RU2568433C1 - Underwater nuclear thermoelectric plant - Google Patents

Underwater nuclear thermoelectric plant Download PDF

Info

Publication number
RU2568433C1
RU2568433C1 RU2014145766/07A RU2014145766A RU2568433C1 RU 2568433 C1 RU2568433 C1 RU 2568433C1 RU 2014145766/07 A RU2014145766/07 A RU 2014145766/07A RU 2014145766 A RU2014145766 A RU 2014145766A RU 2568433 C1 RU2568433 C1 RU 2568433C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
thermoelectric
reactor
nuclear
housing
installation
Prior art date
Application number
RU2014145766/07A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Олег Владимирович Водопьянов
Владимир Леонидович Доронков
Максим Иванович Зинкевич
Дмитрий Геннадьевич Кресов
Александр Сергеевич Марков
Дмитрий Сергеевич Неевин
Юрий Константинович Теленков
Сергей Борисович Душенков
Евгений Петрович Каплар
Василий Сергеевич Устинов
Original Assignee
Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
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 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" filed Critical Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
Priority to RU2014145766/07A priority Critical patent/RU2568433C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2568433C1 publication Critical patent/RU2568433C1/en

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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: power industry.
SUBSTANCE: underwater nuclear thermoelectric plant is offered which contains the light-water reactor and thermoelectric blocks (TEB) located in the gas-tight protective shell and uniformly arranged around the light-water reactor and consisting of the housing with the thermoelectric modules placed inside, while the housing in the lower and upper parts has cooling water inlet and outlet branch pipes, and the nuclear reactor housing is connected by the heat carrier pressure and discharge manifolds to the heat carrier distribution and collection manifolds of the thermoelectric modules. The gas-tight protective shell can be designed as spherical and composite, and the thermoelectric modules are implemented in the form of Fild's tube.
EFFECT: reduction of thermal losses, decrease of temperature differences of structural elements, avoidance of sea water corrosive attack of the reactor housing, creation of additional barrier for localization of emergencies.
6 dwg

Description

Изобретение относится к области энергетического машиностроения, в частности к ядерным термоэлектрическим установкам.The invention relates to the field of power engineering, in particular to nuclear thermoelectric installations.

Установки, в которых преобразование теплоты в электроэнергию происходит, минуя такие промежуточные стадии, как превращение теплоты в кинетическую энергию потока рабочего тела и кинетической энергии потока рабочего тела в кинетическую энергию вращения ротора турбины и связанного с ним ротора электрогенератора, называют установками прямого преобразования теплоты в электроэнергию.Installations in which the conversion of heat to electricity occurs, bypassing such intermediate stages as the conversion of heat into kinetic energy of the flow of the working fluid and the kinetic energy of the flow of the working fluid into the kinetic energy of rotation of the turbine rotor and the associated rotor of the generator, are called direct conversion of heat to electricity .

Известны ядерные термоэлектрические установки (ЯТЭУ), считающиеся классическими (Саркисов А.А., Якимов В.А., Каплар Е.П. Термоэлектрические генераторы с ядерными источниками теплоты. / Под ред. А.А. Саркисова. М.: Энергоатомиздат, 1987. 208 с., с. 37), когда источник тепла (реактор) и блоки термоэлектрические (БТЭ) являются самостоятельными единицами оборудования. Передача тепла в такой установке от реактора к БТЭ и от БТЭ к морской воде осуществляется теплоносителем (водяным под давлением).Known nuclear thermoelectric installations (YATEU), considered classical (Sarkisov A.A., Yakimov V.A., Kaplar E.P. Thermoelectric generators with nuclear heat sources. / Ed. By A.A. Sarkisov. M.: Energoatomizdat, 1987. 208 p., P. 37), when the heat source (reactor) and thermoelectric blocks (BFC) are independent units of equipment. Heat transfer in such an installation from the reactor to the BFC and from the BFC to the sea water is carried out by the coolant (pressurized water).

