RU2073924C1

RU2073924C1 - Method for nuclear energy stand thermal treatment

Info

Publication number: RU2073924C1
Application number: RU9393006539A
Authority: RU
Inventors: В.Н. Габрусев; Е.И. Лутов; В.П. Никитин; Б.Г. Оглоблин; Б.Н. Смирнов
Original assignee: Центральное конструкторское бюро машиностроения
Priority date: 1993-02-03
Filing date: 1993-02-03
Publication date: 1997-02-20

Abstract

FIELD: nuclear energy engineering. SUBSTANCE: method includes nuclear energy stand in evacuated vessel heating inside by supplementary heat source to provide positive gradient of temperature field between core and stand source. Sassing products are pumping out before cooldown processing. The same time supplementary heat source energy transfer is growing up and stand energy debit is changing down but such a manner that reactor core temperature exceeds working temperature by 5 - 10 deg C until pumping volume gassing will be finished. Then operating heat condition is setting on by heat power output of both sources reciprocal changing and achieved condition is holding up to gas static pressure in pumping out volumes will be less than 0,1 Pa so after this cooldown operating can be setting on. EFFECT: more effective thermal treatment of nuclear energy stand.

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а более конкретно, к технологии изготовления и подготовки к эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ), преобразующих тепловую энергию в электрическую непосредственно. Особенно это актуально для космических ЯЭУ, которые должны иметь большой срок эксплуатации без ремонта. Очень важной проблемой при создании таких установок является проблема обеспечения высокого качества ЯЭУ, включая такие характеристики качества как длительный ресурс, высокий КПД, стабильность выходных электрических характеристик в процессе ресурса. Величины этих показателей в значительной степени зависят от чистоты поверхностей, образующих рабочие полости, уровня газосодержания в конструкционных материалах этих поверхностей и содержания посторонних примесей в рабочих средах, находящихся в полостях. (Например, полость теплоносителя и теплоноситель, цезиевая полость термоэмиссионных преобразователей и парообразный цезий, газовые полости между ядерным топливом и электрогенерирующими каналами и заполняющий их газ, и др.) [1]
Для снижения уровня газосодержания в конструкционных материалах, очистки рабочих поверхностей и теплоносителя реактор-преобразователь или вся ЯЭУ в сборе перед началом эксплуатации подвергается термической обработке на специальном стенде посредством нагрева ее в вакуумной камере (ВК) и одновременного удаления продуктов газовыделения из рабочих полостей и ВК (например, вакуумированием) [2] и [3]
Сущность этих способов термической обработки заключается в том, что реактор-преобразователь или ЯЭУ после изготовления нагревают в вакууме стендовыми источниками тепла до температуры теплоносителя в контуре ЯЭУ (400-600)^oC при непрерывной откачке продуктов газовыделения (газообразных или парообразных химических веществ простого или сложного состава, выделяющихся в вакуумную среду из изделия при его нагреве) вакуумной системой стенда. Обычно нагрев осуществляют нагревательными устройствами, установленными или в вакуумной камере (например, электронагревателями, установленными вокруг реактора-преобразователя или холодильника-излучателя), или же нагревом теплоносителя в стендовом жидкометаллическом контуре и прокачкой его через контур ЯЭУ.The invention relates to the field of nuclear energy, and more specifically, to the technology of manufacture and preparation for operation of nuclear power plants (NPPs) that convert thermal energy into electrical energy directly. This is especially true for space nuclear power plants, which must have a long service life without repair. A very important problem when creating such plants is the problem of ensuring high quality of nuclear power plants, including such quality characteristics as long life, high efficiency, stability of the output electrical characteristics during the life of the resource. The values of these indicators largely depend on the cleanliness of the surfaces forming the working cavities, the gas content in the structural materials of these surfaces and the content of impurities in the working media in the cavities. (For example, a coolant cavity and a coolant, a cesium cavity of thermionic converters and cesium vapor, gas cavities between nuclear fuel and power generating channels and gas filling them, etc.) [1]
To reduce the gas content in structural materials, to clean the working surfaces and coolant, the reactor-converter or the entire nuclear power plant assembly is subjected to heat treatment on a special stand before operation by heating it in a vacuum chamber (VK) and simultaneously removing gas evolution products from the working cavities and VK ( eg by evacuation) [2] and [3]
The essence of these heat treatment methods is that after manufacturing, the reactor-converter or nuclear power plant is heated in a vacuum with bench heat sources to the temperature of the coolant in the nuclear circuit (400-600) ^o C with continuous pumping of gas evolution products (gaseous or vaporous chemicals of simple or complex composition released into the vacuum medium from the product when it is heated) by the vacuum system of the stand. Typically, heating is carried out by heating devices installed either in a vacuum chamber (for example, electric heaters installed around a converter reactor or a refrigerator-emitter), or by heating the coolant in a bench liquid metal circuit and pumping it through the nuclear power plant circuit.

