КИПЯЩИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, В КОТОРОЙ ОН ИСПОЛЬЗУЕТСЯ Российский патент 1998 года по МПК G21C1/04 G21C3/02 G21D5/00 

Описание патента на изобретение RU2118001C1

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с водоводяными кипящими ядерными реакторами (ЯР).

Известен водоводяной кипящий ЯР [1], включающий тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), систему управления и защиты (СУЗ), корпус с патрубками для подвода воды и отвода пара.

Недостатком такого ЯР являются низкие параметры получаемого пара, а отсюда и низкая эффективность ЯЭУ, в состав которой входит данный реактор.

Известна ЯЭУ [2], включающая кипящий ЯР с водяным теплоносителем, турбогенераторы, насосы. В ЯР кроме испарительных каналов имеются пароперегревательные.

Недостатком такой установки является то, что используемые в пароперегревательных каналах термостойкие материалы имеют невысокие нейтронно-физические параметры, что снижает эффективность использования ядерного топлива и, как следствие, приводит к снижению эффективности ЯЭУ.

Целью изобретения является повышение эффективности ЯЭУ.

Указанная цель достигается тем, что в кипящем водоводяном ЯР, выполненном в виде активной зоны, заключенной в корпус, активная зона состоит из ТВЭЛов, оболочки которых выполнены в виде параллелепипедов, открытых сверху и снизу. Каждая оболочка состоит из двух больших и двух малых граней. Большие грани имеют волнистую поверхность и на них снаружи нанесен слой ядерного топлива. ТВЭЛы установлены с промежутками параллельно друг другу, а между ними размещены элементы СУЗ. Промежутки между соседними ТВЭЛами соединены сверху и снизу перекрытиями. Корпус реактора имеет патрубки: нижний - для подвода воды, верхний - для вывода пара, боковые - для ввода и вывода газового теплоносителя. Внутреннее пространство корпуса герметично разделено на две части: водяную и газовую. Водяная включает пространства внутри ТВЭЛов и пространства над активной зоной и под ней. Газовая включает промежутки между ТВЭЛами и сегменты, заключенные между активной зоной и стенками корпуса, прилегающими к боковым патрубкам.

Указанная цель достигается также тем, что в ЯЭУ, имеющей контур водяного теплоносителя, включающий ЯР, турбогенератор, пароперегреватель и циркуляционный насос, реактор выполнен как описано выше, а ЯЭУ имеет газовый контур, в котором пароперегреватель соединен с газовым пространством ЯР, после пароперегревателя имеются газоочистительная установка и циркуляционная газодувка.

Кроме того, в ЯЭУ имеются выравниватели давления в виде герметичных сосудов, которые соединены с трубопроводами, подводящими к ЯР воду и газовый теплоноситель.

Кроме того, линия, питающая турбину циркуляционной газодувки, соединена с трубопроводом газового теплоносителя, выходящего из ЯР.

На фиг. 1 изображен ТВЭЛ; на фиг. 2 - активная зона ЯР; на фиг. 3 - ядерный реактор; на фиг. 4 - схема ЯЭУ.

Оболочка ТВЭЛа представляет собой конструкцию в форме параллелепипеда без оснований, состоящего из двух больших 1 и двух малых 2 граней. Большие грани 1 имеют волнистую форму и покрыты снаружи слоем ядерного горючего 3. Между большими гранями 1 образован открытый сверху и снизу канал 4.

Активная зона ЯР состоит из ТВЭЛов, расположенных параллельно друг другу с промежутками 5, и элементов СУЗ (на чертежах не показаны). Промежутки 5 сверху и снизу соединены перекрытиями 6.

Внутри корпуса 7 реактора закреплена активная зона 8. Корпус 7 имеет патрубки: нижний 9 - для подвода воды, верхний 10 - для вывода пара, боковые 11 - для ввода и 12 - для вывода газового теплоносителя.

Пространство внутри корпуса герметично разделено на две части: водную и газовую. Водная состоит из пространств: 4 - внутри ТВЭЛов, 13 - над активной зоной и 14 - под активной зоной 8. Газовая состоит из сегментов 15, заключенных между активной зоной 8 и внутренней поверхностью корпуса 7, прилегающей к боковым патрубкам 11 и 12, и промежутков между ТВЭЛами.

В состав ЯЭУ входят водяной и газовый контуры. Водяной контур включает водную часть пространства внутри ЯР 16, пароперегреватель 17, турбогенератор 18 и циркуляционный насос 19. Газовый контур содержит газовую часть пространства ЯР, пароперегреватель 17, циркуляционную газодувку 20, компрессор 21, газовую турбину 22, газоочистительную установку 23, емкости 24 для хранения газа. Имеются также выравниватели давления 25, выполненные в виде герметичных сосудов, соединенных с трубопроводами, подводящими воду и газовый теплоноситель к ЯР 16. Кроме того, имеются система дополнительного выравнивания давления в ЯР, включающая датчики давления (на чертежах не показаны) в водяной и газовой частях ЯР, система управления компрессором 21 и емкостями 24.

