RU2339096C1

RU2339096C1 - Nuclear power station

Info

Publication number: RU2339096C1
Application number: RU2007112038/06A
Authority: RU
Inventors: Александр Викторович Безносов (RU); Александр Викторович Безносов; Максим Сергеевич Кустов (RU); Максим Сергеевич Кустов; Сергей Юрьевич Савинов (RU); Сергей Юрьевич Савинов
Priority date: 2007-04-02
Filing date: 2007-04-02
Publication date: 2008-11-20

Abstract

FIELD: physics.

SUBSTANCE: nuclear power station includes reactor with liquid metal lead heat carrier or its alloys, and core, steam generators and circulation means positioned under the empty level of heat carrier, as well as shielding gas system. Device is encased in safety case. Electric heaters and cooling system channels are positioned along safety case walls. Liquid metal drain pipe connected to drainage reservoir is positioned between reactor case and safety case.

EFFECT: enhanced safety of nuclear power station in emergency event of case wall unsealing, and afterheat cooling of reactor core.

1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением.The invention relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with liquid metal cooling.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и систему защитного газа (патент на изобретение №2192052 от 27.10.2002) - прототип.Known nuclear power plant containing a reactor with liquid metal lead coolant or its alloys, placed below the free level of the coolant core, steam generators, circulation means and a protective gas system (patent for the invention No. 2192052 from 10.27.2002) - prototype.

Недостатком данного технического решения применительно к ядерным энергетическим установкам со свинцовым теплоносителем или его сплавами является следующее. В случае появления трещины в корпусе реактора, парогенератора, насоса жидкий металл будет неорганизованно вытекать из реакторного контура. В том случае, если объем вытекающего теплоносителя превысит его объем в реакторном контуре выше верхнего обреза активной зоны реактора, возможно аварийное разрушение активной зоны за счет тепла остаточных тепловыделений. Образовавшаяся в результате этого разрушения топливосодержащая масса всплывет в реакторе с возможным образованием вторичной критмассы, что недопустимо с точки зрения безопасности ядерной энергетической установки.The disadvantage of this technical solution in relation to nuclear power plants with lead coolant or its alloys is the following. In the event of a crack in the reactor vessel, steam generator, pump, liquid metal will flow out of the reactor loop unorganized. In the event that the volume of the effluent coolant exceeds its volume in the reactor loop above the upper edge of the reactor core, emergency destruction of the core due to the heat of residual heat is possible. The fuel-containing mass formed as a result of this destruction will emerge in the reactor with the possible formation of secondary critmass, which is unacceptable from the point of view of the safety of a nuclear power plant.

Эти недостатки устраняются предлагаемым решением.These shortcomings are eliminated by the proposed solution.

Решаемая задача - совершенствование конструкции ядерной энергетической установки.The task at hand is the improvement of the design of a nuclear power plant.

Технический результат - обеспечение безопасности ядерной энергетической установки при аварийном разрушении стенки реакторного контура с последующим восстановлением работоспособности установки.EFFECT: ensuring the safety of a nuclear power plant in case of emergency destruction of the wall of the reactor loop with subsequent restoration of the plant's operability.

Технический результат достигается тем, что ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами и размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции, а также систему защитного газа, расположена в страховочном корпусе и снабжена каналами системы охлаждения и электронагревателями, размещенными вдоль стенок страховочного корпуса. Технический результат достигается также тем, что между корпусом реактора и страховочным корпусом расположен трубопровод дренажа жидкого металла.The technical result is achieved by the fact that a nuclear power plant comprising a reactor with a liquid metal lead coolant or its alloys and an active zone, steam generators, circulation means, and a protective gas system located under a free coolant level is located in a safety housing and is equipped with cooling system channels and electric heaters placed along the walls of the safety housing. The technical result is also achieved by the fact that between the reactor vessel and the safety housing there is a liquid metal drainage pipe.

Применение предлагаемого технического решения позволит реализовать свойства естественной безопасности жидкометаллического свинцового теплоносителя или его сплавов - организовать перевод его в твердое состояние (замораживание) в расчетных объемах, исключающих аварийное "осушение" и последующее разрушение активной зоны. Применение данного решения позволит безопасно удалить теплоноситель из страховочного корпуса и в последующем позволит произвести восстановление корпуса путем заварки аварийной трещины.The application of the proposed technical solution will make it possible to realize the natural safety properties of a liquid metal lead coolant or its alloys - to organize its solid state transition (freezing) in calculated volumes, excluding emergency "drainage" and subsequent destruction of the core. The application of this solution will allow safe removal of the coolant from the safety housing and subsequently will allow the restoration of the housing by welding an emergency crack.

На чертеже представлена схема реакторной установки в разрезе по парогенератору и главному циркуляционному насосу.The drawing shows a diagram of a reactor installation in the context of the steam generator and the main circulation pump.

