Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах



Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах
Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах
Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах

 


Владельцы патента RU 2614136:

ЭНЕРГОВИЗКУМ, спол. с.р.о. (CZ)
Акционерное общество "ТАСМА" (RU)

Изобретение относится к натриевым контурам ядерных установок с реактором на быстрых нейтронах. Отдельные модули парогенератора (1) подключены по отдельности к стороне впуска натрия впускными соединительными трубопроводами (7), которые снабжены встроенным защитным элементом (9), одновременно присоединенным к разгрузочному трубопроводу (8) и к впускному коллектору (5), и дополнительно соединены с впускным патрубком натрия (6). На выпускной стороне натрия отдельные модули парогенератора (1) отдельно соединены через выпускную камеру (18) с выпускной соединительной трубой (10), которая заведена в буферную емкость (2), которая далее соединяется с патрубком выпускной ветви натрия (16). Далее, одновременно разгрузочные трубки (8) присоединены к первому резервуару (3) системы аварийной защиты. Этот резервуар (3) связан как с буферной емкостью (2) облегченной ветвью (12) с как минимум одной первой мембраной (11), так и со вторым резервуаром (4) системы аварийной защиты с по меньшей мере одной второй мембраной (13). На втором резервуаре (4) системы аварийной защиты предусмотрен выпуск (15). Технический результат – повышение безопасности ядерной установки. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Техническая часть

Изобретение относится к аварийной защите и присоединению парогенератора в натриевом контуре ядерной энергетической установки, работающей с реактором на быстрых нейтронах.

Текущее состояние техники

В ранее известных вариантах присоединения парогенератора в натриевом контуре ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах, где в натриевом контуре находятся, в частности, парогенератор, насос, теплообменник, трубопроводы контура, буферная емкость и резервуары аварийной защиты, модули парогенератора на стороне впуска натрия подключены к впускной натриевой камере при помощи впускного соединительного трубопровода, без встроенных ответвлений, а на стороне выпуска натрия модули парогенератора присоединены выпускным соединительным трубопроводом к общей выпускной камере натрия и эта камера далее присоединена одним соединительным трубопроводом к буферной емкости.

Далее, в ранее известных вариантах присоединения парогенератора в натриевом контуре ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах, к первому резервуару системы аварийной защиты присоединена на одной стороне только лишь буферная емкость, которая, кроме всего прочего, выравнивает объемные изменения натрия с температурой во всем натриевом контуре, а на другой стороне второй резервуар аварийной защиты.

Если в процессе эксплуатации модульного парогенератора в натриевом контуре ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах возникает небольшая течь между его водной или паровой стороной и его натриевой стороной, это не приводит к опасной перегрузке по давлению модуля парогенератора и всего оборудования контура, и оборудование вместе с ядерным реактором отсоединяется для отстранения возникшей течи. Ранее известные исполнения присоединения модульного парогенератора в натриевом контуре для этих случаев подходят. Возникшая течь обнаруживается и устраняется методами, которые не являются предметом данного изобретения.

При возникновении большой течи между водной или паровой стороной модульного парогенератора и его натриевой стороной в ранее известных вариантах присоединения парогенератора в натриевом контуре ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах ситуация, с точки зрения безопасности, развивается по-иному. В этом случае ранее известные способы присоединения парогенератора в натриевом контуре очень невыгодны потому, что ведут к высокой перегрузке по давлению не только конструкции модулей парогенератора, но и оборудования всего натриевого контура. Это может привести впоследствии и к утечке натрия в области парогенератора и к последующему пожару. Большая течь в модуле парогенератора может быть вызвана в частности повреждением одной из трубок модулей, отделяющих его водную или паровую стороны от его натриевой стороны. Такая авария может угрожать ядерной безопасности целой энергетической установки, работающей с ядерным реактором на быстрых нейтронах.

Сущность изобретения

Указанные выше недостатки устраняются посредством такого присоединения парогенератора в натриевом контуре ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах, сущность которого заключается в том, что модули парогенератора на стороне впуска натрия соединены с впускной камерой натрия при помощи впускных соединительных трубопроводов со встроенными разгрузочными трубками с защитным элементом, а эти разгрузочные трубки присоединены к первому резервуару аварийной защиты. Одновременно, на стороне выпуска натрия, каждый модуль парогенератора индивидуально соединен выпускным трубопроводом с буферной емкостью, причем последняя далее присоединена выпускным натриевым патрубком к натриевому контуру, а также, одновременно, к по меньшей мере одному первому резервуару аварийной защиты при помощи разгрузочных трубопроводов, оборудованных как минимум одной первой мембраной. Кроме того, одновременно, к этому первому резервуару аварийной защиты присоединен второй резервуар системы защиты, при помощи трубопровода ресивера с установленной как минимум одной второй мембраной.

