183439. lajstromszámú szabadalom • Eljárás és berendezés atomreaktorok átmeneti szükséghűtésére
1 183 439 2 A találmány tárgya eljárás és berendezés atomreaktorok átmeneti szükséghűtésére, amellyel a hűtés ellátható a hűtó'közeg üzemszerű áramoltatásának megszűnte és az ezzel automatikusan együttjáró reaktorleállás (vészleállás), valamint a maradványhő tartós elvezetésére létesített szükséghűtő rendszer teljesértékű belépése közötti időben. A találmány elsősorban uszoda-típusú kutatóreaktoroknál alkalmazható, ahol a reaktortartályban elhelyezett reaktort annak működési és leállási hőmérsékletén folyékony hűtőközeg veszi körül és amely reaktorok üzemszerű teljesítménye az 1 MW és a 100 MW érték közé esik. Ismeretes, hogy az uszoda-típusú atomreaktorok hűtésének és sugárvédelmének fő eszköze a reaktortartályban elhelyezett hűtőközeg. E hűtőközeg lehet természetes víz, nehézvíz, szerves folyadék vagy egyéb folyékony közeg. Eltekintve azoktól az atomreaktoroktól, amelyek a rendelkezésre álló hűtőközeg kihasználható hőkapacitásához képest elhanyagolható energiát szolgáltatnak, a reaktort a hűtőközeg folytonos áramoltatásával hűtik. A reaktor fűtőelemei közötti térben átáramló és felmelegedő folyadékot főkeringtető szivattyú tartja folytonos áramlásban az ún. primer hűtőkörben. A hűtőközeg által felvett hőmennyiség továbbviteléről a reaktortartályon kívül gondoskodnak, pl. hőcserélő beiktatásával. Az atomreaktor üzemeltetése során a reaktortartályban a hűtőközeg folyamatosan fogyna, ha utánpótlásáról nem gondoskodnának. A fogyás legkézenfekvőbb oka a párolgás, amelynek mértékét gyakran fokozza a hűtőközeg felszíne felett — sugárvédelmi okokból — fenntartott folyamatos légcsere. A hűtőközeg fogyása — a reaktortartályban lévő hűtőközeg szintjének süllyedése - sem sugárvédelmi okokból nem kívánatos, sem azért nem, mert a reaktor fűtőelemeinél a hidrosztatikus nyomás csökkenése működés közben fokozza a buborékképződés veszélyét (kavitációs károsodások). A reaktortartályban levő hűtőközeg fogyásának elkerülésére a szokásos gyakorlat az, hogy a reaktortartály felett hűtőfolyadékkal töltött póttartályt helyeznek el, amelyet a reaktortartállyal utáneresztő vezeték köt öszsze. Az utáneresztő vezetékbe iktatott szelep nyitásával a nehézségi erő hatására megindul a hűtőközegnek a reaktortartályba áramlása, a hűtőfolyadék pótlása. Ismeretes továbbá az is, hogy atomreaktorokban nemcsak azok működése közben termelődik hő, hanem leállításuk után is, az idő haladtával egyre csökkenő mértékben. A nagyságrend érzékeltetésére megemlítjük, hogy a felszabaduló hőteljesítmény, az ún. maradványhő a leállítást követő néhány tizedmásodpercig lényegében megegyezik a működés közben termelődő hőteljesítménnyel, aztán először gyorsan, majd egyre lassuló ütemben csökken, de még 1—2 perc múlva is elérheti a leállást megelőző hőteljesítményérték mintegy 10%-át. A maradványhő tartós elvezetése vészleállás esetében — amikoris a hűtőközeg üzemszerű áramlása valamilyen okból megszűnik és az atomreaktort a védelmi rendszer automatikusan leállítja - ún. szükséghűtő rendszerrel történik. A szükséghűtő rendszer kialakítására több megoldás ismeretes. Ezek közül a legáltalánosabb a főkeringtető szivattyúnál kisebb teljesítményű, azzal párhuzamosan kapcsolt segédkeringtető szivattyúk beillesztése primer hűtőkörbe és szükségáramforrások alkalmazása, amelyek a hűtőközeg áramoltatásának feltételeit — a reaktor automatikus leállítását kiváltó — áramkimaradás vagy a főkeringtető szivattyúik) bármilyen