ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения и способ (варианты) авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения

Формула изобретения

1. Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения, включающий корпус, активную зону, теплоизолирующую обечайку, тяговую трубу, промежуточный теплообменник, органы авторегулирования реактором, при этом корпус реактора образован цилиндрической обечайкой, крышкой и днищем, снаружи к днищу приварена опора, а через крышу выведены трубы, подводящие и отводящие теплоноситель второго контура реакторной установки и теплоноситель контура потребителя, активная зона состоит из двух блоков, центрального и наружного, центральный блок выполнен в виде сплошного цилиндра, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом снаружи и по торцам, наружный блок выполнен в виде цилиндра с внутренним отверстием, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых и бокового отражателей из алюминий - бериллиевого сплава, очехлован стальным листом по наружной и внутренней поверхности цилиндра с внутренним отверстием и по торцам, центральный блок вставлен в наружный блок с зазором, оба блока опираются на днище через радиальные ребра, приваренные к днищу с внутренней стороны, в зазоре между центральным и наружным блоками расположены каналы регулирования, в каналах регулирования размещены органы авторегулирования реактором, выполненные с возможностью соединения с контуром потребителя, в зазоре между наружной боковой поверхностью активной зоны и внутренней поверхностью корпуса расположена теплоизолирующая обечайка, которая над активной зоной переходит в тяговую трубу, теплоизолирующая обечайка и тяговая труба выполнены многослойными со слоем тепловой изоляции внутри, в верхней части корпуса расположен промежуточный теплообменник между первым и вторым контурами охлаждения, теплообменная поверхность промежуточного теплообменника выполнена из труб, навитых в виде змеевиков, объединенных во входном и выходном коллекторах, таким образом, что входной коллектор соединен с трубой, подводящей теплоноситель второго контура, а выходной коллектор соединен с трубой, отводящей теплоноситель второго контура.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве органа авторегулирования реактором использовано устройство регулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя.

3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве устройства регулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя использован, по крайней мере, один регулятор мощности по температуре теплоносителя на входе в теплообменник потребителя.

4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве устройства регулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя использован, по крайней мере, один регулятор мощности по температуре теплоносителя на выходе из теплообменника потребителя.

5. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве органа авторегулирования реактором использовано устройство регулирования мощности реактора по расходу теплоносителя в контуре потребителя.

6. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве топлива в твэл использован UO₂, обогащенный по изотопу U-235.

7. Ядерный реактор по п.6, отличающийся тем, что обогащение U по изотопу U-235 не превышает 20%.

8. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что доля бериллия в алюминий-бериллиевом сплаве составляет от 59 до 65%.

9. Способ регулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения, по которому осуществляют выделение тепловой энергии в активной зоне реактора, передачу выделенной тепловой энергии теплоносителю в контуре потребителя и его нагрев через теплообменник потребителя, передачу тепловой энергии потребителю из контура потребителя, при этом выделение тепловой энергии в активной зоне регулируют изменением уровня жидкости с поглотителем нейтронов в канале регулирования, таким образом, что при повышении температуры теплоносителя в контуре потребителя уровень жидкости повышают, а при понижении температуры теплоносителя в конуре потребителя уровень жидкости понижают.

10. Способ по п.9, отличающийся тем, что изменение температуры жидкости осуществляют в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя на входе в теплообменник потребителя.

11. Способ по п.9, отличающийся тем, что изменение температуры жидкости осуществляют в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя на выходе из теплообменника потребителя.

12. Способ по п.9, отличающийся тем, что в качестве жидкости используют ртуть.

13. Способ по п.9 или 12, отличающийся тем, что в качестве поглотителя нейтронов используют кадмий, растворенный в ртути.

14. Способ по п.9, отличающийся тем, что поглотитель нейтронов используют в твердотельном состоянии.

15. Способ регулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения, по которому осуществляют выделение тепловой энергии в активной зоне реактора, передачу выделенной тепловой энергии теплоносителю в контуре потребителя и его нагрев через теплообменник потребителя, передачу тепловой энергии потребителю из контура потребителя, при этом выделение тепловой энергии в активной зоне регулируют изменением уровня жидкости с поглотителем нейтронов в канале регулирования, таким образом, что при уменьшении расхода теплоносителя в контуре потребителя поднимают уровень жидкости с поглотителем, а при увеличении расхода теплоносителя в конуре потребителя снижают уровень жидкости с поглотителем.

16. Способ по п.15, отличающийся тем, что в качестве жидкости с поглотителем нейтронов используют раствор кадмия в ртути.

17. Способ по п.15, отличающийся тем, что поглотитель нейтронов используют в твердотельном состоянии.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам теплоснабжения малой мощности, в которых осуществляется авторегулирование тепловой мощности в активной зоне реактора в зависимости от сезонных и суточных колебаний количества тепловой энергии, потребляемой потребителем, в частности к таким ядерным энергетическим установкам теплоснабжения, которые не нуждаются в текущем обслуживании техническим персоналом на протяжении всего срока эксплуатации, равного нескольким десяткам лет, и, которые могут использоваться для обеспечения автономного теплоснабжения объектов, потребляющих до нескольких мегаватт тепловой мощности.

