Ядерный реактор интегрального типа (варианты)
INTEGRAL NUCLEAR REACTOR (OPTIONS)

Область техники
Изобретения по обоим из заявленных вариантов относятся к ядерной технике и могут быть использованы в реакторных установках с различными видами жидких теплоносителей с высокой температурой кипения, таких, как, например, жидкие металлы, расплавленные соли и т.д.
Уровень техники
Из уровня техники известна ядерная энергетическая установка по патенту № RU 2313143 с приоритетом от 20.06.2006, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, размещенные под свободным уровнем теплоносителя, активную зону, парогенераторы (ПГ) и средства циркуляции, например, осевой насос, а также систему защитного газа. Конструкция и принцип работы ядерной энергетической установки, являющейся аналогом заявленного изобретения, заключается в следующем. Парогенераторы и насос установлены под свободным уровнем теплоносителя в кольцевом канале, расположенном выше активной зоны ядерного реактора. При этом внутренний диаметр кольцевого канала выполнен больше внешнего диаметра активной зоны. Входной участок парогенераторов сообщен с объемом теплоносителя над активной зоной. Выходной участок парогенераторов сообщен с входной всасывающей камерой насоса, размещенного в кольцевом канале. Напорная камера насоса сообщена через опускной канал с активной зоной ядерной энергетической установки. Работа ядерной энергетической установки осуществляется следующим образом. Теплоноситель нагревается в активной зоне ядерного реактора за счет тепла, выделяющегося при делении тяжелых ядер. Нагретый теплоноситель поступает в объем над активной зоной за счет работы насоса. Из этого объема теплоноситель поступает во входные участки секций парогенераторов, омывает трубки парогенератора, расположенные под свободным уровнем теплоносителя и отдает тепло контуру рабочего тела. Из выходных участков парогенераторов теплоноситель поступает во всасывающую камеру насоса. Насос сообщает потоку теплоносителя энергию, расходуемую на преодоление гидравлического сопротивления опускного участка и активной зоны, а также на подъем свободного уровня теплоносителя во входных участках парогенераторов, равный гидравлическому сопротивлению от входных участков парогенераторов до всасывающего патрубка насоса. Поток охлажденного теплоносителя из напорной камеры насоса через опускной участок поступает в активную зону. Недостатком данного технического решения является низкая надежность установки, проявляющаяся при отказе одного из насосов, включенных параллельно на общий опускной канал, так как через остановленный насос пойдет большой обратный расход теплоносителя, что резко снизит его расход через активную зону и вызовет необходимость значительного снижения мощности реактора. Кроме того, при отказе одной из секций ПГ по причине потери герметичности одной из трубок и отключения ПГ по второму контуру через отключенную секцию ПГ пойдет поток горячего теплоносителя, который при смешивании с потоком холодного теплоносителя, выходящего из исправной секции ПГ, будет создавать большие температурные пульсации теплоносителя, доходящие до активной зоны, снижающие ее работоспособность вследствие термоциклической усталости конструкционных материалов. Недостатком данного технического решения также является невозможность отвода остаточного тепловыделения при перегрузке топлива, если технология перегрузки топлива требует извлечения из реактора защитной пробки, не показанной на чертежах к патенту, необходимой для снижения мощности дозы излучения в направлении вверх, когда уровень теплоносителя может снизиться ниже ПГ и отвод тепла прекратится.
Из уровня техники известен также ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, снабженный по крайней мере одним компактным теплообменником, в частности, парогенератором, размещенным вертикально в кольцевой полости между корпусом реактора и коаксиально расположенной кольцевой внутренней обечайкой, в нижней части которой размещается активная зона и горячий коллектор теплоносителя первого контура (WO 2009/024854), также являющийся аналогом заявленного изобретения. Теплообменник имеет множество теплообменных трубок в виде плоских спиралей, расположенных одна над другой. Внутри теплообменника (парогенератора) размещается циркуляционный насос. При этом горячий теплоноситель подается на вход насоса снизу и далее движется по каналу насоса в теплообменнике вверх, входя в трубный пучок теплообменника в радиальном направлении от оси теплообменника к его периферии. Кроме того, в патрубках, соединяющих горячий коллектор активной зоны со входом в насос, размещены направляющие устройства, улучшающие гидродинамику потока теплоносителя, и механические заслонки, перекрывающие расход теплоносителя в теплообменник в случае аварийной остановки насоса при изменении направления движения потока теплоносителя на обратное.
