РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ПАССИВНОЙ СИСТЕМОЙ ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
FAST NEUTRON REACTOR WITH A PASSIVE CORE COOLING SYSTEM

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 на быстрых нейтронах, в которых используется естественная циркуляция однофазного теплоносителя первого контура, таким как корпусные реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.
Известна конструкция ядерного реактора по патенту RU2558152C2 [1] в виде корпуса, заполненного жидкометаллическим теплоносителем. Разделитель потока обеспечивает подъемное движение теплоносителя из активной зоны, расположенной внутри разделителя потока и опускное движение теплоносителя между разделителем потока и корпусом реактора. Опускное движение жидкометаллического теплоносителя обеспечивается его охлаждением в теплообменнике, расположенном в верхней части кольцевой полости между разделителем потока и корпусом реактора.
Существенным недостатком этого изобретения является ограничение по возможной высоте контура естественной циркуляции из-за ограниченных размеров корпуса реактора.
Прототипом, описывающим параметры контура естественной циркуляции реактора с жидкометаллическим теплоносителем и совпадающим с заявляемым изобретением по многим признакам, является  «Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах» [2]. Однако приведённое описание способа и патентная формула являются некорректными, так как утверждается, что нагрев трубопроводов нужно проводить исходя из условия выполнения неравенства
где ρ
(T
) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре T
трубопроводов и оборудования на подъемном участке;
1
1
1
ρ
(Т
) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т
трубопроводов и оборудования на опускном участке;
2
2
2
ΔH
- разница высот между входом и выходом подъемного участка;
1
ΔН
- разница высот между входом и выходом опускного участка;
2
ΔP - гидравлическое сопротивление контура;
g - ускорение силы тяжести,
1
2
которое не соответствует условиям организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя  в описанном контуре. В невозможности выполнения этого условия легко убедиться, если вход и выход холодильника будут расположены на одной высоте, а  вход и выход нагревателя (например, активная зона) при минимальной разности высот (поэтому, ΔН ~ ΔН). В этом случае при большой разности высот между нагревателем и холодильником (активной зоной и теплообменником первого контура) в контуре циркуляции гидростатический напор на горячем (пониженная плотность теплоносителя) подъемном участке  будет всегда меньше, чем гидростатический напор в холодном (повышенная плотность теплоносителя) опускном участке  , тем более, если к гидростатическому напору опускного участка добавляется еще и потеря напора в конуре циркуляции  . Кроме того, описанная в качестве примера и фигурирующая в формуле схема  естественной циркуляции с опускным движением теплоносителя в активной зоне несет риск переворота циркуляции в контуре теплоотвода при резком повышении мощности, что может вызвать перегрев и разрушение активной зоны.
Ближайшим аналогом, описывающим параметры контура естественной циркуляции реактора с жидкометаллическим теплоносителем и совпадающим с заявляемым изобретением по большинству признаков, является  «Система высокоавтономной работы модульного жидкометаллического реактора с паровым циклом» [3]. Описанная в патенте система регулирования мощности активной зоны ядерного реактора, включает ядерный реактор с естественной циркуляцией, имеющий входной и выходной патрубки, соединенные, соответственно, с трубопроводами охлажденного и нагретого теплоносителя, парогенератор для охлаждения ядерного реактора, имеющий объем, заполненный насыщенной жидкостью и паром, находящийся выше выходного патрубка и контур жидкометаллического теплоносителя, находящийся в тепловом контакте  с объемом парогенератора, заполненным насыщенной жидкостью, контур жидкометаллического теплоносителя обеспечивает его циркуляцию через реактор из-за разницы плотностей при нагреве и охлаждении, а так же систему паровых трубопроводов с трехходовым клапаном, сообщающуюся по текучей среде с паровым пространством парогенератора, нагревателя питательной воды  и паровой турбиной, при этом контроллер, управляющий положением трёхходового клапана, запрограммирован реагировать на увеличение потребности в мощности электрического генератора, направляя движение вала клапана для одновременного увеличения потока пара на турбину и уменьшения поток пара в нагреватель питательной воды, и реагировать на снижение потребности в мощности от электрического генератора, направляя движение вала клапана так, чтобы одновременно уменьшить поток пара на турбину и увеличить поток пара в нагреватель питательной воды.
