RU2025798C1

RU2025798C1 - Nuclear reactor with natural circulation of heat carrier

Info

Publication number: RU2025798C1
Application number: SU894704876A
Authority: RU
Inventors: Д.П. Крашенинников; А.С. Доронин
Original assignee: Российский научный центр "Курчатовский институт", Крашенинников Дмитрий Петрович
Priority date: 1989-06-14
Filing date: 1989-06-14
Publication date: 1994-12-30

Abstract

FIELD: shut-down and cooling of nuclear reactor. SUBSTANCE: nuclear reactor has fuel core, draft section and volume compensator, both, included in raising section of heat carrier circulation system, and heat exchanger included in lowering section of heat carrier system. Installed in raising point of system are at least two vessels filled with modules for passing heat carrier through vessels. Vessels located above fuel core contain substance enclosed in module shells. Substance form eutectic alloy with heat carrier and absorbs neutrons. Vessels also contain substance which does not react with mentioned absorber, heat carrier and reactor structural materials and has boiling temperature higher than heat carrier temperature in zone of vessel installation but lower than boiling temperature of heat absorbing substance enclosed in vessels located in raising section of circulating system above fuel core. In this case, thickness and material of module shells located under fuel core correspond to conditions given in invention description. EFFECT: higher efficiency. 1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для останова и расхолаживания реактора без использования внешних источников энергии и хладагента и вмешательства извне. The invention relates to nuclear energy and can be used to shut down and damp the reactor without the use of external energy sources and refrigerant and outside interference.

В настоящее время известен ядерный реактор с шаровыми тепловыделяющимися элементами и жидкометаллическим теплоносителем [1]. При нормальной работе реактора теплоноситель прокачивается насосом через активную зону, нагревается и подается в теплообменник, где отдает тепло теплоносителю второго контура. В аварийных ситуациях реактор автоматически останавливается при отключении насосов первого контура, когда теплоноситель вместе с топливом под действием силы тяжести сливают в хранилище, где гарантирована подкритичность и обеспечен отвод остаточного тепла посредством естественной конвекции теплоносителей первого и расхолаживающего контуров. В расхолаживающем контуре воздух забирается из атмосферы, нагревается во встроенном в хранилище теплообменнике и выбрасывается из трубы необходимой высоты. Currently, a nuclear reactor with spherical fuel elements and a liquid metal coolant is known [1]. During normal operation of the reactor, the coolant is pumped through the active zone by the pump, is heated and fed to the heat exchanger, where it transfers heat to the coolant of the second circuit. In emergency situations, the reactor automatically stops when the primary circuit pumps are turned off, when the coolant, together with the fuel, is drained by gravity into a storage facility, where subcriticality is guaranteed and residual heat is removed by means of natural convection of the primary and coolant coolants. In the cooling circuit, air is taken from the atmosphere, heated in the heat exchanger built into the storage and ejected from the pipe of the required height.

К недостаткам данного технического решения следует отнести то, что для слива теплоносителя с топливом необходимо открыть клапаны, что требует вмешательства оператора. Другим недостатком является невозможность расхолаживания в случае выхода из строя системы отвода остаточного тепловыделения, например в случае землетрясения, с разрушением системы теплоотвода. The disadvantages of this technical solution include the fact that to drain the coolant with fuel, it is necessary to open the valves, which requires operator intervention. Another disadvantage is the impossibility of dampening in case of failure of the system for removing residual heat, for example in the event of an earthquake, with the destruction of the heat sink system.

