ВОДО-ВОДЯНОЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР БАССЕЙНОВОГО ТИПА ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ИЗОТОПОВ

Полезная модель относится к области ядерной энергетики, а именно, к водо-водяным ядерным реакторам бассейнового типа для производства изотопов.
Наиболее близким по своей совокупности существенных признаков к описываемой полезной модели является водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа для производства изотопов, содержащий бак, окруженный бетонным массивом и разделенный на две полости - бассейн реактора, в котором размещены активная зона, и бассейн хранилища, предназначенный для хранения отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств (патент РФ №2497207, МПК G21C 1/14, опубл. 27.10.2013).
В известном ядерном реакторе металлический бак выполнен вытянутой призматической формы и разделен на бассейн реактора и бассейн хранилища вертикальной перегородкой, расположенной перпендикулярно большим сторонам бака в его средней части, при этом и бассейн реактора, и бассейн хранилища окружены бетонным массивом биологической защиты.
При возникновении аварийных ситуаций, связанных с разгерметизацией бассейна реактора, происходит утечка теплоносителя через бетонный массив вследствие наличия в нем неплотностей, что может привести к обезвоживанию активной зоны с дальнейшим расплавлением топливных элементов.
Охлаждение активной зоны осуществляется принудительной циркуляцией. При возникновении аварийных ситуаций, связанных с прекращением принудительной циркуляции теплоносителя через активную зону, отвод тепла из бассейна реактора осуществляется в бетонный массив, окружающий бассейн реактора и обладающий низким коэффициентом теплоемкости, что может привести к разогреву теплоносителя и возникновению кипения на твэлах с последующей потерей их герметичности.
Кроме того, небольшой водяной объем между активной зоной и биологической защитой приводит к большим энерговыделениям в бетонном массиве от нейтронного излучения. Поэтому, чтобы снизить тепловые нагрузки на него, в районе расположения активной зоны бетонный массив, прилегающий к бассейну реактора, имеет слой защиты из тяжелого бетона, охлаждаемой автономным контуром с циркулирующей водой, что обеспечивает снижение тепловыделения и температуры в основной толще бетона до приемлемых значений.
Недостатком известного ядерного реактора является невысокий уровень безопасности при возникновении указанных выше аварийных ситуаций, наличие дополнительного слоя тяжелого бетона и оборудования для охлаждения бетонного массива в области расположения активной зоны, а также значительные массогабаритные характеристики реакторной установки, что приводит к увеличению металлоемкости конструкции реактора, большим габаритам реакторного здания и, как следствие, высокой стоимости установки.
Задачей, на решение которой направлена настоящая полезная модель является повышение уровня безопасности и надежности ядерного реактора для производства изотопов, а также снижение стоимости реакторной установки.
Техническим результатом полезной модели является снижение вероятности обезвоживания активной зоны при разгерметизации бассейна реактора; перегрева теплоносителя, и, как следствие, кипения на твэлах при отсутствии циркуляции теплоносителя через активную зону; а также уменьшения металлоемкости конструкций бассейна хранилища и габаритных размеров здания при сохранении полезного объема бассейна хранилища.
Технический результат достигается за счет того, что в водо-водяном ядерном реакторе бассейнового типа для производства изотопов, содержащем бак, окруженный бетонным массивом и разделенный на две полости - бассейн реактора, в котором размещена активная зона, и бассейн хранилища, предназначенный для хранения отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств, согласно полезной модели, бассейн реактора расположен внутри бассейна хранилища.
Кроме того, оси симметрии бассейнов совпадают.
Кроме того, бассейн реактора повторяет форму бассейна хранилища.
Кроме того, бассейны выполнены цилиндрической формы.
Сущность полезной модели поясняется чертежами, где на фиг. 1 изображен водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа для производства изотопов (продольный разрез Б-Б), на фиг. 2 изображен водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа для производства изотопов (поперечный разрез А-А).
Водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа для производства изотопов содержит бак 1. С целью уменьшения габаритных размеров и снижения материалоемкости установки бак 1 может быть выполнен цилиндрической формы. Бак 1 заключен в массив биологической защиты 2 из бетона и разделен на верхнюю и нижнюю части горизонтальной опорной плитой 3. Нижняя часть представляет собой емкость 4, служащую для снижения активности теплоносителя за счет распада короткоживущих изотопов в теплоносителе. Верхняя часть бака разделена на две полости 5 и 6, которые расположены одна в другой таким образом, что оси симметрии обеих полостей совпадают. Внутренняя полость 5 представляет собой бассейн реактора, а полость 6, окружающая полость 5, является бассейном хранилища отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств. Бассейн реактора 5 повторяет форму бассейна хранилища 6 с целью обеспечения равномерного распределения водяного объема бассейна хранилища вокруг бассейна реактора, и как следствие, улучшения теплоотвода и уменьшения габаритных размеров реакторной установки.