ЯЭУ выдерживают при этих температурах до получения достаточной чистоты теплоносителя и получения низкого уровня газовыделения в откачиваемые полости, после чего ЯЭУ расхолаживают. Способ имеет недостаток, заключающийся в том, что не обезгаживаются узлы, элементы и их поверхности, примыкающие к зоне ядерного топлива, имеющие рабочие температуры в 1,5-2 раза выше температуры теплоносителя. При эксплуатации ЯЭУ из этих элементов в рабочие полости и среды их заполняющие (например, в полость цезиевой системы термоэмиссионных преобразователей) выйдут продукты газовыделения, что приведет к снижению КПД, ресурса и нестабильности выходных характеристик [4]
Известно, что ЯЭУ "Топаз-2" позволяет проводить нагрев элементов,примыкающих к зоне электрическими нагревателями, установленными вместо ядерного топлива, что дает возможность проводить обезгаживание катодов ЭГК при рабочих температурах [5] Данный способ принят за прототип. Однако, использование таких нагревателей для термической обработки реакторного блока или всей ЯЭУ, хотя и обеспечивает получение положительного градиента температуры от зоны размещения ядерного горючего к периферийным узлам, может привести к перегреву элементов зоны, в то время как другие узлы (например, элементы системы генерации паров цезия и др.) будут иметь температуры ниже рабочих. При этом, полученное температурное поле всей ЯЭУ приведет к появлению дополнительных температурных деформаций, которые не имеют места в процессе всего жизненного цикла ЯЭУ. Более холодные элементы не обезгазятся полностью и дополнительно могут сорбировать продукты, выделившиеся из более горячих. При достижении рабочих температур в процессе эксплуатации ЯЭУ они снова выйдут в рабочие полости ЯЭУ, что приведет к отрицательным последствиям, изложенным ранее.The nuclear power plants are maintained at these temperatures until a sufficient coolant is obtained and a low level of gas evolution is obtained in the pumped cavities, after which the nuclear power plants are dampened. The method has the disadvantage that the nodes, elements and their surfaces adjacent to the nuclear fuel zone are not degassed, having operating temperatures 1.5-2 times higher than the coolant temperature. During operation of a nuclear power plant from these elements into the working cavities and media filling them (for example, into the cavity of the cesium system of thermionic converters) gas evolution products will come out, which will lead to a decrease in the efficiency, resource and instability of the output characteristics [4]
It is known that the Topaz-2 nuclear power plant allows heating elements adjacent to the zone with electric heaters installed instead of nuclear fuel, which makes it possible to degass EHC cathodes at operating temperatures [5] This method is adopted as a prototype. However, the use of such heaters for heat treatment of the reactor block or the entire nuclear power plant, although it provides a positive temperature gradient from the nuclear fuel distribution zone to the peripheral nodes, can lead to overheating of the zone elements, while other nodes (for example, elements of the vapor generation system cesium and others) will have temperatures below working. Moreover, the resulting temperature field of the entire nuclear power plant will lead to the appearance of additional temperature deformations that do not occur during the entire life cycle of the nuclear power plant. The colder elements will not be completely out of gas and may additionally sorb products released from the hotter ones. When operating temperatures are reached during the operation of the nuclear power plant, they will again enter the working cavities of the nuclear power plant, which will lead to the negative consequences described earlier.