Наиболее близким к предлагаемому является техническое решение, представляющее собой ядерный реактор, активная зона которого набрана из шаровых тепловыделяющих элементов, а в качестве теплоносителя используется расплав фтористых солей, например NaF-BeF₂ [2] . При нормальных условиях работы теплоноситель нагревается в активной зоне, поднимается по подъемному каналу, переливается в теплообменник, где отдает тепло теплоносителю второго контура. Из теплообменника теплоноситель первого контура опускается вниз вдоль внутренней стенки корпуса реактора по опускному каналу, разворачивается и вновь подается в активную зону. Воздух постоянно подается в нижнюю часть корпуса реактора, охлаждает корпус и выбрасывается в атмосферу из трубы необходимой высоты. При аварийных ситуациях реактор останавливается, так как имеет отрицательный температурный коэффициент реактивности. Температура соли повышается, что приводит к улучшению теплоотвода к воздуху.Closest to the proposed one is a technical solution, which is a nuclear reactor, the active zone of which is composed of spherical fuel elements, and molten fluoride salts, for example, NaF-BeF _2, are used as a heat carrier [2]. Under normal operating conditions, the coolant heats up in the core, rises along the lifting channel, overflows into the heat exchanger, where it transfers heat to the coolant of the second circuit. From the heat exchanger, the primary coolant goes down along the inner wall of the reactor vessel through the lowering channel, unfolds and is again fed into the active zone. Air is constantly supplied to the lower part of the reactor vessel, cools the vessel and is discharged into the atmosphere from a pipe of the required height. In emergency situations, the reactor stops because it has a negative temperature coefficient of reactivity. The temperature of the salt rises, which leads to an improvement in heat dissipation to air.

К недостаткам данного технического решения следует отнести то, что при аварийных ситуациях, связанных с остановом реактора и прекращением естественной циркуляции воздуха, отвод остаточного тепловыделения осуществляться не будет, что приведет к увеличению температуры, выкипанию теплоносителя, расплавлению активной зоны с выходом продуктов деления в окружающую среду, чего допустить нельзя. Кроме того, при нормально функционирующей системе аварийного теплоотвода и неработающей системе регулирования температура активной зоны и теплоносителя начнут понижаться, ядерные плотности, а следовательно, и сечения взаимодействия увеличатся, что может привести к самопроизвольному запуску реактора, чего также нельзя допустить. The disadvantages of this technical solution include the fact that in emergency situations associated with shutting down the reactor and stopping the natural air circulation, there will be no removal of residual heat, which will lead to an increase in temperature, boiling of the coolant, and fusion of the core with the release of fission products into the environment which cannot be allowed. In addition, with a normally functioning emergency heat sink system and a non-functioning control system, the temperature of the core and coolant will begin to decrease, nuclear densities and, consequently, the interaction cross sections will increase, which can lead to spontaneous start-up of the reactor, which also cannot be allowed.

Целью изобретения является повышение ядерной и радиационной безопасности в аварийных ситуациях. The aim of the invention is to increase nuclear and radiation safety in emergency situations.

Для достижения цели предложен ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, содержащий корпус, внутри которого размещены активная зона и тяговый участок, входящие в состав подъемного участка контура циркуляции теплоносителя, и теплообменник, входящий в опускной участок контура теплоносителя, отличающийся тем, что в подъемной части контура циркуляции установлены по крайней мере две емкости, заполненные модулями с возможностью прохода теплоносителя через емкости, причем в емкостях, расположенных под активной зоной, внутри оболочек модулей заключено вещество, образующее эвтектический сплав с теплоносителем и поглощающее нейтроны, а также вещество, не взаимодействующее с поглотителем нейтронов, теплоносителем и конструкционными материалами реактора и имеющее температуру кипения выше температуры теплоносителя в зоне установки емкости, но ниже температуры кипения теплопоглощающего вещества, не взаимодействующего с другими веществами, теплоносителем и конструкционными материалами и заключенного в оболочках модулей, заполняющих емкости, расположенные в подъемном участке контура циркуляции над активной зоной, а температура кипения теплопоглощающего вещества выбрана выше температуры теплоносителя на выходе из активной зоны при нормальном режиме работы реактора и ниже допустимой температуры теплоносителя при аварийном режиме, причем толщина Н и материал оболочек модулей, расположенных под активной зоной, выбраны из соотношения:
P₁<

