Установка для производства энергии на основе газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах

Установка для производства энергии на основе газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники

Изобретение относится к ядерным реакторам четвертого поколения, в частности, к так называемым GFR, что означает газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах. Изобретение, в частности, относится к охлаждению такого реактора в аварийной ситуации.

Под “быстрым” реактором подразумевается реактор, использующий теплоноситель, который не замедляет нейтроны, порождаемые ядерной реакцией, и не содержит замедлителя.

Предшествующий уровень техники

Фиг.1 представляет силовую установку на основе GFR с комбинированным непрямым циклом, наподобие рассмотренного в статье, представленной на конференции Proceedings of ICAPP '09, Tokyo, Japan, 10-14 май 2009, стр. 9378, “CATHARE SIMULATION OF TRANSIENTS FOR THE 2400 MW GAS FAST REACTOR CONCEPT”. Первичный контур 10, где в качестве теплоносителя используется чистый гелий, проходит через активную зону ядерного реактора 12 и через теплообменник 14. Циркуляция гелия поддерживается электрически питаемой газодувкой 16, установленной в контуре между выходом теплообменника 14 и входом реактора 12. Гелий находится под давлением около 70 бар.

Этот тип реактора с непрямым циклом отличается от реактора с прямым циклом тем, что первичный контур не содержит турбины. Первичный контур служит просто для переноса тепла из активной зоны реактора 12 в теплообменник 14, что облегчает локализацию реактора и компонентов первичного контура, тем самым ограничивая опасность активации летящих предметов, возникающих при потере лопаток турбины и водовпуска.

Вторичный контур 17, где в качестве основы теплоносителя используется смесь гелия и азота, последовательно проходит через теплообменник 14, газовую турбину 18, второй теплообменник 20 и компрессор 22. Турбина 18 и компрессор 22 установлены на одном и том же валу 24, который также приводит в действие генератор 26 переменного тока.

Смесь гелия и азота содержит от 50 до 70% объемной доли гелия и, в остальном, азот. Давление смеси составляет около 65 бар во впускном канале турбины 18 и около 40 бар в выпускном канале турбины 18.

Третичный контур 28, основой которого является вода в паровой фазе и в жидкостной фазе, последовательно проходит через теплообменник 20, паровую турбину 30 и насос 32. Паровая турбина приводит в действие генератор 36 переменного тока, таким образом, завершая производство электроэнергии генератора 26 переменного тока. Этот двойной источник производства электроэнергии оправдывает название комбинированного непрямого цикла.

Распределение мощностей, генерируемых на уровне генераторов 26 и 36 переменного тока, составляет, соответственно, около 1/3 и 2/3.

Установка снабжена системой 38 аварийного охлаждения. Аварийный первичный контур 40 на основе гелия проходит через реактор 12, теплообменник 42 и газодувку 44. В нормальном режиме работы, этот аварийный первичный контур изолируется клапаном 46, и газодувка 44 отключается. Аварийный вторичный контур 48 на водной основе проходит через теплообменник 42 и входит в резервуар, наполненный водой 50. В целом, обеспечено несколько избыточных аварийных систем.

Реактор 12 и первичные контуры 10 и 40 располагаются во внутренней защитной оболочке 52, которая сама располагается во внешней защитной оболочке, здесь не показанной. Внутренняя защитная оболочка сконструирована с возможностью гарантировать достаточное резервное давление реактора после образования бреши, от около 5 до около 10 бар, и внешняя защитная оболочка сконструирована с возможностью вмещать любую утечку элементов, которые могут активироваться реактором, наружу.