ЯТЭУ по этой схеме представлена в патенте США №3118818, класс 176-39, опубликован 21.01.1964. К существенным недостаткам представленной компоновки относится размещение реактора в морской воде. Причем, если нижняя часть корпуса реактора имеет теплоизоляцию, которая контактирует с морской водой непроточной части биологической защиты, то верхняя часть корпуса с крышкой реактора омывается проточной морской водой. Таким образом, наряду со значительными потерями тепла в обход термоэлементов, конструкция реактора подвержена температурным перепадам и активному коррозионному воздействию окружающей среды. Кроме этого верхняя часть конструкции реактора имеет значительный градиент температур при высоком коэффициенте концентрации напряжений вследствие наличия отверстий и крепежных элементов. Необходимость обеспечения теплопередачи через стенку корпуса реактора к термоэлементам приводит к тому, что термогенератор становится составной частью конструкции реактора, то есть к усложнению конструкции собственно реактора. Большие линейные размеры поверхности горячего "спая" определяют высокие требования к геометрическому размещению термоэлементов (в патенте: "20000 individual thermoelectric elements").Nuclear power plants according to this scheme are presented in US patent No. 31118818, class 176-39, published 01/21/1964. Significant disadvantages of the presented arrangement include the placement of the reactor in sea water. Moreover, if the lower part of the reactor vessel has thermal insulation, which contacts the seawater of the non-flowing part of biological protection, then the upper part of the vessel with the reactor cover is washed with running sea water. Thus, along with significant heat losses bypassing thermocouples, the design of the reactor is subject to temperature extremes and active environmental corrosion. In addition, the upper part of the reactor structure has a significant temperature gradient with a high stress concentration coefficient due to the presence of holes and fasteners. The need to ensure heat transfer through the wall of the reactor vessel to the thermocouples leads to the fact that the thermogenerator becomes an integral part of the design of the reactor, that is, to complicate the design of the reactor itself. The large linear dimensions of the surface of the hot junction determine the high requirements for the geometric placement of thermocouples (in the patent: "20,000 individual thermoelectric elements").

Известна компоновка подводной термоэлектрической реакторной установки (K.H. Dufrane. An underwater thermoelectric reactor plant. J. Aircraft Vol. 3, No 4, p. 376-384) фирмы Martin Co. Принципиальный подход к компоновке установки аналогичен компоновке по патенту США №3118818. Однако есть различные подходы к конструкции составных частей: реактора, термоэлектрогенератора и циркуляционного контура, по которому энергия ядерного топлива подается к горячим "спаям".Known layout of an underwater thermoelectric reactor installation (K.H. Dufrane. An underwater thermoelectric reactor plant. J. Aircraft Vol. 3, No. 4, p. 376-384) firm Martin Co. The principle approach to the layout of the installation is similar to the layout according to US patent No. 31118818. However, there are various approaches to the design of components: a reactor, a thermoelectric generator, and a circulation circuit, through which the energy of nuclear fuel is supplied to hot junctions.

Компоновка фирмы Martin Со включает реактор и плоские секции термоэлектрических элементов, соединенных системой трубопроводов. Весь контур расположен в морской воде, в связи с чем часть тепла, вырабатываемая в реакторе, "греет" окружающую среду и контур подвержен ее коррозионному воздействию. Место расположения термоэлектрических элементов находится на расстоянии от активной зоны реактора, достаточном для снижения влияния нейтронного и γ-излучений до допустимых значений.Martin Co's layout includes a reactor and flat sections of thermoelectric elements connected by a piping system. The entire circuit is located in sea water, and therefore part of the heat generated in the reactor “heats” the environment and the circuit is susceptible to corrosion. The location of thermoelectric elements is located at a distance from the reactor core, sufficient to reduce the influence of neutron and γ-radiation to acceptable values.

К недостаткам данной компоновки относятся разветвленная компоновка трубопроводов подачи теплоносителя из реактора к термоэлементам, которые омываются морской водой, а также отсутствие сформированного циркуляционного контура охлаждающего теплоносителя, так как циркуляция происходит в бесконечном полупространстве морской воды.The disadvantages of this arrangement include the branched layout of the coolant supply pipelines from the reactor to thermocouples that are washed with sea water, as well as the absence of a formed cooling circuit coolant, since the circulation occurs in the infinite half-space of sea water.

