Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ АВАРИЙНОЙ ОСТАНОВКИ И ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ АВАРИЙНОЙ ОСТАНОВКИ И ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

СПОСОБ АВАРИЙНОЙ ОСТАНОВКИ И ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Сущность изобретения: ядерный реактор снабжен системой аварийного охлаждения активной зоны, состоящей из гидроемкости с рабочей средой, устройства для создания в гидроемкости избыточного давления и трубопровода, соединяющего гидроемкость с ядерным реактором. В режиме нормальной эксплуатации в гидроемкости поддерживают давление, равное атмосферному. При возникновении аварийной ситуации, требующей аварийной остановки или охлаждения реактора, в гидроемкости создают избыточное давление, необходимое для вытеснения рабочей среды в реактор. Давление может создаваться генерированием газа. Кроме того, в гидроемкости может быть создано избыточное давление различной для каждой конкретной аварийной ситуации величины. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2096840
Класс(ы) патента: G21C15/18, G21C9/00
Номер заявки: 94038620/25
Дата подачи заявки: 14.10.1994
Дата публикации: 20.11.1997
Заявитель(и): Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно- конструкторский институт "Атомэнергопроект"
Автор(ы): Реутский Н.Е.; Хриенко В.Ф.; Ширкес С.О.; Рыбаков Б.Л.; Лобанова Н.А.; Антропов Г.А.; Новак В.П.; Ермаков Д.Н.
Патентообладатель(и): Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно- конструкторский институт "Атомэнергопроект"
Описание изобретения: Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к системам аварийной остановки и охлаждения ядерных реакторов.
Известен способ аварийного охлаждения посредством подачи воды из гидроемкостей с фиксированным избыточным давлением, большим давления в реакторе, реализованный в системе аварийного охлаждения реакторов типа РБМК (САОР) (см. книгу под общей редакцией И.А.Доллежаля. "Ядерные энергетические установки", М. Энергоатомиздат, 1983, с.411-419, рис.10.2), состоящей из гидроемкостей с водой, постоянно находящихся под избыточным давлением газа (азота), превышающим давление в ядерном реакторе при нормальной эксплуатации, и трубопроводов с быстродействующей нормально закрытой арматурой. Вода подается в реактор из гидроемкостей при открытии быстродействующей арматуры по сигналам о возникновении аварийной ситуации, требующей введения в действие системы аварийного охлаждения.
Недостатками описанной системы являются необходимость постоянного поддержания избыточного давления в гидроемкостях путем подачи в них азота от внешней газовой системы, что влечет за собой возможность разрушения гидроемкостей с образованием осколков, которые могут причинить ущерб оборудованию и персоналу, опасность для обслуживающего персонала при утечке азота, а также необходимость подачи электропитания на быстродействующую арматуру для введения системы в действие.
Известен также способ аварийной остановки посредством подачи раствора поглотителя из гидроемкостей с избыточным давлением, равным давлению в реакторе, реализованный в системе быстрого ввода бора реакторов типа ВВЭР нового поколения (СБВБ) (см. Сборник трудов "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", т. 1, Обнинск, 1991 с.172 178, рис.1), состоящей из гидроемкостей с раствором поглотителя нейтронов (бора), постоянно находящихся под избыточным давлением, равным давлению в реакторе, и трубопроводов с быстродействующей нормально закрытой арматурой. Раствор бора подается в ядерный реактор при открытии быстродействующей арматуры по сигналам о возникновении аварийной ситуации, требующей введения в действие системы аварийной остановки, за счет перепада давления между нагнетательными и всасывающими трубопроводами главных циркуляционных насосов.
Недостатками описанной системы являются наличие избыточного давления в гидроемкостях при нормальной эксплуатации и возможность их разрушения с образованием летящих осколков, способных причинить ущерб оборудованию и персоналу. Необходимость подачи электропитания на быстродействующую арматуру, зависимость быстродействия системы от функциональных характеристик главных циркуляционных насосов (перепада давления между нагнетательным и всасывающим трубопроводами, времени выбега и т.п.).
Известен также способ аварийного охлаждения посредством подачи раствора поглотителя из гидроемкостей с фиксированным избыточным давлением, меньшим давления в реакторе, реализованный в системе аварийного охлаждения реакторов типа ВВЭР (САОЗ) (см.книгу Т.Х.Маргуловой "Атомная энергетика сегодня и завтра". М. "Высшая школа", 1989, с.107 113, рис.10.1) прототип, состоящий из гидроемкостей с раствором поглотителя нейтронов (бора), постоянно находящихся под избыточным давлением газа (азота), меньшим давления в ядерном реакторе при нормальной эксплуатации, и трубопроводов с обратными клапанами. Раствор бора подается в ядерный реактор при авариях с течью теплоносителя, сопровождающихся снижением давления в реакторе, или в аварийных ситуациях, требующих введения в действие системы аварийного охлаждения, после принудительного снижения давления в реакторе.
Недостатками описанной системы являются необходимость постоянного поддержания избыточного давления в гидроемкостях путем подачи в них азота от внешней газовой системы, что влечет за собой опасность разрушения гидроемкостей с образованием летящих осколков, способных причинить ущерб оборудованию и персоналу, опасность для обслуживающего персонала при утечке азота, невозможность введения системы в действие без снижения давления в реакторе.
