СПОСОБ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛОМАССООБМЕНА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО РЕАЛИЗАЦИИ (ВАРИАНТЫ)
METHOD OF INTENSIFYING HEAT-MASS EXCHANGE AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION (VERSIONS)

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в установке с гомогенным ядерным реактором растворного типа для нейтронного активационного анализа, нейтронной радиографии, для наработки медицинских радиоизотопов, таких как молибден-99, стронций-89 и др., а также при создании ядерных энергоустановок с любым гомогенным ядерным топливом, например, с жидкосолевой топливной композицией.
235
Известна ядерная установка с растворным реактором "Аргус". (Афанасьев Н.М, Беневоленский A.M. и др., Реактор "Аргус" для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля. Атомная энергия, т. 61, вып. 1, 1986). В НИЦ "Курчатовский институт" с 1981 года действует реактор с раствором делящегося вещества мощностью до 20 кВт. Топливом реактора служит водный раствор уранилсульфата (топливный раствор), обогащенный по изотопу U до 90%. Реакторы такого типа стали в последнее время очень перспективными для наработки медицинских изотопов, благодаря своей простоте, безопасности и относительной дешевизне.
Ядерный реактор содержит корпус с герметичной крышкой, в котором расположены активная зона в виде топливного раствора, компенсационная камера, заполненная парогазовой смесью, каналы для топливного раствора и для отбора и возврата парогазовой смеси, теплообменник, охлаждаемый внешним теплоносителем. В крышке корпуса расположены каналы для загрузки-выгрузки топливного раствора, для входа и выхода охлаждающего теплоносителя. Компенсационная камера соединена с системой каталитической рекомбинации водорода, выделяющегося из активной зоны, и с газо-вакуумной системой реактора. Тепло от водного раствора уранилсульфата отводится за счет естественной конвекции и «радиолитического кипения» на наружной поверхности погруженного в топливный раствор змеевика, внутри которого прокачивается охлаждающая вода из внешнего контура. При работе реактора водород и кислород, выделяемые в активной зоне в результате радиолиза воды, вместе с парогазовой смесью компенсационной камеры прокачиваются за счет естественной циркуляции через замкнутую систему рекомбинации, где превращаются в воду и возвращаются в раствор. Давление в корпусе реактора определяется давлением парогазовой среды в компенсационной камере.
Основными недостатками для коммерческих целей известного реактора является низкая мощность реактора и большая вероятность расслоения топливного раствора и выпадения осадка во время работы реактора при использовании низкообогащенного топлива. Повышение мощности реактора за счет добавления поверхности теплообменника не устранит второго недостатка, а только ухудшит нейтронно-физические свойства активной зоны или потребует увеличения габаритов реактора и загрузки топливного раствора. Поэтому нужно найти способ устранения указанных недостатков, применяя безопасный способ интенсификации тепломассообмена путем создания управляемой вынужденной конвекции в топливном растворе и в других химически и (или) радиационно-активных веществах, какими являются жидкосолевые топливные композиции, щелочные металлы и другие активные вещества.
Известен ядерный гомогенный реактор (Патент РФ 2125743 от 27.01.1999, Ядерный гомогенный реактор, Долгов В.В., Козлов В.Я., Потоловский В.Г., Радченко В.П.). Реактор состоит из корпуса, в котором расположена обечайка с днищем, в отверстии которого размещена камера смешения и сопло струйного эжектора, связанное с напорным патрубком насоса, размещенного вне корпуса реактора. Нижний край всасывающего патрубка опущен ниже днища обечайки, теплообменник контура охлаждения топливного раствора размещен между корпусом и обечайкой. Внутри обечайки проходят гильзы для размещения органов СУЗ, на крышке корпуса реактора расположены патрубки для подсоединения газовой полости реактора к системе каталитической рекомбинации радиолитического водорода и кислорода с целью поддержания взрывобезопасной концентрации водорода при работе реактора на номинальной мощности. Способом интенсификации тепломассообмена в известном реакторе является принудительная прокачка топливного раствора с помощью насоса и эжектора через теплообменник, принудительно охлаждаемый внешним циркуляционным контуром. По расчетам авторов изобретение позволяет существенно увеличить мощность и, следовательно, производство медицинских изотопов реактора по сравнению с реактором «Аргус».
Главным недостатком рассмотренного изобретения является непосредственный контакт топливного раствора делящегося вещества с высокоскоростными подвижными механическими частями насоса, что вызывает их коррозию и эрозию и приводит к износу насоса и повышенной опасности разгерметизации контура. В числе других недостатков описанного способа интенсификации тепломассообмена является сложность обслуживания насоса, ремонт или его замена. Кроме того, большое количество конструкционных материалов в активной зоне ухудшает ее нейтронно-физические характеристики.
Технический результат, относящийся к предлагаемому способу, состоит:
- в сохранении безопасности, присущей реакторам с естественной циркуляцией активного вещества, и повышении удельной мощности реактора;
- в устранении опасности расслоения низкообогащенного топливного раствора;
- в улучшении нейтронно-физических характеристик реактора;
- в улучшении условий эксплуатации и обслуживания реактора.
Для достижения технического результата в способе интенсификации тепломассообмена в химически и радиационно-активных веществах, размещенных в герметичных емкостях под давлением, используют систему возбуждения колебаний, в которой создают давление равное или несколько меньшее, чем давление в герметичных емкостях, затем с помощью, по меньшей мере, одного генератора колебаний, входящего в состав системы возбуждения колебаний, осуществляют принудительное возвратно-поступательное или пульсирующее воздействие на химически и радиационно-активное вещество через одну или несколько буферных нейтральных сред, заполняющих один или несколько соединительных каналов между генератором колебаний и активным веществом.
В частных случаях реализации способа:
- в качестве буферных нейтральных сред используют газообразное вещество, жидкость или газообразное вещество и жидкость одновременно;
- возвратно-поступательное движение среды, в каждом канале системы возбуждения колебаний, подключенном к одной из параллельных ветвей участка циркуляционного контура или разомкнутого тракта, преобразуют в пульсирующее однонаправленное движение химически и радиационно-активного вещества с помощью пары обратных клапанов, которые встраивают в участок контура или разомкнутого тракта с двух сторон от точки подключения канала системы возбуждения колебаний.
- при необходимости снижения рабочей температуры генератора колебаний, используют регенераторы тепла и охладители буферной среды, установленные в каналах между химически и радиационно-активным веществом и генераторами колебаний;
- генераторы колебаний системы возбуждения колебаний в топливном растворе размещают за пределами радиационной защиты и снабжают герметичными разъемами и отсечной арматурой, которыми изолируют генераторы колебаний от реактора во время ремонта или замены.
