ядерный реактор

Формула изобретения

1. Ядерный реактор, содержащий стенку, делящую объем корпуса реактора на полости горячего и холодного теплоносителя, причем полости сообщаются по теплоносителю через активную зону и промежуточный теплообменник, а в полости холодного теплоносителя расположены насос и аварийный теплообменник, отличающийся тем, что полость холодного теплоносителя перегородкой разделена на части, каждая со своим уровнем теплоносителя так, что в одной части расположены выход из промежуточного теплообменника и вход аварийного теплообменника, а в другой части расположены выход аварийного теплообменника и вход насоса, при этом в перегородке выполнена проходка, сообщающая части холодной полости по теплоносителю.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что выход аварийного теплообменника и вход в насос соединены каналом в виде трубопровода для прохода теплоносителя.

3. Реактор по п.2, отличающийся тем, что канал для прохода теплоносителя, соединяющий выход аварийного теплообменника и вход в насос, выполнен в виде зазора между слоями перегородки, которая выполнена многослойной.

4. Реактор по пп.1 3, отличающийся тем, что проходка в перегородке между частями холодного теплоносителя снабжена устройством для регулирования расхода теплоносителя через нее.

5. Реактор по п.3, отличающийся тем, что проходка в перегородке между частями полости холодного теплоносителя выполнена в виде проходящей через слои перегородки трубы.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем в качестве системы аварийного расхолаживания.

Системами аварийного расхолаживания обеспечивается отвод тепла, выделяющегося в активной зоне реактора, при отказе в штатной системе теплосъема. К этим системам предъявляются и дополнительные требования.

Система должна поддерживать циркуляцию теплоносителя через активную зону, быть постоянно готова к работе и включаться в работу при отказе штатной системы теплосъема автоматически, при нормальном функционировании штатной системы теплосъема потери тепла в систему аварийного расхолаживания должны быть минимальными.

Известен ядерный реактор, содержащий в корпусе активную зону, размещенную в полости со свободным уровнем горячего теплоносителя, насос, размещенный в полости со свободным уровнем холодного теплоносителя, промежуточный теплообменник, соединяющий полости горячего и холодного теплоносителя и теплообменник аварийного расхолаживания, выполненный в виде змеевика, расположенного над верхней трубной доской промежуточного теплообменника и соединенного с внешним контуром охлаждения (Избранные доклады Лондонской конференции по реакторам на быстрых нейтронах. Доклад 3/3 (Великобритания). Фрейм и Хатчинсон. Конструкция реактора прототипа РЕР на быстрых нейтронах. М. Атомиздат 1968).

Однако для обеспечения минимальных потерь тепла при нормальной работе реактора расход теплоносителя через теплообменник аварийного расхолаживания должен быть минимальным, а при отказе в штатной системе теплосъема (например отказ циркуляционного насоса) максимальным, поэтому в системе аварийного расхолаживания необходимо наличие регулирующей арматуры. Наличие арматуры снижает надежность системы аварийного расхолаживания и, в конечном счете, безопасность реактора.

Известен ядерный реактор, содержащий в корпусе с теплоносителем активную зону в полости со свободным уровнем горячего теплоносителя, полость холодного теплоносителя, в которой расположен циркуляционный насос, промежуточный теплообменник, соединяющий полости горячего и холодного теплоносителя, теплообменник аварийного расхолаживания, соединенный с внешним контуром охлаждения. Вход в теплообменник аварийного расхолаживания снабжен колоколом, полость которого соединена с газовой системой управления теплообменником. При нормальной работе реактора находящийся в колоколе под достаточным давлением газ препятствует ходу теплоносителя в соответствующий теплообменник. В аварийной ситуации необходимо снизить давление газа в колоколе для освобождения прохода теплоносителя в теплообменник аварийного расхолаживания, патент США N 4367194, G 21 C 15/18, 1983).