< P₂, где Р₁ - давление насыщенных паров веществ, заполняющих оболочку при нормальном режиме;
Р₂ - давление паров веществ, заполняющих оболочку при аварийном режиме;
К - коэффициент, учитывающий форму оболочки и запас прочности;
σ - предел длительной прочности;
r - характерный размер оболочки.To achieve the goal, a nuclear reactor with natural coolant circulation is proposed, comprising a housing inside which an active zone and a traction section are included that are part of the lift section of the coolant circuit and a heat exchanger that is included in the lower section of the coolant circuit, characterized in that in the lift part of the circuit at least two containers are installed in the circulation, filled with modules with the possibility of coolant passing through the tanks, and in tanks located under the active zone, inside the module shells contains a substance that forms a eutectic alloy with a coolant and absorbs neutrons, as well as a substance that does not interact with a neutron absorber, coolant and structural materials of the reactor and has a boiling point above the temperature of the coolant in the tank’s installation area, but below the boiling temperature of a non-interacting heat-absorbing substance with other substances, coolant and structural materials and enclosed in shell modules, filling containers located in the lifting section of the circulation circuit above the core, and the boiling point of the heat-absorbing substance is selected above the temperature of the coolant at the outlet of the core during normal reactor operation and below the allowable coolant temperature in emergency mode, the thickness H and the shell material of the modules located under the core from the ratio:
P ₁ <

<P ₂ , where P ₁ is the vapor pressure of substances filling the shell under normal conditions;
P ₂ - vapor pressure of substances filling the shell in emergency mode;
K - coefficient taking into account the shape of the shell and margin of safety;
σ is the ultimate strength;
r is the characteristic shell size.

На чертеже приведена конструктивная схема ядерного реактора с естественной циркуляцией жидкого теплоносителя. The drawing shows a structural diagram of a nuclear reactor with natural circulation of liquid coolant.

Ядерный реактор содержит активную зону 1, набранную, например, из шаровых тепловыделяющих элементов. Над активной зоной расположены коллектор 2 и подъемный участок 3. В верхней части корпуса расположены компенсационный бак 4 и теплообменники 5. Вдоль корпуса реактора 6 проходит опускной канал 7. Под активной зоной расположено подзонное пространство 8. Активная зона 1, коллектор 2, подъемный канал 3, бак 4, теплообменник 5, опускной канал 7 и подзонное пространство 8 заполнены жидким теплоносителем, например расплавом фтористых солей Li⁷F - BeF₂. В подзонном пространстве 8 установлена емкость 9, содержащая оболочки 10, заполненные поглотителем 11 нейтронов и заполнителем 12. Поглотителем нейтронов может быть фтористая соль Li⁶F - BeF₂, которая полностью перемешивается с теплоносителем. Количество поглотителя выбрано с учетом обеспечения незапуска реактора после аварии. Выбор заполнителя 12 зависит от температуры теплоносителя. Количество заполнителя 12 и толщина оболочки 10 выбраны из расчета разрыва последней при аварии от паров заполнителя в утоньшении 13. Для осуществления возможности широкого выбора пары поглотитель 11 - заполнитель 12 внутри оболочки 10 может быть выполнена разделительная перегородка 14. Над активной зоной параллельно подъемному каналу установлена емкость 15, содержащая оболочки 16 с теплопоглощающим веществом 17, в качестве которого может быть использован гидрид лития. В качестве материала оболочки 16 может быть использован ниобий или тантал. В верхней и нижней частях емкости 15 предусмотрены каналы 18 и 19 для входа и выхода основного теплоносителя. Вокруг корпуса реактора 6 расположена обечайка 20. Объем 21, заключенный между корпусом 6 и оболочкой 20, меньше объема компенсационного бака 4. В верхней и нижней частях реактора размещены трубопроводы 22 и 23 с клапанами, объем 21 соединен с атмосферой. В верхней части реактора также установлен трубопровод 24 с клапаном (например, разрывным), с помощью которого объем, заключенный под корпусом реактора, соединен с системой очистки и с атмосферой.A nuclear reactor contains an active zone 1, recruited, for example, from spherical fuel elements. A collector 2 and a lifting section 3 are located above the active zone. A compensation tank 4 and heat exchangers 5 are located in the upper part of the casing. A down channel 7 passes along the reactor casing 6. A subzone 8 is located under the active zone. Active zone 1, collector 2, lifting channel 3 , tank 4, heat exchanger 5, downcomer channel 7 and subzone 8 are filled with a liquid heat carrier, for example, molten fluoride salts Li ⁷ F - BeF ₂ . A capacitance 9 is installed in the subband space 8, containing shells 10 filled with a neutron absorber 11 and a filler 12. The neutron absorber may be Li ⁶ F - BeF ₂ fluoride salt, which is completely mixed with the coolant. The amount of absorber is selected taking into account ensuring non-start-up of the reactor after the accident. The choice of aggregate 12 depends on the temperature of the coolant. The amount of aggregate 12 and the thickness of the shell 10 are selected from the calculation of the latter rupture in the event of an accident from the filler vapors in thinning 13. To enable a wide choice of pairs, the absorber 11 - aggregate 12 inside the shell 10 can be divided by a partition 14. A container is installed above the active zone parallel to the lifting channel 15, containing shell 16 with heat-absorbing substance 17, which can be used lithium hydride. As the material of the shell 16 can be used niobium or tantalum. In the upper and lower parts of the tank 15, channels 18 and 19 are provided for the input and output of the main coolant. A shell 20 is located around the reactor vessel 6. The volume 21 enclosed between the vessel 6 and the shell 20 is smaller than the volume of the compensation tank 4. Pipes 22 and 23 with valves are located in the upper and lower parts of the reactor, the volume 21 is connected to the atmosphere. A pipe 24 with a valve (for example, a bursting valve) is also installed in the upper part of the reactor, by means of which the volume enclosed under the reactor vessel is connected to the cleaning system and to the atmosphere.

