Ядерная энергетическая установка

Ядерная энергетическая установка

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании газоохлаждаемых ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая водо-водяной реактор на тепловых нейтронах, парогенераторы и емкости, причем реактор выполнен в виде корпуса с активной зоной, последняя и парогенераторы включены в контур циркуляции воды, а, по меньшей мере, одна емкость заполнена водой или водным раствором борной кислоты, снабжена устройством создания давления в ее полости и подсоединена к упомянутому контуру посредством водоподводящего тракта, на котором установлено мембранно-разрывное устройство (см. RU 2200990 С2, 7 G21D 3/06, 14.06.2000).

В известной установке за счет того, что в ней имеется емкость, которая заполнена водным раствором борной кислоты, снабжена устройством создания давления в ее полости и подсоединена к упомянутому контуру посредством водоподводящего тракта, на котором установлено мембранно-разрывное устройство, решена проблема охлаждения активной зоны при разгерметизации контура циркуляции воды даже при петлевой компоновке оборудования. А петлевая компоновка привлекательна тем, что в установке используется металлический корпус для реактора, который позволяет осуществлять регулярную ревизию внутренней поверхности этого корпуса и устройств, расположенных внутри него, в соответствии с требованиями нормативных документов. Для металлического корпуса разработана технология перегрузки реактора при открытой крышке его корпуса, заполненного водой. Эта технология уже отработана в эксплуатации водо-водяных реакторов и показала себя относительно недорогой и достаточно надежной.

Однако такая установка обладает недостатком, заключающимся в низком использовании природного урана: в реакторах на тепловых нейтронах U-238, практически, не используется. Это может привести к тому, что уже в 21-ом веке дешевого природного урана на Земле будет недостаточно. К тому же ядерные энергетические установки с водо-водяными реакторами на тепловых нейтронах характеризуются относительно низким коэффициентом полезного действия.

Решение этой проблемы состоит во включении в атомную энергетику газоохлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают относительно высоким коэффициентом полезного действия и расширенным воспроизводством ядерного горючего (см. Пономарев-Степной Н.Н., Глушков Е.С., Гребенник В.Н. и др. Разработка быстрых гелиевых реакторов в России. - Атомная энергия, т.94, вып.4, апрель 2003 г, с.262...270).

К настоящему изобретению наиболее близким техническим решением из известных (прототипом) является ядерная энергетическая установка, содержащая реактор на быстрых нейтронах и парогенераторы, а также систему очистки и хранения гелия, причем реактор выполнен в виде корпуса с активной зоной из тепловыделяющих сборок, внутри которых установлены направляющие трубы системы управления и защиты, а активная зона и парогенераторы включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви и соединенный с системой очистки и хранения гелия (см. Емельянов И.Я., Завадский М.И., Круглов А.Л. и др.). Конструктивные особенности реакторной установки опытно-промышленной АЭС БГР-300 с гелиевым теплоносителем. - Вопросы атомной науки и техники. Серия: Атомно-водородная энергетика и технология. 1980. Вып.2 (7). С.3-9).

При плановом останове такой установки на перегрузку реактора или для ревизии устройств, расположенных внутри корпуса, а также при аварийной ситуации подкритичность реактора обеспечивают сбросом в активную зону поглощающих стержней системы управления и защиты. Другой системы воздействия на реактивность реактора, основанной на другом принципе действия, в установке нет. Однако, согласно требованиям нормативных документов, в установке должно быть не менее двух систем безопасности, имеющих разные принципы действия.

Кроме того, в прототипе используются четыре петли автономной системы расхолаживания, предусмотрено применение инжекторов, позволяющих подпитывать реактор гелием в случае аварийной ситуации с потерей герметичности. Такая система расхолаживания обеспечивает приемлемую безопасность установки лишь при использовании в ней корпуса из предварительно напряженного железобетона, который, в отличие от металлического корпуса, может иметь большие размеры и поэтому позволяет применять интегральную компоновку оборудования, не имеющую трубопроводов большого диаметра, что резко сокращает вероятность и степень разуплотнения контура циркуляции гелия.

