ПОДВОДНАЯ ЯДЕРНАЯ ТЕРМОЭЛЕКТРИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА Российский патент 2015 года по МПК G21D7/04 

Изобретение относится к области энергетического машиностроения, в частности к ядерным термоэлектрическим установкам.

Установки, в которых преобразование теплоты в электроэнергию происходит, минуя такие промежуточные стадии, как превращение теплоты в кинетическую энергию потока рабочего тела и кинетической энергии потока рабочего тела в кинетическую энергию вращения ротора турбины и связанного с ним ротора электрогенератора, называют установками прямого преобразования теплоты в электроэнергию.

Известны ядерные термоэлектрические установки (ЯТЭУ), считающиеся классическими (Саркисов А.А., Якимов В.А., Каплар Е.П. Термоэлектрические генераторы с ядерными источниками теплоты. / Под ред. А.А. Саркисова. М.: Энергоатомиздат, 1987. 208 с., с. 37), когда источник тепла (реактор) и блоки термоэлектрические (БТЭ) являются самостоятельными единицами оборудования. Передача тепла в такой установке от реактора к БТЭ и от БТЭ к морской воде осуществляется теплоносителем (водяным под давлением).

ЯТЭУ по этой схеме представлена в патенте США №3118818, класс 176-39, опубликован 21.01.1964. К существенным недостаткам представленной компоновки относится размещение реактора в морской воде. Причем, если нижняя часть корпуса реактора имеет теплоизоляцию, которая контактирует с морской водой непроточной части биологической защиты, то верхняя часть корпуса с крышкой реактора омывается проточной морской водой. Таким образом, наряду со значительными потерями тепла в обход термоэлементов, конструкция реактора подвержена температурным перепадам и активному коррозионному воздействию окружающей среды. Кроме этого верхняя часть конструкции реактора имеет значительный градиент температур при высоком коэффициенте концентрации напряжений вследствие наличия отверстий и крепежных элементов. Необходимость обеспечения теплопередачи через стенку корпуса реактора к термоэлементам приводит к тому, что термогенератор становится составной частью конструкции реактора, то есть к усложнению конструкции собственно реактора. Большие линейные размеры поверхности горячего "спая" определяют высокие требования к геометрическому размещению термоэлементов (в патенте: "20000 individual thermoelectric elements").

Известна компоновка подводной термоэлектрической реакторной установки (K.H. Dufrane. An underwater thermoelectric reactor plant. J. Aircraft Vol. 3, No 4, p. 376-384) фирмы Martin Co. Принципиальный подход к компоновке установки аналогичен компоновке по патенту США №3118818. Однако есть различные подходы к конструкции составных частей: реактора, термоэлектрогенератора и циркуляционного контура, по которому энергия ядерного топлива подается к горячим "спаям".

Компоновка фирмы Martin Со включает реактор и плоские секции термоэлектрических элементов, соединенных системой трубопроводов. Весь контур расположен в морской воде, в связи с чем часть тепла, вырабатываемая в реакторе, "греет" окружающую среду и контур подвержен ее коррозионному воздействию. Место расположения термоэлектрических элементов находится на расстоянии от активной зоны реактора, достаточном для снижения влияния нейтронного и γ-излучений до допустимых значений.

К недостаткам данной компоновки относятся разветвленная компоновка трубопроводов подачи теплоносителя из реактора к термоэлементам, которые омываются морской водой, а также отсутствие сформированного циркуляционного контура охлаждающего теплоносителя, так как циркуляция происходит в бесконечном полупространстве морской воды.

Известна ЯТЭУ "Гамма" (Буйницкий Б.А. и др. Обобщение опыта эксплуатации исследовательской ядерной термоэлектрической установки "Гамма". / 12 Международная ежегодная научно-техническая конференция Ядерного общества России "Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии", Димитровград, 25-29 июня 2001. Т. 2. Исследовательские реакторы - настоящее и будущее. Ч.1. Димитровград. 2002, с. 174-188. Опытная ядерная термоэлектрическая установка "Гамма" - прообраз НСАТЭС. Атомная энергия. 1993, 74, №1, с. 28-34). Ядерная термоэлектрическая установка "Гамма" содержит ядерный реактор и термоэлектрогенерирующие модули, тепловой поток для которых образован разностью температур горячего теплоносителя реактора и холодного теплоносителя - воды бассейна, в котором размещена установка. Теплоноситель первого контура поступает через коллекторы к группам термоэлектрогенерирующих модулей, расположенных вокруг корпуса реактора.