Способ интенсификации тепломассообмена в химически и радиационно-активных средах, какими являются топливный раствор или жидкосолевая топливная композиция ядерного реактора, а также газообразная радиоактивная смесь, имеет универсальный характер в различных устройствах с его использованием. Несколько примеров частных случаев реализации способа интенсификации тепломассообмена представлены на фиг. 1-6.
На фиг. 1, 2 и по тексту приняты следующие обозначения:
1 - корпус емкости, находящейся под давлением; 2 - активное вещество; 3 - газовый объем; 4.1, 4.2 - расширенные участки каналов для буферной нейтральной среды; 5.1, 5.2 - герметичные разъемы; 6.1, 6.2 - полости переменного объема генератора колебаний; 7 - генератор колебаний газообразной или жидкой буферной нейтральной среды.
На фиг. 3 и по тексту приняты следующие обозначения:
1 - корпус реактора; 2 - герметичная крышка; 3 - топливный раствор; 4 - змеевик; 5 - каналы СУЗ и технологические каналы для образцов; 6.1, 6.2 - расширенные участки каналов; 7 - компенсационная камера, 8.1…8.4 - отсечная арматура; 9.1, 9.2 - герметичные разъемы генератора колебаний; 10 - генератор колебаний; 11 - капиллярные трубки для выравнивания среднего давления и состава буферной среды в каналах и выходной трубе системы каталитической рекомбинации.
На фиг. 4 и по тексту приняты следующие обозначения:
1 - корпус реактора; 2 - герметичная крышка; 3 - топливный раствор; 4 - многозаходный змеевиковый теплообменник типа «труба в трубе»; 4.1 - внутренняя труба теплообменника 4; 4.2 - наружная труба теплообменника 4; 5 - каналы СУЗ и технологические каналы для образцов; 6.1, 6.2 - расширенные участки каналов; 7 - компенсационная камера, 8.1…8.4 - отсечная арматура; 9.1, 9.2 - герметичные разъемы генератора колебаний; 10 - генератор колебаний; 11 - капиллярные трубки для выравнивания среднего давления и состава среды в каналах и выходной трубе системы каталитической рекомбинации.
На фиг. 5 и по тексту приняты следующие обозначения:
1 - корпус реактора; 2 - компенсационная камера; 3 - каталитический рекомбинатор водорода; 4 - конденсатор; 5.1…5.4 - обратные клапаны; 6.1, 6.2 - газовые полости переменного объема; 7 - генератор колебаний буферной среды; 8.1…8.3 - отсечная арматура; 9.1, 9.2 - герметичные разъемы.
На фиг. 6 и по тексту приняты следующие обозначения:
1 - корпус реактора; 2 - боковой отражатель; 3 - жидкосолевая топливная композиция; 4 - трубчатый стержень замедлителя; 5 - внешний трубопровод охлаждающего теплоносителя; 6 - внутренний трубопровод охлаждающего теплоносителя; 7 - трубная решетка для прохода жидкосолевой топливной композиции в компенсатор тепловых расширений; 8 - нижняя трубная решетка; 9 - верхняя трубная решетка; 10 - верхний торцевой отражатель нейтронов; 11.1, 11.2 - регенераторы тепла; 12.1, 12.2 - охладители буферной среды.
Для отделения генератора колебаний от жидкого активного вещества используют газообразную буферную среду (фиг. 1, 3, 4, 6), а для отделения генератора колебаний от газообразного активного вещества используют жидкую буферную среду (фиг. 2, 5). В особых случаях для реализации способа интенсификации тепломассообмена в активных веществах используют несколько буферных жидких и газообразных сред (фиг. 5). Кроме того, при работе с высокотемпературными активными веществами такими, как жидкосолевые топливные композиции, необходимо снижать температуру буферной среды, контактирующей с горячей жидкосолевой топливной композицией и с генератором колебаний. С этой целью в системе возбуждения колебаний используют регенераторы тепла 11.1, 11.2 и охладители буферной среды 12.1, 12.2 (фиг. 6). Регенераторы тепла, представляют собой герметичные емкости, содержащие аккумулирующий материал с хорошо развитой поверхностью. При течении буферной среды от активного вещества к генератору колебаний регенераторы забирают тепло у буферной среды, нагревая аккумулирующий материал и охлаждая буферную среду, а при обратном течении возвращают тепло, подогревая буферную среду. Наличие регенераторов тепла в системе возбуждения колебаний позволяет значительно уменьшить мощность охладителей буферной среды и создать нормальную температуру для работы генератора колебаний.
Предлагаемый способ позволяет производить не только безопасную принудительную интенсификацию тепломассообмена в активном веществе, помещенном в замкнутый объем, как это показано на фиг. 3, 4, 6, но и осуществлять перемещение активного вещества по циркуляционному контуру или разомкнутому тракту (фиг. 5). С этой целью используют, по меньшей мере, одну пару обратных клапанов, которые не нарушают герметичности трубопроводов. При этом возвратно-поступательное движение от генератора колебаний буферной среды преобразуют в пульсирующее однонаправленное движение активного вещества. Аналогичным образом может работать система загрузки и выгрузки топливного раствора, не показанная на чертежах, во время остановов реактора для отбора топливного раствора в систему выделения медицинских изотопов и последующих запусков.
Размещение генератора колебаний за пределами радиационной защиты реактора повышает его надежность, удобство эксплуатации и замены. Непрерывность работы ядерного реактора может быть продлена с помощью дублирования генератора колебаний и простым переключением арматуры с одного генератора колебаний на другой.
В качестве генератора колебаний можно выбрать любое устройство, с помощью которого создают возвратно-поступательное движение газообразной или жидкой буферной нейтральной среды, возбуждающей принудительную конвекцию или циркуляцию в активных веществах. В частных случаях генераторами колебаний могут быть поршневые цилиндры с внешним приводом, мембранные или сильфонные возбудители колебаний буферной нейтральной среды, пневмомоторы и гидромоторы, насосы, компрессоры и другие устройства.
Среднее давление газообразной буферной среды выбирается, в основном, таким же, как давление в герметичных емкостях, содержащих активные вещества, но может быть и несколько ниже, в тех случаях, когда требуется вывести часть топливного раствора за пределы активной зоны реактора.
Известна ядерная установка с растворным реактором "Аргус". (Афанасьев Н.М., Беневоленский A.M. и др., Реактор "Аргус" для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля. Атомная энергия, т. 61, вып. 1, 1986). Мощность реактора 20 кВт.
Основными недостатками для коммерческих целей известного реактора является низкая мощность реактора и большая вероятность расслоения топливного раствора и выпадения осадка во время работы реактора при использовании низкообогащенного топлива.