В ядерном реакторе 1, содержащем жидкометаллический свинцовый теплоноситель или его сплав, под свободным уровнем 2 теплоносителя размещены активная зона 3, парогенераторы 4, средства циркуляции, например осевой насос 5. Корпус реактора 1 помещен в страховочный корпус 6, ограничивающий совместно с наружной поверхностью реактора 1 объем полости 7 страховочного корпуса 6, вдоль стенок которого размещены каналы 8 системы охлаждения полости 7. Между корпусом реактора 1 и страховочным корпусом 6 расположен дренажный трубопровод 9, сообщенный с дренажной емкостью 10. Снаружи или внутри страховочного корпуса расположены электронагреватели 11 системы разогрева полости 7 страховочного корпуса 6 до температуры, превышающей температуру плавления жидкометаллического теплоносителя. Дренажная емкость 10 имеет электрообогрев, сообщена с системой газа и имеет штуцер с вентилем для розлива жидкого металла в изложницы. При нормальной работе ядерной энергетической установки электронагреватели 11 отключены.In a nuclear reactor 1 containing a liquid metal lead coolant or its alloy, an active zone 3, steam generators 4, circulation means, for example an axial pump 5, are located under the free level 2 of the coolant. the volume of the cavity 7 of the safety housing 6, along the walls of which the channels 8 of the cooling system of the cavity 7 are located. Between the reactor vessel 1 and the safety housing 6 there is a drainage pipe 9 connected from the drain capacity 10. Outside or inside the safety housing, electric heaters 11 of the heating system of the cavity 7 of the safety housing 6 are located to a temperature above the melting temperature of the liquid metal coolant. The drainage tank 10 is electrically heated, connected to the gas system and has a fitting with a valve for pouring liquid metal into the molds. During normal operation of a nuclear power plant, the electric heaters 11 are turned off.

Работа ядерной энергетической установки в аварийной ситуации - аварийном истечении теплоносителя через трещину (неплотность) в стенке реактора осуществляется следующим образом.The operation of a nuclear power plant in an emergency - an emergency outflow of coolant through a crack (leaks) in the reactor wall is carried out as follows.

При аварийном разуплотнении корпуса реактора 1, независимо от места разуплотнения, происходит истечение жидкометаллического теплоносителя в полость 7 страховочного корпуса 6. В каналы 8 системы охлаждения подается охлаждающая среда (вода, воздух). Поступая в полость 7, жидкий металл за счет работы системы охлаждения застывает.In case of emergency decompression of the reactor vessel 1, regardless of the place of decompression, the liquid metal coolant flows into the cavity 7 of the safety housing 6. Cooling medium (water, air) is supplied to the channels 8 of the cooling system. Entering the cavity 7, the liquid metal freezes due to the operation of the cooling system.

Вследствие изменения типа контакта поверхности каналов 8 системы охлаждения с контакта с газом на контакт с жидким металлом, поступающим в полость 7, эффективность отвода тепла из объема полости 7 существенно увеличивается. Жидкий металл, поступивший в полость 7, доходит до места неплотности, застывает и прекращает истечение теплоносителя из реакторного контура. Понижение свободного уровня 2 в контуре прекращается. Отвод тепла остаточных тепловыделений осуществляется соответствующими системами аварийного расхолаживания и также каналами 8 охлаждения полости 7 страховочного корпуса 6.Due to the change in the type of contact of the surface of the channels 8 of the cooling system from contact with gas to contact with liquid metal entering the cavity 7, the efficiency of heat removal from the volume of the cavity 7 is significantly increased. The liquid metal entering cavity 7 reaches the leak point, freezes and stops the flow of coolant from the reactor circuit. The decrease in free level 2 in the circuit stops. Heat removal of residual heat is carried out by the corresponding emergency cooling systems and also cooling channels 8 of the cavity 7 of the safety housing 6.

Ремонтные работы по устранению неплотности в корпусе реактора (заварки) производятся после извлечения тепловыделяющих элементов активной зоны из корпуса реактора и дренирования объема теплоносителя. Вводят в работу электронагреватели 11, жидкий металл расплавляется и выдавливается в дренажную емкость 10 через дренажный трубопровод 9. При необходимости жидкий металл из дренажной емкости 10 разливают в изложницы, в которых он застывает, а затем складируется.Repair work to eliminate leaks in the reactor vessel (welding) is carried out after removing the fuel elements of the active zone from the reactor vessel and draining the coolant volume. Electric heaters 11 are put into operation, the molten metal is melted and squeezed out into the drainage tank 10 through the drainage pipe 9. If necessary, the liquid metal from the drainage tank 10 is poured into the molds in which it solidifies and then is stored.

Применение предлагаемого технического решения позволит:Application of the proposed technical solution will allow:

повысить безопасность ядерной энергетической установки при аварийной ситуации с разуплотнением (разрушением) стенки реакторного корпуса, с образованием в нем трещины и истечением через нее теплоносителя из реакторного контура;to increase the safety of a nuclear power plant in an emergency with decompression (destruction) of the wall of the reactor vessel, with the formation of a crack in it and the flow of coolant through it from the reactor circuit;

обеспечить отвод остаточных тепловыделений от активной зоны (расхолаживание) реактора при такой аварии;to ensure the removal of residual heat from the core (cooling) of the reactor in such an accident;

ограничить объем теплоносителя, вытекающего из реакторного контура при такой аварии за счет организованного застывания его в полости страховочного корпуса;to limit the amount of coolant flowing from the reactor circuit in such an accident due to its organized solidification in the cavity of the safety housing;

обеспечить дренирование жидкого металла из полости страховочного корпуса после локализации аварии; обеспечить возможность проведения ремонтных работ по восстановлению работоспособности корпуса реактора после такой аварии.to ensure the drainage of liquid metal from the cavity of the safety housing after the localization of the accident; to provide the possibility of repair work to restore the operability of the reactor vessel after such an accident.

Claims

A nuclear power plant containing a reactor with a liquid-metal lead coolant or its alloys and an active zone, steam generators, circulation means, and a protective gas system, characterized in that it is placed in a safety housing, along the walls of which there are electric heaters and channels cooling system, between the reactor vessel and the safety case there is a liquid metal drainage pipe in communication with the drainage tank.