Известен реактор для теплоснабжения мощностью 300 кВт с ресурсом работы 60 лет без постоянного эксплуатационного персонала /Ю.А.Казанский, В.А.Левченко, Е.С.Матусевич, Ю.С.Юрьев и др. Саморегулируемый реактор сверхмалой мощности для теплоснабжения - «МАСТЕР ИАТЭ». «Известия вузов. Ядерная энергетика». №3, с.63, 2003 г./.

Недостатки известного реактора состоят в том, что он не удовлетворяет международным требованиям по нераспространению ядерных материалов, т.к. для его работы необходимо ядерное топливо с обогащением около 40%, а малая мощность реактора и используемое топливо и материалы активной зоны обуславливают высокую стоимость вырабатываемой энергии. Кроме того, хорошие технические и нейтронно-физические свойства "однотвэльного" реактора стали непреодолимой преградой на пути увеличения мощности.

Известен способ авторегулирования мощности ядерного реактора энергетической установки теплоснабжения сверхмалой мощности, выбранный в качестве прототипа /Ю.А.Казанский, В.А.Левченко, Е.С.Матусевич, Ю.С.Юрьев и др. Саморегулируемый реактор сверхмалой мощности для теплоснабжения - «МАСТЕР ИАТЭ». «Известия вузов. Ядерная энергетика». №3, с.63, 2003 г./. В известном способе авторегулирование мощности реактора осуществляется за счет того, что в теплоносителе первого контура реактора имеется изолированный объем жидкости с высокой концентрацией поглотителя. Этот объем связан с каналами, расположенными в активной зоне реактора. При изменении температуры теплоносителя первого контура уровень жидкости с поглотителем в каналах изменяется - при повышении температуры уровень этой жидкости повышается, что приводит к уменьшению реактивности реактора и, следовательно, к уменьшению тепловыделения в активной зоне, при понижении температуры уровень жидкости понижается, что приводит к увеличению реактивности и, следовательно, к увеличению тепловыделения в активной зоне реактора.

Недостатки известного способа состоят в том, что регулятор мощности отслеживает температуру теплоносителя на входе в активную зону реактора, пытаясь удерживать мощность реактора на уровне, обеспечивающем заданную температуру теплоносителя на входе в активную зону, а на практике необходимо отслеживать изменение мощности, отбираемой потребителем, т.е. изменение температуры теплоносителя в контуре потребителя.

Недостаток известного способа состоит также в том, что регулятор мощности прямо не отслеживает изменение расхода теплоносителя в контуре потребителя.

Решаемая техническая задача состояла:

- в создании способа авторегулирования уровня энерговыделения в активной зоне реактора ядерной энергетической установки в зависимости от сезонных и суточных колебаний величины потребления энергии потребителем, в частности от изменения температуры теплоносителя в контуре потребителя, а также изменения его расхода, в отсутствии механических и электронных устройств в системе управления реактором;

- в создании способа, который позволяет создать установку теплоснабжения, высокая безопасность работы которой обеспечивалась бы без текущего обслуживания реактора человеком, причем в этой установке производимая мощность должна равняться снимаемой мощности;

- в создании ядерного реактора энергетической установки теплоснабжения с тепловой мощностью в интервале от 1 до 4 МВт с ресурсом работы 60 лет без постоянного эксплуатационного персонала, вырабатывающего дешевую тепловую энергию, в котором осуществлялось бы авторегулирование уровня энерговыделения в активной зоне реактора ядерной энергетической установки в зависимости от сезонных и суточных колебаний величины потребления энергии потребителем, в котором использовалось бы топливо с обогащением, которое удовлетворяет международным требованиям по нераспространению ядерных материалов. Сущность изобретения в отношении ядерного реактора энергетической установки теплоснабжения состоит в том, что ядерный реактор включает корпус, активную зону, теплоизолирующую обечайку, тяговую трубу, промежуточный теплообменник, органы авторегулирования реактором, при этом корпус реактора образован цилиндрической обечайкой, крышкой и днищем, снаружи к днищу приварена опора, а через крышку выведены трубы, подводящие и отводящие теплоноситель второго контура реакторной установки, и теплоноситель контура потребителя, активная зона состоит из двух блоков: центрального и наружного, центральный блок выполнен в виде сплошного цилиндра, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом снаружи и по торцам, наружный блок выполнен в виде цилиндра с внутренним отверстием, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых и бокового отражателей из алюминий -бериллиевого сплава, очехлован стальным листом по наружной и внутренней поверхности цилиндра с внутренним отверстием и по торцам, центральный блок вставлен в наружный блок с зазором, оба блока опираются на днище через радиальные ребра, приваренные к днищу с внутренней стороны, в зазоре между центральным и наружным блоками расположены каналы регулирования, в каналах регулирования размещены органы авторегулирования реактором, выполненные с возможностью соединения с контуром потребителя, в зазоре между наружной боковой поверхностью активной зоны и внутренней поверхностью корпуса расположена теплоизолирующая обечайка, которая над активной зоной переходит в тяговую трубу, теплоизолирующая обечайка и тяговая труба выполнены многослойными со слоем тепловой изоляции внутри, в верхней части корпуса расположен промежуточный теплообменник между первым и вторым контурами охлаждения, его теплообменная поверхность выполнена из труб, навитых в виде змеевиков, объединенных во входном и выходном коллекторах, таким образом, что входной коллектор соединен с трубой, подводящей теплоноситель второго контура, а выходной коллектор соединен с трубой, отводящей теплоноситель второго контура.

