Пассивная система охлаждения ядерного реактора
Изобретение относится к ядерным корпусным реакторам с естественной циркуляцией теплоносителя под давлением. Система охлаждения активной зоны содержит корпус реактора с подводящим и отводящим патрубками, размещенные в бассейне с водой, циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема и теплообменник первого контура охлаждения, находящийся выше уровня воды в бассейне. Подводящий патрубок соединен с трубопроводом охлажденного в теплообменнике теплоносителя и находится в нижней части корпуса реактора, а отводящий патрубок соединен с трубопроводом нагретого в реакторе теплоносителя и находится в верхней части корпуса реактора. Участки трубопроводов, сопряженных с входным и выходным патрубками, снабжены пассивными клапанами открытия по снижению давления в первом контуре, обеспечивая укороченный контур естественной циркуляции. Разность высот между активной зоной и теплообменником первого контура выбирается из условия обеспечения требуемого напора. Конечным поглотителем тепла может быть природная среда, причем для предотвращения выхода радиоактивных веществ в окружающую среду используется промежуточный контур теплопередачи, выполненный в виде гравитационной тепловой трубы. Техническим результатом является обеспечение физической защиты реакторной установки, повышение надежности системы охлаждения за счет исключения возможных аварийных ситуаций, связанных с обесточиванием циркуляционных насосов, а также с выходом из строя насосов и запорно-регулирующей арматуры в контуре охлаждения. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 5 табл., 3 ил.
Уровень техники
В последние годы значительный возрос интерес к разработке коммерчески жизнеспособных реакторных установок, в которых используется явление естественной циркуляции (также известное как термосифонный эффект) с целью обеспечения потока теплоносителя первого контура для охлаждения активной зоны ядерного реактора. Настоящее изобретение в целом относится к системам ядерных реакторов и, в частности, к системам ядерных реакторов, в которых используется естественная циркуляция однофазного теплоносителя первого контура, таким как корпусные реакторы с водой под давлением.
Известна атомная станция теплоснабжения АСТ-500 (Россия) с реактором мощностью 500 МВт (тепл.), предназначенная для выработки низкотемпературного тепла для централизованного теплоснабжения и горячего водоснабжения городов. АСТ-500 - реактор с водой под давлением с цельной компоновкой элементов первого контура и естественной циркуляцией теплоносителя первого контура. К особенностям реактора АСТ-500 можно отнести естественную циркуляцию теплоносителя первого контура при пониженных рабочих параметрах и особенности интегрального реактора, такие как встроенный парогазовый компенсатор давления, внутриреакторные теплообменники для аварийного теплоотвода, внешний теплообменник, защитную оболочку. Основным недостатком этого кипящего водо-водяного реактора является неравномерность выгорания топлива по высоте активной зоны из-за увеличивающегося паросодержания, что снижает экономические показатели установки. К недостаткам можно отнести так же невозможность её использования для иных целей (наработка изотопов, облучение материалов, научные исследования и т.д.), кроме выработки низко потенциального тепла.
Известны энергетические корпусные реакторы с кипящей водой под давлением и естественной циркуляцией теплоносителя, например, реактор ВК-50 (Россия) с установленной электрической мощностью 50 МВт. Пар, производимый в активной зоне реактора, поступают непосредственно на турбину, производя электроэнергию. К недостаткам этой установки можно отнести проявление автоколебательного режима по мощности и неравномерность выгорания топливных стержней по высоте активной зоны.
В канадском патенте CA 1070860 A описана ядерная установка, содержащая корпусной ядерный реактор с использованием воды под давлением (ВВР), называемый принципиально безопасным реактором. В соответствии с этим патентом корпус реактора, содержащий активную зону, выполнен из стали и с внешней стороны изолирован. Корпус реактора, в верхнюю и нижнюю часть которого встроены системы гидрозатворов, погружен в бассейн с водой, имеющий собственный корпус. Корпус реактора имеет в верхней части выходной патрубок для воды, которая проходит через активную зону, нагревается и с помощью соответствующей подающей трубы выводится из бассейна к теплообменнику. Из теплообменника вода подается обратно по соответствующей возвратной трубе к впускному патрубку, расположенному под активной зоной в корпусе реактора. На возвратной трубе первого контура устанавливается циркуляционный насос. Активная зона реактора, два патрубка, подающая труба и возвратная труба с установленным на ней циркуляционным насосом, а также теплообменник образуют первый контур реактора.
