система ослабления последствий аварии на атомной станции

Формула изобретения

1. СИСТЕМА ОСЛАБЛЕНИЯ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА АТОМНОЙ СТАНЦИИ, содержащая размещенные защитной оболочке ядерный реактор с контуром его охлаждения, контур охлаждения атмосферы в первичном защитном объеме, включающем теплообменники контактного типа, насосы, соединенные с их входами емкости для запаса и сбора отработанной воды, последняя из которых размещена под реактором, отличающаяся тем, что, с целью повышения эффективности ослабления поледствий аварии путем уменьшения воздействия на экологию окружающей среды, система снабжена грунтовым теплообменником в контуре охлаждения оборотной воды, который размещен за пределами защитной оболочки и выполнен в грунтовом массиве в виде верхней и нижней штолен, между которыми расположена проницаемая зона из пористого естественного или насыпного грунта, сообщенная с нижней штольней рядом скважин, причем в верхней штольне размещен ороситель, подключенный через насос к емкости сбора отработанной воды, а в нижней штольне установлен резервуар-поддон, сообщенный с емкостью запаса воды.

2. Система по п.1, отличающаяся тем, что грунтовой теплообменник снабжен тепловыми трубами, конденсаторные части которых размещены в грунте над верхней штольней, а их испарительные части в орошаемой зоне пористого грунта между штольнями.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной энергетике.

Известно устройство охлаждения атмосферы в первичном защитном блоке ядерного реактора, содержащее блок ядерного реактора с расположенными в нем последовательно распылителем охлаждаю- щей жидкости, теплообменником и сепаратором для отделения радиоактивных паров и влаги от газов атмосферы, соединенную с корпусом воздуходувку, трубопроводы и устройство для отведения из корпуса отделенной воды [1]

Недостатком такого устройства является невысокая эффективность ослабления последствий аварии, обусловленная отсутствием достаточной возможности отведения тепла от остановленного реактора системой циркуляции жидкости, могущей привести к разрушению корпуса реактора и загрязнению окружающей среды.

Наиболее близкой к изобретению по технической сущности является система ослабления последствий аварии на атомной станции, содержащая размещенные внутри защитной оболочки ядерный реактор с контуром его охлаждения, контур охлаждения атмосферы в первичном защитном объеме, включающем теплообменники контактного типа, насосы и соединенные с их входами емкости для запаса и сбора отработанной воды [2]

Недостатком известной системы является невысокая эффективность ослабления последствий аварии, которая обусловлена низкой эффективностью отведения тепла от остановленного реактора, циркулирующей в контуре охлаждения жидкостью, что может привести к расплавлению корпуса реактора и загрязнению окружающей среды.

Целью изобретения является повышение эффективности ослабления последствий аварии путем уменьшения воздействия на экологию окружающей среды.

Поставленная цель достигается тем, что система снабжена грунтовым теплообменником в контуре оборотной воды, который размещен за пределами защитной оболочки и выполнен в грунтовом массиве в виде верхней и нижней штолен, между которыми расположена проницаемая зона из пористого естественного или насыпного грунта, сообщенная с нижней штольней рядом скважин, причем в верхней штольне размещен ороситель, подключенный через насос к емкости сбора отработанной воды, а в нижней штольне установлен резервуар-поддон, сообщенный трубопроводом с емкостью запаса воды, при этом грунтовый теплообменник снабжен тепловыми трубами, конденсаторные части которых размещены в грунте над верхней штольней, а их испарительные части в орошаемой зоне пористого грунта между штольнями.

На фиг.1 показан продольный разрез принципиальной схемы системы ослабления последствий аварии на атомной станции; на фиг.2 продольный разрез контактного теплообменного аппарата.

Система включает в себя атомный реактор 1 с контуром 2 его охлаждения, окруженный защитной оболочкой 3 (например, подземного сооружения), внутренней полостью образующей первичный защитный объем 4, сообщенный через обратный клапан 5 избыточного давления с объемом выработки 6, в которую отбрасывается избыточное давление, причем в защитном объеме 4 размещены емкость 7 запаса воды, соединенная соответственно трубопроводами 8 и 9 через насосы 10 и 11 с реакторным контуром 2 охлаждения и контактным теплообменным аппаратом 12 с дождевальной установкой 13, расположенными над корпусом реактора, при этом на трубопроводах 8 и 9 установлены запорные органы 14 и 15. Кроме того, под реактором 1 размещена емкость 16 для сбора отработанной жидкости, стекающей с корпуса реактора после разбрызгивания ее из дождевальной установки 13 и частично из контактного теплообменного аппарата 12, при этом емкость 16 соединена как с поверхностным теплообменником 17 (который может быть выведен из строя при аварии, поэтому на чертеже показан пунктирными линиями), так и сообщена трубопроводом 18 через насос 19 с оросителем 20 (например, в виде перфорированного участка трубопровода), установленным в верхней штольне 21 грунтового теплообменника 22, размещенного за пределами защитной оболочки и имеющего также и нижнюю штольню 23, между которыми расположена проницаемая зона из насыпного или естественного пористого грунта, снабженная рядом скважин 24, отводящих стекающую воду в резервуар-поддон 25, расположенный в нижней штольне и соединенный трубопроводом 26 с емкостью 7 запаса охлажденной воды, запитываемой до аварии из внешнего источника через запорный клапан 27. Для повышения эффективности работы грунтового теплообменника 22 в верхней его части установлены тепловые трубы 28, при этом конденсаторные части тепловых труб размещены в грунте над верхней штольней 21, а испарительные части в орошаемой зоне пористого грунтового массива между штольнями, выше скважин 24.

