×
24.05.2023
223.018.6fc1

Результат интеллектуальной деятельности: АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций (АЭС) в различных режимах, включая аварийные. Ядерный реактор содержит активную зону с установленными в ней вертикально тепловыделяющими сборками, скрепленными дистанцирующими решетками, и вертикальные каналы, выполненные по окружности активной зоны с возможностью протекания по ним теплоносителя и соединенные с активной зоной горизонтальными каналами с возможностью его подачи. Причем каждой дистанцирующей решетке, примыкающей к вертикальным каналам, соответствует не менее одного горизонтального канала, каждый из которых установлен в непосредственной близости от дистанцирующей решетки выше или ниже нее. Часть вертикальных каналов снабжена фильтрующими решетками в верхней либо нижней части. Техническим результатом является повышение безопасности эксплуатации ядерного реактора за счет обеспечения эффективного охлаждения его активной зоны в аварийных режимах. 2 з.п. ф-лы, 6 ил.

Область техники

Изобретение относится к области обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций (АЭС) в различных режимах, включая аварийные, и направлено на предотвращение засорения активной зоны реактора дебрисом.

Предшествующий уровень техники

При работе АЭС в активной зоне ядерного реактора постоянно циркулирует теплоноситель (в водо-водяных реакторах - вода), забирающий тепло из активной зоны и передающий его в дальнейшем на турбину для выработки электроэнергии. В случае аварии на АЭС циркуляция теплоносителя обеспечивает отвод остаточного тепла из активной зоны, что является крайне важным для предотвращения перегрева активной зоны, который может привести к самым тяжелым последствиям. При аварии с потерей теплоносителя под воздействием динамического воздействия струи из разрыва происходит разрушение теплоизоляционных покрытий, покрытий стен, других строительных и металлических конструкций. В результате образуется дебрис, в который включается также дебрис, постоянно присутствующий в помещениях контайнмента (латентный дебрис).

Этот дебрис потоком теплоносителя, вытекающего из разрыва, доставляется в приямок (бак-приямок). Из баков-приямков теплоноситель насосами систем аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) подается обратно в активную зону. Поскольку теплоноситель загрязнен, перед насосами САОЗ установлены фильтры, однако часть дебриса проникает через фильтры и, следовательно, может попасть в активную зону реактора. Особенно опасен волокнистый дебрис, который может задерживаться в узких местах и блокировать расход теплоносителя, приводя к перегреву стенок тепловыделяющих элементов (твэлов) в местах такой блокировки. Наиболее вероятным местом застревания дебриса и, соответственно, блокировки расхода теплоносителя являются дистанцирующие решетки тепловыделяющих сборок.

Для решения этой проблемы предлагались различные технические решения.

Известен модульный радиальный нейтронный рефлектор (US 8615065, опубл. 28.04.2011), расположенный в активной зоне ядерного реактора и имеющий структуру, которая соответствует внутренней структуре активной зоны и контактирует с ней по всей ее длине, рефлектор неподвижно соединен с внутренней поверхностью активной зоны множеством креплений.

Наиболее близким к заявленному изобретению по достигаемому техническому результату и функциональному назначению является ядерный реактор с активной зоной (Technical evaluation report of in-vessel debris effects, WCAP-17788-NP, Enclosure December 2019, Volume 1, Revision 1), в которой вертикально установлены тепловыделяющие сборки, скрепленные дистанцирующими решетками, и вертикальными каналами, выполненными по окружности активной зоны с возможностью протекания по ним теплоносителя и соединенными с активной зоной горизонтальными каналами с возможностью его подачи в активную зону.

Недостатком этих решений является возможность накопления дебриса, принесенного потоком теплоносителя, у дистанцирующих решеток с последующей блокировкой дебрисом потока теплоносителя, что может привести к перегреву активной зоны и тяжелой аварии.

Раскрытие изобретения

Задачей заявленного изобретения является создание ядерного реактора с активной зоной повышенной безопасности за счет обеспечения ее охлаждения в аварийных режимах.

Техническим результатом заявленного изобретения является повышение безопасности эксплуатации ядерного реактора за счет обеспечения охлаждения его активной зоны в аварийных режимах.

Технический результат достигается тем, что в известном ядерном реакторе, содержащем активную зону, ограниченную верхней и нижней плитами, с установленными в ней вертикально тепловыделяющими сборками, состоящими из тепловыделяющих элементов, скрепленных дистанцирующими решетками, вертикальные каналы, выполненные по окружности активной зоны с возможностью протекания по ним теплоносителя через верхнюю и нижнюю плиту и соединенные с активной зоной горизонтальными каналами с возможностью его подачи в активную зону что каждой дистанцирующей решетке, примыкающей к вертикальным каналам, соответствует не менее одного горизонтального канала, каждый из которых установлен в непосредственной близости от дистанцирующей решетки выше или ниже нее.