В вышеупомянутом канадском патенте принципиальная безопасность обеспечивается тем, что вода в бассейне находится под давлением и предусмотрено устройство соединения, которое в случае аварии обеспечивает свободное протекание воды из бассейна в нижний патрубок с одной стороны, а также устройство соединения, которое обеспечивает свободное протекание воды из верхнего патрубка в бассейн с другой стороны. Возможная авария может выражаться в том, что если откажет насос первого контура, то это приведет к увеличению температуры внутри реактора.
Устройство соединения нижнего патрубка с водой в бассейне представляет собой уплотнение по воздуху или даже открытую трубу, в которую при нормальных рабочих условиях поток не поступает благодаря соответствующему подбору давлений, что объяснено ниже. Устройство соединения верхнего патрубка с водой в бассейне представляет собой колокол газа или сжатого пара, установленный в верхней части сравнительно высокой камеры, также наполненной газом или паром. Высота указанной камеры должна быть такой, чтобы соответствующий уровень жидкости, содержащейся в бассейне, обеспечивал давление, равное падению давления воды, циркулирующей в контуре реактора. Таким образом, нижний патрубок реактора и окружающая вода в бассейне оказываются под одним и тем же давлением, т.е. отсутствует перепад давления между двумя объемами: несмотря на тот факт, что эти два объема свободно сообщаются, уровень потока жидкости между ними равен нулю, поскольку жидкости в них находятся под одним и тем же давлением.
В случае отказа циркуляционного насоса падение давления между нижним и верхним патрубками исчезает, давление в верхнем патрубке увеличивается и вода из реактора выталкивается в наполненную газом камеру, а из нее в бассейн. Одновременно вода из бассейна попадает в нижний патрубок и из него поступает в область активной зоны. Вода из реактора оказывается, таким образом, замещенной водой из бассейна, которая холоднее, выше уже указывалось, что корпус реактора изолирован. В дополнение к этому вода в бассейне содержит бор таким образом, что, попадая в активную зону реактора, она постепенно останавливает ход реакции.
Объем воды, находящейся в бассейне, сравнительно большой, что обеспечивает достаточно большое число часов работы реактора в случае выхода из строя насоса первого контура без перегрева активной зоны выше заранее установленного безопасного уровня.
С чисто технической точки зрения работы принципиально безопасный реактор вышеописанного типа, являющийся предметом защиты по канадскому патенту CA 1070860 A, не является чем-то исключительным. Однако этот известный реактор имеет недостаток, заключающийся в том, что в случае использования высокотемпературного реактора его конструкции оказывается слишком сложной. В самом деле, давление жидкости в бассейне должно быть выше, чем давление, соответствующее температуре насыщения жидкости, выходящей из области активной зоны, поэтому либо количество воды в бассейне оказывается ограниченным, тогда остановка реактора будет обеспечена, но охлаждение активной зоны достигается только на короткое время, либо количество воды в бассейне будет большим, тогда для обеспечения удержания жидкости под давлением требуется сложная конструкция из железобетона.
Из исследовательских ректоров, работающих на естественной циркуляции, известен ядерный реактор исследовательского типа, описанный в патенте RU2501103C1. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора. Активная зона и отражатель размещены в корпусе, выполненном в виде короба с двумя обечайками и нижней опорной решеткой с отверстиями. Активная зона расположена во внутренней обечайке корпуса, а отражатель расположен во внешней обечайке. Высоту внутренней обечайки выбирают из условия обеспечения такого расхода теплоносителя за счет естественной циркуляции, при котором обеспечивается расхолаживание активной зоны без превышения допустимых значений температур оболочек тепловыделяющих элементов. Недостатком такого реактора является невозможность обеспечения высокой мощности реактора, обусловленная низкой температурой кипения при низком давлении в активной зоне, ухудшенной теплоотдачей при достижимых в бассейне скоростях естественной циркуляции и повышенный выход радиолитических газов из бассейна реактора.
Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является «Универсальная система пассивного отвода тепла от активной зоны исследовательского реактора» [1]. Принципиальной особенностью предлагаемой пассивной системы таплоотвода от реактора мощностью 10 МВт является отсутствие в контуре охлаждения не только активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура, но и пассивных элементов с движущимися частями на тракте циркуляции, таких как обратный клапан. Контур охлаждения включает в себя лишь сосуды, трубопроводы и теплообменник. Отсутствие элементов с механическими движущимися частями позволяет существенно уменьшить вероятность отказов оборудования и повысить надежность функционирования системы охлаждения при снижении ее стоимости. Универсальность предлагаемой системы позволяет использовать ее для широкого спектра разрабатываемых типовых реакторных установок различной мощности, предназначенных для исследований по разным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ, связанных с ядерными технологиями.
Недостатком этой системы является то, что при авариях с разрывом циркуляционного трубопровода LOCA разрывается контур циркуляции теплоносителя через активную зону реактора, что при больших уровнях остаточного энерговыделения создает угрозу перегрева и разрушения активной зоны с выходом радиоактивных веществ в помещения и окружающую среду.
Заявляемая пассивная система теплоотвода позволяет устранить указанные недостатки и при существенном упрощении конструкции обеспечить требуемые показатели безопасности при увеличении мощности реактора.
Сущность изобретения
Изобретение направлено на создание эффективной системы теплоотвода от ядерного реактора, построенной на пассивных принципах действия и обладающей повышенным уровнем безопасности при вероятных аварийных ситуациях.
Для устранения недостатков, отмеченных выше, решения поставленной технической задачи и достижения технического результата согласно предложенному изобретению в известной [1] безопасной ядерной установке улучшение конструкции заключается в том, что:
• корпус реактора размещен в бассейне с легкой водой, предпочтительно глубоко под уровнем земли;
• разница высот между активной зоной теплообменником первого контура достаточна для создания большого движущего напора естественной циркуляции;
• обеспечивается минимальное гидравлическое сопротивление на всех участках первого контура, включая корпус реактора и теплообменник;
• патрубок подвода охлаждённого теплоносителя находится в нижней части корпуса реактора, а патрубок отвода нагретого теплоносителя – в верхней части;
• на участках трубопровода, примыкающих к верхнему и нижнему патрубку установлены клапаны пассивного действия, открывающиеся при снижении давления в первом контуре и обеспечивающие создание укороченного контура естественной циркуляции в активной зоне через бассейн реактора;
• конечным поглотителем тепла является либо циркулирующий через вытяжную вентиляционную трубу атмосферный воздух, либо циркулирующая вода в открытом водоеме, либо потребитель тепловой энергии, либо сочетание перечисленных систем;
• система теплоотвода от реакторной установки предпочтительно должна включать промежуточный контур, выполненный по принципу гравитационной тепловой трубы, с кипением рабочей жидкости в теплообменнике первого контура и конденсацией пара в теплообменнике конечного поглотителя;
• компенсатор объема соединен с верхней точкой первого контура и оснащен клапаном защиты от превышения давления;
• первый контур соединен с монжусом, находящимся на уровне не выше бассейна реактора и обеспечивающим прием теплоносителя из верхней части первого контура при переходе на укороченный контур естественной циркуляции в бассейне реактора для обеспечения перегрузки ТВС при снятой крышке корпуса реактора;
• корпус реактора на уровне активной зоны может быть выполнен из материала (например, циркалоя), слабо поглощающего нейтроны, а отражатель нейтронов может быть расположен за пределами корпуса реактора в легководном бассейне;
• в качестве отражателя нейтронов может быть применена тяжелая вода, например, в циркалоевом резервуаре с каналами для облучения;
• для охлаждения тяжелой воды в отражателе может быть применена схема с естественной циркуляцией, а тепло отводится теплообменником к конечному поглотителю, например, к атмосферному воздуху.
Решение задачи достижения требуемой мощности реактора 
достигается через обеспечение разности высот h между теплообменником и активной зоной, определяемой из соотношения
где
- максимальная мощность реакторной установки, Вт;
- требуемый расход теплоносителя в первом контуре при мощности , кг/с;
- потеря напора на реакторе, включая активную зону, при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- потеря напора на трубопроводе с нагретым теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- потеря напора на трубопроводе с охлажденным теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- потеря напора на теплообменнике при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- разность между средними плотностями теплоносителя на подъемном и опускном участках первого контура;
g - ускорение свободного падения, м/с2.
