ядерная энергетическая установка

Формула изобретения

1. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА, содержащая ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, компенсатор давления первого контура и трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от теплообменника первого-второго контуров, отличающаяся тем, что корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в которой выполнены по крайней мере два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров, при этом трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров сообщен с пространством под теплообменной поверхностью теплообменника второго-третьего контуров, а трубопровод отвода с пространством выше этой теплообменной поверхности.

2. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что теплообменная поверхность второго-третьего контуров окружена установленной на крышку реактора обечайкой, расположенной с зазором относительно внутренней поверхности корпуса теплообменника второго-третьего контуров.

3. Установка по п.1, отличающаяся тем, что компенсатор давления первого контура выполнен в виде герметичной оболочки, расположенной с зазором относительно внутренней стенки корпуса реактора, при этом пространство между оболочкой и корпусом соединено с внутриреакторным пространством.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано, например, в теплофикационных ядерных энергетических установках (ЯЭУ).

Известна ЯЭУ, содержащая ядерный реактор и несколько контуров циркуляции теплоносителя, в последнем из которых установлен турбогенератор, преобразующий тепловую энергию в электрическую (Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М. Высшая школа, 1974, с.19-22).

Данная установка обладает следующими недостатками: большой протяженностью и значительными массогабаритными характеристиками контуров, по которым циркулирует теплоноситель (трубопроводы, циркуляционные насосы, компенсаторы давления, запорная арматура); низким КПД при преобразовании тепловой энергии в электрическую; большими потерями тепла при его передаче от места генерации до потребителя; невысокой радиационной безопасностью, которая связана как с большой протяженностью контуров и повышенной из-за этого вероятностью протечек, так и с тем, что единственным барьером безопасности, отделяющим первый контур с радиактивным теплоносителем от обслуживаемых помещений, являются стенки трубопроводов и теплообменника, расположенного между первым и вторым контурами; принудительной циркуляцией теплоносителя во всех без исключения контурах, что приводит к прекращению отвода тепла при обесточивании насосов и повышению затрат электроэнергии на собственные нужды.

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату к заявленной является ЯЭУ содержащая интегральный ядерный реактор и трехконтурную систему циркуляции теплоносителя (Nuclear energy, journal of British nuclear energy society, vol.22, N 4, August 1983, p.251-259).

Благодаря применению в этом решении интегральной компановки удалось уменьшить вероятность выхода радиоактивных продуктов деления за пределы корпуса реактора. Однако опасность выхода все же сохранилась из-за того, что единственным барьером безопасности, отделяющим первый контур с радиоактивным теплоносителем от воды второго контура, является стенка теплообменника, расположенного между ними, при этом второй циркуляционный контур, в состав которого входят трубопpоводы, циркуляционные насосы, компенсатор давления, запорная арматура, расположен в обслуживаемых помещениях и имеет значительную протяженность.

Другие недостатки указанной установки заключаются в применении принудительной циркуляции теплоносителя во втором контуре и использовании в нем компенсатора давления, что приводит к прекращению отвода тепла при обесточивании насосов и повышению затрат электроэнергии на собственные нужды, а также увеличивает массогабаритные характеристики установки в целом. Большая протяженность второго контура, в свою очередь, ведет к росту его гидравлического сопротивления и тем самым дополнительным расходам электроэнергии, необходимой для прокачки теплоносителя второго контура.

К недостаткам данной установки следует также отнести значительные массогабаритные показатели реактора из-за того, что для обеспечения необходимой величины ослабления жесткого излучения вверх встроенный компенсатор давления, заполненный паром и водой, должен быть достаточно протяженным.

Изобретение направлено на снижение массогабаритных характеристик ЯЭУ и повышение ее ядерной безопасности, уменьшение затрат энергии на собственные нужды и повышение надежности.

Указанные результаты достигаются благодаря тому, что в ЯЭУ, содержащей ядерный интегральный реактор и по крайней мере не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в которой выполнены по крайней мере два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров, при этом трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров соединен с пространством над теплообменной поверхностью второго-третьего контуров, а трубопровод отвода с пространством ниже этой теплообменной поверхности, а также за счет того, что компенсатор давления первого контура выполнен в виде герметичной оболочки, расположенной с зазором относительно внутренней стенки корпуса реактора, при этом пространство между оболочкой и корпусом соединено с внутриреакторным пространством, кроме того, благодаря тому, что теплообменная поверхность второго-третьего контуров разделена на секции, каждая из которых расположена в отдельном корпусе.

