Способ охлаждения активной зоны быстрого реактора и устройство его осуществления

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к решению проблемы охлаждения активной зоны быстрых ядерных реакторов. Предлагаемый способ охлаждения активной зоны быстрого реактора состоит в том, что на вход активной зоны подают охлаждающую ее воду, недогретую до температуры насыщения. Для получения низкой плотности замедлителя, необходимой для обеспечения жесткого спектра нейтронов, характерной для быстрого реактора, вода преобразуется в пар непосредственно в активной зоне путем последовательного прямоточного омывания ее парогенерирующих тепловыделяющих элементов закрученным потоком теплоносителя. Активная зона быстрого реактора состоит из парогенерирующих тепловыделяющих каналов, выполненных в виде кольцевых твэлов, заглушенных с одного конца. Внутри твэлов со стороны открытого конца установлены по принципу трубки Фильда нетепловыделяющие трубки для подвода охлаждающего водяного теплоносителя, размещенные с торцевыми и радиальными кольцевыми зазорами. Полости твэлов с внутренней и внешней сторон сообщены проходами для теплоносителя, обеспечивающими последовательное смывание последним сторон твэлов, а в кольцевых зазорах и на внешней стороне твэлов размещены винтовые направляющие, предназначенные для радиальной закрутки потока теплоносителя вдоль внутренней и внешней поверхностей кольцевых твэлов. Использование изобретения обеспечивает генерацию насыщенного или перегретого пара непосредственно в активной зоне, состоящей из парогенерирующих каналов, и исключает при этом кризис теплоотдачи. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к решению проблемы охлаждения активной зоны быстрых ядерных реакторов, с применением которых связаны перспективы развития атомной энергетики.

Использование для охлаждения активных зон быстрых реакторов одного из лучших типов теплоносителя, а именно воды, возможно только при ее достаточно низкой плотности, обеспечивающей характерный для быстрых реакторов жесткий спектр нейтронов, так как содержащиеся в воде атомы водорода являются хорошим замедлителем. Поэтому основная часть содержащегося в активной зоне водяного теплоносителя должна быть в виде пара или пароводяной смеси.

Основной проблемой охлаждения активных зон быстрых реакторов при подаче на их вход воды является кризис теплоотдачи, обусловленный необходимостью прямой генерации в активных зонах пара и, связанным с этим переходом режима теплоотдачи от кипящей воды к пару.

Возможными методами исключения кризиса теплоотдачи является подвод ко входу в активную зону либо пара, либо пароводяной смеси с большим паросодержанием, обеспечивающим исключение кризиса теплоотдачи.

Известен способ охлаждения активной зоны быстрого реактора пароводяным теплоносителем, исключающий кризис теплоотдачи в каналах активной зоны, заключающийся в том, что в активной зоне генерируется перегретый пар, часть которого отбирается и смешивается с водой, подаваемой на вход активной зоны. Исключение возникновения кризиса теплоотдачи обеспечивается при величине паросодержания на входе в активную зону больше 0.3 (авторское свидетельство SU №776334 А) - прототип.

Основным недостатком предложенного способа является необходимость отбора значительного количества получаемого в реакторе перегретого пара для подачи его на вход активной зоны. Это приводит к увеличению расхода теплоносителя через активную зону на 30-40% и соответственно величины гидравлических потерь, по данным авторов, до 6-7 ата и повышает затраты энергии на прокачку теплоносителя. Предложенный способ усложняет также конструкцию реакторной установки, так как подразумевает наличие устройств для отбора пара и специальный насос для подачи перегретого пара на вход активной зоны.

Задачей предлагаемого изобретения является обеспечение охлаждения активной зоны быстрого реактора не пароводяной смесью, а водой, что уменьшает общий расход теплоносителя через активную зону и соответственно гидравлические потери, а также исключает необходимость использования дополнительных устройств по отбору перегретого пара с выхода активной зоны и подачи его на ее вход, тем самым упрощая конструкцию реакторной установки.