hibája esetén a to2 vábbiakban tartósan biztosítják. Bármilyen megoldású legyen is a szükséghűtő rendszer, alapvető szempont, hogy azt lehetőleg ne az első időszak jelentős hőelviteli igényeihez, hanem a rövid átmeneti időszakot követő csökkent igényekhez lehessen méretezni. Ily módon elkerülhető ugyanis gazdaságtalanul nagy kapacitású szükségáramforrások, segédkeringtető szivatytyúk használata és megengedhető a szükséghűtő rendszer indításakor olyan időszak, amikor az még nem teljesértékűen működik. E meggondolások alapján vált szokásossá az átmeneti szükséghűtés céljára szolgáló eljárások és berendezések alkalmazása, amelyek a vészleállás és a szükséghűtő rendszer teljesértékű belépése között működnek. Ezek kialakítására több megoldás ismertetés. Uszoda-típusú atomreaktoroknál az átmeneti szükséghűtés egyik módja az, hogy a reaktort körülvevő hűtőközeg mennyiségét olyan nagyra, hőátviteli kapcsolatát a reaktorral olyan mértékűre választják meg, hogy az átmeneti időszak során felszabaduló energiát a hűtőközeg- megfelelő hőtehetetlensége révén — káros következmények nélkül veszi fel. E módszer kisebb atomreaktor teljesítmények (pl. 1-5 MW esetén) alkalmazható, nagyobb teljesítményű atomreaktoroknál azonban a hűtőközeg mennyiségét már olyan nagyra kellene megválasztani, amely az atomreaktor célszerű kialakítását, gazdaságos és kezelhető felépítését veszélyezteti. További jelentős nehézség, hogy gazdaságosan és megfelelő biztonsággal nem tartható fenn tartósan a megfelelő hőátviteli kapcsolat a reaktor és a hűtőközeg között (buborékképződés). Az átmeneti szükséghűtés másik ismert módja az, hogy az üzemszerű hűtőrendszer olyan kialakítású, hogy a hűtőrendszer megnövelt inerciája következtében az áramló hűtőközeg mennyisége csak lassan változhassék — azaz pl. motorhiba vagy áramkimaradás esetén az áramlás ne szűnjék meg azonnal. Az inercia megnövelésének ismert módja pl. a hűtőszivattyúval összekapcsolt lendkerék beépítése vagy fokozott inerciájú szivattyú alkalmazása. E megoldások azonban jelentős korlátozó tényezőkkel rendelkeznek: az átmeneti szükséghűtés megfelelő ideig való fenntartására nagymennyiségű energiát kell tárolni. ez pedig nehéz és költséges műszaki feladatok megoldását teszi szükségessé (pl. a lendkerekek tengelykapcsolóinak megfelelő kialakítása). A találmány az átmeneti szükséghűtésre tökéletesebb megoldást szolgáltat. Célja olyan megoldás biztosítása, amely nem igényel költséges és bonyolult segédberendezéseket, nem növeli a reaktortartály méreteit, hanem felhasználva az uszoda típusú atomreaktoroknál rendelkezésre álló adottságokat, az eddigieknél olcsóbb és üzembiztosabb átmeneti szükséghűtést tesz lehetővé. A találmány eljárás és berendezés atomreaktorok átmeneti szükséghűtésére, amely a reaktortartályban és a póttartályban tárolt hűtőközeget használja fel az átmeneti szükséghütés céljára. A találmány szerinti eljárás alapgondolata az, hogy vészleállás esetén a reaktortartályban és a póttartályban tárolt hűtőközeg egy részének a reaktoron való. a nehézségi erő hatására történő itfoiyatásával és egy. erre a célra szolgáló, ürítő-tartályban való felfogásával az átmeneti szükséghűtés üzembiztosán, egyszerűen és gazdaságosan kialakítható. Az eljárást foganatosító berendezés az uszoda típusú atomreaktorok szokásos részegységein - reaktortartály a benne elhelyezett reaktorral és hűtőközeggel, primerhűtőkör, póttartály - kívül ürítőtartályt tartalmaz, amelyet a re5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65