Задачей изобретения является повышение ядерной безопасности, в том числе за счет повышения надежности системы аварийной остановки и охлаждения ядерных реакторов, упрощение технического обслуживания этой системы, а также уменьшение опасности вредного воздействия системы на персонал.
Поставленная задача решается настоящим способом аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора, предусматривающим подачу рабочей среды в реактор из гидроемкости, причем избыточное давление в гидроемкости, необходимое для вытеснения рабочей среды в реактор, создают при возникновении аварийной ситуации, требующей аварийной остановки или охлаждения реактора. Кроме того, в гидроемкости создают избыточное давление различной для каждой конкретной аварийной ситуации величины. Также избыточное давление в гидроемкости создают генерированием газа.
Повышение ядерной безопасности достигается в результате обеспечения возможности подачи при аварийных ситуациях системой аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора рабочей среды с необходимым расходом в реактор при любом давлении в нем, повышения надежности самой этой системы, а также отсутствия избыточного давления в гидроемкости при нормальной эксплуатации.
Повышение надежности системы достигается в результате использования в ней пассивных элементов, не требующих электропитания.
Упрощение технического обслуживания обеспечивается в результате уменьшения количества вспомогательного оборудования (например, исключена система создания и поддержания избыточного давления в гидроемкости при нормальной эксплуатации).
Уменьшение опасности для обслуживающего персонала достигается в результате отсутствия в системе при нормальной эксплуатации избыточного давления и вредных для здоровья человека веществ.
Данный способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора реализуется в системе, представленной на чертеже, и состоящей из гидроемкости 1 с рабочей средой, устройства 2 для создания в гидроемкости избыточного давления, трубопровода 3, соединяющего гидроемкость с ядерным реактором, и обратного клапана 4.
В режиме нормальной эксплуатации рабочая среда в гидроемкости (вода, либо раствор поглотителя нейтронов) находится под атмосферным давлением, обратный клапан закрыт.
При возникновении аварийной ситуации, требующей введения в действие системы аварийной остановки и охлаждения, формируется сигнал на запуск устройства по созданию необходимого избыточного давления в гидроемкости (например, посредством генерирования газа). При достижении величиной давления в гидроемкости большого давления в ядерном реакторе открывается обратный клапан и рабочая среда из гидроемкости поступает в реактор.
Повышение ядерной безопасности в результате подачи при аварийных ситуациях рабочей среды в реактор при любом давлении в нем обеспечивается за счет возможности аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора в любой момент времени и упрощения организации противоаварийного алгоритма, происходящего без принудительного снижения давления в реакторе, в результате чего повышается готовность системы аварийной остановки охлаждения и снижается вероятность ложных срабатываний и ошибочных действий персонала. Возможность подачи системой аварийной остановки и охлаждения рабочей среды в ядерный реактор при любом давлении в нем обеспечивается, например, за счет генерирования в гидроемкости различного количества газа (и создания, таким образом, различного давления) путем включения необходимого количества устройств-газогенераторов или путем применения генератора с регулируемой выработкой газа. В качестве газогенераторов возможно, например, использование твердотопливных аккумуляторов давления (ТАД), применяющихся в системах пожаротушения, или аналогичных устройств. Повышение ядерной безопасности в результате отсутствия в гидроемкости при нормальной эксплуатации избыточного давления достигается за счет невозможности образования при ее разрушении в этом режиме летящих осколков, которые могут повредить важное для безопасности оборудование.
Повышение надежности системы в результате применения в ней пассивных элементов, не требующих электропитания, обеспечивается за счет более высокой надежности пассивных элементов по сравнению с активными, поскольку последние, как правило, технически сложнее и их работоспособность зависит от других устройств и систем (например, от системы электропитания).
Упрощение технического обслуживания системы в результате уменьшения количества вспомогательного оборудования и поддержания атмосферного давления в гидроемкости при нормальной эксплуатации обеспечивается за счет снижения трудозатрат на проведение проверок, ремонтов и испытаний оборудования.
Уменьшение опасности для обслуживающего персонала в результате отсутствия в гидроемкости при нормальной эксплуатации избыточного давления и вредных для здоровья веществ достигается за счет того, что гидроемкость, находящаяся под атмосферным давлением, не может разрушаться с образованием опасных для человека осколков, а также тем, что, ввиду отсутствия в гидроемкости при нормальной эксплуатации газовой среды, невозможен выход вредных веществ в окружающую среду.
Формула изобретения: 1. Способ аварийной остановки и охлаждения ядерного реактора, заключающийся в подаче рабочей среды в реактор из гидроемкости, отличающийся тем, что при нормальной эксплуатации в гидроемкости поддерживают атмосферное давление, а при возникновении аварийной ситуации, требующей аварийной остановки или охлаждения реактора, в гидроемкости создают избыточное давление, необходимое для вытеснения рабочей среды в реактор.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в гидроемкости создают различное регулируемое для каждой конкретной аварийной ситуации избыточное давление.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что избыточное давление в гидроемкости создают генерированием газа в момент возникновения аварийной ситуации.