АВАРИЙНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
EMERGENCY NUCLEAR REACTOR COOLING SYSTEM

Изобретение относится к атомной энергетике и применяется на водо-водяных ядерных реакторах, содержащих аварийную систему охлаждения, и способу охлаждения, который может быть использован для охлаждения активной зоны ядерного реактора (далее - реактор) в случае возможной аварии, выражающейся в утечке охлаждающей жидкости из первого контура системы охлаждения реактора, выхода из строя главного циркуляционного насоса и служит для максимального уменьшения или исключения нерасчетного повышения температуры активной зоны реактора.
Надежность водо-водяных реакторов во многом определяется надежностью обеспечения отвода остаточного тепла от активной зоны в условиях разрыва или разуплотнения первого контура либо выхода из строя главного циркуляционного насоса. Для охлаждения активной зоны реактора в этих условиях обычно предусматривается система дополнительных расположенных выше реактора гидроемкостей, которые при нормальной работе реактора находятся в режиме ожидания.
Аварийная система содержит ядерный реактор, размещенный в защитном кожухе, основные трубопроводы первого, второго и контура от пруда охладителя, запорной арматуры и клапанов, трубопроводов аварийной системы.
Известна система по патенту RU №2037893 от 19.06.1995, которая содержит теплообменник и контур циркуляции теплоносителя ядерной энергоустановки, параллельно которому подключен струйный насос в виде инжектора-конденсатора. Вход струйного насоса по инжектируемой среде соединен с выпускным каналом теплообменника, впускной канал которого соединен с теплоисточником в области, предназначенной для конденсата. На выходном трубопроводе струйного насоса установлен обратный клапан, между которым и струйным насосом помещен конденсационный модуль, с помощью которого осуществляется запуск системы. Конденсат из теплоисточника (парогенератора или реактора) поступает в теплообменник, охлаждается в нем и подается в сопло инжектируемого потока струйного насоса. Недостатком такой системы является ограниченность ее действия по времени объемом выпариваемых запасов воды.
Известна система аварийного расхолаживания по патенту RU №111336 от 10.12.2011, в которой отвод остаточных тепловыделений от реактора происходит через промежуточный контур, теплообменник-конденсатор которого размещен в цистерне запаса воды, выпариваемой в атмосферу. После осушения цистерны водяной затвор в цистерне исчезает и теплообменник-конденсатор работает в режиме воздушного теплообменника. Недостатком такой системы является ограниченность времени ее эффективного действия в пассивном режиме запасами воды в цистерне, а также то, что про мере выпаривания воды уменьшаются поверхность теплообменника-конденсатора, охлаждаемая водой, и эффективность теплопередачи. Отвод остаточных тепловыделений после выпаривания запасов воды может быть недостаточным вследствие низкой эффективности теплоотдачи к воздуху.
Известна наиболее близкий к заявляемому изобретению и выбранный в качестве прототипа аварийная система по патенту RU №134687 от 20.11.2013, содержащая контур циркуляции теплоносителя, теплообменник, погруженный в водный объем емкости с запасом воды, отличающаяся тем, что емкость с запасом воды выполнена герметичной и снабжена устройством ограничения давления, а система пассивного отвода тепла дополнена атмосферной емкостью с запасом воды и пароводяным инжектором с подключением последнего по пару и через обратный клапан по воде к герметичной емкости с запасом воды, к запасу воды в атмосферной емкости, а также через обратный клапан - к атмосфере, при этом герметичная емкость с запасом воды соединена дренажным трубопроводом, на котором установлено пассивное устройство регулирования уровня воды в ней, с атмосферной емкостью запаса воды, расположенной ниже уровня установки герметичной емкости с запасом воды и соединенной трубопроводом с внешним водоемом. Недостатком данной системы является то, что система охлаждения является пассивной и не предусматривает охлаждение первого контура ядерного реактора.
Технической задачей, решаемой изобретением, является обеспечение более безопасной эксплуатации контура охлаждения ядерного реактора и эффективного охлаждения активной зоны реактора при аварийных ситуациях, связанных с разрывом или разуплотнением одного или нескольких из независимых трубопроводов подвода теплоносителя первого контура циркуляции, а также выхода из строя главного циркуляционного насоса.
Техническая задача решается в результате использования заявленного изобретения и заключается в:
- отсутствии установки дорогостоящей аварийной системы с ограниченным внешним источником охлаждающей жидкости;
- использовании в аварийной системе приборов и оборудования, установленных на АЭС;
- использовании практически неограниченного источника охлаждения;
- отсутствии попадания радиоактивных веществ из первого контура охлаждения реактора во второй контур и окружающую среду, так как давление, создаваемое главным питательным насосом, превышает давление теплоносителя, создаваемое главным циркуляционным насосом;
- трубопроводы аварийной системы образуют замкнутый контур аварийного охлаждения, в зоне наименьшей вероятности разрыва первого контура охлаждения реактора;
- восстановлении необходимого объема циркулирующего теплоносителя в первом контуре и конденсаторе, что не позволит температуре в активной зоне реактора подняться выше критической до остановки ядерного реактора.