Достижение поставленных целей достигается тем, что расположение реактора глубоко под уровнем земли обеспечивает преимущества перед обычной архитектурой исследовательских реакторных установок:
- исключается большинство сценариев внешнего воздействия на реакторную установку, поэтому можно не рассматривать многие аварийные ситуации возникающие в результате взрывов, смерчей, снеговой нагрузки, падения самолета и т.д., нет необходимости в дорогостоящем контейнменте, упрощается физическая защита реакторной установки;
- отсутствие дорогостоящих и сложных систем теплоотвода от активной зоны может резко снизить стоимость реакторной установки;
- большая глубина погружения активной зоны под землю позволяет создать простую и высокоэффективную систему естественной циркуляции. При этом нет видимых ограничений по увеличению высоты естественной циркуляции и соответствующего повышения движущего напора через активную зону;
- реактор может работать одинаково безопасно и эффективно в очень широком диапазоне мощностей исходя из поставленных задач облучения;
- практически отсутствует проблема дорогостоящего демонтажа реакторной установки.
При работе реактора обеспечивается автоматическое подстраивание расхода в контурах охлаждения при изменении уровня мощности, а отсутствие возможности для персонала ошибочных или злонамеренных действий по снижению интенсивности циркуляции теплоносителя исключает аварийные ситуации с ухудшением теплоотвода от активной зоны. Кроме того, автоматическое подстраивание расхода в контурах охлаждения при изменении уровня мощности обеспечивает предельную простоту управления реакторной установкой и снижает требования к квалификации персонала. Поэтому такой реактор может работать в странах, в которых отсутствует персонал с большим опытом управления реакторными установками, а также реакторная установка может использоваться для учебных целей.
Относительно небольшие скорости восходящего потока теплоносителя в активной зоне при высоком давлении обеспечивают большой запас до начала кипения на поверхности твэлов и не создают проблем для верхнего расположения органов системы управления и защиты на крышке реактора, что существенно упрощает их конструкцию. Отсутствие арматуры и насосов в контурах охлаждения обеспечивают плавность изменения параметров теплоотвода и полностью исключают гидроудары.
Заявляемая система теплоотвода реакторной установки с клапанами укороченной внутрибассейновой циркуляции обеспечивает быстрый и простой переход на расхолаживание активной зоны водой бассейна, что позволяет без проблем производить транспортно-перегрузочные работы при открытой крышке корпуса реактора.
Описание чертежей
Нижеследующее описание относится к сопроводительным чертежам, которые показывают в качестве неограничивающего примера вариант осуществления изобретения и в котором на Фиг. 1 приведена трехконтурная схема исследовательской реакторной установки, конечным поглотителем тепла которой является циркулирующий в вытяжной вентиляционной трубе атмосферный воздух. На Фиг. 2 приводится схема охлаждения активной зоны водой бассейна укороченным контуром естественной циркуляции через клапаны открытия по снижению давления пассивного действия. На Фиг. 3 в качестве примера конкретного исполнения показан вид активной зоны реактора и используемые ТВС.
Представленная на Фиг. 1 трехконтурная система теплоотвода исследовательского реактора с естественной циркуляцией включает в себя бассейн с деминерализованной водой 1, в котором размещен корпус реактора 2 под давлением со съемной крышкой 3, на которой размещаются приводы 4 рабочих органов системы управления и защиты (СУЗ) 5, которые перемещаются в активной зоне реактора 6. Отвод нагретого в реакторе теплоносителя к теплообменнику первого контура 7 осуществляется от верхней части корпуса по трубопроводу 8, а возврат охлажденного теплоносителя производится в нижнюю часть корпуса реактора - по трубопроводу 9. Вблизи входного и выходного патрубков реактора под уровнем воды в бассейне установлены клапаны пассивного действия 10 и 11, открывающиеся при снижении давления в первом контуре и обеспечивающие создание укороченного контура естественной циркуляции активной зоны с водой бассейна. В процессе работы эти клапаны удерживаются в закрытом состоянии высоким давлением в первом контуре. Перед заполнением первого контура и поднятием давления запирающий элемент этих клапанов механически взводят, а после достижения необходимого давления отпускают, и он удерживается от открытия только за счет перепада давления в первом контуре и в бассейне реактора. Заполнение первого контура производится выдавливанием воды из монжуса 12 и сдувкой газов через компенсатор объема 13, подсоединенный к верхней точке первого контура. Разность высот h между активной зоной и теплообменником первого контура обеспечивает движущий напор естественной циркуляции. Для обеспечения удобства работы с каналами облучения 14, расположенными в отражателе нейтронов 15, последний расположен за пределами корпуса реактора в бассейне 1.
