Ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя

 

Сущность изобретения ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя содержит активную зону, размещенную в обечайке, внутри которой образован подъемный участок контура циркуляции теплоносителя, в пространстве между обечайкой и корпусом реактора образован опускной участок, Причем подъемный и опускной участки дополнительно соединены магистралью, вход и выход которой размещены под уровнем теплоносителя холодного реактора в подъемном и опускном участках соответственно, а магистраль в своей верхней отметке, расположенной выше эксплуатационного уровня теплоносителя , присоединена к системе заполнения и опорожнения магистрали. 3 ил.

С01ОЗ СОВГТСКИХ

СО!1ИАЛИСТИЧГ СК 1Х

РЕСПУБЛИК

I IIs G 21 С 1/GO, 15/24

ГОСУДАРС1 ВГ- VIIK3F I1ATFI ITII0F

ВЕДОМСТВО СССР (ГОСПАТЕ14Т СССР) ьсь 06ЩЩ

Я9 . ff 4 Ö-. Ч;PigIIg

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИ, li. / ю

1 СЭ ,С) ! ) К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 4846297/25 (22) 04.07,90 (46) 23.06.93. Бюл, N. 23 (71) Ленинградский кораблестроительный институт (72) Н.Н. Пейч и И.В. Москвин (56) Авторское свидетельство СССР

Мг 1395003, кл, 6 21 С 15/00, 1986.

Авторское свидетельство СССР йг 1292517, кл. G 21 С 1/08, 1985. (54) ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ (57) Сущность изобретения: ядерный реактор с естестаен 4ой циркуляцией теплоносителя содержит активную зону, Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к конструкциям ядерных энергетических установок с водо-водяными ядерными реакторами и, в частности, к ядерным реакторам с естественной циркуляцией теплоносителя.

Цель изобретения — повышение надежности и безопасности эксплуатации реактора путем уменьшения перепада температур

ТН в подьемном и опускном участках за счет обеспечения циркуляции ТН в режиме разогрева и снижения колебаний температурных напряжений конструкций реактора и положительного скачка его реактивности при замыкании контура циркуляции, а также путем обеспечения циркуляции ТН при аварийном снижении его уровня ниже верхнего торца обечайки образующей подъемный . участок тракта циркуляции ТН.

„„БЦ „„1823009 А1 размещенную в обечайке, внутри которой образован подьемный участок контура циркуляции теплоносителя, в пространстве между обечайкой и корпусом реактора образован опускной участок, Причем подьемный и опускной участки дополнительно соединены магистралью, вход и выход которой размещены под уровнем теплоносителя холодного реактора в подъемном и опускном участках соответственно, а магистраль в своей верхней отметке, расположенной выше эксплуатационного уровня теплоносителя, присоединена к системе заполнения и опорожнения магистрали. 3 ил.

На фиг, 1 представлен вариант конструкции моноблочного водоводяного ядерного реактора с естественной циркуляцией

ТН с установленной в корпусе одной дополнительной магистралью; на фиг, 2 представлен вариант с четырьмя дополнительными магистралями с не ависимыми выводами; на фиг. 3 представлен вариант с 4-мя дополнительными магистралями обьединенными попарно в группы.

Моноблочный водо-водяной ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя содержит (см, фиг. 1, фиг. 2, фиг, 3) корпус 1 с установленными в нем центральным подьемным участком 2 опускным периферийным участком 3, отделенными друг от друга разделительной обечайкой 4, активной зоной 5 и теплообменниками первого контура 6. Кроме того, в корпусе 1 установлены одна(см. фиг. 1) или несколько(см, фиг.

2, фи 3) дг нолнительных магистралей 7, подсоединенных 1ерез клапаны 8 и 9 к пространг.тву под крышкой реактора 10 и системе заполнения и опорожнения ла истрали теплоносителя соответственно.

В холодном состоянии уровень TH занимает положение 11. По окончании разогрева реактора уровень TH устанавливается в положении 12. Стрелками указано направление движения теплоносителя. разогрев водо-водяного ядерного реактор". производят при снижении давления в дополнительной магистрали 7 относительно давления в корпусе 1 реактора путем предварительного отсоединения дополнигельной магистрали 7 от парового пространства под крышкой реактора 10, для чего клапан 8 закрывают. Далее магистраль 7 через клапан 9 подсоединяют к системе опорожнения теплоносителя с меньшим, че)л в реакторе давлением. В результате TH из объема реактора заполнит объем магистра ли 7, в>.тесняя из нее воздух, после чего к»апан " закрывают. тракт теплоносителя замыкается, Далее непосредственно разогрев реэк1upа производят путем пос1епенного иэвлече; ия стержнеи управления иэ