Известен ядерный гомогенный реактор (Патент РФ 2125743 от 27.01.1999, Ядерный гомогенный реактор, Долгов В.В., Козлов В.Я., Потоловский В.Г., Радченко В.П.) выбранный в качестве прототипа. Реактор состоит из корпуса, в котором расположена обечайка с днищем, в отверстии которого размещена камера смешения и сопло струйного эжектора, связанное с напорным патрубком насоса, размещенного вне корпуса реактора. Нижний край всасывающего патрубка опущен ниже днища обечайки, теплообменник контура охлаждения топливного раствора размещен между корпусом и обечайкой. Внутри обечайки проходят гильзы для размещения органов СУЗ, на крышке корпуса реактора расположены патрубки для подсоединения газовой полости реактора к системе каталитической рекомбинации радиолитического водорода и кислорода для поддержания взрывобезопасной концентрации водорода при работе реактора на номинальной мощности.
Главным недостатком рассмотренного изобретения является непосредственный контакт топливного раствора делящегося вещества с высокоскоростными подвижными механическими частями насоса, что вызывает их коррозию и эрозию и приводит к износу насоса и повышенной опасности разгерметизации контура. В числе других недостатков описанного устройства является сложность обслуживания насоса, ремонта или его замены. Кроме того, большое количество конструкционных материалов в активной зоне ухудшает ее нейтронно-физические характеристики.
Задачей изобретения является устранение указанных недостатков при сохранении безопасности ядерного гомогенного реактора, присущей реакторам с естественной циркуляцией топливного раствора.
Технический результат, относящийся к устройству, состоит:
- в сохранении безопасности, присущей реакторам с естественной циркуляцией активного вещества, и повышении удельной мощности реактора;
- в устранении опасности расслоения низкообогащенного топливного раствора;
- в улучшении нейтронно-физических характеристик реактора;
- в улучшении условий эксплуатации и обслуживания реактора.
Для достижения технического результата в ядерном гомогенном реакторе растворного типа, содержащем корпус с крышкой, теплообменник внутри корпуса для охлаждения низкообогащенного топливного раствора, компенсационную камеру, заполненную парогазовой смесью и соединенную с каталитической системой регенерации водорода и газо-вакуумной системой, предлагается:
снабдить реактор системой возбуждения колебаний топливного раствора, содержащей, по меньшей мере, один генератор возвратно-поступательных колебаний буферной газообразной среды, который помещен за пределами радиационной защиты и соединен каналами с топливным раствором активной зоны реактора через одну или несколько буферных сред.
В частных случаях реализации устройства предлагается:
- генераторы колебаний системы возбуждения колебаний в топливном растворе оснастить герметичными разъемами и отсечной арматурой для изоляции генераторов колебаний во время их замены;
- в качестве одной из буферных сред использовать газообразную смесь, сообщающуюся через капиллярные трубки с парогазовой смесью, выходящей из системы каталитической рекомбинации реактора в компенсационную камеру;
- каналы с буферной средой снабдить расширениями внутри корпуса реактора на уровне свободной поверхности топливного раствора и выходные отверстия каналов с буферной средой расположить в активной зоне реактора на разной глубине.
Сущность изобретения поясняется чертежом на фиг. 3, на котором представлена одна из возможных технологических схем реализации способа интенсификации тепломассообмена и устройства для его осуществления.
Пример конкретного исполнения устройства гомогенного ядерного реактора растворного типа для получения медицинских изотопов с низкообогащенным топливом (фиг. 3):
- мощность ядерного реактора 50 кВт;
- топливный раствор уранилсульфата с обогащением 19,75% имеет концентрацию 400 г/литр;
- объем активной зоны 3 ядерного реактора 28 литров;
- температура топливного раствора 80°С;
- давление в компенсационной камере 95% от давления окружающей среды;
- генератор колебаний 10 представляет собой пневмоцилиндр с внешним приводом двойного действия с максимальным объемом камер 0,5 литра каждая. Частота колебаний 0,5 Гц;
- генератор колебаний расположен за пределами радиационной защиты и соединен трубами внутренним диаметром 14 мм с газо-вакуумной системой и реактором. Расширенные части труб 6.1, 6.2 расположены внутри корпуса реактора. Объем каждой расширенной части труб составляет 0,5 литра;
- трубы генератора колебаний 10 соединены с выходной трубой системы каталитической рекомбинации водорода капиллярными трубками 11;
2
- теплообменник, охлаждающий топливный раствор, выполнен в виде однорядного четырехзаходного змеевика из нержавеющей трубы диаметром 10×1,5 мм. Поверхность теплообмена по внутреннему диаметру равна 0, 42 м;
- охлаждающая дистиллированная вода на входе в теплообменник имеет температуру 30°С и расход 1,2 л/с.
2
2
Реактор работает следующим образом. Активная зона 3 заполняется топливным раствором. Компенсационная камера 7 заполняется газом до нужного уровня давления, который затем с ростом температуры топливного раствора и парогазовой смеси, повышается и при номинальной температуре топливного раствора 80°С становится равным 95% от окружающего атмосферного давления. Полости генератора колебаний 10 и соединительные каналы заполняются через капилляры газом до давления, равного давлению в компенсационной камере, вследствие чего часть топливного раствора заполняет расширенные участки труб 6.1 и 6.2 до среднего положения. Включается система охлаждения, обеспечивающая циркуляцию охлаждающей воды в змеевике 4. В процессе выхода реактора на мощность включается генератор колебаний 10, поршень которого попеременно выталкивает и втягивает газ в полости генератора, тем самым выталкивает и втягивает топливный раствор в каналы, соединяющие активную зону 3 с генератором колебаний 10. Струи топливного раствора, выбрасываемые из каналов, захватывают и присоединяют к своему потоку окружающую массу топливного раствора, создавая интенсивное перемешивание и конвекцию топливного раствора в активной зоне и на поверхности змеевика. Средний расход топливного раствора на выходе из канала диаметром 14 мм равен 0,5 л/с, средняя скорость топливного раствора составит 3,25 м/с. На начальном участке струи (60-67 мм) скорость ядра потока остается постоянной, а затем падает по закону обратной пропорциональности от расстояния, и, не достигая нулевого значения у стенок и днища корпуса реактора, отражается в обратном направлении, захватывая все новые слои топливного раствора. За период колебаний, равный двум секундам, струя успеет отразиться от дна и поверхности несколько раз, вовлекая в турбулентное движение весь объем топливного раствора. В таких условиях расслоения низкообогащенного топлива не происходит. Движение раствора в каналах совершается в противофазе, поэтому общий уровень топливного раствора в активной зоне остается постоянным. По результатам расчета коэффициент теплопередачи от топливного раствора к охлаждающей воде составил 2700 Вт/м/К, что позволяет поддерживать мощность реактора на уровне 50 кВт при однорядном змеевике с площадью теплообмена 0,42 м. Необходимо отметить, что при существенном увеличении коэффициента теплоотдачи от топливного раствора к поверхности теплообмена становится целесообразным изготавливать трубы теплообменника из материала с более высоким коэффициентом теплопроводности, чем нержавеющая сталь, например, из вольфрама. В этом случае мощность того же самого ядерного реактора можно увеличить примерно на 15 кВт.
