RU2497209C1 - Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа - Google Patents
Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа Download PDFInfo
- Publication number
- RU2497209C1 RU2497209C1 RU2012131861/07A RU2012131861A RU2497209C1 RU 2497209 C1 RU2497209 C1 RU 2497209C1 RU 2012131861/07 A RU2012131861/07 A RU 2012131861/07A RU 2012131861 A RU2012131861 A RU 2012131861A RU 2497209 C1 RU2497209 C1 RU 2497209C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- pool
- emergency
- coolant
- core
- reactor
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соединяющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры тепловыделяющих элементов. Технический результат - предупреждение перегрева тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа, в частности, к пассивным системам аварийного расхолаживания реактора, и предназначена для обеспечения предотвращения перегрева твэлов при полном обесточивании реакторной установки и срабатывании системы аварийной защиты.
В а.с. СССР №1503047 описана система аварийного расхолаживания, содержащая бак аварийного охлаждения, расположенный в бассейне реактора, сообщающийся трубопроводом с подзонным пространством. Система, предложенная в прототипе, при уменьшенном расходе теплоносителя не обеспечивает изменение расхода в соответствии с изменением мощности при срабатывании аварийной защиты. Вследствие этого в первый момент времени из-за недостаточного расхода возможен перегрев твэлов активной зоны. Далее, при существенном уменьшении мощности и линейном уменьшении расхода теплоносителя, возможно чрезмерное захолаживание и, соответственно, существенные колебания температур во время переходного процесса. Также в прототипе используется регулируемый дроссель для обеспечения линейного изменения расхода.
Известна также система аварийного расхолаживания реактора бассейнового типа, описанная в а.с. СССР 764533 и являющаяся наиболее близким аналогом заявленного изобретения. Данная система содержит бак аварийного охлаждения, имеющий в нижней части трубу, соединяющую бак с задерживающей емкостью, образованной горизонтальной перегородкой и днищем бассейна, а в верхней части - дыхательный патрубок, соединяющий бак аварийного охлаждения с пространством над уровнем воды бассейна. Система позволяет поддерживать интенсивное опускное движение теплоносителя через активную зону при прекращении электропитания циркуляционных насосов первого контура в течение начального периода времени после сброса аварийных стержней.
Основным недостатком наиболее близкого аналога, а также и других известных систем аварийного расхолаживания, является то, что они не учитывают физические особенности протекания переходных процессов при срабатывании аварийной защиты. При срабатывании аварийной защиты происходит быстрый спад энерговыделения в активной зоне и несогласованное со спадом энерговыделения изменение расхода через активную зону, определяемого выбегом циркуляционных насосов. Несогласованное изменение энерговыделения и расхода может приводить как к чрезмерному захолаживанию активной зоны, так и к недопустимому перегреву твэлов в активной зоне.
Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в обеспечении расхолаживания активной зоны без перегрева твэлов за счет изменения расхода в соответствии со спадом мощности при срабатывании системы аварийной защиты.
Для достижения указанного результата система аварийного расхолаживания реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, образованным горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соедняющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры твэлов. Поперечное сечение емкости аварийного расхолаживания определяют из условия изменения расхода в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне. Бассейн реактора может быть разделен вертикальной перегородкой на две части, в одной из которых размещена активная зона, а в другой - емкость аварийного расхолаживания.
Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан вертикальный разрез реактора с емкостью аварийного расхолаживания при нормальных условиях эксплуатации, на фиг.2 - вертикальный разрез реактора с емкостью аварийного расхолаживания при аварийных ситуациях, а на фиг.3 - изменение относительной мощности, температуры оболочки твэла и относительного расхода через активную зону при обесточивании и срабатывании аварийной защиты.