ЛЗ. 0 процессе разо рева температура ТН в .одьел1но л участке 2 возрастает и, вследст ие замкнутости циркуляционного тракта. через депо/ 1н 1Tельную ма(истраль 7 начинается циркуляционное движение TH иэ и о дъ е л1 н о го y"÷ ç ñ ò . 3 2 в 0 fl jj ñ ê í о É y ÷ ç ñ T 0 ê 3, где более нагретый TH поднимается вверх к свободной поверхности, и частично поступает на вход B активную зону 5. В результате циркуляция TH в первом контуре начинается одновременно с его нагревом, кроме того происходит вытеснение более холодного

ТН иэ опускного участок 3 более горячим

ТН, что приводит к равно лерному прогреву всего TH во всем контуре. Все это позволяет повысить надежность и безопасность эксплуатации реактора, увеличить скорость его разогрева. В процессе разогрева реактора объем ТН увеличивается и при достижении определенной температуры происходит замыкание основного тракта циркуляции. Теплоноситель начинает поступать в опускной участок 3 через верхний край обечайки 4.

После этого производят подсоединение дополнительной магистрали 7 через клапан 8 к пространству под крышкой реактора 10, В результате этого в дополнительной магистрали 7 устанавливается свободный уровень

TH одинаковый с уровнем в корпусе 1 и циркуляция ТН через магистраль 7 прекращается, Второй целью, достигаемой предлагаемым водо-водяным ядерным реактором с ЕЦ геплоносителя, является по5

55 вышение надежности и безопасности в глучае аварийного снижения уровня TH ниже верхнего торца обечайки 4, образующей подьемный участок, путем обеспечения его циркуляции. Эта цель достигается следующим образом. В описанном случае аварийного снижения уровня ТН циркуляция ТН по основному тракту прекрэгцается. Поэтому при аварийном режиме для поддержания циркуляции TH и эффективного охлаждения

АЗ производят замыкание трак1а ТН с по мощью дополнительной магистрали путем заполнения ее теплоносителем. Заполнение магистрали 7 теплоносигелем происходит эа счет отсечения ее от пространства под крышкой реактора 10 путе л закрытия клапан 8 и подсоединения ее через клапан

9 к системе опорожнения первого контура. либо к любой другой системе с более низким. чем в реакторе давлением, После заполнения магистрали 7 теплоносителем клапан 9 закрывают. В результате вышеописанных действий циркуляция ТН в первом контуре реактора будет осуществляться до гех пор пока уровень ТН не понизится ниже нижней vðîèêè дополнительной магистрали !. 3 го1 процесс позволит некоторое время эффективно охлаждать А3 с помощью штатнь х средств, например, например, теплообл1енникое первого контура 6. Кроме того, эта цель может быть достигнута также в случае применения магистралей 7 с дополнительными невозвратными запорнь ми клапанами для реакторов с принудительной циркуляцией ТН, Практически, как упоминалось выше, в конструкции реактора может быть установлено более одной дополнительной магистрали 7 (см. фиг. 2, фиг. 3). Это позволит более равномерно осуществлять разогрев ТН в реакторе. Для обеспечения высокой надежности работы магистралей 7, последние должны иметь независимые выводы и подсоединения к системе заполнения и опорожнения TH (см, фиг, 2). Но для ограничения количества отверстий в крышrе или корпусе реактора необходимых для подключения магистралей, можно объединять последние в группы с общими выводами, Объединение магистралей в группы осуществляется путем подсоединения их верхних частей к единой выводной трубе (см. фиг. 3). Конструктивно наиболее просто устанавливать магистрали 7 в моноблочных водо-водяных реакторах с кассетными теплообменниками первого контура, Это не повлечет за собой изменения конструкции теплообменников. Применение данной конструкции водо-водяного реактора с естественной циркуляцией TH позволит быстрее разогреть реактор, избежать деформаций

18к 1009 конструкции, уменьшить скачок реактивности в момента замыкания основного тракта циркуляции и соответственно упростить сисгему управления мощностью реактора.

При аварийном режиме данная конструкция реактора позволят увеличить время охлаждения АЗ штатными средствами, т,е. повысить надежность и безопасность реактора, увеличив время для принятия аварийных мер.

Формула изобретения

Ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, содержащий активную зону, размещенную в обсчайке, внутри которой образован подъемный участок трек а геплоносителя, а в пространстве между обечайкой и корпусot4 р..ах гира опу",кной участок тракта теплоносн е;;л, причем уровень теплоносителя олодного

5 реактора расположен ниже верхне о азорца обсчайки, отличающийся тем, что, с цел -ю повышения безопасности эксплуата ции реактора, подъемный и опускной участки дополнительно соединены магистралью.

10 вход и выход которой размещены под уровнем теплоносителя холодного реактора в подъемном и опускном участках соответственно, а магистраль в своей верхней отметке, расположенной выше зксплуата15 ционно о уровня теплоносителя, присоединена к системе заполнения и опорожнения

Màãèстрали.

1823009 протечек I к.

@HI .3

Составитель Н.Пейч

Техред М, Моргентал Корректор НМилюкова

Редактор T.Øàãoâà

Производственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул,Гагарина. 101

Заказ 2180 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5