ТЕПЛООБМЕННЫЙ АППАРАТ ПОГРУЖНОГО ТИПА ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ Российский патент 2015 года по МПК F22B1/06 

Описание патента на изобретение RU2537481C1

Изобретение относится к области теплообменных аппаратов с подвижным промежуточным теплоносителем и может быть использовано в ядерных энергетических установках с жидкометаллическим теплоносителем, а более конкретно свинцовым.

Из уровня техники известен теплообменный аппарат погружного типа для ядерного реактора со свинцовым теплоносителем, содержащий контур воздушного охлаждения и теплообменную поверхность (сборник докладов ОАО «НИКИЭТ», конференция молодых специалистов «Быстрые реакторы», 5 декабря 2012 г., стр.166).

В известном теплообменном аппарате поверхность теплообмена выполнена в виде вертикальной трубы, погружаемой нижней частью в горячий теплоноситель ядерного реактора. Внутри теплообменной трубы коаксиально ей с зазором расположена труба, по которой сверху вниз поступает охлаждающий воздух. На выходе из внутренней трубы в нижней части теплообменного аппарата воздух попадает в кольцевой зазор между трубами, где получает тепло от стенок наружной трубы, погруженной в горячий теплоноситель реактора, и, нагреваясь, поднимается по зазору за счет естественной циркуляции к выходу, расположенному в наружной трубе выше уровня теплоносителя в реакторе. Затем охлаждающий воздух по трубопроводам отводится в атмосферу.

Недостатком известного теплообменного аппарата является возможность попадания радиоактивных веществ в атмосферный воздух вместе с охлаждающим воздухом теплообменного аппарата в случае разгерметизации погруженной в радиоактивный теплоноситель реактора теплообменной трубы, что может привести к аварийной ситуации.

Кроме того, недостатком известного теплообменного аппарата является невысокая единичная мощность и трудности с ее наращиванием, так как единичная мощность в данном случае возрастает пропорционально диаметру теплообменной трубы.

Задачей настоящего изобретения является создание теплообменного аппарата с повышенным уровнем безопасности и увеличенной единичной мощностью.

Техническим результатом изобретения является исключение попадания радиоактивных веществ из радиоактивного теплоносителя ядерного реактора в атмосферный воздух в случае разгерметизации теплообменной поверхности аппарата и увеличение теплообменной поверхности при сохранении габаритных размеров.

Указанный технический результат достигается тем, что теплообменный аппарат погружного типа для ядерного реактора со свинцовым теплоносителем, содержащий теплообменную поверхность и контур воздушного охлаждения, согласно настоящему изобретению дополнительно снабжен корпусом, внутри которого вертикально закреплены трубы, при этом корпус разделен на секции: верхнюю и перфорированную нижнюю, каждая из которых содержит сборный и раздающий коллекторы, соединенные между собой трубами с образованием контура циркуляции промежуточного теплоносителя, причем сборный коллектор нижней секции расположен в ее нижней части, раздающий коллектор нижней секции - в ее верхней части, а сборный коллектор верхней секции расположен в ее верхней части, раздающий коллектор верхней секции - в ее нижней части, при этом раздающий коллектор нижней секции соединен со сборным коллектором верхней секции, раздающий коллектор верхней секции соединен со сборным коллектором нижней секции, а контур воздушного охлаждения расположен в верхней секции теплообменного аппарата.

Кроме того, теплообменный аппарат разделен на верхнюю и нижнюю секции полостью, заполняемой газом с низким коэффициентом теплопроводности.