Отсутствие расхода теплоносителя реактора через аварийный теплообменник аварийного расхолаживания при нормальной работе реактора требует принятия дополнительных затрат на поддержание внешнего контура охлаждения в приемлемом состоянии.

Необходимость снижения давления газа для включения в работу аварийного теплообменника снижает надежность системы аварийного расхолаживания, отрицательно сказывается на безопасности реактора.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к заявляемому техническому решению является ядерный реактор, содержащий активную зону, размещенную в полости со свободным уровнем горячего теплоносителя, размещенные в полости со свободным уровнем холодного теплоносителя, насос и аварийный теплообменник, промежуточный теплообменник, содержащий полости горячего и холодного теплоносителя. Аварийный теплообменник соединен с внешним контуром охлаждения и выполнен в виде змеевика, навитого вокруг насоса. (авт.св. СССР N 1549377, G 21 C, G 21 C 15/18, 1989).

Выполнение аварийного теплообменника в виде навитого на насосе змеевика увеличивает его габариты и при прочих равных условиях габариты корпуса реактора, что ухудшает экономические характеристики реактора.

В реальной конструкции невозможно обеспечить точное совпадение доли змеевика, погруженной в теплоноситель, с уровнем мощности, необходимой для поддержания системы расхолаживания в готовности при нормальной работе реактора. Это объясняется тем, что точность поддержания уровня в реакторе невелика из-за сложных температурных полей в реакторе, а мощность, необходимая для поддержания системы в режиме готовности, зависит, в частности, от погодных условий, меняющихся в весьма широких пределах (температура воздуха, например, может меняться в интервале 50^oC.

Распределение потока горячего и холодного теплоносителя в районе аварийного теплообменника труднопредсказуемо в стационарных режимах работы реактора и неопределенно в процессе перехода системы расхолаживания от режима готовности в режим расхолаживания. Систему с непредсказуемым поведением нельзя считать работоспособной, а реактор, содержащий ее, безопасным.

Задачей изобретения является повышение безопасности реактора путем упорядочения потоков теплоносителя во внутриреакторной части системы аварийного расхолаживания.

Задача решается тем, что в известном ядерном реакторе, содержащем стенку, делящую объем корпуса реактора на полости горячего и холодного теплоносителя, причем полости сообщаются по теплоносителю через активную зону и промежуточный теплообменник, а в полости холодного теплоносителя расположены насос и аварийный теплообменник, полость холодного теплоносителя разделена на части каждая со своим уровнем теплоносителя так, что в одной части расположены выход промежуточного теплообменника и вход аварийного теплообменника, а в другой части расположены выход аварийного теплообменника и вход насоса, при этом, в перегородке выполнена проходка, сообщающая части полости по теплоносителю.

В ядерном реакторе может быть выполнен канал, соединяющий выход аварийного теплообменника со входом насоса. Канал может быть выполнен в виде трубопровода или в виде зазора между слоями выполненной в этом случае многослойной перегородки. Проходка в перегородке, разделяющей полость холодного теплоносителя, может быть снабжена устройством для регулирования расхода теплоносителя через нее. Проходка может быть выполнена в виде проходящей через слои перегородки трубы.

Сопоставительный анализ показывает, что ядерный реактор отличается от прототипа наличием перегородки, делящей полость холодного теплоносителя на части, каждая со своим уровнем теплоносителя. Реактор отличается также расположением аварийного теплообменника в нем. В результате размещения входа и выхода аварийного теплообменника в разных частях полости холодного теплоносителя движения теплоносителя через него происходит под напором, соответствующим разности уровней теплоносителя в частях полости. Необходимый напор назначается конфигурацией части полости по теплоносителю. На фиг.1 изображена гидравлическая схема ядерного реактора; на фиг.2 ядерный реактор, продольный разрез по промежуточному теплообменнику; на фиг.3 ядерный реактор, продольный разрез по насосу; на фиг.4 ядерный реактор, продольный разрез по аварийному теплообменнику; на фиг.5 узел I на фиг.4; на фиг.6 то же, вариант выполнения; на фиг.7 узел II на фиг.6, вариант выполнения; на фиг.8 узел I на фиг.4, вариант выполнения.

