RU2070341C1

RU2070341C1 - Pool reactor for heating nuclear plant

Info

Publication number: RU2070341C1
Application number: RU94006717/25A
Authority: RU
Inventors: А.А. Роменков; А.М. Николотов; В.К. Викулов; ев Ю.И. Мит; Ю.И. Митяев
Original assignee: Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники
Priority date: 1994-02-24
Filing date: 1994-02-24
Publication date: 1996-12-10

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: two streams of coolant are built up simultaneously in pool reactor core, one heated to temperature lower than 100 C and other, to much higher temperature than 100 C for its conversion into steam for power generation; reactor safety in case of burst rather high volume of cool water of pool will reduce its temperature; nuclear reactor is provided with steam generator and steam separator; each fuel assembly of at least one peripheral row of fuel assemblies of core is enclosed in individual pressurized vessel holding pressurized water; its walls are heat-insulated; height of each vessel is greater than that of core; steam generators are installed one per each pressurized vessel in top part and communicated with steam separator. EFFECT: improved safety in operation. 3 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при создании ядерных реакторов бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения. The invention relates to nuclear energy and can be used to create pool-type nuclear reactors for nuclear power plants.

Известен ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения (патент США 4755352, кл. 376/404, опубл. 1988 г.). Известный ядерный реактор содержит бассейн с водой, в центральной части которого расположена активная зона с тепловыделяющими сборками. Активная зона заключена в герметичный корпус, нижняя часть которого соединена нагнетательным трубопроводом, снабженным насосом, с верхней частью бассейна. Верхняя часть герметичного корпуса соединена с первичным теплообменником, расположенным в бассейне. Теплообменник соединен с бассейном через дроссельное устройство, которое служит для создания заданного давления в активной зоне. Known nuclear basin type reactor for nuclear power plants (US patent 4755352, CL 376/404, publ. 1988). Known nuclear reactor contains a pool of water, in the central part of which there is an active zone with fuel assemblies. The core is enclosed in a sealed enclosure, the lower part of which is connected by a discharge pipe equipped with a pump to the upper part of the pool. The upper part of the sealed housing is connected to a primary heat exchanger located in the pool. The heat exchanger is connected to the pool through a throttle device, which serves to create a given pressure in the core.

Теплоноситель из верхней части бассейна принудительно с помощью насоса поступает в нижнюю часть герметичного корпуса под активную зону. Теплоноситель, проходя через активную зону, нагревается выше ста градусов Цельсия и поступает в первичный теплообменник, где отдает часть тепла, и через дроссельное устройство возвращается в бассейн. Дроссельное устройство выбрано с гидравлическим сопротивлением, позволяющим исключить процесс парообразования в активной зоне при температурах нагрева выше ста градусов Цельсия, что обеспечивает получение первичного теплоносителя с температурой двести тридцать градусов Цельсия и создает условия для получения рабочего пара. Рабочий пар можно использовать как для получения электроэнергии, так и для целей теплоснабжения. The coolant from the upper part of the pool is forcibly supplied by a pump to the lower part of the sealed enclosure under the core. The coolant passing through the active zone heats up above one hundred degrees Celsius and enters the primary heat exchanger, where it gives off part of the heat, and returns through the throttle device to the pool. The throttle device is selected with hydraulic resistance, which eliminates the process of vaporization in the active zone at heating temperatures above one hundred degrees Celsius, which ensures the receipt of a primary coolant with a temperature of two hundred thirty degrees Celsius and creates the conditions for producing working steam. Working steam can be used both for generating electricity and for heat supply.