Во время работы гомогенного реактора растворного типа на мощности в топливном растворе происходит образование из воды водорода и кислорода. Кроме того, образуются газовые осколки деления, например, такие как ксенон и криптон. В основном все газы вместе с парами воды выходят в систему каталитической рекомбинации, но часть их попадает в каналы системы возбуждения колебаний. Для того чтобы эти газы не накапливались в каналах, предусмотрены капиллярные трубки 11, соединяющие каналы с выходной трубой системы рекомбинации водорода, в которой газообразная смесь практически не содержит водорода. Колебания давления в каналах системы возбуждения колебаний относительно давления в выходной части системы рекомбинации приводят, во-первых, к выравниванию среднего давления в системе возбуждения колебаний и в системе каталитической рекомбинации, во-вторых, к выравниванию состава парогазовой среды в выходной части системы каталитической рекомбинации и в каналах системы возбуждения колебаний. Таким образом, в каналах системы возбуждения колебаний автоматически поддерживается необходимое давление и состав парогазовой среды.
При необходимости замены генератора колебаний 10, размещенного за пределами радиационной защиты реактора, предварительно откачивают газ из полостей генератора колебаний при закрытых клапанах 8.1 и 8.2 и открытых клапанах 8.3 и 8.4. Затем, полости генератора колебаний наполняют чистым газом, закрывают клапаны 8.3 и 8.4, разъединяют разъемы 9.1 и 9.2 и подсоединяют новый генератор колебаний.
Таким образом, получен технический результат, состоящий:
- в увеличении мощности реактора без увеличения поверхности теплообменника путем увеличения коэффициента теплообмена за счет возбуждения принудительной конвекции топливного раствора;
- в предотвращении расслоения низкообогащенного топлива за счет интенсивного его перемешивания;
- в сохранении надежности и безопасности реактора, за счет исключения непосредственного контакта топливного раствора и движущихся частей генератора колебаний;
- в улучшении условий эксплуатации реактора, путем размещения генератора колебаний за пределами радиационной защиты реактора.
Известна ядерная установка с растворным реактором «Аргус» (Афанасьев Н.М., Беневоленский A.M. и др. Реактор «Аргус» для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля. Атомная энергия, т. 61, вып. 1, 1986 г.). Ядерный реактор содержит корпус с герметичной крышкой, в котором расположены активная зона в виде топливного раствора, компенсационная камера, заполненная парогазовой смесью, каналы для отбора и возврата парогазовой смеси, теплообменник, охлаждаемый внешним теплоносителем. В крышке корпуса расположены каналы для загрузки-выгрузки топливного раствора из активной зоны, для входа и выхода охлаждающего теплоносителя. Компенсационная камера соединена с системой каталитической рекомбинации водорода, выделяющегося из активной зоны, и с газо-вакуумной системой реактора.
Основными недостатками для коммерческих целей известного реактора является низкая мощность реактора и большая вероятность расслоения топливного раствора и выпадения осадка во время работы реактора при использовании низкообогащенного топлива.
Известен ядерный гомогенный реактор (Патент РФ 2125743 от 27.01.1999, Ядерный гомогенный реактор, Долгов В.В., Козлов В.Я., Потоловский В.Г., Радченко В.П.), выбранный в качестве прототипа. Реактор состоит из корпуса, в котором расположена обечайка с днищем, в отверстии которого размещена камера смешения и сопло струйного эжектора, связанное с напорным патрубком насоса, размещенного вне корпуса реактора. Нижний край всасывающего патрубка опущен ниже днища обечайки, теплообменник контура охлаждения топливного раствора размещен между корпусом и обечайкой. На крышке корпуса реактора расположены патрубки для подсоединения газовой полости реактора к системе каталитической рекомбинации радиолитического водорода и кислорода для поддержания взрывобезопасной концентрации водорода при работе реактора на номинальной мощности.
Главным недостатком рассмотренного изобретения является непосредственный контакт топливного раствора делящегося вещества с высокоскоростными подвижными механическими частями насоса, что вызывает их коррозию и эрозию и приводит к износу насоса и повышенной опасности разгерметизации контура. К числу других недостатков описанного способа интенсификации тепломассообмена относится сложность обслуживания насоса, его ремонт или замена. Кроме того, большое количество конструкционных материалов в активной зоне ухудшает ее нейтронно-физические характеристики.
Задачей предполагаемого изобретения является устранение указанных недостатков при сохранении безопасности ядерного гомогенного реактора, присущей реакторам с естественной циркуляцией топливного раствора.
Технический результат, относящийся к устройству, состоит:
- в повышении безопасности реактора присущей реакторам с естественной конвекцией топливного раствора;
- в устранении опасности расслоения низкообогащенного топливного раствора;
- в улучшении нейтронно-физических характеристик реактора;
- в улучшении условий эксплуатации и обслуживания реактора.
Для достижения технического результата в ядерном гомогенном реакторе растворного типа, содержащем корпус с крышкой, теплообменник внутри корпуса для охлаждения низкообогащенного топливного раствора, компенсационную камеру, заполненную парогазовой средой и соединенную с каталитической системой регенерации водорода и газо-вакуумной системой, предлагается:
- снабдить реактор системой возбуждения колебаний, содержащей, по меньшей мере, один генератор возвратно-поступательных колебаний буферной газообразной среды, который помещен за пределами радиационной защиты и соединен каналами с топливным раствором активной зоны через одну или несколько буферных сред, причем, каналы внутри корпуса реактора образуют теплообменник типа «труба в трубе», по внутренней трубе которого прокачивается охлаждающая вода, а в зазоре между внутренней и наружной трубой под воздействием генератора колебаний через буферную среду осуществляются возвратно- поступательные колебания топливного раствора.
В частных случаях реализации устройства предлагается:
- теплообменник типа «труба в трубе» выполнить в виде многозаходного змеевика;
- трубы теплообменника выполнить из высокотеплопроводного материала;
- в качестве одной из буферных сред использовать газообразную смесь, сообщающуюся через капиллярные трубки с выходной трубой системы каталитической рекомбинации;
- давление парогазовой среды в компенсационной камере и в буферных средах задать на уровне, обеспечивающем работоспособность реактора с увеличенной удельной мощностью тепловыделения и при повышенном выходе «гремучего» газа;
- генераторы системы возбуждения колебаний расположить за пределами радиационной защиты и снабдить герметичными разъемами и отсечной арматурой.
