Способ и система для аварийного и резервного охлаждения ядерного топлива и ядерных реакторов

Изобретение относится к способу и системе для аварийного и резервного охлаждения ядерного топлива и ядерных реакторов. Система содержит камеру ядерного реактора, имеющую впускной порт и по меньшей мере один резервуар, содержащий жидкий азот, по меньшей мере один резервуар, содержащий выпускной порт, гидравлически соединенный с упомянутым впускным портом камеры ядерного реактора с обеспечением возможности вытекания жидкого азота в камеру по меньшей мере из одного резервуара, и термически активируемый клапан, соединенный с упомянутым входным портом и выполненный с возможностью обеспечивать управление потоком жидкого азота. При этом для жидкого азота, содержащегося в резервуаре, обеспечена возможность поступления в камеру при достижении или превышении температуры среды в камере порогового значения. При этом упомянутый входной порт камеры ядерного реактора расположен выше топливных элементов ядерного реактора. Технический результат – обеспечение эффективного, безопасного и быстродействующего охлаждения ядерного реактора в условиях, когда электрическое питание отсутствует или когда ядерный реактор и ядерное топливо уже перегреты. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Испрашиваемый приоритет

[0001] Для настоящей заявки испрашивается приоритет по предварительной заявке на патент США №61/611 585, поданной 16 марта 2012 года, которая полностью включается в настоящую заявку по ссылке.

Предпосылки создания предлагаемого изобретения

[0002] В ядерной электроэнергетической установке активная зона ядерного реактора (называемая иначе корпусом ядерного реактора) содержит стержневые ядерные тепловыделяющие элементы и обеспечивает запуск, регулирование и поддержание ядерной цепной реакции в ядерных тепловыделяющих элементах для генерирования тепла. Тепло, генерируемое при ядерной реакции, поглощается циркулирующим первичным охладителем, в который погружены тепловыделяющие элементы, поддерживая стабильную рабочую температуру. Циркулирующий охладитель ограничивает рабочую температуру и таким образом удерживает ядерную реакцию под контролем. Он также отводит тепло, генерируемое управляемой ядерной реакции, которое, в свою очередь, используется для производства сжатого пара, который приводит в движение турбину. Турбина же, в свою очередь, приводит в движение генератор, производящий электрическую энергию. Наиболее распространенные типы ядерных реакторов в качестве первичного охладителя используют циркулирующую по замкнутому циклу очищенную воду. В ядерных реакторах с кипящей водой за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции, вода превращается в пар, который приводит в действие турбину, а затем снова конденсируется в жидкую фазу с использованием отдельной циркулирующей охлаждающей воды, поступающей из большого внешнего источника, например, из моря, реки или озера. В ядерных реакторах более старой конструкции Pressured Water Reactor (PWR - ядерный реактор, охлаждаемый водой под давлением) реализовано дополнительное отделение охладителя активной зоны ядерного реактора от нагретой воды, которая превращается в пар, приводящий в движение турбину.

[0003] Ядерный топливный материал содержится в трубообразном стержне, который выполнен из радиационно-нейтрального циркониевого сплава. Такая конструкция называется стержневым тепловыделяющим элементом. При работе реактора в режиме генерирования энергии температура поверхности защитного покрытия тепловыделяющего элемента обычно поддерживается равной примерно 280 градусам Цельсия. Ядерная реакция поддерживается на заданном уровне и управляется с помощью стержней регулирования мощности реактора, которые установлены между тепловыделяющими элементами для поглощения нейтронов, порождаемых при ядерных реакциях в тепловыделяющих элементах. Циркониевый сплав прозрачен для нейтронов, поэтому он используется в качестве покрытия для ядерного топлива. К сожалению, при нагревании до 550 градусов Цельсия или выше цирконий вступает в реакцию с водяным паром с образованием водорода, который при высокой температуре и при наличии кислорода в высшей степени взрывоопасен. Взрывы внутри и около ядерного реактора в такой ситуации определенно приведут к выбросу чрезвычайно опасного радиоактивного материала в окружающую среду. Более того, разрушение покрытия приводит к падению ядерного топлива на дно корпуса. При этом ядерная реакция продолжается неконтролируемым образом, и температура продолжает повышаться. Процесс называется расплавлением активной зоны реактора.