Недостатком заявленной системы высокоавтономной работы модульного жидкометаллического реактора с паровым циклом является то, что нахождение трубок парогенератора  с жидкометаллическим теплоносителем выше крышки корпуса реактора не позволит снимать крышку реактора для перегрузки тепловыделяющих сборок из-за слива жидкометаллического теплоносителя через верхнюю кромку корпуса реактора, а увеличение высоты корпуса ограничено требованиями к точности наведения транспортно-технологического оборудования при перегрузке тепловыделяющих сборок  в активной зоне при отсутствии визуального контроля в расплаве металла.
Заявляемая реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны  позволяет устранить указанные недостатки контура циркуляции, а именно корректно определить требования к высоте контура циркуляции с жидкометаллическим теплоносителем при заданных параметрах мощности реактора и принятом диапазоне изменения температур жидкометаллического теплоносителя, а так же обеспечить возможность периодической перегрузки тепловыделяющих сборок в активной зоне при временно сниженном уровне жидкометаллического теплоносителя в первом контуре до уровня, ниже крышки корпуса реактора.
Сущность изобретения
Изобретение направлено на создание эффективной системы теплоотвода от ядерного реактора на быстрых нейтронах, построенной на пассивных принципах действия и  обладающей повышенным уровнем безопасности из-за существенного снижения количества вероятных аварийных ситуаций, а так же направленной на обеспечение удобства перегрузки активной зоны.
Для устранения недостатков, отмеченных выше, решения поставленной технической задачи и достижения технического результата согласно предложенному изобретению  улучшение конструкции заключается в том, что:
• корпус реактора размещен предпочтительно глубоко под уровнем земли, а разница высот между активной зоной и теплообменником первого контура достаточна для создания требуемого 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;
• конечным поглотителем тепла при работе реактора на номинальном уровне мощности может являться парогенератор высокого давления, обеспечивающий подачу пара на паровую турбину и выработку электроэнергии;
• первый контур соединен с прогреваемым монжусом, обеспечивающим прием жидкометаллического теплоносителя из верхней части контура при переходе на пониженный уровень жидкометаллического теплоносителя в первом контуре для обеспечения перегрузки ТВС при снятой крышке корпуса реактора;
• поглотителем тепла остаточного энерговыделения в активной зоне реактора при снижении уровня жидкометаллического теплоносителя в первом контуре ниже уровня крышки корпуса реактора является теплообменник, встроенный во внутреннее пространство корпуса и обеспечивающий расхолаживание активной зоны при перегрузке тепловыделяющих сборок в реакторе.
Решение задачи достижения требуемой мощности реактора  обеспечивается разностью высот Δh 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;
3
– разность между средними плотностями теплоносителя на подъемном и опускном участках первого контура, кг/м;
2
g – ускорение свободного падения, м/с.
Поставленные цели достигаются 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;
- снижается стоимость и сложность системы теплоотвода от активной зоны, а также повышается её надежность из-за отсутствия циркуляционных насосов в первом контуре, работающих в тяжелых условиях высоких температур;
- 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 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.
Отсутствие арматуры и насосов в контурах охлаждения обеспечивает плавность изменения параметров теплоотвода и полностью исключает гидроудары.
Заявляемая система теплоотвода реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем может использоваться как в исследовательских реакторах, так и в энергетических реакторах малой мощности.
Описание чертежей
Нижеследующее описание относится к сопроводительным чертежам, которые показывают в качестве неограничивающего примера вариант осуществления изобретения и в котором на Фиг.1 приведена двухконтурная технологическая схема энергетического реактора малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем, например, расплавленным свинцом.
1
2
3
4
5,
6
7
8
9
10
h
Представленная на Фиг.1 система теплоотвода реактора с естественной циркуляцией жидкометаллического теплоносителя включает в себя корпус реактора , в котором внутри разделителя потока  размещена активная зона реактора. Отвод нагретого в реакторе жидкометаллического теплоносителя к теплообменнику первого контура  осуществляется от верхней части корпуса по трубопроводу а возврат охлажденного теплоносителя производится  в нижнюю часть корпуса  реактора – по трубопроводу . Перед заполнением первого контура жидким металлом из бака (монжуса) системы заполнения и дренажа  все трубопроводы, теплообменные трубки и корпус реактора прогреваются до температуры, выше температуры плавления жидкометаллического теплоносителя. Заполнение и частичное опорожнение контура производится с использованием арматуры . Компенсатор объема  компенсирует температурные расширения теплоносителя при работе реактора. При проведении перегрузки топлива уровень теплоносителя в первом контуре снижается ниже уровня крышки реактора, а остаточное тепловыделение от активной зоны отводится через встроенный теплообменник . Разность высот  между активной зоной и теплообменником первого контура обеспечивает движущий напор естественной циркуляции.