В случае аварии, влияющей на первичный контур реактора, например, открытие бреши в трубопроводе впускного канала реактора, давления во внутренней защитной оболочке и в первичном контуре выравниваются. Увеличение давления во внутренней защитной оболочке регистрируется и приводит к остановке реактора при вводе управляющих стержней в его активную зону. Вся электрическая схема главных контуров отключается, поскольку использует высокую мощность и поэтому получает питание от электроэнергетической системы, тогда как система 38 аварийного охлаждения, со своей стороны, имеет низкую мощность и поэтому, предположительно, имеет возможность получать вспомогательное питание от автономных источников питания (электрогенерирующих установок или батарей). Управляющие стержни немедленно останавливают ядерную реакцию, но остаточное тепло продолжает вырабатываться в реакторе и подлежит отводу. Клапан 46 системы аварийного охлаждения открывается, и газодувка 44 включается. Таким образом, остаточное тепло реактора отводится в водяной резервуар 50 гелиевым контуром 38, теплообменником 42 и водяным контуром 48.

Таким образом, в установке этого типа требуется осуществлять определенное количество операций в случае аварии. Естественно, эти операции можно автоматизировать, но они создают опасность сбоев в работе, тем больше, чем больше количество операций и задействованных в них элементов.

Опасность сбоев в работе увеличивается за счет того, что необходимо опираться на устройство аварийного охлаждения, которое остается неиспользуемым в обычных обстоятельствах. Для ограничения этой опасности, необходимо осуществлять обычные операции проверки и обслуживания устройства охлаждения, что увеличивает эксплуатационные затраты.

Краткое изложение существа изобретения

Наблюдается необходимость обеспечения системы аварийного охлаждения для газоохлаждаемого реактора, которая требует меньше обслуживания без ущерба ее надежности.

Для удовлетворения этого требования, обеспечена силовая установка, содержащая первичный контур, содержащий газ, проходящий через ядерный реактор, через первый теплообменник и через газодувку. Вторичный контур, содержащий неконденсирующийся газ, проходит через первый теплообменник и через турбину и компрессор, установленные на одном валу. Газодувка приводится в действие валом. Газы в первичном и вторичном контурах имеют одну и ту же природу, и давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре.

Краткое описание чертежей

Другие преимущества и признаки станут понятнее из нижеследующего описания конкретных вариантов осуществления, приведенных только в порядке неограничительного примера и проиллюстрированных посредством прилагаемых чертежей, на которых:

фиг.1 - описана выше и представляет традиционную установку на основе ядерного реактора GFR с комбинированным непрямым циклом;

фиг.2 - схематически представляет установку GFR, имеющую возможность автономного аварийного охлаждения; и

фиг.3A-3D - представляют различные диаграммы изменений параметров в случае аварии, влияющей на установку, показанную на фиг.2.

Описание предпочтительного варианта осуществления изобретения

На фиг.2, представляющей установку, имеющую возможность автономного и пассивного аварийного охлаждения, показаны те же элементы, что и на фиг.1, обозначенные теми же ссылочными позициями. Под “возможностью автономного охлаждения” подразумевается, что установка способна удалять остаточное тепло из остановленного реактора, например после аварии, без специального вмешательства оператора или контроллера вне остановки реактора и отсоединения генераторов переменного тока. С этой целью, компоненты, служащие для производства мощности в нормальном режиме работы установки, используются для охлаждения реактора.

Отличие от установки, показанной на фиг.1, состоит в том, что газодувка первичного контура 10, обозначенная здесь ссылочной позицией 16', приводится в действие тем же валом 24', который соединяет турбину 18 и компрессор 22 вторичного контура 17'. Поэтому газодувка 16' всегда присоединена к турбине 18 вторичного контура, в частности, при отключении реактора в случае аварии.

Помимо упрощения установки вследствие того, что для работы газодувки 16' больше не требуется отдельный двигатель, в дальнейшем будет видно, что эта конфигурация избавляет от необходимости в системе 38 аварийного охлаждения традиционной установки, показанной на фиг.1. Поскольку компоненты, используемые в нормальном режиме работы, используются для аварийного охлаждения, можно гарантировать постоянную работоспособность этих компонентов. Это избавляет от необходимости осуществлять операции проверки и обслуживания систем, запланированных для использования только в исключительных обстоятельствах.

Предпочтительно, в отличие от установки, показанной на фиг.1, газ во вторичном контуре такой же (чистый гелий), что и в первичном контуре, и находится под одним и тем же давлением (например, 70 бар). При таком выборе, ограничения по герметичности уплотнения снижаются, и его конструкцию можно упростить.

Кроме того, для изолирования, подвергаемого перепаду давления, которое практически равно нулю во всех обстоятельствах, в том числе в аварийной ситуации, давление во вторичном контуре автоматически регулируется давлением в первичном контуре. Это сервоуправление осуществляется, например, простым клапаном, соединяющим первичный и вторичный контуры. В стандартных условиях клапан закрыт. В аварийном состоянии разгерметизации первичного контура 52, перепад давления с разных сторон этого клапана превышает давление механической калибровки клапана, что приводит к открытию последнего. В альтернативном варианте, более сложный набор клапанов будет выравнивать давление в контуре 17' с давлением в контуре 10 путем выброса избыточного объема из трубопровода 17' вторичного контура в защитную оболочку 52.

Для обеспечения дополнительной возможности противодействия любой незапланированной опасности, предпочтительно, чтобы система аварийного охлаждения была избыточной. Таким образом, согласно фиг.2, вокруг любого реактора 12 предпочтительно обеспечивать несколько, например три, пар первичного и вторичного контуров. Показано два выпускных канала избыточных первичных контуров 10b и 10c. Первичные контуры 10, 10b и 10c сообщаются друг с другом в реакторе. По соображениям выполнимости, эти три первичных контура не изолированы друг от друга в реакторе, в результате чего образование бреши в одной из систем непременно влияет на две другие системы.

Каждый избыточный вторичный контур снабжен своими собственными турбиной 18, компрессором 22 и генератором 26 переменного тока, присоединенным к валу 24', приводящему в действие газодувку 16' соответствующего избыточного первичного контура. Третичный контур 28, со своей стороны, не обязан быть избыточным. Он может проходить через теплообменник 20, общий для всех избыточных вторичных контуров, или проходить через несколько теплообменников 20, каждый из которых связан с соответствующим избыточным вторичным контуром.

Считается, что одна из наиболее серьезных аварий, которые могут произойти, является открытие 25 см бреши в “холодной” ветви первичного контура 10, т.е. в возвратной секции, ведущей из теплообменника 14 в реактор 12. Брешь в “горячей” ветви системы не предвидится, поскольку трубопровод, соответствующий горячей ветви, в общем случае, располагается внутри трубопровода холодной ветви по причинам тепловой оптимизации. Диаметр бреши соответствует максимальному диаметру труб, подключенных к главному трубопроводу первичного контура.

Фиг.3A-3D представляют изменения в момент времени t нескольких параметров после аварии вышеупомянутого типа в примере установки, содержащей три пары избыточных первичных и вторичных контуров. Эти результаты были получены моделированием, произведенным программным обеспечением системы анализа термогидравлических аварий CATHARE2 V25_2.

Фиг.3A представляет изменения давления p10 первичных контуров и давления p52 во внутренней защитной оболочке после открытия бреши в одном из первичных контуров. Фиг.3B представляет изменения мощности реактора. Фиг.3C представляет изменения скорости вращения валов 24'. Фиг.3D представляет изменения максимальной температуры Th оболочки ТВЭЛа в активной зоне реактора, температуры To гелия в выпускном канале реактора и температуры Ti гелия во впускном канале реактора.

Установка работает со следующими параметрами в порядке примера:

• первичный и вторичный контуры: чистый гелий при 70 бар;

• мощность реактора: 2400 МВт;

• номинальная скорость вращения каждого вала 24': 5900 об/мин;

• мощность, развиваемая на валах 24' (всего): 134 МВт;

• температуры (°C):

o выпускной канал реактора: 780°;

o впускной канал реактора: 400°;

o впускной канал турбины 18: 750°;

o впускной канал компрессора 22: 232°;

• первичный расход (всего): 1216 кг/с;

• вторичный расход (всего): 1122 кг/с.