Прототипом изобретения, согласно обоим заявленным вариантам, является ядерный реактор с аналогичным размещением оборудования в корпусе реактора, что и в предыдущем патенте, аналогичной конструкцией теплообменника (парогенератора) и такой же схемой циркуляции теплоносителя первого и второго контуров (WO 2018/007961), что видно из представленных к патенту чертежей. В указанном ядерном реакторе отсутствуют выравнивающие поле скоростей гидравлические устройства и подвижные механические заслонки в патрубках, соединяющих горячий коллектор активной зоны со входом в насос, а также имеются другие отличия конструкции, не влияющие на выбор ядерного реактора по патенту WO 2018/007961 в качестве прототипа заявленных изобретений.
Указанный реактор обладает рядом недостатков. Рабочее колесо насоса и верхняя часть насоса, где размещается подшипник, омываются горячим теплоносителем первого контура, что затрудняет создание насоса с большим ресурсом из-за снижения коррозийно-эрозионной стойкости материала рабочего колеса насоса при повышении температуры теплоносителя. Недостатком прототипа также является и то, что в случае течи трубки парогенератора выход пара из теплоносителя в газовую полость реактора, в силу особенностей конструкции реактора, затруднен, т.к. теплоноситель после выхода из парогенератора течет вниз, увлекая за собой пузыри пара. Кроме того, в прототипе количество насосов всегда равно количеству теплообменников, что может оказаться не оптимальным и приведет к ухудшению технико-экономических показателей. В силу особенностей конструкции прототипа отсутствует возможность расхолаживания активной зоны при выгрузке топлива, если технология выгрузки предусматривает предварительное извлечение из реактора защитной пробки, что приводит к снижению уровня теплоносителя в реакторе и возможному разрыву контура циркуляции. Одним же из основных недостатков прототипа, исключающим возможность создания ядерного реактора с минимально возможной металлоемкостью и лучшими технико-экономическими показателями, является неэффективное использование кольцевого пространства, в котором расположены теплообменники (парогенераторы), между корпусом реактора и коаксиально расположенной кольцевой внутренней обечайкой.
Раскрытие изобретения
Задачей на решение, которой направлено создание группы заявленных изобретений, является совершенствование конструкции ядерного реактора, с целью снижения металлоемкости и улучшения технико-экономических показателей, повышения его надежности и безопасности.
Общими техническими результатами, достигаемыми при реализации обоих из заявленных вариантов изобретения, в частности, являются: повышение технико-экономических показателей за счет уменьшения металлоемкости реактора, обеспечиваемого эффективным использованием внутреннего объема реактора при размещении теплообменника (парогенератора) в кольцевом пространстве между корпусом реактора и коаксиально расположенной внутренней обечайкой; повышение безопасности при течах трубок теплообменника (парогенератора) в случае применения в качестве теплоносителей тяжелых жидких металлов (свинец, свинец-висмут) за счет схемы циркуляции теплоносителя, при которой направление вектора скорости теплоносителя в теплообменнике (парогенераторе) совпадает с направлением вектора скорости всплывающих пузырей пара, и обеспечивается их эффективная гравитационная сепарация в газовую полость на свободном уровне теплоносителя; обеспечение возможности отвода остаточного тепловыделения в период времени после извлечения защитной пробки до выгрузки топлива, если технология перегрузки предусматривает предварительное извлечение защитной пробки, что вызывает снижение уровня теплоносителя в реакторе и разрыв контура циркуляции.
Сущность заявленного изобретения, согласно первому варианту, заключается в следующем.
Ядерный реактор интегрального типа с циркулирующим жидким теплоносителем с высокой температурой кипения содержит активную зону с входным и выходным коллекторами, размещенными выше и ниже активной зоны, защитную пробку, и теплообменник, размещенный под уровнем теплоносителя в кольцевом пространстве, образованном между внутренней обечайкой, внутри которой размещены активная зона, входной и выходной коллекторы и защитная пробка, и разделительной обечайкой внутри корпуса, формирующей опускной кольцевой канал и отделяющей нисходящий холодный поток от горячего восходящего потока теплоносителя. При этом теплообменник выполнен витым и секционированным по теплоносителю второго контура так, что трубки секций теплообменника сгруппированы во входных и выходных камерах теплоносителя второго контура, размещенных на патрубках на крышке реактора. Нижняя часть теплообменника размещена выше окон, выполненных во внутренней обечайке, через которые горячий теплоноситель поступает из выходного коллектора активной зоны на вход теплообменника. Холодный теплоноситель из верхней части теплообменника поступает непосредственно в кольцевую буферную емкость с уровнем теплоносителя под крышкой реактора, из которого свободным переливом поступает в опускной кольцевой канал и далее во входной коллектор активной зоны.
