Ядерный реактор
NUCLEAR REACTOR

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности для удаленных территорий.
Известны ядерные реакторы бассейнового типа, в которых функцию биологической защиты выполняет толстый слой воды (И.А. Чусов, А.С. Шелегов, О.Ю. Кочнов. Особенности конструкций исследовательских реакторов водо-водяного типа. // Известия вузов. - Ядерная энергетика. 2016. - №3. - С. 116-126).
Недостатком известных устройств является возможный выход воды, прошедшей активную зону и активированной изотопом азот-16, непосредственно на поверхность бассейна реактора, что ведет к недопустимому уровню дозовой нагрузки в реакторном зале.
Наиболее близкими по технической сущности к заявляемому устройству является ядерный реактор ВГР-50 (Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008. - 136 с.). Реактор содержит массивный твердый верхний блок биологической защиты, размещенный в верхней части корпуса ядерного реактора, выполненный из нейтронно- и гаммапоглощающего материала.
Недостатком такого устройства является большая масса поглощающего материала, что затрудняет транспортировку и монтаж реактора, а также увеличивает массу захораниваемых материалов при выводе реактора из эксплуатации.
Перед авторами стояла задача устранения указанных недостатков, а именно создание атомного реактора, обладающего уменьшенной массой конструкционного материала.
Для решения поставленной задачи в ядерном реакторе, содержащем герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону, герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны, при этом общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости. На поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция. Теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки.
Технический результат - уменьшение массы конструкционного материала.
Сущность изобретения поясняется фигурами, на фиг. 1 представлено схематическое изображение устройства. На фигуре приняты следующие позиционные обозначения: 1 - крышка корпуса реактора, 2 - стакан корпуса реактора, 3 - горизонтальная перегородка, 4 - теплоизоляция, 5 - верхняя полость, 6 - нижняя полость, 7 - перепускная труба, 8 - корзина реактора, 9 - активная зона, 10 - боковой отражатель, 11 - тяги органов СУЗ, 12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе, 13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности, 14 - теплообменник.
Ядерный реактор содержит герметичнопрочный корпус реактора, включающий крышку корпуса реактора 1 и стакан корпуса реактора 2, соединенных фланцами через горизонтальную перегородку 3 с теплоизоляцией 4. Горизонтальная перегородка 3 делит объем реактора на две части - верхнюю полость 5 и нижнюю полость 6. Полости соединены между собой вертикальной перепускной трубой 7, верхний срез которой открывается в верхнюю полость 5 непосредственно на горизонтальной перегородкет3, а нижний - в нижнюю полость 6 на уровне верхнего среза активной зоны 9, размещенной в нижней части корзины реактора 8. На внешней поверхности корзины реактора 8 на уровне активной зоны 9 размещен боковой отражатель 10. Контроль реактивности реактора ведется органами СУЗ, тяги органов СУЗ 11 пропущены в гильзах через верхнюю полость 5 и крышку корпуса реактора 1 к приводам, размещенным вне корпуса реактора. Активная зона 9 реактора залита теплоносителем, при остановленном и охлажденном реакторе уровень теплоносителя устанавливается на отметке 12, при работе реактора на мощности теплоноситель частично перетекает в верхнюю полость 5, заполняя ее, а нижней полости 6 уровень теплоносителя устанавливается на отметке 13. В нижней полости 6 между уровнем теплоносителя при работе реактора на мощности 13 теплоизоляцией 4 горизонтальной перегородки 3 размещены теплообменники 14 для отвода тепла из нижней полости 6 корпуса ядерного реактора.
Устройство работает следующим образом.
При остановленном и захоложенном реакторе теплоноситель стекает в нижнюю полость 6 и устанавливается на отметке 12, при этом столб теплоносителя выполняет функции биологической защиты от остаточного радиоактивного излучения облученного топлива. Поскольку короткоживущие радиоактивные примеси в теплоносителе отсутствуют, высоты столба теплоносителя над активной зоной достаточно для снижения дозовой нагрузки в реакторном зале до приемлемого уровня даже при наличии термоконвективного выноса теплоносителя на уровень поверхности теплоносителя в холодном реакторе 12 из-за отсутствия его активации потоком нейтронов в активной зоне 9.