Для выполнения этой задачи на вход активной зоны подают воду, недогретую до температуры насыщения, которую, для получения низкой плотности замедлителя необходимой для обеспечения жесткого спектра нейтронов, характерного для быстрого реактора, преобразуют в пар непосредственно в активной зоне путем последовательного прямоточного смывания ее парогенерирующих тепловыделяющих элементов закрученным потоком теплоносителя.

Генерацию пара непосредственно в активной зоне быстрого реактора и при этом исключение кризиса теплоотдачи обеспечивает устройство активной зоны, составленной из парогенерирующих тепловыделяющих каналов, выполненных в виде кольцевых твэлов, заглушенных с одного конца, внутри которых со стороны открытого конца установлены по принципу трубки Фильда нетепловыделяющие трубки для подвода охлаждающего водяного теплоносителя, размещенные с торцевыми и радиальными кольцевыми зазорами, причем полости твэлов с внутренней и внешней сторон сообщены проходами для теплоносителя, обеспечивающими последовательное омывание последним сторон твэлов, а в кольцевых зазорах и на внешней стороне твэлов размещены винтовые направляющие, предназначенные для радиальной закрутки потока теплоносителя вдоль внутренней и внешней поверхностей кольцевых твэлов.

На вход нетепловыделяющей трубки подается вода, недогретая до температуры насыщения, которая испаряется в кольцевом зазоре и на внешней стороне твэла с получением на выходе насыщенного или перегретого пара.

Винтовые направляющие выполнены в виде либо гофров или резьбы, либо в виде шнеков, либо в виде навитой проволоки. Шаг закрутки винтовых направляющих по длине твэла может быть переменным.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлен фрагмент тепловыделяющих сборок активной зоны, а на фиг.2 - доля деления в зависимости от энергии нейтронов для реакторов различного типа: ЖМТ - с жидкометаллическим теплоносителем; ВВР - водо-водяной реактор на тепловых нейтронах; АЗ с прямой генерацией пара, предлагаемой конструкции.

Активная зона быстрого реактора состоит из парогенерирующих тепловыделяющих каналов 1, включающих в себя заглушенный с одной стороны кольцевой твэл 2, размещенную внутри твэла нетепловыделяющую трубку 3, винтовые направляющие 4 в кольцевом зазоре 5 и на внешней стороне твэла 6, а также отверстия 7, сообщающие полость кольцевого зазора 5 и внешнее пространство между твэлами.

Таким образом, реализуется конструкция в виде двойной трубки Фильда, обеспечивающая последовательное прямоточное смывание поверхности теплообмена кольцевого твэла теплоносителем с подачей его на вход устройства с одной стороны и выходом - с другой.

Предлагаемый способ осуществляется устройством следующим образом. Подаваемая на вход активной зоны вода проходит внутри нетепловыделяющей трубки и после поворота на 180° поступает в кольцевой зазор. В кольцевом зазоре вода испаряется до величины паросодержания не менее 0,3. Затем пароводяная смесь через отверстия подается во внешнее пространство между твэлами, где догревается до параметров насыщенного или перегретого пара.

Кризис теплоотдачи при кипении на поверхностях твэла исключается за счет закрутки потока теплоносителя как в кольцевом зазоре, так и на внешней стороне твэла.

В испарительной части устройства в кольцевом зазоре закрутка теплоносителя обеспечивает принудительную эвакуацию пара от вогнутой поверхности твэла в зоне пузырькового кипения и интенсивное орошение жидкостью поверхности теплообмена в зоне высоких паросодержаний за счет центробежных ускорений. Величина центробежных ускорений может быть достаточно велика, например, для кольцевого зазора шириной 2 мм с шагом закрутки 10 мм, внешним радиусом 4 мм и внутренним радиусом 2 мм, при величине тангенциальной составляющей скорости двухфазной смеси 2 м/сек величина центробежного ускорения на поверхности нагревателя составляет 1000 м/с², а на поверхности нетепловыделяющей трубки - 2000 м/с². При таких ускорениях жидкая составляющая теплоносителя из ядра двухфазного потока и конденсат пара с поверхности центральной трубки интенсивно отбрасываются на теплоотдающую поверхность. В этих условиях значения коэффициента теплоотдачи при кипении и плотности теплового потока, соответствующего кризису теплоотдачи, существенно увеличиваются по сравнению с гладким кольцевым каналом. Величина критического паросодержания в указанных выше условиях по имеющимся экспериментальным данным составляет не меньше 0.6 при значениях критических тепловых потоков до 6 МВт/м².