Второй контур охлаждения выполнен в виде гравитационной тепловой трубы, в которой испарение рабочей жидкости (например, воды) происходит в кожухотрубном парогенераторе 7, являющимся также теплообменником первого контура. Сгенерированный пар по паропроводу 16 поступает в воздушный теплообменник 17, а образовавшийся конденсат стекает по трубопроводу 18 обратно в парогенератор 7.
Воздушный теплообменник 17 является частью третьего контура охлаждения и передает тепло конечному поглотителю тепла - атмосферному воздуху, циркулирующему за счет естественной конвекции в вытяжной вентиляционной трубе 19. Атмосферный воздух, поступающий через проемы 20, проходит через воздушный теплообменник и нагревается, конденсируя пар второго контура. Нагретый воздух, попадая в вытяжную вентиляционную трубу 19 за счет разности плотностей воздуха в трубе и в окружающем пространстве, обеспечивает движущий напор естественной циркуляции. Таким образом, трёхконтурная система теплоотвода от ядерного реактора может работать на пассивном принципе действия.
Теплообменник третьего контура может отдавать свое тепло также в открытый водоем, который в этом случае будет конечным поглотителем тепла. Это более экономичный вариант, однако, могут возникнуть проблемы с очисткой от отложений солей на греющих поверхностях теплообменных трубок.
Конечным поглотителем тепла может быть, например, теплоцентраль, однако в этом случае циркуляция теплоносителя в этом контуре обеспечивается принудительно (насосами).
На Фиг. 2 представлена схема проведения транспортно-технологических операций по перегрузке реактора топливными сборками. Перед проведением перегрузки снижается уровень теплоносителя в первом контуре и производится переход на теплоотвод от активной зоны через укороченный контур естественной циркуляции с водой бассейна при открытых клапанах 10 и 11. Для этого сбрасывается давление газа в компенсаторе объема 13 и после открытия запорной арматуры заполняется монжус 12. При этом давление на запорные элементы клапанов 10 и 11 снижается и они под собственным весом опускаются вниз, открывая канал для прохода теплоносителя. Остаточное тепловыделение в активной зоне передается воде бассейна и через испарение с поверхности отводится в систему спецвентиляции. Это позволяет проводить перегрузку реактора при открытой крышке на корпусе. Для того чтобы реже производить операцию разуплотнения корпуса реактора перегружается не только активная зона, но и ячейки под тепловыделяющие сборки (ТВС) 21 в верхней части корпуса. Это позволяет производить перегрузку ТВС в активной зоне без разуплотнения первого контура, под давлением.
В качестве неограничивающего примера конкретного исполнения рассмотрена трехконтурная система охлаждения корпусного исследовательского реактора тепловой мощностью 25 МВт, с давлением в первом контуре 6 МПа. На Фиг.3 показана активная зона реактора диаметром 490 мм, состоящая из 30 ТВС типа ВВР-КН (24 ТВС с 8-и трубчатыми твэлами 22 и 6 ТВС с 6-и трубчатыми твэлами 23). В центральных каналах 5-ти твэльных ТВС 24 размещаются рабочие органы системы управления и защиты. Пространство между корпусом и ТВС, а также пространство между центральной замедляющей полостью 26 и ТВС заполнено материалом 25, слабо поглощающим нейтроны (например, циркалой, алюминий, бериллий и т.д.).
Основные теплотехнические и нейтронно-физические параметры рассматриваемой исследовательской реакторной установки мощностью 25 МВт с обоснованными далее расчетными характеристиками приведены в Таблице 1.