Известна ЯТЭУ "Гамма" (Буйницкий Б.А. и др. Обобщение опыта эксплуатации исследовательской ядерной термоэлектрической установки "Гамма". / 12 Международная ежегодная научно-техническая конференция Ядерного общества России "Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии", Димитровград, 25-29 июня 2001. Т. 2. Исследовательские реакторы - настоящее и будущее. Ч.1. Димитровград. 2002, с. 174-188. Опытная ядерная термоэлектрическая установка "Гамма" - прообраз НСАТЭС. Атомная энергия. 1993, 74, №1, с. 28-34). Ядерная термоэлектрическая установка "Гамма" содержит ядерный реактор и термоэлектрогенерирующие модули, тепловой поток для которых образован разностью температур горячего теплоносителя реактора и холодного теплоносителя - воды бассейна, в котором размещена установка. Теплоноситель первого контура поступает через коллекторы к группам термоэлектрогенерирующих модулей, расположенных вокруг корпуса реактора.Known YaTEU "Gamma" (Buinitsky B.A. et al. Generalization of operating experience of the research nuclear thermoelectric installation "Gamma". / 12 International annual scientific and technical conference of the Russian Nuclear Society "Research Reactors: Science and High Technologies", Dimitrovgrad, 25- June 29, 2001. T. 2. Research reactors - present and future, Part 1. Dimitrovgrad. 2002, pp. 174-188. Experimental nuclear thermoelectric plant "Gamma" - prototype of the NNPPP. Atomic energy. 1993, 74, No. 1, p. 28-34). The Gamma nuclear thermoelectric installation contains a nuclear reactor and thermoelectric generating modules, the heat flux for which is formed by the temperature difference between the hot reactor coolant and the cold carrier - the pool water in which the installation is located. The primary coolant flows through the collectors to groups of thermoelectric generating modules located around the reactor vessel.

Компоновка этой установки также не имеет сформированного циркуляционного контура охлаждающего теплоносителя, так как естественная циркуляция происходит в полупространстве воды бассейна. Особенность использования естественной циркуляции в данной установке заключается в том, что пространственный градиент температур, возникающий вокруг термоэлементов в силу неограниченного радиального пространства создает меньшую Архимедову силу по сравнению с размещением термоэлементов в пространстве ограниченных размеров.The layout of this installation also does not have a formed circulation loop of the cooling fluid, since natural circulation occurs in the half-space of the pool water. The peculiarity of using natural circulation in this installation is that the spatial temperature gradient that arises around thermocouples due to unlimited radial space creates less Archimedean force in comparison with the placement of thermocouples in space of limited sizes.

Известны также:Also known are:

Патент RU 2151083 оп. 20.06.2000 «Энергетическая установка атомного судна». Энергетическая установка атомного судна, преимущественно атомной подводной лодки, содержит реакторную установку водо-водяного типа и источники электроэнергии, включающие в себя турбогенераторы, аварийный дизель-генератор и/или аккумуляторную батарею, термоэлектрический генератор, размещенный в герметичном контейнере вне прочного корпуса подводной лодки в заполняемых забортной водой объемах легкого корпуса или внутри прочного корпуса, при этом термоэлектрический генератор имеет два замкнутых теплопередающих контура с рабочей незамерзающей жидкостью в качестве теплоносителя, первый контур, подводящий тепло к "горячим" спаям теплоэлектрического генератора, включает в себя теплообменник, подключенный к первому контуру реакторной установки, а второй, отводящий тепло от "холодных" спаев термоэлектрического генератора, включает в себя теплообменник, установленный на магистрали забортной воды, теплообменник первого контура термоэлектрического генератора размещен в защитной оболочке реакторной установки. Данное техническое решение не предназначено для работы в качестве единственного источника энергии, располагаемого под водой при избыточном давлении окружающей среды, содержит два промежуточных контура с теплообменниками, что приводит к дополнительным тепловым потерям.Patent RU 2151083 op. 06/20/2000 "Power plant of a nuclear ship." The power plant of a nuclear ship, mainly a nuclear submarine, contains a water-water reactor type and electric power sources, including turbine generators, an emergency diesel generator and / or a battery, a thermoelectric generator located in an airtight container outside the durable submarine hull in fillable with overboard water in the volumes of a light body or inside a strong body, while the thermoelectric generator has two closed heat transfer circuits with working with freezing fluid as a heat carrier, the first circuit supplying heat to the "hot" junctions of the thermoelectric generator includes a heat exchanger connected to the first circuit of the reactor installation, and the second, which removes heat from the "cold" junctions of the thermoelectric generator, includes a heat exchanger installed on the overboard water main, the heat exchanger of the first circuit of the thermoelectric generator is located in the protective shell of the reactor installation. This technical solution is not intended to work as the only source of energy located under water at ambient pressure, contains two intermediate circuits with heat exchangers, which leads to additional heat loss.

