ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА

Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением.
Известен парогенератор по патенту РФ №2076268, F22B 1/02, опубл. 1991.07.01, используемый в атомных энергоустановках. Сущность изобретения: в цилиндрическом корпусе размещены теплообменные элементы с раздающими и собирающими коллекторами, объединенные в секции. Коллекторы посредством трубопроводов подключены соответственно к входному и выходному коллекторам. Коллекторы размещены параллельно друг другу, а их оси в поперечном сечении размещены по окружности, концентричной одному из коллекторов греющего теплоносителя. Каждый элемент выполнен из четного количества плоских спиралей равной длины. Каждая спираль своей плоскостью установлена перпендикулярно потоку нагреваемой среды асимметрично относительно диаметральной плоскости, проходящей через ось симметрии секции. Соседние элементы в каждой секции повернуты один относительно другого на 180°. Недостатки: сложная система раздающих и собирающих коллекторов, что увеличивает металлоемкость
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенной под свободным уровнем теплоносителя активной зоной и расположенными выше нее устройствами ввода питательной воды в объем теплоносителя и патрубками отвода генерируемого пара, размещенными выше свободного уровня теплоносителя (см. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в атомной энергетике / А.В.Безносов, Ю.Г.Драгунов, В.И.Рачков. - М: ИздАт, 2007, с.16-17 - установка PBWFR) - прототип.
Недостатками данного технического решения являются высокие массогабаритные показатели, обусловленные размещением устройств ввода воды в теплоноситель и обеспечения процессов теплообмена от жидкого металла к воде и пару, непосредственно, в объеме корпуса с увеличением его высоты; невозможность секционирования парогенерирующих элементов и оперативной замены устройств ввода питательной воды в объем теплоносителя при забивании отложениями примесей отверстий истечения воды в жидкий металл.
Задачи, решаемые изобретением - уменьшение массогабаритных показателей ядерной энергетической установки и повышение ее ремонтопригодности.
3
Технический результат - уменьшение высоты корпуса реактора, сокращение объема тяжелого жидкого металла с плотностью 10 кг/дм, обеспечение
секционирования и возможности оперативной замены прямоконтактных парогенерирующих элементов-устройств ввода питательной воды в объем теплоносителя при забивании отверстий истечения воды в жидкий металл отложениями примесей.
Этот технический результат достигается тем, что в ядерной энергетической установке, содержащей реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенной под свободным уровнем теплоносителя активной зоной и расположенными выше нее трубами ввода питательной воды в объем теплоносителя и патрубками отвода генерируемого пара, размещенными выше свободного уровня теплоносителя, над активной зоной реактора расположен коллектор, к которому подключены нижние концевые участки вертикальных парогенерирующих модулей в которых заключены трубы ввода питательной воды с выходными соплами, причем парогенерирующие модули имеют верхние расширенные участки с патрубками отвода пара, соединенные каналами с опускным участком реактора.
Подключение нижних концевых участков вертикальных парогенерирующих модулей к коллектору над активной зоной, в которых заключены трубы ввода питательной воды, позволяет уменьшить массогабаритные показатели, за счет уменьшения объема жидкости, по сравнению с другими техническими решениями подключения этих модулей. Выполнение парогенератора в виде отдельных модулей улучшает ремонтоспосбность установки. Наличие верхних расширительных участков позволяет уменьшить высоту кипящей воды с паром и улучшить условия сепарации пара, что также позволяет уменьшить массогабаритные показатели установки. Соединение каналами расширительных участков с опускным участком реактора уменьшает массогабаритные показатели и необходимо для контура циркуляции теплоносителя.
На фиг.1 представлена схема предлагаемой ядерной энергетической установки. На фиг.2 представлен узел соплового устройства.
В корпусе 1 реактора размещена активная зона 2. Над активной зоной 2 расположен коллектор 3 в виде кольцевого объема, к которому подключены нижние концевые участки 4 вертикальных парогенерирующих модулей 5 с отверстиями истечения воды 6 в жидкий металл. Отверстия 6 истечения воды размещаются в сопловом устройстве и соединены с размещенными в модулях трубами 7 с патрубками 8 подвода питательной воды в парогенерирующий модуль 5. Верхние расширительные участки 9 парогенерирующих модулей 5 соединены каналами 10 с опускным участком 11 реактора. В верхних расширительных участках 9 расположены патрубки отвода пара
12, сепарирующие устройства 13 в виде перфорированных листов, находящиеся выше и ниже свободного уровня 14 теплоносителя в парогенерирующем модуле 5.
Работа ядерной энергетической установки осуществляется следующим образом.
Контур тяжелого жидкометаллического теплоносителя заполнен и подготовлен к вводу в действие. Увеличивается мощность реактора и в прямоконтактные парогенерирующие модули 5 подается вода с расходом, соответствующим тепловой мощности, выделяемой в активной зоне за счет деления тяжелых ядер. С увеличением мощности также увеличивается расход питательной воды, подаваемой в модуль через патрубки 8 подвода питательной воды, которая, опускаясь по трубам 7, подогревается и поступает в сопловые устройства. Через отверстия 6 истечения вода поступает в объем жидкого металла в виде факела, создаваемого сопловыми устройствами, который дробится в объеме теплоносителя, образуя пузыри. В пузырях капли конденсата испаряются за счет тепла, подводимого от жидкого металла. Пузыри с пароводяной смесью, а затем паром, поднимаются в объеме парогенерирующих модулей 5, поступают в верхние расширительные участки 9, где на свободных уровнях 14 теплоносителя пар сепарируется с использованием сепарирующих устройств 13 и поступает в паровой объем расширительных участков 9, откуда отводится через патрубки 12. Циркуляция теплоносителя осуществляется за счет эффекта газлифта - увлечения жидкого металла всплывающими пузырями воды и пара и за счет движущего напора, обусловленного произведением разницы плотностей жидкого металла в опускном участке и в подъемном участке парогенерирующего модуля 5, умноженной на высоту этого участка.
При необходимости вывода из действия ядерной энергетической установки синхронно уменьшается тепловая мощность реактора и расход питательной воды, подаваемой в парогенерирующий модуль 5 через патрубок 8.
Наличие нескольких (6-8 и более единиц) модулей позволяет выровнять расход в поперечном сечении активной зоны реактора и отключать отдельные модули, при необходимости, при снижении мощности реактора.
Применение предлагаемого технического решения позволяет повысить безопасность ядерной энергетической установки, по сравнению с традиционными, за счет исключения насосов в жидкометаллическом контуре и исключения аварии «межконтурная неплотность парогенератора», так как реакторный контур становится общим для теплоносителя и для рабочего тела. По сравнению с прототипом, предлагаемое решение позволяет уменьшить массогабаритные характеристики установки за счет уменьшения высоты корпуса реактора и объема теплоносителя в нем,
исключить наличие свободного уровня и отложения примесей на теплоносители из корпуса реактора, упростить технологию изготовления за счет уменьшения изготовления корпуса, упростить облуживание установки, в том числе и при проведении ремонтных работ.