Недостатком известного реактора является возможность вскипания относительно большого количества воды бассейна, находящейся под давлением. Это может произойти в случае разгерметизации герметичного корпуса, в котором расположена активная зона, в случае внезапного останова нагнетательного насоса или нарушения работы дроссельного устройства, а также в случае разрыва трубопровода. Все эти аварии могут привести к резкому падению давления в контуре, в котором находится перегретая вода под давлением (свыше ста градусов Цельсия), и объемному парообразованию, сопровождающимся ухудшением теплосъема и повреждением ядерного топлива. A disadvantage of the known reactor is the possibility of boiling a relatively large amount of pool water under pressure. This can happen in case of depressurization of the sealed enclosure in which the core is located, in case of a sudden stop of the discharge pump or a malfunction of the throttle device, as well as in the event of a pipeline rupture. All these accidents can lead to a sharp drop in pressure in the circuit in which the superheated water is under pressure (over one hundred degrees Celsius), and volumetric vaporization, accompanied by a deterioration in heat removal and damage to nuclear fuel.

Наиболее близким по совокупности признаков к изобретению является ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения (МАГАТЭ, Материалы совещания и семинара Технического комитета по использованию ядерной энергии для теплофикации, Glen et al. "Тhe Canadian Slowpoke Heating Reactor", IETE Workshop, Dec. 1983). Известный реактор содержит бассейн с водой, в нижней части которого расположена активная зона с тепловыделяющими сборками. Активная зона заключена в разделительную обечайку, которая выполнена с входным и тяговым участками. Активная зона расположена над входным участком, который соединен с бассейном. Тяговый участок соединен своей верхней частью с первичными теплообменниками, которые установлены в бассейне выше верхнего закрытого торца обечайки. Первичные теплообменники сообщены с бассейном и с вторичными низкотемпературными теплообменниками. The closest set of features to the invention is a pool-type nuclear reactor for nuclear power plants (IAEA, Materials of a meeting and seminar of the Technical Committee on the use of nuclear energy for heating, Glen et al. "The Canadian Slowpoke Heating Reactor", IETE Workshop, Dec. 1983 ) The known reactor contains a pool of water, in the lower part of which there is an active zone with fuel assemblies. The active zone is enclosed in a dividing shell, which is made with the input and traction sections. The active zone is located above the entrance area, which is connected to the pool. The traction section is connected with its upper part to the primary heat exchangers, which are installed in the pool above the upper closed end of the shell. Primary heat exchangers communicate with the pool and with secondary low-temperature heat exchangers.

Теплоноситель из бассейна через входной участок поступает в активную зону, где нагревается до заданной температуры, далее через тяговый участок поступает в первичные теплообменники, где отдает тепло, охлаждается и опускается в бассейн под действием силы тяжести как более холодный и тяжелый по сравнению с нагретым от активной зоны теплоносителем. Из теплообменников нагретая вода поступает во вторичный теплообменник и далее к потребителю. По сравнению с описанным ранее ядерным реактором известный ядерный реактор обладает гарантированной внутренней безопасностью. The coolant from the pool through the inlet section enters the active zone, where it is heated to a predetermined temperature, then through the traction section it enters the primary heat exchangers, where it transfers heat, cools and falls into the pool under the action of gravity as it is colder and heavier than that heated from the active coolant zones. From the heat exchangers, the heated water enters the secondary heat exchanger and then to the consumer. Compared to the previously described nuclear reactor, the known nuclear reactor has guaranteed internal safety.

Недостатком известного ядерного реактора является то, что низкие параметры его теплоносителя не позволяют получать электроэнергию, которая необходима для работы всех его механизмов и приборов, что делает экономически невыгодным использование реактора в качестве источника теплоснабжения в труднодоступных и удаленных районах из-за необходимости транспортировки дополнительного горючего для выработки электроэнергии. A disadvantage of the known nuclear reactor is that the low parameters of its coolant do not allow to obtain electricity, which is necessary for the operation of all its mechanisms and devices, which makes it economically disadvantageous to use the reactor as a heat source in remote and inaccessible areas due to the need to transport additional fuel for power generation.

Задачей изобретения является создание безопасного ядерного реактора бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения, который мог бы, помимо выработки тепла для нужд теплоснабжения, вырабатывать электроэнергию как для собственных эксплуатационных нужд, так и для нужд потребителя. The objective of the invention is to provide a safe pool-type nuclear reactor for nuclear power plants, which could, in addition to generating heat for heat supply, generate electricity for both its own operational needs and for the needs of the consumer.

