ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА
NUCLEAR POWER PLANT

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в реакторных установках с контуром тяжелого жидкометаллического теплоносителя.
Наиболее близкой по совокупности существенных признаков к заявляемому изобретению является ядерная энергетическая установка, содержащая ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, по крайней мере, один парогенератор погружного типа и конденсатор пара, сообщенный с парогенератором выходом по газу парогенератора. (RU 2320035, МПК G21C 9/00, опубл. 20.03.2008).
При эксплуатации установки возможна такая аварийная ситуация, как «межконтурная неплотность парогенератора», заключающаяся в разрыве теплообменной поверхности парогенератора, в результате которой в жидкометаллический теплоноситель начинает поступать пароводяная смесь, образуя двухкомпонентный поток жидкий металл-пароводяная смесь. Поток по трубопроводам циркуляции теплоносителя попадает в реактор для охлаждения активной зоны. Поступление молекул воды в большом количестве в активную зону реактора может привести к ее «разгону», и как, следствие, разрушению.
Частично пузыри пара сепарируются на свободной поверхности парогенератора, поступают в его газовый объем, после чего через выход по газу - в конденсатор, снижая, таким образом, количество молекул воды в теплоносителе.
Однако при отсутствии интенсивной сепарации пара из потока в активную зону может поступить такое количество молекул воды, при котором наступает неуправляемое увеличение реактивности и неконтролируемый разгон реактора.
Недостатком известной ядерной энергетической установки является низкая безопасность установки при аварии «межконтурная неплотность парогенератора» из-за недостаточной сепарации пара из тяжелого жидкометаллического теплоносителя.
Задачей, на решение которой направлено изобретение, является обеспечение ядерной безопасности реакторной установки при аварии «межконтурная неплотность парогенератора».
Техническим результатом изобретения является увеличение сепарации пара из теплоносителя, исключение неуправляемого роста реактивности и неконтролируемого разгона реактора.
Указанный технический результат достигается тем, что ядерная энергетическая установка, содержащая ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, по крайней мере, один парогенератор погружного типа и конденсатор пара, сообщенный с парогенератором выходом по газу парогенератора, дополнительно снабжена сепаратором пара, при этом сепаратор пара установлен после парогенератора и сообщен выходом по газу с конденсатором пара.
Сущность изобретения поясняется чертежом, где на фиг. 1 изображена ядерная энергетическая установка (общий вид).
Ядерная энергетическая установка содержит ядерный реактор 1 с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, парогенератор 2 погружного типа, установленный после парогенератора 2 сепаратор пара 3, циркуляционный насос 4, конденсатор пара 5 и трубопроводы циркуляции теплоносителя. Последовательно соединенные по теплоносителю трубопроводами циркуляции: реактор 1- парогенератор 2 - сепаратор пара 3 - циркуляционный насос 4 - реактор 1 образуют контур тяжелого жидкометаллического теплоносителя. А свободные от теплоносителя полости реактора 1, парогенератора 2, сепаратора пара 3 и насоса 4 заполнены защитным газом и сообщены с конденсатором 5 пара выходами по газу.
Работа ядерной энергетической установки в потенциально опасном аварийном режиме «межконтурная неплотность парогенератора» осуществляется следующим образом.
При появлении межконтурной негерметичности теплообменной поверхности в парогенераторе 2 в контур жидкого металла поступает пароводяная смесь, образуя двухкомпонентный поток жидкий металл-пароводяная смесь.
Частично пузыри пара сепарируются на свободной поверхности в парогенераторе 2 и поступают в конденсатор 5 через выход газа парогенератора 2. Однако при большой течи из теплообменной поверхности сепарации пара в парогенераторе может быть недостаточно для достижения в потоке теплоносителя безопасного уровня молекул воды. Поэтому после парогенератора 2 устанавливают сепаратор пара 3, в котором теплоноситель подвергается дополнительной сепарации.
В сепараторе 3 пузыри пара выходят из потока тяжелого металла в газовый объем сепаратора 3, и далее, в конденсатор 5. В конденсаторе пара 5 сконденсированный пар стекает в нижнюю часть конденсатора 5, откуда через штуцер (на чертеже не показан), запорный вентиль (на чертеже не показан) и трубопровод (на чертеже не показан) отводится в систему «грязных вод». Этот вентиль открывается автоматически при поступлении сигнала от верхнего сигнализатора уровня воды в конденсаторе и закрывается автоматически при поступлении сигнала от нижнего сигнализатора уровня воды в конденсаторе.
После сепаратора 3, дополнительно очищенный от пара поток с существенно меньшим количеством пузырей пара, которые не являются опасным с точки зрения увеличения реактивности и разгона активной зоны реактора через циркуляционный насос 4 поступает в ядерный реактор 1.