Технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к технологическим испарительно-пароперегревательным каналам прямоточного водо-водяного ядерного реактора, и позволяет расширить функциональные возможности путем интенсификации теплообмена и повысить стабильность работы канала. Канал содержит цилиндрический корпус 1 со входом 2 в нижней части корпуса для воды и выходом 3 в верхней части корпуса для перегретого пара, распределительную решетку 4 для воды, шаровые твэлы 5, закрепленные в сферических лунках 6 фиксирующих пластин 7. Шаровые твэлы 5 с фиксирующими пластинами 7, собранные в пакет в нижней части корпуса 1, образуют зону 8 нагрева воды и образования двухфазной насыщенной пароводяной смеси, а шаровые твэлы 5 с фиксирующими пластинами 7, собранные в пакет в верхней части корпуса 1, образуют пароперегревательную зону 9. В средней части корпуса 1 над зоной 8 нагрева воды установлена диафрагма 10 для сбора паро-водяной насыщенной смеси и образующая кольцевой канал 11 с сепаратором 12, на криволинейной внутренней поверхности со стороны зоны 8 нагрева воды которого выполнены водоотводящие бортики 13, отводящие поток 14 воды в трубчатые каналы 15, и отверстия 16 для прохождения потока 17 насыщенного пара. 5 ил.

 

ИфИзобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к технологическим испарительно-пароперегревательным каналам прямоточного водо-водяного ядерного реактора.

Известен технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора, содержащий цилиндрический корпус с входом для воды и выходом для перегретого пара, кольцевые тепловыделяющие элементы, установленные в корпусе концентрично и с зазором относительно друг друга. Экономайзерно-испарительная зона канала образована пространством между корпусом канала и наружными поверхностями кольцевых тепловыделяющих элементов.

Пароперегревательная зона образована зазорами между кольцевыми тепловыделяющими элементами. Тепловыделяющие элементы установлены между верхней и нижней опорными решетками. Коллектор насыщенного пара расположен над верхней решеткой, а коллектор перегретого пара расположен под нижней решеткой. Вход для воды выполнен в виде окон, расположенных в нижней части канала, а выход для перегретого пара расположен в нижней части канала под коллектором перегретого пара. В верхней части корпуса канала над коллектором насыщенного пара расположен сепаратор пара (Ушаков Г.Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоиздат, 1981, с.109, рис.2.16).

Недостатком известного устройства является неравномерность и нестабильность теплосъема с тепловыделяющих элементов по периметру экономайзерно-испарительной зоны.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому устройству является технологический испарительно-пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора (Патент РФ 2106700, Технологический испарительно-пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора, МПК G21C 3/00, 3/30, 3/32, оп.10.03.98. Бюл №7), содержащий корпус, выполненный в виде цилиндрической емкости, с входом для воды и выходом для перегретого пара, стержневые тепловыделяющие элементы, установленные в корпусе параллельно его оси и образующие экономайзерно-испарительную зону и пароперегревательную зону, которые гидравлически соединены между собой. Тепловыделяющие элементы пароперегревательной зоны размещены в виде шестигранного пучка в первой центральной обечайке. Тепловыделяющие элементы экономайзерно-испарительной зоны расположены в кольцевом пространстве между второй обечайкой и третьей обечайкой и в кольцевом пространстве между четвертой обечайкой и пятой обечайкой. Между обечайкой пароперегревательной зоны и обечайкой экономайзерно-испарительной зоны образован кольцевой зазор, который гидравлически соединен с выходом 3 для перегретого пара. Между обечайкой экономайзерно-испарительной зоны и корпусом образован кольцевой зазор, который гидравлически соединен с входом для воды.

Недостатком известного устройства является недостаточно эффективный теплообмен между теплоносителем и тепловыделяющими элементами, обусловленный наличием прямолинейных каналов для движения теплоносителя при изменении его теплофизических параметров. При кипении воды возможен режим «снарядного» кипения с образованием протяженных паровых пузырей, приводящих к резкому снижению теплосъема с твэлов и, как следствие, повышению их температуры. Кроме того, при «снарядном» кипении возникают пульсации давления на выходе канала крайне нежелательные для агрегатов, потребляющих вырабатываемый каналом перегретый пар.

Техническим результатом, достигаемым изобретением, является расширение функциональных возможностей путем интенсификации теплообмена и повышение стабильности работы канала.