[0004] Даже когда реактор заглушен и стимулируемая цепная реакция остановлена, в ядерном топливе продолжается внутренний распад и реакции, генерирующие тепло, самопроизвольно повышая скорость реакции до тех пор, пока оставшийся радиоактивный материал не будет полностью израсходован. Поэтому охлаждение ядерного материала имеет решающее значение для удержания ядерной реакции под контролем и ниже пороговой скорости, которая может вызвать ее самопроизвольное ускорение. При превышении указанного порога самопроизвольное ускорение активных процессов приведет к неконтролируемым условиям, создающим опасное излучение и выброс радиоактивных побочных продуктов в окружающую среду. Поэтому требуется постоянно осуществлять непрерывное охлаждение тепловыделяющих элементов независимо от того, остаются ли они в корпусе ядерного реактора, или же сохраняются вне его. Даже отработанное ядерное топливо обычно сохраняется в резервуарах с холодной водой и требует постоянного охлаждения в течение нескольких лет, прежде чем отработанные тепловыделяющие элементы могут быть безопасно извлечены для просушки и постоянного хранения. Реактор обычно охлаждается только с помощью насосов с электрическим приводом, осуществляющих циркуляцию вторичного и первичного охладителей, в которые погружены тепловыделяющие элементы. При аварии, из-за неисправности оборудования, из-за отключения электропитания, или ошибки оператора ядерный реактор перестает охлаждаться, и тепловыделяющие элементы быстро нагреваются. В результате возникает самоподдерживающийся цикл с повышенной температурой и ускоренной ядерной активностью, приводящий вскоре к критической температуре в 550 градусов Цельсия и выше, при которой циркониевое покрытие начинает вступать в реакцию с водяным паром. При наличии водяного пара вблизи тепловыделяющих элементов цирконий и водяной пар вступают в реакцию с быстрым образованием огромного количества взрывоопасного горячего газообразного водорода. При контакте в окружающей среде с любой формой кислорода разрушительные взрывы будут продолжаться до тех пор, пока не будут израсходованы цирконий и ядерный материал. Окружающая среда будет полностью разрушена. Альтернативой такому развитию событий является установка надежной системы охлаждения и контроля температуры.

[0005] Zr+4H2O (при температуре ≈ 550°С) = Zr(OH)4 + 4Н2.

[0006] Кроме того, когда оболочка из циркониевого сплава при реакции циркония с водяным паром разрушается, гранулы ядерного топлива падают на дно стального корпуса ядерного реактора и выводятся из зоны действия всех известных механизмов управления ядерной активностью, которые все еще могут функционировать. В этом случае температура ядерного топлива продолжала бы расти даже быстрее, пока ядерное топливо не расплавится и не образует бассейн на дне корпуса ядерного реактора. Расплавленное топливо может проплавить стенку корпуса и пролиться на пол защитной оболочки и даже проплавить низ этой оболочки. В результате расплавленное ядерное топливо, в котором протекает непрерывная ядерная реакция, а также побочные продукты этой реакции могут попасть в окружающую среду. Это называется расплавлением активной зоны ядерного реактора.

[0007] Во время недавней аварии ядерного реактора в Фукусиме, Япония, система охлаждения, работавшая на электропитании, отказала из-за землетрясения, а резервные генераторы вышли из строя из-за наводнения, вызванного цунами. Тепловыделяющие элементы в шести ядерных реакторах и резервуары с холодной водой, в которых хранилось отработанное ядерное топливо, перестали охлаждаться.

[0008] После того, как волна цунами ушла, Японское правительство и операторы ТЕРСО («Токио Электрик Пауэр Корпорейшн», от Tokyo Electric Power Corporation) задействовали переносные генераторы и насосы для закачивания морской воды в энергетические установки и активную зону ядерных реакторов с целью охлаждения перегретых тепловыделяющих элементов. Обеспокоенное тем, что морская вода является весьма агрессивной средой, вызывающей коррозию, Японское правительство обратилось с просьбой о помощи к международной общественности, в ответ на которую судами США в Фукусиму к месту аварии было доставлено огромное количество очищенной воды для охлаждения активной зоны ядерных реакторов. К сожалению, как при использовании морской воды, так и при использовании очищенной воды образовывалось много водяного пара, который вступал в реакцию с перегретым циркониевым покрытием тепловыделяющих элементов (при температуре 550 градусов Цельсия и выше), в результате чего происходило образование огромного количества газообразного водорода, что приводило к повторным взрывам.

