RU2771224C1

RU2771224C1 - Способ аварийного расхолаживания и останова высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки и устройство для его осуществления (варианты)

Info

Publication number: RU2771224C1
Application number: RU2021110115A
Authority: RU
Inventors: Владимир Владимирович Кудинов; Михаил Александрович Петрушин
Priority date: 2021-04-12
Filing date: 2021-04-12
Publication date: 2022-04-28

Abstract

Группа изобретений относится средству аварийного расхолаживания и останова газоохлаждаемых ядерных реакторов, преимущественно для высокотемпературных ядерных реакторов космических установок. В способе аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора в качестве аварийной рабочей среды используют изотоп лития-6, который подают в активную зону в виде жидкого расплава или мелкодисперсной крошки. Устройство для осуществления способа (первый вариант) содержит емкость с аварийной рабочей средой, сообщенную трубопроводом, снабженным запорным элементом, с активной зоной ядерного реактора. Емкость установлена на корпусе ядерного реактора и снабжена поршнем-вытеснителем, который установлен в емкости с образованием полости для аварийной рабочей среды и полости, заполненной инертным газом. В качестве аварийной рабочей среды использован изотоп лития-6. Устройство для осуществления способа (второй вариант) содержит емкость с аварийной рабочей средой, сообщенную трубопроводом, снабженным запорным элементом, с активной зоной ядерного реактора. Емкость снабжена газогенератором и сифонной трубкой. Полость в емкости над рабочей средой заполнена инертным газом и сообщена посредством сифонной трубки с газогенератором. В качестве аварийной рабочей среды использована мелкодисперсная крошка изотопа лития-6. Техническим результатом является повышение эффективности и быстродействия аварийного охлаждения элементов конструкций ядерного реактора. 3 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Description

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).

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: NiSO₄, CoSO₄, MgCO₃, CuSO₄, MnCO₃, NH₄F, MgH₂, NH₄HCO₃, NaBH₄. 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 NiSO₄ оно составляет 2171 кДж/кг, что недостаточно в случае аварии в высокотемпературных реакторах. Применение в высокотемпературном газоохлаждаемом космическом реакторе сульфатов (NiSO₄, CoSO₄, CuSO₄) и карбонатов (MgCO₃, MnCO₃, NH₄HCO₃) 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 (NH₄F, MgH₂, NH₄HCO₃, NaBH₄) 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.

Отличительный признак заявленного изобретения, касающийся использования в качестве аварийной охлаждающей рабочей среды изотопа лития-6 (далее изотопа ⁶Li), при парообразовании которого поглощается до 2,1×10⁴ 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 ⁶Li, заполняющими объем реактора, что одновременно способствует пассивному останову ядерного реактора.

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 ⁶Li, на фиг.4 представлено устройство для аварийного расхолаживания и останова

высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора космической установки (второй вариант, принципиальная схема) с местом разрыва первого контура и истекающими парами изотопа ⁶Li.

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 ⁶Li, например в виде мелкодисперсной крошки, но может быть использована любая другая фракция изотопа ⁶Li, имеющая твердое агрегатное состояние. Также может быть использован жидкий расплав изотопа ⁶Li, 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).

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 ⁶Li, В мелкодисперсной крошке изотопа ⁶Li допускаются включения. Над мелкодисперсной крошкой изотопа ⁶Li 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 ⁶Li 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.

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 ⁶Li 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 ⁶Li 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 ⁶Li по трубопроводу 5 в область активной зоны 4 и в опорожненный внутренний объем ядерного реактора. При этом жидкий расплав изотопа ⁶Li, 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 ⁶Li поглощается до 2,1×10⁴ кДж тепла на каждый килограмм испаряемого теплоносителя). Одновременно с процессом отвода тепла происходит уменьшение потока нейтронов за счет эффективного поглощения нейтронов жидким расплавом изотопа ⁶Li и образующимися в полости ядерного реактора парами кипящего расплава изотопа ⁶Li, обладающего высоким сечением захвата нейтронов (сечение захвата более 900 барн). Образовавшиеся пары изотопа ⁶Li заполняют внутренний объем первого контура ядерного реактора и удаляются самотеком 11 через разрыв 10.

Пример 2 конкретного осуществления способа. До начала работы ядерного реактора аварийная рабочая среда 2 в емкости 1 находится в виде мелкодисперсной крошки изотопа ⁶Li. 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 ⁶Li. После взрыхления мелкодисперсная крошка изотопа ⁶Li 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 ⁶Li поглощается до 2,1×10⁴ кДж тепла на каждый килограмм испаряемого теплоносителя). Одновременно с процессом отвода тепла происходит уменьшение потока нейтронов за счет эффективного поглощения нейтронов жидким расплавом изотопа ⁶Li и образующимися в полости ядерного реактора 7 парами кипящего расплава изотопа ⁶Li, обладающего высоким сечением захвата нейтронов (сечение захвата более 900 барн). Образовавшиеся пары изотопа ⁶Li заполняют внутренний объем первого контура ядерного реактора 7 и удаляются самотеком 11 через разрыв 10.

Claims

1. Способ аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, при котором в активную зону ядерного реактора подают аварийную рабочую среду, обладающую эндотермическим свойством, отличающийся тем, что в качестве аварийной рабочей среды с эндотермическим свойством используют изотоп лития-6.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что изотоп лития-6 подают в виде жидкого расплава.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что изотоп лития-6 подают в виде мелкодисперсной крошки.

4. Устройство для аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, содержащее емкость с аварийной рабочей средой, сообщенную трубопроводом, снабженным запорным элементом, с активной зоной ядерного реактора, отличающееся тем, что 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.

5. Устройство для аварийного расхолаживания газоохлаждаемого ядерного реактора, содержащее емкость с аварийной рабочей средой, сообщенную трубопроводом, снабженным запорным элементом, с активной зоной ядерного реактора, отличающееся тем, что 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.