кипящий ядерный реактор и ядерная энергетическая установка, в которой он используется

Формула изобретения

1. Кипящий реактор с водяным теплоносителем, включающий корпус с патрубками для подвода воды и отвода пара и активную зону, содержащую тепловыделяющие элементы и размещенные между ними элементы системы управления и защиты, отличающийся тем, что тепловыделяющие элементы имеют оболочки, выполненные в виде параллелепипедов с вертикальными сквозными каналами и снаружи имеющие покрытие слоем ядерного топлива, установлены параллельно друг другу с промежутками и соединенные сверху и снизу перекрытиями, а корпус имеет дополнительные боковые патрубки для подвода и отвода газового теплоносителя, причем пространство внутри корпуса герметично разделено на две части: водную, включающую пространства над активной зоной и под ней, и газовую, включающую промежутки между тепловыделяющими элементами и сегменты, заключенные между активной зоной и внутренней поверхностью корпуса, прилегающей к боковым патрубкам.

2. Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ), включающая ядерный реактор, турбогенератор, пароперегреватель, циркуляционный насос, отличающаяся тем, что ядерный реактор выполнен, как описано в п.1, контур водяного теплоносителя подключен к нижнему и верхнему патрубкам корпуса реактора и включает водное пространство реактора, турбогенератор, пароперегреватель и циркуляционный насос, а установка дополнительно имеет контур газового теплоносителя, подключенный к боковым патрубкам реактора и включающий газовое пространство реактора, пароперегреватель и циркуляционную воздуходувку.

3. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет выравниватели давления между водяным и газовым пространствами реактора, выполненные в виде герметичных сосудов, сообщающихся с трубопроводами, подводящими к реактору воду и газовый теплоноситель.

4. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет в газовом контуре газоочистительную установку.

5. ЯЭУ по п.2, отличающаяся тем, что она имеет в газовом контуре компрессор, соединенный с емкостями для хранения газового теплоносителя.

6. ЯЭУ по п. 2, отличающаяся тем, что она имеет газовую турбину, вал которой соединен с валом циркуляционной газодувки.

7. ЯЭУ по п.6, отличающаяся тем, что газовая турбина соединена с трубопроводом газового теплоносителя, выходящего из реактора.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с водоводяными кипящими ядерными реакторами (ЯР).

Известен водоводяной кипящий ЯР [1], включающий тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), систему управления и защиты (СУЗ), корпус с патрубками для подвода воды и отвода пара.

Недостатком такого ЯР являются низкие параметры получаемого пара, а отсюда и низкая эффективность ЯЭУ, в состав которой входит данный реактор.

Известна ЯЭУ [2], включающая кипящий ЯР с водяным теплоносителем, турбогенераторы, насосы. В ЯР кроме испарительных каналов имеются пароперегревательные.

Недостатком такой установки является то, что используемые в пароперегревательных каналах термостойкие материалы имеют невысокие нейтронно-физические параметры, что снижает эффективность использования ядерного топлива и, как следствие, приводит к снижению эффективности ЯЭУ.

Целью изобретения является повышение эффективности ЯЭУ.

Указанная цель достигается тем, что в кипящем водоводяном ЯР, выполненном в виде активной зоны, заключенной в корпус, активная зона состоит из ТВЭЛов, оболочки которых выполнены в виде параллелепипедов, открытых сверху и снизу. Каждая оболочка состоит из двух больших и двух малых граней. Большие грани имеют волнистую поверхность и на них снаружи нанесен слой ядерного топлива. ТВЭЛы установлены с промежутками параллельно друг другу, а между ними размещены элементы СУЗ. Промежутки между соседними ТВЭЛами соединены сверху и снизу перекрытиями. Корпус реактора имеет патрубки: нижний - для подвода воды, верхний - для вывода пара, боковые - для ввода и вывода газового теплоносителя. Внутреннее пространство корпуса герметично разделено на две части: водяную и газовую. Водяная включает пространства внутри ТВЭЛов и пространства над активной зоной и под ней. Газовая включает промежутки между ТВЭЛами и сегменты, заключенные между активной зоной и стенками корпуса, прилегающими к боковым патрубкам.

Указанная цель достигается также тем, что в ЯЭУ, имеющей контур водяного теплоносителя, включающий ЯР, турбогенератор, пароперегреватель и циркуляционный насос, реактор выполнен как описано выше, а ЯЭУ имеет газовый контур, в котором пароперегреватель соединен с газовым пространством ЯР, после пароперегревателя имеются газоочистительная установка и циркуляционная газодувка.

Кроме того, в ЯЭУ имеются выравниватели давления в виде герметичных сосудов, которые соединены с трубопроводами, подводящими к ЯР воду и газовый теплоноситель.

Кроме того, линия, питающая турбину циркуляционной газодувки, соединена с трубопроводом газового теплоносителя, выходящего из ЯР.

На фиг. 1 изображен ТВЭЛ; на фиг. 2 - активная зона ЯР; на фиг. 3 - ядерный реактор; на фиг. 4 - схема ЯЭУ.