На Фиг. 1 представлена конструкция ядерного реактора интегрального типа, соответствующая первому варианту, в котором реализован принцип естественной циркуляции теплоносителя первого контура.
Как представлено на Фиг. 1, ядерный реактор интегрального типа содержит корпус 1, активную зону 2 с выходным 3 и входным 4 коллекторами, размещенными выше и ниже активной зоны 2, защитную пробку 5 и теплообменник 6 (парогенератор). Достижение заявленного технического результата обеспечивается тем, что в кольцевом пространстве 7, образованном между внутренней обечайкой 8, внутри которой размещается активная зона 2, выходной 3 и входной 4 коллекторы и защитная пробка 5 реактора, и разделительной обечайкой 9, разделяющей нисходящий поток холодного теплоносителя, идущий в кольцевом опускном канале 10 между корпусом реактора 1 и разделительной обечайкой 9, от горячего восходящего потока теплоносителя, размещен секционированный по второму контуру теплоносителя витой теплообменник (парогенератор) 6, ось которого совпадает с осью корпуса 1 реактора. Циркуляция теплоносителя осуществляется за счет естественной конвекции. Горячий теплоноситель через окна 11, выполненные во внутренней обечайке 8, поступает с выхода активной зоны 2 на вход теплообменника 6. При этом нижняя часть теплообменника 6 расположена выше окон 11. В кольцевом пространстве 7 также размещены блоки радиационной защиты 12, снижающие дозу нейтронного излучения на корпус 1 реактора до допустимых значений, и уменьшающие наведенную радиоактивность теплоносителя второго контура до допустимых значений. Опускной кольцевой канал 10 соединен сверху с кольцевой буферной емкостью 13 под уровнем теплоносителя 14. Движущий напор естественной циркуляции создается за счет разности плотности теплоносителя в холодном опускном кольцевом канале 10, в котором температура теплоносителя постоянна по высоте, и средней по высоте плотности теплоносителя в восходящем потоке, в котором температура сначала повышается за счет подогрева теплоносителя в активной зоне 2, далее следует участок между выходом теплоносителя из активной зоны 2 и входом в теплообменник 6 с постоянной температурой теплоносителя, равной его температуре на выходе из активной зоны 2, далее следует участок в теплообменнике, в котором температура снижается до температуры теплоносителя на входе в активную зону 2. Выход холодного теплоносителя из теплообменника 6 осуществляется непосредственно в кольцевую буферную емкость 13 с уровнем теплоносителя 14, над которым находится инертный газ под небольшим избыточным давлением. Из кольцевой буферной емкости 13 теплоноситель свободным переливом через верхний обрез разделительной обечайки 9 поступает в опускной кольцевой канал 10 и далее во входной коллектор 4 активной зоны 2, замыкая контур естественной циркуляции. Теплообменник 6 секционируется по второму контуру теплоносителя так, что трубки секций 15 теплообменника сгруппированы во входных 16 и выходных 17 камерах теплоносителя второго контура, размещенных на патрубках 18 на крышке 19 реактора, таким образом, что при отключении арматурой одной из секций 15 теплообменника 6, трубки которой потеряли герметичность, обеспечивается сохранение равномерного распределения температуры теплоносителя на выходе из теплообменника. Для этого в каждую из входных и выходных камер теплоносителя второго контура размещаются трубки из разных рядов навивки по радиусу. Это исключает большие температурные пульсации теплоносителя, доходящие до активной зоны 2, при смешивании горячего и холодного теплоносителя, что повышает живучесть реактора. Для обеспечения расхолаживания активной зоны 2 при выгрузке топлива, если при этом требуется извлечение защитной пробки 5, и происходит снижение уровня теплоносителя ниже уровня перелива теплоносителя через разделительную обечайку 9, в разделительной обечайке 9 на соответствующей высоте ниже уровня теплоносителя после извлечения защитной пробки 5 предусмотрены окна 20, закрытые при нормальной эксплуатации перепускными клапанами 21, размещенными в опускном кольцевом канале 10, имеющие приводы 22 на крышке 19 реактора, с помощью которых перепускные клапаны 21 открываются, обеспечивая замыкание контура естественной циркуляции и отвод остаточного тепловыделения через часть теплообменника 6, находящуюся ниже уровня теплоносителя в реакторе после извлечения защитной пробки 5 при выгрузке топлива.