Краткое описание графических материалов

[0009] На Фиг. 1 изображен ядерный реактор с кипящей водой и его система охлаждения. Вид сбоку.

[0010] На Фиг. 2 изображен резервуар с жидким азотом LN (Liquid Nitrogen), соединенный с портом вход/выход камеры ядерного реактора согласно одному из вариантов предлагаемого изобретения.

[0011] На Фиг. 3 изображен резервуар, наполненный жидким азотом, соединенный с камерой ядерного реактора через термически активируемый (то есть, приводимый в действие при достижении температурой заданного значения) клапан согласно одному из вариантов предлагаемого изобретения.

[0012] На Фиг. 4 изображен резервуар для хранения жидкого азота, соединенный с резервуаром с жидким азотом меньших размеров, который соединен с камерой ядерного реактора или с защитной оболочкой через термически активируемый клапан согласно одному из вариантов предлагаемого изобретения.

[0013] На Фиг. 5 изображена установка для производства жидкого азота согласно одному из вариантов предлагаемого изобретения.

Подробное описание

[0014] Ссылочные обозначения

1 - камера реактора или корпус высокого давления ядерного реактора (RPV - Reactor Pressure Vessel - корпус высокого давления ядерного реактора)

2 - ядерные тепловыделяющие элементы (стержни)

3 - регулирующие стержни

4 - циркуляционные насосы

5 - двигатели регулирующих стержней

6 - трубопровод для выпуска водяного пар

7 - трубопровод для впуска охлаждающей воды

8 - турбина высокого давления (HRT - High-Pressure Turbine - турбина высокого давления)

9 - турбина низкого давления

10 - генератор

11 - возбудитель

12 - конденсатор

13 - охладитель

14 - предварительный нагреватель

15 - насос питающей воды

16 - насос холодной воды

17 - бетонный корпус, защитная оболочка

18 - соединение с электрической сетью

19 - впускной / выпускной клапан для стравливания давления

20 - регулирующий клапан для впуска и выпуска охладителя

21 - регулирующий клапан для впуска и выпуска охладителя

22 - малый резервуар для жидкого азота

23 - малый резервуар для жидкого азота

24 - малый резервуар для жидкого азота

25 - термически активируемый клапан

40 - малый резервуар для жидкого азота

41 - очень большой резервуар для хранения жидкого азота,

50 - оборудование для производства жидкого азота

51 - очень большой резервуар для хранения жидкого азота

52 - малый резервуар для жидкого азота.

[0015] В одном или в нескольких вариантах осуществления предлагаемого изобретения используется жидкий азот, наиболее плотная и в высокой степени транспортабельная форма азота. Образование холодного газообразного азота осуществляется при его высвобождении из резервуара для аварийного охлаждения тепловыделяющих элементов и камер ядерного реактора. В одном из вариантов предлагаемого изобретения предусматривается резервная система охлаждения с помощью жидкого азота, которая устанавливается в дополнение к системам водяного охлаждения, используемым в существующих сегодня ядерных электростанциях для повышения безопасности ядерных реакторов.

[0016] В газообразном состоянии азот инертен. При атмосферном давлении его точка кипения составляет минус 196 градусов Цельсия. Жидкий азот содержат в хорошо изолированных резервуарах под давлением для сохранения его в жидкой фазе. Для выпуска жидкого азота из такого резервуара в более теплую или находящуюся под более низким давлением среду не требуется использовать ни электричество, ни откачивание, что делает жидкий азот в высокой степени эффективным, безопасным и быстродействующим охладителем в условиях, когда электрическое питание отсутствует, или когда ядерный реактор и ядерное топливо уже перегреты. Кроме того, к жидкому азоту или к сжатому холодному азоту может быть добавлен порошок бора для поглощения нейтронов, высвобождаемых из ядерного топлива, для дополнительного гашения и замедления ядерной реакции.