Изобретение поясняется чертежом, где на фиг. 1 изображен общий вид аварийной системы охлаждающего устройства ядерного реактора.
Аварийная система работает в двух режимах.
Первый режим: разрыв или разуплотнение трубопроводов первого контура циркуляции теплоносителя охлаждения ядерного реактора.
При разрыве или разуплотнении трубопроводов первого контура 11 циркуляции теплоносителя охлаждения ядерного реактора 2 (далее реактор), размещенного в защитном кожухе 1 в момент начала аварии, как только начнет падать давление теплоносителя в активной зоне реактора 2 и в первом контуре охлаждения 11, срабатывает аварийная система охлаждения реактора. Сразу открываются впускные и выпускные клапаны односторонней подачи теплоносителя трубопровода 4 и 10 аварийной системы. Охлаждающая вода под давлением, создаваемым главным питательным насосом 5 через впускной клапан трубопровода 4 и через выпускной клапан трубопровода аварийной системы 4, начинает поступать в первый контур 11 охлаждения реактора 2. При повышении давления в первом контуре охлаждения 11 за счет совместной работы главного питательного насоса 5 и главного циркуляционного насоса 13 теплоноситель, охлаждая активную зону реактора 2 за счет впускного клапана трубопровода 10 аварийной системы, перекрывающего доступ в первый контур 11 при помощи выпускного клапана трубопровода аварийной системы 10, поступает в парогенератор 12. В парогенераторе 12 теплоноситель разделяется на пар и воду. Пар по трубопроводу 14 поступает под давлением на паровую турбину 15, которая вращает ротор генератора 16. В дальнейшем за счет прокачки главного циркуляционного насоса 13 охлажденный теплоноситель поступает в первый контур охлаждения 11 реактора 2 и далее циркулирует с новым объемом охлаждающей воды из трубопровода аварийной системы 4 по описанной выше схеме.
Второй режим: разрыв, разуплотнение трубопроводов циркуляции теплоносителя первого контура 11 охлаждения ядерного реактора 2 в районе главного циркуляционного насоса 13 между парогенератором 12 и ядерным реактором 2 или прекращения работы главного циркуляционного насоса 13.
При разрыве разуплотнение трубопроводов циркуляции теплоносителя первого контура 11 в районе главного циркуляционного насоса 13 между парогенератором 12 и реактором 2 или прекращения его работы, в момент начала аварии, как только начнет падать давление теплоносителя в активной зоне реактора 2 и в первом контуре охлаждения 11, срабатывает аварийная система охлаждения реактора. Сразу включаются впускные и выпускные клапаны односторонней подачи теплоносителя трубопровода 4 и 10 аварийной системы. Охлаждающая вода под давлением, создаваемым главным питательным насосом 5 через впускной клапан трубопровода 4 и через выпускной клапан трубопровода аварийной системы 4, начинает поступать в первый контур 11 охлаждения реактора 2. При повышении давления в первом контуре охлаждения 11 за счет совместной работы главного питательного насоса 5 и главного циркуляционного насоса 13 теплоноситель, охлаждая активную зону реактора 2 за счет впускного клапана трубопровода 10 аварийной системы, перекрывающего доступ в первый контур 11 при помощи выпускного клапана трубопровода аварийной системы 10, поступает в парогенератор 12. В парогенераторе 12 теплоноситель разделяется на пар и воду. Пар по трубопроводу 14 поступает под давлением на паровую турбину 15, которая вращает ротор генератора 16. В дальнейшем за охлажденный теплоноситель через впускные и выпускные клапаны односторонней подачи теплоносителя трубопровода 3 аварийной системы за счет прокачки главного питательного насоса 5 охлажденный теплоноситель поступает в первый контур охлаждения 11 реактора 2 и далее циркулирует с новым объемом охлаждающей воды из трубопровода аварийной системы 4 по описанной выше схеме.
При уменьшении теплоносителя в конденсаторе 6, охлаждаемого при помощи питательного насоса 8, прокачивающего воду из пруда охладителя 9 по вспомогательному контуру 7, автоматически при помощи впускного клапана (на схеме не показано) пополняет запасы теплоносителя до необходимого уровня.
Изобретение является промышленно применимым, так как оно может применяться в промышленности в области выработки атомной энергии. Заявителем не выявлены источники, содержащие информацию о технических решениях, применяемых в настоящем изобретении, что позволяет сделать вывод о его соответствии критерию «новизна».
Изобретение имеет изобретательский уровень, так как для специалиста оно явным образом не следует из уровня техники. Существующий уровень техники для данного изобретения не содержит сведения, ставшие общедоступными в мире до даты приоритета изобретения.