При выводе реактора на мощность начинается активация теплоносителя и подъем его температуры. С учетом теплоотвода в зал реактора от крышки корпуса реактора 1 можно утверждать, что температура в верхней полости 5 устанавливается на более низком уровне, чем в нижней полости 6. Поэтому вследствие разницы в давлениях насыщения теплоноситель из нижней полости 6 по перепускной трубе 7 передавливается в верхнюю полость 5, при этом теплоноситель отбирается из опускного участка тракта теплоносителя, с низким содержание короткоживущих радиоактивных изотопов. В результате под горизонтальной перегородкой 3 формируется паровая камера, в которой идет конденсация радиоактивного пара на поверхности теплообменников 14, а выше паровой камеры расположен слой неактивированного теплоносителя, выполняющего роль биологической защиты. При возникновении аварийной ситуации, связанной с потерей теплоносителя при работе реактора на мощности, происходит снижение уровня теплоносителя в стакане корпуса реактора 2 без слива теплоносителя из верхней полости 5, то есть сохраняются защитные функции. При опускании уровня теплоносителя до верхнего среза активной зоны 9 осушается нижний конец перепускной трубы 7, давление в полостях 5 и 6 выравнивается и теплоноситель перетекает в нижнюю полость 6, препятствуя осушению твэл и плавлению активной зоны 9. теплоизоляции
Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 на поверхности горизонтальной перегородки может быть размещена теплоизоляция 4.
Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 теплообменники 14 могут быть пропущены через шахту с теплоизолированными стенками и размещены ниже горизонтальной перегородки 3.
Пример конкретного исполнения устройства - водоводяной кипящий реактор с давлением пара 16 атм, с диаметром корпуса 4 м и высотой 11 м. Толщина стенок из нержавеющей стали - 20 мм, общая масса корпуса 26 тонн, что допускает его транспортировку любым видом транспорта двумя блоками заводского изготовления - крышка корпуса реактора и стакан корпуса реактора. Горизонтальная перегородка выполнена в виде диска толщиной 10 мм, зажатого между фланцами крышки корпуса реактора и стакана корпуса реактора. Перепускная труба - из нержавеющей стали 100×2. Конструкция активной зоны и твэл - аналогичны таковым реактора ВК-50. Крепление ТВС в корзине реактора - замковое в опорной плите активной зоны. Теплоноситель - вода - заливается в стакан корпуса реактора до уровня ниже теплоизоляции 4 на 20 см. При выводе реактора на номинальную мощность температура воды в нижнем объеме возрастает до 200°С, давление поднимается до 16 атм и вода передавливается из нижней полости в верхнюю. Высота верхней полости - 2 м, что достаточно для поглощения ионизирующего излучения от радиоактивного пара под горизонтальной перегородкой.
В предложенном устройстве функции верхней биологической защиты выполняет слой не активированного теплоносителя и отсутствует твердая защита от ионизирующего излучения, что существенно снижает массу реактора. Кроме того, вода, заполняющая верхнюю полость, является аварийным запасом, обеспечивающим функцию пассивной защиты активной зоны от расплавления при инцидентах, связанных с потерей теплоносителя первого контура. Следует также отметить, что реализация технического решения не ведет к увеличению габаритов реактора, поскольку избыточная вода, перетекающая в верхнюю полость при работе реактора на мощности, в расхоложенном состоянии реактора занимает объем парового пространства с теплообменниками.
Использование изобретения позволяет снизить транспортные расходы, сократить сроки монтажа и уменьшить объем захораниваемых радиоактивных материалов при выводе установки из эксплуатации.
Перечень позиций
1 - крышка корпуса реактора
2 - стакан корпуса реактора
3 - горизонтальная перегородка
4 - теплоизоляция
5 - верхняя полость
6 - нижняя полость
7 - перепускная труба
8 - корзина реактора
9 - активная зона
10 - боковой отражатель
11 - тяги органов СУЗ
12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе
13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности
14 - теплообменник