В исследовательском реакторе бассейн снабжен горизонтальной перегородкой, расположенной под активной зоной и разделяющей бассейн на верхнюю и нижнюю части, причем нижняя часть образует подзонное пространство и служит задерживающей емкостью для распада короткоживущих изотопов в теплоносителе. Верхняя полость бассейна может быть снабжена вертикальной перегородкой, расположенной в средней части бассейна и разделяющей верхнюю часть бассейна на две части: часть, в которой размещена активная зона - бассейн активной зоны, и часть, в которой расположено хранилище - бассейн хранилища. На фиг.1 приведен пример реализации изобретения, в соответствии с которым предлагаемая система содержит емкость 1 аварийного расхолаживания, расположенную ниже уровня теплоносителя в бассейне 2 хранилища, и соединяющий ее с подзонным пространством 3 трубопровод 4. Емкость 1 соединена с пространством над уровнем теплоносителя воздушником 5. Активная зона 6 расположена в бассейне 7. Диаметр трубопровода 4 подбирается таким образом, чтобы начальный расход, определяемый перепадом уровней в бассейне 7 активной зоны и емкости 1, не приводил к перегреву твэлов в начальный момент времени. Поперечное сечение емкости 1 определяется из условия изменения расхода в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне 6 и условием перехода на естественную циркуляцию без
превышения проектных пределов.
Диаметр трубопровода 3 определяется из условия обеспечения непревышения допустимых значений температуры твэлов по формуле
где D - диаметр трубопровода на входе емкости аварийного расхолаживания, м;
G - номинальный расход теплоносителя через активную зону, кг/с;
ρ - плотность теплоносителя, кг/м3;
Н1 - уровень теплоносителя в бассейне, м;
H2 - начальный уровень теплоносителя в емкости аварийного расхолаживания, м;
ξ - коэффициент сопротивления входного участка трубопровода 3 системы принудительной циркуляции теплоносителя, определяемый конструкцией входного участка.
Объем емкости аварийного расхолаживания ограничивается конструктивными характеристиками бассейна реакторной установки. Минимальный объем емкости аварийного расхолаживания может быть определен из условия обеспечения расхода не менее 2 минут.
V бака = 0,06·Gном·120/ρ, м3.
Предлагаемая система принудительной циркуляции теплоносителя работает следующим образом.
При нормальных условиях эксплуатации охлаждение активной зоны 6 реактора производится за счет принудительной циркуляции воды бассейна через активную зону, причем вода проходит через активную зону в направлении сверху вниз (см. фиг.1).
При аварийных ситуациях, связанных с прекращением работы циркуляционных насосов первого контура, аварийное охлаждение активной зоны реактора в первый момент времени после прекращения циркуляции насосами осуществляется движением теплоносителя из бассейна 7 активной зоны через активную зону 6 в емкость 1 аварийного расхолаживания (см. фиг.2). Движение происходит за счет разницы уровня теплоносителя в бассейне 7 и емкости 1. Эта разница может составлять около 3,5 м и соответствует перепаду давления в активной зоне реактора при работе реактора на мощности. При уменьшении расхода системы начинается вторичный разогрев активной зоны. После выравнивания давления в бассейне 7 и подзонном пространстве 3 (повышения уровня в емкости 1 до уровня в бассейне 7 активной зоны) дальнейшее охлаждение активной зоны осуществляется путем естественной циркуляции теплоносителя. Начальный расход теплоносителя за счет выбранного диаметра трубопровода обеспечивает непревышение допустимых значений температуры твэлов.
На фиг.3 приведено изменение температуры оболочки твэла с максимальным энерговыделением (Ттв), относительной мощности реактора (N) и относительного расхода через активную зону (G) для режима расхолаживания реакторной установки при обесточивании и срабатывании системы аварийной защиты.
Claims (3)
1. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа, содержащая емкость аварийного расхолаживания, расположенную ниже уровня теплоносителя в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, образованным горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна, а также соединенную с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника, отличающаяся тем, что диаметр трубопровода выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры твэлов.
2. Система по п.1, отличающаяся тем, что поперечное сечение емкости аварийного расхолаживания выбирают исходя из условия изменения расхода теплоносителя в соответствии со спадом энерговыделения в активной зоне.
