183541. lajstromszámú szabadalom • Berendezés atomreaktorok hűtőfolyadék szintjének stabilizálására és átmeneti szükséghűtésére
1 183 541 2 A találmány tárgya olyan segédtartályt tartalmazó berendezés, amely egyrészt az atomreaktor üzemszerű működése közben gondoskodik arról, hogy a reaktortartályban a hűtőfolyadék szintje a párolgás és egyéb veszteségek ellenére állandó maradjon, másrészt biztosítja a hűtőfolyadék üzemszerű áramlásának megszűnte és ezzel járó reaktorleállás (vészleállás), valamint a maradványhő tartós elvezetését biztosító szükséghűtő rendszer teljesértékű belépése közti időben a reaktor átmeneti szükséghűtését. A találmány elsősorban uszoda-típusú kutatóreaktoroknál alkalmazható, ahol a reaktortartályban elhelyezett reaktort annak működési és leállási hőmérsékletén folyékony hűtőfolyadék veszi körül és amely reaktorok üzemszerű teljesítménye az 1 MW és a 100 MW közé esik. Ismeretes, hogy az uszoda-tipusú atomreaktorok hűtésének és sugárvédelmének fő eszköze a reaktortartályban elhelyezett hűtőfolyadék. E hűtőfolyadék lehet természetes víz, nehézvíz, szerves folyadék, vagy egyéb folyékony közeg. Eltekintve azoktól az atomreaktoroktól, amelyek a rendelkezésre álló hűtőfolyadék kihasználható hőkapacitásához képest időegység alatt elhanyagolható energiát szolgáltatnak, a reaktort a hűtőfolyadék folytonos áramoltatásával hűtik. A reaktor fűtőelemei közötti térben, azaz a reaktor nyílásain keresztül átáramló és felmelegedő hűtőfolyadékot a főkeringtető szivattyúrendszer tartja folytonos áramlásban az ún. primer hűtőkörben. A hűtőfolyadék által felvett hőmennyiség továbbviteléről a reaktortartályon kívül gondoskodnak, pl. hőcserélőnek a primer körbe való beiktatásával. Az atomreaktor üzemeltetése során a reaktortartályban a hűtőfolyadék folyamatosan fogyna, ha utánpótlásról nem gondoskodnának. A fogyás legkézenfekvőbb oka a párolgás, amelynek mértékét gyakran fokozza a hűtőfolyadék felszíne felett — sugárvédelmi okokból — fenntartott folyamatos légcsere. A hűtőfolyadék fogyása, azaz a reaktortartályban lévő hűtőfolyadék szintjének süllyedése sem sugárvédelmi szempontból nem kívánatos, sem azért nem, mert a reaktor fűtőelemei körüli térben a hidrosztatikus nyomás ezzel együtt bekövetkező csökkenése működés közben fokozza a buborékképződés veszélyét (kavitáció, felületi forrás), ami a fűtőelemek burkolatának anyagában és a szivattyúkban kárt tehet. A reaktortartályban lévő hűtőfolyadék fogyásának ellensúlyozására az a gyakorlat vált szokássá, hogy a reaktortartály szintje felett hűtőfolyadékkal töltött utántöltő tartályt helyeznek el, amelyet a reaktortartállyal utántöltő csővezeték köt össze. Az utántöltő csővezetékbe iktatott utántöltő szelep időnkénti megnyitásával a nehézségi erő hatására szakaszosan pótlódik a hűtőfolyadék veszteség. Ismeretesek továbbá olyan megoldások is, amelyek utántöltő szivattyúk alkalmazásával kerülik el azt, hogy az utántöltő tartályt a reaktortartály szintje felett helyezzék el. Mindezek az utántöltési módok azzal járnak, hogy az utántöltő tartályban lévő hűtőfolyadék természetesen belekeveredik a reaktortartályban és a primer hűtőkörben lévő hűtőfolyadékba. Mivel nem lehetséges az, hogy a bekevert hűtőfolyadék minősége tökéletesen megegyezzen a primerköri hűtőfolyadék minőségével, a primerkörben elhelyezett hűtőfolyadék minőségét ellenőrző műszerezés a bekeverési aktusnál zavart jelezhet. Ezek a zavarjelzések arra lennének hivatottak, hogy a fűtőelemek legapróbb meghibásodásaira hívják fel a figyelmet. Ennélfogva a kialakult gyakorlat az, hogy még hosszabb, pl. 1—2 hetes üzemeltetés idejére is letiltják a hűtőfolyadék pótlását és hátrányok vállalásával nagyobb mértékű hűtőfolyadék fogyást engednek meg a reaktortartályból. Jelen találmány egyik célja az, hogy működés közben folyamatos utántöltést biztosítson az említett minőségeltérésből adódó problémák nélkül. Ismeretes továbbá az is, hogy az 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 gyorsan, majd egyre lassuló ütemben csökken, de még 1—2 perc múlva is elérheti a leállást megelőző hőteljesítmény 5—10%át. A maradványhő tartós elvezetése vészleállás esetében — amikor is a hűtőfolyadék 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 a prímért hűtőkörbe és szükségáramforrások alkalmazása, amelyek a hűtőfolyadék áramoltatásának feltételeit — a reaktor automatikus leállítását kiváltó — áramkimaradás, vagy a főkeringtető szivattyúik) bármilyen hibája esetén a továbbiakban 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, pl. 3—10 percet követő csökkent igényekhez lehessen méretezni. Ilymódon elkerülhető ugyanis gazdaságtalanul nagy kapacitású szükségáramforrások, segédkeringtető szivattyúk 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 közti időszakban működnek. Ezek kialakítására több megoldás ismeretes. Uszoda-típusú atomreaktoroknál az átmeneti szükséghűtés egyik módja az, hogy a reaktort körülvevő hűtőfolyadék mennyiségét olyan nagyra, hőátviteli kapcsolatát a reaktorral olyan mértékűre választják meg, hogy az átmeneti időszak során felszabaduló hőenergiát a hűtőfolyadék — megfelelő hőtehetetlensége révén — káros következmények nélkül veszi fel. Szokás ezt a módszert kisebb atomreaktor teljesítmények (pl. 1—5 MW) esetén alkalmazni. Nagyobb teljesítményű atomraktoroknál azonban a hűtőfolyadék mennyiségét olyan nagyra kellene választani, amely az atomreaktor célszerű kialakítását, gazdaságos és kezelhető felépítését veszélyezteti. További jelentős nehézség, hogy sok esetben meg kell engedni az esetleg károsodásokat okozó buborékképződést. 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65 2