Однако стоимость такого корпуса очень высока и оценивается, примерно, в 20% от стоимости всей станции. Кроме того, имеются трудности, связанные с созданием системы перегрузки для гелиевых реакторов и обеспечением регулярной ревизии состояния внутренней поверхности корпуса и устройств, расположенных внутри него.

Металлический корпус для гелиевых реакторов большой мощности более привлекателен, но он используется только при петлевой компоновке оборудования с трубопроводами большого диаметра. При обрыве такого трубопровода скорость потери гелия столь велика, что его давление снижается до равновесного значения в контуре и в защитной оболочке за 1 секунду. В этих условиях имеющейся в прототипе системой расхолаживания не удается обеспечить необходимое охлаждение активной зоны, нужна более эффективная система расхолаживания.

Таким образом, недостатком ядерной энергетической установки, принятой в данной заявке в качестве прототипа, является низкая эффективность охлаждения активной зоны.

Технической задачей изобретения является повышение эффективности охлаждения активной зоны.

Техническая задача решается в ядерной энергетической установке, содержащей гелиевый реактор на быстрых нейтронах и парогенераторы, а также систему очистки и хранения гелия, причем реактор выполнен в виде корпуса с активной зоной из тепловыделяющих сборок, внутри которых установлены направляющие трубы системы управления и защиты, а активная зона и парогенераторы включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви и соединенный с системой очистки и хранения гелия, при этом установка содержит, по меньшей мере, одну емкость, заполненную водой или водным раствором борной кислоты и подсоединенную посредством водоподводящего тракта к контуру циркуляции гелия, а также технологический конденсатор с входным и выходным трубопроводами, первый из которых соединен с горячей ветвью контура циркуляции гелия, а второй снабжен конденсатным насосом и соединен с баком грязного конденсата.

Кроме того, технологический конденсатор может быть выполнен с устройством отсоса неконденсирующихся газов, соединенным с системой очистки и хранения гелия.

Кроме того, выходной трубопровод технологического конденсатора участком, расположенным между последним и конденсатным насосом, может быть соединен с холодной ветвью контура циркуляции гелия посредством отводящего трубопровода с циркуляционным насосом.

Кроме того, установка может быть снабжена дренажным трубопроводом, входной конец которого заведен в нижнюю часть полости корпуса реактора, а выходной - соединен с баком грязного конденсата, причем на дренажном трубопроводе может быть установлен дренажный насос.

Кроме того, часть водоподводящего тракта, по меньшей мере, одной емкости расположена внутри корпуса реактора, и конечный участок этого тракта образован направляющими трубами системы управления и защиты, выполненными с выпускными отверстиями, расположенными по высоте активной зоны в ее средней части.

Выполнение ядерной энергетической установки, по меньшей мере, с одной емкостью, заполненной водой или водным раствором борной кислоты и подсоединенной посредством водоподводящего тракта к контуру циркуляции гелия, а также с технологическим конденсатором с входным и выходным трубопроводами, первый из которых соединен с горячей ветвью контура циркуляции гелия, а второй снабжен конденсатным насосом и соединен с баком грязного конденсата, радикально решает проблему охлаждения активной зоны, так как вода обладает большей теплоемкостью, чем гелий, который использовался в качестве теплоносителя в системе расхолаживания прототипа.

Кроме того, важно, что при заполнении активной зоны водой или водным раствором борной кислоты резко возрастает поглощение нейтронов в резонансах урана-238. Поэтому описанная выше совокупность отличительных признаков установки по существу характеризует дополнительную систему воздействия на реактивность реактора, основанную на другом принципе действия, чем основная система управления и защиты. Такое выполнение ядерной энергетической установки согласуется с требованиями нормативных документов.

