Ядерный реактор бассейнового типа

Ядерный реактор бассейнового типа

Реферат

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.