Сущность изобретения далее заключается в том, что защитный элемент состоит из разгрузочной камеры с крышкой, соединенной с дном и снабженной разгрузочным патрубком, предохранительной мембраной, вставкой и конфузором с впускным патрубком, где конфузор одним концом соединен с впускной камерой модуля парогенератора, а другой его конец, расположенный снаружи впускной камеры, оборудован дном, которым плотно проходит вставка, соединенная с пространством впускной камеры и оборудованная снаружи конфузора и внутри разгрузочной камеры предохранительной мембраной, и где разгрузочный патрубок одновременно присоединен к разгрузочному трубопроводу, а впускной патрубок одновременно присоединен к впускному соединительному трубопроводу.

При возникновении больших утечек в модуле парогенератора между водной или паровой стороной и его натриевой стороной выгодно, когда отношение среднего проточного сечения разгрузочного трубопровода и одной из теплообменных трубок от 5 до 25 и когда расстояние между предохранительной мембраной и концевой частью разгрузочного трубопровода во впускной камере меньше чем 25 средних проточных сечений разгрузочного трубопровода. Оба соотношения приводят к положительному снижению нагрузки давления на парогенератор в случае большой утечки.

Еще одним преимуществом является то, что при возникновении большой течи в модуле парогенератора между его водной или паровой стороной и натриевой стороной, разгрузочными трубопроводами с элементами безопасности с одной стороны и индивидуально присоединенными модулями парогенератора к буферной емкости при помощи выпускных соединительных трубопроводов на стороне другой, самовольным прорывом мембран активируются объемы разгрузочной емкости и первого, и второго резервуаров аварийной защиты и, таким образом, по существу, устраняется опасное увеличение давления при большой утечке как в модулях парогенератора, так и в оборудовании контура натрия.

Таким образом, существенно снижается опасность утечки натрия в области парогенератора и опасность последующего пожара, а также разрушения оборудования от перегрузки по давлению. Приведенная схема присоединения парогенератора имеет также существенные преимущества и с точки зрения обеспечения ядерной безопасности энергетической установки с ядерным реактором на быстрых нейтронах в целом.

Перечень графических материалов

На Фиг. 1 показан пример присоединения парогенератора во вторичном контуре ядерной энергетической установки с реактором на быстрых нейтронах.

Фиг. 2 показывает пример исполнения элемента аварийной защиты на впуске натрия в модуль парогенератора.

Список цифровых обозначений

1 - модуль парогенератора

2 - буферная емкость

3 - первый резервуар

4 - второй резервуар

5 - впускной коллектор

6 - впускной натриевый патрубок

7 - впускной соединительный трубопровод

8 - разгрузочный трубопровод

9 - элемент безопасности

10 - выпускной соединительный трубопровод

11 - первая мембрана

12 - разгрузочная ветвь

13 - вторая мембрана

14 - соединительный аварийный трубопровод

15 - выпуск

16 - выпускной натриевый патрубок

17 - впускная камера

18 - выпускная камера

19 - теплообменная трубка

20 - конфузор

21 - трубная решетка

22 - предохранительная мембрана

23 - вставка

24 - разгрузочная камера

25 - разгрузочный патрубок

26 - дно

27 - крышка

28 - впускной патрубок

Примеры исполнения изобретения

Каждый отдельный модуль парогенератора 1 со стороны впуска натрия через свою впускную камеру 17 при помощи впускного соединительного трубопровода 7 соединен с впускным коллектором 5. На впускном коллекторе 5 размещен впускной патрубок натрия 6. На впускном соединительном трубопроводе встроен защитный элемент 9, который также присоединен к разгрузочному трубопроводу 8, приходящему в первый резервуар 3 системы аварийной защиты. На стороне выпуска натрия каждый модуль парогенератора 1 соединен по отдельности через свою выпускную камеру 18 выпускным трубопроводом 10 с буферной емкостью 2. Буферная емкость 2 далее соединена с контуром натрия выпускным натриевым патрубком 16. Кроме того, буферная емкость 2 дополнительно соединена с по меньшей мере одним первым резервуаром 3 системы аварийной защиты по крайней мере через одну разгрузочную ветвь 12. Разгрузочная ветвь 12 снабжена как минимум одной первой мембраной 11. Далее, первый резервуар 3 одновременно подключен к выпуску 15 через по меньшей мере один соединительный аварийный трубопровод 14, который снабжен как минимум одной второй мембраной 13, а затем через хотя бы один второй резервуар 4 аварийной защиты.

