СИСТЕМА ОБОГРЕВА КОРПУСА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2008 года по МПК G21C1/01 

Описание патента на изобретение RU2331940C1

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ).

Уровень техники

Известна конструкция системы обогрева корпуса теплообменника натрий-сплав натрий + калий французской АЭС «Рапсодия» (П.А.Андреев, Д.И.Гремилов, Е.Д.Федорович «Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок», изд. «Судостроение», Ленинград, 1965 г., стр.115, рис.109).

Конструкция теплообменника представляет собой корпус, в котором размещены трубный пучок и защитная пробка, установленная в верхней части корпуса.

Первичный теплоноситель (натрий) из реактора протекает в межтрубном пространстве теплообменника сверху вниз, омывая трубы, по которым противотоком перемещается сплав натрий + калий.

Снаружи корпус теплообменника окружен защитным кожухом. Предварительный разогрев теплообменника осуществляется циркуляцией горячего азота в кольцевом пространстве между корпусом и наружным защитным кожухом. Подача греющего газа осуществляется через патрубок, вваренный в верхнюю часть кожуха; выход - через кольцевой патрубок в нижней части теплообменника. Таким образом, греющий газ омывает одновременно всю поверхность корпуса теплообменника, а учитывая невысокую температуру плавления натрия, это приводит к одновременному расплавлению натрия в прикорпусной зоне, не вызывая при этом термических напряжений в корпусе.

Аналогичные решения по конструкции системы обогрева применяются для реакторов с теплоносителем свинец-висмут. Однако более высокая температура плавления данного теплоносителя ˜125°С, а также то, что при разогреве теплоносителя при фазовом переходе из твердого состояния в жидкое свинцово-висмутовый теплоноситель (СВТ) увеличивает свой объем приблизительно на 0,5%, может привести к возникновению значительных напряжений в корпусе реактора, превышающих допустимые значения и способных вызвать повреждения корпуса реактора, что недопустимо.

Такая конструкция системы обогрева, выполненная в виде наружного кожуха, окружающего корпус реактора, не обеспечивает безопасного режима разогрева корпуса реактора, заполненного СВТ, что является недостатком.

Данная конструкция системы обогрева корпуса теплообменника (реактора) является наиболее близким техническим решением из известных и принята за прототип.

Раскрытие изобретения

Задачей изобретения является создание оптимальной конструкции системы обогрева корпуса реактора с жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут, позволяющей безопасно реализовать режим разогрева заполненного затвердевшим теплоносителем корпуса реактора.

Техническим результатом изобретения является исключение значительных напряжений в корпусе реактора, заполненном СВТ, при разогреве из «затвердевшего» состояния, возможность перевода режима замораживания-разогрева из аварийного в штатный режим.

Это достигается тем, что в системе обогрева корпуса реактора с наружным защитным кожухом, закрепленным на упомянутом корпусе и образующим кольцевую полость, согласно изобретению на корпусе установлены плети из змеевиков обогрева, образующие несколько независимых зон по высоте и закрепленные на корпусе с помощью гребенок с минимально возможным зазором, причем каждая зона состоит в плане из двух независимых полукольцевых участков параллельных плетей змеевиков, имеющих самостоятельный подвод и отвод греющей среды, а в промежутках между участками расположен многозонный термоэлектрический преобразователь.

Кроме того, на внутреннюю поверхность гребенок нанесено высокотемпературное электроизоляционное покрытие.

Такая система позволяет осуществлять безопасный перевод из режима длительного бездействия реактора, заполненного затвердевшим теплоносителем, в рабочий режим путем направленного температурно-временного режима разогрева. Данный режим осуществляется путем подачи греющей среды (шара) последовательно в отдельные зоны обогрева, начиная с верхней, граничащей с буферной емкостью, т.е. в направлении от свободного уровня затвердевшего теплоносителя.

Краткое описание чертежей

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлено следующее:

фиг.1 - расположение змеевика обогрева зон на корпусе реактора;

фиг.2 - крепление змеевиков к корпусу реактора.

Система обогрева корпуса реактора состоит из змеевиков (труб) 1, закрепленных на корпусе 2 с помощью гребенок 3. Змеевики обогрева образуют по высоте несколько зон, которые независимы друг от друга и имеют собственный подвод и отвод греющей среды (пара). Каждая зона состоит из двух участков, расположенных по периметру наружного диаметра корпуса. Между участками на корпусе реактора закреплены термопары 4, с помощью которых осуществляется контроль за режимом разогрева. Снаружи змеевики закрыты защитным кожухом 5.

Осуществление изобретения

Предложенная конструкция системы обогрева состоит из параллельных змеевиков-плетей, каждая из которых закреплена на корпусе реактора. Каждая плеть в плане имеет форму окружности, эквидистантную наружной поверхности корпуса. Количество плетей в каждом участке обогрева выбрано таким, что обеспечивается 100% резервирование работающих змеевиков, т.к. ремонт их в случае течи практически невозможен. Достигается это тем, что рабочие и резервные плети имеют самостоятельные подводы и отводы греющей среды. Несколько одновременно включенных плетей образуют участок обогрева. Два участка обогрева, расположенные на одной высоте, образуют один пояс обогрева или одну зону. Крепление змеевиков (плетей), входящих в каждый участок, осуществляется с помощью гребенок, имеющих вырезы под диаметр трубки змеевика и расположенных с наружным шагом. Назначение гребенок состоит в креплении змеевиков к корпусу и обеспечении теплового контакта змеевика с поверхностью для улучшения теплопередачи и в то же время в обеспечении подвижки змеевика при нагревании (работе).