Сущность изобретения поясняется чертежом на фиг. 4, на котором представлена одна из возможных технологических схем ядерного гомогенного реактора с низкообогащенным топливом, в котором каналы системы возбуждения колебаний, погруженные в топливный раствор, представляют собой кольцевые зазоры четырехзаходного змеевикового теплообменника типа «труба в трубе». По внутренней трубе 4.1 теплообменника 4 прокачивается охлаждающая дистиллированная вода, а по наружной трубе 4.2 - топливный раствор, совершающий под действием генератора колебаний возвратно-поступательное движение.
В частном случае реализации ядерного гомогенного реактора охлаждающая вода поступает в реактор через герметичную крышку 2 по двум каналам, затем разветвляется на четыре захода внутренней трубы 4.1 теплообменника 4. Два канала буферной нейтральной среды также проходят через крышку реактора и разветвляются на четыре захода наружной трубы 4.2 теплообменника 4. На выходе из теплообменника 4 охлаждающая вода собирается в два потока, которые через крышку 2 возвращаются в систему охлаждения реактора.
Пример конкретного исполнения устройства гомогенного ядерного реактора растворного типа с низкообогащенным топливом (фиг. 4):
- мощность ядерного реактора 100 кВт;
- топливный раствор уранилсульфата с обогащением 19,75% имеет концентрацию 400 г/л;
- объем активной зоны ядерного реактора 28 литров;
- температура топливного раствора 85°С;
- давление в компенсационной камере 2,5 бар;
- генератор колебаний 10 представляет собой пневмоцилиндр с внешним приводом двойного действия с максимальным объемом камер 1 литр каждая. Частота колебаний 0,5 Гц;
- генератор колебаний расположен за пределами радиационной защиты реактора и соединен трубами внутренним диаметром 14 мм с газо-вакуумной системой и реактором. Расширенные участки труб 6.1, 6.2 расположены внутри корпуса реактора на уровне свободной поверхности топливного раствора активной зоны. Объем каждой расширенной части труб составляет 0,7 литра;
- трубы генератора колебаний 10 соединены с выходной трубой системы каталитической рекомбинации водорода капиллярными трубками 11;
2
- охлаждающий теплообменник типа «труба в трубе» выполнен в виде четырехзаходного змеевика из вольфрама, внутренняя труба которого имеет диаметр 11×1,5 мм, наружная труба имеет диаметр 18×0,5 мм. Поверхность теплообмена по среднему диаметру внутренней трубы равна 0, 3 м;
- охлаждающая дистиллированная вода на входе в теплообменник имеет температуру 30°С и расход 1,2 л/с.
Реактор работает следующим образом. Активная зона 3 заполняется топливным раствором. Компенсационная камера 7 заполняется газом до нужного уровня давления, который с ростом температуры топливного раствора повышается при выводе реактора на номинальную мощность. Безопасная принудительная интенсификация тепломассообмена в активной зоне реактора позволяет увеличить объемную плотность тепловыделения, т.е. удельную мощность реактора, однако при неизменных рабочих давлении и температуре активной зоны за счет увеличения пропорционально удельной мощности реактора выхода газов из топливного раствора пористость активной зоны возрастет. Срабатывает отрицательный пустотный коэффициент реактивности, и реактор останавливается при невозможности компенсации эффекта органами системы управления и защиты реактора. Поэтому при повышении удельной мощности реактора для поддержания его работоспособности необходимо увеличивать рабочее давление в компенсационной камере. Это проще и дешевле, чем увеличивать загрузку топливного раствора и габаритов реактора. При мощности реактора 100 кВт достаточно (с запасом) увеличить рабочее давление в компенсационной камере до 2,5 бар, оставив загрузку топливного раствора и габариты реактора типа «Аргус».
Полости генератора колебаний 10 и соединительные каналы заполняются газом через отсечной клапан 8.3 из газовакуумной системы до давления, равного давлению в компенсационной камере. Начальный уровень топливного раствора в расширенных участках труб 6.1 и 6.2 и в активной зоне выравнивается. Включается система охлаждения, обеспечивающая циркуляцию охлаждающей воды во внутренней трубе 4.1 теплообменника 4. В процессе выхода реактора на мощность включается генератор колебаний 10, поршень которого попеременно выталкивает и втягивает газ в полости генератора, тем самым выталкивает и втягивает топливный раствор в кольцевые каналы теплообменника 4 и расширенные участки труб 6.1 и 6.2. Средняя скорость течения топливного раствора в кольцевом канале теплообменника обеспечивает коэффициент теплоотдачи к внутренней трубе 4.1 теплообменника 4 достаточный для отвода 100 кВт тепла. Струи топливного раствора, выбрасываемые из кольцевых каналов теплообменника 4, захватывают и присоединяют к своему потоку окружающую массу топливного раствора, создавая интенсивное перемешивание и препятствуя расслоению топливного раствора в активной зоне. Среднее давление и состав буферной газообразной среды в системе возбуждения колебаний автоматически поддерживается на нужном уровне, сообщаясь с парогазовой средой, выходящей из системы каталитической рекомбинации через, капиллярные трубки 11.
При необходимости замены генератора колебаний 10, расположенного за пределами радиационной защиты реактора, предварительно откачивают газ из полостей генератора колебаний при закрытых клапанах 8.1 и 8.2 и открытых клапанах 8.3 и 8.4. Затем, полости генератора колебаний наполняют чистым газом, закрывают клапаны 8.3 и 8.4, разъединяют разъемы 9.1 и 9.2 и подсоединяют новый генератор колебаний.
Таким образом, получен технический результат, состоящий:
- в увеличении мощности реактора без увеличения габаритов реактора путем увеличения коэффициента теплообмена за счет возбуждения возвратно-поступательных колебаний топливного раствора в теплообменнике;
- в предотвращении расслоения низкообогащенного топлива за счет интенсивного его перемешивания;
- в сохранении надежности и безопасности реактора, за счет исключения непосредственного контакта топливного раствора и движущихся частей генератора колебаний;
- в улучшении условий эксплуатации реактора, путем размещения генератора колебаний за пределами радиационной защиты реактора.
Известна ядерная установка с растворным реактором «Аргус» (Афанасьев Н.М, Беневоленский A.M. и др. Реактор «Аргус» для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля. Атомная энергия, т. 61, вып. 1, 1986 г.). Ядерный реактор содержит корпус с герметичной крышкой, в котором расположены активная зона в виде топливного раствора, компенсационная камера, заполненная газообразной средой, сообщающаяся через два патрубка, проходящие через крышку реактора, с системой каталитической рекомбинации водород-кислородной смеси. Система каталитической рекомбинации состоит из каталитического рекомбинатора, конденсатора паров воды, образующихся в процессе рекомбинации водорода и кислорода, и трубопроводов, связывающих рекомбинатор, конденсатор и компенсационную камеру реактора. Газовая смесь, содержащая водород и кислород, является взрывоопасной смесью, если она содержит в своем составе более 4% водорода. Для того чтобы избежать превышения опасного порога концентрации водорода, в системе каталитической рекомбинации организована естественная циркуляция парогазовой смеси, поток которой захватывает водород и снижает его концентрацию до величины ≤4%. Безопасное сжигание водорода в кислороде осуществляется в каталитическом рекомбинаторе. Образовавшийся водяной пар превращается в воду в конденсаторе и возвращается по выходной трубе в активную зону реактора, тем самым поддерживается оптимальная концентрация водного раствора уранилсульфата.
