RU73757U1

RU73757U1 - NUCLEAR POWER PLANT

Info

Publication number: RU73757U1
Application number: RU2007149306/22U
Authority: RU
Inventors: Александр Викторович Безносов; Татьяна Александровна Бокова; Максим Александрович Антоненков; Павел Андреевич Боков
Priority date: 2007-12-29
Filing date: 2007-12-29
Publication date: 2008-05-27

Abstract

Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем. Предложено в ядерной энергетической установке над активной зоной реактора расположить коллектор, к которому подключены нижние концевые участки вертикальных парогенерирующих модулей, в которых заключены трубы ввода питательной воды с выходными соплами и которые имеют верхние расширенные участки с патрубками отвода пара, соединенные каналами с опускным участком,. Предложение позволяет повысить безопасность ядерной энергетической установки и ее ремонтопригодность за счет сменных модулейThe solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor installations with a liquid metal coolant. It is proposed that in a nuclear power plant a collector be placed above the reactor core, to which the lower end sections of the vertical steam generating modules are connected, in which feed water inlet pipes with outlet nozzles are enclosed and which have upper expanded sections with steam outlet pipes connected by channels to the downstream section. The proposal improves the safety of a nuclear power plant and its maintainability through replaceable modules

1 с.п. ф-лы, 1 илл.1 s.p. f-ly, 1 ill.

Description

Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением.The solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with liquid metal cooling.

Известен парогенератор по патенту РФ №2076268, F22B 1/02, опубл. 1991.07.01, используемый в атомных энергоустановках. Сущность изобретения: в цилиндрическом корпусе размещены теплообменные элементы с раздающими и собирающими коллекторами, объединенные в секции. Коллекторы посредством трубопроводов подключены соответственно к входному и выходному коллекторам. Коллекторы размещены параллельно друг другу, а их оси в поперечном сечении размещены по окружности, концентричной одному из коллекторов греющего теплоносителя. Каждый элемент выполнен из четного количества плоских спиралей равной длины. Каждая спираль своей плоскостью установлена перпендикулярно потоку нагреваемой среды асимметрично относительно диаметральной плоскости, проходящей через ось симметрии секции. Соседние элементы в каждой секции повернуты один относительно другого на 180°. Недостатки: сложная система раздающих и собирающих коллекторов, что увеличивает металлоемкостьThe known steam generator according to the patent of the Russian Federation No. 2076268, F22B 1/02, publ. 1991.07.01, used in nuclear power plants. The essence of the invention: in a cylindrical body placed heat exchange elements with distributing and collecting manifolds, combined in sections. Collectors through pipelines are connected respectively to the input and output collectors. The collectors are placed parallel to each other, and their axes in cross section are placed around a circle concentric to one of the collectors of the heating coolant. Each element is made of an even number of flat spirals of equal length. Each spiral with its plane is installed perpendicular to the flow of the heated medium asymmetrically relative to the diametrical plane passing through the axis of symmetry of the section. Neighboring elements in each section are rotated one relative to the other by 180 °. Disadvantages: a complex system of distributing and collecting collectors, which increases the metal consumption

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенной под свободным уровнем теплоносителя активной зоной и расположенными выше нее устройствами ввода питательной воды в объем теплоносителя и патрубками отвода генерируемого пара, размещенными выше свободного уровня теплоносителя (см. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в атомной энергетике / А.В.Безносов, Ю.Г.Драгунов, В.И.Рачков. - М: ИздАт, 2007, с.16-17 - установка PBWFR) - прототип.A nuclear power plant is known that contains a reactor with a liquid metal lead coolant or its alloys, with an active zone located below the free level of the coolant and devices for introducing feed water into the coolant volume and branch pipes for generating generated steam located above the free coolant level (see Heavy liquid metal coolants in nuclear energy / A.V. Beznosov, Yu.G. Dragunov, V.I. Rachkov. - M: Izdat, 2007, p.16-17 - PBWFR installation) - prototype.

