способ аварийной защиты водо-водяного ядерного реактора

Формула изобретения

СПОСОБ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, заключающийся в том, что в теплоноситель в область под тепловыделяющими сборками, имеющими в нижних торцах отверстия, подают из гидравлических насадок раствор поглотителя, поступающий в активную зону, отличающийся тем, что раствор поглотителя подают в виде свободных струй в торцевые сечения тепловыделяющих сборок, причем величину гидравлического напора свободных струй устанавливают не меньшей значения, необходимого для преодоления суммарного гидравлического сопротивления, оказываемого струе от торца насадки до верхнего торца тепловыделяющей сборки.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к управлению и защите ядерных реакторов. Известны способы аварийной остановки водо-водяного ядерного реактора путем ввода в активную зону раствора поглотителя.

Известен способ, реализованный в устройстве аварийной остановки ядерного реактора. При этом способе введение раствора поглотителя в активную зону ядерного реактора осуществляется путем выдавливания раствора поглотителя из источника раствора поглотителя по трубам через крышку ядерного реактора в раздаточный коллектор, расположенный внутри корпуса ядерного реактора, и далее через опускные трубки в специальные трубчатые каналы, расположенные во внутренней полости тепловыделяющих сборок, с последующей инжекцией раствора поглотителя через торцы трубчатых каналов в теплоноситель в направлении из активной зоны. Таким образом, раствор поглотителя воздействует на реактивность ядерного реактора уже во время протекания по трубчатым каналам тепловыделяющей сборки, а затем, будучи инжектированным в теплоноситель, смешиваясь с теплоносителем и снова поступая в активную зону за счет циркуляции теплоносителя, раствор поглотителя оказывает дополнительное воздействие на реактивность ядерного реактора [1]. Недостатком этого способа аварийной остановки водо-водяного ядерного реактора является ограниченность воздействия раствора поглотителя на реактивность ядерного реактора, связанная с небольшими размерами поперечного сечения трубчатых каналов.

Ограничение поперечного сечения этих каналов связано, с одной стороны, с необходимостью уменьшения мощности тепловыделяющих сборок за счет изъятия из их состава части тепловыделяющих элементов и замены их на трубчатые каналы для прохождения раствора жидкого поглотителя, а с другой, из-за поглощения стенками этих каналов нейтронов. Кроме этого, наличие данных каналов в активной зоне вызывает неравномерность энерговыделения в тепловыделяющих сборках при работе реактора в штатном режиме.

Полное воздействие на реактивность реактора достигается в этом способе только после того, как определенная часть раствора поглотителя вытечет из трубчатых каналов, смешается с теплоносителем и за счет циркуляции снова попадет в активную зону. В случае нарушения циркуляции теплоносителя этот способ мало эффективен для аварийной защиты.

Наиболее близким по своей технической сущности и достигаемому результату к предлагаемому является способ аварийной остановки водо-водяного ядерного реактора путем перемешивания раствора поглотителя с теплоносителем в различных участках контура ядерного реактора, реализованный в устройстве для подачи раствора борной кислоты [2].

При этом способе введение раствора поглотителя в активную зону ядерного реактора осуществляют за счет распыливания раствора поглотителя в теплоносителе ядерного реактора в пространстве под активной зоной или в пространстве над активной зоной, или одновременно в пространстве над активной зоной и под активной зоной. При этом происходит механическое перемешивание раствора поглотителя и теплоносителя с последующим перемещением образовавшегося раствора поглотителя в пределы активной зоны за счет циркуляции теплоносителя. Однако указанный способ не может служить средством надежной аварийной остановки ядерного реактора, т.к. для его реализации необходимо наличие циркуляции теплоносителя, а при отсутствии циркуляции теплоносителя раствор поглотителя в активную зону не поступает и воздействия на реактивность не происходит. Кроме этого, указанный способ при нарушенной циркуляции теплоносителя обладает низкой скоростью срабатывания. В этом способе скорость срабатывания в основном зависит от производительности распыливающих насадок и скорости циркуляции теплоносителя. Даже при максимально возможной производительности распыливающих насадок скорость аварийного срабатывания будет лимитироваться скоростью циркуляции теплоносителя, которая, как правило, является постоянной и сравнительно небольшой на участке активной зоны. При прекращении циркуляции теплоносителя этим способом вообще невозможно заглушить реактор в аварийном режиме.

Целью изобретения является создание надежного способа аварийной защиты ядерного реактора при подаче в активную зону раствора поглотителя.

В результате этого достигается новый технический результат, заключающийся в увеличении скорости подачи поглотителя при любом направлении циркуляции теплоносителя или при ее прекращении.

Данный технический результат достигается тем, что в способе аварийной защиты водо-водяного ядерного реактора, заключающемся в том, что в теплоноситель в области под тепловыделяющими сборками, имеющими в нижнем торце отверстия, подают из гидравлических насадок раствор поглотителя, поступающий в активную зону, отличается тем, что раствор поглотителя подают в виде свободных струй в торцовые сечения тепловыделяющих сборок, причем величину гидравлического напора свободных струй устанавливают не менее значения, необходимого для преодоления суммарного гидравлического сопротивления, оказываемого струе от торца насадки до верхнего торца тепловыделяющей сборки.

В предлагаемом способе остановка реактора происходит быстрее и надежнее, чем при способе распыливания раствора поглотителя в пространстве под или над активной зоной. По этому способу ввод раствора поглотителя в активную зону обеспечивается при любом направлении циркуляции теплоносителя, включая случай прекращения циркуляции.