Также известен патент SU 1811635, опубл. 23.04.1993 - атомная станция теплоснабжения, в которой теплообменники первого-второго контура выполнены в виде термоэлектрического генератора, расположенного в защитном корпусе. Данное устройство также не предназначено для работы в качестве единственного источника энергии, располагаемого под водой при избыточном давлении окружающей среды.Also known patent SU 1811635, publ. 04/23/1993 - nuclear heat supply station, in which the heat exchangers of the first or second circuit are made in the form of a thermoelectric generator located in a protective housing. This device is also not intended to operate as the only source of energy located under water at ambient pressure.

Целью изобретения является разработка конструкции установки, способной работать в подводном положении при избыточных давлениях окружающей среды, с формированием циркуляционных трактов теплоносителя первого контура и охлаждающей морской воды без промежуточных теплообменников, с наличием двух прочных стенок - газоплотной оболочки и корпуса БТЭ, и компоновкой установки в единой прочной оболочке, что позволит уменьшить тепловые потери, снизить температурные перепады конструктивных элементов, исключить коррозионное воздействие морской воды на корпус реактора, обеспечить дополнительный барьер для локализации последствий аварийных ситуаций.The aim of the invention is to develop the design of the installation, capable of operating in a submerged position at excessive ambient pressures, with the formation of circulation paths of the primary coolant and cooling sea water without intermediate heat exchangers, with the presence of two strong walls - a gas-tight shell and a BFC housing, and the installation of the installation in a single durable shell, which will reduce heat loss, reduce temperature differences of structural elements, eliminate the corrosive effects of marine water on the reactor shell, to provide an additional barrier for containment consequences of accidents.

Заявителю не известны технические решения - «подводная ядерная термоэлектрическая установка», предназначенные для работы в качестве единственного источника энергии, располагаемого под водой при избыточном давлении окружающей среды.The applicant is not aware of technical solutions - the "underwater nuclear thermoelectric installation", designed to operate as the only source of energy located under water at ambient pressure.

Предложена подводная ядерная термоэлектрическая установка, содержащая расположенные в газоплотной защитной оболочке легководный ядерный реактор и блоки термоэлектрические (БТЭ), равномерно расположенные вокруг реактора и состоящие из корпуса с размещенными в нем термоэлектрическими модулями, при этом корпус в нижней части имеет патрубки входа охлаждающей воды и в верхней части имеет патрубок выхода охлаждающей воды за пределы ядерной термоэлектрической установки, а корпус ядерного реактора соединен напорными и сливными коллекторами теплоносителя с коллекторами раздачи и сбора теплоносителя термоэлектрических модулей.An underwater nuclear thermoelectric installation is proposed that contains a light-water nuclear reactor and thermoelectric blocks (BFC) located in a gas-tight protective shell uniformly located around the reactor and consisting of a housing with thermoelectric modules placed in it, while the housing in the lower part has cooling water inlet pipes and the upper part has a cooling water outlet pipe outside the nuclear thermoelectric installation, and the nuclear reactor casing is connected to pressure and discharge collectors and coolant reservoirs with the distribution and collection of coolant thermoelectric modules.

Общая компоновка ЯТЭУ приведена на фигуре 1.The general layout of nuclear power plants is shown in figure 1.

На фигурах 2-4 показана конструкция БТЭ, равномерно расположенных вокруг реактора.In figures 2-4 shows the design of the BFC, evenly spaced around the reactor.

На фигурах 5 и 6 представлены нижний и верхний монтажные блоки, которые после сборки образуют ЯТЭУ.Figures 5 and 6 show the lower and upper mounting blocks, which, after assembly, form a nuclear power unit.