При этом в качестве органа авторегулирования реактором может быть использовано устройство регулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя.

При этом в качестве устройства регулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя может быть использован, по крайней мере, один регулятор мощности по температуре теплоносителя на входе в теплообменник потребителя или по температуре теплоносителя на выходе из теплообменника потребителя.

При этом в качестве органа авторегулирования реактором может быть использовано устройство регулирования мощности реактора по расходу теплоносителя в контуре потребителя.

При этом в качестве топлива в твэл может быть использован UO₂, обогащенный по изотопу U-235, при этом обогащение не превышает 20%.

При этом доля бериллия в алюминий-бериллиевом сплаве может составлять от 59 до 65%.

Технический результат от использования изобретения состоит в том, что изобретение позволяет создать ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения с тепловой мощностью в интервале от 1 до 4 МВт с ресурсом работы 60 лет, работающий без постоянного эксплуатационного персонала, вырабатывающий дешевую тепловую энергию. В этом реакторе осуществляется авторегулирование уровня энерговыделения в активной зоне в зависимости от сезонных и суточных колебаний величины потребления энергии потребителем, в отсутствии механических и электронных устройств в системе управления реактором. Этот реактор удовлетворяет международным требованиям по нераспространению ядерных материалов.

Технический результат достигается за счет того, что:

1) международные требованиям по нераспространению ядерных материалов были удовлетворены, потому что удалось использовать топливо, в котором обогащение урана по изотопу U-235 не превышает 20%;

2) снижена стоимость вырабатываемой энергии за счет увеличения мощности реактора, для чего пришлось отказаться от реактора с активной зоной, выполненной в виде сплошного цилиндра, состоящего из твэл, залитых в матрицу (так называемый «однотвэльный» реактор). Хорошие технические и нейтронно-физические свойства «однотвэльного» реактора стали непреодолимой преградой на пути увеличения мощности. Это обусловлено тем, что при такой активной зоне увеличение мощности приводит к увеличению температуры внутри цилиндра выше температуры плавления материалов активной зоны, что недопустимо. Поэтому в предлагаемом реакторе предложена активная зона, выполненная в виде двух блоков, вставленных друг в друга с зазором, что позволило создать дополнительную кольцевую петлю теплоносителя в первом контуре, что улучшило охлаждение активной зоны;

3) снижение стоимости энергии обусловлено также переходом от уран-бериллиевых твэлов к твэлам с двуокисью урана, что позволяет использовать стандартную технологию изготовления твэлов для реакторов РБМК /А.В.Ватулин. Разработка тепловыделяющих элементов проектов реакторных установок, выполненных НИКИЭТ, «Юбилейная международная конференция: «Опыт конструкции ядерных реакторов» М., НИКИЭТ 27-28 мая 2002 г., стр.87./;

4) снижение стоимости энергии обусловлено также заменой чистого бериллия в активной зоне и отражателе на алюминий-бериллиевый сплав, т.к. стоимость бериллия значительно больше стоимости алюминия;

5) соответствие уровня вырабатываемой реактором и потребляемой потребителем энергии, величина которой изменяется в зависимости от сезонных и суточных колебаний, достигается за счет использования разработанных способов авторегулирования мощности реактора, работающих в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя, а также в зависимости от величины расхода теплоносителя в контуре потребителя;

6) удалось обойтись без механических и электронных устройств в системе управления реактором благодаря разработанным способам авторегулирования реактором, работающим без использования механических и электронных устройств.

Сущность изобретения в отношении первого варианта способа авторегулирования мощности ядерной энергетической установки состоит в том, что в способе авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения, включающем выделение тепловой энергии в активной зоне реактора, передачу выделенной тепловой энергии теплоносителю в контуре потребителя и его нагрев через теплообменник потребителя, передачу тепловой энергии потребителю из контура потребителя, регулирование выделения тепловой энергии в активной зоне введением в канал регулирования различного количества поглотителя нейтронов, регулирование количества поглотителя нейтронов в канале регулирования температурным изменением объема жидкости, размещенной в емкости для жидкости вне активной зоны реактора, соединенной с каналом регулирования, при этом в данном способе изменение температуры жидкости осуществляют в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя.

При этом изменение температуры жидкости могут осуществлять в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя на входе в теплообменник потребителя или на выходе из него.

При этом в качестве жидкости могут использовать ртуть.

При этом в качестве поглотителя могут использовать кадмий, растворенный в ртути.

При этом могут использовать поглотитель нейтронов в твердом состоянии.