Таким образом, предложенный способ удовлетворяет критерию "положительный эффект".

Ни в одном из известных технических решений не обнаружена вся совокупность признаков, отличающих предложенный способ от прототипа, поэтому, по мнению заявителя, заявленное техническое решение соответствует критерию охраноспособности "существенные отличия".

Для аварийной остановки ядерной реакции необходимо как можно быстрее ввести в активную зону реактора раствор поглотителя.

В известном способе, взятом за прототип, раствор поглотителя сначала распыливается в пространстве под активной зоной или в пространстве над активной зоной, или одновременно в пространстве над активной зоной и под активной зоной, а затем перемещается за счет циркуляции вместе с теплоносителем в межтвэльное пространство активной зоны, а на это тратится время.

В случае же прекращения циркуляции теплоносителя известный способ вообще не работает.

Наиболее быстрый способ ввода раствора поглотителя в активную зону может обеспечить струйный впрыск раствора поглотителя непосредственно в межтвэльное пространство активной зоны в виде напорных струй, самостоятельно распространяющихся в теплоносителе и называемых в гидравлике свободными струями.

Достигается это за счет выполнения сквозных вертикальных отверстий в нижних торцах тепловыделяющих сборок или использования существующих отверстий в ножках (головках) тепловыделяющих сборок с последующей их доработкой или без доработки.

Для формирования свободных струй раствора поглотителя необходимо гидравлические насадки любого типа, подающие поглотитель в пространство под активной зоной, который можно выполнить, например, в виде напорных сопел.

Свободные струи осуществляют подачу раствора поглотителя из напорных сопел непосредственно в отверстия, выполненные на торцах тепловыделяющих сборок.

Свободные струи раствора поглотителя должны не только войти в отверстия на торцах тепловыделяющих сборок, но и вытеснить теплоноситель из межтвэльного пространства тепловыделяющей сборки и заполнить собой это пространство на всю высоту активной зоны.

Для осуществления этого требуется, чтобы гидродинамический напор струи раствора поглотителя определялся необходимым расходом (скоростью) раствора поглотителя в активной зоне с учетом гидравлических потерь свободной струи на входе в отверстие на торце тепловыделяющей сборки и суммарных потерь на протекание раствора поглотителя во внутренней полости тепловыделяющей сборки, состоящих из суммы всех гидравлических сопротивлений, встречающихся на пути движения раствора поглотителя при срабатывании аварийной защиты на участке от отверстия в нижнем торце тепловыделяющей сборки на входе в нее раствора поглотителя, до верхнего торца тепловыделяющей сборки. При этом с точки зрения энергетических характеристик свободной струи сопла должны находиться как можно ближе к сквозным отверстиям на нижних торцах тепловыделяющих сборок.

Все признаки заявляемого способа функционально связаны между собой и исключение из предложенной совокупности любого признака не позволяет достичь поставленной цели - повышения надежности аварийной защиты реактора путем увеличения скорости ввода раствора поглотителя в активную зону при любом направлении циркуляции теплоносителя.

Из изложенного выше следует, что в предложенном техническом решении не нарушено единство изобретения.

На фиг. 1 представлена принципиальная гидравлическая схема подачи раствора поглотителя в активную зону ядерного реактора; на фиг. 2 - узел I на фиг. 1 (часть реактора с размещением одного гидравлического сопла относительно нижнего торца тепловыделяющей сборки).

Принципиальная схема содержит источник раствора поглотителя 1, расположенный за пределами бака 2 ядерного реактора, трубопровод 3 для доставки раствора поглотителя, автоматический клапан 4, срабатывающий от сигнала аварийной защиты и подающий раствор поглотителя в гидравлическое сопло 5. В гидравлическом сопле 5 формируется свободная струя раствора поглотителя, которая направлена в торец тепловыделяющей сборки 6 активной зоны 7.

Один из возможных примеров реализации предлагаемого способа аварийной защиты ядерного реактора с водным теплоносителем осуществляется следующим образом. При работе ядерного реактора в режиме нормальной эксплуатации раствор поглотителя находится внутри источника раствора поглотителя 1 и в трубах 3 на участке от источника раствора поглотителя 1 до системы клапанов 4. Система клапанов находится в закрытом состоянии. В режиме аварийной остановки реактора открывают систему клапанов 4 и подают раствор поглотителя из источника 1 по трубам 3 внутрь бака 2 реактора и далее к гидравлическим соплам 5. Из гидравлического сопла 5 раствор поглотителя в виде свободной струи направляют к торцам тепловыделяющих сборок 6, где свободной струей создают избыточное давление на входе в торцовые вертикальные отверстия. За счет избыточного давления раствор поглотителя перемещается во внутренней полости тепловыделяющей сборки 6 и, вытесняя теплоноситель, заполняет ее. При этом избыточное давление, создаваемое свободной струей, выбирают по известным в гидродинамике формулам таким образом, чтобы в случае нарушения циркуляции теплоносителя в результате аварии раствор поглотителя заполнял внутренние полости тепловыделяющих сборок независимо от направления движения теплоносителя.

Использование предлагаемого изобретения обеспечивает быструю и надежную остановку ядерного реактора практически при любом виде аварии, включая такие их виды, при которых происходит изменение направления циркуляции теплоносителя.