ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР БАССЕЙНОВОГО ТИПА ДЛЯ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ Российский патент 1996 года по МПК G21C1/14 G21C1/32 G21C15/00 

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при создании ядерных реакторов бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения.

Известен ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения (патент США 4755352, кл. 376/404, опубл. 1988 г.). Известный ядерный реактор содержит бассейн с водой, в центральной части которого расположена активная зона с тепловыделяющими сборками. Активная зона заключена в герметичный корпус, нижняя часть которого соединена нагнетательным трубопроводом, снабженным насосом, с верхней частью бассейна. Верхняя часть герметичного корпуса соединена с первичным теплообменником, расположенным в бассейне. Теплообменник соединен с бассейном через дроссельное устройство, которое служит для создания заданного давления в активной зоне.

Теплоноситель из верхней части бассейна принудительно с помощью насоса поступает в нижнюю часть герметичного корпуса под активную зону. Теплоноситель, проходя через активную зону, нагревается выше ста градусов Цельсия и поступает в первичный теплообменник, где отдает часть тепла, и через дроссельное устройство возвращается в бассейн. Дроссельное устройство выбрано с гидравлическим сопротивлением, позволяющим исключить процесс парообразования в активной зоне при температурах нагрева выше ста градусов Цельсия, что обеспечивает получение первичного теплоносителя с температурой двести тридцать градусов Цельсия и создает условия для получения рабочего пара. Рабочий пар можно использовать как для получения электроэнергии, так и для целей теплоснабжения.

Недостатком известного реактора является возможность вскипания относительно большого количества воды бассейна, находящейся под давлением. Это может произойти в случае разгерметизации герметичного корпуса, в котором расположена активная зона, в случае внезапного останова нагнетательного насоса или нарушения работы дроссельного устройства, а также в случае разрыва трубопровода. Все эти аварии могут привести к резкому падению давления в контуре, в котором находится перегретая вода под давлением (свыше ста градусов Цельсия), и объемному парообразованию, сопровождающимся ухудшением теплосъема и повреждением ядерного топлива.

Наиболее близким по совокупности признаков к изобретению является ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения (МАГАТЭ, Материалы совещания и семинара Технического комитета по использованию ядерной энергии для теплофикации, Glen et al. "Тhe Canadian Slowpoke Heating Reactor", IETE Workshop, Dec. 1983). Известный реактор содержит бассейн с водой, в нижней части которого расположена активная зона с тепловыделяющими сборками. Активная зона заключена в разделительную обечайку, которая выполнена с входным и тяговым участками. Активная зона расположена над входным участком, который соединен с бассейном. Тяговый участок соединен своей верхней частью с первичными теплообменниками, которые установлены в бассейне выше верхнего закрытого торца обечайки. Первичные теплообменники сообщены с бассейном и с вторичными низкотемпературными теплообменниками.

Теплоноситель из бассейна через входной участок поступает в активную зону, где нагревается до заданной температуры, далее через тяговый участок поступает в первичные теплообменники, где отдает тепло, охлаждается и опускается в бассейн под действием силы тяжести как более холодный и тяжелый по сравнению с нагретым от активной зоны теплоносителем. Из теплообменников нагретая вода поступает во вторичный теплообменник и далее к потребителю. По сравнению с описанным ранее ядерным реактором известный ядерный реактор обладает гарантированной внутренней безопасностью.

Недостатком известного ядерного реактора является то, что низкие параметры его теплоносителя не позволяют получать электроэнергию, которая необходима для работы всех его механизмов и приборов, что делает экономически невыгодным использование реактора в качестве источника теплоснабжения в труднодоступных и удаленных районах из-за необходимости транспортировки дополнительного горючего для выработки электроэнергии.

Задачей изобретения является создание безопасного ядерного реактора бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения, который мог бы, помимо выработки тепла для нужд теплоснабжения, вырабатывать электроэнергию как для собственных эксплуатационных нужд, так и для нужд потребителя.

Техническим результатом настоящего изобретения является то, что в активной зоне реактора бассейнового типа одновременно создаются два потока теплоносителя, один, нагретый ниже 100 градусов Цельсия, а другой, нагретый значительно выше 100 градусов Цельсия с возможностью преобразования его в пар для последующего получения электроэнергии. При этом температурные потери теплоносителя низкотемпературного контура циркуляции в тяговом участке уменьшаются за счет расположенных по периферии активной зоны вдоль стенок тягового участка разделительной обечайки герметичных емкостей с теплоносителем высокотемпературного контура циркуляции, имеющим температуру выше ста градусов Цельсия. Плотное расположение герметичных емкостей служит тепловым барьером между относительно холодной стенкой разделительной обечайки и нагретым от тепловыделяющих сборок активной зоны потоком теплоносителя, поднимающимся по тяговому участку. Кроме того, в тяговом участке происходит дополнительный подогрев потока теплоносителя от стенок герметичных емкостей, что приводит к увеличению перепада температур между восходящим и нисходящим потоками низкотемпературного контура циркуляции теплоносителя и улучшению гидравлических характеристик естественной циркуляции.