ЯЭУ работает следующим образом. Через реактор 16 циркуляционным насосом 19 прогоняется вода. Вода, будучи замедлителем нейтронов, создает в активной зоне условия для прохождения самоподдерживающейся ядерной реакции. В ядерном топливе выделяется тепло, которое через оболочки ТВЭЛов передается водному теплоносителю. Вода подогревается и испаряется. Из реактора 16 через патрубок 10 выходит насыщенный пар и, проходя через пароперегреватель 17, повышает свои параметры и направляется на турбину 18. Совершая работу по вращению турбины, пар конденсируется, а конденсат возвращается в ЯР. Газодувкой 20 газовый теплоноситель направляется в газовое пространство ЯР. Проходя через промежутки 5 между ТВЭЛами, газ нагревается от ядерного топлива и следует в пароперегреватель 17, где отдает тепло насыщенному пару, поступающему из реактора. На газоочистительной установке 23 газ освобождается от загрязнений, после чего циркуляционной газодувкой возвращается в ЯР. При запуске ЯЭУ газодувка 20 работает от пускового электродвигателя, а после установления режима работы часть газового теплоносителя после реактора подается на газовую турбину 22, которая вращает циркуляционную газодувку. Трубопровод, подводящий воду к патрубку 9, и трубопровод, подводящий газ к патрубку 11, сообщаются с выравнивателями давления 25. В случае необходимости может быть задействована система дополнительного выравнивания давления в ЯР. Если датчики зафиксируют недопустимое превышение давления в газовой части ЯР, включается компрессор 21, который перекачивает часть газа из газового контура в емкости 24, снижая давление в газовой части ЯР.

При работе предлагаемой ЯЭУ оболочки ТВЭЛов снаружи и изнутри испытывают давления, близкие по величине, что способствует обеспечению их герметичности и предотвращает проникновение радионуклидов в водный теплоноситель, чем обеспечивается улучшение радиационной обстановки. Кроме того, отсутствие значительной разницы между давлениями снаружи и внутри оболочек ТВЭЛов позволяет уменьшить толщину оболочек ТВЭЛов и тем самым снизить паразитное поглощение нейтронов и повысить эффективность использования ядерного топлива.

В предлагаемом ЯР теплосъем с ядерного горючего осуществляется как водным, так и газовым теплоносителями. Таким образом, осуществляется более полный теплосъем в ТВЭЛах, что повышает эффективность ЯЭУ и, снижая температуру ядерного топлива, снижает возможность его перегрева.

Газовый перегрев повышает параметры пара, что позволяет использовать в составе ЯЭУ более экономичные турбины, рассчитанные на более высокие параметры пара. Использование тепла газа, выходящего из реактора, позволяет обеспечить работу турбины, вращающей циркуляционную газодувку, и возможно, некоторых других агрегатов ЯЭУ. Это снижает затраты энергии на обеспечение работы самой ЯЭУ.

Источники информации
1. В. Е. Дорощук. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат, 1977, с. 84 - 88.

2. А. М. Петросян. Современные проблемы атомной науки и техники в СССР. М.: Атомиздат, 1976, с. 123 - 130.

Похожие патенты RU2118001C1

название год авторы номер документа
АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2007
  • Гусев Борис Владимирович
RU2394291C2
СПОСОБ КОНТРОЛЯ ГЕРМЕТИЧНОСТИ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ОТРАБОТАВШИХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ТРАНСПОРТНЫХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК 2016
  • Епимахов Виталий Николаевич
  • Четвериков Виктор Виленович
  • Ильин Владимир Георгиевич
  • Фоменков Роман Викторович
  • Олейник Михаил Сергеевич
  • Саранча Олег Николаевич
  • Корнев Юрий Константинович
RU2622107C1
СПОСОБ ОТЖИГА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2014
  • Тошинский Георгий Ильич
RU2596163C2
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 1983
  • Белоусов И.Г.
  • Доронин А.С.
  • Крашенинников Д.П.
  • Серый В.С.
RU1127446C
АВАРИЙНОЕ ОХЛАЖДАЮЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2007
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Фонарев Борис Ильич
  • Фальковский Лев Наумович
RU2355054C1
Способ контроля герметичности оболочек твэлов облученных тепловыделяющих сборок транспортных ядерных энергетических установок 2022
  • Кирюшкин Михаил Юрьевич
  • Щербаков Евгений Егорович
  • Епимахов Виталий Николаевич
  • Подшибякин Дмитрий Сергеевич
  • Горшков Аркадий Иванович
  • Саранча Олег Николаевич
  • Цапко Анастасия Александровна
RU2790147C1
ПОДВОДНАЯ ЯДЕРНАЯ ТЕРМОЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 2014
  • Водопьянов Олег Владимирович
  • Доронков Владимир Леонидович
  • Зинкевич Максим Иванович
  • Кресов Дмитрий Геннадьевич
  • Марков Александр Сергеевич
  • Неевин Дмитрий Сергеевич
  • Теленков Юрий Константинович
  • Душенков Сергей Борисович
  • Каплар Евгений Петрович
  • Устинов Василий Сергеевич
RU2568433C1
СУДОВАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 2021
  • Шатровский Дмитрий Александрович
RU2757737C1
КОСМИЧЕСКАЯ ДВУХРЕЖИМНАЯ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 1998
  • Синявский В.В.
  • Юдицкий В.Д.
RU2140675C1
Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем 2021
  • Дедуль Александр Владиславович
  • Степанов Владимир Сергеевич
  • Тошинский Георгий Ильич
  • Арсеньев Юрий Александрович
  • Комлев Олег Геннадьевич
  • Вахрушин Михаил Петрович
  • Григорьев Сергей Александрович
  • Самкотрясов Сергей Владимирович
RU2756230C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 118 001 C1

