×
27.10.2013
216.012.7b3b

СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА БАССЕЙНОВОГО ТИПА

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соединяющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры тепловыделяющих элементов. Технический результат - предупреждение перегрева тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа, в частности, к пассивным системам аварийного расхолаживания реактора, и предназначена для обеспечения предотвращения перегрева твэлов при полном обесточивании реакторной установки и срабатывании системы аварийной защиты.

В а.с. СССР №1503047 описана система аварийного расхолаживания, содержащая бак аварийного охлаждения, расположенный в бассейне реактора, сообщающийся трубопроводом с подзонным пространством. Система, предложенная в прототипе, при уменьшенном расходе теплоносителя не обеспечивает изменение расхода в соответствии с изменением мощности при срабатывании аварийной защиты. Вследствие этого в первый момент времени из-за недостаточного расхода возможен перегрев твэлов активной зоны. Далее, при существенном уменьшении мощности и линейном уменьшении расхода теплоносителя, возможно чрезмерное захолаживание и, соответственно, существенные колебания температур во время переходного процесса. Также в прототипе используется регулируемый дроссель для обеспечения линейного изменения расхода.

Известна также система аварийного расхолаживания реактора бассейнового типа, описанная в а.с. СССР 764533 и являющаяся наиболее близким аналогом заявленного изобретения. Данная система содержит бак аварийного охлаждения, имеющий в нижней части трубу, соединяющую бак с задерживающей емкостью, образованной горизонтальной перегородкой и днищем бассейна, а в верхней части - дыхательный патрубок, соединяющий бак аварийного охлаждения с пространством над уровнем воды бассейна. Система позволяет поддерживать интенсивное опускное движение теплоносителя через активную зону при прекращении электропитания циркуляционных насосов первого контура в течение начального периода времени после сброса аварийных стержней.

Основным недостатком наиболее близкого аналога, а также и других известных систем аварийного расхолаживания, является то, что они не учитывают физические особенности протекания переходных процессов при срабатывании аварийной защиты. При срабатывании аварийной защиты происходит быстрый спад энерговыделения в активной зоне и несогласованное со спадом энерговыделения изменение расхода через активную зону, определяемого выбегом циркуляционных насосов. Несогласованное изменение энерговыделения и расхода может приводить как к чрезмерному захолаживанию активной зоны, так и к недопустимому перегреву твэлов в активной зоне.

Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в обеспечении расхолаживания активной зоны без перегрева твэлов за счет изменения расхода в соответствии со спадом мощности при срабатывании системы аварийной защиты.

Для достижения указанного результата система аварийного расхолаживания реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, образованным горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соедняющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры твэлов. Поперечное сечение емкости аварийного расхолаживания определяют из условия изменения расхода в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне. Бассейн реактора может быть разделен вертикальной перегородкой на две части, в одной из которых размещена активная зона, а в другой - емкость аварийного расхолаживания.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан вертикальный разрез реактора с емкостью аварийного расхолаживания при нормальных условиях эксплуатации, на фиг.2 - вертикальный разрез реактора с емкостью аварийного расхолаживания при аварийных ситуациях, а на фиг.3 - изменение относительной мощности, температуры оболочки твэла и относительного расхода через активную зону при обесточивании и срабатывании аварийной защиты.

В исследовательском реакторе бассейн снабжен горизонтальной перегородкой, расположенной под активной зоной и разделяющей бассейн на верхнюю и нижнюю части, причем нижняя часть образует подзонное пространство и служит задерживающей емкостью для распада короткоживущих изотопов в теплоносителе. Верхняя полость бассейна может быть снабжена вертикальной перегородкой, расположенной в средней части бассейна и разделяющей верхнюю часть бассейна на две части: часть, в которой размещена активная зона - бассейн активной зоны, и часть, в которой расположено хранилище - бассейн хранилища. На фиг.1 приведен пример реализации изобретения, в соответствии с которым предлагаемая система содержит емкость 1 аварийного расхолаживания, расположенную ниже уровня теплоносителя в бассейне 2 хранилища, и соединяющий ее с подзонным пространством 3 трубопровод 4. Емкость 1 соединена с пространством над уровнем теплоносителя воздушником 5. Активная зона 6 расположена в бассейне 7. Диаметр трубопровода 4 подбирается таким образом, чтобы начальный расход, определяемый перепадом уровней в бассейне 7 активной зоны и емкости 1, не приводил к перегреву твэлов в начальный момент времени. Поперечное сечение емкости 1 определяется из условия изменения расхода в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне 6 и условием перехода на естественную циркуляцию без

превышения проектных пределов.