Технический результат использования изобретения состоит в том, что предложенный способ позволяет создать ядерную установку теплоснабжения с длительной кампанией реактора без перегрузки топлива, в которой осуществляется авторегулирование уровня энерговыделения в активной зоне реактора в зависимости от сезонных и суточных колебаний величины потребления энергии потребителем, в частности от изменения температуры теплоносителя в контуре потребителя.

Кроме того, технический результат состоит также в том, что предложенный способ позволяет добиться авторегулирования уровня энерговыделения без использования механических или электронных устройств, что исключает вероятность выхода из строя предлагаемых регуляторов мощности в процессе эксплуатации реактора, повышая этим уровень безопасности реактора.

Кроме того, технический результат состоит также в том, что применение предложенного способа авторегулирования уровня энерговыделения позволяет добиться практического равенства производимого реакторной установкой теплоснабжения и снимаемого потребителем тепла, что улучшает экологические характеристики установки теплоснабжения, т.к. исключает сброс в окружающую среду избыточного тепла, а также улучшает экономические показатели энергетической установки теплоснабжения.

Технический результат достигается за счет того, что изменение уровня потребления тепловой энергии потребителем приводит к изменению температуры в контуре потребителя, а в прямой зависимости от этой температуры находится количество поглотителя в активной зоне реактора, и, следовательно, реактивность реактора, и выделяемая им тепловая энергия. При этом принцип работы регулятора основан на зависимости объема тела от его температуры. Это позволяет исключить использование механических или электронных устройств для регулирования энерговыделения в активной зоне.

Сущность изобретения в отношении второго варианта способа авторегулирования мощности ядерной энергетической установки состоит в том, что в способе авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения, включающем выделение тепловой энергии в активной зоне реактора, передачу выделенной тепловой энергии теплоносителю в контуре потребителя и его нагрев через теплообменник потребителя, регулирование выделения тепловой энергии в активной зоне введением в канал регулирования различного количества поглотителя нейтронов, при этом в данном способе количество поглотителя нейтронов, вводимое в канал регулирования, изменяют в зависимости от расхода теплоносителя в контуре потребителя.

При этом в качестве поглотителя нейтронов могут использовать жидкое вещество, например кадмий, растворенный в ртути, или поглотитель нейтронов в твердотельном состоянии.

Технический результат использования изобретения состоит в том, что предложенный способ позволяет создать ядерную установку теплоснабжения с длительной кампанией реактора без перегрузки топлива, в которой осуществляется авторегулирование уровня энерговыделения в активной зоне реактора в зависимости от сезонных и суточных колебаний величины потребления энергии потребителем, в частности от изменения расхода теплоносителя в контуре потребителя.

Кроме того, технический результат состоит также в том, что предложенный способ позволяет добиться авторегулирования уровня энерговыделения без использования механических или электронных устройств, что исключает вероятность выхода из строя предлагаемых регуляторов мощности в процессе эксплуатации реактора, повышая этим уровень безопасности реактора.

Кроме того, технический результат состоит также в том, что применение предложенного способа авторегулирования уровня энерговыделения позволяет добиться практического равенства производимого реакторной установкой теплоснабжения и снимаемого потребителем тепла, что улучшает экологические характеристики установки теплоснабжения, т.к. исключает сброс в окружающую среду избыточного тепла, а также улучшает экономические показатели ядерной энергетической установки теплоснабжения.

Технический результат достигается за счет того, что изменение уровня потребления тепловой энергии потребителем может привести к необходимости изменения скорости прокачки (т. е. расхода) теплоносителя в контуре потребления. Это приведет к изменению количества поглощающего вещества в активной зоне реактора и, следовательно, приведет к изменению реактивности реактора и выделяемой им тепловой энергии. При этом для работы регулятора не нужны механические или электронные устройства.

Работа предлагаемого изобретения иллюстрируется графическими материалами, представленными на фиг.1-6.

На фиг.1 представлена схема конструкции ядерного реактора энергетической установки теплоснабжения, где 1, 2 и 3 - это соответственно цилиндрическая обечайка, крышка и днище корпуса реактора, 4 и 5 - это соответственно центральный и наружный блоки активной зоны, 6 - зазор между центральным и наружным блоками активной зоны, 7 - теплоизолирующая обечайка, 8 - тяговая труба, 9 - промежуточный теплообменник, 10 - органы авторегулирования реактором, 11 - трубы, подводящие и отводящие теплоноситель второго контура.

На фиг.2 представлена принципиальная схема устройства регулирования ядерной энергетической установки теплоснабжения, в которой использован способ авторегулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя, где 12 - активная зона ядерного реактора, 13 - теплообменник потребителя, 14 - канал регулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя на входе в теплообменник потребителя, 15 - емкость для жидкого поглотителя нейтронов, соединенная с каналом регулирования мощности реактора 14, емкость 15 размещена вне активной зоны реактора и снабжена теплообменником, обеспечивающим нагрев жидкости в емкости 15 до температуры теплоносителя в контуре потребителя на входе в теплообменник потребителя, 16 - канал регулирования мощности реактора по температуре теплоносителя в контуре потребителя на выходе из теплообменника потребителя, 17 - емкость для жидкого поглотителя нейтронов, соединенная с каналом регулирования мощности реактора 16, емкость 17 размещена вне активной зоны реактора и снабжена теплообменником, обеспечивающим нагрев жидкости в емкости 17 до температуры теплоносителя в контуре потребителя на выходе из теплообменника потребителя.