При этих параметрах, моделированием с помощью программного обеспечения CEA CYCLOP получается кпд 45,6%.

Начиная с t=0, на фиг.3A, утечка в первичном контуре 10 приводит к быстрому снижению давления p10. Утечка ограничивается защитной оболочкой 52, давление p52 в которой начинает расти, выравниваясь с давлением p10 спустя 80 с. Давление вторичных контуров доводится до давления первичных контуров, давление вторичных контуров следует изменениям давления p10.

Это снижение давления немедленно регистрируется контроллером, который останавливает реактор, вводя управляющие стержни в активную зону реактора. Мощность реактора падает в течение нескольких секунд до остаточной мощности, составляющей несколько процентов от номинальной мощности, что показано на фиг.3B. Однако эта остаточная мощность должна быть удалена.

Массовый расход газа первичного контура падает пропорционально снижению давления. Соответственно снижается мощность нагрева газа. Это, в сочетании со снижением мощности реактора, приводит к снижению мощности, передаваемой во вторичный контур, приводя к снижению скорости вращения турбины 18, что показано на фиг.3C.

Тем не менее, когда мощность нагрева газа падает медленнее, чем мощность реактора, теплообмен остается благоприятным, благодаря чему температуры реактора начинают уменьшаться, что показано на фиг.3D.

Спустя 80 с, когда давление газа в первичном контуре достигает наименьшего значения, скорость вращения турбины 18 также находится на самом низком уровне. Условия отвода тепла из реактора являются неблагоприятными, и температуры реактора начинают увеличиваться.

Однако, когда скорость вращения турбины 18 снижается по отношению к ее номинальному значению, генератор 26 переменного тока начинает работать как двигатель, потребляя мощность из электрической силовой сети, что регистрируется контроллером как запрещенное событие. Контроллер отключает генератор переменного тока от электрической силовой сети. С этого момента, турбина больше не имеет мощности для передачи на генератор переменного тока, и вся мощность, которую она все еще генерирует, передается на компрессор 22 и газодувку 16'. Малая мощность, которую поврежденный первичный контур передает во вторичный контур от реактора, достаточна для ускорения вращения турбины и, следовательно, газодувки 16', и для реактивации теплопередачи первичным контуром реактора во вторичный контур.

Когда скорость вращения турбины постепенно возрастает, температуры реактора (фиг.3D) проходят через максимум и начинают снова уменьшаться для достижения стабильно низкого значения в момент, когда скорость вращения турбины достигает стабильного значения, близкого к номинальному значению. С этого момента, установка нормально работает при частичных условиях эксплуатации, поддерживаемых остаточным теплом реактора.

Наблюдается, что максимальная температура, достигаемая в активной зоне реактора в течение этой аварийной фазы, ниже номинальной температуры активной зоны в нормальном режиме работы. Поэтому опасные условия не достигаются ни в один момент времени в течение аварийной фазы.

Операции, подлежащие осуществлению для управления в аварийной ситуации, дополнительно ограничены. Единственная оставшаяся операция, подлежащая осуществлению, состоит в остановке реактора путем ввода управляющих стержней. Операция, состоящая в отключении генераторов переменного тока от электрической силовой сети, это операция, которая так или иначе запланирована в нормальном режиме работы для адаптации установки к колебаниям потребления энергии в электрической силовой сети.

Документ Proceedings of Gas-Cooled Reactor Information Meeting, Oak Ridge National Laboratory, 27-30 апреля 1970 г., “GAS TURBINE POWER CONVERSION SYSTEMS FOR HELIUM COOLED BREEDER REACTORS” описывает реакторную установку, содержащую первичный контур с гелием и вторичный контур с диоксидом углерода в жидкостной и паровой фазах. В этой установке, специальная турбина вторичного контура приводит в действие газодувку первичного контура. Генератор переменного тока и компрессор приводятся в действие второй турбиной, независимой от турбины, предназначенной для газодувки.

