РЕАКТОР Российский патент 2013 года по МПК G21C1/00 F28D7/00 

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств (ЯЭУ) большой единичной мощности.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, компенсатор давления первого контура и трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от теплообменников первого-второго контуров, причем корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в котором выполнены, по крайней мере, два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров, при этом трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров сообщен с пространством под теплообменной поверхностью теплообменника второго-третьего контуров, а трубопровод отвода - с пространством выше этой теплообменной поверхности /Гольцов Е.Н. и др. Ядерная энергетическая установка. Патент RU №2056651. G21C 1/00. Приоритет - 20.07.92. Опубл. в бюллетене изобретений №20. 1995. - аналог/.

Недостатком указанного технического решения является большая протяженность и значительные массогабаритные параметры контуров теплообменивающихся жидкостей; большие потери тепла при его передаче от активной зоны ядерного реактора до получения сухого насыщенного пара в третьем контуре, то есть неоправданно низкий к.п.д. при преобразовании тепловой энергии в электрическую; сравнительно невысокая надежность всей конструкции из-за наличия дополнительного контура, так как технология изготовления и монтажа подобных устройств всегда связана с совершенно новыми и очень сложными вопросами их разрешения в связи с тем, что каждый следующий реактор, даже этой же серии, всегда имеет доработки, связанные из-за продолжительного времени проектирования подобных устройств, изготовления, монтажа, отладки, подготовки обслуживающего персонала, новыми достижениями в этой области.

Известен ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, содержащий активную зону, размещенную в обечайке, внутри которой образован подъемный участок тракта теплоносителя, а в пространстве между обечайкой и корпусом реактора - опускной участок тракта теплоносителя холодного реактора, расположенного ниже верхнего торца обечайки, причем подъемный и опускной участки дополнительно соединены магистралью, вход и выход которой размещены под уровнем теплоносителя холодного реактора в подъемном и опускном участках соответственно, а магистраль в своей верхней отметке, расположенная выше эксплуатационного уровня теплоносителя, присоединена к системе заполнения и опорожнения магистрали / Пейч Н.Н. и др. Ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя. Патент RU №1823009. G21C 1/00. Приоритет - 04.07.90. Опубл. в бюллетене изобретений №23. 1993. - прототип/.

Недостатком указанного технического решения является то, что реактор подобного типа характеризуется низким к.п.д. преобразования получаемого в активной зоне тепла и выработкой электроэнергии на выходе из ЯЭУ. Атомная промышленность государств, выпускающих ЯЭУ, реакторы с естественной циркуляцией теплоносителя первого и, как следствие, последующих контуров для выработки электроэнергии больших величин на номинальном режиме эксплуатации не выпускает. Эксперимент с естественной циркуляцией на 4 блоке ЧАЭС привел к расплавлению активной зоны и последующему взрыву, то есть этот способ эксплуатации при больших объемах прохождения охлаждающей жидкости через активную зону ядерного реактора характеризуется низкой надежностью всей конструкции в целом.

Технический результат изобретения - увеличение ресурса работы ЯЭУ за счет повышения надежности и улучшения процесса теплообмена при уменьшении весогабаритных параметров реактора в целом.

Указанный технический результат достигается тем, что реактор, преимущественно моноблочного типа для корабельных ЯЭУ с использованием жидкометаллического теплоносителя и работающих в режиме переменных нагрузок, содержащий корпус, внутри которого расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура 1 интегральную активную зону и соответствующую систему управления и защиты (СУЗ) ядерной реакцией, парогенераторы и теплообменники, насосы по перекачке теплообменивающихся жидкостей, биологическую защиту, причем в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в парогенераторе, соосно установленный электромагнитный насос пристыкован к нижней части вертикально расположенного парогенератора, а в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в теплообменнике, соединен с нижней частью теплообменника с помощью трубопровода и расположен параллельно вертикально расположенному теплообменнику, при этом движение теплоносителя через интегральную активную зону реактора организовано снизу-вверх.

Изложенная сущность изобретения поясняется чертежом, на котором показан продольный разрез конструкции реактора.