Этот результат достигается тем, что известный технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора, содержащий цилиндрический корпус с входом в нижней части корпуса для воды и выходом в верхней части корпуса для перегретого пара, распределительную решетку для воды, снабжен шаровыми твэлами, фиксирующими пластинами, диафрагмой в средней части корпуса, сепаратором с трубчатыми каналами и отверстиями между ними, возвратными трубопроводами с эжекторными насадками в нижней части, распределительным клином в верхней части корпуса и кольцевым карманом на внутренней поверхности корпуса, причем шаровые твэлы закреплены в сферических лунках фиксирующих пластин, имеющих сквозные отверстия, шаровые твэлы с фиксирующими пластинами, собранные в пакет в нижней части корпуса, отделены от шаровых твэлов с фиксирующими пластинами в верхней части корпуса диафрагмой, образующей кольцевой канал с сепаратором, на криволинейной поверхности которого выполнены водоотводящие бортики, и паропропускающие отверстия, образующие ряды, совмещенные с зазорами между фиксирующими пластинами в верхней части корпуса, трубчатые каналы сепаратора со стоком в кольцевой карман на внутренней поверхности корпуса, соединенный возвратными трубопроводами и эжекторными насадками с нижней частью канала.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 показан общий вид технологического пароперегревательного канала прямоточного водо-водяного ядерного реактора; на фиг.2 показан фрагмент водонагревательной и пароперегревательной зон канала; на фиг.3 приведено устройство сепаратора пара; на фиг.4 показано размещение шаровых твэлов на поверхности фиксирующих пластин, имеющих сквозные отверстия; на фиг.5 показан распределительный клин с отверстиями, совмещенными с зазорами между фиксирующими пластинами в пароперегревательной зоне канала.

Технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора содержит цилиндрический корпус 1 с входом 2 в нижней части корпуса для воды и выходом 3 в верхней части корпуса для перегретого пара, распределительную решетку 4 для воды, шаровые твэлы 5, закрепленные в сферических лунках 6 фиксирующих пластин 7, шаровые твэлы 5 с фиксирующими пластинами 7, собранные в пакет в нижней части корпуса 1, образуют зону 8 нагрева воды и образования двухфазной насыщенной пароводяной смеси, а шаровые твэлы 5 с фиксирующими пластинами 7, собранные в пакет в верхней части корпуса 1, образуют пароперегревательную зону 9, в средней части корпуса 1 над зоной 8 нагрева воды установлена диафрагма 10 для сбора паро-водяной насыщенной смеси и образующая кольцевой канал 11 с сепаратором 12, на криволинейной внутренней поверхности со стороны зоны 8 нагрева воды которого выполнены водоотводящие бортики 13, отводящие поток 14 воды в трубчатые каналы 15, и отверстия 16 для прохождения потока 17 насыщенного пара через распределительный клин 18 в пароперегревательную зону 9, отделенная от пара вода из трубчатых каналов 15 попадает в карман 19, откуда по возвратным трубопроводам 20 и эжекторным насадкам 21 возвращается в зону 8 нагрева воды, фиксирующие пластины 7 имеют сквозные паропропускающие отверстия 22, распределительный клин 18 для насыщенного пара также имеет сквозные отверстия 23, образующие ряды, совмещенные с зазорами между фиксирующими пластинами 7 в пароперегревательной зоне 9.

Технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора работает следующим образом.

Вода под давлением подается через вход 2 в нижней части корпуса 1 во внутреннюю полость канала, где распределительной решеткой 4 распределяется по зазорам между фиксирующими шаровые твэлы 5 пластинами 7. Проходя по извилистым каналам, образованным шаровыми твэлами 5 и сужениями с обратной стороны сферических лунок 6, вода нагревается до критической температуры. При этом за счет эффективной турбулизации и развитой поверхности теплообмена, так как в теплообмене участвуют и прилегающие к поверхности твэла участки фиксирующих пластин 7, удается существенно интенсифицировать теплообмен по сравнению с процессами в прототипе. На некоторой высоте водонагревательной зоны канала начинается процесс парообразования, однако, извилистый и разрывной характер траектории движения теплоносителя не позволяет образовываться большеразмерным паровым пузырям, характерным для «снарядного» режима кипения. Многократное дробление и перемешивание потока теплоносителя, в том числе и в поперечном направлении через сквозные отверстия 22 в фиксирующих пластинах 7, способствует созданию устойчивой мелкодисперсной пароводяной смеси на выходе из водонагревательной зоны 8 канала. Эта пароводяная смесь на выходе из водонагревательной зоны собирается диафрагмой 10 и через кольцевой канал 11 направляется на изогнутую внутреннюю поверхность сепаратора 12. При криволинейном движении вода, имеющая большую плотность, отбрасывается на поверхность сепаратора, а пар, двигаясь над пленкой воды, сдувает ее к периферии сепаратора, где бортики собирают воду и направляют ее в трубчатые каналы 15. Пар в этот момент проходит через сквозные отверстия 16 в сепараторе. Поскольку вода находится в каналах, она защищена от динамического воздействия потока пара и не выносится в верхнюю пароперегревательную зону корпуса. Вода из трубчатых каналов 15 сепаратора собирается в кольцевом кармане 19, расположенном на внутренней поверхности корпуса 1, откуда по возвратным трубопроводам 20, имеющим эжекторные насадки 21, возвращается в нижнюю часть корпуса, где смешивается с потоком входящей воды. Отделенный от микрокапель воды насыщенный пар, пройдя через отверстия 16 в сепараторе, попадает во внутреннюю полость распределительного клина 18, имеющего сквозные отверстия 23, образующие ряды, совмещенные с зазорами между фиксирующими пластинами 7 в пароперегревательной зоне 9, через которые пар попадает в проходы между шаровыми твэлами пароперегревательной зоны. В результате теплообмена температура пара повышается и перегретый пар поступает на выход 3.