Основным недостатком реактора «Аргус» является низкая эффективность при производстве медицинских изотопов для коммерческих целей. Причина этого заключается в применении естественной конвекции, которая не позволяет существенно повысить мощность реактора, его систем и, следовательно, выход полезных изотопов. Мощность системы каталитической рекомбинации прямо пропорциональна мощности реактора. В соответствии с ростом мощности системы каталитической рекомбинации водорода для осуществления естественной циркуляции необходимо увеличивать габариты всех конструкционных элементов системы. Разумный предел увеличения габаритов наступает в каждом конкретном случае реализации ядерного реактора для производства медицинских изотопов. Считается, что этот предел наступает при мощности реактора равной 80 кВт.
Технический результат изобретения состоит:
- в увеличении мощности системы каталитической рекомбинации реактора и уменьшении габаритов за счет возбуждения принудительной циркуляции парогазовой смеси;
- в сохранении надежности и безопасности реактора за счет исключения непосредственного контакта радиоактивной парогазовой смеси и движущихся частей генератора колебаний;
- в улучшении условий эксплуатации генератора колебаний путем разделения радиоактивной парогазовой смеси и генератора колебаний жидкой и газообразной нейтральными средами и размещения генератора колебаний за пределами радиационной защиты реактора.
Для достижения технического результата в ядерном гомогенном реакторе растворного типа для получения медицинских изотопов предлагается:
- выходную трубу контура системы каталитической рекомбинации водорода соединить с системой возбуждения колебаний, содержащей, по меньшей мере, один генератор колебаний газообразной буферной среды, четыре емкости, наполовину заполненные жидкой буферной средой, сообщающиеся внизу парами (первая со второй и третья с четвертой), два соединительных канала между газовыми объемами четных емкостей и генератором колебаний и два соединительных канала между газовыми объемами нечетных емкостей и выходной трубой системы каталитической рекомбинации, которая разделена на две параллельные ветви, в каждую из которых встроена пара обратных клапанов, расположенных с двух сторон от точки подключения канала системы возбуждения колебаний;
- соединительные каналы между емкостями системы возбуждения колебаний и системой каталитической рекомбинации подключить к емкостям сбоку немного выше верхнего достигаемого при колебаниях уровня жидкой буферной среды и выше точек подключения соединительных каналов к системе каталитической рекомбинации;
- генераторы колебаний системы возбуждения колебаний поместить за пределами радиационной защиты реактора и снабдить герметичными разъемами и отсечной арматурой;
- среднее давление газообразной буферной среды в системе возбуждения колебаний с помощью газовакуумной системы реактора установить на уровне, соответствующем давлению в компенсационной камере реактора.
Сущность изобретения поясняется чертежом на фиг. 5, где изображены реактор 1, компенсационная камера 2, рекомбинатор системы каталитической рекомбинации 3, конденсатор 4, две ветви выходной трубы системы каталитической рекомбинации и встроенные в каждую из них пары обратных клапанов 5.1…5.4, емкости 6.1…6.4 с жидкой буферной средой, генератор колебаний 7 газообразной буферной среды. Генератор колебаний 7 соединен каналами через отсечную арматуру 8.1, 8.2 и герметичные разъемы 9.1 и 9.2 с емкостями 6.1 и 6.3. Газообразная буферная среда подается в систему возбуждения колебаний через клапан 8.3. Линии заправки емкостей жидкой буферной средой на чертеже не показаны.
В частном случае исполнения, представленном на фиг. 5, используются две буферные среды - жидкая (дистиллированная вода) и газообразная (воздух). Жидкая буферная среда в исходном положении заполняет половину емкостей 6.1…6.4. Емкости расположены выше крышки реактора, поэтому избыток воды, попавший из системы каталитической рекомбинации в виде конденсата, сливается обратно в ветви выходной трубы системы каталитической рекомбинации. Газовая полость емкости 6.2 соединена каналом с выходной ветвью системы каталитической рекомбинации, в которую встроены обратные клапаны 5.2 и 5.4. Газовая полость емкости 6.4 соединена каналом с выходной ветвью системы каталитической рекомбинации, в которую встроены обратные клапаны 5.1 и 5.3.
Реактор на фиг. 5 работает следующим образом. Во время вывода на номинальную мощность заправленного всеми необходимыми компонентами реактора включают генератор колебаний 7 системы возбуждения колебаний. Под действием генератора колебаний 7 газообразная буферная среда передает возвратно-поступательное движение жидкой буферной среде в емкостях 6.1 и 6.3 и перемещает ее от нижнего уровня до верхнего уровня и обратно. Одновременно в газовых полостях емкостей 6.2, 6.4 и каналах, подключенных к системе каталитической рекомбинации, парогазовая смесь совершает также возвратно-поступательное движение. Обратные клапаны, встроенные в две ветви выходной трубы системы каталитической рекомбинации, преобразуют это движение в однонаправленное пульсирующее движение. Таким образом, парогазовая смесь вместе с водой, образовавшейся в конденсаторе, проталкивается в компенсационную камеру. Под действием силы тяжести вода возвращается в топливный раствор, а парогазовая смесь с новой порцией водорода и кислорода, покинувших активную зону, всасывается в систему каталитической рекомбинации, снова превращается в водяной пар, затем, в воду. Под действием системы возбуждения возвратно-поступательного движения жидкой буферной среды и газообразной смеси в каналах, подключенных к системе каталитической рекомбинации, процесс повторяется.
Пример конкретного исполнения ядерного гомогенного реактора растворного типа с принудительной прокачкой парогазовой смеси в контуре системы каталитической рекомбинации представлен ниже.
- тепловая мощность реактора 50 кВт;
- температура топливного раствора 80°С;
- давление в компенсационной камере 3 бар;
- удельный выход «гремучей смеси» 0,0042 норм.л/кВт/с;
- содержание водорода в парогазовой смеси 3% (принято);
- объемный расход водорода на входе в систему каталитической рекомбинации 0,06 л/с;
- объемный расход парогазовой смеси 2 л/с;
- рабочий объем буферных емкостей 10 л;
- период колебаний буферной жидкости в рабочем диапазоне объемов емкостей 10 с;
- диаметр соединительных трубопроводов в системе каталитической рекомбинации 30 мм;
- скорость течения парогазовой смеси в трубопроводе 2,8 м/с.