Техническим результатом настоящего изобретения является то, что в активной зоне реактора бассейнового типа одновременно создаются два потока теплоносителя, один, нагретый ниже 100 градусов Цельсия, а другой, нагретый значительно выше 100 градусов Цельсия с возможностью преобразования его в пар для последующего получения электроэнергии. При этом температурные потери теплоносителя низкотемпературного контура циркуляции в тяговом участке уменьшаются за счет расположенных по периферии активной зоны вдоль стенок тягового участка разделительной обечайки герметичных емкостей с теплоносителем высокотемпературного контура циркуляции, имеющим температуру выше ста градусов Цельсия. Плотное расположение герметичных емкостей служит тепловым барьером между относительно холодной стенкой разделительной обечайки и нагретым от тепловыделяющих сборок активной зоны потоком теплоносителя, поднимающимся по тяговому участку. Кроме того, в тяговом участке происходит дополнительный подогрев потока теплоносителя от стенок герметичных емкостей, что приводит к увеличению перепада температур между восходящим и нисходящим потоками низкотемпературного контура циркуляции теплоносителя и улучшению гидравлических характеристик естественной циркуляции. The technical result of the present invention is that in the reactor core of a pool-type reactor, two coolant flows are simultaneously created, one heated below 100 degrees Celsius, and the other heated well above 100 degrees Celsius with the possibility of converting it into steam for subsequent generation of electricity. In this case, the temperature loss of the coolant of the low-temperature circulation circuit in the traction section is reduced due to the sealed containers located on the periphery of the active zone along the walls of the traction section of the separation shell of the shell with the coolant of the high-temperature circulation circuit having a temperature above one hundred degrees Celsius. The tight arrangement of the sealed containers serves as a thermal barrier between the relatively cold wall of the separation shell and the heat-carrier flow heated up from the heat-generating assemblies of the active zone, which rises along the traction section. In addition, in the traction section, additional heating of the coolant flow from the walls of the sealed containers occurs, which leads to an increase in the temperature difference between the ascending and descending flows of the low-temperature coolant circulation circuit and improving the hydraulic characteristics of natural circulation.

Кроме того, техническим результатом изобретения является то, что объем перегретой воды, необходимой для дальнейшего получения электроэнергии, распределен по независимым друг от друга герметичным емкостям, при этом объем перегретой воды под давлением в каждой емкости несоизмеримо мал по сравнению с объемом относительно холодной воды, находящейся в бассейне. Это обусловливает полную безопасность реактора при возможном разрыве одной герметичной емкости, поскольку большой объем бассейновой воды снизит температуру перегретой воды, вытекающей из места возможного разрыва герметичной емкости, и нейтрализует процесс объемного парообразования, а также обеспечит охлаждение тепловыделяющей сборки в поврежденной емкости. Вероятность одновременного разрыва нескольких герметичных емкостей ничтожно мала и может не учитываться при оценке безопасности реактора. In addition, the technical result of the invention is that the volume of superheated water necessary for the further generation of electricity is distributed across sealed containers independent from each other, while the volume of superheated water under pressure in each tank is incommensurably small compared to the volume of relatively cold water located in a swimming pool. This ensures the complete safety of the reactor in case of a possible rupture of one sealed container, since a large volume of basin water will reduce the temperature of superheated water flowing from the place of a possible rupture of the sealed vessel, and will neutralize the process of volumetric vaporization, as well as provide cooling of the fuel assembly in the damaged vessel. The probability of simultaneous rupture of several sealed containers is negligible and may not be taken into account when assessing the safety of the reactor.

