RU2212066C1 - Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents

Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем Download PDF

Info

Publication number
RU2212066C1
RU2212066C1 RU2002112851/06A RU2002112851A RU2212066C1 RU 2212066 C1 RU2212066 C1 RU 2212066C1 RU 2002112851/06 A RU2002112851/06 A RU 2002112851/06A RU 2002112851 A RU2002112851 A RU 2002112851A RU 2212066 C1 RU2212066 C1 RU 2212066C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
lead
steam
steam generator
jets
chamber
Prior art date
Application number
RU2002112851/06A
Other languages
English (en)
Inventor
В.Т. Горшков
С.Р. Сорокин
Original Assignee
Фгуп Окб "Гидропресс"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Фгуп Окб "Гидропресс" filed Critical Фгуп Окб "Гидропресс"
Priority to RU2002112851/06A priority Critical patent/RU2212066C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2212066C1 publication Critical patent/RU2212066C1/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике. Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем, например расплавленным свинцом, имеет герметичный двустенный корпус. В полости корпуса, ограниченной внутренней стенкой, расположен бассейн свинца со свободным уровнем и подушкой инертного газа, например аргона. Ниже уровня свинца расположена активная зона с выходной камерой по свинцу. Агрегат также содержит запорные клапаны контура естественной циркуляции свинца. В пределах газовой подушки расположены парогенератор водяного пара и участок течения свинца струями под напором насосов свинца. Перед участком течения свинца струями установлена, по крайней мере, одна камера свинца. Часть стенок камеры перфорирована отверстиями. Полость корпуса соединена трубопроводом с выходной камерой. Выходная камера соединена патрубками с упомянутыми запорными клапанами. Газовые полости участка течения свинца струями и межтрубного пространства парогенератора включены в контур принудительной циркуляции аргона. В результате использования изобретения повышается безопасность и упрощается конструкция и эксплуатация ядерного паропроизводящего реактора. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано в ядерных паропроизводящих установках с жидкометаллическим теплоносителем, например, расплавленным свинцом.
Известен ядерный источник тепла [1], в котором тепловая энергия быстрой активной зоны передается парогенератору водяного пара посредством естественной циркуляции жидкометаллических теплоносителей (эвтектика свинец-висмут или свинец) одноименных по первому и промежуточному контурам. Эти контуры порознь размещены в раздельных полостях, ограниченных герметичными коаксиальными оболочками и заполненных упомянутыми теплоносителями до свободных уровней с подушками инертного газа над ними. Бассейн жидкометаллического теплоносителя, ограниченный внутренней оболочкой, содержит активную зону и промежуточный теплообменник, а в бассейне, ограниченном наружной оболочкой, установлен парогенератор. Наружная оболочка источника всегда охлаждается посредством естественной циркуляции атмосферного воздуха, в том числе в режимах аварийного расхолаживания. Известный ядерный источник тепла имеет пониженные эксплуатационную надежность и безопасность, что обусловлено следующим:
- Благодаря большим поверхностям промежуточного теплообменника и парогенератора (по сравнению с активной зоной), существенно увеличено зашлаковывание контуров жидкометаллических теплоносителей продуктами коррозионно-эрозионного разрушения конструкционных материалов этих поверхностей.
- Перекрытие шлаками проходного сечения активной зоны, частичное или полное, приводит к ухудшению теплоотвода с поверхности тепловыделяющих элементов, что вызывает их недопустимый перегрев, и, как следствие, расплавление активной зоны с выходом радиоактивности в соседние помещения [2].
- Поддержание защитных оксидных пленок на поверностях конструкционных материалов в контурах с естественной циркуляцией упомянутых теплоносителей проблематично из-за их малых скоростей, при которых подаваемые окислительные (или восстановительные) газовые смеси быстро выходят в газовые подушки, не достигнув всех защищаемых поверхностей.