На фиг.3 представлена принципиальная схема устройства регулирования ядерной энергетической установки теплоснабжения, в которой использован способ авторегулирования мощности реактора по расходу теплоносителя в контуре потребителя, где 12 - активная зона, 18 - герметичный теплоизолированный канал, 19 - контур потребителя, 20 - устройство, способное отслеживать изменение статического давления в различных сечениях потока жидкости при изменении скорости жидкости.

На фиг.4 представлено изменение массового расхода теплоносителя в контуре потребителя.

На фиг.5 представлено увеличение температуры воды в контуре потребителя на входе в теплообменник потребителя (кривая 21) и соответствующее изменение температуры воды в первом контуре охлаждения на входе в промежуточный теплообменник (кривая 22), а также изменение температуры воды в контуре потребителя на выходе из теплообменника потребителя (кривая 23).

На фиг.6 представлено изменение тепловой мощности реактора в переходном процессе при изменениях расхода в контуре потребителя (фиг.4) и после увеличения температуры воды в контуре потребителя на входе в контур потребителя (фиг.5 кривая 21).

Схема конструкции реактора энергетической установки теплоснабжения мощностью 1 МВт представлена на фиг.1. Реактор состоит из следующих основных элементов: корпуса, активной зоны, теплоизолирующей обечайки, тяговой трубы, промежуточного теплообменника и органов авторегулирования реактором.

Корпус реактора образован цилиндрической обечайкой 1, эллиптическими крышкой 2 и днищем 3. Внутренний диаметр корпуса 1200 мм, толщина стенки цилиндрической обечайки 1 составляет 30 мм. К днищу приварена опора в виде обечайки, опирающаяся на плиту. Через крышку выведены трубы 11, подводящие и отводящие теплоноситель 2-го контура реакторной установки, и трубы, подводящие и отводящие теплоноситель контура потребителя к органам авторегулирования реактором 10 (на схеме фиг.1 не показаны).

Активная зона состоит из двух блоков: центрального 4 и наружного 5. Центральный блок выполнен в виде сплошного цилиндра диаметром 480 мм и высотой 1240 мм. Наружный блок выполнен в виде цилиндра с внутренним отверстием диаметром 530 мм. Высота та же, что и у внутреннего.

Центральный блок 4 представляет собой монолитную конструкцию, состоящую из тепловыделяющих элементов (твэл), залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава (Al-38%, Ве-62%) с шагом 18 мм. Блок очехлован стальным листом толщиной 10 мм - снаружи и по торцам. Алюминий-бериллиевый сплав толщиной 100 мм по торцам блока выполняет роль торцевого отражателя.

Наружный блок 5 активной зоны представляет собой цилиндр с внутренним отверстием. Внутри этого блока, так же как и в центральном блоке 4, расположены такие же твэлы в такой же матрице из алюминий-бериллиевого сплава. Отличие заключается в том, что, помимо торцевого отражателя, есть и боковой отражатель толщиной 100 мм, выполненный из алюминий-бериллиевого сплава. Наружный блок, так же как и центральный, очехлован стальными листами.

Центральный блок вставлен в наружный блок с зазором 6, составляющим 25 мм. Оба блока опираются на эллиптическое днище через радиальные ребра. В зазоре между блоками 6 расположены органы авторегулирования реактором 10, имеющие наружный диаметр 25 мм. Они же выполняют одновременно и роль дистанцирующих элементов.

В зазоре между наружным блоком активной зоны и внутренней поверхностью корпуса расположена теплоизолирующая обечайка 7 суммарной толщиной 50 мм. Эта обечайка, в свою очередь, образована двумя обечайками с толщиной стенки 10 мм. Зазор между этими обечайками (30 мм) заполнен теплоизолирующим материалом. Над активной зоной теплоизолирующая обечайка 7 переходит в тяговую трубу 8, имеющую толщину стенки 50 мм и такую же конструкцию, как и у теплоизолирующей обечайки 7. Теплоизолирующая обечайка и тяговая труба выполнены многослойными с тепловой изоляцией внутри, для того чтобы исключить теплообмен между горячей и холодной ветвями воды первого контура.

В верхней части корпуса расположена теплообменная поверхность промежуточного теплообменника 9, через которую тепло воды первого контура передается воде второго контура. Теплообменная поверхность выполнена из труб, навитых в виде змеевиков, объединенных во входном и выходном коллекторах.

Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения работает следующим образом.

Реактор энергетической установки в отсутствие теплоносителя первого контура охлаждения находится в подкритическом состоянии. Для перевода в критическое состояние реактор заполняется водой, являющейся теплоносителем 1-го контура. Реактор заполняется водой неполностью. В верхней части корпуса оставлен газовый объем для компенсации объемного расширения воды 1-го контура. Толщина воды в термосифоне (над верхним краем тяговой трубы) составляет 10 см.