Таблица 1. Основные параметры реактора с естественной циркуляцией теплоносителя
| Характеристики реактора | Значение |
| Тип реактора | Реактор с водяным охлаждением под давлением, промежуточным спектром нейтронов и центральной ловушкой |
| Мощность, МВт | 25 |
| Максимальная плотность теплового потока, см-2с-1 | 1,17×1015 |
| Топливо | Диоксид урана, 20% обогащение по U-235 |
| Геометрия активной зоны | Цилиндрическая форма с нейтронной ловушкой в центре |
| Количество ячеек для топливных сборок, шт | 30 |
| Тип ТВС, шт | ВВР-КН |
| из них | |
| 5-трубных, шт | 6 |
| 8-трубных, шт | 24 |
| Количество контуров охлаждения | 3 |
| Теплоноситель I контура | Легкая вода |
| Диаметр активной зоны, мм | ∅480 |
| Высота активной зоны, мм | 600 |
| Расход теплоносителя I контура, [т ч-1] | 463,3 |
| Температура на входе в ТВС, [°C] | 118 |
| Температура на выходе в ТВС, [°C] | 164 |
| Подогрев теплоносителя в активной зоне, [°C] | 46 |
| Максимальная температура твэлов, [°C] | 242 |
| Потеря напора на активной зоне, Па | 14100 |
| Давление на выходе из активной зоны, [Па] | 5.5 ×106 |
| Гидравлический диаметр циркуляционных трубопроводов [мм] | 400 |
| Высота I контура с естественной циркуляцией [м] | 80 |
В Таблице 2 представлены характеристики ТВС, принятые для расчетного анализа.
Таблица 2. Характеристики ТВС BBP-КН [2]
| Параметр | Значение |
| Обогащение 235U, % | 19,7 |
| Плотность урана, г×см-3 | 2,8 |
| Масса 235U в ТВС, г | |
| 8-трубная | 250 |
| 5-трубная | 199 |
| Число твэлов | |
| 8-трубная | 8 |
| 5-трубная | 5 |
| Толщина твэла, мм | 1,6 |
| Толщина сердечника, мм | 0,7 |
| Толщина оболочки, мм | 0,45 |
| Площадь теплопередающей поверхности, м2 |
1,34 |
Основные расчетные параметры парогенератора тепловой трубы при наличии воздуха в промежуточном контуре приведены в Таблице 3.
Таблица 3 Основные параметры парогенератора тепловой трубы (наличие неконденсируемых газов, консервативный расчет)
| Параметр | Значение |
| Материал | Нержавеющая сталь |
| Теплопроводность материала, [Вт м -1 К -1] | 16 |
| Передаваемая мощность, [МВт] | 25 |
| Расход греющего теплоносителя, [т ч-1] | 463,3 |
| Температура на входе в ТВС, [°C] | 164 |
| Температура на выходе в ТВС, [°C] | 118 |
| Давление в тепловой трубе, [МПа] | 0,17 |
| Температура пара в тепловой трубе, [°C] | 115 |
| Расход пара в тепловой трубе, [т ч-1] | 69,12 |
| Среднелогарифмический температурный напор, [°C] | 24 |
| Внешний диаметр теплообменных трубок, [м] | 0,025 |
| Толщина стенки теплообменных трубок, [м] | 0,002 |
| Расчетный коэффициент теплопередачи, [Вт м-2 К-1] | 1483 |
| Расчетная поверхность теплообмена, [м2] | 700 |
| Принятая поверхность теплообмена, [м2] | 765 |
| Длина теплообменной трубки, [м] | 9 |
| Количество теплообменных трубок, [шт] | 1063 |
| Скорость теплоносителя в трубках, [м с -1] | 0,37 |
| Перепад давления по первому контуру, [Па] | 600 |
Для оценки параметров воздушного теплообменника проведено моделирование подогрева воздуха при его прохождении через зазоры между эллиптическими трубками из нержавеющей стали с толщиной стенки 1 мм, параметры которых представлены в Таблице 4.