На фиг. 1 представлена ЯЭУ с теплообменником второго-третьего контуров, корпус которого расположен на крышке интегрального реактора, продольное сечение; на фиг.2 ЯЭУ с теплообменником второго-третьего контуров, который разделен на секции, расположенные на крышке реактора в индивидуальных корпусах, продольное сечение.

ЯЭУ включает интегральный ядерный реактор 1, внутриреакторный объем которого ограничен прочным корпусом 1 и крышкой 2 и в котором установлены активная зона 3 и парогенератор 4, отделенные друг от друга обечайкой 5. Над крышкой 2 реактора установлен прочный герметичный колпак 6, внутри которого размещен теплообменник 7 второго-третьего контура, окруженный снаружи обечайкой 8, установленный с зазором относительно внутренней поверхности колпака 6, разделяющей отверстия в крышке реактора, через которые проходит питательная вода в опускные питательные трубы 9 и отверстия, через которые проходит пар, выходящий из подъемных паровых труб 10 парогенератора 4. Часть внутриреакторного пространства отделена от первого контура реактора оболочкой 11, имеющей форму стакана, соединена с объемом первого контура через отверстие 12 или трубу 13 и образует компенсатор 14 давления первого контура.

ЯЭУ работает следующим образом.

Вначале заполняют теплоносителем внутриреакторный объем корпуса 1 и через отверстия 12 часть пространства между оболочкой 11 и внутренней поверхностью корпуса 1. После этого подают газ в компенсатор 14 давления и создают в первом контуре начальное давление. Затем производят разогрев реактора. Теплоноситель первого контура, нагреваясь в активной зоне 3, поднимается внутри обечайки 5 и поступает в парогенератор 4, где охладившись, опускается в пространстве между обечайкой 5 и оболочкой 11 под активную зону 3.

Теплоноситель второго контура, нагреваясь в парогенераторе 4, превращается в пар и поднимается по подъемным паровым трубам 10, через отверстия в крышке 2 реактора в кольцевой зазор между разделительной оболочкой 8 и герметичным прочным колпаком 6. Далее поднимается по этому кольцевому зазору и, выходя из него, попадает в теплообменник 7 второго-третьего контура, где отдает тепло третьему контуру и конденсируется. После этого конденсат через отверстия в крышке 2 реактора попадает в опускные питательные трубы 9 парогенератора 4 и поступает в парогенератор 4.

При аварии радиоактивные продукты через неплотности в разделительной поверхности теплообменника первого-второго контуров попадают во второй контур и оказываются локализованными внутри корпуса этого теплообменника, поскольку он непосредственно примыкает к корпусу реактора (крышка реактора одновременно является днищем теплообменника) и у второго контура отсутствуют трубопроводы с запорно-отсечной арматурой, через которые чаще всего и происходят утечки в обслуживаемые помещения станции. Тем самым, повышается безопасность ЯЭУ и уменьшаются ее массогабаритные характеристики. Кроме того, снижается гидравлическое сопротивление тракта циркуляции второго контура, что позволяет во втором контуре использовать пароводяной теплоноситель в режиме естественной циркуляции и исключить из тракта циркуляции насос и компенсатор давления, что ведет к дополнительному уменьшению массогабаритных характеристик и повышает надежность ЯЭУ.

При выполнении теплообменной поверхности второго-третьего контуров в виде отдельных параллельных секций, расположенных в собственных корпусах, герметично установленных на крышке реактора, обеспечивается повышение надежности ЯЭУ, поскольку при разгерметизации одной из секций теплообменника второго-третьего контуров установка продолжает работать за счет функционирования остальных секций теплообменника. При этом вышедшая из строя секция теплообменника отключается от потребителя и может быть демонтирована и заменена на новую.

Кроме того, размещение компенсатора давления первого контура у внутренней стенки корпуса реактора приводит к тому, что перед внутренней поверхностью корпуса реактора за счет оболочки компенсатора и имеющейся в нем воды образуется железоводная защита, которая обеспечивает снижение нейтронного потока, а также потока жесткого и нейтронного излучения, попадающих на корпус, и продлевает тем самым ресурс корпуса ядерного реактора.

Размещение корпуса теплообменника второго-третьего контуров на крышке реактора приводит к созданию еще одной железоводной защиты, но уже не сбоку от активной зоны, а над ней, что улучшает радиационную обстановку в помещениях станции, расположенных над реактором.