Указанный технический результат достигается тем, что известный ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения, содержащий размещенные в бассейне с водой активную зону с тепловыделяющими сборками, установленную в разделительной обечайке, выполненной с входным и тяговыми участками, и первичные теплообменники, при этом входной участок соединен с водой бассейна, а тяговый участок соединен с первичными теплообменниками, которые соединены с низкотемпературными вторичными теплообменниками, снабжен парогенераторами и сепаратором пара, а каждая тепловыделяющая сборка по крайней мере одного периферийного ряда тепловыделяющих сборок активной зоны заключена в индивидуальную герметичную емкость с водой под давлением, стенки которой снабжены теплоизоляцией, при этом каждая емкость выполнена с высотой, превышающей высоту активной зоны, а парогенераторы установлены по одному в верхней части полости каждой герметичной емкости и соединены с сепаратором пара. The specified technical result is achieved by the fact that the well-known pool-type nuclear reactor for nuclear power plants, containing an active zone with heat-generating assemblies located in a water pool, installed in a separation shell made with inlet and traction sections, and primary heat exchangers, while the inlet section is connected with pool water, and the traction section is connected to primary heat exchangers, which are connected to low-temperature secondary heat exchangers, equipped with steam generators a steam separator, and each fuel assembly of at least one peripheral row of fuel assemblies of the core is enclosed in an individual sealed container with pressurized water, the walls of which are thermally insulated, with each tank having a height exceeding the height of the core, and the steam generators are installed one at a time in the upper part of the cavity of each sealed container and connected to a steam separator.

Кроме того, для снижения тепловых потерь и обеспечения аварийного охлаждения тепловыделяющей сборки в герметичной емкости теплоизоляция стенки герметичной емкости, выбрана с коэффициентом теплопередачи выше 100 Вт/м градус. In addition, to reduce heat loss and ensure emergency cooling of the fuel assembly in a sealed container, the insulation of the walls of the sealed tank is selected with a heat transfer coefficient above 100 W / m degree.

Кроме того, для выравнивания энерговыделения по площади активной зоны и повышения выработки электроэнергии, тепловыделяющая сборка, установленная в герметичную емкость, содержит ядерное топливо с обогащением по урану 235, превышающим в 1,5 2,0 раза обогащение ядерного топлива, содержащегося в тепловыделяющих сборках, не заключенных в герметичные емкости. In addition, to equalize energy release over the core area and increase power generation, a fuel assembly installed in a sealed container contains nuclear fuel with 235 uranium enrichment exceeding the enrichment of nuclear fuel contained in fuel assemblies by 1.5 2.0 times, not enclosed in sealed containers.

На фиг.1 изображен продольный разрез ядерного реактора бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения, на фиг.2 поперечное сечение реактора над активной зоной по тяговому участку в месте расположения герметичных емкостей. Figure 1 shows a longitudinal section of a pool-type nuclear reactor for nuclear power plants, figure 2 is a cross section of the reactor above the core along the traction section at the location of the sealed containers.