Оболочка ТВЭЛа представляет собой конструкцию в форме параллелепипеда без оснований, состоящего из двух больших 1 и двух малых 2 граней. Большие грани 1 имеют волнистую форму и покрыты снаружи слоем ядерного горючего 3. Между большими гранями 1 образован открытый сверху и снизу канал 4.

Активная зона ЯР состоит из ТВЭЛов, расположенных параллельно друг другу с промежутками 5, и элементов СУЗ (на чертежах не показаны). Промежутки 5 сверху и снизу соединены перекрытиями 6.

Внутри корпуса 7 реактора закреплена активная зона 8. Корпус 7 имеет патрубки: нижний 9 - для подвода воды, верхний 10 - для вывода пара, боковые 11 - для ввода и 12 - для вывода газового теплоносителя.

Пространство внутри корпуса герметично разделено на две части: водную и газовую. Водная состоит из пространств: 4 - внутри ТВЭЛов, 13 - над активной зоной и 14 - под активной зоной 8. Газовая состоит из сегментов 15, заключенных между активной зоной 8 и внутренней поверхностью корпуса 7, прилегающей к боковым патрубкам 11 и 12, и промежутков между ТВЭЛами.

В состав ЯЭУ входят водяной и газовый контуры. Водяной контур включает водную часть пространства внутри ЯР 16, пароперегреватель 17, турбогенератор 18 и циркуляционный насос 19. Газовый контур содержит газовую часть пространства ЯР, пароперегреватель 17, циркуляционную газодувку 20, компрессор 21, газовую турбину 22, газоочистительную установку 23, емкости 24 для хранения газа. Имеются также выравниватели давления 25, выполненные в виде герметичных сосудов, соединенных с трубопроводами, подводящими воду и газовый теплоноситель к ЯР 16. Кроме того, имеются система дополнительного выравнивания давления в ЯР, включающая датчики давления (на чертежах не показаны) в водяной и газовой частях ЯР, система управления компрессором 21 и емкостями 24.

ЯЭУ работает следующим образом. Через реактор 16 циркуляционным насосом 19 прогоняется вода. Вода, будучи замедлителем нейтронов, создает в активной зоне условия для прохождения самоподдерживающейся ядерной реакции. В ядерном топливе выделяется тепло, которое через оболочки ТВЭЛов передается водному теплоносителю. Вода подогревается и испаряется. Из реактора 16 через патрубок 10 выходит насыщенный пар и, проходя через пароперегреватель 17, повышает свои параметры и направляется на турбину 18. Совершая работу по вращению турбины, пар конденсируется, а конденсат возвращается в ЯР. Газодувкой 20 газовый теплоноситель направляется в газовое пространство ЯР. Проходя через промежутки 5 между ТВЭЛами, газ нагревается от ядерного топлива и следует в пароперегреватель 17, где отдает тепло насыщенному пару, поступающему из реактора. На газоочистительной установке 23 газ освобождается от загрязнений, после чего циркуляционной газодувкой возвращается в ЯР. При запуске ЯЭУ газодувка 20 работает от пускового электродвигателя, а после установления режима работы часть газового теплоносителя после реактора подается на газовую турбину 22, которая вращает циркуляционную газодувку. Трубопровод, подводящий воду к патрубку 9, и трубопровод, подводящий газ к патрубку 11, сообщаются с выравнивателями давления 25. В случае необходимости может быть задействована система дополнительного выравнивания давления в ЯР. Если датчики зафиксируют недопустимое превышение давления в газовой части ЯР, включается компрессор 21, который перекачивает часть газа из газового контура в емкости 24, снижая давление в газовой части ЯР.

При работе предлагаемой ЯЭУ оболочки ТВЭЛов снаружи и изнутри испытывают давления, близкие по величине, что способствует обеспечению их герметичности и предотвращает проникновение радионуклидов в водный теплоноситель, чем обеспечивается улучшение радиационной обстановки. Кроме того, отсутствие значительной разницы между давлениями снаружи и внутри оболочек ТВЭЛов позволяет уменьшить толщину оболочек ТВЭЛов и тем самым снизить паразитное поглощение нейтронов и повысить эффективность использования ядерного топлива.

В предлагаемом ЯР теплосъем с ядерного горючего осуществляется как водным, так и газовым теплоносителями. Таким образом, осуществляется более полный теплосъем в ТВЭЛах, что повышает эффективность ЯЭУ и, снижая температуру ядерного топлива, снижает возможность его перегрева.

Газовый перегрев повышает параметры пара, что позволяет использовать в составе ЯЭУ более экономичные турбины, рассчитанные на более высокие параметры пара. Использование тепла газа, выходящего из реактора, позволяет обеспечить работу турбины, вращающей циркуляционную газодувку, и возможно, некоторых других агрегатов ЯЭУ. Это снижает затраты энергии на обеспечение работы самой ЯЭУ.

Источники информации

1. В. Е. Дорощук. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат, 1977, с. 84 - 88.

2. А. М. Петросян. Современные проблемы атомной науки и техники в СССР. М.: Атомиздат, 1976, с. 123 - 130.