Техническим результатом, достигаемым при реализации изобретения, согласно второму заявленному варианту, помимо указанных выше, также является обеспечение возможности работы ядерного реактора на пониженном уровне мощности при отказе по меньшей мере одной из секций теплообменника; повышение надежности насоса и оборудования, размещенного на крышке реактора, например, механизмов СУЗ, за счет предусмотренной в реакторе схемы циркуляции теплоносителя, при которой в кольцевую буферную емкость со свободным уровнем теплоносителя подается холодный теплоноситель, а также наилучшие условия для гравитационной сепарации пузырей пара в случае течи трубки ПГ, поскольку векторы скорости потока теплоносителя и всплывающих пузырей пара направлены вверх.
Сущность заявленного изобретения, согласно второму варианту, заключается в следующем.
Ядерный реактор интегрального типа с жидким теплоносителем с высокой температурой кипения содержит активную зону с входным и выходным коллекторами, размещенными выше и ниже активной зоны, защитную пробку, и теплообменник, размещенный под уровнем теплоносителя в кольцевом пространстве, образованном между внутренней обечайкой, внутри которой размещены активная зона, входной и выходной коллекторы и защитная пробка, и разделительной обечайкой внутри корпуса реактора, формирующей опускной кольцевой канал и отделяющей нисходящий холодный поток от горячего восходящего потока теплоносителя, а также средства циркуляции, например, как минимум один циркуляционный насос. При этом теплообменник выполнен витым и секционированным по теплоносителю второго контура так, что трубки секций теплообменника сгруппированы во входных и выходных камерах теплоносителя второго контура, размещенных на патрубках на крышке реактора. Причем нижняя часть теплообменника размещена выше окон, выполненных во внутренней обечайке, через которые горячий теплоноситель поступает из выходного коллектора на вход теплообменника, а холодный теплоноситель из верхней части теплообменника поступает непосредственно в кольцевую буферную емкость с уровнем теплоносителя под крышкой реактора. Вертикальный циркуляционный насос размещен внутри корпуса реактора таки образом, что на всас рабочего колеса насоса теплоноситель подается непосредственно из кольцевой буферной емкости из-под уровня теплоносителя через окна, выполненные в обечайке насоса и канале насоса, соединенном с крышкой реактора, а напорный патрубок насоса соединен с кольцевым опускным каналом через разделительную обечайку, либо через перегородку, перекрывающую сверху кольцевой опускной канал, через окна, выполненные в разделительной обечайке или перегородке соответственно.
На Фиг. 2 представлена конструкция ядерного реактора интегрального типа, соответствующая второму варианту, в котором циркуляция теплоносителя осуществляется посредством насоса или насосов.
На Фиг. 3 представлен фрагмент заявленного реактора, детализирующий отверстия в перегородке, перекрывающей сверху кольцевой опускной канал.
На Фиг. 4 представлен фрагмент заявленного реактора, отображающий конструкцию опускного кольцевого канала с перегородками по числу насосов в реакторе.
Как представлено на Фиг. 2, ядерный реактор интегрального типа содержит корпус 1, активную зону 2 с выходным 3 и входным 4 коллекторами, размещенными выше и ниже активной зоны 2, защитную пробку 5, теплообменник 6 (парогенератор) и циркуляционный насос (или насосы) 23. Достижение заявленного технического результата обеспечивается тем, что в кольцевом пространстве 7, образованном между внутренней обечайкой 8, внутри которой размещается активная зона 2, выходной 3 и входной 4 коллекторы и защитная пробка 5 реактора, и разделительной обечайкой 9, формирующей опускной кольцевой канал 10 и разделяющей нисходящий поток холодного теплоносителя, идущий в кольцевом опускном канале 10 между корпусом реактора 1 и разделительной обечайкой 9, от горячего восходящего потока теплоносителя, размещен секционированный по второму контуру теплоносителя витой теплообменник 6, ось которого совпадает с осью корпуса реактора 1. Горячий теплоноситель через окна 11, выполненные во внутренней обечайке 8, поступает с выхода активной зоны 2 на вход теплообменника 6. При этом нижняя часть теплообменника 6 расположена выше окон 11. В кольцевом пространстве 7 ниже теплообменника размещены блоки радиационной защиты 12, снижающие дозу нейтронного излучения на корпус реактора до допустимых значений, и уменьшающие наведенную радиоактивность