СПОСОБ АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ И ОСТАНОВА ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО ГАЗООХЛАЖДАЕМОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА КОСМИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ (ВАРИАНТЫ)
METHOD FOR EMERGENCY COOLING AND SHUTDOWN OF A HIGH-TEMPERATURE GAS-COOLED NUCLEAR REACTOR OF A SPACE UNIT AND APPARATUS FOR IMPLEMENTATION THEREOF (VARIANTS)

Группа изобретений относится к ядерной и космической технике и может быть использована при реализации способа и устройств для аварийного расхолаживания и останова газоохлаждаемых ядерных реакторов, преимущественно высокотемпературных ядерных реакторов космических установок.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению - заявленному способу аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора является способ аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, при котором в активную зону ядерного реактора подают аварийную рабочую среду, обладающую эндотермическим свойством (заявка США №2019/0341156, МПК G21C 15/18, опубл. 07.11.2019).
4
4
3
4
3
4
2
4
3
4
4
4
4
4
3
3
4
3
4
2
4
3
4
В известном способе аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора в качестве аварийной рабочей среды, обладающей эндотермическим свойством, используют одно вещество или несколько веществ из ряда следующих химических элементов: NiSO, CoSO, MgCO, CuSO, MnCO, NHF, MgH, NHHCO, NaBH. Эндотермический процесс происходит в результате химических реакций с поглощением тепла между указанными химическими элементами, размещенными в емкости, которая установлена в контуре охлаждения ядерного реактора и нагревается от перегретого в результате аварии теплоносителя контура охлаждения ядерного реактора. Известный способ предназначен для пассивного конвекционного охлаждения ядерного реактора в случае серьезной аварии и ликвидации ее последствий в течение месяца и более, поэтому вышеуказанные вещества участвуют в химических реакциях и проявляют теплопоглощающие свойства в течение достаточно длительного времени, При этом указанные химические элементы имеют невысокую величину теплопоглощения, например для NiSO оно составляет 2171 кДж/кг, что недостаточно в случае аварии в высокотемпературных реакторах. Применение в высокотемпературном газоохлаждаемом космическом реакторе сульфатов (NiSO, CoSO, CuSO) и карбонатов (MgCO, MnCO, NHHCO) в качестве рабочей аварийной среды из-за наличия в них кислорода может привести к быстрому окислению молибдена (конструктивного материала активной зоны такого реактора) при температурах выше 800-900 К, а при температурах в активной зоне 1650-1850 К это может привести к повреждению оболочек тепловыделяющих элементов и к последующему выходу из них топлива. Использование в качестве рабочей аварийной среды химических веществ, содержащих водород (NHF, MgH, NHHCO, NaBH) окажет влияние на нейтронную физику быстрого ядерного реактора, поскольку водород является замедлителем нейтронов.
Недостатком известного способа аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора является длительность процесса аварийного охлаждения и невысокая эффективность охлаждения элементов конструкций ядерного реактора, разогретых до температуры более 1000 К в случае аварийной разгерметизации оборудования с мгновенным истечением газового теплоносителя из ядерного реактора, что не позволяет использовать известный способ в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, работающих в космических условиях, где необходим аварийный отвод избыточной тепловой энергии в кратчайшие сроки и, следовательно, требуется мгновенное и значительное по величине теплопоглощение.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению - вариантам заявленного устройства для аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора является устройство для аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, содержащее емкость с аварийной рабочей средой, сообщенную трубопроводом, снабженным запорным элементом, с активной зоной ядерного реактора (авторское свидетельство СССР №1637573, МПК G21C 19/00, опубл. 27.07.1996).
В известном устройстве в качестве аварийной рабочей среды использован нейтронно-поглощающий материал в виде шариков. Емкость расположена в корпусе ядерного реактора над активной зоной.
Недостатком известного устройства является длительность процесса аварийного охлаждения и невысокая эффективность охлаждения элементов конструкций ядерного реактора, разогретых до температуры более 1000 К в случае аварийной разгерметизации оборудования с мгновенным истечением газового теплоносителя из ядерного реактора, что не позволяет использовать известный способ в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, работающих в космических условиях, где необходим аварийный отвод избыточной тепловой энергии в кратчайшие сроки и, следовательно, требуется мгновенное и значительное по величине теплопоглощение
Задачей настоящей группы изобретения является создание способа аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора и устройств (два варианта) для аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, которые могут быть использованы в условиях космического пространства, а именно в случае аварийной разгерметизации оборудования с мгновенным истечением газового теплоносителя из ядерного реактора в космическое пространство и при остаточном давлении теплоносителя в ядерном реакторе до 100 Па.
Техническим результатом настоящей группы изобретений является повышение эффективности и быстродействия аварийного охлаждения элементов конструкций ядерного реактора, разогретых до температуры более 1000 К путем увеличения величины теплопоглощения при фазовом переходе аварийной рабочей среды с эндотермическим свойством, с одновременным уменьшением нейтронного потока в активной зоне и последующим пассивным остановом ядерного реактора за счет активного поглощения нейтронов испаряющейся в полости реактора аварийной рабочей средой, которая обладает высоким сечением захвата нейтронов
Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, при котором в активную зону ядерного реактора подают аварийную рабочую среду, обладающую эндотермическим свойством, согласно заявленному изобретению в качестве аварийной рабочей среды с эндотермическим свойством используют изотоп лития-6.
