Атомная электростанция с несколькими ядерными раеакторами Советский патент 1976 года по МПК G21D5/08 

(54) АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ С НЕСКОЛЬКИМИ ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

1

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано на атомных электрбстанциях (АЭС) с ядерными реакторами (ЯР), охлаждаемыми газообразными теплоносителем.

Известны схемы АЭС и конструкции ядерных реакторов с газовым теплоносителем, углекислотой и др. как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.

Дальнейшее увеличение коэффициента вое производства в быстром реакторе может быть достигнуто за счет использования металлического топлива, особенно в реакторе с газовым теплоносителем, так как смягчение Спектра натриевым теплоносителем приводит к значительно меньшему эффекту.

Однако низкая допустимая температура металлического топлива обуславливает низкие параметры пара и к.п.д. и низкую энергонапряженность ядерного горючего в рамках общепринятой схемы АЭС с реактором на быстрых нейтронах. В результате время удвоения горючего в таком реакторе также составляет 8-10 лет. Низкая температура

газа на выходе делает нецелесообразным применение прямого газотурбинного цикла.

Целью данного изобретения является сосдание такой атомной электростанции, которая будет характеризоваться высокой выхог, ной температурой (к.п.д. установки) и энергонапряженностью горючего, свойственными высокотемпературным газографитовым peaicгорам, и одновременно обеспечит высокий темп воспроизводства горючего, характерный для быстрого реактора с металлическим топливом.

Это достигается при использовании на АЭС связанных по тeплoвo y циклу реакторов двух типов: высокотемпературного на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и низкотемпературного быстрого реактора с металлическим или керамическим топливом и стальной оболочкой ТВЭЛ. Исползование этих двух реакторов отдельно,т.е. без связи по теплоносителю в первом или во втором контуре, не позволяет достичь указанных характеристик.