Разделение теплообменного аппарата на две секции: верхнюю и перфорированную нижнюю, где в верхней секции расположен контур воздушного охлаждения, исключает контакт радиоактивного теплоносителя ядерного реактора с охлаждающим воздухом, а следовательно, и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду, так как радиоактивный теплоноситель контактирует только с трубами нижней секции, и в случае их разгерметизации он может попасть только в трубы промежуточного контура, не поднимаясь при этом выше уровня в реакторе, т.е. не попадая в верхнюю секцию с контуром воздушного охлаждения. Наличие контура циркуляции промежуточного теплоносителя обеспечивает перенос тепла от нижней секции к верхней. Полость между верхней и нижней секциями, заполняемая газом с низким коэффициентом теплопроводности, необходима для теплоизоляции труб контура циркуляции промежуточного теплоносителя в области изменения уровня теплоносителя ядерного реактора, что позволяет увеличить уровень естественной циркуляции промежуточного теплоносителя. Увеличение количества труб, образующих теплообменную поверхность аппарата, приводит и к увеличению его единичной мощности.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 изображен теплообменный аппарат (продольный разрез), на фиг.2 изображен теплообменный аппарат (сечение А-А), на фиг.3 изображен теплообменный аппарат (сечение Б-Б), на фиг.4 изображен теплообменный аппарат (сечение В-В).

Теплообменный аппарат содержит корпус 1 и теплообменную поверхность, расположенную внутри корпуса 1 в виде вертикально закрепленных труб 2, 3, 4, 5, 6. Корпус 1 разделен полостью 7 на две секции, нижнюю 8 и верхнюю 9.

Корпус 1 в области нижней секции 8, предназначенной для погружения в горячий теплоноситель ядерного реактора, перфорирован отверстиями, а в верхней секции 9, расположенной выше уровня теплоносителя в ядерном реакторе, выполнен контур воздушного охлаждения с патрубками подвода 10 и отвода 11 охлаждающего воздуха. В качестве патрубка подвода 10 в корпусе 1 соосно с ним и с кольцевым зазором установлена труба.

Каждая секция снабжена сборным и раздающим коллекторами, которые соединены между собой теплообменными трубами аппарата. Сборный коллектор 12 верхней секции 9 выполнен в виде кольцевого элемента вокруг патрубка подвода 10 охлаждающего воздуха и установлен в ее верхней части, а раздающий коллектор 13 расположен в ее нижней части и отделяет от полости 7. Теплообменные трубы 2, соединяющие сборный 12 и раздающий 13 коллекторы, размещены в кольцевом зазоре между патрубком подвода 10 воздуха и корпусом 1 теплообменного аппарата по окружностям разного диаметра.

Сборный коллектор 14 нижней секции 8 является основанием теплообменного аппарата и расположен в ее нижней части, а раздающий 15 - в верхней, отделяя ее от полости 7. Трубы 3, соединяющие коллекторы 14 и 15 нижней секции 8, расположены по окружностям разного диаметра.

При указанном расположении множества теплообменных труб 2 и 3 единичная мощность теплообменного аппарата увеличивается прямо пропорционально приблизительно второй степени его диаметра, что позволяет более интенсивно наращивать мощность путем увеличения диаметра.

Раздающий коллектор 13 верхней секции 9 соединен со сборным коллектором 14 нижней секции 8, а раздающий коллектор 15 нижней секции 8 соединен со сборным коллектором 12 верхней секции 9. Соединение между собой коллекторов нижней и верхней секций образует замкнутый контур циркуляции промежуточного теплоносителя, что позволяет передавать тепло от нижней секции 8 к верхней 9 и возвращать охлажденный воздухом промежуточный теплоноситель из верхней секции 9 в нижнюю 8. В качестве промежуточного теплоносителя может быть использован нерадиоактивный свинец. Соединение раздающего коллектора 13 верхней секции 9 со сборным коллектором 14 нижней секции 8 осуществляется за счет центральной трубы 6, проходящей сквозь раздающий коллектор 15 нижней секции 8. Соединение раздающего коллектора 15 нижней секции 8 со сборным коллектором 12 верхней секции 9 осуществляется трубами 5, установленными вокруг трубы 4, и центральной трубой 6, расположенной в патрубке подвода 10 охлаждающего воздуха. Для перехода от множества труб 5 к центральной трубе 6 в теплообменном аппарате предусмотрен промежуточный коллектор 16, расположенный над раздающим коллектором 13 верхней камеры 8.