Диаметр трубопровода 3 определяется из условия обеспечения непревышения допустимых значений температуры твэлов по формуле

где D - диаметр трубопровода на входе емкости аварийного расхолаживания, м;

G - номинальный расход теплоносителя через активную зону, кг/с;

ρ - плотность теплоносителя, кг/м3;

Н1 - уровень теплоносителя в бассейне, м;

H2 - начальный уровень теплоносителя в емкости аварийного расхолаживания, м;

ξ - коэффициент сопротивления входного участка трубопровода 3 системы принудительной циркуляции теплоносителя, определяемый конструкцией входного участка.

Объем емкости аварийного расхолаживания ограничивается конструктивными характеристиками бассейна реакторной установки. Минимальный объем емкости аварийного расхолаживания может быть определен из условия обеспечения расхода не менее 2 минут.

V бака = 0,06·Gном·120/ρ, м3.

Предлагаемая система принудительной циркуляции теплоносителя работает следующим образом.

При нормальных условиях эксплуатации охлаждение активной зоны 6 реактора производится за счет принудительной циркуляции воды бассейна через активную зону, причем вода проходит через активную зону в направлении сверху вниз (см. фиг.1).

При аварийных ситуациях, связанных с прекращением работы циркуляционных насосов первого контура, аварийное охлаждение активной зоны реактора в первый момент времени после прекращения циркуляции насосами осуществляется движением теплоносителя из бассейна 7 активной зоны через активную зону 6 в емкость 1 аварийного расхолаживания (см. фиг.2). Движение происходит за счет разницы уровня теплоносителя в бассейне 7 и емкости 1. Эта разница может составлять около 3,5 м и соответствует перепаду давления в активной зоне реактора при работе реактора на мощности. При уменьшении расхода системы начинается вторичный разогрев активной зоны. После выравнивания давления в бассейне 7 и подзонном пространстве 3 (повышения уровня в емкости 1 до уровня в бассейне 7 активной зоны) дальнейшее охлаждение активной зоны осуществляется путем естественной циркуляции теплоносителя. Начальный расход теплоносителя за счет выбранного диаметра трубопровода обеспечивает непревышение допустимых значений температуры твэлов.

На фиг.3 приведено изменение температуры оболочки твэла с максимальным энерговыделением (Ттв), относительной мощности реактора (N) и относительного расхода через активную зону (G) для режима расхолаживания реакторной установки при обесточивании и срабатывании системы аварийной защиты.


СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА БАССЕЙНОВОГО ТИПА
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА БАССЕЙНОВОГО ТИПА
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА БАССЕЙНОВОГО ТИПА
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-4 из 4.
27.10.2013
№216.012.7b39

Ядерный реактор для производства изотопов

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002497207
Дата охранного документа: 27.10.2013
10.12.2013
№216.012.8a5d

Система охлаждения активной зоны и отражателя ядерного реактора бассейного типа

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора. Активная зона и отражатель размещены в корпусе, выполненном в виде короба с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002501103
Дата охранного документа: 10.12.2013
10.09.2015
№216.013.77af

Ядерный реактор бассейнового типа

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002562228
Дата охранного документа: 10.09.2015
12.01.2017
№217.015.5bad

Направляющая гильза рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора и инструмент для установки, фиксации и извлечения гильзы

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к системе управления и защиты ядерного реактора, и может быть применено в направляющих гильзах рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора (РО СУЗ) и в инструментах для установки, фиксации и извлечения гильз....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002589740
Дата охранного документа: 10.07.2016
Показаны записи 1-5 из 5.
27.10.2013
№216.012.7b39

Ядерный реактор для производства изотопов

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002497207
Дата охранного документа: 27.10.2013
10.12.2013
№216.012.8a5d

Система охлаждения активной зоны и отражателя ядерного реактора бассейного типа

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора. Активная зона и отражатель размещены в корпусе, выполненном в виде короба с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002501103
Дата охранного документа: 10.12.2013
10.09.2015
№216.013.77af

Ядерный реактор бассейнового типа

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002562228
Дата охранного документа: 10.09.2015
12.01.2017
№217.015.5bad

Направляющая гильза рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора и инструмент для установки, фиксации и извлечения гильзы

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к системе управления и защиты ядерного реактора, и может быть применено в направляющих гильзах рабочего органа системы управления и защиты ядерного реактора (РО СУЗ) и в инструментах для установки, фиксации и извлечения гильз....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002589740
Дата охранного документа: 10.07.2016
20.06.2019
№219.017.8d12

Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах. Для создания движущего напора циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002691755
Дата охранного документа: 18.06.2019
+ добавить свой РИД