Предложенный способ позволяет устранить отмеченные недостатки. The proposed method allows to eliminate the noted disadvantages.

Технический результат достигается следующим образом. В известном способе, включающем нагрев установки в ВК дополнительным источником тепла, обеспечивающим положительный градиент температуры от зоны размещения ядерного горючего, и стендовым источником тепла, до температуры теплоносителя в контуре ЯЭУ (400-600)^oC, откачку продуктов газовыделения с последующим расхолаживанием, отличающийся тем, что перед расхолаживанием ЯЭУ одновременным увеличением энергоотдачи дополнительного источника тепла и снижением энергоотдачи стендового источника, обеспечивают превышение рабочих температур активной зоны реактора на 5-10^oC, без изменения температуры теплоносителя и увеличения давления в откачиваемых полостях, выдерживают этот режим до окончания дополнительного газовыделения в откачиваемые полости, затем изменением соотношения тепловых мощностей обоих источников тепла устанавливают рабочие температуры ЯЭУ, выдерживают этот режим до получения в откачиваемых полостях статического давления менее 0,1 Па и после этого установку расхолаживают.The technical result is achieved as follows. In the known method, which includes heating the installation in the VC with an additional heat source, providing a positive temperature gradient from the zone of nuclear fuel placement, and a bench heat source, to the temperature of the coolant in the NPP circuit (400-600) ^o C, pumping out gas evolution products with subsequent cooling, different the fact that before cooling the nuclear power plant with a simultaneous increase in the energy output of an additional heat source and a decrease in the energy efficiency of the bench source, they ensure that operating temperatures are exceeded hydrochloric reactor zone at 5-10 ^o C, without change of coolant temperature and increased pressure in the pumped cavities, this mode is maintained until the end of the additional gas evolution pumped into the cavity, then changing the ratio of thermal capacity of both heat sources mounted NEI working temperature, this mode is maintained until a in pumped-out cavities of static pressure less than 0.1 Pa and then the installation is dampened.

Способ реализуется следующим образом. ЯЭУ помещают в ВК. ВК и полости, в которые выделяются продукты газовыделения, подсоединяют к системе вакуумирования. В качестве стендовых источников тепла могут быть использованы, например, электронагреватели, установленные в ВК вокруг холодильника-излучателя ЯЭУ, или стендовый контур теплоносителя с электронагревателями в стендовом контуре и циркуляцией горячего теплоносителя через контур ЯЭУ. В качестве дополнительного источника тепла, который устанавливается в зоне ядерного топлива, может быть использовано устройство, реализующее электронный нагрев обратными токами с коллекторов ЭГК на эмиттеры при приложении к эмиттерам ускоряющего напряжения, или, если позволяет конструкция ЭГК, электронагреватели, устанавливаемые вместо ядерного топлива. Проводят непрерывное вакуумирование ВК и рабочих полостей. Увеличением мощности стендовых источников тепла доводят температуру теплоносителя в ЯЭУ до (400-600)^oC. Затем, при достижении высокого вакуума в полостях (не выше 0,01 Па) одновременно увеличивают мощность дополнительного источника тепла и снижают мощность стендового, доводят температуру элементов зоны реактора до значения на 5-10^oC выше рабочего значения (значения температур, которые имеют элементы ЯЭУ при эксплуатации в космосе на номинальной тепловой мощности).The method is implemented as follows. Nuclear power plants are placed in VK. VK and cavities into which gas evolution products are released are connected to a vacuum system. As bench heat sources, for example, electric heaters installed in the VC around the nuclear power refrigerator-emitter can be used, or a heat carrier bench circuit with electric heaters in the bench circuit and hot heat carrier circulating through the nuclear power plant circuit. As an additional source of heat, which is installed in the nuclear fuel zone, a device can be used that implements electronic heating by reverse currents from EGC collectors to emitters when accelerating voltage is applied to emitters, or, if the design of EGCs allows, electric heaters installed instead of nuclear fuel. Continuous evacuation of VK and working cavities is carried out. By increasing the power of bench heat sources, the temperature of the coolant in the nuclear power plant is increased to (400-600) ^o C. Then, when a high vacuum in the cavities is reached (not higher than 0.01 Pa), the power of the additional heat source is simultaneously increased and the power of the bench heat is reduced, the temperature of the zone elements is brought reactor to a value of 5-10 ^o C higher than the operating value (temperature values that have elements of nuclear power plants when operating in space at rated thermal power).