Защитный элемент 9 при этом образован разгрузочной камерой 24 с крышкой 27, которая соединена с дном 26 и снабжена разгрузочным патрубком 25. Кроме того, защитный элемент 9 образован предохранительной мембраной 22, вкладышем 23 и конфузором 20, с впускным патрубком 28, которые взаимно расположены и соединены таким образом, что конфузор 20 одним концом присоединен к впускной камере 17 модуля парогенератора 1, а другой конец расположен вне впускной камеры 17 и оборудован дном 26. Этим дном 26 плотно проходит вставка 23, которая приходит во впускную камеру 17. В то же время вставка 23 оборудована вне конфузора 20, но внутри разгрузочной камеры 24, предохранительной мембраной 22. Более того, разгрузочный патрубок 25 также соединен с разгрузочным трубопроводом 8 и впускной патрубок 28 соединен с соединительным трубопроводом 7.

В данном варианте отношение среднего сечения разгрузочного трубопровода 8 и одной трубы теплообменника 19 имеет значение 19, а расстояние между предохранительной мембраной 22 и концевой частью разгрузочного трубопровода 8 во впускной камере 17 имеет значение восемь средних проточных сечений разгрузочного трубопровода 8.

Во время нормального присоединения парогенератора в натриевый контур натриевый контур работает таким образом, что натрий поступает впускным натриевым патрубком 6 на впускной коллектор 5, далее течет впускным отверстием 7 в элемент безопасности 9 впускным патрубком 28 и далее через конфузор 20 во впускную камеру 17, теплообменными трубками 19 в выпускную камеру 18, и далее соединительным выпускным трубопроводом 10 в буферную емкость 2, снабженную выпускным натриевым патрубком 16.

Если произойдет большая утечка в модуле парогенератора 1 между его водной или паровой стороной и его натриевой стороной, когда вода или водяной пар интенсивно проникает и реагирует с натрием в бурной химической реакции, происходит интенсивное увеличение давления и температуры, как продуктов реакции и натрия, и напряжение металла модуля парогенератора 1 и, в то же время, последовательно происходит интенсивный рост давления и температуры в контуре натрия.

В этом случае, по сути изобретения, присоединение парогенератора работает так, что на стороне впуска натрия в модуль парогенератора 1 произойдет инициирование защитного элемента 9, когда мембрана 22 разрушена и через разгрузочный патрубок 25, присоединеный к разгрузочному трубопроводу 8, течет натрий и возникшие продукты реакции натрия с водой или паром в первый резервуар 3, а при повышении давления в первом резервуаре 3 происходит разрыв второй мембраны 13 на соединительном трубопроводе 14 и присоединение второго резервуара 4, а также возможен выпуск газов из контура через отверстие выпуска 15, и тем самым срабатывание аварийной защиты этой стороны модуля парогенератора 1. На стороне выпуска натрия из неплотного модуля парогенератора 1 произойдет, благодаря его прямому отдельному подключению соединительным трубопроводом 10 к буферной емкости 2, быстрая экструзия натрия и вместе с ним продуктов химической реакции проникающей в натрий воды или водяного пара из неплотного модуля парогенератора 1 и последующий разрыв первой мембраны 11 и соединение разгрузочной ветви 12 с первым резервуаром 3 и тем самым срабатывание аварийной защиты этой стороны модуля парогенератора 1.

В результате происходит интенсивный сброс давления как в модуле парогенератора 1, так и во всех устройствах в контуре натрия ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах и, таким образом, осуществляется их аварийная защита.

Одновременно происходит инициация запорной арматуры и арматуры выпуска на стороне воды и пара модуля парогенератора 1, на приложенных чертежах специально не обозначенных.

1. Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах, в котором интегрированы, в частности, насос, буферная емкость, трубы с натрием и по меньшей мере один модуль парогенератора (1) с впускной (17) и выпускной (18) камерами натрия, соединенные между собой через трубную решетку (21) по меньшей мере одной теплообменной трубкой (19), отличающийся тем, что каждый модуль парогенератора (1) на стороне впуска натрия через свою впускную камеру (17) присоединен к впускному коллектору (5) с впускным натриевым патрубком (6), впускным соединительным трубопроводом (7) со встроенным защитным элементом (9), одновременно подключенным к разгрузочному трубопроводу (8), присоединенному к хотя бы одному первому резервуару (3) системы аварийной защиты, а на стороне впуска натрия каждый модуль парогенератора (1) по отдельности подключен через свою выпускную камеру (18) выпускным соединительным трубопроводом (10) к буферной емкости (2), которая далее присоединена к натриевому контуру через выпускной патрубок (16), а также одновременно по меньшей мере к одному первому резервуару (3) системы аварийной защиты по крайней мере одной разгрузочной ветвью (12), имеющей по меньшей мере одну первую мембрану (11), при этом первый резервуар (3) дополнительно соединен с выпуском (15) через по меньшей мере один аварийный соединительный трубопровод (14), снабженный по меньшей мере одной второй мембраной (13), и по крайней мере через один второй резервуар (4).

2. Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах по п. 1, отличающийся тем, что элемент безопасности (9) состоит из разгрузочной камеры (24) с крышкой (27), соединенной с дном (26) и оборудованной разгрузочным патрубком (25), предохранительной мембраной (22), вставкой (23) и конфузором (20) с впускным патрубком (28), взаимно расположенными и соединенными так, что конфузор (20) одним концом присоединен к впускной камере (17) модуля парогенератора (1), а его второй конец, расположенный вне впускной камеры (17), оборудован дном (26), которым плотно проходит вкладка (23), присоединенная к впускной камере (17) и оборудованная вне конфузора (20) и внутри разгрузочной камеры (24) предохранительной мембраной (22), причем разгрузочный патрубок (25) одновременно присоединен к разгрузочному трубопроводу (8) и впускной патрубок (28) присоединен к впускному соединительному трубопроводу (7).

3. Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что отношение средних проточных сечений разгрузочного трубопровода (8) и одной теплообменной трубки (19) - от 5 до 25.

4. Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что расстояние между предохранительной мембраной (22) и концевой частью разгрузочного трубопровода (8) во впускной камере (17) меньше чем 25 средних проточных сечений разгрузочного трубопровода (8).



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторным установкам с жидкометаллическим теплоносителем. Раскрыт способ предотвращения коррозии металлоконструкций реактора путем управления вводом газа в теплоноситель ядерной реакторной установки.

Изобретение относится к способам диагностики ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Способ диагностики включает процесс измерения параметров теплоносителя, причем процедура контроля и управления включает измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в центральной буферной емкости реакторного моноблока, измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в периферийной буферной емкости реакторного моноблока, контрольное измерение активности кислорода в свинцово-висмутовом теплоносителе в «холодной» фазе резервным датчиком, который в основное время сохраняет свои параметры вне теплоносителя и погружается в свинцово-висмутовый теплоноситель только на время измерения.

Изобретение относится к регулированию концентрации кислорода и водорода в теплоносителе реакторной установки (РУ). РУ включает реактор, теплоноситель, размещенный в реакторе, газовую систему, массообменный аппарат, диспергатор и датчик концентрации кислорода в теплоносителе.

Изобретение относится к электротехнике. Технический результат состоит в повышении коэффициента мощности.

Изобретение относится к космической технике и энергетике и может быть использовано при создании систем охлаждения энергетических установок, преимущественно космических ядерно-энергетических.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4).

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом.

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя. Технической задачей является создание горячей ловушки, размещаемой в активной зоне ядерного реактора и использующей для подогрева очищаемого теплоносителя ее тепловыделения.

Изобретение относится к ядерным реакторам с контуром циркуляции жидкого ядерного топлива, в которых не используется контур циркуляции топлива для одновременного отвода тепла.

Изобретение относится к устройству ядерного реактора. Устройство включает в себя комбинацию расщепляющегося материала, расплава солей и материала замедлителя, включающего в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или комбинацию двух или более из них.

Изобретение относится к инициаторам деления ядер для ядерных реакторов и способам их применения. Способ инициирования деления ядер включает инициирование по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер по меньшей мере в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащей первый материал ядерного топлива, с помощью по меньшей мере одного вставляемого и извлекаемого инициатора деления ядер, содержащего второй материал ядерного топлива.

Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов.
Наверх