Несмотря на полное решение поставленной технической задачи, следует отметить, что подача воды или водного раствора борной кислоты, имеющих относительно низкую температуру, непосредственно в горячий корпус реактора создает в нем местное охлаждение, возникает большой градиент температур в металле, в том числе напротив активной зоны реактора, где из-за радиационного облучения металл охрупчен. Это может привести к возникновению больших несимметричных термических напряжений и к появлению возможности хрупкого разрушения корпуса. Кроме того, при разрыве циркуляционного трубопровода произойдет утечка воды или водного раствора борной кислоты через разрушенный участок трубопровода, минуя активную зону реактора.

Расположение части водоподводящего тракта, по меньшей мере, одной емкости внутри корпуса реактора и образование конечного участка этого тракта направляющими трубами системы управления и защиты, выполненными с выпускными отверстиями, расположенными по высоте активной зоны в ее средней части, устраняет эти недостатки и при этом делает направляющие трубы, заполненные водой или водным раствором борной кислоты, своеобразными поглощающими нейтроны стержнями, практически, мгновенного действия. В этом случае вода или водный раствор борной кислоты воздействует на реактивность ядерного реактора уже во время протекания по направляющим трубам, а затем, поступая в активную зону, вода или водный раствор борной кислоты охлаждает тепловыделяющие сборки и оказывает дополнительное воздействие на реактивность ядерного реактора.

Таким образом, в ядерной энергетической установке по существу предлагается гелиевый реактор на быстрых нейтронах, в котором используются два теплоносителя: гелий - в режиме работы установки на мощности и вода - при нормальном и аварийном останове установки.

Кроме того, использование металлического корпуса вместо корпуса из предварительно напряженного железобетона привело к значительному снижению стоимости установки, а также позволило использовать более дешевую и уже отработанную в водо-водяных реакторах технологию перегрузки реактора и осуществлять регулярную ревизию внутренней поверхности этого корпуса и устройств, расположенных внутри корпуса, в соответствии с требованиями нормативных документов.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показана принципиальная схема ядерной энергетической установки; на фиг.2 изображен общий вид ядерного реактора; на фиг.3 представлена тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора; на фиг.4 - тепловыделяющая сборка зоны воспроизводства ядерного реактора.

Ядерная энергетическая установка содержит гелиевый реактор на быстрых нейтронах в виде корпуса 1 с активной зоной 2, парогенераторы 3 и систему 4 очистки и хранения гелия. Активная зона 2 и парогенераторы 3 включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви 5 и 6 соответственно и соединенный с системой 4 очистки и хранения гелия.

Установка дополнительно содержит емкости 7, 8, 9, заполненные водой или водным раствором борной кислоты и подсоединенные к контуру циркуляции гелия. Емкость 7 подсоединена к контуру циркуляции гелия посредством водоподводящего тракта 10, на котором установлен насос 11 заполнения. Емкость 8 снабжена устройством 12 создания давления в ее полости и подсоединена к контуру циркуляции гелия посредством водоподводящего тракта 13, на котором установлено мембранно-разрывное устройство 14. Емкость 9 снабжена устройством 15 создания давления в ее полости и подсоединена к контуру циркуляции гелия посредством водоподводящего тракта 16, на котором установлено мембранно-разрывное устройство 17.

Установка содержит также технологический конденсатор 18 с входным и выходным трубопроводами 19 и 20 соответственно. Входной трубопровод 19 технологического конденсатора 18 соединен с горячей ветвью 6 контура циркуляции гелия в зоне воздушников 21 и 22 корпуса 1 реактора и парогенератора 3 соответственно, а выходной трубопровод 20 снабжен конденсатным насосом 23 и соединен с баком 24 грязного конденсата. Воздушники 21 и 22 служат также для соединения контура циркуляции гелия с системой 4 его очистки и хранения. Технологический конденсатор 18 выполнен с устройством 25 отсоса неконденсирующихся газов, соединенным с системой 4 очистки и хранения гелия (это соединение на чертеже условно не показано).