- В случае аварийной течи труб парогенератора и попадания воды и пара в жидкометаллический теплоноситель промежуточного контура в зависимости от размеров и места течи труб возникает большая неопределенность с точки зрения опасности переопрессовки оболочек ядерного источника тепла и выброса высоко радиоактивного теплоносителя промежуточного контура.
- Использование свинца (с температурой плавления 327oС) в контурах источника, вместо эвтектики свинец-висмут (температура плавления 125oС), требует существенного повышения давления и температуры воды в парогенераторе в режимах пуска, нормальной эксплуатации и при расхолаживании ядерного источника тепла во избежание затвердевания свинца на трубах парогенератора, в его полости, и в промежуточном контуре.
Указанные недостатки приводят к необходимости создания специальных дорогостоящих конструкционных материалов и специальной технологии обращения с эвтектикой свинец-висмут и расплавленным свинцом для ослабления и контроля процесса разрушения материалов, накопления окислов и обеспечения необходимой эксплуатационной безопасности ядерного источника тепла. При этом новые материалы для парогенератора должны отвечать условиям работы со стороны пароводяного контура.
Но путь создания новых материалов и специальных технологий приводит к тому, что высокая стоимость материалов и сложность обслуживания, становятся препятствием на пути развития подобных установок, сулящих, с учетом благоприятных теплофизических свойств эвтектики свинец-висмут и расплавленного свинца, повышение безопасности и экономичности ядерного источника тепла.
Известен способ передачи тепловой энергии источника, например, ядерного реактора, рабочему телу энергетической установки посредством жидкометаллического теплоносителя, например, расплавленного свинца [3]. Сущность способа состоит в создании в первом контуре участка течения свинца струями под напором его насосов, с отводом охлажденных инертным газом струй свинца на его свободный уровень в бассейне внутри корпуса реактора, и в замене промежуточного контура жидкометаллического теплоносителя на контур принудительной циркуляции инертного газа, например, аргона, нагреваемого при непосредственном контакте со струями теплоносителя и затем передающего полученное тепло рабочему телу, например, водяному пару, в трубчатом парогенераторе.
Настоящее изобретение разработано на основании этого способа с целью устранения отмеченных выше недостатков известного ядерного источника тепла.
Задача изобретения - повышение безопасности и упрощение конструкции и эксплуатации ядерного паропроизводящего агрегата.
Техническим результатом изобретения является следующее:
- Исключение контакта циркулирующего жидкометаллического теплоносителя с поверхностью труб парогенератора и каналов промежуточного теплообменика (вместе со всем промежуточным контуром жидкометаллического теплоносителя) в первом контуре ядерного паропроизводящего агрегата, что ликвидировало главный источник зашлаковывания первого контура и активной зоны, и, таким образом, существенно повысило безопасность агрегата.
- Обеспечение возможности поддержания необходимого качества жидкометаллического теплоносителя путем периодической его обработки на струях, уровне и в турбулентном потоке окислительными и восстановительными газовыми смесями, что гарантирует безопасную эксплуатацию ядерного паропроизводящего агрегата.
- Исключение проникновения воды и пара в жидкометаллический теплоноситель первого контура и быструю активную зону при аварийных течах труб парогенератора, что снимает вопрос о пустотных эффектах реактивности, аварийном выбросе теплоносителя и, таким образом, также повышает безопасность агрегата.
- Исключение необходимости иметь источник горячей воды высоких параметров для осуществления пуска агрегата и поддержания таких параметров воды при его нормальной работе и расхолаживании, что обеспечивает простоту и надежность его эксплуатации.
- Повышение конкурентоспособности ядерного паропроизводящего агрегата за счет обеспечения возможности применения более дешевых низколегированных малоуглеродистых сталей вместо нержавеющих для парогенератора, уверенного применения более дешевого свинца вместо эвтектики свинец-висмут.
Предложен ядерный паропроизводящий агрегат с расплавленным свинцом, схематичные вертикальный разрез и вид в плане которого представлены на фиг.1 и 2, соответственно.
