Ядерная энергетическая установка
Владельцы патента RU 2313143:
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (ГОУВПО НГТУ) (RU)
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. Согласно изобретению ядерная энергетическая установка содержит реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами и систему защитного газа. Под свободным уровнем теплоносителя размещены активная зона, парогенераторы и средства циркуляции, например циркуляционные насосы. Выше активной зоны размещен кольцевой канал, внутренний диаметр которого больше наружного диаметра активной зоны. В кольцевом канале или в его участках установлены секции парогенераторов, входной участок которых сообщен с объемом теплоносителя над активной зоной, а выходной участок - с входной камерой насоса, размещенной в этом же канале. При этом напорная камера насоса сообщена через опускной канал с активной зоной реактора. Изобретение позволяет уменьшить протяженность циркуляционных трасс реакторного контура и объем теплоносителя в нем. 3 ил.
Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и систему защитного газа (Патент на изобретение №2192052 от 27.10.2002, G21C 9/016, 19/28, 19/31).
Недостатком данного технического решения применительно к ядерным энергетическим установкам со свинцовым теплоносителем или его сплавами является петлевая компоновка, при которой каждый насос обеспечивает циркуляцию только через один парогенератор своей петли. При отсутствии запорной арматуры, отключающей оборудование петли теплообмена (парогенератор-насос), такое техническое решение ухудшает живучесть установки в аварийных ситуациях. В известном техническом решении объем теплоносителя в контуре является достаточно большим за счет протяженных и объемных каналов циркуляции, что ухудшает массогабаритные и экономические показатели установки. Последнее объясняется тем, что реакторный свинцовый теплоноситель существенно дороже стали, а эвтектика свинец-висмут существенно дороже свинца.
Задачи, решаемые изобретением, - совершенствование конструкции ядерной энергетической установки, повышение ее безопасности и экономичности.
Технический результат - уменьшение протяженности циркуляционных трасс реакторного контура и объема теплоносителя в нем, уменьшение массогабаритных характеристик реакторного контура.
Технический результат достигается тем, что ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, снабжена кольцевым каналом, размещенным выше активной зоны, внутренний диаметр которого больше наружного диаметра активной зоны, в кольцевом канале или в его участках установлены секции парогенераторов, входной участок которых сообщен с объемом теплоносителя над активной зоной, а выходной участок - с входной камерой насоса, размещенной в этом же канале, а напорная камера насоса сообщена через опускной канал с активной зоной реактора.
Обоснование технического результата: позволит уменьшить гидравлическое сопротивление реакторного контура; увеличить процент естественной циркуляции в контуре; повысить безопасность реакторной установки при аварийном разрушении трубок парогенератора.
На фиг.1 представлена схема реакторной установки в разрезе по парогенератору и насосу; на фиг.2 - вид сверху; на фиг.3 - часть развертки сечения кольцевого канала.
В ядерном реакторе 1, содержащем жидкометаллический свинцовый теплоноситель или его сплавы, под свободным уровнем 2 теплоносителя размещены активная зона 3, парогенераторы 4, средства циркуляции, например осевой насос 5. Парогенераторы 4 и насос 5 установлены под уровнем теплоносителя 2 в кольцевом канале 6, расположенном выше активной зоны 3. Внутренний диаметр кольцевого канала 6 больше внешнего диаметра активной зоны 3. Входной участок парогенераторов 4 сообщен с объемом 7 теплоносителя над активной зоной 3.
Выходной участок парогенератора 4 сообщен с входной напорной камерой 8 насоса 5, размещенного в кольцевом канале 6. Напорная камера 8 насоса 5 сообщена через опускной канал 10 с активной зоной 3 реактора 1.
Работа ядерной энергетической установки осуществляется следующим образом. Теплоноситель нагревается в активной зоне 3 реактора 1 за счет тепла, выделяющегося при делении тяжелых ядер. Нагретый теплоноситель поступает в объем 7 над активной зоной 3 за счет работы насоса 5. Из объема 7 теплоноситель поступает во входные участки секций парогенераторов 4, омывает трубки парогенератора, расположенные под свободным уровнем 2 теплоносителя и отдает тепло контуру рабочего тела. Из выходных участков парогенераторов 4 теплоноситель поступает в напорную камеру 8 насоса 5. Насос 5 сообщает потоку теплоносителя энергию, расходуемую на преодоление гидравлического сопротивления опускного участка 10 и активной зоны 3, а также на подъем свободного уровня 2 теплоносителя во входных участках парогенераторов 4, равный гидравлическому сопротивлению от входных участков парогенераторов 4 до всаса насоса 5. Поток охлажденного теплоносителя из напорной камеры насоса 5 через опускной участок 10 поступает в активную зону 3.
При изменении нейтронной мощности реактора от номинальной до нулевой расход теплоносителя изменяется, однако указанная выше последовательность циркуляции сохраняется. При остановленных насосах при равных гидравлических сопротивлениях, высотном расположении оборудования и перепадах температур расход теплоносителя за счет естественной циркуляции в предлагаемом решении является наибольшим по сравнению с другими ядерными энергетическими установками.
Применение предлагаемого технического решения позволяет:
- уменьшить протяженность циркуляционных трасс реакторного контура и объем теплоносителя в нем;
- уменьшить массогабаритные характеристики ядерной энергетической установки с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами;
- увеличить движущий напор естественной циркуляции и расход теплоносителя реакторного контура в режиме естественной циркуляции;
- упростить конструкцию ядерной энергетической установки и повысить ее экономичность.
Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции, например циркуляционными насосами, и систему защитного газа, отличающаяся тем, что выше активной зоны размещен кольцевой канал, внутренний диаметр которого больше наружного диаметра активной зоны, в кольцевом канале или в его участках установлены секции парогенераторов, входной участок которых сообщен с объемом теплоносителя над активной зоной, а выходной участок - с входной камерой насоса, например осевого, размещенной в этом же канале, а напорная камера насоса сообщена через опускной канал с активной зоной реактора.