Входной трубопровод 19 технологического конденсатора 18 соединен с горячей ветвью 6 контура циркуляции гелия посредством циркуляционного трубопровода 26, а выходной трубопровод 20 технологического конденсатора 18 участком, расположенным между последним и конденсатным насосом 23, соединен с холодной ветвью 5 этого контура посредством циркуляционного трубопровода 27, на котором установлен циркуляционный насос 28.

Кроме того, установка снабжена дренажным трубопроводом 29, входной конец которого заведен в нижнюю часть полости корпуса 1 реактора, а выходной - соединен с баком 24 грязного конденсата, причем на дренажном трубопроводе 29 установлен дренажный насос 30.

В холодную ветвь 5 контура циркуляции гелия включены главные циркуляционные газодувки 31. Парогенераторы 3 подсоединены к корпусу 1 реактора посредством главных циркуляционных трубопроводов 32 «труба в трубе». При этом каждый парогенератор 3 питательным трубопроводом 33 и паропроводом 34 острого пара соединен с паротурбинной установкой 35 и с теплообменником-конденсатором 36 системы 37 пассивного отвода тепла.

Ядерный реактор 1, главные циркуляционные трубопроводы 32 и парогенераторы 3 установлены под защитной оболочкой 39, которая выполнена с баком-приямником внутри для сбора конденсата. Установка снабжена также многочисленной арматурой на соответствующих трубопроводах, которая на чертеже условно не показана.

В ядерном реакторе активная зона 2 окружена зоной воспроизводства 40. Зона 2 собрана из тепловыделяющих сборок 41, а зона 40 - из тепловыделяющих сборок 42. Сборки 41 и 42 выполнены на основе микротвэлов 43. Возможен вариант выполнения сборок 41 и 42 на основе стержневых твэлов (этот вариант на чертеже условно не показан). В сборках 41 установлены направляющие трубы 44 поглощающих стержней системы управления и защиты 45. Сборки 41 и 42 зафиксированы в нижней опорной плите 46 и в верхней опорной плите 47. Плита 46 выполнена перфорированной для соединения холодной ветви 5 контура циркуляции гелия со сборками 41 и 42. На верхней плите 47 установлен блок защитных труб 48 системы управления и защиты 45. Трубы 48 выполнены перфорированными для соединения сборок 41 и 42 с горячей ветвью 6 контура циркуляции гелия.

Водоподводящие тракты 10, 13 и 16 могут быть полностью расположены за пределами корпуса 1 реактора. В этом случае конечным участком трактов 10, 13 и 16 является патрубок 49, выполненный в корпусе 1 ядерного реактора.

Однако в предпочтительном варианте исполнения установки предлагается часть каждого из трактов 10, 13 и 16 выполнить внутри корпуса 1 реактора, а в качестве их конечных участков использовать направляющие трубы 44 системы управления и защиты 45. В этом случае внутрикорпусная часть каждого из трактов 10, 13 и 16 образована последовательно соединенными по ходу воды или водного раствора борной кислоты каналами 50, коллекторами 51, трубами 52, каналами 53 и трубами 44. Трубы 52 продольно установлены в сборках 42, а каналы 53 образованы проточками в нижней плите 46 и предназначены для подвода воды или водного раствора борной кислоты в трубы 44 каждой тепловыделяющей сборки 41. Трубы 44 выполнены с выпускными отверстиями 54, выполненными по высоте активной зоны 2 в ее средней части.

Ядерная энергетическая установка на мощности работает следующим образом.

Холодный гелий с температурой 350°С от главных циркуляционных газодувок 31 с давлением 16 МПа по внешней части коаксиальных трубопроводов 32 поступает в корпус 1 реактора, опускается по холодной ветви 5 контура циркуляции гелия и входит в тепловыделяющие сборки 41 активной зоны 2 и в тепловыделяющие сборки 42 зоны воспроизводства 40, где, омывая микротвэлы 43, нагревается до температуры 750°С, поступает в горячую ветвь 6 контура циркуляции, после чего по внутренней полости трубопроводов 32 направляется к трем парогенераторам 3.