Компоновка этой установки также не имеет сформированного циркуляционного контура охлаждающего теплоносителя, так как естественная циркуляция происходит в полупространстве воды бассейна. Особенность использования естественной циркуляции в данной установке заключается в том, что пространственный градиент температур, возникающий вокруг термоэлементов в силу неограниченного радиального пространства создает меньшую Архимедову силу по сравнению с размещением термоэлементов в пространстве ограниченных размеров.

Известны также:

Патент RU 2151083 оп. 20.06.2000 «Энергетическая установка атомного судна». Энергетическая установка атомного судна, преимущественно атомной подводной лодки, содержит реакторную установку водо-водяного типа и источники электроэнергии, включающие в себя турбогенераторы, аварийный дизель-генератор и/или аккумуляторную батарею, термоэлектрический генератор, размещенный в герметичном контейнере вне прочного корпуса подводной лодки в заполняемых забортной водой объемах легкого корпуса или внутри прочного корпуса, при этом термоэлектрический генератор имеет два замкнутых теплопередающих контура с рабочей незамерзающей жидкостью в качестве теплоносителя, первый контур, подводящий тепло к "горячим" спаям теплоэлектрического генератора, включает в себя теплообменник, подключенный к первому контуру реакторной установки, а второй, отводящий тепло от "холодных" спаев термоэлектрического генератора, включает в себя теплообменник, установленный на магистрали забортной воды, теплообменник первого контура термоэлектрического генератора размещен в защитной оболочке реакторной установки. Данное техническое решение не предназначено для работы в качестве единственного источника энергии, располагаемого под водой при избыточном давлении окружающей среды, содержит два промежуточных контура с теплообменниками, что приводит к дополнительным тепловым потерям.

Также известен патент SU 1811635, опубл. 23.04.1993 - атомная станция теплоснабжения, в которой теплообменники первого-второго контура выполнены в виде термоэлектрического генератора, расположенного в защитном корпусе. Данное устройство также не предназначено для работы в качестве единственного источника энергии, располагаемого под водой при избыточном давлении окружающей среды.

Целью изобретения является разработка конструкции установки, способной работать в подводном положении при избыточных давлениях окружающей среды, с формированием циркуляционных трактов теплоносителя первого контура и охлаждающей морской воды без промежуточных теплообменников, с наличием двух прочных стенок - газоплотной оболочки и корпуса БТЭ, и компоновкой установки в единой прочной оболочке, что позволит уменьшить тепловые потери, снизить температурные перепады конструктивных элементов, исключить коррозионное воздействие морской воды на корпус реактора, обеспечить дополнительный барьер для локализации последствий аварийных ситуаций.

Заявителю не известны технические решения - «подводная ядерная термоэлектрическая установка», предназначенные для работы в качестве единственного источника энергии, располагаемого под водой при избыточном давлении окружающей среды.

Предложена подводная ядерная термоэлектрическая установка, содержащая расположенные в газоплотной защитной оболочке легководный ядерный реактор и блоки термоэлектрические (БТЭ), равномерно расположенные вокруг реактора и состоящие из корпуса с размещенными в нем термоэлектрическими модулями, при этом корпус в нижней части имеет патрубки входа охлаждающей воды и в верхней части имеет патрубок выхода охлаждающей воды за пределы ядерной термоэлектрической установки, а корпус ядерного реактора соединен напорными и сливными коллекторами теплоносителя с коллекторами раздачи и сбора теплоносителя термоэлектрических модулей.

Общая компоновка ЯТЭУ приведена на фигуре 1.

На фигурах 2-4 показана конструкция БТЭ, равномерно расположенных вокруг реактора.

На фигурах 5 и 6 представлены нижний и верхний монтажные блоки, которые после сборки образуют ЯТЭУ.