Циркуляция теплоносителя в первом контуре реактора естественная и осуществляется по следующей схеме. Вода, находящаяся в зазоре между теплоизолирующей обечайкой 7 и наружной поверхностью наружного блока 5, а также в зазоре между наружным и центральным блоками активной зоны 6, нагревается и за счет естественной циркуляции направляется по тяговой трубе 8 на теплообменную поверхность промежуточного теплообменника 9, где передает тепло воде 2-го контура. По зазору между цилиндрической обечайкой корпуса 1 и теплоизолирующей обечайкой 7 холодная вода направляется на вход в активную зону.

Тепло воды второго контура через теплообменник потребителя передается воде в контуре потребителя. Циркуляция воды во втором контуре и контуре потребителя принудительная.

В таблице приведена спецификация активной зоны работающей ядерной энергетической установки теплоснабжения мощностью 1 МВт.

Таблица
Параметр	Значение
Тепловая мощность	1 МВт
Высота активной зоны	100 см
Диаметр активной зоны	75 см
Материал замедлителя	Сплав Al(38%)+Be(62%)*)
Плотность замедлителя	2.1 г/см 3
Средняя температура замедлителя	206°С
Топливо	UO2
Плотность топлива	10.4 г/см 3
Масса топлива	1274 кг
Масса 235 U / (всего урана)	191/(1122)кг
Обогащение по 235U	17%
Количество ТВЭЛов	1139шт.
Внешний диаметр ТВЭЛа	1.35 см
Толщина оболочки ТВЭЛа	0.09 см
Диаметр топливной таблетки	1.17 см
Шаг решетки ТВЭЛов	1.8 см
Средняя температура топлива	274°С
Материал оболочки ТВЭЛа	Сплав Zr(99%)+Nb(1%)*)
Плотность оболочки ТВЭЛа	6.09 г/см 3
Средняя температура оболочки ТВЭЛа	262°С
Материал корпуса активной зоны	Сплав САВ-2
Внешний диаметр корпуса	101 см
Высота корпуса	126 см
Толщина стенки кольцевого канала и корпуса	1.0 см
Материал отражателей	Сплав Al(38%)+Be(62%) *)
Плотность отражателя	2.1 г/см3
Толщина бокового отражателя	10 см
Толщина верхнего и нижнего отражателей	10 см
Параметры воды в первом контуре: Среднее давление Средняя температура Плотность	0.1 МПа 82°С 0.967 г/см3
*) Состав материалов дан в процентах по массе.

В стационарном режиме работы ядерной энергетической установки теплоснабжения (при постоянном уровне потребления тепловой энергии потребителем из контура потребителя) температура воды в контуре потребителя на входе в теплообменник потребителя, на выходе из теплообменника контура потребителя и расход воды в контуре потребителя являются постоянными величинами. Количество вырабатываемой энергии в активной зоне реактора и количество потребляемой потребителем энергии сбалансированы.

При изменении уровня потребления энергии потребителем, обусловленном суточными или сезонными колебаниями потребления энергии (предположим потребление энергии увеличилось), температура воды в контуре потребителя уменьшится на входе в теплообменнике потребителя, и, следовательно, если не увеличить выделение энергии в активной зоне реактора, то уменьшится температура теплоносителя на выходе из теплообменника потребителя и потребитель испытает дефицит энергии. Для компенсации этого дефицита необходимо увеличить тепловыделение в активной зоне, т.е. надо увеличить мощность реактора, т.е. увеличить его реактивность. Аналогично при уменьшении энергопотребления потребителем необходимо уменьшить энерговыделение в активной зоне, следовательно, надо уменьшить мощность реактора, т.е. уменьшить его реактивность.

При изменении энергопотребления возможно также изменение расхода теплоносителя в контуре потребителя. Это также требует изменения мощности реактора, т.е. изменения его реактивности.

Для решения этих проблем, связанных с сезонными и суточными колебаниями энергопотребления, в конструкции реактора предусмотрены органы авторегулирования реактором 10.

Авторегулирование мощности реактора осуществляется по значениям температуры и расхода воды в контуре потребителя.

Первый вариант способа авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя работает следующим образом.

Активная зона реактора содержит, по крайней мере, два устройства регулирования мощности по температуре теплоносителя контура потребителя на входе t_вх в теплообменник потребителя и выходе t_вых. из теплообменника потребителя. Рабочим телом устройства является жидкость, например ртуть с коэффициентом термического расширения ˜1.8*10 ^-4 1/K в рабочем интервале температур. Регулирование осуществляется изменением высоты столба жидкости в активной зоне реактора, основанным на физическом явлении объемного расширения среды при повышении ее температуры. Устройство регулирования представляет собой герметичный теплоизолированный канал заданного сечения из реакторного материала, например сплава циркония или нержавеющей стали (зависит от спектра нейтронов), заполненный определенным количеством жидкости с большим сечением поглощения нейтронов. Канал размещен в активной зоне и соединен с емкостью с теплообменником, заполненной жидкостью с подходящим коэффициентом объемного расширения. Температура емкости с помощью теплообменника устанавливается в соответствии с температурой на входе в теплообменник потребителя или на выходе из него). Теплоноситель контура потребителя подводится к теплообменнику этой емкости из точек отбора (на входе в теплообменник потребителя или на выходе из него).