Бассейн реактора 5 сообщен с трубопроводом подвода теплоносителя 7, проходящим через бассейн хранилища 6, а емкость 4 сообщена с трубопроводом отвода теплоносителя 8, проходящим также через бассейн хранилища 6. В бассейне реактора 5 размещена активная зона 9 с отражателем 10, по крайней мере, один вертикальный или горизонтальный экспериментальный канал 11, и временное хранилище 12 для аварийной выгрузки изделий активной зоны. Временное хранилище 12 используется в случае необходимости извлечения отработавших тепловыделяющих сборок на короткий промежуток времени.
В бассейне хранилища 6 размещены средства для хранения 13 отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств.
В стенке бассейна реактора 5, выполняющей роль вертикальной перегородки между бассейном реактора 5 и бассейном хранилища 6, выполнена ниша, в которой размещен механизм для транспортировки ОТВС и облучательных устройств из бассейна реактора 5 в бассейн хранилища 6. В данном случае указанный механизм представлен известным из уровня техники перегрузочным барабаном 14, установленным на откатной плите с возможностью вращения вокруг вертикальной оси и снабженный, по меньшей мере, тремя вертикальными ячейками.
В потолке ниши над ячейками перегрузочного барабана 13 имеется загрузочное отверстие, через которое облученные изделия устанавливаются в ячейку барабана 13 перегрузочным механизмом и через которое происходит сообщение бассейна реактора и бассейна хранилища.
Предлагаемый исследовательский водо-водяной ядерный реактор бассейнового типа работает следующим образом.
При работе реактора на мощности охлаждение активной зоны реактора осуществляется принудительной циркуляцией воды бассейна реактора, причем вода проходит через активную зону 9 в направлении сверху вниз. Теплоноситель первого контура подается в бассейн реактора 5 по подводящему трубопроводу 7. Далее теплоноситель проходит через активную зону 9 в емкость 4, откуда выходит за пределы бака по отводящему трубопроводу 8.
Циркуляционный контур, включающий циркуляционные насосы, теплообменник и арматуру, расположены в отдельном помещении, примыкающем к бетонному массиву биологической защиты (элементы контура охлаждения за границами защиты не показаны на чертеже).
Бассейн хранилища 6, расположенный вокруг бассейна реактора, выполняет не только свою основную функцию хранения отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств, но и выполняет дополнительные защитные функции.
В случае аварийных ситуаций, связанных с разгерметизацией бассейна реактора 5, например, при повреждении его стенки, потери теплоносителя не происходит, так как бассейн реактора 5 вместе с окружающим его бассейном хранилища 6 образуют систему сообщающихся сосудов.
В случае аварийных ситуаций, связанных с прекращением циркуляции теплоносителя через активную зону, тепло от теплоносителя бассейна реактора 5 через стенку бассейна реактора 5 отводится в воду бассейна хранилища 6, обладающую значительно большим коэффициентом теплоемкости, чем бетон биологической защиты. Таким образом, время, необходимое для закипания теплоносителя, значительно увеличивается, так как бассейн хранилища 6, окружающий бассейн реактора 5, выполняет роль емкости, аккумулирующей тепло.
Наличие водяного объема бассейна хранилища 6 также позволяет снизить тепловую нагрузку от нейтронного излучения на бетонный массив биологической защиты на всех режимах работы реактора, так как он выполняет роль дополнительного слоя радиационной защиты, в результате чего можно отказаться от контура охлаждения бетона и дополнительных слоев тяжелого бетона.
Размещение бассейнов реактора с совмещением осей и выполнение их одинаковой формы обеспечивает равномерное распределения водяного объема бассейна хранилища вокруг бассейна реактора, и как следствие, улучшения теплоотвода и уменьшения габаритных размеров реакторной установки.
Кроме того, концентрично расположенные бассейны реактора и хранилища делают реактор компактным, что в свою очередь позволяет сократить время транспортно-технологических операций по перегрузке изделий активной зоны.