Позиции на фигурах обозначены следующим образом:The positions in the figures are indicated as follows:

1 - реактор,1 - reactor

2 - БТЭ,2 - BTE,

3 - исполнительные механизмы СУЗ,3 - actuators CPS,

4 - бак металловодной защиты,4 - metal protection tank,

5 - напорный коллектор теплоносителя первого контура реактора,5 - pressure header of the coolant of the primary reactor loop,

6 - сливной коллектор теплоносителя первого контура реактора,6 - drain collector of the coolant of the primary circuit of the reactor,

7 - коллекторы раздачи теплоносителя первого контура реактора в термоэлектрические модули,7 - collectors distribution of the coolant of the primary reactor loop into thermoelectric modules,

8 - коллекторы сбора теплоносителя первого контура реактора из термоэлектрических модулей,8 - collectors for collecting the coolant of the primary reactor loop from thermoelectric modules,

9 - "тяговый" участок охлаждающего контура,9 - "traction" section of the cooling circuit,

10 - элетроразъемы,10 - electrical connectors,

11 - часть защитной газоплотной оболочки как элемент монтажного блока установки,11 - part of the protective gas tight shell as an element of the installation block of the installation,

12 - часть защитной газоплотной оболочки с охлаждающим контуром,12 - part of the protective gas-tight shell with a cooling circuit,

13 - термоэлектрический модуль,13 - thermoelectric module,

14 - прочный корпус БТЭ,14 - strong housing BTE,

15 - патрубки входа охлаждающей воды,15 - pipe inlet of cooling water,

16 - патрубок выхода охлаждающей воды.16 - pipe outlet cooling water.

Подводная ядерная термоэлектрическая установка содержит комплект оборудования и систем ЯТЭУ, включающий реактор 1, БТЭ 2, систему управления и защиты реактора (рабочие органы ИМ СУЗ) 3, комплекс систем, обеспечивающих эксплуатацию ЯТЭУ в нормальных и аварийных режимах работы, ядерную и радиационную безопасность (на фигурах не показаны), в т.ч. бак металловодной защиты 4, и размещенный в газоплотной защитной оболочке с температурой и давлением газовой среды внутри нее, характерными для наземных ядерных установок.The underwater nuclear thermoelectric installation contains a set of equipment and systems for nuclear power plants, including reactor 1, BTE 2, a control and protection system for the reactor (working bodies of the ship control system) 3, a set of systems that ensure the operation of nuclear power plants in normal and emergency operation, nuclear and radiation safety (at figures not shown), including metal protection tank 4, and placed in a gas tight protective shell with the temperature and pressure of the gaseous medium inside it, characteristic of ground nuclear installations.

Газоплотная защитная оболочка состоит как минимум из двух частей 11 и 12, которые позволяют выполнить монтаж установки в ограниченном пространстве. Размеры газоплотной защитной оболочки ограничены реальными возможностями металлургической промышленности и свойствами материалов.The gas tight containment consists of at least two parts 11 and 12, which allow installation to be carried out in a limited space. The dimensions of the gas tight containment are limited by the real capabilities of the metallurgical industry and the properties of materials.

Конструкция БТЭ 2, равномерно расположенных вокруг реактора, показана на фигурах 2-4. БТЭ содержит группу кольцевых термоэлектрических модулей 13, размещенных в прочном корпусе БТЭ 14. Прочный корпус БТЭ в верхней и нижней частях имеет патрубки входа охлаждающей воды 15 и патрубок выхода охлаждающей воды 16.The design of the BFC 2, evenly spaced around the reactor, is shown in figures 2-4. The BFC contains a group of ring thermoelectric modules 13 located in a durable BFC housing 14. The durable BFC housing in the upper and lower parts has cooling water inlet pipes 15 and cooling water outlet pipe 16.

Теплоноситель первого контура из реактора 1 через напорный коллектор 5 попадает в коллектор раздачи в термоэлектрические модули 7. Охлажденный в термоэлектрических модулях 13 теплоноситель через коллектор сбора из термоэлектрических модулей 8 поступает в сливной коллектор 6 и оттуда снова в реактор 1.The primary coolant from the reactor 1 through the pressure header 5 enters the distribution manifold into thermoelectric modules 7. The coolant cooled in the thermoelectric modules 13 passes through the collector from the thermoelectric modules 8 to the drain manifold 6 and from there again to the reactor 1.

Охлаждающая вода через патрубки входа охлаждающей воды 15 попадает в прочный корпус БТЭ 14 и, нагреваясь от термоэлектрических модулей 13, поступает в патрубок выхода охлаждающей воды 16, после чего по тяговому участку 9 отводится за пределы ЯТЭУ.Cooling water through the cooling water inlet pipes 15 enters the BTE 14 robust housing and, being heated from the thermoelectric modules 13, enters the cooling water outlet pipe 16, after which it is discharged outside the nuclear power plant through the traction section 9.

