Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу

Завантажити PDF файл.

Формула / Реферат

1. Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу, яка містить корпус реактора, встановлений в шахті реактора з проміжком між його циліндричною частиною і ізоляцією стінки шахти реактора та його дном і тепловим екраном дна реактора з регульованим отвором, трубопроводи вентиляційної системи охолодження шахти, бокс парогенераторів, яка відрізняється тим, що зовнішня поверхня циліндричної частини корпусу та дна корпусу реактора споряджена шаром пористого матеріалу.

2. Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу за п. 1, яка відрізняється тим, що пористий матеріал виконано з дискретних металевих волокон.

Текст

Реферат: Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу містить корпус реактора, встановлений в шахті реактора з проміжком між його циліндричною частиною і ізоляцією стінки шахти реактора та його дном і тепловим екраном дна реактора з регульованим отвором, трубопроводи вентиляційної системи охолодження шахти, бокс парогенераторів. Зовнішня поверхня циліндричної частини корпусу та дна корпусу реактора споряджена шаром пористого матеріалу. UA 119859 U (12) UA 119859 U UA 119859 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Корисна модель, що заявляється, належить до ядерної енергетики і може бути використана при розробці систем захисту герметичної оболонки (контейнменту) ядерного реактора. Відома система утримання розплавленої активної зони в корпусі водо-водяного ядерного реактора, що містить корпус реактора, систему теплоізоляції на циліндричній стінці шахти реактора та під дном реактора, проміжок між корпусом реактора та системою теплоізоляції, трубопроводи подачі води в шахту реактора, пристрої подачі води в проміжок. Тепловідведення від зовнішньої поверхні корпусу реактора здійснюється за рахунок природної циркуляції води в проміжку між корпусом реактора та системою теплоізоляції навколо нього. До недоліків цієї відомої системи належать невисока ефективність тепловідведення при охолодженні корпусу реактора за рахунок природної циркуляції води та вірогідність переходу від пухирчатого режиму кипіння на зовнішній поверхні корпусу реактора до плівкового при дії теплового потоку великої густини, що може призвести до осушення зовнішньої поверхні корпусу реактора та різкого погіршення охолодження, наслідком чого може бути втрата його несучої здатності і руйнування [1]. Найближчим за технічною суттю до заявленої системи, є система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу, яка містить корпус реактора, встановлений в шахті реактора з проміжком між його циліндричною частиною і ізоляцією стінки шахти реактора та його дном і тепловим екраном дна реактора з регульованим отвором, трубопроводи вентиляційної системи охолодження шахти, бокс парогенераторів [2]. Головним недоліком цієї відомої системи утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу є зростання температури зовнішньої поверхні корпусу реактора при змінюванні режимів кипіння від пухирчатого до плівкового на окремих ділянках з недостатньою змочуваністю водою. Тривале знаходження розплавленої активної зони в корпусі реактора приводить до наростаючого збільшення площі цих ділянок та втрати несучої здатності, а також до проплавлення корпусу. В основу корисної моделі поставлено задачу удосконалення системи утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу шляхом охолодження корпусу по всій його зовнішній поверхні, що забезпечить збереження його несучої здатності та цілісності при виникненні важкої аварії. Поставлена задача вирішується тим, що в системі утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу, яка містить корпус реактора, встановлений в шахті реактора з проміжком між його циліндричною частиною і ізоляцією стінки шахти реактора та його дном і тепловим екраном дна реактора з регульованим отвором, трубопроводи вентиляційної системи охолодження шахти, бокс парогенераторів, новим є те, що зовнішня поверхня циліндричної частини корпусу та дна корпусу реактора споряджена шаром пористого матеріалу. Новим також є те, що пористий матеріал виконано з дискретних металевих волокон, що забезпечить збереження несучої здатності та цілісності корпусу реактора при виникненні важкої аварії з плавленням активної зони. Пористий металоволокнистий матеріал характеризується наявністю великої кількості пор з розмірами від мінімального до