Позиции на фигурах обозначены следующим образом:

1 - реактор,

2 - БТЭ,

3 - исполнительные механизмы СУЗ,

4 - бак металловодной защиты,

5 - напорный коллектор теплоносителя первого контура реактора,

6 - сливной коллектор теплоносителя первого контура реактора,

7 - коллекторы раздачи теплоносителя первого контура реактора в термоэлектрические модули,

8 - коллекторы сбора теплоносителя первого контура реактора из термоэлектрических модулей,

9 - "тяговый" участок охлаждающего контура,

10 - элетроразъемы,

11 - часть защитной газоплотной оболочки как элемент монтажного блока установки,

12 - часть защитной газоплотной оболочки с охлаждающим контуром,

13 - термоэлектрический модуль,

14 - прочный корпус БТЭ,

15 - патрубки входа охлаждающей воды,

16 - патрубок выхода охлаждающей воды.

Подводная ядерная термоэлектрическая установка содержит комплект оборудования и систем ЯТЭУ, включающий реактор 1, БТЭ 2, систему управления и защиты реактора (рабочие органы ИМ СУЗ) 3, комплекс систем, обеспечивающих эксплуатацию ЯТЭУ в нормальных и аварийных режимах работы, ядерную и радиационную безопасность (на фигурах не показаны), в т.ч. бак металловодной защиты 4, и размещенный в газоплотной защитной оболочке с температурой и давлением газовой среды внутри нее, характерными для наземных ядерных установок.

Газоплотная защитная оболочка состоит как минимум из двух частей 11 и 12, которые позволяют выполнить монтаж установки в ограниченном пространстве. Размеры газоплотной защитной оболочки ограничены реальными возможностями металлургической промышленности и свойствами материалов.

Конструкция БТЭ 2, равномерно расположенных вокруг реактора, показана на фигурах 2-4. БТЭ содержит группу кольцевых термоэлектрических модулей 13, размещенных в прочном корпусе БТЭ 14. Прочный корпус БТЭ в верхней и нижней частях имеет патрубки входа охлаждающей воды 15 и патрубок выхода охлаждающей воды 16.

Теплоноситель первого контура из реактора 1 через напорный коллектор 5 попадает в коллектор раздачи в термоэлектрические модули 7. Охлажденный в термоэлектрических модулях 13 теплоноситель через коллектор сбора из термоэлектрических модулей 8 поступает в сливной коллектор 6 и оттуда снова в реактор 1.

Охлаждающая вода через патрубки входа охлаждающей воды 15 попадает в прочный корпус БТЭ 14 и, нагреваясь от термоэлектрических модулей 13, поступает в патрубок выхода охлаждающей воды 16, после чего по тяговому участку 9 отводится за пределы ЯТЭУ.

В термоэлектрических модулях 13 организована циркуляция типа - трубка Фильда.

Циркуляционный контур теплоносителя первого контура выполнен таким образом, что проходное сечение вдоль контура обеспечивает течение теплоносителя со скоростью, близкой к постоянной величине, а размещение термоэлектрических модулей 13 в прочном корпусе БТЭ 14 обеспечивает равномерный тепловой поток за счет равномерного обтекания морской водой.

Реализована естественная циркуляция по первому контуру и контуру охлаждающей воды.

Пространственно-плотная компоновка приводит к необходимости учета последующего монтажа установки. В связи с этим установка формируется из двух монтажных блоков: нижний монтажный блок (представлен на фигуре 5) и верхний монтажный блок (представлен на фигуре 6), которые после их сборки образуют ЯТЭУ.

Особенностью предлагаемой установки является конструктивное исполнение циркуляционного контура теплоносителя первого контура и его размещение в защитной оболочке. Таким размещением существенно улучшены условия эксплуатации ЯТЭУ по сравнению с аналогами - уменьшены тепловые потери, снижены температурные перепады конструктивных элементов, исключено коррозионное воздействие морской воды на корпус реактора, создан дополнительный барьер для локализации последствий аварийных ситуаций.

Присущая конструкции активной зоны реактора подкритичность позволяет полностью извлечь стержни управления из активной зоны в момент пуска и удерживать их в таком положении в течение всего срока службы. При достижении штатного положения стержней обеспечивается основной принцип ядерного регулирования, стабилизирующий температуру активной зоны независимо от потребления энергии. В предлагаемой установке эффекты компенсации выгорания топлива компенсируются использованием в составе тепловыделяющих сборок стержней выгорающего поглотителя (на основе гадолиния), что обеспечивает сохранение единой проектной температуры в течение всей кампании активной зоны, что, в свою очередь, способствует сохранению заданного температурного перепада между контурами и, как следствие, наиболее эффективной работы термоэлектрических модулей в течение всей проектной кампании.

