ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА Российский патент 1998 года по МПК G21C1/02 G21C1/32 G21D1/02 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок.

Известна ядерная энергетическая установка (ЯЭУ), содержащая водо-водяной интегральный ядерный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, причем корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора (Патент РФ N 2040051, кл. G 21 С 1/02, 1992 (БИ N20, 1995г.)).

В отмеченной ЯЭУ режим естественной циркуляции теплоносителя организован в первых двух контурах, поэтому ее надежность выше, чем у аналогичных установок с принудительной циркуляцией теплоносителя во всех контурах.

Использование ЯЭУ с режимом естественной циркуляции обусловлено стремлением к достижению предельной надежности и простоты конструкции ЯЭУ за счет уменьшения активных элементов с постоянно движущимися механическими частями циркуляционных насосов, зависящих к тому же от внешних источников энергии, и энергозатрат на собственные нужды.

Кроме того, т. к. в данной ЯЭУ теплообменник второго-третьего контуров максимально приближен к реактору, протяженность трубопроводов второго контура сокращена, а сами трубопроводы расположены в прочном корпусе реактора и корпусе теплообменника второго-третьего контуров, опасность разгерметизации и прекращения циркуляции во втором контуре невелика, что делает установку более безопасной.

Однако отсутствие у ЯЭУ системы аварийного расхолаживания, предназначенной для отвода остаточного тепловыделения из активной зоны, ведет к снижению безопасности установки.

Кроме того, отключение источников потребления тепла приводит к необходимости глушения цепной реакции в активной зоне, а повторный пуск реактора требует значительных затрат времени и средств.

Наиболее близкой по своим признакам к предложенной ЯЭУ является ядерная энергетическая установка, содержащая водо-водяной интегральный ядерный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, и систему аварийного расхолаживания, соединенную с одним из контуров (журнал "Атомная энергия", т.48, вып. 4, апрель, 1980, с.с. 224 228.)
Конструктивное выполнение первого контура в указанной ЯЭУ размещение теплообменника первого-второго контуров выше активной зоны обеспечивает охлаждение активной зоны и передачу тепла в теплообменник первого-второго контуров за счет естественной конвекции теплоносителя первого контура, что позволяет избежать включения в состав оборудования этого контура средств, необходимых для создания принудительной циркуляции. Однако для обеспечения циркуляции теплоносителя во всех остальных контурах вынуждены использовать насосы с подвижными частями.

В указанной ЯЭУ имеется активная система аварийного расхолаживания, которая вступает в работу путем включения арматуры по получению соответствующего сигнала из системы управления и защиты. Это является недостатком установки, т.к. включение сопровождается исполнением ряда необходимых операций, при некоторой возможности отказа оборудования в ходе их выполнения, инерционностью последовательно происходящих событий и в целом задержкой процесса расхолаживания, что нежелательно для обеспечения безопасности.

Кроме того, аварийная система охлаждения подключена к трубопроводам третьего контура, поэтому из-за удаленности от активной зоны и большой протяженности трубопроводов второго и третьего контуров значительно снижается надежность охлаждения ЯЭУ и ухудшается экологическая обстановка вокруг нее.

Также отрицательно влияет на надежность ЯЭУ опасность обесточивания циркуляционных насосов, которыми оснащены все, кроме первого, контуры циркуляции, поскольку выход из строя насосов второго и/или третьего контуров приведет к прекращению отвода тепла и сделает бесполезной аварийную систему расхолаживания даже после ее включения.

Помимо указанных выше недостатков данной ЯЭУ следует упомянуть большую протяженность и весьма существенные массогабаритные характеристики контуров, что приводит к большим потерям тепла при его передаче от места генерации до потребителя, снижению радиационной безопасности, повышению затрат электроэнергии на собственные нужды.

Целью изобретения является повышение безопасности и надежности ЯЭУ путем организации непрерывного отвода тепла и упрощения системы аварийного расхолаживания реактора, улучшения экологической чистоты ядерной энергетической установки.

Поставленная цель достигается тем, что в ядерной энергетической установке, содержащей водо-водяной интегральный ядерный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, и систему аварийного расхолаживания, соединенную с одним из контуров, корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора и в него помещена дополнительная теплообменная поверхность, соединенная с расположенным выше корпуса теплообменника второго-третьего контуров воздушным радиатором, причем площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, выбрана равной не менее 0,75% площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров, а, кроме того, тем, что площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, выбрана равной не более 1,0% площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров.

Изобретение поясняется чертежом, на котором представлена конструктивная схема ЯЭУ.

На этой схеме указаны корпус водо-водяного интегрального ядерного реактора 1 с теплообменником 2 первого-второго контуров циркуляции теплоносителя, расположенным выше активной зоны 3 и соединенным подъ мными и опускными трубопроводами 4 и 5 соответственно с теплообменником 8 второго-третьего контуров, в котором, например, над теплообменной поверхностью 7 теплообменника второго-третьего контуров помещена теплообменная поверхность 8 аварийной системы расхолаживания, подключенная к воздушному радиатору 9, снабженному жалюзийными заслонками 10.

ЯЭУ работает следующим образом.