Предпочтительно снабдить одну часть вертикальных каналов фильтрующими решетками в части, проходящей через верхнюю плиту, а другая часть - в части, проходящей через нижнюю плиту, при этом характерный размер ячейки живого сечения фильтрующих решеток выполнить равным таковому у дистанцирующих решеток.

Целесообразно расположить горизонтальные каналы, соединяющие активную зону с вертикальными каналами, снабженными фильтрующей решеткой в части, проходящей через верхнюю плиту, выше дистанцирующих решеток, а горизонтальные каналы, соединяющие активную зону с вертикальными каналами, снаюженными фильтрующей решеткой в части, проходящей через нижнюю плиту, - ниже дистанцирующих решеток.

Краткое описание фигур чертежей

На фиг. 1 изображена активная зона ядерного реактора согласно заявленному изобретению.

На фиг. 2 изображена работа активной зоны ядерного реактора при блокировке ряда дистанцирующих решеток дебрисом.

На фиг. 3 изображена работа активной зоны ядерного реактора при блокировке ряда дистанцирующих решеток дебрисом при обратном направлении течения теплоносителя.

На фиг. 4 изображена активная зона ядерного реактора с фильтрующими решетками во входных и выходных отверстиях вертикальных каналов.

На фиг. 5 изображена работа активной зоны ядерного реактора с фильтрующими решетками во входных и выходных отверстиях вертикальных каналов при блокировке ряда дистанцирующих решеток дебрисом.

На фиг. 6 изображена работа активной зоны ядерного реактора с фильтрующими решетками во входных и выходных отверстиях вертикальных каналов при блокировке нескольких рядов дистанцирующих решеток дебрисом.

Варианты осуществления изобретения

Ядерный реактор в предпочтительном варианте содержит активную зону 1, в которой вертикально установлены тепловыделяющие сборки 2, на разных уровнях скрепленные дистанцирующими решетками 3. Активная зона 1 ограничена верхней плитой 4 и нижней плитой 5 соответственно сверху и снизу. Обе плиты 4 и 5 приспособлены в числе прочего для установки и фиксации тепловыделяющих сборок 2, а также вертикальных каналов 7, образованных в предпочтительном варианте в корпусе выгородки 6. В верхней 4 и нижней 5 плитах выполнены соответственно верхние 9 и нижние 8 отверстия, обеспечивающие возможность подачи теплоносителя в вертикальные каналы 7 и отвода ее из них. В стенке, отделяющей вертикальные каналы 7 от активной зоны 1, в непосредственной близости от дистанцирующих решеток 3 выполнены каналы 10, обеспечивающие подачу теплоносителя из вертикальных каналов 7 в активную зону 1, либо в некоторых вариантах изобретения - наоборот: из активной зоны 1 в вертикальные каналы 7. Во входных 8 либо выходных 9 отверстиях некоторых вертикальных каналов 7 установлены фильтрующие решетки 11 с характерным размером ячейки живого сечения таким же, как у дистанцирующих решеток 3 активной зоны 1.

Работа ядерной реактора с активной зоной 1 в аварийных режимах может происходить различным образом в зависимости от варианта исполнения. В первом варианте, показанном на фиг. 1, часть горизонтальных каналов 7 выполнена в непосредственной близости от дистанцирующих решеток 3, примыкающих к вертикальному каналу 7, несколько выше их, а часть - несколько ниже. В случае полной блокировки дебрисом какой-либо из дистанцирующих решеток 3, либо даже целого ряда дистанцирующих решеток 3, как показано на фиг. 2, теплоноситель будет протекать через активную зону, охлаждая ее, до блокированной дистанцирующей решетки 3, после чего уходить по горизонтальным каналам 10 в вертикальный канал 7 в верхнюю камеру реактора, где будет смешиваться с основным потоком, выходящим из активной зоны. Это обеспечит охлаждение активной зоны и тем самым предотвратит неблагоприятное развитие аварийного режима.

Подключение активной зоны под решетками и над решетками к различным горизонтальным каналам 10 выгородки 6 позволяет упорядочить подвод и отвод теплоносителя в зависимости от места разрыва. Если разрыв происходит по стороне горячей нитки реакторной установки, то общее движение теплоносителя происходит от САОЗ в холодную нитку, через активную зону 1 и выгородку 6 снизу вверх, и в случае блокировки дебрисом работа активной зоны проходит так, как описано выше. Если же разрыв происходит по стороне холодной нитки, то направление течения через активную зону меняется, поскольку теплоноситель течет в разрыв. Общее движение теплоносителя в этом случае происходит от САОЗ в горячую нитку через активную зону 1 и выгородку 6 сверху вниз, и в случае блокировки дебрисом теплоноситель течет через активную зону 1 до места блокировки и уходит через выгородку 6 в горизонтальные каналы 10, расположенные выше дистанцирующих решеток 3, а через каналы 10, расположенные ниже дистанцирующих решеток 3, происходит восполнение теплоносителя в активной зоне (фиг. 3).