Полость 7, разделяющая корпус 1 на верхнюю 9 и нижнюю 8 секции, расположена в области изменения уровня теплоносителя ядерного реактора во всех режимах его работы и заполняется газом с низким коэффициентом теплопроводности. Это позволяет избежать перегрева промежуточного теплоносителя в трубах 4 и 5 под уровнем радиоактивного теплоносителя ядерного реактора и увеличить уровень естественной циркуляции промежуточного теплоносителя. Высота газовой полости 7 определяется диапазоном изменения уровня теплоносителя в реакторе, т.е. максимальный и минимальный уровни теплоносителя реактора должны находиться в пределах полости 7. В противном случае, если верхняя граница полости 7 будет расположена ниже максимального уровня теплоносителя в реакторе, то возникнет контакт радиоактивного теплоносителя и охлаждающего воздуха. Если же нижняя граница газовой полости 7 расположена выше минимального уровня, то часть теплообменной поверхности нижнего теплообменника может оказаться не участвующей в теплообмене, что может снизить тепловую мощность.

Нерадиоактивный теплоноситель заливается в промежуточный контур, например, по трубке 17, которая связана со сборным коллектором 14 нижней секции 8. Трубка 17 так же используется при удалении промежуточного теплоносителя из контура путем подачи газа под давлением. При этом промежуточный теплоноситель отводится по трубке 18.

Теплообменный аппарат работает следующим образом.

Теплообменный аппарат нижней секцией 8 погружают в бассейн ядерного реактора с горячим теплоносителем, а именно расплавленным свинцом, который через отверстия перфорированного корпуса 1 поступает в ее межтрубное пространство, нагревая нерадиоактивный теплоноситель промежуточного контура. Теплоноситель промежуточного контура начинает движение из сборного коллектора 14 нижней секции 8 по трубам 3 в ее раздаточный коллектор 15 за счет естественной циркуляции, возникающей из-за того, что центр нагрева (расположенный в нижней секции 8 теплообменного аппарата) находится ниже центра охлаждения (расположенного в верхней секции 9 теплообменного аппарата). Из раздаточного коллектора 15 нерадиоактивный теплоноситель по трубам 5 и 6 попадает в сборный коллектор 12 верхней секции 9, проходя через промежуточный коллектор 16. Из сборного коллектора 12 нерадиоактивный теплоноситель опускается по трубам 2 в раздаточный коллектор 13 верхней секции 9, в процессе чего отдает тепло воздуху, проходящему по кольцевому зазору от патрубка подвода 10 к патрубку отвода 11 контура воздушного охлаждения. Контур промежуточного теплоносителя замыкается, когда из раздающего коллектора 13 верхней секции 9 он поступает в сборный коллектор 14 нижней секции 9.

Похожие патенты RU2537481C1

название год авторы номер документа
ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР 2020
  • Лякишев Сергей Леонидович
  • Короткова Ольга Владимировна
  • Пиминов Владимир Александрович
  • Асадский Сергей Иванович
RU2750246C1
Быстрый жидко-солевой реактор 2020
  • Петрунин Виталий Владимирович
  • Кодочигов Николай Григорьевич
  • Абросимов Николай Геннадьевич
  • Рязанов Дмитрий Сергеевич
  • Сухарев Юрий Петрович
  • Карасев Сергей Вячеславович
  • Бирин Дмитрий Сергеевич
RU2733900C1
ТЕПЛООБМЕННЫЙ АППАРАТ 1992
  • Ермолов Николай Антонович
RU2045729C1
ТЕПЛООБМЕННЫЙ АППАРАТ 1992
  • Ермолов Николай Антонович
RU2044982C1
ПАССИВНАЯ СИСТЕМА ОХЛАЖДЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2021
  • Узиков Виталий Алексеевич
  • Узикова Ирина Витальевна
RU2769102C1
ТЕПЛООБМЕННЫЙ АППАРАТ ВОЗДУШНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ 2014
  • Бых Олег Анатольевич
  • Красильщиков Александр Ефимович
  • Комаров Александр Евгеньевич
RU2561799C1
КОСМИЧЕСКАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 2014
  • Драгунов Юрий Григорьевич
  • Кобзев Павел Вячеславович
  • Кудинов Владимир Владимирович
  • Кухарь Иван Николаевич
  • Слепцов Леонид Анатольевич
RU2562237C1
ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА 2006
  • Безносов Александр Викторович
  • Молодцов Антон Анатольевич
  • Бокова Татьяна Александровна
  • Новожилова Ольга Олеговна
RU2325717C1
Теплообменный аппарат 2018
  • Красильщиков Александр Ефимович
  • Родин Владислав Васильевич
  • Каргин Григорий Владимирович
  • Щекин Дмитрий Владимирович
  • Тюхтин Михаил Евгеньевич
  • Полуничев Виталий Иванович
RU2690308C1
АВАРИЙНОЕ ОХЛАЖДАЮЩЕЕ УСТРОЙСТВО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2007
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Фонарев Борис Ильич
  • Фальковский Лев Наумович
RU2355054C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 537 481 C1