Мощность системы каталитической рекомбинации ядерного реактора регулируется частотой колебаний буферной жидкости в емкостях. Например, если период колебаний буферной жидкости в емкостях уменьшить до 8 секунд, то объемный расход парогазовой смеси в системе каталитической рекомбинации увеличится до 2,5 л/с. Это означает, что при сохранении всех прочих параметров реактора, можно поднять его мощность до 62,5 кВт, или при неизменной мощности реактора уменьшить процентное содержание водорода в парогазовой смеси до 2,5%. Таким образом, система каталитической рекомбинации становится управляемой.
Получен технический результат, который состоит:
- в управляемом увеличении мощности системы каталитической рекомбинации реактора и уменьшении габаритов за счет возбуждения принудительной циркуляции парогазовой смеси;
- в сохранении надежности и безопасности реактора, за счет исключения непосредственного контакта радиоактивной парогазовой смеси и движущихся частей генератора колебаний;
- в улучшении условий эксплуатации генератора колебаний путем разделения радиоактивной парогазовой смеси и генератора колебаний жидкой и газообразной нейтральными средами и размещения генератора колебаний за пределами радиационной защиты реактора.
Известен жидкосолевой реактор-размножитель на тепловых нейтронах MSBR-1000 (Блинкин В.Л., Новиков В.М. «Жидкосолевые ядерные реакторы», М.: Атомиздат, 1978). В известном устройстве топливная жидкосолевая композиция прокачивается насосом через реактор в первом контуре. Генерируемое тепло передается от жидкосолевой топливной композиции через теплообменник к жидкосолевому охлаждающему теплоносителю второго контура. Жидкосолевой охлаждающий теплоноситель отдает тепло в парогенераторе рабочему телу паротурбинной электрогенерирующей установки.
К основным недостаткам MSBR-1000 относятся следующие:
- большое количество топлива находится вне корпуса реактора в трубопроводах и другом оборудовании контура циркуляции топливной композиции;
- непосредственный контакт топливной композиции с подвижными частями насосов;
- при циркуляции топлива через реактор часть запаздывающих нейтронов покидает активную зону с потоком топлива, поэтому реактивность реактора с циркулирующим топливом меньше реактивности реактора с топливом, не выходящим за пределы корпуса реактора.
Наиболее близким по технической сути к заявленному жидкосолевому ядерному реактору является жидкосолевой ядерный реактор (Ермолов Н.А. «Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)», патент РФ №2424587 от 20.07.2011), корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны с находящимися в ней трубчатыми стержнями замедлителя (для варианта реактора на тепловых нейтронах). Над камерой активной зоны установлены нижняя и верхняя трубные решетки под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе». Внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном снизу трубопроводе. Трубчатые стержни замедлителя в камере активной зоны установлены коаксиально с трубами для охлаждающего теплоносителя и имеют вверху и внизу отверстия для циркуляции жидкосолевой композиции в зазоре между замедлителем и охлаждающей трубой.
Известен вариант жидкосолевого ядерного реактора на тепловых нейтронах с отделенной перегородкой зоной воспроизводства ядерного топлива.
Известен вариант жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах без зоны воспроизводства ядерного топлива, в котором трубчатые стержни замедлителя в камере активной зоны заменены стальными трубами.
Известен вариант жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах отличающийся от предыдущего тем, что он содержит в камере активной зоны отделенную перегородкой зону воспроизводства ядерного топлива.
В известном жидкосолевом ядерном реакторе циркуляция топливной композиции осуществляется за счет естественной конвекции. Основным недостатком жидкосолевого ядерного реактора, использующего естественную циркуляцию для отвода тепла, является намного меньшая мощность в сравнении с реактором, использующим принудительную циркуляцию жидкосолевой топливной композиции при одинаковых габаритах реакторов.
Технический результат изобретения состоит:
- в обеспечении безопасности жидкосолевого реактора, присущей реакторам с естественной циркуляцией жидкосолевой топливной композиции, путем исключения непосредственного контакта жидкосолевой топливной композиции с движущимися частями генератора колебаний, вынуждающего движение жидкосолевой топливной композиции, и получении значительно большей мощности, чем при естественной циркуляции жидкосолевой топливной композиции;
- в удобстве обслуживания генератора колебаний путем размещения его за пределами радиационной защиты реактора;
- в уменьшении и даже в отсутствии жидкосолевой топливной композиции, находящейся вне корпуса реактора;
- в уменьшении количества запаздывающих нейтронов, покидающих активную зону.
Для достижения технического результата в жидкосолевом ядерном реакторе, состоящем из корпуса, оснащенного, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя, содержащим не менее двух компенсаторов теплового расширения жидкосолевой топливной композиции, камеру активной зоны и находящиеся в ней трубчатые стержни замедлителя, нижнюю и верхнюю трубные решетки под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», предлагается в корпусе реактора между нижней трубной решеткой охлаждающего теплоносителя и свободной поверхностью жидкосолевой топливной композиции установить трубную решетку для трубчатых стержней замедлителя, которые разделяют жидкосолевую топливную композицию на сообщающиеся внизу объемы, оснастить газовые полости сверху и снизу трубной решетки стержней замедлителя патрубками для подвода газообразной буферной среды и соединения с системой возбуждения колебаний, содержащей, по меньшей мере, один генератор возвратно-поступательных колебаний газообразной буферной среды, регенераторы тепла и охладители, установленные в каждом соединительном канале между генераторами колебаний и реактором, причем генераторы колебаний помещены за пределами радиационной защиты, снабжены герметичными разъемами и отсечной арматурой.
В частных случаях реализации устройства предлагается:
- в качестве буферной газообразной среды использовать смесь гелия и кислорода;
- вместо трубчатых стержней замедлителя использовать трубы из конструкционного материала.
Сущность изобретения поясняется чертежом на фиг. 6, где представлен фрагмент жидкосолевого ядерного реактора на тепловых нейтронах. На чертеже и по тексту приняты следующие обозначения:
1 - корпус реактора; 2 - боковой отражатель; 3 - камера активной зоны с жидкосолевой топливной композицией; 4 - трубчатый стержень замедлителя; 5 - внешний выходной трубопровод охлаждающего теплоносителя; 6 - внутренний входной трубопровод охлаждающего теплоносителя; 7 - трубная решетка для стержней замедлителя; 8 - верхняя трубная решетка охлаждающего теплоносителя; 9 - нижняя трубная решетка охлаждающего теплоносителя; 10 - верхний торцевой отражатель нейтронов; 11.1, 11.2 - регенераторы тепла; 12.1, 12.2 - охладители буферной среды.