Таким образом, при работе установки в стационарном режиме устройство регулирования мощности изотермически соединено с входом или выходом контура потребителя. Объем рабочей среды регулятора, а следовательно, и высота столба рабочей среды в канале регулятора пропорциональны ее температуре. Эффективное поглощение нейтронов рабочей средой (например, ртутью) достигается путем растворения в ней поглотителя (например, кадмия) либо путем использования на поверхности жидкой среды регулятора поплавка из материала с большим сечением поглощения нейтронов (например, карбида бора, эрбия и т.п.).

Работу первого варианта способа авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя рассмотрим на примере принципиальной схемы, представленной на фиг.2.

Ядерный реактор включает активную зону 12 с, по крайней мере, одним из двух каналов регулирования мощности по температуре теплоносителя в контуре потребителя 14 и 16. Каналы 14 и 16 размещены в зазоре 6 (фиг.1). Каналы регулирования мощности 14 и 16 соединены соответственно с емкостями 15 и 17, размещенными вне активной зоны реактора, и попарно являются сообщающимися сосудами. Емкости 15 и 17 заполнены жидкостью с большим сечением поглощения нейтронов. Емкости 15 и 17 посредством теплообменников термически соединены с теплоносителем в контуре потребителя соответственно на его входе в теплообменник потребителя 13 и на его выходе из теплообменника потребителя 13. Это приводит к тому, что температура поглощающей нейтроны жидкости в емкости 15 соответствует температуре теплоносителя в контуре потребителя на входе в теплообменник 13, а температура поглощающей нейтроны жидкости в емкости 17 соответствует температуре теплоносителя в контуре потребителя на выходе из теплообменника 13. Теплообменник 13 служит для передачи тепла, вырабатываемого в реакторе теплоносителю в контуре потребителя. Остальные контуры на схеме не показаны. Тепло потребителем отбирается из контура потребителя вне ядерной установки теплоснабжения.

Регулирование мощности реактора, обусловленное необходимостью отслеживать сезонные и суточные колебания потребления тепловой энергии потребителем, осуществляется с помощью двух герметичных каналов регулирования 14 и 16, заполненных жидкостью с большим сечением поглощения нейтронов. Каналы регулирования размещены в активной зоне и соединены с емкостями 15 и 17, в которых находится поглощающая среда. Теплоноситель контура потребителя через соответствующие теплообменники подводится к емкостям 15 и 17 из точек отбора (на входе в теплообменник потребителя 13 для теплообменника емкости 15 или на выходе из теплообменника потребителя для теплообменника емкости 17).

Таким образом, емкости 15 и 17, а вместе с ними и каналы регулирования мощности 14 и 16 термически соединены соответственно с входом и выходом теплообменника контура потребителя. Объем рабочей среды в емкостях и каналах регулирования, а следовательно, и высота столба жидкости, поглощающей нейтроны, в каналах регулирования пропорциональны температуре этой жидкости. Следовательно, высота жидкости в канале 14 пропорциональна температуре теплоносителя контура потребителя на его входе в теплообменник контура потребителя 13, а высота жидкости в канале 16 пропорциональна температуре теплоносителя контура потребителя на его выходе из теплообменника потребителя 13. При номинальной мощности реактора свободная поверхность жидкой среды канала 14 находится на нижнем краю активной зоны, а канала 16 - на заданном уровне высоты активной зоны.

Следует отметить, что в данном способе органом управления реактором, схематически представленном на фиг.1 под цифрой 10, является устройство регулирования мощности реактора по температуре воды в контуре потребителя, включающее в себя канал регулирования 14 (или соответственно 16), соединенную с ним емкость 15 (или соответственно 17) со встроенным теплообменником, которые заполнены жидкостью, поглощающей нейтроны с подходящим коэффициентом объемного расширения.

В качестве примера расчета вводимой регулятором реактивности приведем расчет для регулятора по температуре воды в контуре потребителя. Расчет осуществлялся для раствора кадмия во ртути в соотношении 1:1. Система уравнений для расчета реактивности, вводимой регулятором мощности реактора по температуре воды, в контуре потребителя, имеет следующий вид:

где с_Hg - удельная объемная теплоемкость ртути, Дж/м³*K; V _Hg - объем раствора кадмия во ртути в теплообменнике регулятора, м³; t_Hg - температура раствора кадмия во ртути, °С; t₀ - температура воды в контуре потребителя, °С; k - коэффициент теплопередачи, Вт/(м³*К); F - площадь поверхности теплообмена в теплообменнике с раствором кадмия во ртути, м ²; _{рег_t} - реактивность, вносимая в реактор регулятором; - полная реактивность, которую вносит регулятор при максимальном подъеме столба ртути на высоту над входом в активную зону; Н_аз - высота активной зоны, м; d_Hg - внутренний диаметр трубки регулятора мощности, м; _Hg - коэффициент объемного расширения ртути, 1/К; - максимальная высота подъема столба раствора кадмия во ртути в канале регулятора при ее термическом расширении, м.