Предлагаемый реактор работает следующим образом. The proposed reactor operates as follows.

При нормальных условиях работы теплоноситель нагревается в активной зоне 1 и поднимается по коллектору 2 и подъемному каналу 3. Затем теплоноситель поступает в теплообменник 5, где отдает тепло теплоносителю второго контура, опускной канал 7 и, разворачиваясь в подзонном пространстве 8, вновь поступает в активную зону 1. Движение теплоносителя осуществляется за счет естественной конвекции. Часть потока теплоносителя поступает в емкость 15, заполненную модулями с теплопоглощающим веществом 17, по каналу 18, а выходит по каналу 19. Under normal operating conditions, the coolant is heated in the active zone 1 and rises along the collector 2 and the lifting channel 3. Then, the coolant enters the heat exchanger 5, where it transfers heat to the coolant of the second circuit, the lowering channel 7 and, turning around in the subzone 8, enters the active zone again 1. The movement of the coolant is due to natural convection. Part of the coolant flow enters the tank 15, filled with modules with heat-absorbing substance 17, through channel 18, and exits through channel 19.

Канал 19 для выхода теплоносителя из емкости 15 может быть введен в подъемный участок или непосредственно в компенсационный бак 4. Расходы через емкость и подъемный канал будут обратно пропорциональны гидравлическим сопротивлениям. Поскольку равновесное давление водорода (в случае использования гидрида лития) под оболочками меньше давления теплоносителя, то разложения гидрида лития происходить не будет. Под активной зоной расположена емкость 9, заполненная оболочками 10 с поглотителем 11 нейтронов и заполнителем 12. При нормальных условиях работы разрушения оболочек не происходит. Воздух подается по трубопроводу 22, охлаждает корпус, проходя по полости 21, и далее по трубопроводу 23 подается в трубу, необходимой высоты, откуда выкидывается в атмосферу. Охлаждение корпуса предусмотрено на случай аварийных ситуаций, не связанных с его разрушением. Все воздушные магистрали выполнены таким образом, чтобы при разрушении корпуса реактора теплоноситель не вытек через них из полости 21 и из корпуса. The channel 19 for the exit of the coolant from the tank 15 can be introduced into the lifting section or directly into the compensation tank 4. The flow rates through the tank and the lifting channel will be inversely proportional to the hydraulic resistance. Since the equilibrium pressure of hydrogen (in the case of using lithium hydride) under the shells is less than the pressure of the coolant, lithium hydride will not decompose. Under the active zone there is a container 9 filled with shells 10 with an neutron absorber 11 and a filler 12. Under normal operating conditions, the destruction of the shells does not occur. Air is supplied through a pipe 22, cools the casing, passing through the cavity 21, and then through the pipe 23 is fed into a pipe of the required height, from where it is thrown out into the atmosphere. Case cooling is provided in case of emergencies not related to its destruction. All air lines are designed so that when the reactor vessel is destroyed, the coolant does not leak through them from the cavity 21 and from the vessel.