Нагретый в активной зоне 3 теплоноситель поступает во встроенный в корпус 1 ядерного реактора теплообменник 2 первого-второго контуров и передает тепло активной зоны 3 кипящей воде рабочему телу второго контура. Пар второго контура за счет естественной конвекции по подъемному трубопроводу 4 поднимается в теплообменник 8 второго-третьего контуров, конденсируется на холодных теплообменных поверхностях 7 и 8 и стекает по опускному трубопроводу 5 в теплообменник 2 первого-второго контуров.

В теплообменнике 8 второго-третьего контуров из поступающей в него питательной воды генерируется перегретый пар, идущий к потребителям тепловой энергии (на турбогенераторную и теплофикационную установки, на технологические нужды и т.п.).

Охлаждение поверхностей 8 производится хладагентом с низкой температурой кипения (например, аммиаком, фреонами и т.п.), который кипит, пар по трубопроводам поступает в радиатор 9, где конденсируется, и снова возвращается в теплообменник 6.

Интенсивность охлаждения воздухом регулируется жалюзийными заслонками 10, что позволяет влиять на общую величину теплоотвода и компенсировать, тем самым, сезонные колебания температуры окружающей среды.

Заявленная система аварийного расхолаживания обеспечивает возможность полного отключения потребителей без глушения реактора, т.к. отсутствие на трубопроводах арматуры, фазовый переход теплообменивающей среды, расположение радиатора выше теплообменника второго-третьего контуров позволяет развить интенсивную циркуляцию в контуре аварийного расхолаживания за счет естественной конвекции.

При этом благодаря тому, что площадь теплообменной поверхности 8 выбрана равной не менее 0,75% площади теплообменной поверхности 7, уровень отводимой на этом режиме мощности составляет не менее 5% мощности ЯЭУ. В результате обеспечивается возможность для повторного ввода в действие потребителей с заданной скоростью набора мощности. В то же время, т.к. уровень остаточного тепловыделения в водо-водяном ядерном реакторе на начальном этапе после глушения реактора составляет 2 3% гарантируется надежное аварийное расхолаживание реактора. А для того, чтобы минимизировать потери тепла от постоянно работающей аварийной системы расхолаживания, площадь теплообменной поверхности 8 выбирают не более 1% от площади теплообменной поверхности 7. В этом случае уровень отводимой системой аварийного расхолаживания мощности ЯЭУ не превысит 7%
Кроме того, в предложенной ЯЭУ система аварийного расхолаживания значительно приближена к контуру охлаждения активной зоны по сравнению с прототипом (в системе циркуляции, образующейся при аварийном охлаждении активной зоны реактора, отсутствуют трубопроводы третьего контура и максимально сокращена длина трубопроводов второго контура, т.к. в частности, корпус теплообменника второго-третьего контуров может быть установлен непосредственно на крышке реактора), поэтому снижается вероятность разгерметизации и выхода радиоактивных продуктов за пределы ЯЭУ, а также экономится генерируемое в активной зоне тепло при транспортировке к потребителю и уменьшаются затраты электроэнергии на собственные нужды.

Заявленная аварийная система расхолаживания больше не зависит от надежности циркуляционных насосов этих контуров (как в первом, так и во втором контурах обеспечивается естественный режим циркуляции) и от срабатывания арматуры (клапанов, вентилей и др.), что также повышает надежность ЯЭУ.

Таким образом, предложенная постоянно функционирующая система аварийного расхолаживания не требует подготовки, контроля за оборудованием и практически безынерционна. Помимо обеспечения безопасности установки за счет выполнения своих "прямых функций", предлагаемая система позволяет решить вопросы автоматического выведения ЯЭУ на эксплуатационные параметры до подключения потребителя. При этом непроизводительные потери тепла у ЯЭУ минимизированы (в частности, за счет сокращения протяженности контуров, двухфазного теплообмена и др.).

Следовательно, применение заявленной аварийной системы расхолаживания обеспечивает:
повышение надежности работы и безопасности установки;
улучшение экологической стороны работы ЯЭУ за счет охлаждения аварийной системы охлаждения воздухом, отделенным от источника радиоактивного загрязнения (первого контура) двумя герметичными и не требующими обслуживания контурами;
снижение потерь тепла при его "доставке" потребителю и затрат электроэнергии на собственные нужды;
уменьшение массогабаритных характеристик ЯЭУ.

Использование: в транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установках. Сущность: корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора и снабжен дополнительной теплообменной поверхностью, которая соединена с расположенным выше корпуса теплообменника второго-третьего контуров воздушным радиатором, площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, выбрана равной не менее 0,75% площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров. Площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, может быть выбрана равной не более 1,0% площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров. 1 з.п.ф-лы, 1 ил.

1. Ядерная энергетическая установка, содержащая водо-водяной интегральный ядерный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, и систему аварийного расхолаживания, соединенную с одним из контуров, отличающаяся тем, что корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора и в него помещена дополнительная теплообменная поверхность, соединенная с расположенным выше корпуса теплообменника второго-третьего контуров воздушным радиатором, причем площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, составляет не менее 0,75% от площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров. 2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что площадь теплообменной поверхности, соединенной с воздушным радиатором, составляет не более 1% от площади теплообменной поверхности теплообменника второго-третьего контуров.