Для объема раствора кадмия в ртути, используемого в регуляторе, равного 4 л, и внутреннего диаметра трубки регулятора 12 мм:

Работу второго варианта способа авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения в зависимости от расхода теплоносителя в контуре потребителя рассмотрим на примере устройства, принципиальная схема которого схематически представлена на фиг.3.

В реакторе размещено, по крайней мере, одно устройство регулирования мощности по расходу воды G в контуре потребителя. Рабочим телом устройства является такая же жидкость, которая используется в регуляторе мощности реактора по температуре воды в контуре потребителя. На выходе из теплообменника 13 (фиг.2) в канале контура потребителя 19 устанавливается устройство 20, способное отслеживать изменение статического давления в различных сечениях потока жидкости при изменении скорости жидкости, например трубка Вентури /Х.Кухлинг. Справочник по физике. Москва. Мир. 1983, стр.125/. Устройство регулирования мощности, представляющее собой герметичный теплоизолированный канал 18 заданного сечения из реакторного материала, подсоединяется к контуру потребителя соответственно на входе в локальное сужение контура потребителя и в области локального сужения, образуя U-образное колено, заполненное определенным количеством указанной жидкости. Одна из ветвей U-образного колена проходит через зазор 6 (фиг.1) между центральным и наружным блоками активной зоны, а другая ветвь и низ колена находятся вне активной зоны внутри корпуса реактора. Регулирование осуществляется изменением высоты столба жидкости в активной зоне реактора, основанным на изменении разности статических давлений жидкости в различных сечениях потока жидкости в контуре потребителя при изменении скорости жидкости в контуре потребителя. При номинальной мощности реактора свободная поверхность жидкости, поглощающей нейтроны, в канале (или верхний конец поплавка-поглотителя нейтронов при его наличии) находится на нижнем краю активной зоны.

Система авторегулирования мощности ядерного реактора по расходу воды в контуре потребителя работает следующим образом. При уменьшении расхода в контуре уменьшается перепад давления в трубке Вентури, происходит подъем уровня поглотителя в трубке, т.е. вводится отрицательная реактивность, что приводит к снижению мощности реактора. При увеличении расхода в контуре увеличивается перепад давления в трубке Вентури, происходит снижение уровня поглотителя в трубке, т.е. вводится положительная реактивность, что приводит к увеличению мощности реактора. При увеличении расхода воды в контуре потребителя выше номинального значения регулятор мощности не оказывает воздействие на мощность реактора, так как поглотитель нейтронов остается в этом случае за пределами активной зоны реактора.

Вода контура потребителя и поглощающая нейтроны жидкость отделены друг от друга слоем жидкости с промежуточной плотностью. Это необходимо для предотвращения возможного захода воды контура потребителя в пределы активной зоны. Кроме того, устройство регулирования мощности по расходу теплоносителя в контуре потребления снабжено предохранительными клапанами для предотвращения попадания жидкости с промежуточной плотностью в контур потребителя.

Следует отметить, что в данном способе органом управления реактором, схематически представленным на фиг.1 под цифрой 10, является устройство регулирования мощности реактора по расходу воды в контуре потребителя, включающее в себя герметичный теплоизолированный U-образный канал 18, заполненный жидкостью, поглощающей нейтроны, например ртутью, в которой растворен кадмий для увеличения поглощающей нейтроны способности. Для увеличения поглощательной способности нейтронов над ртутью может использоваться твердотельный поплавок из поглощающего нейтроны материала.

Выгорание топлива в процессе эксплуатации реактора приводит к потере реактивности. Компенсация этой потери реактивности осуществляется с помощью выгорающих поглотителей, аналогично компенсации в реакторе МАСТЕР ИАТЭ.

На фиг.4-6 приведены результаты расчета переходного теплогидравлического процесса в установке теплоснабжения с реактором номинальной тепловой мощностью 1 МВт, вызванного уменьшением массового расхода G воды в контуре потребителя на 50% от номинального значения (фиг.4). После достижения стабилизации состояния реактора расход G вновь возвращался в исходное состояние. Снижение расхода проводилось с 10000-й по 25000-ю секунды.

Затем, начиная с 35000-й секунды, проводилось изменение температуры воды в контуре потребителя на входе в теплообменник с 50 до 65°С (фиг.5 кривая 21).

В установке была использована система регуляторов мощности реактора, состоящая из трех регуляторов по расходу в контуре потребителя и двух регуляторов по температурам воды в контуре потребителя на входе в теплообменник и выходе из него. Реактивность, вносимая каждым регулятором в реактор, при максимальном подъеме поглотителя нейтронов в активной зоне принималась равной -5*10^-4 К/К (где К - это коэффициент размножения нейтронов, а К - разность коэффициента размножения нейтронов в возмущенном и невозмущенном состояниях). Результаты расчета показывают на отсутствие объемного кипения воды в каналах охлаждения реактора во всех рассмотренных переходных процессах, а также изменение отдаваемой реактором в контур потребителя тепловой энергии в зависимости от изменения потребления тепловой энергии потребителем.