Новым является то, что перед участком течения свинца струями установлена, по крайней мере, одна камера свинца, часть стенок которой перфорирована отверстиями, а полость соединена трубопроводом с выходной камерой, при этом последняя соединена патрубками с вышеупомянутыми запорными клапанами.
Кроме того, новым является то, что газовые полости участка течения свинца струями и межтрубного пространства парогенератора включены в контур принудительной циркуляции аргона, нагрев и охлаждение которого осуществлены при непосредственном контакте с струями свинца и трубами парогенератора, соответственно, при перекрестном токе теплообменивающихся сред.
На фиг.1 и 2 - ядерный паропроизводящий агрегат имеет следующие обозначения: 1 - активная зона с выходной камерой по свинцу; 2 - трубопровод свинца; 3 - камера свинца с перфорированным дном; 4 - участок течения свинца струями; 5 - уровень свинца в бассейне; 6 - насос свинца с герметичным электроприводом; 7 - входная камера активной зоны; 8 - запорные клапана контура естественной циркуляции свинца; 9 - газодувка аргона с герметичным электроприводом; 10 - трубчатка секции парогенератора; 11 - отсечной клапан секции парогенератора по питательной воде; 12 - сепаратор пара секции парогенератора; 13 - отсечной клапан секции парогенератора по насыщенному пару; 14 - экраны внутрикорпусной радиационной защиты; 15 - внутренняя стальная герметичная оболочка корпуса реактора; 16 - наружная стальная герметичная оболочка корпуса реактора (контейнмент); 17 - поворотные перегрузочные пробки реактора; 18 - каналы атмосферного воздуха; 19 - теплоизоляционный экран между каналами атмосферного воздуха; 20 - наружная защитная железобетонная оболочка агрегата.
Агрегат работает следующим образом. Нагретый в активной зоне 1 расплавленный свинец под напором насосов 6 по трубопроводам 2 поступает в секционированную кольцевую камеру 3, из которой, через отверстия в дне камеры, в виде струйного потока 4 сливается на уровень 5 бассейна свинца. При этом струи свинца охлаждаются поперечным потоком аргона. Охлажденный свинец забирается насосами 6 и вновь подается в активную зону 1 через входную камеру 7. Нагретый аргон, выйдя из межструйного пространства потока 4, поднимается кверху под напором газодувок 9 и попадает в межтрубное пространство трубчатки 10 секций парогенератора, которую также обтекает поперечным током, отдавая тепло воде и пару, циркулирующим внутри труб парогенератора. Охлажденный в парогенераторе аргон поступает на всас газодувок 9, которые вновь подают его в межструйное пространство. В сепараторе 12 парогенератора отделяется насыщенный водяной пар, который отводится к потребителю. Клапана 11 и 13 служат для отключения параллельно работающих секций парогенератора по питательной воде и пару. Экраны внутрикорпусной радиационной защиты 14 обеспечивают практически полное исключение активации аргона нейтронами и допустимый флюенс нейтронов на ближайшие к активной зоне участки оболочек 15 и 16. Предусмотрены поворотные пробки 17 для перегрузки топлива.
В каналах 18, постоянно циркулирует атмосферный воздух, охлаждая оболочки 16 и 20.
При аварии полного обесточивания агрегата и останове всех насосов 6, под действием силы Архимеда открываются запорные клапана 8, до этого закрытые под напором насосов 6, и отвод остаточных тепловыделений происходит при естественной циркуляции свинца по контуру: активная зона - клапана 8 - бассейн свинца - ходовые части насосов 6 - опускной участок бассейна - входная камера 7 - активная зона. Тепло отводится на оболочки 15,16, а от них - в атмосферу.
Следует также отметить, что агрегат допускает периодическое, поочередное отключение, с осушением по второму контуру, секций парогенератора, что позволяет путем прогревания циркулирующим аргоном трубчатки отключенной секции парогенератора (при работающих остальных секциях) удалять излишние отложения конденсата паров свинца, образующиеся на трубчатках секций при длительной работе агрегата.
Источники информации
1. Transactions of American Nuclear Society, Vol. 85, Nov. 11-15, 2001. p.71 "Lead-Cooled Reactors: The Encapsulated Nuclear Heat Source".
2. Техника и вооружение вчера, сегодня, завтра. Научно- популярный журнал, 5-6, май-июнь 2000 г., Проект 645, стр. 6-7.
3. Патент по заявке "Способ передачи тепловой энергии источника рабочему телу энергетической установки посредством жидкометаллического теплоносителя", 2000127936/06(029536) от 08.11.2000 г.