Кроме того, техническим результатом изобретения является то, что объем перегретой воды, необходимой для дальнейшего получения электроэнергии, распределен по независимым друг от друга герметичным емкостям, при этом объем перегретой воды под давлением в каждой емкости несоизмеримо мал по сравнению с объемом относительно холодной воды, находящейся в бассейне. Это обусловливает полную безопасность реактора при возможном разрыве одной герметичной емкости, поскольку большой объем бассейновой воды снизит температуру перегретой воды, вытекающей из места возможного разрыва герметичной емкости, и нейтрализует процесс объемного парообразования, а также обеспечит охлаждение тепловыделяющей сборки в поврежденной емкости. Вероятность одновременного разрыва нескольких герметичных емкостей ничтожно мала и может не учитываться при оценке безопасности реактора.

Указанный технический результат достигается тем, что известный ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения, содержащий размещенные в бассейне с водой активную зону с тепловыделяющими сборками, установленную в разделительной обечайке, выполненной с входным и тяговыми участками, и первичные теплообменники, при этом входной участок соединен с водой бассейна, а тяговый участок соединен с первичными теплообменниками, которые соединены с низкотемпературными вторичными теплообменниками, снабжен парогенераторами и сепаратором пара, а каждая тепловыделяющая сборка по крайней мере одного периферийного ряда тепловыделяющих сборок активной зоны заключена в индивидуальную герметичную емкость с водой под давлением, стенки которой снабжены теплоизоляцией, при этом каждая емкость выполнена с высотой, превышающей высоту активной зоны, а парогенераторы установлены по одному в верхней части полости каждой герметичной емкости и соединены с сепаратором пара.

Кроме того, для снижения тепловых потерь и обеспечения аварийного охлаждения тепловыделяющей сборки в герметичной емкости теплоизоляция стенки герметичной емкости, выбрана с коэффициентом теплопередачи выше 100 Вт/м градус.

Кроме того, для выравнивания энерговыделения по площади активной зоны и повышения выработки электроэнергии, тепловыделяющая сборка, установленная в герметичную емкость, содержит ядерное топливо с обогащением по урану 235, превышающим в 1,5 2,0 раза обогащение ядерного топлива, содержащегося в тепловыделяющих сборках, не заключенных в герметичные емкости.

На фиг.1 изображен продольный разрез ядерного реактора бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения, на фиг.2 поперечное сечение реактора над активной зоной по тяговому участку в месте расположения герметичных емкостей.

Ядерный реактор бассейнового типа содержит бассейн 1 с водой, в нижней части которого установлена активная зона 2 с тепловыделяющими сборками 3. Активная зона 2 заключена в разделительную обечайку 4 цилиндрической формы, установленную на дне бассейна 1 в его центральной части. Разделительная обечайка 4 выполнена с входным 5 и тяговым 6 участками, при этом входной участок 5 соединен с бассейном 1 посредством входных окон 7, выполненных в обечайке 4. Активная зона 2 установлена в нижней части тягового участка 6 над входным участком 5. Тяговый участок 6 верхней частью соединен с первичными теплообменниками 8. Первичные теплообменники 8 соединены с вторичным низкотемпературным (до 100 градусов Цельсия) сетевым теплообменником 9. Тепловыделяющие сборки 3, установленные по периферии активной зоны 2 заключены в индивидуальные герметичные емкости 10 с водой под давлением. Тепловыделяющая сборка, установленная в индивидуальную герметичную емкость, содержит ядерное топливо с обогащением по урану 235, превышающим в 1,5 2,0 раза обогащение ядерного топлива тепловыделяющих сборок, не заключенных в герметичные емкости. Герметичные емкости 10 выполнены с высотой, значительно превышающей высоту активной зоны 2, и установлены так, что их выступающие части расположены в тяговом участке 6. Каждая герметичная емкость 10 содержит одну тепловыделяющую сборку 3 и установленный в верхней части ее полости парогенератор 11 в виде трубок Фильда, который соединен с сепаратором пара 12. Герметичная емкость 10 выполнена в виде цилиндра с высотой, значительно превышающей высоту тепловыделяющей сборки 3. Тепловыделяющая сборка 3 установлена в нижней части полости герметичной емкости 10 на уровне тепловыделяющих сборок 3, расположенных в центральной части активной зоны 2 и не заключенных в герметичные емкости. Стенка 13 герметичной емкости 10 выполнена с теплоизоляцией 14, которая располагается на наружной поверхности стенки 13. Теплоизоляция выбрана с коэффициентом теплопередачи выше 100 ватт/м градус. Часть стенки 13 герметичной емкости 10, расположенная в активной зоне, выполнена из циркониевого сплава, как материала с низким сечением поглощения нейтронов. Теплообменник 9 снабжен змеевиком 15,
Ядерный реактор работает следующим образом.