Приварка гребенок производится при установленных плетях змеевиков, при этом в местах контакта гребенки со змеевиками появляются параллельные «блуждающие» токи, которые могут вызывать повреждение поверхности трубки, так называемые «прижоги», что является недопустимым. Поэтому внутреннюю поверхность вырезов в гребенке необходимо покрыть высокотемпературным изоляционным слоем, совместимым с материалом гребенки и змеевиков, например органосиликатным лаком.

Наличие нескольких независимых зон обогрева позволяет включать их в работу в нужной последовательности, осуществляя направленный безопасный разогрев корпуса реактора от свободного уровня теплоносителя в реакторе с обеспечением температурного контроля режима разогрева.

Снаружи смонтированные и проверенные на прочность и плотность змеевики во избежание повреждений при монтаже реактора закрыты защитным кожухом.

Похожие патенты RU2331940C1

название год авторы номер документа
ПАРОГЕНЕРАТОР 2008
  • Пивин Иван Федорович
RU2383813C1
ТЕПЛООБМЕННИК 2008
  • Пивин Иван Федорович
RU2378595C1
СИСТЕМА РЕГУЛИРУЕМОГО АВАРИЙНОГО ОТВОДА ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА АЭС 2017
  • Щеклеин Сергей Евгеньевич
  • Попов Александр Ильич
RU2682722C1
АТОМНАЯ ПАРОПРОИЗВОДЯЩАЯ УСТАНОВКА 2009
  • Беляев Вячеслав Иванович
RU2410776C1
СПОСОБ ПЕРЕДАЧИ ТЕПЛА 2008
  • Пивин Иван Федорович
RU2380610C1
ЯДЕРНЫЙ ПАРОПРОИЗВОДЯЩИЙ АГРЕГАТ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2002
  • Горшков В.Т.
  • Сорокин С.Р.
RU2212066C1
ТЕПЛООБМЕННИК 2008
  • Пивин Иван Федорович
RU2382309C1
ТЕПЛООБМЕННИК 2008
  • Пивин Иван Федорович
RU2382969C1
ТЕПЛООБМЕННИК 2008
  • Пивин Иван Федорович
RU2380636C1
ПАРОГЕНЕРАТОР 2008
  • Пивин Иван Федорович
RU2384790C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 331 940 C1

Реферат патента 2008 года СИСТЕМА ОБОГРЕВА КОРПУСА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя. В системе обогрева корпуса реактора с наружным защитным кожухом, закрепленным на упомянутом корпусе и образующим кольцевую полость, на корпусе установлены плети из змеевиков обогрева, образующие несколько независимых зон по высоте и закрепленные на корпусе с помощью гребенок с минимально возможным зазором. Каждая зона состоит в плане из двух независимых полукольцевых участков параллельных плетей змеевиков, имеющих самостоятельный подвод и отвод греющей среды. В промежутках между участками расположен многозонный термоэлектрический преобразователь. Исключаются значительные напряжения в корпусе реактора, заполненном свинцово-висмутовым теплоносителем при разогреве из «затвердевшего» состояния, обеспечивается возможность перевода режима замораживания-разогрева из аварийного в штатный режим. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Формула изобретения RU 2 331 940 C1

1. Система обогрева корпуса реактора с наружным защитным кожухом, закрепленным на упомянутом корпусе и образующим кольцевую полость, отличающаяся тем, что на корпусе установлены плети из змеевиков обогрева, образующие несколько независимых зон по высоте и закрепленные на корпусе с помощью гребенок с минимально возможным зазором, причем каждая зона состоит в плане из двух независимых полукольцевых участков параллельных плетей змеевиков, имеющих самостоятельный подвод и отвод греющей среды, а в промежутках между участками расположен многозонный термоэлектрический преобразователь.2. Система по п.1, отличающаяся тем, что на внутреннюю поверхность гребенок нанесено высокотемпературное электроизоляционное покрытие.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2008 года RU2331940C1

АНДРЕЕВ П.А
и др
Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок, Л.: Судостроение, 1965, с.115, рис.109
Ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя 1990
  • Пейч Николай Николаевич
  • Москвин Игорь Владиславович
SU1823009A1
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 1992
  • Гольцов Е.Н.
  • Павлов В.Л.
  • Гречко Г.И.
  • Румянцев В.В.
RU2040051C1
US 4359627 А, 15.11.1982
GB 749064 А, 16.05.1965.

RU 2 331 940 C1

Авторы

Анисимов Евгений Павлович

Арсеньев Юрий Александрович

Степанов Владимир Сергеевич

Даты

2008-08-20Публикация

2006-12-28Подача