3. Система по п.1, отличающаяся тем, что бассейн реактора разделен вертикальной перегородкой на две части, в одной из которых размещена активная зона, а в другой - емкость аварийного расхолаживания.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2012131861/07A RU2497209C1 (ru) | 2012-07-24 | 2012-07-24 | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2012131861/07A RU2497209C1 (ru) | 2012-07-24 | 2012-07-24 | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2497209C1 true RU2497209C1 (ru) | 2013-10-27 |
Family
ID=49446868
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2012131861/07A RU2497209C1 (ru) | 2012-07-24 | 2012-07-24 | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2497209C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109378089A (zh) * | 2018-11-12 | 2019-02-22 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于泳池式低温供热堆功率扩展的堆内构件 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4186050A (en) * | 1978-05-22 | 1980-01-29 | General Atomic Company | Nuclear reactors |
SU764533A1 (ru) * | 1978-06-16 | 1982-12-30 | Предприятие П/Я А-7291 | Исследовательский водо-вод ной дерный реактор,бассейнового типа |
DE3210745C2 (ru) * | 1981-03-30 | 1993-05-13 | Aktiebolaget Asea-Atom, Vaesteraas, Se | |
RU1823009C (ru) * | 1990-07-04 | 1993-06-23 | Ленинградский Кораблестроительный Институт | Ядерный реактор с естественной циркул цией теплоносител |
WO2003058642A1 (fr) * | 2002-01-08 | 2003-07-17 | Nuclear Power Institut Of China | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire |
-
2012
- 2012-07-24 RU RU2012131861/07A patent/RU2497209C1/ru active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4186050A (en) * | 1978-05-22 | 1980-01-29 | General Atomic Company | Nuclear reactors |
SU764533A1 (ru) * | 1978-06-16 | 1982-12-30 | Предприятие П/Я А-7291 | Исследовательский водо-вод ной дерный реактор,бассейнового типа |
DE3210745C2 (ru) * | 1981-03-30 | 1993-05-13 | Aktiebolaget Asea-Atom, Vaesteraas, Se | |
RU1823009C (ru) * | 1990-07-04 | 1993-06-23 | Ленинградский Кораблестроительный Институт | Ядерный реактор с естественной циркул цией теплоносител |
WO2003058642A1 (fr) * | 2002-01-08 | 2003-07-17 | Nuclear Power Institut Of China | Reacteur a faible temperature utilisant le combustible epuise d'une centrale nucleaire |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109378089A (zh) * | 2018-11-12 | 2019-02-22 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于泳池式低温供热堆功率扩展的堆内构件 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA2954136C (en) | Containment cooling system and containment and reactor pressure vessel joint cooling system | |
US9715948B2 (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
CN105359221A (zh) | 管理核反应堆废燃料棒 | |
CN104885160A (zh) | 具有液体金属冷却剂的核反应堆 | |
KR101785460B1 (ko) | 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전 | |
JP2019012073A (ja) | 原子炉モジュール | |
CN103440891B (zh) | 乏燃料水池非能动补水喷淋系统 | |
KR101436497B1 (ko) | 나선형 소듐대-소듐 열교환기를 이용하여 자연순환 냉각 성능을 강화한 소듐냉각 원자로의 완전 피동형 잔열제거 시스템 | |
CN102903402A (zh) | 一种先进的二次侧堆芯热量导出装置 | |
KR101250479B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법 | |
KR101789135B1 (ko) | 안전주입계통 및 이를 구비하는 원전 | |
CN204178729U (zh) | 一种长期非能动安全壳热量导出系统 | |
RU2497209C1 (ru) | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа | |
CN104091621B (zh) | 非能动堆外冷却系统 | |
MY184252A (en) | Fast neutron reactor and neutron reflector block of a fast neutron reactor | |
JP7439263B2 (ja) | 一体型原子炉 | |
KR101456575B1 (ko) | 내장형 붕산주입 시스템 | |
Jin et al. | Natural Circulation Characteristics of China Lead Alloy Cooled Research Reactor CLEAR-I | |
RU2018141202A (ru) | Ядерный реактор со стержнями управления и отключения внешними относительно активной зоны и ее поддерживающих конструкций | |
CN220895201U (zh) | 小型铅冷海洋池式自然循环反应堆非能动余热排出系统 | |
RU2501103C1 (ru) | Система охлаждения активной зоны и отражателя ядерного реактора бассейного типа | |
CN109903862A (zh) | 一种低压自然循环能力提升方案 | |
RU2317602C2 (ru) | Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения и способ (варианты) авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения | |
US20150325317A1 (en) | Nuclear reactor | |
RU2562228C1 (ru) | Ядерный реактор бассейнового типа |