Следует отметить, что установка этого типа не имеет возможности автономного аварийного охлаждения. Когда после аварии происходит снижение мощности реактора, тепла, передаваемого во вторичный контур, фактически оказывается недостаточно для поддержания диоксида углерода в паровой фазе. Турбины затапливаются, в частности та, которая предназначена для газодувки, и газодувка останавливается, из-за чего первичный контур больше не может отводить остаточное тепло из реактора.

Следовательно, газ, используемый во вторичном контуре установки, показанной на фиг.2, предпочтительно, является неконденсирующимся газом, например гелием.

Возвращаясь к фиг.2, можно видеть, что вал 24' проходит из вторичного контура 17' в первичный контур 10 для приведения в действие газодувки 16'. Этот вал обычно снабжается вращающимся уплотнением, которое изолирует первичный и вторичный контуры друг от друга. Газодувка 16', согласно вышеупомянутому примеру, потребляет мощность около 17 МВт. Вал 24' имеет соответствующий диаметр, вращается сравнительно быстро (около 6000 об/мин) и должен выдерживать высокую температуру (400°). При давлениях, используемых в первичном и вторичном контурах традиционной установки (фиг.1), изоляция также должна выдерживать перепад давления 5 бар. Конструкция такой изоляции сложна.

С учетом того факта, что чистый гелий используется во вторичном контуре вместо гелий-азотной смеси, показанной на фиг.1, и что давление вторичного контура равно давлению первичного контура, другое распределение мощности, чем показано на фиг.1, будет использоваться между вторичным и третичным контурами для оптимизации кпд и размера машины. Таким образом, менее 20%, предпочтительно около 15%, мощности вырабатывается во вторичном контуре, и остальная мощность вырабатывается в третичном контуре.

Специалисты в данной области техники могут предложить многочисленные варианты и модификации описанных здесь вариантов осуществления. Хотя в качестве газообразного теплоносителя описан гелий, также можно использовать любой другой газ, отвечающий желаемым требованиям, в частности газ, который не конденсируется во вторичном контуре.

1. Установка по производству энергии, содержащая- первичный контур (10), содержащий первый газ, проходящий через ядерный реактор (12), первый теплообменник (14) и газодувку (16'), приводимую в действие валом (24'),- вторичный контур (17'), содержащий неконденсирующийся газ, проходящий через первый теплообменник (14), турбину (18) и компрессор (22),отличающаяся тем, что газодувка (16'), турбина (18) и компрессор (22) приводятся в действие упомянутым валом (24').

2. Установка по п.1, отличающаяся тем, что первичный и вторичный контуры (10, 17') сконфигурированы так, что первый газ и неконденсирующийся газ находятся под одним и тем же давлением.

3. Установка по п.2, отличающаяся тем, что клапан соединяет первичный контур (10) с вторичным контуром (17') и сконфигурирован так, что давление во вторичном контуре (17') автоматически регулируется давлением в первичном контуре (10).

4. Установка по п.2, отличающаяся тем, что- второй теплообменник (20) размещен во вторичном контуре (17'), причем неконденсирующимся газом является чистый гелий,- третичный контур (28) содержит конденсируемую текучую среду, проходящую через второй теплообменник (20), турбину (30) и насос (32),при этом производимая мощность на валу турбины (30) третичного контура (28) составляет более 80% всей генерируемой мощности.

5. Установка по п.2, отличающаяся тем, что первый газ первичного контура (10) и неконденсирующийся газ вторичного контура (17') представляют собой гелий под давлением около 70 бар.

6. Установка по п.1, отличающаяся тем, что содержит несколько избыточных пар первичного и вторичного контуров (10a, 10b, 10c, 17'), первичные контуры (10a, 10b, 10c) которых проходят в одном и том же ядерном реакторе (12).