Режимы работы

Для надежного съема тепла от первого контура ввод ЯТЭУ в действие допускается только при полном погружении объекта (самодвижущегося или буксируемого) с ЯТЭУ в охлаждающую (морскую) воду.

Контролируемый пуск реактора возможен при дистанционном или автоматическом управлении. В качестве управляющего предложен сигнал обратного периода удвоения мощности реактора (при заданном значении периода 30 с). Это наиболее предпочтительно по соображениям безопасности и устойчивости автоматического регулирования. Мощность окончания пуска (начала разогрева) может быть принята 0,1…0,5% N_ном. При этом предполагается использование сигналов с ионизационных камер наружного (по отношению к реактору или установки) расположения.

Разогрев реактора осуществляется при автоматическом управлении. В качестве основного управляющего сигнала принято отклонение температуры теплоносителя от заданной программной развертки (возможно также использование сигнала отклонения скорости разогрева от заданной). Приемлемая точность поддержания при этом может быть в пределах 3…5°C по температуре. Для повышения устойчивости регулирования в качестве корректирующего целесообразно использовать сигнал обратного периода. Защита установки в режимах пуска и разогрева осуществляется по сигналу периода удвоения мощности.

При нормальной эксплуатации ЯТЭУ работает на околономинальном уровне тепловой мощности (100% N_ном - 7,5 МВт) с выдачей потребителю электрической мощности. Электрическая мощность варьируется в диапазоне изменения от 0 до 100% N_элек. за счет подключения-отключения термоэлектрических блоков к электронагрузке. В процессе работы ЯТЭУ поддержание заданных значений параметров установки обеспечивается регулированием температуры на выходе из активной зоны реактора.

Плановый или аварийный вывод установки из действия может быть осуществлен путем сброса аварийной защиты (компенсирующих групп) с последующим саморасхолаживанием установки на естественной циркуляции. При этом темп снижения выходной температуры составит порядка 30…50°C/мин.

Таким образом, изобретение позволит создать ядерную термоэлектрическую установку для обеспечения энергией подводного технического потребителя, первый контур которой имеет дополнительный защитный барьер и не имеет прямого контакта с коррозионно-активной морской средой, при этом обеспечивается компактность установки, что важно для подводных установок. Кроме того, выполнение установки обеспечивает локализацию аварий и снижения тепловых потерь.

Изобретение относится к ядерным термоэлектрическим установкам. Для достижения этого результата предложена подводная ядерная термоэлектрическая установка, содержащая расположенные в газоплотной защитной оболочке легководный ядерный реактор и блоки термоэлектрические (БТЭ), равномерно расположенные вокруг реактора и состоящие из корпуса с размещенными в нем термоэлектрическими модулями, при этом корпус в нижней и верхней частях имеет патрубки входа охлаждающей воды и патрубок выхода охлаждающей воды, а корпус ядерного реактора соединен напорными и сливными коллекторами теплоносителя с коллекторами раздачи и сбора теплоносителя термоэлектрических модулей. Газоплотная защитная оболочка может быть выполнена сферической и составной, а термоэлектрические модули выполнены в виде трубки Фильда. Технический результат - уменьшение тепловых потерь, снижение температурных перепадов конструктивных элементов, исключение коррозионного воздействия морской воды на корпус реактора, создание дополнительного барьера для локализации последствий аварийных ситуаций. 6 ил.

Подводная ядерная термоэлектрическая установка, содержащая расположенные в газоплотной защитной оболочке легководный ядерный реактор и блоки термоэлектрические (БТЭ), равномерно расположенные вокруг реактора и состоящие из корпуса с размещенными в нем термоэлектрическими модулями, при этом корпус в нижней части имеет патрубки входа охлаждающей воды и в верхней части имеет патрубок выхода охлаждающей воды за пределы ядерной термоэлектрической установки, а корпус ядерного реактора соединен напорными и сливными коллекторами теплоносителя с коллекторами раздачи и сбора теплоносителя термоэлектрических модулей.