Двухфазная смесь, выходящая из кольцевого зазора, полностью испаряется и перегревается на внешней стороне твэла. Центробежные силы при закрутке потока теплоносителя на внешней выпуклой стороне твэла отбрасывают жидкую составляющую теплоносителя от теплообменной поверхности, что обеспечивает устойчивый режим конвективного теплообмена с паром на внешней поверхности твэла и исключает возможность термоциклирования, вызываемого периодической сменой режима теплообмена при попадании на разогретую поверхность жидкости.

Шаг закрутки потока теплоносителя по длине каналов может быть переменным, в частности на экономайзерном участке кольцевого зазора закрутка теплоносителя может отсутствовать, что уменьшает гидравлические потери.

Конструкция активной зоны предусматривает плотную упаковку ТВК в кассетном варианте компоновки ТВС. Особенностью которой является отсутствие межканальной воды.

Замедлитель - водород воды сосредоточен в основном в виде воды внутри нетепловыделяющей трубки, а в кольцевом зазоре и во внешнем пространстве вокруг твэлов в виде пароводяной смеси и пара, плотность которых существенно меньше, чем у воды. Для указанной конструкции активной зоны отношение концентрации ядер водорода к ядрам U²³⁵ лежит в пределах 1.5 - 5, что значительно меньше, чем в традиционных водо-водяных реакторах (эта величина составляет ~80).

Расчетная сравнительная оценка долей деления в зависимости от энергии нейтронов для реактора на тепловых нейтронах (ВВР), с жидкометаллическим теплоносителем и предлагаемой разработки с генерацией на выходе из активной зоны насыщенного пара представлена на графиках фиг.2, из которых следует, что при охлаждении активной зоны водой может быть получен спектр нейтронов, близкий к активным зонам, охлаждаемым жидким металлом.

Таким образом, предложенная конструкция активной зоны и ТВК обеспечивает жесткий спектр нейтронов, характерный для «быстрых» реакторов, и способ охлаждения такой активной зоны подаваемой на ее вход недогретой до температуры насыщения водой.

1. Способ охлаждения активной зоны быстрого реактора, включающий подачу на вход активной зоны охлаждающего теплоносителя, отличающийся тем, что в качестве охлаждающего теплоносителя на вход активной зоны подают воду, недогретую до температуры насыщения, которую для получения низкой плотности замедлителя, необходимой для обеспечения жесткого спектра нейтронов, характерного для быстрого реактора, преобразуют в пар непосредственно в активной зоне путем последовательного прямоточного омывания ее парогенерирующих тепловыделяющих элементов закрученным потоком теплоносителя.

2. Активная зона быстрого реактора, состоящая из парогенерирующих тепловыделяющих каналов, отличающаяся тем, что тепловыделяющие каналы выполнены в виде кольцевых твэлов, заглушенных с одного конца, внутри которых со стороны открытого конца установлены по принципу трубки Фильда нетепловыделяющие трубки для подвода охлаждающего водяного теплоносителя, размещенные с торцевыми и радиальными кольцевыми зазорами, причем полости твэлов с внутренней и внешней сторон сообщены проходами для теплоносителя, обеспечивающими последовательное омывание последним сторон твэлов, а в кольцевых зазорах и на внешней стороне твэлов размещены винтовые направляющие, предназначенные для радиальной закрутки потока теплоносителя вдоль внутренней и внешней поверхностей кольцевых твэлов.