В термоэлектрических модулях 13 организована циркуляция типа - трубка Фильда.In thermoelectric modules 13 organized circulation type - Field tube.

Циркуляционный контур теплоносителя первого контура выполнен таким образом, что проходное сечение вдоль контура обеспечивает течение теплоносителя со скоростью, близкой к постоянной величине, а размещение термоэлектрических модулей 13 в прочном корпусе БТЭ 14 обеспечивает равномерный тепловой поток за счет равномерного обтекания морской водой.The circulation circuit of the primary coolant is made in such a way that the flow cross-section along the circuit allows the coolant to flow at a speed close to a constant value, and the placement of thermoelectric modules 13 in the robust housing of BTE 14 ensures uniform heat flow due to uniform flow around seawater.

Реализована естественная циркуляция по первому контуру и контуру охлаждающей воды.The natural circulation along the primary circuit and the cooling water circuit has been implemented.

Пространственно-плотная компоновка приводит к необходимости учета последующего монтажа установки. В связи с этим установка формируется из двух монтажных блоков: нижний монтажный блок (представлен на фигуре 5) и верхний монтажный блок (представлен на фигуре 6), которые после их сборки образуют ЯТЭУ.Spatial-dense layout leads to the need to take into account the subsequent installation of the installation. In this regard, the installation is formed of two mounting blocks: the lower mounting block (shown in figure 5) and the upper mounting block (shown in figure 6), which after their assembly form a nuclear power unit.

Особенностью предлагаемой установки является конструктивное исполнение циркуляционного контура теплоносителя первого контура и его размещение в защитной оболочке. Таким размещением существенно улучшены условия эксплуатации ЯТЭУ по сравнению с аналогами - уменьшены тепловые потери, снижены температурные перепады конструктивных элементов, исключено коррозионное воздействие морской воды на корпус реактора, создан дополнительный барьер для локализации последствий аварийных ситуаций.A feature of the proposed installation is the design of the circulation circuit of the primary coolant and its placement in a protective shell. This arrangement significantly improved the operating conditions of nuclear power plants compared with their analogues - reduced heat losses, reduced temperature differences of structural elements, eliminated the corrosive effects of sea water on the reactor vessel, created an additional barrier to localize the consequences of emergency situations.

Присущая конструкции активной зоны реактора подкритичность позволяет полностью извлечь стержни управления из активной зоны в момент пуска и удерживать их в таком положении в течение всего срока службы. При достижении штатного положения стержней обеспечивается основной принцип ядерного регулирования, стабилизирующий температуру активной зоны независимо от потребления энергии. В предлагаемой установке эффекты компенсации выгорания топлива компенсируются использованием в составе тепловыделяющих сборок стержней выгорающего поглотителя (на основе гадолиния), что обеспечивает сохранение единой проектной температуры в течение всей кампании активной зоны, что, в свою очередь, способствует сохранению заданного температурного перепада между контурами и, как следствие, наиболее эффективной работы термоэлектрических модулей в течение всей проектной кампании.The subcriticality inherent in the design of the reactor core allows the control rods to be completely removed from the core at the time of start-up and held in this position for the entire service life. Upon reaching the nominal position of the rods, the basic principle of nuclear regulation is provided, which stabilizes the temperature of the core regardless of energy consumption. In the proposed installation, the effects of compensation for fuel burnup are compensated for by using burnable absorber rods (based on gadolinium) in the fuel assemblies, which ensures the preservation of a uniform design temperature throughout the entire core campaign, which, in turn, helps to maintain a given temperature difference between the circuits and, as a result, the most efficient operation of thermoelectric modules during the entire project campaign.

Режимы работыOperating modes

Для надежного съема тепла от первого контура ввод ЯТЭУ в действие допускается только при полном погружении объекта (самодвижущегося или буксируемого) с ЯТЭУ в охлаждающую (морскую) воду.For reliable heat removal from the primary circuit, the commissioning of a nuclear power plant is allowed only when the object (self-propelled or towed) from the nuclear power plant is completely immersed in cooling (sea) water.