При аварийных ситуациях, связанных одновременно с выбросом стержней регулирования, разрушением внешней системы теплоотвода и корпуса реактора, происходит следующее. Теплоноситель из компенсационного бака 4 заполняет полость 21, объем которой меньше объема бака 4. В результате этого сохраняется контур циркуляции теплоносителя. Вследствие того, что теплоотвода от активной зоны нет, температура теплоносителя начинает увеличиваться. Конвекция теплоносителя сохраняется, так как в активной зоне и в подъемном канале он горячей, чем в теплообменнике и опускном канале. По мере прогрева теплоносителя начинает увеличиваться температура оболочек 10 и 16 и, следовательно, теплопоглощающего вещества 17, заполнителя 12 и поглотителя 11 нейтронов. При достижении температуры, равной температуре кипения, заполнитель закипает. Давление под оболочками 10 начинает резко увеличиваться. После того, как оно превысит допустимое значение, прорывается тонкое место 13 и поглотитель 11 нейтронов выбрасывается в контур. Пары заполнителя ускоряют циркуляцию, попадая в подъемный канал, способствуют лучшему перемешиванию теплоносителя с поглотителем 11 нейтронов и более быстрому вводу последнего в активную зону 1. После того, как поглотитель нейтронов попал в активную зону, реакция деления останавливается (если раньше не была остановлена из-за температурного коэффициента реактивности). Количество поглотителя выбрано с учетом обеспечения незапуска реактора даже в случае охлаждения активной зоны до температуры окружающей среды. В том случае, если поглотитель нейтронов будет иметь приемлемую температуру кипения, подчиняющуюся зависимости, установленной для заполнителя, то он одновременно будет выполнять обе функции. Для обеспечения невыхода поглотителя нейтронов в виде пара в атмосферу он должен успеть образовать эвтектический сплав с теплоносителем, поднимаясь по подъемному каналу. По мере прогрева теплопоглощающего вещества 17 в оболочках 16 и увеличения равновесного давления под оболочками свыше давления теплоносителя газообразный (или парообразный) продукт разложения (испарения) будет выходить в контур циркуляции. При этом большая часть потока теплоносителя будет идти через емкость 15, а не через среднюю часть подъемного канала 3, между трубопроводами 18 и 19, особенно в случае вывода трубопроводов 19 в компенсационный бак 4. Количество теплопоглощающего вещества выбрано с учетом поглощения тепла остаточного тепловыделения до момента времени, когда мощность остаточного тепловыделения спадет до приемлемого уровня. Выделяющийся газ (пар) будет обеспечивать циркуляцию теплоносителя даже в случае полного равенства температур по контуру. Вывод газа (пара) может быть предусмотрен из трубопровода 24, расположенного в верхней части реактора, после открытия клапана (например, разрывного). Поскольку пузыри газа (пара) будут увеличивать скорость циркуляции, то это улучшит теплоотвод от теплоносителя к теплопоглощающему веществу 17, а в случае выбора заполнителя 12 с более высокой температурой кипения, чем температура разложения вещества 17,- к более быстрому ее закипанию и, следовательно, к более быстрому останову реактора, а это, в свою очередь, приведет к необходимости иметь меньшее количество теплопоглощающего вещества. Следовательно, при тех же самых поперечных габаритах емкости 15 высота ее может быть уменьшена, а следовательно, и гидравлическое сопротивление тоже. Поэтому может быть повышена скорость циркуляции теплоносителя в аварийных ситуациях и улучшена теплоотдача к поглотителю нейтронов и теплопоглощающему материалу. In emergency situations associated with the ejection of control rods, the destruction of the external heat sink system and the reactor vessel, the following occurs. The coolant from the compensation tank 4 fills the cavity 21, the volume of which is less than the volume of the tank 4. As a result, the coolant circulation circuit is maintained. Due to the fact that there is no heat removal from the core, the temperature of the coolant begins to increase. The convection of the heat carrier is preserved, since it is hot in the core and in the lifting channel than in the heat exchanger and the lowering channel. As the coolant warms up, the temperature of the shells 10 and 16 and, consequently, the heat-absorbing substance 17, aggregate 12 and neutron absorber 11 begins to increase. Upon reaching a temperature equal to the boiling point, the aggregate begins to boil. The pressure under the shells 10 begins to increase sharply. After it exceeds the permissible value, a thin spot 13 breaks through and the neutron absorber 11 is thrown into the circuit. Vapors of the filler accelerate the circulation, entering the lifting channel, contribute to better mixing of the coolant with the 11 neutron absorber and faster introduction of the latter into the active zone 1. After the neutron absorber enters the active zone, the fission reaction stops (if it had not been stopped earlier for the temperature coefficient of reactivity). The amount of absorber is selected taking into account the non-start-up of the reactor even if the core is cooled to ambient temperature. In the event that the neutron absorber has an acceptable boiling point, which obeys the dependence established for the aggregate, then it will simultaneously perform both functions. To ensure absenteeism of the neutron absorber in the form of steam into the atmosphere, it must have time to form an eutectic alloy with a coolant, rising along the lifting channel. As the heat-absorbing substance 17 is heated in the shells 16 and the equilibrium pressure under the shells increases above the pressure of the coolant, the gaseous (or vaporous) decomposition (evaporation) product will exit into the circulation circuit. In this case, most of the coolant flow will go through the tank 15, and not through the middle part of the lifting channel 3, between pipelines 18 and 19, especially in the case of pipelines 19 being brought into the compensation tank 4. The amount of heat-absorbing substance is selected taking into account the heat absorption of the residual heat up to the moment time when the power of residual heat will drop to an acceptable level. The evolved gas (steam) will ensure the circulation of the coolant even in the case of complete equality of temperatures along the circuit. The outlet of gas (steam) can be provided from the pipeline 24 located in the upper part of the reactor, after opening the valve (for example, bursting). Since gas bubbles (steam) will increase the circulation rate, this will improve the heat removal from the coolant to the heat-absorbing substance 17, and in the case of choosing a filler 12 with a higher boiling point than the decomposition temperature of the substance 17, to its faster boiling and, therefore, to a faster shutdown of the reactor, and this, in turn, will lead to the need to have a smaller amount of heat-absorbing substance. Therefore, with the same transverse dimensions of the container 15, its height can be reduced, and therefore, the hydraulic resistance, too. Therefore, the coolant circulation rate in emergency situations can be increased and the heat transfer to the neutron absorber and heat-absorbing material can be improved.