[0017] Жидкий азот представляет собой чрезвычайно компактный, чрезвычайно холодный и транспортабельный источник получения инертного газообразного азота. Кроме того, его температура при атмосферном давлении составляет минус 196 градусов Цельсия, что намного ниже температуры замерзания воды, что делает его чрезвычайно полезным в широком диапазоне применений, в том числе и в качестве охладительного агента с открытым циклом или охладителя.

[0018] Жидкий и газообразный азот химически инертны и не вступают в реакции с другими веществами. Большие количества газообразного азота, образующегося при испарении жидкого азота при контакте с нагретыми до высоких температур объектами, снижают концентрацию и вытесняют другие имеющиеся газы, такие, как водород и кислород, образуя удушающую газовую смесь, способную гасить пламя и, возможно, опасную для дыхания из-за малого содержания кислорода.

[0019] Жидкий азот в резервуаре является самовытесняемым. При выпускании из резервуара жидкий азот извергается с силой. Чем выше давление в резервуаре, тем больше сила, с которой выбрасывается азот, и больше расстояние, достигаемое его струей.

[0020] В одном из вариантов осуществления предлагаемого изобретения, при необходимости аварийного охлаждения после события, в результате которого пропало электрическое питание и можно ожидать перегрева камеры реактора и тепловыделяющих элементов, можно немедленно осуществить опрыскивание внутреннего пространства камеры ядерного реактора, чтобы снизить температуру внутри посредством конвекции. Одновременно с этим должны быть предприняты меры для подготовки впрыскивания жидкого азота в камеру ядерного реактора, и возможно быстро осуществить впрыскивание непосредственно во внутреннее пространство камеры ядерного реактора по направлению к тепловыделяющим элементам для их достижения. Обе эти операции не требуют использования ни насосов, ни электропитания. К выходному порту большого резервуара, наполненного жидким азотом под давлением, следует подсоединить изолированный гибкий шланг. Этот шланг может быть использован в качестве первой меры для впрыскивания и в качестве второй меры для впуска в камеру ядерного реактора воды и (или) другого охладителя, а также для открывания выпускного клапана резервуара с жидким азотом. Если впускной клапан порта впуска охладителя камеры ядерного реактора еще не открыт, его также следует открыть. После ядерной аварии, когда радиоактивный материал уже может находиться в данной области, эти операции должны выполняться с использованием роботов, или же должен действовать подготовленный оператор, снабженный адекватными средствами защиты.

[0021] Когда выпускной клапан открыт, то жидкий азот, находящийся в резервуаре под давлением, автоматически выбрасывается наружу в окружающую среду либо в камеру ядерного реактора, к которой подсоединен гибкий шланг. Как сказано выше, для такого выброса жидкого азота не требуются ни насосы, ни электричество. Подобным образом можно наполнить холодным газообразным азотом, образующимся при выпуске жидкого азота из резервуара в защитную оболочку, которая окружает камеру ядерного реактора. В альтернативном варианте для этой цели могут быть использованы резервуары со сжатым газообразным азотом. Жидкий азот доступен. При переходе в газообразное состояние азот заполняет намного больший объем, чем объем резервуара. Поэтому транспортировка жидкого азота намного более эффективна, чем транспортировка сжатого газообразного азота. При впрыскивании азота в среду, в которой содержатся водород и кислород, концентрация этих газов сильно снижается, а расстояние между молекулами водорода и кислорода увеличивается, что препятствует взрыву, вызываемому химическим взаимодействием между водородом и кислородом.

[0022] Находящийся под давлением жидкий азот, выбрасываемый в камеру ядерного реактора, и чрезвычайно холодный газообразный азот, образующийся из жидкого азота в результате его испарения, быстро охлаждает тепловыделяющие элементы ядерного топлива, приводит к конденсации водяного пара и замерзанию воды в камере ядерного реактора. Такой способ охлаждения снижает практически до нуля вероятность взрыва водорода, который уже мог образоваться в камере ядерного реактора до того, как туда был введен жидкий азот, и препятствует дальнейшему образованию водорода. Газообразный азот, образующийся из жидкого азота в результате его испарения в процессе охлаждения тепловыделяющих элементов и камеры ядерного реактора, также очень холодный. При выходе из камеры ядерного реактора в окружающую атмосферу газообразный азот снижает концентрацию и вытесняет кислород из области вблизи реактора, снижая в значительной мере риск взрыва при наличии водорода.