Ядерный реактор бассейнового типа содержит бассейн 1 с водой, в нижней части которого установлена активная зона 2 с тепловыделяющими сборками 3. Активная зона 2 заключена в разделительную обечайку 4 цилиндрической формы, установленную на дне бассейна 1 в его центральной части. Разделительная обечайка 4 выполнена с входным 5 и тяговым 6 участками, при этом входной участок 5 соединен с бассейном 1 посредством входных окон 7, выполненных в обечайке 4. Активная зона 2 установлена в нижней части тягового участка 6 над входным участком 5. Тяговый участок 6 верхней частью соединен с первичными теплообменниками 8. Первичные теплообменники 8 соединены с вторичным низкотемпературным (до 100 градусов Цельсия) сетевым теплообменником 9. Тепловыделяющие сборки 3, установленные по периферии активной зоны 2 заключены в индивидуальные герметичные емкости 10 с водой под давлением. Тепловыделяющая сборка, установленная в индивидуальную герметичную емкость, содержит ядерное топливо с обогащением по урану 235, превышающим в 1,5 2,0 раза обогащение ядерного топлива тепловыделяющих сборок, не заключенных в герметичные емкости. Герметичные емкости 10 выполнены с высотой, значительно превышающей высоту активной зоны 2, и установлены так, что их выступающие части расположены в тяговом участке 6. Каждая герметичная емкость 10 содержит одну тепловыделяющую сборку 3 и установленный в верхней части ее полости парогенератор 11 в виде трубок Фильда, который соединен с сепаратором пара 12. Герметичная емкость 10 выполнена в виде цилиндра с высотой, значительно превышающей высоту тепловыделяющей сборки 3. Тепловыделяющая сборка 3 установлена в нижней части полости герметичной емкости 10 на уровне тепловыделяющих сборок 3, расположенных в центральной части активной зоны 2 и не заключенных в герметичные емкости. Стенка 13 герметичной емкости 10 выполнена с теплоизоляцией 14, которая располагается на наружной поверхности стенки 13. Теплоизоляция выбрана с коэффициентом теплопередачи выше 100 ватт/м градус. Часть стенки 13 герметичной емкости 10, расположенная в активной зоне, выполнена из циркониевого сплава, как материала с низким сечением поглощения нейтронов. Теплообменник 9 снабжен змеевиком 15,
Ядерный реактор работает следующим образом.The pool-type nuclear reactor comprises a water pool 1, in the lower part of which an active zone 2 with fuel assemblies 3 is installed. The active zone 2 is enclosed in a cylindrical dividing ring 4 mounted on the bottom of the pool 1 in its central part. The dividing shell 4 is made with the input 5 and traction 6 sections, while the input section 5 is connected to the pool 1 through the input windows 7 made in the shell 4. The active zone 2 is installed in the lower part of the traction section 6 above the input section 5. Traction section 6 of the upper partly connected to the primary heat exchangers 8. The primary heat exchangers 8 are connected to a secondary low-temperature (up to 100 degrees Celsius) network heat exchanger 9. The heat-generating assemblies 3 installed around the periphery of the core 2 are enclosed in individual sealed containers 10 with water under pressure. A fuel assembly installed in an individual sealed container contains nuclear fuel with 235 uranium enrichment exceeding 1.5 2.0 times the enrichment of nuclear fuel of fuel assemblies not enclosed in sealed containers. The sealed containers 10 are made with a height significantly exceeding the height of the active zone 2, and are installed so that their protruding parts are located in the traction section 6. Each sealed container 10 contains one heat-generating assembly 3 and a steam generator 11 in the form of Filter tubes mounted in the upper part of its cavity which is connected to the steam separator 12. The sealed container 10 is made in the form of a cylinder with a height significantly exceeding the height of the fuel assembly 3. The fuel assembly 3 is installed in the lower part of the sealed cavity mkosti 10 at the level of the fuel assemblies 3 arranged in the central part of the core 2 and is not enclosed in a sealed container. The wall 13 of the sealed container 10 is made with thermal insulation 14, which is located on the outer surface of the wall 13. The thermal insulation is selected with a heat transfer coefficient above 100 watts / m degree. Part of the wall 13 of the sealed container 10, located in the active zone, is made of zirconium alloy, as a material with a low neutron absorption cross section. The heat exchanger 9 is equipped with a coil 15,
A nuclear reactor operates as follows.

В активной зоне 2 ядерного реактора 1 образуются два контура циркуляции теплоносителя, один из которых на основе бассейновой воды, находящейся под атмосферным давлением, с температурой до ста градусов Цельсия, а другой, на основе воды, находящейся в герметичной емкости 10 под высоким давлением, с температурой воды выше ста градусов Цельсия. In the core 2 of nuclear reactor 1, two coolant circuits are formed, one of which is based on basin water under atmospheric pressure with a temperature of up to one hundred degrees Celsius, and the other, on the basis of water in a sealed container 10 under high pressure, with water temperature above one hundred degrees Celsius.