В активной зоне 2 ядерного реактора 1 образуются два контура циркуляции теплоносителя, один из которых на основе бассейновой воды, находящейся под атмосферным давлением, с температурой до ста градусов Цельсия, а другой, на основе воды, находящейся в герметичной емкости 10 под высоким давлением, с температурой воды выше ста градусов Цельсия.

Естественная циркуляция теплоносителя на основе бассейновой воды осуществляется за счет разности плотностей в опускном участке, образованном вертикальными стенками бассейна 1 и разделительной обечайкой 4, и тяговым участком 6. Теплоноситель из опускного участка поступает через входные окна 7 разделительной обечайки 4 на входной участок 5 под активную зону 2. В активной зоне 2 теплоноситель, проходя через тепловыделяющие сборки 3, подогревается, поднимается вверх по тяговому участку 6 и поступает в первичные теплообменники 8, где отдает часть тепла змеевику 15 первичного контура вторичного низкотемпературного теплообменника 9. Охлажденный теплоноситель по опускному участку вновь поступает под активную зону 2.

Естественная циркуляция теплоносителя на основе воды, находящейся в герметичной емкости 10 под высоким давлением, осуществляется за счет конвекционных процессов, происходящих в объеме герметичной емкости 10 от нагрева воды тепловыделяющей сборкой 3. Нагретый теплоноситель поднимается в верхнюю часть герметичной емкости 10, где отдает часть тепла парогенератору 11, выполненному в виде трубок Фильда, в которых генерируется пар, поступающий в сепаратор пара 12. На трубках Фильда теплоноситель охлаждается и вдоль стенок герметичной емкости 10, как более холодных за счет контакта с бассейновой водой, опускается в пространство под тепловыделяющую сборку. При этом теплоизоляция 14 на стенке 13 герметичной емкости 10 снижает потери тепла, которые происходят за счет ее контакта с низкотемпературной бассейновой водой. За счет высокого давления теплоносителя в герметичной емкости 10 и теплоизоляции 14 ее стенки 13 температура теплоносителя в верхней части емкости 10 может достигать трехсот градусов Цельсия. Такая температура теплоносителя позволяет создавать условия для получения рабочего пара, пригодного для выработки электроэнергии.

Использование: изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения. Сущность изобретения: в активной зоне реактора бассейнового типа одновременно создаются два потока теплоносителя, один, нагретый ниже 100 градусов Цельсия, а другой, нагретый значительно выше 100 градусов Цельсия, с возможностью преобразования его в пар для последующего получения электроэнергии, при этом обеспечивается полная безопасность реактора в случае разрыва герметичной емкости с перегретой водой, поскольку большой объем относительно холодной воды бассейна снизит ее температуру, ядерный реактор снабжен парогенераторами и сепаратором пара, а каждая тепловыделяющая сборка по крайней мере одного периферийного ряда тепловыделяющих сборок активной зоны заключена в индивидуальную герметичную емкость с водой под давлением, стенки которой снабжены теплоизоляцией, при этом каждая емкость выполнена с высотой, превышающей высоту активной зоны, а парогенераторы установлены по одному в верхней части каждой герметичной емкости и соединены с сепаратором пара. 2 з.п.ф-лы, 2 ил.

1. Ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения, содержащий размещенные в бассейне с водой активную зону с тепловыделяющими сборками, установленную в разделительной обечайке, выполненной с входным и тяговым участками, и первичные теплообменники, при этом входной участок соединен с водой бассейна, а тяговый участок с первичными теплообменниками, которые соединены с низкотемпературным вторичным теплообменником, отличающийся тем, что реактор снабжен парогенераторами и сепаратором пара, а каждая тепловыделяющая сборка по крайней мере одного периферийного ряда тепловыделяющих сборок активной зоны заключена в индивидуальную герметичную емкость с водой под давлением, стенки которой снабжены теплоизоляцией, при этом каждая емкость выполнена с высотой, превышающей высоту активной зоны, а парогенераторы установлены по одному в верхней части полости каждой герметичной емкости и соединены с сепаратором пара. 2. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что теплоизоляция стенок герметичных емкостей выбрана с коэффициентом теплопередачи выше 100 Вт/м² градус. 3. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что тепловыделяющая сборка, установленная в герметичную емкость, содержит ядерное топливо с обогащением по урану 235, превышающим в 1,5 2,0 раза обогащение ядерного топлива, содержащегося в тепловыделяющих сборках, не заключенных в герметичные емкости.