[0023] Кроме того, порошок бора или другие поглощающие нейтроны материалы или соединения могут быть введены в резервуар для жидкого азота перед его заполнением. Под действием силы выбрасывания жидкого азота порошок бора смешивается с жидким азотом и вбрасывается в камеру ядерного реактора. Бор замедляет или останавливает ядерную реакцию, поглощая нейтроны, которые образуются при самопроизвольном распаде ядер и реакции в ядерном топливе.

[0024] Согласно одному из вариантов осуществления предлагаемого изобретения предусматривается установка клапанов в портах впуска/выпуска на обоих концах резервуара для жидкого азота LN (Liquid Nitrogen - жидкий азот), предназначенного для использования в ядерной электростанции. Затем необходимо ввести порошок бора в пустой резервуар до его заполнения жидким азотом. После этого один из портов впуска/выпуска соединяют с большим резервуаром - источником жидкого азота, а другой порт впуска/выпуска подсоединяют к камере ядерного реактора, основной цели установки. Сначала открывают порт выпуска резервуара для жидкого азота и порт впуска в камеру ядерного реактора. Затем открывают порт впуска резервуара для жидкого азота, обеспечивая поток жидкого азота из большого резервуара для жидкого азота в малый резервуар, снабженный двумя портами впуска/выпуска, в котором уже содержится порошок бора. При введении жидкого азота, который находится под давлением, из большого резервуара для жидкого азота через резервуар, заполненный порошком бора, в камеру ядерного реактора происходит распыление порошка бора во внутреннем пространстве камеры ядерного реактора. Находящиеся в камере ядерного реактора объекты покрываются порошком бора. Согласно одному из вариантов осуществления предлагаемого изобретения, перед заполнением резервуара жидким азотом можно частично наполнить его порошком бора и вращать резервуар вокруг его оси. Использование силы гравитации в комбинации с силами выброса служит для выброса в камеру ядерного реактора жидкого азота вместе с порошком бора для покрытия тепловыделяющих элементов. Этот процесс можно повторять, замещая пустой резервуар полным, обеспечивая, тем самым, подачу азота и бора до тех пор, пока тепловыделяющие элементы не охладятся до достаточно низкой температуры, а ядерная активность станет достаточно низкой.

[0025] В другом варианте осуществления предлагаемого изобретения предусматривается установка в камере реактора ядерной электростанции автоматизированной резервной системы охлаждения на жидком азоте. При этом резервуар для жидкого азота выполнен вместе или соединен с клапаном, активируемым при определенной температуре и (или) давлении, пороговые значения которых определены заранее. Клапан открывается при превышении порогового значения температуры или давления, обеспечивая поступление жидкого азота в камеру ядерного реактора. Резервуар для жидкого азота, сконструированный для этого варианта, также может иметь два порта. Один порт может быть соединен с камерой ядерного реактора или с защитной оболочкой и иметь упомянутый клапан, активируемый при превышении пороговых значений температуры и (или) давления. Второй порт может быть соединен с большим пополняемым резервуаром жидкого азота, находящимся в месте расположения энергетической установки. Этот порт может обеспечивать открытое соединение с пополняемым источником жидкого азота, или же может быть снабжен клапаном, активируемым при определенном давлении. Клапан открывается, когда давление в малом резервуаре для жидкого азота падает, что указывает на то, что в камеру ядерного реактора или в защитную оболочку было выброшено значительное количество жидкого азота.

[0026] Стенки камеры ядерного реактора могут быть покрыты керамическим термоизоляционным материалом таким, как нитрид бора, чтобы изолировать азот, вводимый в камеру ядерного реактора, от температуры окружающей среды для поддержания его низкой температуры.

[0027] Согласно еще одному варианту осуществления предлагаемого изобретения предусматривается предварительная установка для жидкого азота резервуаров с изоляцией (сосудов Дьюара), которые предварительно наполнены желаемым количеством порошка бора.

[0028] Согласно еще одному варианту осуществления предлагаемого изобретения предусматривается дополнительный находящийся в месте расположения энергетической установки большой резервуар для жидкого азота, который автоматически заполняет малый резервуар, присоединенный непосредственно к камере ядерного реактора, по мере высвобождения его содержимого в камеру ядерного реактора.