В частном случае исполнения жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах вместо трубчатых стержней замедлителя 4 установлена стальная труба. В частном случае применения используется буферная газообразная среда, состоящая из смеси гелия и кислорода.
На фиг. 6 приведен пример устройства для реализации предлагаемого способа интенсификации тепломассообмена в активном веществе. В жидкосолевом ядерном реакторе топливная композиция имеет высокую рабочую температуру (704°С). Это свойство жидкосолевой топливной композиции ухудшает условия работы генератора колебаний буферной нейтральной среды, которая контактирует и с жидкосолевой топливной композицией и с генератором колебаний. С целью создания нормальных условий работы генератора колебаний, каналы системы возбуждения колебаний снабжают регенераторами тепла 11.1, 11.2 и охладителями буферной среды 12.1, 12.2.
Жидкосолевой ядерный реактор работает следующим образом. На номинальной мощности в предварительно разогретой жидкосолевой топливной композиции генерируется тепло, которое передается охлаждающему теплоносителю, поступающему через стенку корпуса реактора 1 в коллектор, расположенный между верхним торцевым отражателем 10 и верхней трубной решеткой охлаждающего теплоносителя 8. Затем охлаждающий теплоноситель опускается по внутренним входным трубопроводам охлаждающего теплоносителя 6 в камеру активной зоны 3, поворачивает во внешние выходные трубопроводы охлаждающего теплоносителя 5, поднимается вверх и выходит в коллектор, расположенный между верхней 8 и нижней 9 трубной решеткой охлаждающего теплоносителя. Нагретый охлаждающий теплоноситель выходит во второй контур через стенку корпуса реактора 1. Компенсаторы теплового расширения жидкосолевой топливной композиции расположены внутри корпуса реактора 1. Один из них расположен между нижней трубной решеткой 9 охлаждающего теплоносителя и трубной решеткой для стрежней замедлителя 7. Другой компенсатор теплового расширения жидкосолевой композиции расположен в камере активной зоны 3 под трубной решеткой стержней замедлителя 7. Газовые подушки компенсаторов являются буферной средой, которая соединена каналами с генератором колебаний, находящимся за пределами радиационной защиты реактора. Генератор колебаний, создавая поочередно в газовых подушках давление или разрежение, возбуждает в кольцевых зазорах между стержнями замедлителя 4 и выходными трубопроводами охлаждающего теплоносителя 5 возвратно-поступательное движение жидкосолевой топливной композиции и интенсивное перемешивание жидкосолевой топливной композиции во всей камере активной зоны. Таким образом, из кольцевого зазора выходит в активную зону охлажденная жидкосолевая топливная композиция, а входит в кольцевой зазор нагретая жидкосолевая топливная композиция.
Во время работы жидкосолевого ядерного реактора на мощности из топливной композиции выделяется радиоактивный тритий. Для предотвращения распространения трития в окружающую среду в состав буферной газообразной среды вводится кислород, который вместе с тритием превращается в воду и локализуется в герметичных емкостях, не показанных на чертежах.
Пример конкретного исполнения жидкосолевого ядерного реактора
7
235
-4
3
2
4
Для примера конкретного исполнения взят жидкосолевой ядерный реактор на тепловых нейтронах типа MSBR-1000. В качестве жидкосолевой топливной композиции выбрана смесь фтористых солей 71,772% LiF, 16% BeF, 12% ThF, 0,228% UF4. Температура плавления жидкосолевой топливной композиции 500°С. Коэффициент объемного расширения равен 2,52*10 1/К, плотность жидкосолевой топливной композиции при температуре 700°С равна 3,25 г/см. Температура охлаждающего теплоносителя на входе в реактор принята равной 454°С, на выходе из реактора принята равной 621°С. Максимальная и минимальная температуры жидкосолевой топливной композиции в активной зоне равны соответственно 704°С и 566°С. Высота камеры активной зоны равна 4 м.
3
3
Оценка располагаемого движущего напора в реакторе-прототипе с естественной циркуляцией показывает, что величина этого напора не превышает 0,044 бар. Если принять сопротивление трубчатых теплообменников, погруженных в активную зону, таким же, как в реакторе MSBR-1000, т.е., 1,2 бар при расходе 3,69 м/с, то расход жидкосолевой топливной композиции при естественной циркуляции не превысит 0,71 м/с. Этот расход и, следовательно, мощность реактора в пять с лишним раз меньше аналогичных параметров при принудительной циркуляции.
В реакторе, оснащенном системой возбуждения колебаний буферной газообразной среды, содержащей генератор колебаний, можно создать движущий напор, значительно превышающий максимальный движущий напор при естественной циркуляции, исключив при этом непосредственный контакт движущихся частей генератора колебаний с жидкосолевой топливной композицией.
Высокая температура жидкосолевой топливной композиции передается контактирующей с ней буферной среде. Для того чтобы создать нормальные температурные условия для работы генератора колебаний в соединительные каналы, между топливной композицией и генератором колебаний, встраиваются регенераторы тепла 11.1, 11.2 и охладители буферной среды 12.1, 12.2. Значительная часть уменьшения температуры буферной среды приходится на регенераторы тепла 11.1, 11.2, а остальная -на охладители буферной среды 12.1, 12.2, тепло с которых снимается воздухом или водой.
Получен технический результат изобретения, разработан безопасный жидкосолевой ядерный реактор, использующий предлагаемый способ безопасной принудительной интенсификации тепломассообмена. Мощность предлагаемого жидкосолевого ядерного реактора значительно превышает мощность реактора с естественной циркуляцией жидкосолевой топливной композиции. Несмотря на высокую температуру жидкосолевой топливной композиции, осложняющую работу генератора колебаний, безопасность реактора остается такой же высокой, как и в реакторах с естественной циркуляцией. Это достигается путем встраивания в каналы буферной среды, между компенсаторами теплового расширения жидкосолевой топливной композиции и генераторами колебаний, регенераторов тепла и охладителей.
Получен общий технический результат изобретения. Разработан способ безопасной принудительной интенсификации тепломассообмена, который можно применить во многих устройствах с активными веществами разных типов реакторов, таких, например, как гомогенные ядерные реакторы растворного типа или жидкосолевые ядерные реакторы. Изобретение позволяет безопасно перемещать активные вещества по трубам в нужном направлении. Устройства, использующие разработанный способ безопасной принудительной интенсификации тепломассообмена, обладают компактностью, большой удельной мощностью, хорошими условиями при эксплуатации, долговечностью. Названные свойства позволяют получать большее количество наработанных медицинских изотопов в растворных реакторах или электрической и тепловой энергии в установках с жидкосолевым ядерным реактором при наименьших затратах на создание и эксплуатацию ядерных установок.