Кроме этого, изотоп лития-6 подают в виде жидкого расплава или мелкодисперсной крошки.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном устройстве для аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, содержащем емкость с аварийной рабочей средой, сообщенную трубопроводом, снабженным запорным элементом, с активной зоной ядерного реактора, согласно заявленному изобретению емкость установлена на корпусе ядерного реактора и снабжена поршнем-вытеснителем, который установлен в емкости с образованием полости для аварийной рабочей среды и полости, которая заполнена инертным газом, при этом в качестве аварийной рабочей среды использован изотоп лития-6.
Указанный технический результат достигается тем, что в известном устройстве для аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, содержащем емкость с аварийной рабочей средой, сообщенную трубопроводом, снабженным запорным элементом, с активной зоной ядерного реактора, согласно заявленному изобретению емкость снабжена газогенератором и сифонной трубкой, при этом полость в емкости над рабочей средой заполнена инертным газом и сообщена посредством сифонной трубки с газогенератором, а в качестве аварийной рабочей среды использована мелкодисперсная крошка изотопа лития-6.
6
4
6
Отличительный признак заявленного изобретения, касающийся использования в качестве аварийной охлаждающей рабочей среды изотопа лития-6 (далее изотопа Li), при парообразовании которого поглощается до 2,1×10 кДж тепла на каждый килограмм испаряемого теплоносителя, позволяет повысить эффективность охлаждения элементов конструкций ядерного реактора, разогретых до температуры более 1000 К в случае аварийного разрыва оборудования с последующим мгновенным выходом теплоносителя из ядерного реактора в космическое пространство, и при остаточном давлении теплоносителя в реакторе до 100 П, а также одновременно уменьшить нейтронный поток за счет большого сечения захвата нейтронов (сечение захвата более 900 барн) образующимися парами изотопа Li, заполняющими объем реактора, что одновременно способствует пассивному останову ядерного реактора.
6
Сущность заявленной группы изобретений поясняется чертежами, где на фиг.1 представлено устройство для аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки (первый вариант, принципиальная схема), на фиг.2 изображено устройство для аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки (второй вариант, принципиальная схема), на фиг.3 показано устройство для аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки (первый вариант, принципиальная схема) с местом разрыва первого контура и истекающими парами изотопа Li, на фиг.4 представлено устройство для аварийного расхолаживания и останова
6
высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки (второй вариант, принципиальная схема) с местом разрыва первого контура и истекающими парами изотопа Li.
6
6
6
Первый вариант. Устройство для аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора (например, на быстрых нейтронах) космической установки содержит емкость 1, в которой размещена аварийная рабочая среда 2, в качестве которой использован изотоп Li, например в виде мелкодисперсной крошки, но может быть использована любая другая фракция изотопа Li, имеющая твердое агрегатное состояние. Также может быть использован жидкий расплав изотопа Li, но при этом емкость 1 должна быть снабжена нагревателем (на чертеже не показано). Емкость 1 установлена на корпусе 3 ядерного реактора, например на его боковой поверхности. Емкость 1 сообщена с объемом активной зоны 4 ядерного реактора посредством трубопровода 5, на котором установлен запорный элемент 6, например автоматический управляемый клапан, вентиль, задвижка или самоуправляемый элемент в виде плавкой пробки, которая плавится при достижении требуемой температуры.. В полости емкости 1 установлен поршень-вытеснитель 7, который разделяет полость емкости 1 на полость, в которой размещена аварийная рабочая среда 2, и полость, которая заполнена инертным газом, например аргоном. Поршень-вытеснитель 7 установлен в полости емкости 1 с возможностью перемещения при получении аварийного сигнала. Перемещение поршня-вытеснителя 7 может быть выполнено посредством силы давления газовой среды или пружины (на чертеже не показано).
6
6
6
6
Второй вариант. Устройство для аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора (например, на быстрых нейтронах) космической установки содержит емкость 1, в которой размещена аварийная рабочая среда 2, в качестве которой использована мелкодисперсная крошка изотопа Li, В мелкодисперсной крошке изотопа Li допускаются включения. Над мелкодисперсной крошкой изотопа Li образована полость, которая заполнена инертным газом, например аргоном. Емкость 1 установлена на расстоянии от корпуса 3 ядерного реактора и соединена с объемом активной зоны 4 ядерного реактора посредством трубопровода 5, на котором установлен запорный элемент 6, например автоматический управляемый клапан, вентиль, задвижка или самоуправляемый элемент в виде плавкой пробки, которая плавится при достижении требуемой температуры. Емкость 1 снабжена сифонной трубкой 8 и газогенератором 9. Полость емкости 1, заполненная инертным газом, сообщена посредством сильфонной трубки 8 с газогенератором 9. Сифонная трубка 8 соединена с газогенератором 9 для ввода выделяемого из газогенератора 9 инертного газа в емкость 1 и рыхления мелкодисперсной крошки изотопа Li частью инертного газа, выходящего через отверстия, выполненные по высоте сифонной трубки 8.