[0029] Еще один вариант осуществления предлагаемого изобретения может включать соединение наполненного жидким азотом резервуара с защитной оболочкой через датчик температуры. Дополнительный внешний большой резервуар для жидкого азота может быть соединен с защитной оболочкой и может автоматически наполнять жидким азотом сосуд Дьюара, подсоединенный к защитной оболочке, по мере того, как содержащийся в нем жидкий азот выливается в защитную оболочку.

[0030] Согласно еще одному варианту осуществления предлагаемого изобретения предусматривается один внешний большой резервуар для жидкого азота, который автоматически заполняет сосуд Дьюара, присоединенный непосредственно к камере ядерного реактора, и сосуд Дьюара, подсоединенный к защитной оболочке.

[0031] Стенки резервуаров, в которых хранятся отработанные топливные элементы, также могут быть покрыты термоизоляционным материалом и изолирующей крышкой. Когда требуется быстрое охлаждение, в резервуар для охлаждения отработанных топливных элементов может вводиться жидкий азот в чистом виде или в смеси с порошком бора. Даже без термоизоляционного покрытия на стенках резервуара и на крышке, резервуар для хранения отработанных топливных элементов может быть снабжен термически активируемым резервным оборудованием для охлаждения с использованием жидкого азота.

[0032] Согласно еще одному варианту осуществления предлагаемого изобретения предусматривается установка для производства жидкого азота, которая автоматически производит жидкий азот и наполняет им большой резервуар для жидкого азота и небольшие резервуары для жидкого азота, непосредственно соединенные с камерами ядерного реактора, защитными оболочками и резервуарами для хранения отработанных топливных элементов. При перебоях электропитания установка для производства жидкого азота может получать питание от резервных генераторов и аккумуляторов, расположенных на более высоких уровнях. Такое решение представляет особый интерес в местах, где расположено много ядерных реакторов, таких как Фукусима.

[0033] Независимо от того, какой способ охлаждения используется (даже при водяном охлаждении), при работе системы образуется огромное количество газа, который нужно отводить. Взрывы в Фукусиме были вызваны горячим водородом, выходящим из камеры ядерного реактора, и его реакцией с кислородом в окружающей среде. Согласно одному из вариантов осуществления предлагаемого изобретения предусматривается использование ряда «скрубберов» (поглотителей и очистителей), которые поглощают радиоактивные компоненты и опасные газы такие, как водород, из выходящих газов, и портов для стравливания давления. Скрубберы используются в полупроводниковой промышленности для очистки выходящих газов и весьма эффективны в удалении или, по крайней мере, ограничении выбросов вредных газов в окружающую среду.

[0034] На Фиг. 1 схематично показан ядерный реактор с кипящей водой и его система охлаждения. Обозначения 1-18 относятся к общеизвестным компонентам ядерного реактора с кипящей водой. Впускной/выпускной клапан 19 для стравливания давления и регулирующие клапаны 20 и 21 для впуска и выпуска охладителя могут быть предусмотрены или нет в камере обычного ядерного реактора с кипящей водой. Если они имеются, то регулирующие клапаны 20 и/или 21 могут быть использованы для введения жидкого азота в камеру ядерного реактора. Холодный газообразный азот, образующийся в камере при испарении жидкого азота, охлаждает эту камеру и находящиеся в ней тепловыделяющие элементы. Если клапаны 19, 20 и 21 отсутствуют, то трубопровод 6 для выпуска водяного пара может быть отсоединен от турбины и использован в качестве канала для аварийного стравливания избыточного давления, а трубопровод 7 для впуска охлаждающей воды может быть использован для введения жидкого азота и холодного газообразного азота в камеру ядерного реактора. Тот же принцип и его практическое осуществление могут быть применены в ядерных реакторах всех других типов.

[0035] В известных ядерных энергетических установках резервная система охлаждения приводится в действие с помощью резервного источника питания, соединяемого с основной системой охлаждения при отказе основного источника питания.

[0036] Фиг. 2. Во время аварийного охлаждения резервуар для жидкого азота 22 доставляется на место и соединяется с регулирующим клапаном впуска/выпуска охладителя 20 камеры ядерного реактора. При возможности второй резервуар для жидкого азота 23 может быть соединен с регулирующим клапаном впуска/выпуска 21. В альтернативном варианте вакуумированный резервуар может быть подсоединен к клапану 21 и использован для получения находящегося под высоким давлением газообразного азота из камеры ядерного реактора.

[0037] Фиг. 3. В предварительно установленной резервной охладительной системе на жидком азоте, как минимум один малый резервуар для жидкого азота 24 соединяется с камерой ядерного реактора через термически активируемый клапан 25. Когда температура среды в камере ядерного реактора поднимается до некоторого предварительно заданного порогового значения температуры, жидкий азот выпускается из резервуара 24 в камеру ядерного реактора для быстрого понижения температуры камеры и находящихся в ней тепловыделяющих элементов. Для замедления цепной ядерной реакции резервуары для жидкого азота также могут быть предварительно частично заполнены порошком бора.

[0038] На Фиг. 4 показан очень большой резервуар 41 для жидкого азота, соединенный как минимум с одним малым резервуаром 40 для жидкого азота, который, в свою очередь, соединен с камерой ядерного реактора или с защитной оболочкой через термически активируемый клапан 25. Большой резервуар 41 для жидкого азота осуществляет автоматическое наполнение жидким азотом малого(ых) резервуара(ов) 40, соединенного(ых) с камерой ядерного реактора или с защитной оболочкой, по мере того, как содержащийся в нем жидкий азот поступает в камеру ядерного реактора или в защитную оболочку.

[0039] На Фиг. 5 показано оборудование 50 для производства жидкого азота на месте для наполнения, по крайней мере, одного большого резервуара для жидкого азота 51. Большой резервуар соединен, как минимум, с одним малым резервуаром для жидкого азота 52, соединенным с камерой ядерного реактора через термически активируемый клапан 25. С помощью оборудования 50 осуществляется автоматическое наполнение большого резервуара 51, который, в свою очередь, автоматически наполняет жидким азотом малый резервуар 52, соединенный с камерой ядерного реактора или с защитной оболочкой, по мере того, как содержащийся в резервуаре 52 жидкий азот высвобождается в камеру ядерного реактора или в защитную оболочку.

[0040] Следует заметить, что хотя предлагаемое изобретение описано здесь применительно к предпочтительным вариантам его осуществления, специалисту соответствующего профиля должно быть понятно, что дух и объем предлагаемого изобретения не ограничиваются этими вариантами, а распространяются также на различные модификации и эквиваленты, как они определены в прилагаемой формуле изобретения.

1. Система, содержащая камеру ядерного реактора, имеющую впускной порт и по меньшей мере один резервуар, содержащий жидкий азот, по меньшей мере один резервуар, содержащий выпускной порт, гидравлически соединенный с упомянутым впускным портом камеры ядерного реактора с обеспечением возможности вытекания жидкого азота в камеру по меньшей мере из одного резервуара, и термически активируемый клапан, гидравлически и пневматически соединенный с упомянутым входным портом и выполненный с возможностью обеспечивать управление потоком жидкого азота, следующего в камеру, отличающаяся тем, что для жидкого азота, содержащегося в резервуаре, обеспечена возможность поступления в камеру при достижении или превышении температурой среды в камере заданного порогового значения, так что для жидкого азота обеспечена возможность контакта с теплом, распространяющимся в большом объеме газообразного азота, разбавления водорода и кислорода и пресечения или предотвращения пожара и взрывов с охлаждением камеры и ее содержимого, и при этом упомянутый входной порт камеры ядерного реактора расположен выше топливных элементов ядерного реактора.

2. Система по п. 1, в которой упомянутый по меньшей мере один резервуар содержит бор.

3. Система по п. 1, в которой упомянутый по меньшей мере один резервуар дополнительно имеет первый объем, дополнительно содержащий большой резервуар с жидким азотом, имеющий второй объем, превышающий упомянутый первый объем, при этом большой резервуар гидравлически соединен с упомянутым по меньшей мере одним резервуаром.

4. Система по п. 1, дополнительно содержащая оборудование для производства жидкого азота, гидравлически соединенное с упомянутым по меньшей мере одним резервуаром.

5. Способ пресечения или предотвращения взрывов и пожара в камере ядерного реактора и вокруг нее с охлаждением камеры и ее содержимого с помощью системы по любому из пп. 1-4, содержащий следующие стадии:

- жидкий азот, содержащийся в резервуаре, выпускают в камеру, когда температура среды в камере достигла заданного порогового значения или превысила его,

- жидкий азот распространяют по большому объему газообразного азота с помощью тепла,

- разбавляют водород и кислород и

- охлаждают камеру и ее содержимое.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к системе для снижения давления для емкостей под давлением. Система снижения давления для емкости под давлением, содержащая емкость под давлением и главный клапан, снабженный пневматическим приводом с раскрывающей пружиной, который соединен с одной стороны с емкостью под давлением, содержащей газ внутри нее, и с другой стороны с окружающей средой.

Изобретение относится к системе для снижения давления для емкостей под давлением. Система снижения давления для емкости под давлением, содержащая емкость под давлением и главный клапан, снабженный пневматическим приводом с раскрывающей пружиной, который соединен с одной стороны с емкостью под давлением, содержащей газ внутри нее, и с другой стороны с окружающей средой.

Группа изобретений относится к устройствам для регулирования расхода среды (воздуха). Регулирующее устройство включает шибер с поворотными лопатками, соединенными через передаточный механизм с приводами пассивного и активного принципа действия, кулачковую муфту, промежуточный силовой элемент.

Изобретение относится к системе аварийного расхолаживания ядерного реактора. В заявленной системе теплообменная поверхность аварийного контура выполнена из теплообменных элементов, аналогичных теплообменным элементам парогенератора.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к средствам и методам отвода тепла от корпусов преимущественно водо-водяных реакторов большой мощности, и может быть использовано в системах аварийного охлаждения корпуса реактора для удержания расплава активной зоны в корпусе реактора.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам с реактором, охлаждаемым водой под давлением, и представляет собой устройство аварийного охлаждения реакторной установки, которое содержит ядерный реактор, соединенный циркуляционными трубопроводами с парогенератором, соединенным паропроводом, с установленным на нем быстродействующим запорно-отсечным клапаном, с турбиной и питательным трубопроводом, на котором установлена запорная арматура и обратный клапан с питательным электронасосом.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в системах аварийного отвода тепла, имеющих в своем составе замкнутый контур естественной циркуляции.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Система состоит из установленного на корпусе на виброизолирующей системе (5) ядерного реактора (1), трубопроводов (2), корпуса (4), забортного теплообменника (3), датчиков вибрации (6), датчиков динамической силы (10), исполнительных устройств (9), усилителей мощности (8), системы управления (7).

Изобретение относится к машиностроению, а именно к арматуростроению. Блок управления системой пассивной защиты трубопроводов содержит емкость, соединенную с защищаемым трубопроводом, и обратный клапан.

Система пассивного отвода тепла относится к области атомной энергетики, предназначена для отвода остаточных тепловыделений от реакторной установки и может быть использована в системах пассивного расхолаживания реакторных установок без потребления внешних источников энергии.

Изобретение относится к способу и системе для аварийного и резервного охлаждения ядерного топлива и ядерных реакторов. Система содержит камеру ядерного реактора, имеющую впускной порт и по меньшей мере один резервуар, содержащий жидкий азот, по меньшей мере один резервуар, содержащий выпускной порт, гидравлически соединенный с упомянутым впускным портом камеры ядерного реактора с обеспечением возможности вытекания жидкого азота в камеру по меньшей мере из одного резервуара, и термически активируемый клапан, соединенный с упомянутым входным портом и выполненный с возможностью обеспечивать управление потоком жидкого азота. При этом для жидкого азота, содержащегося в резервуаре, обеспечена возможность поступления в камеру при достижении или превышении температуры среды в камере порогового значения. При этом упомянутый входной порт камеры ядерного реактора расположен выше топливных элементов ядерного реактора. Технический результат – обеспечение эффективного, безопасного и быстродействующего охлаждения ядерного реактора в условиях, когда электрическое питание отсутствует или когда ядерный реактор и ядерное топливо уже перегреты. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

Наверх