуса 1, а патрубок 16 через опускной участок 17 полости корпуса 1 соединен с активной зоной 2 ядерного реактора. «Горячий» участок 13 главного циркуляционного трубопровода состыкован с выходным патрубком 18 корпуса 1, а патрубок 18 через сборную камеру 19 «горячего» теплоносителя также соединен с активной зоной 2 ядерного реактора. Таким образом, активная зона 2, сборная камера 19 «горячего» теплоносителя, «горячий» участок 13 главного циркуляционного трубопровода, парогенератор 14, «холодный» участок 12 этого трубопровода с главным циркуляционным насосом 15 и опускной участок 17 полости корпуса 1 образуют замкнутый контур циркуляции теплоносителя.
Активная зона 2 состоит из тепловыделяющих сборок 20, имеющих стержневые твэлы 21, которые выполнены с оболочками из сплава циркония и таблеток сердечника из диоксида урана.
При нормальной эксплуатации ядерной энергетической установки теплоноситель, нагретый в активной зоне 2, собирается в камере 19 «горячего» теплоносителя и затем по «горячему» участку 13 главного циркуляционного трубопровода подается в парогенератор 14, где охлаждается, отдавая тепло на производство пара. Охлажденный теплоноситель по «холодному» участку 12 этого трубопровода главным циркуляционным насосом 15 подается через опускной участок 17 полости корпуса 1 - в ядерный реактор для нагрева его в активной зоне 2. Нагреваясь, теплоноситель охлаждает тепловыделяющие сборки 20, обеспечивая температуру твэлов 21, при которой они обладают достаточной прочностью и удерживают в себе газовые продукты деления.
Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора работает следующим образом.
При разуплотнении контура циркуляции теплоносителя в момент начала аварии, как только начнет падать давление теплоносителя в активной зоне 2, охлаждающая вода сразу же начнет поступать в среднюю ее часть из отверстий 11 направляющих труб 10, так как активная зона 2 ядерного реактора имеет постоянную гидравлическую связь с компенсатором давления 4. Вода из компенсатора давления 4 сначала проходит входной участок 3 водоподводящего тракта, расположенный за пределами корпуса 1 ядерного реактора, а затем -патрубки 6 корпуса 1. Далее вода проходит промежуточный участок водоподводящего тракта. В зависимости от высотного расположения патрубков 6 непосредственно из них или посредством подъемного колена 7 вода перепускается в полость корпуса 1, расположенную над верхними торцами защитных труб 8 системы 9 управления и защиты. Затем вода проникает внутрь сначала защитных труб 8, а затем и направляющих труб 10 этой системы 9, последние из которых являются конечным участком водоподводящего тракта. Примерно половина расхода этой воды из труб 10 уходит вниз и охлаждает нижнюю часть активной зоны 2, а остальная часть направляется вверх и охлаждает верхнюю часть последней. Далее охлаждающая вода проходит как по «холодному» участку 12, так и по «горячему» участку 13 главного циркуляционного трубопровода ядерного реактора к месту разуплотнения контура циркуляции теплоносителя.
Запас воды в компенсаторе 4 давления достаточен для охлаждения активной зоны 2 ядерного реактора в течение примерно 30 секунд. Однако уже через 6-8 секунд после начала аварийного процесса, после снижения давления теплоносителя ниже 5,9 МПа, открываются мембранно-разрывные устройства гидроемкостей 5 и вода из них по водоподводящему тракту начинает поступать в среднюю часть активной зоны 2 ядерного реактора так же, как и секундами раньше вода поступала в нее из компенсатора 4 давления.
Таким образом, и в аварийных режимах работы ядерной энергетической установки обеспечивается такая температура твэлов 21, при которой они обладают достаточной прочностью и удерживают в себе газовые продукты деления.
Аварийное охлаждающее устройство ядерного реактора, содержащее водоподводящий тракт, входной участок которого подключен к компенсатору объема и гидроемкостям, а выходной образован направляющими трубами системы управления и защиты, имеющими выпускные отверстия, которые расположены по высоте вертикальной активной зоны, отличающееся тем, что выпускные отверстия направляющих труб системы управления и защиты расположены в средней части активной зоны.