Таблица 4 Основные параметры воздушного теплообменника
| Параметр | Значение |
| Передаваемая мощность, [МВт] | 25 |
| Материал | Нержавеющая сталь |
| Теплопроводность материала трубок, [Вт м -1 К -1] | 16 |
| Поверхность теплообмена, [м2]: | |
| °° - со стороны воздуха | 1086,4 |
| °° - со стороны пара | 1030 |
| Размер сечения эллипсных теплообменных трубок, [мм] | 10,4×18,4×1,5 |
| Длина трубок, [м] | 9 |
| Количество трубок в ряду (справа и слева) | 1120 |
| Количество слоев в теплообменнике, [шт] | 10 |
| Количество трубок, [шт] | 22400 |
| Гидравлический диаметр по воздуху, [м] | 0,038 |
| Гидравлический диаметр по пару, [м] | 0,014 |
| Расход пара / конденсата (при 25 МВт), [т ч-1] | 69,1 |
| Расход воздуха (при 25 МВт), [т ч-1] | 739 |
| Подогрев воздуха, [°С] | 33,2 |
| Перепад давления по воздуху, [Па] | 50 |
В таблице 5 приведены расчётные параметры вытяжной трубы высотой 145 м, с диаметром проходного сечения в нижней части 12,6 м, а в верхней части 10,4 м.
Таблица 5 Основные расчетные параметры вытяжной трубы высотой 145 м
| Отводимая мощность, МВт | 10 | 25 | 50 | 100 |
| Температура воздуха на входе, °С | 20 | 20 | 20 | 20 |
| Температура воздуха на выходе, °С | 37,3 | 53,2 | 73,5 | 110 |
| Расход воздуха, кг/с | 571 | 739 | 932 | 1108 |
| Перепад давления на теплообменнике, Па | 33 | 50 | 69 | 100 |
Список источников
1. Vitaly Uzikov, Irina Uzikova, “Universal system of passive heat removal from the core of a research reactor”, Nuclear Technology and Radiation Protection., Vol. XXXV, No. 2, June 2019.
2. Аринкин Ф.М., Шаймерденов А.А. и др. / Конверсия активной зоны исследовательского реактора ВВР-К, Атомная энергия, 2017, т.123, №1 - с. 15-20.
1. Пассивная система охлаждения ядерного реактора в виде контура естественной циркуляции, включающего корпусной реактор, расположенный под уровнем земли, теплообменник первого контура, размещенный над реактором, подводящий и отводящий циркуляционные трубопроводы, а также компенсатор объема, отличающаяся тем, что корпус с активной зоной реактора, а также подводящий и отводящий патрубки с примыкающими участками циркуляционных трубопроводов размещаются в бассейне с водой, подводящий патрубок, соединенный с трубопроводом охлажденного теплоносителя, находится в нижней части корпуса, а отводящий патрубок, соединенный с трубопроводом нагретого теплоносителя, находится в верхней части корпуса, участки циркуляционного трубопровода, примыкающие к патрубкам, снабжены пассивными клапанами открытия по снижению давления в первом контуре, а разность высот h между теплообменником и находящейся под ним активной зоной в корпусе реактора определяется из соотношения
где
- максимальная мощность реакторной установки, Вт;
- требуемый расход теплоносителя в первом контуре при мощности , кг/с;
- потеря напора на реакторе, включая активную зону, при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- потеря напора на трубопроводе с нагретым теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- потеря напора на трубопроводе с охлажденным теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- потеря напора на теплообменнике при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;
- разность между средними плотностями теплоносителя на подъемном и опускном участках первого контура; кг/м3;
g - ускорение свободного падения, м/с2.
2. Пассивная система охлаждения ядерного реактора в виде контура естественной циркуляции по п. 1, отличающаяся тем, что первый контур соединен с монжусом, обеспечивающим частичное опорожнение первого контура при проведении транспортно-перегрузочных операций активной зоны.
3. Пассивная система охлаждения ядерного реактора, выполненная по трехконтурной схеме охлаждения, при которой первый контур с естественной циркуляцией включает корпусной реактор, расположенный под уровнем земли, теплообменник, передающий тепло от первого ко второму контуру и размещенный над реактором, подводящий и отводящий циркуляционные трубопроводы и компенсатор объема, отличающаяся тем, что конечным поглотителем тепла третьего контура является природная среда в виде атмосферного воздуха и/или открытого водоема, а второй контур выполнен в виде гравитационной тепловой трубы, передающей тепло от первого контура к третьему.
4. Пассивная система охлаждения ядерного реактора, выполненная по трехконтурной схеме охлаждения по п.3, отличающаяся тем, что естественная циркуляция конечного поглотителя тепла в виде атмосферного воздуха через воздушный теплообменник третьего контура обеспечивается вытяжной трубой.