Реферат патента 1998 года КИПЯЩИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР И ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, В КОТОРОЙ ОН ИСПОЛЬЗУЕТСЯ

Сущность: тепловыделяющие элементы установлены в ядерном реакторе параллельно друг другу с промежутками, соединенными сверху и снизу перекрытиями. Внутри реактора образованы два герметично отделенных друг от друга пространства: водяное, включающее пространства внутри тепловыделяющих элементов и входящее в состав водяного контура, и газовое, включающее промежутки между тепловыделяющими элементами и входящее в состав газового контура. Установка имеет в своем составе выравниватели давления, представляющие собой герметичные сосуды, соединенные с трубопроводом, подводящим воду к реактору, и трубопроводом, подводящим к реактору газовый теплоноситель, что повышает эффективность и надежность ядерной энергетической установки. Имеется также компрессор, предназначенный для перекачивания газа из газового контура в емкости. Часть газа после реактора направляется на газовую турбину, вращающую циркуляционную газодувку. 2 с. и 5 з.п. ф-лы, 4 ил.

Формула изобретения RU 2 118 001 C1

1. Кипящий реактор с водяным теплоносителем, включающий корпус с патрубками для подвода воды и отвода пара и активную зону, содержащую тепловыделяющие элементы и размещенные между ними элементы системы управления и защиты, отличающийся тем, что тепловыделяющие элементы имеют оболочки, выполненные в виде параллелепипедов с вертикальными сквозными каналами и снаружи имеющие покрытие слоем ядерного топлива, установлены параллельно друг другу с промежутками и соединенные сверху и снизу перекрытиями, а корпус имеет дополнительные боковые патрубки для подвода и отвода газового теплоносителя, причем пространство внутри корпуса герметично разделено на две части: водную, включающую пространства над активной зоной и под ней, и газовую, включающую промежутки между тепловыделяющими элементами и сегменты, заключенные между активной зоной и внутренней поверхностью корпуса, прилегающей к боковым патрубкам. 2. Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ), включающая ядерный реактор, турбогенератор, пароперегреватель, циркуляционный насос, отличающаяся тем, что ядерный реактор выполнен, как описано в п.1, контур водяного теплоносителя подключен к нижнему и верхнему патрубкам корпуса реактора и включает водное пространство реактора, турбогенератор, пароперегреватель и циркуляционный насос, а установка дополнительно имеет контур газового теплоносителя, подключенный к боковым патрубкам реактора и включающий газовое пространство реактора, пароперегреватель и циркуляционную воздуходувку. 3. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет выравниватели давления между водяным и газовым пространствами реактора, выполненные в виде герметичных сосудов, сообщающихся с трубопроводами, подводящими к реактору воду и газовый теплоноситель. 4. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет в газовом контуре газоочистительную установку. 5. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет в газовом контуре компрессор, соединенный с емкостями для хранения газового теплоносителя. 6. ЯЭУ по п. 2, отличающаяся тем, что она имеет газовую турбину, вал которой соединен с валом циркуляционной газодувки. 7. ЯЭУ по п.6, отличающаяся тем, что газовая турбина соединена с трубопроводом газового теплоносителя, выходящего из реактора.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1998 года RU2118001C1

Петросян А.М
Современные проблемы атомной науки и техники в СССР
- М: Атомиздат, 1976, с.123 - 130
Дорощук В.Е
Ядерные реакторы на электростанциях
- М: Атомиздат, 1977, с.84 - 88
Устройство для взвешивания груза в автосамосвале 1982
  • Гардзиш Владимир Александрович
  • Семенов Михаил Алексеевич
  • Балагуров Леонид Иванович
  • Борисенков Игорь Александрович
SU1049751A1

RU 2 118 001 C1

Авторы

Колчев Николай Петрович

Даты

1998-08-20Публикация

1994-10-19Подача