Способ аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки осуществляют следующим образом.
6
6
6
6
6
4
6
6
6
Пример 1 конкретного осуществления способа. До начала работы ядерного реактора аварийная рабочая среда 2 в емкости 1 находится в твердом состоянии, например в виде мелкодисперсной крошки изотопа Li или иной фракции или в предварительно расплавленном жидком состоянии. После пуска ядерного реактора и последующего нагрева корпуса 3 ядерного реактора мелкодисперсная крошка или иная фракция твердого изотопа Li расплавляется за счет теплопроводности материалов корпуса 3 ядерного реактора и корпуса емкости 1, а давление газа в полости, заполненной инертным газом, вырастает. При аварии, связанной с разгерметизацией оборудования или трубопроводов первого контура ядерного реактора, из места разрыва 10 первого контура начинается утечка газового теплоносителя, которая в течение некоторого времени, определяемого видом и параметрами теплоносителя и характеристиками ядерного реактора, заканчивается опорожнением его внутреннего объема. При этом в связи с нарушением и дальнейшим прекращением теплоотвода от активной зоны 4 происходит рост температур оболочек и топлива тепловыделяющих элементов, который может привести к расплаву активной зоны 4 и повреждению других узлов ядерного реактора. При падении давления в ядерном реакторе ниже аварийной уставки подается сигнал на открытие запорного элемента 6 на трубопроводе 5. При этом из емкости 1 за счет поднявшегося давления инертного газа (аргона) в газовой полости начинается вытеснение поршнем-вытеснителем 7 жидкого расплава изотопа Li по трубопроводу 5 в область активной зоны 4 и в опорожненный внутренний объем ядерного реактора. При этом жидкий расплав изотопа Li, попадая на горячие поверхности тепловыделяющих элементов активной зоны 4 или конструктивных элементов ядерного реактора, испаряется со значительным поглощением тепла (эндотермический процесс парообразования), в результате чего происходит естественный (пассивный) отвод тепла (при парообразовании изотопа Li поглощается до 2,1×10 кДж тепла на каждый килограмм испаряемого теплоносителя). Одновременно с процессом отвода тепла происходит уменьшение потока нейтронов за счет эффективного поглощения нейтронов жидким расплавом изотопа Li и образующимися в полости ядерного реактора парами кипящего расплава изотопа Li, обладающего высоким сечением захвата нейтронов (сечение захвата более 900 барн). Образовавшиеся пары изотопа Li заполняют внутренний объем первого контура ядерного реактора и удаляются самотеком 11 через разрыв 10.
6
6
6
6
4
6
6
6
Пример 2 конкретного осуществления способа. До начала работы ядерного реактора аварийная рабочая среда 2 в емкости 1 находится в виде мелкодисперсной крошки изотопа Li. При аварии, связанной с разгерметизацией оборудования или трубопроводов первого контура ядерного реактора, из места разрыва 10 первого контура начинается утечка газового теплоносителя, которая в течение некоторого времени, определяемого видом и параметрами теплоносителя и характеристиками ядерного реактора, заканчивается опорожнением его внутреннего объема. При этом в связи с нарушением и дальнейшим прекращением теплоотвода от активной зоны 4 происходит рост температур оболочек и топлива тепловыделяющих элементов, который может привести к расплаву активной зоны 4 и повреждению других узлов ядерного реактора. При падении давления в ядерном реакторе ниже аварийной уставки подается сигнал на открытие запорного элемента 6 на трубопроводе 5. Затем через отверстия в сифонной трубке 8 вводится газ из газогенератора 9 в емкость 1 для разрыхления мелкодисперсной крошки изотопа Li. После взрыхления мелкодисперсная крошка изотопа Li под действием давления рабочего газа выдавливается по сифонной трубке 4 и трубопроводу 8 в область активной зоны 4 и в опорожненный внутренний объем ядерного реактора, где расплавляется и, попадая на горячие поверхности тепловыделяющих элементов активной зоны 4 или конструктивных элементов ядерного реактора, испаряется со значительным поглощением тепла (эндотермический процесс парообразования), в результате чего происходит естественный (пассивный) отвод тепла (при парообразовании изотопа Li поглощается до 2,1×10 кДж тепла на каждый килограмм испаряемого теплоносителя). Одновременно с процессом отвода тепла происходит уменьшение потока нейтронов за счет эффективного поглощения нейтронов жидким расплавом изотопа Li и образующимися в полости ядерного реактора 7 парами кипящего расплава изотопа Li, обладающего высоким сечением захвата нейтронов (сечение захвата более 900 барн). Образовавшиеся пары изотопа Li заполняют внутренний объем первого контура ядерного реактора 7 и удаляются самотеком 11 через разрыв 10.