Claims (2)

1. Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем, например расплавленным свинцом, имеющий герметичный двустенный корпус, в полости которого, ограниченной внутренней стенкой, расположен бассейн свинца со свободным уровнем и подушкой инертного газа, например аргона, содержащий ниже уровня активную зону с выходной камерой по свинцу и запорные клапаны контура естественной циркуляции свинца, а также содержащий в пределах газовой подушки парогенератор водяного пара и участок течения свинца струями под напором насосов свинца, отличающийся тем, что перед участком течения свинца струями установлена, по крайней мере, одна камера свинца, часть стенок которой перфорирована отверстиями, а полость соединена трубопроводом с выходной камерой, при этом последняя соединена патрубками с упомянутыми запорными клапанами.
2. Агрегат по п. 1, отличающийся тем, что газовые полости участка течения свинца струями и межтрубного пространства парогенератора включены в контур принудительной циркуляции аргона, нагрев и охлаждение которого осуществлены при непосредственном контакте со струями свинца и трубами парогенератора, соответственно, при перекрестном токе теплообменивающихся сред.
RU2002112851/06A 2002-05-17 2002-05-17 Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем RU2212066C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002112851/06A RU2212066C1 (ru) 2002-05-17 2002-05-17 Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002112851/06A RU2212066C1 (ru) 2002-05-17 2002-05-17 Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2212066C1 true RU2212066C1 (ru) 2003-09-10

Family

ID=29777736

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002112851/06A RU2212066C1 (ru) 2002-05-17 2002-05-17 Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2212066C1 (ru)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2006126914A1 (fr) * 2005-05-25 2006-11-30 Mikhail Yurievich Kudryavtsev Installation energetique nucleaire et turbine a vapeur
RU2634426C1 (ru) * 2016-08-09 2017-10-30 Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем
WO2019022640A1 (ru) * 2017-07-24 2019-01-31 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах
RU2762391C1 (ru) * 2021-06-27 2021-12-20 Виталий Алексеевич Узиков Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны
RU2787137C1 (ru) * 2022-04-19 2022-12-29 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Парогенератор реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Lead-Cooled Reactors: The Encapsulated Nuclear Heat Source, Transaction of American Nuclear Society, 2001, vol.85, Nov 11-15, p.71. *

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2006126914A1 (fr) * 2005-05-25 2006-11-30 Mikhail Yurievich Kudryavtsev Installation energetique nucleaire et turbine a vapeur
RU2634426C1 (ru) * 2016-08-09 2017-10-30 Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем
WO2019022640A1 (ru) * 2017-07-24 2019-01-31 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах
RU2691755C2 (ru) * 2017-07-24 2019-06-18 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах
US10937558B2 (en) 2017-07-24 2021-03-02 State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation Method of launching natural circulation of liquid metal coolant of a fast neutron nuclear chain reactor
RU2762391C1 (ru) * 2021-06-27 2021-12-20 Виталий Алексеевич Узиков Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны
RU2787137C1 (ru) * 2022-04-19 2022-12-29 федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский университет "МЭИ" (ФГБОУ ВО "НИУ "МЭИ") Парогенератор реактора с жидкометаллическим теплоносителем
RU224035U1 (ru) * 2023-09-13 2024-03-13 Юрий Яковлевич Головачев Регулируемый теплообменный аппарат с промежуточным жидкометаллическим теплоносителем

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2496163C2 (ru) Ядерный реактор с улучшенным охлаждением в аварийной ситуации
CN202887746U (zh) 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
EP0462810B1 (en) Passive cooling safety system for liquid metal cooled nuclear reactors
KR101551744B1 (ko) 원자로 및 그 동작 방법
EP0397509B1 (en) Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors
CN101999149A (zh) 用于核反应堆的被动应急给水系统
US4737337A (en) Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger
JP2007121313A (ja) 水冷却式原子炉用の受動的緊急水素減少システム
EP0200989B1 (en) Double tube helical coil steam generator
JP3920241B2 (ja) 液体金属炉用蒸気発生器とその伝熱方法
US5790619A (en) Drain system for a nuclear power plant
KR101559017B1 (ko) 중대사고방지 무인사고대처 원자로 및 그 동작 방법
KR20130000572A (ko) 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법
RU2212066C1 (ru) Ядерный паропроизводящий агрегат с жидкометаллическим теплоносителем
CN109243634B (zh) 反应堆安全系统
US3052615A (en) Nuclear flash steam generator
KR102527023B1 (ko) 블로다운 및 배수 시스템이 구비된 2중 회로 원자로 증기 발생 장치
JP2548838B2 (ja) 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置
JP2006308395A (ja) 高速炉および高速炉施設の建設方法
US3245463A (en) Fluid pressurizer
KR102369045B1 (ko) 원자로 냉각 구조체
KR102455235B1 (ko) 재해사고 원자로 냉각 시스템 및 이를 이용한 원자로 냉각 방법
KR102482934B1 (ko) 계통 제염 설비
RU2733900C1 (ru) Быстрый жидко-солевой реактор

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20070518