4
11
12
13
4
В рассматриваемом варианте пассивная система охлаждения в первом контуре реактора применяется для АЭС малой мощности при двухконтурной технологической схеме. В качестве теплообменника первого контура  используется парогенератор, а полученный пар высокого давления направляется на турбогенератор , после чего пар низкого давления конденсируется в теплообменнике , а конденсат питательным насосом  возвращается обратно в парогенератор .
Пример конкретного исполнения
В качестве неограничивающего примера конкретного исполнения рассмотрена двухконтурная система охлаждения корпусного энергетического реактора малой мощности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Реактор заглублен под землю на 65 м. Тепловая мощность реактора 134 МВт, электрическая – 50 МВт. Основные теплотехнические параметры первого контура приведены в Таблице 1.
<b>№ п/п</b>
<b>Параметр</b>
<b>Обозн.</b>
<b>Значение</b>
<b>Ед.изм.</b>
1
Теплоемкость свинцового теплоносителя
Сp
147,3
Дж/(кг К)
2
Кинематическая вязкость
ν
0,000000195
м<sup>2</sup>/с
3
Средняя плотность свинцового теплоносителя
ρ
10496
кг/м<sup>3</sup>
Расход теплоносителя в первом контуре:
4
- объемный
Gv
2600
м<sup>3</sup>/ч
5
- объемный
Gv
0,72
м<sup>3</sup>/с
6
- массовый
Gm
7580,4
кг/с
7
Температура теплоносителя на входе в реактор
Твх
420
°С
8
Температура теплоносителя на выходе из реактора
Твых
540
°С
9
Перепад температур на подъемном и опускном участках
ΔТ
120
°С
10
Плотность теплоносителя на входе в реактор
ρвх
10568
кг/м<sup>3</sup>
11
Плотность теплоносителя на выходе из реактора
ρвых
10424
кг/м<sup>3</sup>
12
Разность плотностей на подъемном и опускном участках
Δρ
144
кг/м<sup>3</sup>
13
Ускорение свободного падения
g
9,8
м/с<sup>2</sup>
14
Расчетная высота контура естественной циркуляции (разность высот между активной зоной и теплообменником)
h
63,4
м
15
Движущий напор естественной циркуляции
Δρ × g × h
89450,0
Па
16
Общая длина циркуляционных трубопроводов
Lтр
230
м
17
Диаметр циркуляционных трубопроводов
Dтр
0,85
м
18
Проходное сечение циркуляционных трубопроводов
F
0,567
м<sup>2</sup>
19
Средняя скорость в циркуляционных трубопроводах
v
1,273
м/с
20
Шероховатость циркуляционных трубопроводов
Кэ
0,0001
м
21
Коэффициент трения циркуляционных трубопроводов
λ
0,013
22
Критерий Рейольдса в циркуляционных трубопроводах
Re
5 547 871,8
23
Потеря напора на трение в циркуляционных трубопроводах
ΔPтр
29904,1
Па
24
Коэффициент местного сопротивления в контуре циркуляции
ξ
7,004
25
Потеря напора на местное сопротивление в контуре циркуляции
ΔPм
59546,0
Па
26
Суммарные потери в контуре циркуляции
ΔP
89450,0
Па
27
Расчетная тепловая мощность реактора
Nт
134,0
МВт
28
Расчетная электрическая мощность реактора
Nэл
50
МВт
Таблица 1.
Основные параметры корпусного энергетического реактора на быстрых нейтронах  со свинцовым теплоносителем для АЭС малой мощности
Список источников
Патент RU2558152C2 «Ядерный реактор»
Патент RU2691755C2 «Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах»
Патент US10217536B2 «Система высокоавтономной работы модульного жидкометаллического реактора с паровым циклом»