Ядерный реактор содержит в корпусе 1 с крышкой 2 стенку 3, делящую объем корпуса 1 на полость 4 горячего теплоносителя со свободным уровнем 5 и полость 6 холодного теплоносителя. В полости 4 расположена активная зона 7, соединяющая полости 4 и 6 по теплоносителю. Полости 4 и 6 соединены по теплоносителю так же и через промежуточный теплообменник 8. Полость 6 перегородкой 9 разделена на части 10 и 11 со свободными уровнями 12 и 13 соответственно. В части 11 полости 6, имеющей при работе реактора минимальный в корпусе 1 уровень 13 теплоносителя, установлен насос 14, напорным трубопроводом 15 соединенный со входом активной зоны 7. Части 10 и 11 полости 6 сообщаются по теплоносителю через аварийный теплообменник 16 и проходку 17 в перегородке 9. В полости 6 может быть выделен канал для прохода теплоносителя от выхода теплообменника 16 до входа в насос 14, например в виде трубопровода 18 (фиг. 5). Канал может быть выполнен в виде зазора 19 между слоями 20 и 21 перегородки 9. Проходка 17 (фиг.6 и 7) может быть снабжена устройством для регулирования расхода через нее клапаном 22 с приводом (не показан). Проходка 17 может быть выполнена в виде трубы 23, проходящей сквозь слои 20 и 21.

Реактор работает следующим образом.

При работающем насосе 14 теплоноситель по трубопроводу 15 поступает в активную зону 7, откуда нагретым поступает в полость 4 реактора. Проходя через промежуточный теплообменник 8, теплоноситель охлаждается и поступает в часть 10 полости 6. Из части 10 полости 6 теплоноситель поступает в часть 11 полости 6 через аварийный теплообменник 16 и проходку 17. Расход теплоносителя через аварийный теплообменник 16 определяется гидравлическим сопротивлением проходки 17, которое может быть или определено при проектировании конфигурацией проходки 17, или положением клапана 22 в проходке 17. Теплоноситель из аварийного теплообменника 16 может поступать ко входу насоса 14 или через объем части 11 полости 6, или через выделенный в полости 6 канал, например в виде трубопровода 18, или в виде зазора 19 между слоями 20 и 21 перегородки 9.

Поступивший в насос 14 из части 10 полости 6 через проходку 17 и аварийный теплообменник 16 теплоноситель по напорному трубопроводу 15 подается в активную зону 7.

При аварийной ситуации, например в случае прекращения теплосъема в теплообменнике 8, происходит перераспределение расходов теплоносителя из части 10 в часть 11 полости 6 через аварийный теплообменник 16 и проходку 17. Относительный расход через проходку 17 уменьшается с соответствующим увеличением доли расхода через теплообменник 16 по следующим причинам.

Из-за прекращения теплосъема в теплообменнике 8 производится глушение активной зоны 7 и одновременно снижается напор (соответственно и расход), обеспечиваемый насосом 14. Снижение напора насоса 14 вызывает изменение гидравлических сопротивлений участков теплообменник 8 теплообменник 16 - насос 14 и теплообменник 8 проходка 17 насос 14 с соответствующим перераспределением долей расхода по ним.

Поступление теплоносителя с более высокой температурой в часть 10 полости 6 из-за прекращения теплосъема в теплообменнике 8 обеспечивает рост мощности аварийного теплообменника 16 с соответствующим увеличением доли расхода на участке теплообменник 8 теплообменник 16 насос 14.

При достаточной мощности теплообменника 16 весь теплоноситель из теплообменников 8 пойдет к насосу 14 через теплообменник 16. Тот же результат может быть обеспечен перекрытием клапаном 22 проходки 17 в перегородке 9.

По сравнению с прототипом изобретение позволяет упорядочить потоки теплоносителя в реакторе, повышая, в конечном счете, безопасность реактора.