Изменение соотношения мощностей дополнительного и стендового источников тепла производят таким образом, чтобы температура теплоносителя в ЯЭУ заметно не изменялась, а давление в откачиваемых полостях не увеличивалось свыше 0,01 Па. На установленном температурном уровне проводят выдержку до прекращения дополнительного газовыделения, о котором судят, например, по изменению давления в полостях при отключенных средствах откачки. Затем дальнейшим уменьшением мощности стендового источника тепла (вплоть до его выключения) и увеличением мощности дополнительного источника тепла устанавливают рабочий температурный режим ЯЭУ (температура теплоносителя в контуре ЯЭУ в интервале (400-600)^oC, температура элементов зоны (700-1700)^oC). На этом режиме проводят выдержку до полного обезгаживания элементов зоны, получая в откачиваемых полостях статическое давление менее 0,1 Па (например, через один час после прекращения откачки), после чего ЯЭУ расхолаживают.The power ratio of the additional and bench heat sources is changed in such a way that the coolant temperature in the nuclear power plant does not noticeably change, and the pressure in the pumped cavities does not increase above 0.01 Pa. At the set temperature level, hold until the cessation of additional gas evolution, which is judged, for example, by the change in pressure in the cavities with the pumping means switched off. Then, by further reducing the power of the bench heat source (until it is turned off) and increasing the power of the additional heat source, the operating temperature mode of the nuclear power plant is set (the temperature of the coolant in the nuclear power circuit in the range (400-600) ^o C, the temperature of the zone elements (700-1700) ^o C ) In this mode, hold until the elements of the zone are completely degassed, receiving a static pressure of less than 0.1 Pa in the pumped cavities (for example, one hour after the pumping is stopped), after which the nuclear power plant is dampened.

Преимущество способа заключается в следующем. Достигается высокая степень обезгаживания всех элементов ЯЭУ, включая элементы, примыкающие к зоне топлива (электроды ЭГК, коммутирующие элементы, система генерации паров цезия и др.). Температурные градиенты в процессе термообработки близки к эксплуатационным, что позволяет избежать их отрицательного влияния на качество ЯЭУ. Экономический эффект заключается в увеличении ресурса и повышении надежности. The advantage of the method is as follows. A high degree of degassing of all NPP elements is achieved, including elements adjacent to the fuel zone (EHC electrodes, switching elements, cesium vapor generation system, etc.). The temperature gradients during the heat treatment are close to operational, which avoids their negative impact on the quality of nuclear power plants. The economic effect is to increase the resource and increase reliability.

Изобретение прошло экспериментальную отработку в ЦКБМ на опытных образцах ЯЭУ Топаз-2 и показало свою эффективность. The invention was experimentally tested at the Central Design Bureau for the experimental samples of Topaz-2 nuclear power plants and has shown its effectiveness.

Claims

A method of heat treatment of a nuclear power plant, including its heating in a vacuum chamber with an additional heat source, providing a positive temperature gradient from the zone of nuclear fuel placement, and a bench heat source to the coolant temperature in the cone of the nuclear power plant 400 600 ^o С, pumping gas evolution products from the nuclear cavities power plant with subsequent cooldown, characterized in that before cooldown of a nuclear power plant at the same time Reductions The power supply bench source and increasing additional heat energy output provide the excess of the reactor core temperatures on May 10 ^o C above the operating temperature without changing coolant temperature and increased pressure in the pumped cavities withstand this mode until the end of the additional gas evolution in the pumped chamber, then the change in thermal relation the capacities of both heat sources set the operating temperatures of the nuclear power plant, withstand them to the floor cheniya pumped into the cavities of the static pressure less than 0.1 Pa, thereafter the nuclear power plant dampen.