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 реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике и может использоваться в ядерных установках бассейнового типа, применяемых, в частности, для производства изотопов, таких, как 99Mo, 192Ir, 177Lu и др., а также для наработки ядерно-легированного кремния.

Наиболее близким аналогом изобретения является ядерный реактор бассейнового типа, содержащий бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на три емкости - нижнюю задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища (патент РФ №2497207, опубл. 27-10-2013 г.). В бассейне реактора располагается активная зона, в бассейне хранилища - свежие и отработавшие тепловыделяющие сборки, облучательные изделия и мишени. Для перемещения тепловыделяющих сборок и изотопной продукции между бассейнами предусмотрены перегрузочные механизмы.

В данном реакторе охлаждение тепловыделяющих сборок осуществляется за счет нисходящего течения теплоносителя (воды). Для этого в горизонтальной перегородке под активной зоной выполнен коллектор, через который теплоноситель, пройдя тепловыделяющие сборки, опускается в задерживающую емкость, проходит ее за определенный промежуток времени, необходимый для снижения наведенной активности, преимущественно от 16N, и далее, через циркуляционные насосы, теплообменники и другие элементы первого контура возвращается в бассейн реактора.

В рассматриваемом реакторе при нормальных условиях эксплуатации обеспечивается высокий уровень надежности и безопасности. Однако при развитии аварийных ситуаций с длительной, более десятков часов, остановкой циркуляции первого контура возникает вероятность существенного ухудшения отвода теплоты остаточного энерговыделения тепловыделяющих сборок. Это приведет к запариванию помещения реактора (технологического зала), а дальнейшая аккумуляция тепла в бассейне реактора вызовет еще более тяжелые последствия.

Заявленное изобретение направлено на преодоление перечисленных недостатков известной конструкции. Его задачей является повышение уровня безопасности реактора. Технический результат изобретения состоит в том, что в аварийной ситуации с длительным отсутствием циркуляции первого контура реализуется эффективная циркуляция теплоносителя в бассейнах реактора и задерживающей емкости, при которой обеспечивается надежное охлаждение активной зоны на остановленном реакторе и отвод избыточной теплоты от реактора. При этом не требуется размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора, где велик уровень радиации.

Указанный технический результат достигается за счет того, что ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн хранилища и бассейн реактора с активной зоной, под которой в горизонтальной перегородке выполнен коллектор для выхода теплоносителя в задерживающую емкость, а за пределами активной зоны в бассейне реактора в горизонтальной перегородке выполнены байпасные проходы. При этом в бассейне хранилища расположен теплообменник системы аварийного отвода тепла, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны установлена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации.

Изобретение поясняется чертежом, на котором показан вертикальный разрез ядерного реактора для производства изотопов.

Металлический бак 1, служащий облицовкой бетонного корпуса биологической защиты, заполнен деминерализованной водой, являющейся теплоносителем, замедлителем, торцевым отражателем и радиационной защитой. Расположенная в баке 1 вертикальная перегородки 2 разделяет его на два бассейна - бассейн реактора 3 и бассейн хранилища 4. Активная зона 5 расположена в бассейне реактора, а в бассейне хранилища размещаются свежие и отработавшие тепловыделяющие сборки, облучательные устройства и мишени, перегрузочные механизмы. Подача и отвод теплоносителя в бак реактора осуществляется соответственно через трубопроводы 6 и 7.

Ядерный реактор снабжен также горизонтальной перегородкой 8, отделяющей бассейны 3 и 4 от расположенной под ними задерживающей емкости 9. Бассейн реактора и задерживающая емкость сообщаются между собой посредством выполненного в перегородке 8 под активной зоной 5 коллектора 10. Кроме того, в перегородке 8 вне периметра активной зоны расположены дополнительные байпасные проходы 11, сообщающие между собой бассейн реактора и задерживающую емкость.

В бассейне хранилища имеется также погруженный в теплоноситель теплообменник системы аварийного отвода тепла 12, а в вертикальной перегородке 2 выше верхнего уровня активной зоны 5 и ниже уровня теплоносителя выполнена заслонка 13, открывающаяся при возникновении аварийной ситуации.

При нормальной безаварийной эксплуатации реактора охлаждение активной зоны производится за счет принудительной циркуляции теплоносителя. Вода поступает через трубопровод 6 в бассейн реактора, проходит активную зону 5 в направлении сверху вниз, далее через коллектор 10 опускается в задерживающую емкость 9, которую он проходит за промежуток времени, достаточный для снижения наведенной в нем активности, и затем через трубопровод 7 продолжает движение по циркуляционному контуру.

Наряду с основным потоком теплоносителя через активную зону 5 некоторая незначительная его часть поступает из бассейна реактора 3 в задерживающую емкость 9, минуя активную зону через байпасные проходы 11 и не оказывая при этом существенного влияния на теплогидравлические характеристики реактора.

В аварийной ситуации при отключении насосов первого контура реактор будет заглушен, однако вследствие остаточного энерговыделения произойдет опрокидывание циркуляции в активной зоне 5, развитие естественной конвекции в бассейне реактора с разогревом теплоносителя. В этом случае заслонку 13 в вертикальной перегородке 2 открывают, сообщая бассейн реактора с бассейном хранилища, и запускают систему аварийного отвода тепла, содержащую теплообменник 12, насосы 14 и конечный поглотитель тепла 15, например, градирню. В результате этого циркуляция теплоносителя будет происходить следующим образом - движение снизу вверх из задерживающей емкости 9 через коллектор 10 в активную зону 5 и далее в бассейн реактора, затем движение сверху вниз из бассейна реактора через байпасные проходы 11 обратно в задерживающую емкость 9. Таким образом, байпасные проходы 11, являясь частью тракта теплоносителя, выполняют функцию пассивного элемента системы безопасности, в аварийной ситуации гарантированно обеспечивающего естественную циркуляцию в бассейне реактора и охлаждение активной зоны. При этом часть теплоносителя через открытую заслонку 13 будет поступать в бассейн хранилища и передавать аккумулированное тепло через теплообменник 12 в контур системы аварийного отвода тепла к конечному поглотителю 15. Для обеспечения надежной циркуляции теплоносителя заслонка 13 в вертикальной перегородке 2 должна располагаться выше верхнего уровня активной зоны 5.

Ядерный реактор бассейнового типа, содержащий бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн хранилища и бассейн реактора с активной зоной, под которой в горизонтальной перегородке выполнен коллектор для выхода теплоносителя в задерживающую емкость, отличающийся тем, что в бассейне реактора за пределами активной зоны в горизонтальной перегородке выполнены байпасные проходы, в бассейне хранилища расположен теплообменник системы аварийного отвода тепла, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны установлена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации.



 

Похожие патенты:

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы).

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды.

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх