Ядерная энергетическая установка

Ядерная энергетическая установка

Реферат

 

Использование: на морских судах. Сущность изобретения: реактор установки снабжен устройством для пассивного отвода тепла от активной зоны в случае аварийного крена судна на угол более 90^o. Устройство для аварийного отвода тепла выполнено в виде нижней торцевой теплорадиационной защиты состоящей из двух частей. Одна часть расположена внутри корпуса реактора над днищем, а другая снаружи, под днищем. В каждой части защиты выполнены каналы циркуляции, заполненные теплоносителем и соединенные между собой двумя трубопроводами, проходящими сквозь днище корпуса реактора. При этом образуется автономная система охлаждения защиты за счет конвекции круговой циркуляции теплоносителя при наклонах корпуса реактора на угол более 90^o. Корпус бассейна с водой выполнен герметичным и контактирует с забортной водой. Если крен судна уменьшается и не превышает 90 ^o, то процесс циркуляции в каналах теплорадиационной защиты и отбор тепла через нее прекращается, а в рабочем теплообменнике процесс конвективного теплосъема восстанавливается. Выполнение тепло-радиационной защиты указанным образом позволяет повысить эффективность радиационной защиты реактора со стороны его днища и улучшить экологическую обстановку в акватории плавания судна. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к конструкциям корпусных водо-водяных ядерных реакторов с корпусом, окруженным бассейном с водой, в частности, к судовым ядерным энергетическим установкам с тепловой и радиационной защитой в нижней торцовой части реактора, позволяющей снизить до допустимого уровня тепло-радиационный след, образующийся от движения судна, а также к реакторам, которые снабжены устройствами для отбора тепла от активной зоны на случай аварии и утраты вследствие этого механизма конвекционного или принудительного отбора тепла от активной зоны.

Известны судовые ядерные энергетические установки, в нижней части корпуса реактора которых установлена торцевая теплорадиационная защита, которая снижает до допустимого уровня образование тепло-радиационного следа, оставшегося после прохождения судна (1).

Недостатком известной тепло-радиационной защиты, устанавливаемой под активной зоной над днищем корпуса реактора, является то, что в случае аварийного крена судна на угол свыше 90^o, когда нарушается конвекционный съем тепла от активной зоны и все тепло от нее поднимается к днищу реактора и там накапливается, то наличие тепло-радиационной защиты в области днища ухудшает теплопередачу через стенку корпуса реактора, как единственно возможного в этом случае пути отвода тепла от активной зоны, что в итоге может привести к перегреву активной зоны и ее расплавлению.

Известна также конструкция судового водо-водяного ядерного реактора, корпус которого окружен бассейном с водой, служащим реакционной защитой от излучения, идущего от реактора, и одновременно являющимся источником для аварийного охлаждения первого контура и непосредственно активной зоны (2).

В случае аварии, связанной с прекращением теплосъема с активной зоны, например, из-за утечки воды из теплообменника, воду из бассейна с помощью насоса подают в контур теплообменника и одновременно другим насосом закачивают воду из бассейна непосредственно в корпус реактора, поддерживая в нем уровень воды выше активной зоны. Включение насоса осуществляется от сигналов контрольных приборов, следящих за режимом работы реактора.

Недостатком известной конструкции ядерного реактора является то, что охлаждение активной зоны в случае аварийного наклона реактора на угол свыше 90^o возможно только при сохранении электропитания насосов, перекачивающих воду из бассейна в теплообменник и корпус реактора. При отсутствии электропитания насосов аварийная система охлаждения активной зоны не работает, что малопригодно для судовых ядерных установок, так как крупные аварии на морских судах нередко сопровождаются выходом из строя и судовой электростанции.

Другим недостатком известного устройства является применение относительно тонкого слоя воды в качестве единственного средства защиты зоны, располагаемой под днищем корпуса.

Недостаточная радиационная защита днища корпуса реактора может приводить к образованию под днищем судна радиационного и теплового следа с недопустимой интенсивностью, что неприемлемо с экологической и военной точек зрения.

Наиболее близким по технической сущности к настоящему техническому решению является водо-водяной ядерный реактор, корпус которого с тепловой изоляцией стенок помещен в бассейн с борированной водой, из которого в случае аварии, связанной с нарушением охлаждения активной зоны, холодная вода из бассейна через входное отверстие в днище корпуса реактора может пассивно поступать во внутрикорпусное пространство только за счет естественной конвекции и охлаждать активную зону (3).

Достигается это за счет того, что корпус реактора выполнен в виде двух труб большого диаметра, вставленных одна в другую, в нижней части которых закреплена активная зона.

Наружные поверхности корпуса реактора и парогенераторов, находящихся в контакте с водой бассейна, покрыты теплоизоляцией, что позволяет поддерживать перепад температур между водой бассейна и теплоносителем до 100^oС.

Теплоноситель к активной зоне подается насосом по центральной трубе, а, пройдя активную зону, поднимается по зазору между трубами. Давление теплоносителя выбрано таким, что внизу у днища корпуса оно равно или чуть больше гидростатического давления столба воды бассейна, что в нормальных условиях работы реактора не позволяет воде из бассейна попадать в корпус реактора.

В случае прекращения принудительной циркуляции теплоносителя в результате, например, остановки насоса или разрыва трубопровода, вода из бассейна как более холодная, а следовательно, и более тяжелая, чем вода теплоносителя, начнет поступать через отверстие в днище корпуса, нагреваться от тепла активной зоны и подниматься вверх по зазору между трубами корпуса.

Вверху в корпусе реактора предусмотрено отверстие для выхода подогретой воды. При полном вытеснении теплоносителя борированной водой из бассейна процесс выделения тепла из активной зоны прекратится и реактор остановится, а остаточное тепло активной зоны снимется за счет естественного конвекционного процесса, который будет происходить в корпусе реактора до тех пор, пока температура бассейновой воды в корпусе реактора и в самом бассейне не уравняются.

Недостатком этой конструкции реактора является то, что активная зона расположена у самого дна бассейна и отсутствует радиационная защита днища корпуса реактора, что создает под днищем высокий радиационный и тепловой фон. Это неприемлемо для судовых ядерных установок, т. е. высокий радиационный и тепловой фон под днищем реактора оставляет за кораблем легко обнаруживаемый след, что недопустимо с экологической и военной точек зрения.

Еще одним недостатком известной конструкции ядерного реактора является возможность вытекания воды из бассейна при гипотетическом аварийном наклоне всей установки на угол свыше 90^o, если представить эту конструкцию на корабле в аварийной ситуации.

Аварийный наклон такого реактора нарушит механизм уравнивания давлений в корпусе и бассейне, что в итоге приведет к перегреву активной зоны, а вытекание жидкой радиационной защиты создают вокруг корпуса реактора недопустимый для окружающей среды радиационный фон.

К этому надо добавить, что для судовых ядерных реакторов наличие одной жидкой радиационной защиты корпуса реактора недостаточно, особенно для аварийных случаев, когда крен судна превышает 90^o и жидкая радиационная защита частично или полностью может вытечь, обнажить корпус реактора и создать вокруг него недопустимый для спасателей и экологии радиационный фон.

Задачей настоящего изобретения является создание судового ядерного реактора, корпус которого окружен бассейном с водой, в котором при аварийном крене судна свыше 90^o и вплоть до переворачивания на 180^o должны обеспечиваться: конвекционный съем тепла от активной зоны за счет холодной воды бассейна; поддержание заданного безопасного уровня радиационного фона под днищем и вокруг корпуса реактора; поддержание постоянного объема заполнения бассейна водой и уровня ее температуры, приближающейся к температуре забортной воды.

Техническим результатом данного изобретения является: 1. Гарантированное охлаждение активной зоны реактора при утрате штатного теплосъема в результате аварийного наклона реактора на угол свыше 90^o. Это охлаждение обеспечивает непрерывный отбор тепла от активной зоны при наклоне корпуса реактора свыше 90^o, включая его полное переворачивание на 180^o.

2. Аварийное охлаждение включается пассивно без вмешательства человека или автоматики только за счет крена судна на угол свыше 90^o.

3. Тепло-радиационный след, оставляемый судном при движении, снижен до уровня, который может быть ниже чувствительности приборов воздушной разведки.

4. В рабочем режиме реактора потери тепла через теплорадиационную защиту практически полностью отсутствуют.

5. В бассейне обеспечивается сохранение постоянного объема воды при любом аварийном крене судна.

6. Температура воды в бассейне стабильно поддерживается постоянной, близкой к забортной.

7. Повышенная эксплуатационная безопасность конструкции тепло-радиационной защиты. При нарушении герметичности какой-либо трубки в каналах циркуляции или трубопроводов, соединяющих части тепло-радиационной защиты, герметичность реактора не нарушается. При этом также сохраняется способность тепло-радиационной защиты отбирать тепло от активной зоны в случае аварийного крена судна на угол свыше 90^o.

Указанный результат достигается за счет того, что в конструкции ядерного реактора для энергетических установок, преимущественно судовых, содержащего корпус размещенный в бассейне с водой, активную зону с системой отбора тепла и теплорадиационную защиту, нижняя торцевая тепло-радиационная защита выполнена из двух частей, одна из которых расположена внутри корпуса над днищем реактора, а другая снаружи под днищем, при этом в каждой части выполнены каналы циркуляции, которые заполнены теплоносителем и соединены между собой двумя трубопроводами, образующими с каналами двух частей тепло-радиационной защиты автономную систему с обеспечение за счет конвекции круговой циркуляции теплоносителя при наклонах корпуса реактора на угол более 90^o, при этом каналы циркуляции в каждой части тепло-радиационной защиты выполнены в виде разветвленного в материале защиты пучка трубок, концы которых объединены в верхний и нижний патрубки, а одноименные патрубки каждой части защиты соединены трубопроводами, проходящими через стенку днища корпуса реактора с обеспечением герметичности. При этом корпус бассейна с водой выполнен герметичным и снаружи имеет контакт с забортной водой.

В штатном теплообменнике реактора обычно процесс отбора тепла от активной зоны происходит за счет нагрева воды в трубках теплообменника, ее конвекционного движения вверх, как более легкой по сравнению с той водой, которая, отдав часть тепла в парогенераторе, охладилась и по другой системе трубок пришла в нижнюю часть теплообменника. Охлажденная вода от тепла активной зоны опять нагревается и процесс идет непрерывно.

В случае наклона реактора на 90^o и более верхняя часть теплообменника, куда должна подниматься нагретая от тепла активной зоны воды, оказывается ниже точки теплообменника, куда входит охлажденная вода, в результате чего процесс съема тепла прекращается.

Если в результате аварии система аварийной защиты реактора не сможет полностью сработать, то возможен перегрев активной зоны и ее расплавление.

Заявленная совокупность известных и отличительных признаков изобретения как раз в таких аварийных условиях не допускает перегрева и возможного расплавления активной зоны. Достигается это за счет отбора тепла от активной зоны и выноса его в бассейн. Роль аварийного теплообменника в этом случае выполняет нижняя торцевая тепло-радиационная защита, состоящая из двух частей, одна из которых расположена над днищем корпуса реактора, а другая под днищем в воде бассейна. В каждой части защиты выполнены каналы циркуляции, заполненные теплоносителем, которые соединены между собой двумя трубопроводами, образующими с ними замкнутую систему круговой циркуляции теплоносителя во всех случаях наклона корпуса реактора на угол свыше 90^o.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 изображены ядерный реактор с корпусом 1, размещенным в бассейне 2 с водой, активная зона 3 с системой 4 отбора тепла, нижняя торцевая тепло-радиационная защита 5, состоящая из верхней части 6 и нижней части 7, соединенных трубопроводами 8. В каждой части тепло-радиационной защиты выполнены каналы циркуляции в виде разветвленных в материале защиты пучков трубок 9, концы которых объединены в верхний 10 и нижний 11 патрубки. Одноименные патрубки каждой части соединены между собой трубопроводами 8, которые с обеспечением герметичности проходят через днище корпуса 1 реактора в точках 12 и 13.

Бассейн 2 с водой помещен в прочную оболочку 14, которая контактирует с забортной водой 15.

На фиг. 2 показано положение реактора при максимально возможном аварийном угле крена судна, равным 180^o, так называемое, положение оверкиль.

Тепло-радиационная защита днища корпуса ядерного реактора работает следующим образом.

При отсутствии аварийного крена судна процесс конвекционного циркулирования теплоносителя в каналах тепло-радиационной защиты не происходит и тепло из корпуса реактора в воду бассейна не отводится. Объясняется это тем, что нагретый теплоноситель тепло-радиационной защиты собирается только в той части защиты, которая находится выше, т. е. в данном случае над днищем в корпусе реактора.

В случае аварийного наклона корпуса реактора на угол свыше 90^o сверху уже оказывается часть тепло-радиационной защиты, находящаяся под днищем корпуса реактора в холодной бассейновой воде. Горячий теплоноситель из части тепло-радиационной защиты, находящейся внутри корпуса реактора, в этом случае в силу конвекционных процессов начнет поступать в каналы циркуляции тепло-радиационной защиты, находящейся под днищем реактора в холодной воде бассейна, и охлаждаться. Охлажденный теплоноситель как более тяжелый будет "стекать" в каналы циркуляции части защиты, находящейся в корпусе реактора, а там опять нагреваться и поступать в часть защиты, находящейся в бассейновой воде, т. е. наступит круговая циркуляция теплоносителя в каналах обеих частей тепло-радиационной защиты. Круговая циркуляция обеспечит непрерывный отбор тепла от активной зоны за счет воды бассейна и предохранит ее от перегрева.

Температура воды бассейна 2 непрерывно охлаждается из-за постоянного контакта оболочки 14 бассейна с забортной водой 15.

В связи с этим в случае аварии тепло от зоны будет рассеиваться в окружающей судно воде.

Такой ядерный реактор для энергетических установок, преимущественно судовых, позволяет в случае аварии судна с креном свыше 90^o, когда в рабочем теплообменнике нарушается конвекционный процесс и теплоотбор от активной зоны прекращается, охлаждать активную зону, отбирая от нее тепло с помощью тепло-радиационной защиты днища корпуса реактора.

Таким образом тепло-радиационная защита в рабочем режиме выполняет одновременно и тепловую и радиационную защиту реактора, а в аварийных условиях, связанных с креном судна или его опрокидыванием, к этим функциям добавляется еще и функции защиты активной зоны реактора от перегрева.

При возвращении судна в транспортное положение штатный теплообменник конвекционного типа возобновляет отбор тепла от активной зоны, а тепло-радиационная защита его прекращается без участия какого-либо внешнего воздействия.

Данная конструкция ядерного реактора позволяет создавать экологически безопасные судовые ядерные энергетические установки, снабженные пассивной защитой активной зоны от перегрева на случай аварийного крена судна свыше 90^o, включая полное затопление судна в состоянии оверкиль, когда затонувшее судно оказывается на дне вверх килем.

При этом система охлаждения активной зоны вступает в действие пассивно без участия автоматики и каких-либо движущихся механизмов, что делает эту систему защиты максимально надежной при самых тяжелых морских катастрофах. Кроме того, наличие отдельной тепло-радиационной защиты нижней торцевой части корпуса реактора обеспечивает при авариях с опусканием на дно безопасный радиационный фон вокруг судна, крайне необходимый на случай проведения работ по его подъему.

Формула изобретения

1. Ядерная энергетическая установка, преимущественно судовая, содержащая корпус, размещенный в бассейне с водой, активную зону с системой отбора тепла и теплорадиационную защиту, отличающаяся тем, что нижняя торцевая теплорадиационная защита выполнена из двух частей, одна из которых расположена внутри корпуса над днищем реактора, а другая снаружи под днищем, при этом в каждой части выполнены каналы циркуляции, которые заполнены теплоносителем и соединены между собой двумя трубопроводами, образующими с каналами двух частей теплорадиационной защиты автономную систему с обеспечением за счет конвекции круговой циркуляции теплоносителя при наклонах корпуса реактора на угол более 90^o.

2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что каналы циркуляций в каждой части теплорадиационной защиты выполнены в виде разветвленного в материале защиты пучка трубок, концы которых объединены в верхний и нижний патрубки, а одноименные патрубки каждой части защиты соединены трубопроводами, проходящими через стенку днища корпуса реактора с обеспечением герметичности.

3. Установка по п.1, отличающаяся тем, что корпус бассейна с водой выполнен герметичным и контактирует с забортной водой.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2