Реферат патента 2015 года ТЕПЛООБМЕННЫЙ АППАРАТ ПОГРУЖНОГО ТИПА ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Изобретение относится к области теплообменных аппаратов с подвижным промежуточным теплоносителем, а именно к теплообменным аппаратам погружного типа для ядерного реактора со свинцовым теплоносителем. Аппарат содержит корпус, внутри которого размещены теплообменные трубы. Корпус разделен на секции: перфорированную нижнюю и верхнюю с контуром воздушного охлаждения. Каждая секция содержит сборный и раздающий коллекторы, которые соединены между собой трубами теплообменной поверхности с образованием контура циркуляции промежуточного теплоносителя для передачи тепла от нижней секции к верхней. Технический результат - повышение безопасности за счет исключения попадания радиоактивных веществ из радиоактивного теплоносителя ядерного реактора в контур воздушного охлаждения. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Формула изобретения RU 2 537 481 C1

1. Теплообменный аппарат погружного типа для ядерного реактора со свинцовым теплоносителем, содержащий теплообменную поверхность и контур воздушного охлаждения с патрубками подвода и отвода, отличающийся тем, что аппарат дополнительно снабжен корпусом, внутри которого вертикально закреплены трубы, при этом корпус разделен на секции: верхнюю и перфорированную нижнюю, каждая из которых содержит сборный и раздающий коллекторы, соединенные между собой трубами с образованием контура циркуляции промежуточного теплоносителя, причем сборный коллектор нижней секции расположен в ее нижней части, раздающий коллектор нижней секции - в ее верхней части, а сборный коллектор верхней секции расположен в ее верхней части, раздающий коллектор верхней секции - в ее нижней части, при этом раздающий коллектор нижней секции соединен со сборным коллектором верхней секции, раздающий коллектор верхней секции соединен со сборным коллектором нижней секции, а контур воздушного охлаждения расположен в верхней секции теплообменного аппарата.

2. Теплообменный аппарат по п.1, отличающийся тем, что аппарат разделен на секции полостью, заполняемой газом с низким коэффициентом теплопроводности.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2015 года RU2537481C1

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ И СПОСОБ (ВАРИАНТЫ) АВТОРЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ 2006
  • Казанский Юрий Алексеевич
  • Левченко Валерий Алексеевич
  • Баршевцев Владимир Александрович
  • Белугин Владимир Александрович
  • Дорохович Сергей Леонидович
RU2317602C2
СПОСОБ АВТОМАТИЧЕСКОГО УПРАВЛЕНИЯ МОЩНОСТЬЮ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С РЕАКТОРОМ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА 2003
  • Подшибякин Михаил Александрович
  • Коноплёв Николай Павлович
  • Новак Игнат Валерьевич
  • Шматько Олег Валентинович
RU2278427C2
РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА 1990
  • Халецкий Э.Э.
  • Глазов В.Г.
  • Асадский С.И.
  • Смирнов М.В.
SU1771322A1
СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ БЫСТРОГО ГОМОГЕННОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1998
  • Кузнецов Ю.Н.
  • Решетов В.А.
  • Ганев И.Х.
  • Лопаткин А.В.
  • Москин В.А.
RU2184995C2
US 5555279 A1, 10.09.1996

RU 2 537 481 C1

Авторы

Когут Владимир Александрович

Лемехов Вадим Владимирович

Чернецов Никита Геннадьевич

Чернобровкин Юрий Васильевич

Даты

2015-01-10Публикация

2013-11-05Подача