Таким образом, за счет введения шаровых твэлов и фиксирующих пластин, собранных в пакет, поток теплоносителя дробится и перемешивается в зазоре между смежными фиксирующими пластинами, а за счет сквозных отверстий происходит перемешивание теплоносителя между смежными зазорами. В результате осуществляется интенсификация теплообмена, чему также способствует увеличенная за счет фиксирующих пластин поверхность теплообмена.

Введение в средней части корпуса сепаратора пара позволяет осуществить режимы работы водонагревательной и пароперегревательной зон канала с теплоносителем, состояние которого близко к однофазному. В результате уменьшаются скачки температуры и давления теплоносителя на выходе канала, что повышает стабильность и надежность работы канала. Кроме того, однофазное состояние теплоносителя дает возможность оптимизировать энерговыделение твэлов за счет изменения шага размещения на пластинах или изменения концентрации топлива.

Использование изобретения обеспечивает расширение функциональных возможностей путем интенсификации теплообмена и повышение стабильности работы канала.

Технологический пароперегревательный канал прямоточного водо-водяного ядерного реактора, содержащий цилиндрический корпус с входом в нижней части корпуса для воды и выходом в верхней части корпуса для перегретого пара, распределительную решетку для воды, отличающийся тем, что он снабжен шаровыми твэлами, фиксирующими пластинами со сферическими лунками, диафрагмой, расположенной в средней части корпуса, сепаратором с трубчатыми каналами и отверстиями между ними, возвратными трубопроводами с эжекторными насадками в нижней части, распределительным клином в верхней части корпуса и кольцевым карманом на внутренней поверхности корпуса, причем шаровые твэлы закреплены в сферических лунках фиксирующих пластин, имеющих сквозные отверстия, шаровые твэлы с фиксирующими пластинами, собранные в пакет в нижней части корпуса, отделены от шаровых твэлов с фиксирующими пластинами в верхней части корпуса диафрагмой, образующей кольцевой канал с сепаратором, на криволинейной поверхности которого выполнены водопроводящие бортики, и паропропускающие отверстия, образующие ряды, совмещенные с зазорами между фиксирующими пластинами в верхней части корпуса, трубчатые каналы сепаратора со стоком в кольцевой карман на внутренней поверхности корпуса, соединенный возвратными трубопроводами и эжекторными насадками с нижней частью канала.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии производства ядерного топлива для энергетических реакторов, в частности, к процессам получения порошков диоксида урана для изготовления сердечников твэлов.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к невентилируемым газозаполненным тепловыделяющим элементам (твэлам) на основе диоксида урана, и может быть использовано в составе высокотемпературного газоохлаждаемого быстрого реактора ядерной энергетической установки (ЯЭУ) космического назначения.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при получении шихты из смеси порошков ядерного топлива и материала матрицы для прессования керметных стержней твэлов ядерного реактора.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при получении шихты из смеси порошков ядерного топлива и материала матрицы для прессования керметных стержней твэлов ядерного реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии изготовления стержней топливных сердечников керметных твэлов. .

Изобретение относится к конструкциям тепловыделяющих сборок ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам ТВС (тепловыделяющих сборок), используемых преимущественно для реакторов РБМК-1000, а также ВВЭР-440 и ВВЭР-1000

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР и РБМК

Изобретение относится к области ядерной техники

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты

Изобретение относится к области атомного машиностроения, к оборудованию для демонтажа радиоактивных объектов в виде труб
Изобретение относится к области порошковой металлургии, в частности к способу формования диоксида урана с легирующей добавкой

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.)

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для изготовления твэлов преимущественно для ядерных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР)
Наверх