максимального, причому в ньому немає закритих та тупикових пор. При змочуваності водою такий пористий матеріал забезпечить підведення охолоджуючої води до всіх ділянок зовнішньої поверхні корпусу та найбільш ефективний механізм тепловідведення - пухирчатий режим кипіння, при якому пори цього матеріалу будуть виконувати роль центрів пароутворення. Результатом рівномірного стійкого охолодження зовнішньої поверхні корпусу реактора є утримання ним несучої здатності та цілісності при виникненні важкої аварії, тобто плавлення активної зони. Технічна суть системи утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу пояснюється кресленням, де зображено 1 - корпус ядерного реактора; 2 - циліндрична частина корпусу реактора; 3 - дно корпусу реактора; 4 шахта реактора; 5 - ізоляція циліндричної стінки шахти; 6 - тепловий екран дна реактора; 7 регульований отвір в тепловому екрані дна реактора; 8 - проміжок між зовнішньою поверхнею корпусу і ізоляцією стінки шахти та дном реактора і тепловим екраном дна реактора; 9 трубопроводи вентиляційної системи охолодження шахти; 10 - бокси парогенератора; 11 - шар пористого матеріалу. Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу працює наступним чином. На зовнішню поверхню корпусу ядерного реактора 1 встановлюють шар пористого матеріалу 11 з утворенням надійного теплового контакту, наприклад за допомогою точкового зварювання. Пористий матеріал являє собою виготовлений шляхом високотемпературного дифузійного зварювання у захисній атмосфері металоволокнистий войлок, утворений з 1 UA 119859 U 5 10 15 20 25 30 дискретних металевих тонких волокон довжиною 3-12 мм, який змочується водою. Корпус реактора встановлюють в шахті реактора 4 з утворенням проміжку 8 між зовнішньою поверхнею корпусу і ізоляцією стінки шахти 5 та дном корпусу реактора 3 і тепловим екраном дна реактора 6. При важкій аварії шахта реактора 4 заповнюється водою з боксів парогенератора 10 трубопроводами 9 вентиляційної системи охолодження шахти 4. Вода крізь регульований отвір 7 в тепловому екрані 6 дна реактора 3 потрапляє до зовнішньої поверхні дна реактора 3 та циліндричної частини 2 корпусу реактора 1, а саме в проміжок 8 між зовнішньою поверхнею корпусу реактора 1, тепловим екраном 6 дна реактора 3 та ізоляцією 5 циліндричної стінки шахти 4 реактора. Встановлення стійкого режиму пухирчатого кипіння в шарі пористого матеріалу 11 при циркуляції води в проміжку 8 забезпечить ефективне відведення теплоти від зовнішньої поверхні корпусу реактора, охолодження розплаву в корпусі реактора, збереження несучої здатності та цілісності корпусу реактора 1. Джерела інформації: 1. Tuomisto H., Theofanous T. A consistent approach to severe accident management // Nuclear Engineering and Design, July 1994. - V. 148, Issues 2-3. - P. 171-183. 2. Полезная модель РФ 61927 "Система, обеспечивающая задержку расплавленной активной зоны в корпусе ядерного реактора типа ВВЭР-440/В-213", МПК G21C 5/00, G21C 9/00, опубл. 10.03.2007. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 1. Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу, яка містить корпус реактора, встановлений в шахті реактора з проміжком між його циліндричною частиною і ізоляцією стінки шахти реактора та його дном і тепловим екраном дна реактора з регульованим отвором, трубопроводи вентиляційної системи охолодження шахти, бокс парогенераторів, яка відрізняється тим, що зовнішня поверхня циліндричної частини корпусу та дна корпусу реактора споряджена шаром пористого матеріалу. 2. Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу за п. 1, яка відрізняється тим, що пористий матеріал виконано з дискретних металевих волокон. 2 UA 119859 U Комп’ютерна верстка Г. Паяльніков Міністерство економічного розвитку і торгівлі України, вул. М. Грушевського, 12/2, м. Київ, 01008, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 3

Дивитися

Додаткова інформація

МПК / Мітки

МПК: G21C 9/016, G21C 13/10

Мітки: реактора, корпусі, утримання, система, водо-водяного, активної, потужності, ядерного, розплавленої, середньої, типу, зони

Код посилання

<a href="http://uapatents.com/5-119859-sistema-utrimannya-rozplavleno-aktivno-zoni-v-korpusi-yadernogo-reaktora-seredno-potuzhnosti-vodo-vodyanogo-tipu.html" target="_blank" rel="follow" title="База патентів України">Система утримання розплавленої активної зони в корпусі ядерного реактора середньої потужності водо-водяного типу</a>

Подібні патенти