Ядерную энергетическую установку к перегрузке реактора, а также к ревизии внутренней поверхности корпуса 1 реактора и устройств, расположенных внутри корпуса 1, подготавливают следующим образом.

Производится плановое снижение мощности реактора до уровня остаточных тепловыделений (3-5% от номинальной мощности реактора) и снижение давления в контуре циркуляции гелия до 0,6 МПа за счет удаления избыточного гелия через воздушники 21-22 в систему 4 очистки и хранения гелия. Температура гелия в контуре циркуляции снижается, происходит расхолаживание металлоконструкций реактора до уровня температур не более 100°С.

Далее насосом 11 из емкости 7 производится подача воды или водного раствора борной кислоты по тракту 10 в патрубок 49 корпуса 1. Если тракт 10 не имеет внутрикорпусной части, то вода или водный раствор борной кислоты из патрубка 49 поступает сначала в холодную ветвь 5 контура циркуляции гелия, а затем - в активную зону 2 и зону 40 воспроизводства.

При наличии в установке внутрикорпусной части тракта 10 вода или водный раствор борной кислоты последовательно проходит патрубок 49, канал 50, коллектор 51, трубы 52 в сборках 42, каналы 53 в нижней плите 46 и направляющие трубы 44 в сборках 41. Далее вода или водный раствор борной кислоты выходит из труб 44 через отверстия 54 и непосредственно орошает микротвэлы 43. При этом образуется пар, который вместе с остатками гелия через воздушник 21 на корпусе 1 реактора и воздушники 22 на парогенераторах 3 и далее по трубопроводу 19 отводится в технологический конденсатор 18. В технологическом конденсаторе 18 за счет работы устройства 25 отсоса неконденсирующихся газов происходит удаление гелия с примесью неконденсирующихся газов в систему 4 очистки и хранения гелия, а конденсат по трубопроводу 20 при помощи конденсатного насоса 23 отводится в баки 24 грязного конденсата.

После прекращения образования пара в реакторе технологический конденсатор 18 переводят в водяной режим работы, при котором отвод остаточного тепла из реактора производится по схеме: горячая ветвь 6 контура циркуляции гелия - трубопровод 26 - технологический конденсатор 18 - трубопровод 27, на котором работает циркуляционный насос 28, - холодная ветвь 5 этого контура. Происходит постепенное вытеснение оставшегося гелия из корпуса 1 реактора и заполнение его водой. Далее производится перегрузка реактора или выгрузка всех тепловыделяющих сборок 41 и 42, а также внутрикорпусных устройств для их ревизии. Производится осмотр внутренней поверхности корпуса 1 реактора.

После перегрузки реактора или проведения ревизии внутрикорпусных устройств корпус 1, полностью заполненный водой, герметизируют, после чего начинают операции по осушению реактора, замене воды на гелий. Для этого из системы 4 очистки и хранения гелия через воздушник 21 на корпусе 1 реактора и воздушники 22 на парогенераторах 3 в контур циркуляции подают гелий из системы 4, который вытесняет воду из этого контура через дренажный трубопровод 29 в баки 24 грязного конденсата. Для этого на трубопроводе 29 включают дренажный насос 30.

Разрыв полным сечением одного из главных циркуляционных трубопроводов 32 с полным обесточиванием приводит к останову главных циркуляционных газодувок 31 и истечению гелия под защитную оболочку 39. При этом давление в контуре циркуляции гелия снижается, а давление в защитной оболочке 39 повышается до равновесного значения 0,6 МПа. По сигналу понижения давления в реакторе срабатывает аварийная защита, обесточиваются приводы системы 45 управления и защиты, и поглощающие стержни под действием собственного веса вводятся в активную зону 2 реактора.