Естественная циркуляция теплоносителя на основе бассейновой воды осуществляется за счет разности плотностей в опускном участке, образованном вертикальными стенками бассейна 1 и разделительной обечайкой 4, и тяговым участком 6. Теплоноситель из опускного участка поступает через входные окна 7 разделительной обечайки 4 на входной участок 5 под активную зону 2. В активной зоне 2 теплоноситель, проходя через тепловыделяющие сборки 3, подогревается, поднимается вверх по тяговому участку 6 и поступает в первичные теплообменники 8, где отдает часть тепла змеевику 15 первичного контура вторичного низкотемпературного теплообменника 9. Охлажденный теплоноситель по опускному участку вновь поступает под активную зону 2. Natural circulation of the coolant based on basin water is carried out due to the difference in densities in the lower section formed by the vertical walls of the pool 1 and the separation shell 4, and the traction section 6. The coolant from the lower section enters through the input windows 7 of the separation shell 4 to the input section 5 under the active zone 2. In the core 2, the coolant passing through the fuel assembly 3 is heated, rises up the traction section 6 and enters the primary heat exchangers 8, where it gives off frequently l heat to the coil 15 of the primary circuit of the secondary low-temperature heat exchanger 9. The cooled coolant through the lower section again comes under the active zone 2.

Естественная циркуляция теплоносителя на основе воды, находящейся в герметичной емкости 10 под высоким давлением, осуществляется за счет конвекционных процессов, происходящих в объеме герметичной емкости 10 от нагрева воды тепловыделяющей сборкой 3. Нагретый теплоноситель поднимается в верхнюю часть герметичной емкости 10, где отдает часть тепла парогенератору 11, выполненному в виде трубок Фильда, в которых генерируется пар, поступающий в сепаратор пара 12. На трубках Фильда теплоноситель охлаждается и вдоль стенок герметичной емкости 10, как более холодных за счет контакта с бассейновой водой, опускается в пространство под тепловыделяющую сборку. При этом теплоизоляция 14 на стенке 13 герметичной емкости 10 снижает потери тепла, которые происходят за счет ее контакта с низкотемпературной бассейновой водой. За счет высокого давления теплоносителя в герметичной емкости 10 и теплоизоляции 14 ее стенки 13 температура теплоносителя в верхней части емкости 10 может достигать трехсот градусов Цельсия. Такая температура теплоносителя позволяет создавать условия для получения рабочего пара, пригодного для выработки электроэнергии. Natural circulation of a heat carrier based on water in a sealed container 10 under high pressure is carried out due to convection processes occurring in the volume of a sealed tank 10 from heating the water by the heat assembly 3. The heated coolant rises to the top of the sealed tank 10, where it gives off some of the heat to the steam generator 11, made in the form of Field tubes in which steam is supplied to the steam separator 12. On the Field tubes, the coolant is cooled along the walls of the sealed container 10, to As colder due to contact with basin water, it sinks into the space under the fuel assembly. Moreover, the thermal insulation 14 on the wall 13 of the sealed container 10 reduces the heat loss that occurs due to its contact with low-temperature basin water. Due to the high pressure of the coolant in the sealed container 10 and the insulation 14 of its wall 13, the temperature of the coolant in the upper part of the tank 10 can reach three hundred degrees Celsius. This temperature of the coolant allows you to create conditions for producing working steam, suitable for generating electricity.

Claims

1. A pool-type nuclear reactor for nuclear power plants, comprising an active zone in the water pool with fuel assemblies installed in a separation shell made with inlet and traction sections, and primary heat exchangers, while the inlet section is connected to the pool water and the traction section with primary heat exchangers that are connected to a low-temperature secondary heat exchanger, characterized in that the reactor is equipped with steam generators and a steam separator, and each fuel The orc of at least one peripheral row of fuel assemblies of the active zone is enclosed in an individual sealed container with pressure water, the walls of which are insulated, each container made with a height exceeding the height of the active zone, and the steam generators are installed one at a time in the upper part of the cavity of each hermetic containers and connected to a steam separator.

2. The reactor according to claim 1, characterized in that the thermal insulation of the walls of the sealed containers is selected with a heat transfer coefficient above 100 W / m ² degrees.

3. The reactor according to claim 1, characterized in that the fuel assembly installed in a sealed container contains nuclear fuel with 235 uranium enrichment exceeding 1.5 2.0 times the enrichment of nuclear fuel contained in fuel assemblies not concluded in sealed containers.