Выгородка 6 в конкретном исполнении представляет собой кольцевой цилиндр, состоящий из колец, скрепленных между собой шпильками и зафиксированных в плане друг относительно друга штифтами. Габариты такой выгородки могут составлять: высота - 4,070 м (по кольцам); диаметр наружный - 3,485 м; масса - 35,8 т. Внутренний контур выгородки 6 выполнен в соответствии с наружным контуром сечения активной зоны 1 с небольшим конструктивным зазором (4 мм) между гранями выгородки 6 и дистанцирующими решетками 3 периферийных тепловыделяющих сборок. Суммарная высота колец выгородки 6 перекрывает всю высоту активной зоны 1, что обеспечивает эффективную защиту корпуса от потока быстрых нейтронов. Кольца выгородки 6 имеют сквозные цилиндрические продольные каналы: 48 каналов диаметром 50 мм, 72 канала диаметром 70 мм, 12 каналов диаметром 40 мм и шесть каналов с трубами диаметром 130/125 мм. На торцевой поверхности верхнего кольца установлены шесть упоров устройства, обеспечивающего в случае обрыва шахты невозможность бокового смещения оборвавшейся части шахты вместе с активной зоной 1, для обеспечения возможности падения органов регулирования системы управления и защиты реактора по сигналу аварийной защиты.

В предпочтительном варианте во входные 8 либо выходные 9 отверстия некоторых вертикальных каналов 7 устанавливаются фильтрующие решетки 11 с характерным размером ячейки живого сечения таким же, как у дистанцирующих решеток 3 активной зоны 1 (фиг. 4).

В этом случае блокировка дистанцирующих решеток 3 и блокировка таких вертикальных каналов 7 будут происходить в одинаковой степени. По мере того, как дистанцирующая решетка 3 будет затесняться дебрисом и ее гидравлическое сопротивление будет расти, расход теплоносителя через нее будет снижаться. При этом аналогичным образом будет затесняться и соответственно увеличивать гидравлическое сопротивление выхода из вертикального канала 7, в выходном отверстии 9 которого установлена фильтрующая решетка 11. Таким образом, перепад давления между вертикальным каналом 7 и активной зоной 1 будет расти, и подача теплоносителя из такого вертикального канала 7 в активную зону 1 по мере увеличения блокировки дистанцирующей решетки 3, как показано на фиг. 5, будет увеличиваться. Аналогичным образом, как показано на фиг. 5, будет происходить и с расходом теплоносителя из-под блокированной дистанцирующей решетки 3 решетки в другой вертикальный канал, выходное отверстие 9 которого свободно, а во входном отверстии 8 может быть установлена фильтрующая решетка 11. Такое решение позволит обеспечить наиболее эффективное охлаждение активной зоны 1 даже при блокировке целого ряда дистанцирующих решеток 3, как показано на фиг. 5, либо при блокировке нескольких рядов дистанцирующих решеток 3, как показано на фиг. 6. При этом охлаждение будет наиболее эффективным в том случае, если горизонтальные каналы 10, соединяющие активную зону с вертикальными каналами 7 с фильтрующей решеткой 11 в части, проходящей через верхнюю плиту 4, расположены выше дистанцирующих решеток 3, а горизонтальные каналы 10, соединяющие активную зону с вертикальными каналами 7 с фильтрующей решеткой 11 в части, проходящей через нижнюю плиту 5, - ниже дистанцирующих решеток 3, как показано на фиг. 6. Также наиболее эффективным представляется охлаждение активной зоны 1 при поочередном расположении вертикальных каналов 7 с верхним и нижним расположением фильтрующих элементов 11.

Промышленная применимость

Ядерный реактор с активной зоной, снабженной горизонтальными каналами в непосредственной близости от дистанцирующих решеток, обладает повышенной безопасностью в аварийных режимах и может быть применен в атомных электростанциях различного типа с жидким теплоносителем.


АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-10 of 20 items.
10.03.2016
№216.014.be2e

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Изобретение относится к к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС. Система локализации и охлаждения расплава содержит направляющую плиту в форме...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002576517
Дата охранного документа: 10.03.2016
10.03.2016
№216.014.c0df

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС. Система локализации и охлаждения расплава...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002576516
Дата охранного документа: 10.03.2016
20.02.2016
№216.014.cf5b

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к разрушению корпуса реактора и герметичной оболочки АЭС. Система локализации и охлаждения расплава содержит...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002575878
Дата охранного документа: 20.02.2016
13.01.2017
№217.015.78ee

Устройство для обнаружения утечек в трубопроводах

Изобретение относится к устройствам для обнаружения утечек водяного теплоносителя в теплоизолированных трубопроводах, закрытых защитным кожухом. Устройство содержит коаксиально установленный с кольцевым зазором 1 на металлической трубе 2 металлический защитный кожух, выполненный составным из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002599403
Дата охранного документа: 10.10.2016
29.05.2018
№218.016.58f2

Одноконтурная атомная электростанция с теплоносителем под давлением

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к атомным электростанциям, и может быть использовано для получения энергии. Одноконтурная атомная электростанция с теплоносителем под давлением содержит энергетическую установку и дроссельное устройство с рабочим колесом, соединенные между...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002655161
Дата охранного документа: 24.05.2018
13.09.2018
№218.016.86fc

Аварийный термоклапан одноразового действия

Изобретение относится к машиностроению, а именно к аварийным термоклапанам одноразового действия с разрушаемой вставкой, и может быть использовано в металлургии, нефтяной, газовой и атомной промышленности, особенно в АЭС. Аварийный термоклапан одноразового действия содержит корпус, в котором...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002666841
Дата охранного документа: 12.09.2018
01.08.2019
№219.017.bb31

Система локализации и охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора водоводяного типа

Изобретение относится к системе, обеспечивающей безопасность атомных электростанций (АЭС), и может быть использовано при тяжелых авариях, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС. В составе системы...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002696004
Дата охранного документа: 30.07.2019
10.08.2019
№219.017.bd7e

Устройство локализации расплава

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам, обеспечивающим безопасность атомных электростанций (АЭС). Устройство локализации расплава включает охлаждаемый корпус с двойной стенкой, днище которого углублено к центру с уклоном, заполненный наполнителем. Наполнитель...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002696612
Дата охранного документа: 05.08.2019
10.08.2019
№219.017.bdd0

Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора

Изобретение относится к устройству, обеспечивающему безопасность атомных электростанций (АЭС) в условиях тяжелых аварий, приводящих к расплавлению активной зоны, разрушению корпуса ядерного реактора и выходу расплава в пространство герметичной оболочки АЭС. В составе устройства локализации...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002696619
Дата охранного документа: 05.08.2019
29.08.2019
№219.017.c493

Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора и система контроля охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора

Группа изобретений относится к системам обеспечения безопасной работы атомных электростанций при авариях. Способ охлаждения расплава активной зоны ядерного реактора заключается в определении местоположения расплавленных обломков активной зоны в корпусе реактора и состояния проплавления активной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002698462
Дата охранного документа: 27.08.2019
Showing 1-5 of 5 items.
20.10.2015
№216.013.84ff

Деаэратор (варианты)

Группа изобретений относится к теплообменной технике. Устройство включает бак с выходным патрубком и источником пара, деаэрационную колонку с крышкой и расположенными на ней патрубками для подвода воды и сдувки выпара, содержащую верхнюю и нижнюю ступени деаэрации. Каждая ступень включает...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002565650
Дата охранного документа: 20.10.2015
02.05.2019
№219.017.4844

Устройство защиты приямков в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, фильтрующий модуль устройства защиты приямков

Изобретение относится к системе аварийного охлаждения активной зоны реактора при аварии с потерей теплоносителя, а именно к устройствам защиты приямков (УЗП) в аварийной системе охлаждения водо-водяного ядерного реактора, фильтрующему модулю в устройстве защиты приямков и фильтрующему элементу...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002686684
Дата охранного документа: 30.04.2019
10.05.2019
№219.017.5161

Система разделения гермообъёма контайнмента атомной электростанции

Изобретение относится к области обеспечения безопасной эксплуатации атомных электростанций (АЭС) в различных режимах, включая аварийные, и направлено на обеспечение контроля воздушных потоков в контайнменте АЭС. Система разделения гермообъема контайнмента атомной электростанции на изолированные...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002687243
Дата охранного документа: 08.05.2019
16.05.2019
№219.017.521e

Активный фильтр бака-приямка атомной электростанции

Активный фильтр бака-приямка атомной электростанции (АЭС) относится к области атомной энергетики, а именно к обеспечению безопасности работы АЭС при аварии за счет бесперебойной подачи охлаждающей жидкости в активную зону ядерного реактора. Активный фильтр содержит корпус с крышкой, основанием...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002687434
Дата охранного документа: 13.05.2019
26.04.2020
№220.018.1a36

Самоочищающаяся система очистки жидкости

Изобретение относится к самоочищающейся системе очистки жидкости и предназначено для использования на атомных электростанциях в фильтрах баков-приямков, а также в любых погружных фильтрах, используемых в любых отраслях хозяйства. Самоочищающаяся система очистки жидкости содержит блок фильтрации...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002720116
Дата охранного документа: 24.04.2020
+ добавить свой РИД