Расположенный над ядерным реактором 1 контактный теплообменный аппарат 12 содержит корпус 29 с водосборником 30, входными и выходными отверстиями 31 и 32 для перемещения газовоздушного потока причем в корпусе аппарата 12 размещены водораспределительная центральная труба 33 с насадком 34, на верхней торцевой стенке которого на оси 35, с возможностью вращения, установлены лопасти 36 вентиля- тора (например, 6-8 шт.) и выполнены водонаправляющие сопла 37 (например, 5 шт.), ориентированные на начальную треть лопастей, а ниже насадка 34 между сетками размещен слой подвижной насадки 38, под которой установлен пакет вертикальных полотен 39 из гидрофильного материала с образованием проемов, сообщенных с входными отверстиями 31 для перемещения воздуха, при этом нижние концы полотен 39 заглублены под уровень воды в водосборнике 30, соединенном с дождевальной установкой 13, из которой вода самотеком разбрызгивается над реактором, а взвешенные в потоке газа капли могут выбрасываться из аппарата в защитный объем 4 через выходное отверстие 32. Система ослабления аварии на атомной станции работает следующим образом. Из емкости 7 охлажденная вода насосом 10 по трубопроводу 8 подается в реакторный контур 2 охлаждения, после чего сливается в емкость 16 для сбора отработанной воды. Для охлаждения газовоздушной среды в первичном защитном контуре 4 вода из емкости 7 насосом 11 по трубопроводу 9 подается в корпус 29 контактного теплообменного аппарата 12, где через центральную водораспределительную трубу 33 в насадок 34, откуда через водонаправляющие сопла 37 выбрасывается на начальную треть лопастей 36 вентилятора, приводя их во вращение, благодаря чему обеспечивается интенсивное просасывание газовоздушной смеси через контактный аппарат 12. С лопастей 36 вода попадает как на стенки корпуса 24, так и на поверхность подвижной насадки 38, откуда стекает на поверхность полотен 39 из гидрофильного материала, увлажняемых также за счет подсасывания воды из водосборника 30, при этом газовоздушная смесь засасывается лопастями 36 вентилятора, охлаждается с конденсацией водяных паров и выбрасывается через выходное отверстие 32 в первичный защитный объем 4 с частью взвешенных капель воды. Отработанная вода из водосборника 30 поступает самотеком в дождевальную установку 13 откуда разбрызгивается как в объем над ядерным реактором 1, так и на его корпус, обеспечивая интенсификацию снятия с них тепла, и стекает в емкость 16. Отведение тепла в грунтовый массив от охлаждаемой воды, циркулирующей по оборотному контуру через грунтовый теплообменник 22 производится следующим образом.

Вода из емкости 16 по трубопроводу 17 (или и через поверхностный теплообменник 18, если он сохранится от аварии) через насос 19 подается в перфорированный ороситель 20, из которого она разбрызгивается в верхнюю штольню 21, откуда стекает в пористую зону грунтового теплообменника 22, при этом контактируя с более холодным грунтом и поверхностями тепловых труб 28 вода охлаждается, а водяные пары конденсируются. Охлажденная вода стекает по скважинам 24 в резервуар-поддон 25, откуда направляется по трубопроводу 26 в емкость 7 запаса охлажденной воды. Усилению эффекта охлаждения оборотной воды и отведения тепла в грунтовый массив способствует функционирование тепловых труб 28, которые в силу разности температур слоев грунта, обеспечивают интенсивную отдачу тепла грунту в верхней конденсаторной части и, испаряясь в испарительной части, интенсивно отбирают тепло от грунта и воды в орошаемой части грунтового теплообменника 22.

Предлагаемая система по сравнению с известной системой повышает эффективность ослабления последствий аварии на атомной станции путем уменьшения воздействия на экологию окружающей среды за счет применения подземного варианта размещения атомной станции и интенсификации отведения тепла от остановленного реактора за пределы сооружения с помощью орошаемого грунтового теплообменника с установленными в нем тепловыми трубами, размещенными в контуре охлаждения оборотной воды, и использования более эффективного контактного аппарата с дождевальной установкой для снятия тепла от газовоздушной среды в первичном защитном объеме, предотвращающих возможное разрушение корпуса реактора.