Таким образом предлагаемое техническое решение позволяет повысить ядерную и радиационную безопасность путем останова реактора и отвода тепла остаточного тепловыделения даже в случае запроектных аварийных ситуаций, связанных с одновременным нарушением герметичности силового корпуса, выбросом стержней регулирования и выходом из строя внешней системы теплоотвода. Системы останова и расхолаживания при этом работают автономно, только за счет использования физических свойств и свойств обеспечения безопасности. Thus, the proposed technical solution allows to increase nuclear and radiation safety by shutting down the reactor and removing heat of residual heat even in the event of beyond design basis emergency situations associated with a simultaneous violation of the tightness of the power casing, ejection of control rods and failure of the external heat removal system. At the same time, shutdown and damping systems work autonomously, only through the use of physical and safety features.

Claims

NUCLEAR REACTOR WITH NATURAL COOLANT CIRCULATION, comprising a housing inside which an active zone and a traction section are located that are part of the lift section of the coolant circuit and a heat exchanger that is included in the lower section of the coolant circuit, characterized in that, in order to increase nuclear and radiation safety in emergency situations, at least two containers are installed in the lifting part of the circulation circuit, filled with modules with the possibility of coolant passing through the tanks, and in the tank The materials located under the active zone inside the shells of the modules contain a substance that forms a eutectic alloy with a coolant and absorbs neutrons, as well as a substance that does not interact with a neutron absorber, coolant and structural materials of the reactor and has a boiling point above the temperature of the coolant in the tank installation zone, but below the boiling point of a heat-absorbing substance that does not interact with other substances, coolant and structural materials, and enclosed in a shell x modules filling the tanks located in the lifting section of the circulation loop above the core, and the boiling point of the heat-absorbing substance is selected above the temperature of the coolant at the outlet of the core during normal reactor operation and below the allowable coolant temperature in emergency mode, the thickness H and shell material modules located under the core are selected from the relation
P ₁ <

<P ₂ ,
where P ₁ is the saturated vapor pressure of the substances filling the shell in the nominal mode;
P ₂ - vapor pressure of substances filling the shell during emergency operation;
K - coefficient taking into account the shape of the shell and margin of safety;
δ is the ultimate strength;
r is the characteristic shell size.