Низкотемпературное тепло быстрого реактора используется для подогрева и частично или полного испарения воды в парогенераторе, а высокотемпературное тепло реактора на тепловых нейтронах используется для испарения, перегрева и промежуточного пер грева пара, В быстром реакторе теплоноситель подогревается с 200-ЗОО до 400-500°С, а в тепловом реакторе с 400-500 до 600 800 С. В каждом реакторе может использоваться теплоноситель, различающийся тем пературой, давлением и видом вещества, например, натрий или углекислота и гелий с давлением 100-300 ата) в быстром реакторе и гелий в тепловом реакторе с давлением 30-70 ата. Однако технически и технологически наиболее просто осуществить последователь ное охлаждение обоих реакторов одним теплоносителем с одинаковым давлением. В это случае оба реактора можно будет разместить в одном корпусе из предварительно напряженного железобетона с наиболее прогрессивной интегральной компоновкой первого контура. При этом газовый теплоноситель (гелий или углекислота) сначала поступает в быстрый реактор с температурой 200ЗОО С, а затем в тепловой реактор с температурой 400-500 С, где он подогревает ся до 6ОО-800°С. Высокая температура газа на выходе из теплового реактора делает целесообразным использование прямого газотурбинного цикла. В качестве рабочего тела и теплоносит ля наиболее подходящими по термодинамическим, теплофизическим и технологическим свойствам являются гелий и углекислота, к торые уже нащли применение в эне гетике. При эа-ом могут быть использованы обычные схемы с одно- двух- и далее трехступенчатым стажем в случае гелиевого теплоносителя, а в случае углекислотного теплоносителя возможно применение жидкос ного конденсационного хшкла Гохштейна или комбинированного цикла (например, цикла Дехтерева) со сжатием углекислоты как в жидкой,так и в газовой фазе. В быстром газовом реакторе предпочтительно иметь давление теплоносителя 150ЗОО ата, а для теплового газоохлаждаемого реактора из-за трудности сооружения корпуса необходимого размера предпочтительней давление не выше 6 О ата. Поэтому может оказаться целесообразным схема с турбиной, включенной между быстрым реактором и тепловым. Теплоноситель из быстрого реактора с давлением 150- 300 ата и температурой 350-45.0 С срабатывается до давления 60-100 ата, затем подогреваетс;я в тепловом реакторе до температуры 600-800 С и срабатывается далее. Для та1сой схемы наиболее подходтдим теплоносителем и рабочим телом является углекислота, для которой оптимальное наименьшее давление в схеме с конденсацией и двухфазным сжатием находится в районе 20 ата, так что общая степень расширения Б обеих турбинах может быть достаточно высокой (выше 10). На фиг. 1 показана двухконтурная схема предлагаемой АЭС с общим паросиловым циклом во втором контуре и различными теплоносителями в каждом реакторе, отдающими тепло в общий контур; на фиг. 2то же, с паросиловым циклом во втором контуре и общим теплоносителем для обоих реакторов; на фиг. 3 - одноконтурная схема АЭС с конденсационным циклом и регенеративным подогревом с углекислотой в качестве рабочего тела и теплоносителя и турбиной, В1слюченной между реакторами, что позволяет иметь различное значение давления теплоносителя в быстром и тепловом реакторах. На фиг. 1 приведена двухконтурная схема АЭС, в котором каждый реактор охлаждается своим теплоносителем., Теплоноситель первого контура реактора 1 на быстрых нейтронах (см. фиг. l), например гелий или углекислота, с температурой на входе 250-300 С и на выходе 350450 С с давлением 100-ЗОО ата передает тепло в общий парогенератор 2 дтш подогрева и испарения питательной воды (полного или частичного), Теплоноситель высокотемпературного реактора 3 на тепловых нейтронах, например гелий, с температурой на входе 350-500 С и на выходе 650-800 С и давлением 20-70 ата передает тепло в тот же парогенератор 2 для испарения перегрева и промежуточного перегрева пара. Для каждого реактора имеется отдельный контур С собственной газодувкой 4 и 5. На фиг. 2 показана стандартная схема паросилового цикла во втором контуре 6. Такая схема позволяет наиболее просто согласовать необходимое соотношение быстрого и теплового реакторов и параметры теплоносителей. Конструктивно АЭС может иметь корпус высокого давления один для быстрого другой для теплового реактора. Однако целесообразно корпус быстрого реактора, имеющего небольшие размеры, {эазместигь внутри корпуса теплового реактора из предварительно напряженного железобетона вместе с парогенераторами и трубопроасьдами первого контура быстрого и теплового реакторов. При таком размещении корпус теплового реактора будет служить одновременно защитной оболочкой для быстрого реактора. На фиг. 2 приведена двухконтурная схема АЭС с общим теплоносителем для быстрого 1 и теплового реактора 3. Эта схема технологически и конструктивно наиболее проста, но в ней трудно обеспечить наилучшее соотношение мощностей и параметров теплоносителя в каждом реак торе. Например, давление теплоносителя необходимо выбирать компромиссным между технически обоснованным для тепловых реакторов (30-6 О ата) и наиболее подходящим для снятия тепла в быстром реакторе (ЮО-ЗОО ата). Теплоноситель, например гелий или углекислота, с температурой 250 300 С поступает в реактор 1 на быстрых нейтронах, нагревается в нем до 400-4оО а затем поступает в высокотемпературный реактор 3 на тепловых нейтронах, где он нагревается до температуры 600-800 С. Затем этот газ поступает в парогенераторы 2, где отдает тепло на выработку пара. Пр качка теплоносителя в контуре осуществляе ся газодувкой 7. Для лучшего согласования соотношения мощностей быстрого и теплового реакторов и параметров теплоносителя возможно часть теплоносителя из быстрого реактора направлять непосредственно в испарительную часть парогенератора 2 по л№нии 8. В этой схеме все оборудование первого контура (газодувки, система очистки теплоносителя и др.) является общим для обоих реакторов. Целесообразно иметь и общий корпус из предварительно напряженного железобетона. На фиг. 3 приведена одноконтурная схема АЭС с различными давлениями в быстро и тепловом реакторах. Для этого между реакторами расположена турбина. Термодинамически наиболее эффективна эта схема при использовании конденсадионного цикла, напр мер, с углекислотой в качестве рабочего тела и теплоносителя. Для углекислоты по вышение давления в цикле более эффективно с точки зрения повыщения к.п.д., чем увеличение температуры подвода тепла. По этой схеме газ с давлением 150400 ата и температурой 2ОО-300°С посту пает в быстрый реактор 1, нагревается в нем до 4ОО-500°С и затем направляется в турбину 9, где он расширяется до 100150 ата и затем поступает в тепловой вы- сокотемпературный реактор 3. В нем газ нагревается до 60О-800 С и направляется в турбину 10, в которой он расширяется до 65 ата. Далее газ охлаждается в регенераторе 11 конденсируется в конденсаторе 12 п затем насосом 13 закачивается обратно в генератор, где он нагревается до температуры входа в быстрый реактор 1, В случае применения углекислоты более эффективно применение схемы с двухступенчатым сжатием, сначала в газовой, а затем в жидкой фазе. Такая схема позволяет иметь более низкое давление в тепловом реакторе ( давления насыщения т.е. ниже 60 ата) , что технически более обосновано и, в то же время, иметь более подходящее давление для быстрого реактора (выше 150 ата). Тепловой реактор во всех рассмотренных вариантах охлаждается высокотемпературным теплоносителем, что позволяет получить современные параметры пара и обеспечить достижение наибольшей энергонапряженности горючего. При этом высокие па- раметры пара достигаются при малых размерах парогенератора и малом расходе мощности на прокачку в двухконтурной схеме. В одноконтурной схеме достигается достаточно высокий к.п.д. (4О%). Формула изобретения 1.Атомная электростанция с несколькими ядерными реакторами, последовательно передающими тепло рабочему телу турбины в общей термодинамической схеме, отличающаяся тем, что, с целью повы- щения энергонапряженности и темпа воспро-изводства горючего, в низкотемпературной части термодинамической схемы использован ядерный реактор на бьютрых нейтронах, а для промежуточного нагрева и перегрева рабочего тела в высокотемпературной части термодинамической схемы использован ядерный реактор на тепловых нейтронах. 2.Электростанция по п. 1, отличающаяся тем, что в каждом реакторе используется собственный теплоноситель, например гелий в реакторе на тепловых нейтронах и углекислота в реакторе на быстрых нейтронах. 3.Электростанция по п. 1, отличающаяся тем, что между быстрыми и тепловыми реакторами включена турбина, обеспечивающая необходимое соотношение давлений в peaicTopax.

J

J

O-J

Фиг.1

J1

fpus.Z

Т

12

e.J