При снижении давления в реакторе ниже 6 МПа подключается емкость 8, а при снижении давления до 0,6 МПа происходит подключение емкости 9. Подключение емкостей 8 и 9 осуществляется за счет разрушения мембран мембранно-разрывных устройств 14 и 17 при достижении соответствующей заданной разности давлений в контуре циркуляции гелия и в емкостях 8 и 9. При этом вода или водный раствор борной кислоты поступает сначала по тракту 13, а затем и 16 в патрубок 49 корпуса 1 реактора. Далее вода или водный раствор борной кислоты уже описанными выше путями поступает в тепловыделяющие сборки 41 и 42, испаряется, пар перегревается и выходит в горячую ветвь 6 контура циркуляции гелия. Пар вместе с остатками гелия по неразрушенным трактам контура циркуляции гелия поступает в парогенераторы 3, где охлаждается и затем под действием гидростатических сил поступает в холодную ветвь 5. При обесточивании происходит отключение паротурбинной установки 35, поэтому охлаждение парогелиевой смеси в парогенераторах 3 обеспечивается за счет подключения системы 37 пассивного отвода тепла, в которой тепло парогенераторов 3 отводится через теплообменники-конденсаторы 36 в атмосферный воздух.

Часть расхода пара поступает через разрушенный трубопровод 32 под защитную оболочку 39, где он также охлаждается и конденсируется за счет смешения с более холодной средой и за счет теплоотдачи через стенку оболочки.

Окончательное вытеснение гелия и водяного пара из контура циркуляции производится в технологический конденсатор 18, в систему 4 очистки и хранения гелия и в бак 24 грязного конденсата, как это уже было описано выше для подготовки установки к перегрузке реактора.

По мере охлаждения корпуса 1 реактора и его внутрикорпусных устройств происходит снижение их температуры ниже 100°С. Это приводит к тому, что парообразование в корпусе 1 реактора прекращается, и он постепенно заполняется холодной водой с раствором борной кислоты. При появлении воды в воздушниках 21 и 22 их закрывают и воду из контура циркуляции гелия по дренажному трубопроводу 29 отводят в бак 24 грязного конденсата. После этого реактор осушают и приступают к подготовке установки к ремонту разрушенного главного циркуляционного трубопровода 32.

1. Ядерная энергетическая установка, содержащая гелиевый реактор на быстрых нейтронах и парогенераторы, а также систему очистки и хранения гелия, причем реактор выполнен в виде корпуса с активной зоной из тепловыделяющих сборок, внутри которых установлены направляющие трубы системы управления и защиты, а активная зона и парогенераторы включены в замкнутый контур циркуляции гелия, образующий холодную и горячую ветви и соединенный с системой очистки и хранения гелия, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит, по меньшей мере, одну емкость, заполненную водой или водным раствором борной кислоты и подсоединенную посредством водоподводящего тракта к контуру циркуляции гелия, а также технологический конденсатор с входным и выходным трубопроводами, первый из которых соединен с горячей ветвью контура циркуляции гелия, а второй снабжен конденсатным насосом и соединен с баком грязного конденсата.

2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что технологический конденсатор выполнен с устройством отсоса неконденсирующихся газов, соединенным с системой очистки и хранения гелия.

3. Установка по п.1, отличающаяся тем, что выходной трубопровод технологического конденсатора участком, расположенным между последним и конденсатным насосом, соединен с холодной ветвью контура циркуляции гелия посредством отводящего трубопровода с циркуляционным насосом.

4. Установка по п.1, отличающаяся тем, что она снабжена дренажным трубопроводом, входной конец которого заведен в нижнюю часть полости корпуса реактора, а выходной - соединен с баком грязного конденсата, причем на дренажном трубопроводе установлен дренажный насос.

5. Установка по п.1, отличающаяся тем, что часть водоподводящего тракта, по меньшей мере, одной емкости, расположена внутри корпуса реактора и конечный участок этого тракта образован направляющими трубами системы управления и защиты, выполненными с выпускными отверстиями, расположенными по высоте активной зоны в ее средней части.