теплоносителя второго контура до допустимых значений. Выход холодного теплоносителя из теплообменника 6 осуществляется непосредственно в кольцевую буферную емкость 13 с уровнем теплоносителя 14, над которым находится инертный газ под необходимым избыточным давлением, обеспечивающим требуемый противокавитационный подпор на рабочем колесе насоса. Теплообменник 6 секционируется по второму контуру так, что трубки секций 15 сгруппированы во входных камерах 16 и выходных камерах 17 теплоносителя второго контура, размещенных на патрубках 18 на крышке 19 реактора, таким образом, что при отключении арматурой одной из секций 15 теплообменника 6, трубки которой потеряли герметичность, обеспечивается сохранение равномерного распределения температуры теплоносителя на выходе из теплообменника 6. Для этого в каждую из входных и выходных камер теплоносителя второго контура размещаются трубки из разных рядов навивки по радиусу. Это исключает большие температурные пульсации теплоносителя, доходящие до активной зоны 2, при смешивании горячего и холодного теплоносителя при отключении арматурой одной из секций теплообменника, что повышает живучесть реактора. Насосы 23 установлены вертикально на патрубках 24, на крышке 19 реактора, над теплообменником 6. Теплоноситель на всас насоса подается непосредственно из кольцевой буферной емкости 13 из-под уровня теплоносителя 14 через окна, выполненные в канале 25 и обечайке насоса 26, закрепленном на крышке реактора 19. Напорные патрубки 27 насосов 23 сообщены с входным коллектором 4 активной зоны 2 реактора через разделительную обечайку либо через перегородку 28 (см. Фиг. 3), перекрывающую сверху кольцевой опускной канал 10 между корпусом 1 реактора и разделительной обечайкой 9, через окна, выполненные в разделительной обечайке или перегородке, соответственно. Перегородка 28 размещена ниже уровня теплоносителя 14 в кольцевой буферной емкости 13. При этом в перегородке 28 предусмотрены отверстия 29 (см. Фиг. 3) для выхода газа при заполнении реактора теплоносителем или пузырей пара в случае течи трубки теплообменника (парогенератора) 6. Соединение напорных патрубков 27 насосов 23 с кольцевым опускным каналом 10 производится через разделительную обечайку 9 сбоку или через перегородку 28 сверху.
Кроме того, кольцевой опускной канал 10 может быть разделен продольными перегородками 30 (см. Фиг. 4) между корпусом 1 реактора и разделительной обечайкой 9 на равные части, соответственно количеству насосов 23 в реакторе, которые объединяются во входном коллекторе 4 активной зоны 2 (Фиг. 2).
Также в кольцевом опускном канале 10 может быть размещено необходимое количество обратных клапанов 31, соответствующая часть которых закрывается обратным перепадом давления при остановке одного или нескольких насосов (Фиг. 2).
В кольцевом опускном канале 10 вместо обратных клапанов могут быть размещены клапаны 32 с приводами на крышке 19 реактора по числу имеющихся насосов 23, перекрывающие обратный расход теплоносителя в напорный патрубок 27 остановленного насоса от работающих насосов. При этом к герметичности уплотнения при закрытом положении клапанов жестких требований не предъявляется, что облегчает решение задачи ее надежного перемещения при закрытии (Фиг. 2).
Также, как и в первом заявленном варианте изобретения, для обеспечения расхолаживания активной зоны 2 при выгрузке топлива, если при этом требуется извлечение защитной пробки 5, и происходит снижение уровня теплоносителя ниже окон, выполненных в канале 25 и обечайке насосов 26 (см. Фиг. 2), через которые теплоноситель из кольцевой буферной емкости 13 подается на всас рабочих колес насосов, в разделительной обечайке 10 на соответствующей высоте ниже уровня теплоносителя после извлечения защитной пробки могут быть предусмотрены окна 20 (см. Фиг. 1), закрытые при нормальной эксплуатации перепускными клапанами 21, размещенными в опускном кольцевом канале, имеющие приводы 22 на крышке 19 реактора, с помощью которых перепускные клапаны открываются, обеспечивая замыкание контура естественной циркуляции и отвод остаточного тепловыделения через часть теплообменника, находящуюся ниже уровня теплоносителя в реакторе после извлечения защитной пробки при выгрузке топлива.
Описанная выше конструкция ядерного реактора увеличивает гидравлическое сопротивление обратному потоку теплоносителя или полностью исключает его при отключении одного или нескольких насосов и обеспечивает возможность работы реактора на пониженном уровне мощности.