Контролируемый пуск реактора возможен при дистанционном или автоматическом управлении. В качестве управляющего предложен сигнал обратного периода удвоения мощности реактора (при заданном значении периода 30 с). Это наиболее предпочтительно по соображениям безопасности и устойчивости автоматического регулирования. Мощность окончания пуска (начала разогрева) может быть принята 0,1…0,5% Nном. При этом предполагается использование сигналов с ионизационных камер наружного (по отношению к реактору или установки) расположения.Controlled start-up of the reactor is possible with remote or automatic control. A signal of the reverse period of doubling the power of the reactor (for a given value of the period of 30 s) is proposed as a control signal. This is most preferred for reasons of safety and robustness of automatic control. The power of the end of the start (start of heating) can be adopted 0.1 ... 0.5% N nom . In this case, it is assumed to use signals from the ionization chambers of the external (relative to the reactor or installation) location.

Разогрев реактора осуществляется при автоматическом управлении. В качестве основного управляющего сигнала принято отклонение температуры теплоносителя от заданной программной развертки (возможно также использование сигнала отклонения скорости разогрева от заданной). Приемлемая точность поддержания при этом может быть в пределах 3…5°C по температуре. Для повышения устойчивости регулирования в качестве корректирующего целесообразно использовать сигнал обратного периода. Защита установки в режимах пуска и разогрева осуществляется по сигналу периода удвоения мощности.The heating of the reactor is carried out with automatic control. As the main control signal, the deviation of the coolant temperature from the specified program scan is accepted (it is also possible to use the signal of the deviation of the heating rate from the set). Acceptable accuracy of maintenance can be in the range of 3 ... 5 ° C in temperature. To increase the stability of regulation as a corrective, it is advisable to use a signal of the inverse period. Protection of the installation in the start-up and warm-up modes is carried out by the signal of the period of power doubling.

При нормальной эксплуатации ЯТЭУ работает на околономинальном уровне тепловой мощности (100% Nном - 7,5 МВт) с выдачей потребителю электрической мощности. Электрическая мощность варьируется в диапазоне изменения от 0 до 100% Nэлек. за счет подключения-отключения термоэлектрических блоков к электронагрузке. В процессе работы ЯТЭУ поддержание заданных значений параметров установки обеспечивается регулированием температуры на выходе из активной зоны реактора.During normal operation, the nuclear power plant operates at a near-nominal level of thermal power (100% N nom - 7.5 MW) with the delivery of electric power to the consumer. Electric power varies from 0 to 100% N elec. due to the connection-disconnection of thermoelectric blocks to the electrical load. In the process of operation of the nuclear power plant, the maintenance of the set values of the installation parameters is provided by controlling the temperature at the outlet of the reactor core.

Плановый или аварийный вывод установки из действия может быть осуществлен путем сброса аварийной защиты (компенсирующих групп) с последующим саморасхолаживанием установки на естественной циркуляции. При этом темп снижения выходной температуры составит порядка 30…50°C/мин.A planned or emergency decommissioning of the installation can be carried out by resetting the emergency protection (compensating groups), followed by self-cooling of the installation on natural circulation. In this case, the rate of reduction of the outlet temperature will be about 30 ... 50 ° C / min.

Таким образом, изобретение позволит создать ядерную термоэлектрическую установку для обеспечения энергией подводного технического потребителя, первый контур которой имеет дополнительный защитный барьер и не имеет прямого контакта с коррозионно-активной морской средой, при этом обеспечивается компактность установки, что важно для подводных установок. Кроме того, выполнение установки обеспечивает локализацию аварий и снижения тепловых потерь.Thus, the invention will allow the creation of a nuclear thermoelectric installation to provide energy to an underwater technical consumer, the first circuit of which has an additional protective barrier and does not have direct contact with a corrosive marine environment, while ensuring the compactness of the installation, which is important for underwater installations. In addition, the installation provides localization of accidents and reduce heat loss.

Claims (1)

