СИСТЕМА ПАССИВНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ
PASSIVE SAFETY SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, касается усовершенствования пассивной системы безопасности и может быть использовано при создании ядерных реакторов и АЭС на основе концепции максимально надежной защищенности ядерного реактора.
Известна система пассивной безопасности ядерной энергетической установки, использующая для охлаждения днища корпуса реактора затопление приямка корпуса водой и спринклерную систему для охлаждения верней части корпуса и компенсации испарившейся воды (Патент РФ №2055408, опубл. 27.02.96, МПК G21C 9/00).
Недостатком известной системы является образование паровой пленки на внешней поверхности корпуса реактора, отделяющей его от охлаждающей воды и снижающей перенос тепла от аварийной энергетической установки.
Наиболее близкой по технической сущности является система пассивной безопасности, содержащая реакторное помещение с реактором и приямком для сбора воды, в котором установлен теплообменник-испаритель легкокипящей жидкости, паровая фаза легкокипящей жидкости соединена с турбиной, приводящей циркуляционные насосы легкокипящей жидкости и охлаждающей воды в спринклерной системе (Патент РФ №2030801, опубл.09.09.95, МПК G21C 13/00,15/18).
Недостатком известной системы является недостаточная теплоотдача от корпуса реактора, обусловленная образованием парового слоя на гладкой поверхности корпуса реактора и падением слоя воды в приямок фактически без контакта с горячим корпусом реактора.
Техническим результатом, решаемым изобретением, является повышение теплоотдачи от корпуса реактора за счет развития поверхности теплообмена и создания условий, препятствующих бесконтактному скатыванию охлаждающей воды.
Это достигается тем, что в системе пассивной безопасности ядерной энергетической установки, содержащей герметичное реакторное помещение с размещенным в нем реактором, спринклерную группу, коллектор пара, выход которого соединен с паровым входом эжекторного парового насоса, всасывающий вход соединен трубопроводом, оснащенным регулировочным вентилем, с резервуаром охлаждающей воды, нагнетающий выход парового эжекторного насоса соединен трубопроводом с охлаждаемой полостью теплообменника, соединенной с резервуаром охлаждающей воды, в теплоотводящую полость теплообменника подается внешний теплоноситель, резервуар охлаждающей жидкости напорным трубопроводом соединен с вентилем регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод питания спринклерной группы, распыляющую воду на внешнюю поверхность корпуса реактора, на внешней поверхности корпуса реактора нанесены слои сферических теплопроводящих элементов, а в нижней части реактора размещен поддон, соединенный трубопроводом и регулирующим вентилем с резервуаром охлаждающей воды.
Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 изображена функциональная схема системы пассивной безопасности ядерной энергетической установки; на фиг.2 изображен фрагмент корпуса реактора с нанесенными на внешнюю поверхность корпуса реактора сферическими теплопроводящими элементами.
Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки содержит герметичное реакторное помещение 1, корпус ректора 2, спринклерную группу 3, коллектор пара 4, выход которого соединен с паровым входом эжекторного парового насоса 5, всасывающий вход соединен трубопроводом 6, оснащенным регулировочным вентилем 7, с резервуаром 8 охлаждающей воды, нагнетающий выход парового эжекторного насоса 5 соединен трубопроводом с охлаждаемой полостью теплообменника 9, соединенной с резервуаром 8 охлаждающей воды, в теплоотводящую полость теплообменника 9 подается внешний теплоноситель 10, резервуар 8 охлаждающей жидкости напорным трубопроводом 11 соединен с вентилем 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентилем 14 регулирования подачи с трубопроводом 15 подачи охлаждающей воды в поддон 16, на внешнюю поверхность корпуса реактора 2 нанесено не менее трех слоев сферических теплопроводящих элементов 17, а на коллектор пара 4 установлен предохранительный клапан 18.
Система пассивной безопасности ядерной энергетической установки работает следующим образом.
При возникновении аварийной ситуации открываются вентиль 12 регулирования подачи охлаждающей воды в трубопровод 13 питания спринклерной группы и вентиль 14 регулирования подачи охлаждающей воды в поддон 16 по трубопроводу 15. Распыленная группой спринклеров вода попадает на покрытую слоями сферических теплопроводящих элементов 17 боковую поверхность корпуса реактора и по зазорам между ними, нагреваясь за счет контакта, проникает к гладкой внешней поверхности корпуса реактора 2, где и закипает. Пар по зазорам удаляется от поверхности корпуса реактора, а новые порции воды, стекая по сферическим теплопроводящим элементам, вновь проникают к поверхности корпуса реактора. По трубопроводу 15 вода из резервуара охлаждающей воды через вентиль 14 поступает в поддон 16, где, смачивая сферические теплопроводящие элементы, проникает к корпусу реактора 2. Происходят нагрев и испарение охлаждающей воды. Образовавшийся в герметичном реакторном помещении 1пар поступает в коллектор 4 пара, откуда направляется на паровой вход эжекторного парового насоса, всасывающий патрубок которого соединен с резервуаром 8 охлаждающей воды. Пар, совершая работу и смешиваясь с всасываемой водой, проходит первую стадию охлаждения. С выхода парового эжекторного насоса пароводяная смесь поступает в теплообменник 9, где охлаждается внешним теплоносителем 10, и уже в виде охлажденной воды поступает в резервуар охлаждающей воды 8, откуда по трубопроводу 11 вновь подается в спринклерную группу 3 и в поддон 16. Таким образом замыкается пароводяной цикл отвода тепла от корпуса реактора и передачи его во внешнюю среду. При этом за счет развитой поверхности слоев сферических теплопроводящих элементов существенно повышается интенсивность теплообмена, а извилистые траектории движения охлаждающей воды по зазорам между сферическими элементами не дает возможности ее скатывания в приямок без теплового обмена с внешней поверхностью корпуса реактора.
Использование изобретения обеспечивает повышение теплоотдачи от корпуса реактора за счет развития поверхности теплообмена и создание условий, препятствующих бесконтактному скатыванию охлаждающей воды.