Реактор, преимущественно моноблочного типа для корабельных ЯЭУ с использованием жидкометаллического теплоносителя первого контура и работающих в режиме переменных нагрузок, содержит корпус 0 с крышкой 1, внутри которого расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура, интегральную активную зону 2 и соответствующую систему управления и защиты (СУЗ) 3 ядерной реакцией с боровыми стержнями 4, теплообменники 5 и парогенераторы 6, пристыкованные к парогенераторам 6 электромагнитные насосы 7 по перекачке жидкометаллического теплоносителя по каналу 8 первого контура, биологическую защиту 9, охватывающую все внутрикорпусное оборудование реактора. Для теплосъема в парогенератор 6 осуществляется подача через патрубок 10 питательной воды при работе на 30% мощности реактора, при 100% режиме эксплуатации осуществляется дополнительная подача подпиточной воды через патрубок 11. Выход перегретого пара организован через патрубок 12. Для надежного функционирования парогенератора 6 и насоса 7 используется оборудование, размещаемое в емкости 13. Теплообменник 5 имеет трубопровод 14 подачи питательной воды, трубопровод 15 подачи подпиточной воды, патрубок 16 выхода перегретого пара, уплотнительный узел 17 входа электрокабеля насоса (не показан), причем для надежного прохода вышеупомянутых трактов через каналы движения жидкометаллического теплоносителя выделена емкость 18. Тракт движения теплоносителя от теплообменника 5 к насосу (не показан) осуществляется посредством трубопровода 19, а подача питательной воды в теплообменник - посредством трубопровода 20. Движение жидкометаллического теплоносителя после насоса (не показан) осуществляется по каналу 21 с организацией тракта снизу-вверх относительно интегральной активной зоны 2 реактора.

Реактор работает следующим образом.

Движение теплообменивающихся жидкостей организовано по противоточной двухконтурной схеме как в теплообменнике 5, так и в парогенераторе 6, причем электромагнитный насос 7 парогенератора 6 пристыкован со стороны охлажденного теплоносителя и качает его сверху-вниз, а электромагнитный насос (не показан), расположенный параллельно теплообменнику 5, принимая охлажденный теплоноситель, качает снизу-вверх с поворотом на противоположное направление в вертикальном канале и последующей подачей по каналу 21 на интегральную активную зону 2 снизу-вверх. Регулирование подачи питательной воды достигается конструкцией парогенератора 6 и автоматической арматурой теплообменника 5 при соответствующей мощности реактора.

Применение предлагаемого реактора в составе корабельного ЯЭУ позволит эффективно осуществлять теплообмен в режиме переменных нагрузок и получить оптимальные весогабаритные параметры ЯЭУ в целом, обеспечить надежность для расчетного ресурса эксплуатации в составе всего оборудования как подводного, так и надводного кораблей.

Заявленное изобретение предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств большой единичной мощности, работающих в режиме переменных нагрузок.

В заявленном реакторе используется жидкометаллический теплоноситель. При этом внутри корпуса реактора расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура. Заявленное устройство содержит интегральную активную зону, систему управления ядерной реакцией и систему защиты, парогенераторы и теплообменники, насосы по перекачке теплоносителей, биологическую защиту. При этом в контуре с теплоносителем при передаче тепла в парогенераторе установлен электромагнитный насос, соосно пристыкованный к нижней части вертикально расположенного парогенератора, а в контуре с теплоносителем при передаче тепла в теплообменнике предусмотрено его соединение с нижней частью теплообменника с помощью трубопровода и расположение, параллельное вертикально расположенному теплообменнику. Движение теплоносителя через активную зону реактора организовано снизу вверх.

Техническим результатом является оптимизация теплообмена в режиме переменных нагрузок и получение оптимальных весогабаритных параметров ЯЭУ в целом в составе корабля. 1 ил.

Реактор преимущественно моноблочного типа для корабельных ЯЭУ с использованием жидкометаллического теплоносителя и работающих в режиме переменных нагрузок, содержащий корпус, внутри которого расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура, интегральную активную зону и соответствующую систему управления и защиты (СУЗ) ядерной реакцией, парогенераторы и теплообменники, насосы по перекачке теплообменивающихся жидкостей, биологическую защиту, отличающийся тем, что в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в парогенераторе соосно установленный электромагнитный насос пристыкован к нижней части вертикально расположенного парогенератора, а в контуре с теплоносителем, с передачей тепла в теплообменнике, соединен с нижней частью теплообменника с помощью трубопровода и расположен параллельно вертикально расположенному теплообменнику, при этом движение теплоносителя через интегральную активную зону реактора организовано снизу-вверх.