Подводная ядерная термоэлектрическая установка, содержащая расположенные в газоплотной защитной оболочке легководный ядерный реактор и блоки термоэлектрические (БТЭ), равномерно расположенные вокруг реактора и состоящие из корпуса с размещенными в нем термоэлектрическими модулями, при этом корпус в нижней части имеет патрубки входа охлаждающей воды и в верхней части имеет патрубок выхода охлаждающей воды за пределы ядерной термоэлектрической установки, а корпус ядерного реактора соединен напорными и сливными коллекторами теплоносителя с коллекторами раздачи и сбора теплоносителя термоэлектрических модулей. An underwater nuclear thermoelectric installation containing a light-water nuclear reactor and thermoelectric blocks (BFCs) located in a gas-tight protective shell, uniformly located around the reactor and consisting of a housing with thermoelectric modules placed in it, the housing in the lower part having cooling water inlets and in the upper of the part has a cooling water outlet pipe outside the nuclear thermoelectric installation, and the nuclear reactor casing is connected by pressure and discharge heat collectors of Tell with collectors delivering and collecting the coolant thermoelectric modules.
RU2014145766/07A 2014-11-14 2014-11-14 Underwater nuclear thermoelectric plant RU2568433C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014145766/07A RU2568433C1 (en) 2014-11-14 2014-11-14 Underwater nuclear thermoelectric plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014145766/07A RU2568433C1 (en) 2014-11-14 2014-11-14 Underwater nuclear thermoelectric plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2568433C1 true RU2568433C1 (en) 2015-11-20

Family

ID=54597971

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014145766/07A RU2568433C1 (en) 2014-11-14 2014-11-14 Underwater nuclear thermoelectric plant

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2568433C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2809235C1 (en) * 2020-12-08 2023-12-08 Шанхай Ньюклеар Инжиниринг Ресеарч Энд Дизайн Инститьют Ко., Лтд. Alkali metal reactor power source

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2902423A (en) * 1956-02-02 1959-09-01 Emmeth A Luebke Neutronic reactor producing thermoelectric power
US3118818A (en) * 1961-04-05 1964-01-21 Gen Dynamics Corp Submersible power unit
US4302291A (en) * 1979-05-03 1981-11-24 Severs Stephen B Underwater nuclear power plant structure
RU2151083C1 (en) * 1999-11-17 2000-06-20 Колтон Илья Борисович Power plant for nuclear-powered vessel

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2902423A (en) * 1956-02-02 1959-09-01 Emmeth A Luebke Neutronic reactor producing thermoelectric power
US3118818A (en) * 1961-04-05 1964-01-21 Gen Dynamics Corp Submersible power unit
US4302291A (en) * 1979-05-03 1981-11-24 Severs Stephen B Underwater nuclear power plant structure
RU2151083C1 (en) * 1999-11-17 2000-06-20 Колтон Илья Борисович Power plant for nuclear-powered vessel

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2809235C1 (en) * 2020-12-08 2023-12-08 Шанхай Ньюклеар Инжиниринг Ресеарч Энд Дизайн Инститьют Ко., Лтд. Alkali metal reactor power source

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10269462B2 (en) Semi-submersible nuclear power plant and multi-purpose platform
KR101447514B1 (en) Safety System of Ocean System-integrated Modular Advanced Reactor
JP6242891B2 (en) Passive power generation when all AC power is lost at a nuclear power plant
CN108122623B (en) Deep sea nuclear power device
CN203134395U (en) Underground nuclear power plant
KR102115043B1 (en) Underwater electricity generation module
KR101433907B1 (en) Cooling system for nuclear power plant by using sea water
RU2607473C2 (en) Electricity production module
KR20140122979A (en) Cooling system for nuclear power plant by using water
CN207966496U (en) A kind of floating nuclear power plant
RU2607474C2 (en) Submerged energy production module
RU2568433C1 (en) Underwater nuclear thermoelectric plant
RU2606209C2 (en) Submerged or underwater electricity production module
KR101404646B1 (en) Inherent safety water cooled reactor system for thermal desalination
RU152317U1 (en) INSTALLATION OF POWER SUPPLY OF OBJECTS OF THE MARINE OIL AND GAS DEPOSIT
RU2606207C2 (en) Submerged electricity production module
RU2407669C1 (en) Atom-powered ship (versions)
RU2151083C1 (en) Power plant for nuclear-powered vessel
RU2668235C1 (en) Emergency cooling system
JP2014118813A (en) Marine hot water power generation system
CN112201379B (en) Intrinsically safe integrated small nuclear power supply for marine environment
Bokova et al. Variants of Nuclear Power Plants of Small and Medium Power with Heavy Liquid-Metal Coolants
Dziadevich Safety and economy of floating power plants
Bakar et al. Safety assessment of severe accident mitigating system “Passive Residual Heat Removal System of secondary side” in K-2/K-3 NPP
Ishida et al. Advanced marine reactor MRX and its application for electricity and heat co-generation

Legal Events

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

Effective date: 20201115