Недостатками данного технического решения являются высокие массогабаритные показатели, обусловленные размещением устройств ввода воды в теплоноситель и обеспечения процессов теплообмена от жидкого металла к воде и пару, непосредственно, в объеме корпуса с увеличением его высоты; невозможность секционирования парогенерирующих элементов и оперативной замены устройств ввода питательной воды в объем теплоносителя при забивании отложениями примесей отверстий истечения воды в жидкий металл.The disadvantages of this technical solution are the high overall dimensions due to the placement of water input devices in the coolant and to ensure heat transfer processes from liquid metal to water and steam directly in the body volume with an increase in its height; the impossibility of sectioning the steam generating elements and the rapid replacement of input devices of feed water into the coolant volume when clogging with deposits of impurities the holes of the outflow of water into the liquid metal.

Задачи, решаемые изобретением - уменьшение массогабаритных показателей ядерной энергетической установки и повышение ее ремонтопригодности.The problems solved by the invention is to reduce the overall dimensions of a nuclear power plant and increase its maintainability.

Технический результат - уменьшение высоты корпуса реактора, сокращение объема тяжелого жидкого металла с плотностью 10 кг/дм³, обеспечение EFFECT: reduction of the height of the reactor vessel, reduction of the volume of heavy liquid metal with a density of 10 kg / dm ³ , provision

секционирования и возможности оперативной замены прямоконтактных парогенерирующих элементов-устройств ввода питательной воды в объем теплоносителя при забивании отверстий истечения воды в жидкий металл отложениями примесей.sectioning and the ability to quickly replace direct-contact steam-generating elements-devices for introducing feed water into the coolant volume when clogging water outflow holes into a liquid metal with impurity deposits.

Этот технический результат достигается тем, что в ядерной энергетической установке, содержащей реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенной под свободным уровнем теплоносителя активной зоной и расположенными выше нее трубами ввода питательной воды в объем теплоносителя и патрубками отвода генерируемого пара, размещенными выше свободного уровня теплоносителя, над активной зоной реактора расположен коллектор, к которому подключены нижние концевые участки вертикальных парогенерирующих модулей в которых заключены трубы ввода питательной воды с выходными соплами, причем парогенерирующие модули имеют верхние расширенные участки с патрубками отвода пара, соединенные каналами с опускным участком реактора.This technical result is achieved by the fact that in a nuclear power plant containing a reactor with liquid metal lead coolant or its alloys, with an active zone located below the free level of the coolant and piping for supplying feed water into the coolant volume and pipes of the generated steam removal located above the free coolant level, a collector is located above the reactor core, to which the lower end sections of the vertical steam generating module are connected and in which the pipes for supplying feed water with outlet nozzles are enclosed, the steam generating modules having upper extended sections with steam outlet pipes connected by channels to the reactor downstream section.

Подключение нижних концевых участков вертикальных парогенерирующих модулей к коллектору над активной зоной, в которых заключены трубы ввода питательной воды, позволяет уменьшить массогабаритные показатели, за счет уменьшения объема жидкости, по сравнению с другими техническими решениями подключения этих модулей. Выполнение парогенератора в виде отдельных модулей улучшает ремонтоспосбность установки. Наличие верхних расширительных участков позволяет уменьшить высоту кипящей воды с паром и улучшить условия сепарации пара, что также позволяет уменьшить массогабаритные показатели установки. Соединение каналами расширительных участков с опускным участком реактора уменьшает массогабаритные показатели и необходимо для контура циркуляции теплоносителя.Connecting the lower end sections of the vertical steam generating modules to the collector above the active zone, in which the feed water inlet pipes are enclosed, allows reducing weight and size indicators by reducing the volume of liquid compared to other technical solutions for connecting these modules. The implementation of the steam generator in the form of separate modules improves the repairability of the installation. The presence of the upper expansion sections allows to reduce the height of boiling water with steam and to improve the conditions for the separation of steam, which also allows to reduce the overall dimensions of the installation. The connection between the channels of the expansion sections and the lower section of the reactor reduces the overall dimensions and is necessary for the coolant circulation loop.

На фиг.1 представлена схема предлагаемой ядерной энергетической установки. На фиг.2 представлен узел соплового устройства.Figure 1 presents a diagram of the proposed nuclear power plant. Figure 2 presents the node nozzle device.

В корпусе 1 реактора размещена активная зона 2. Над активной зоной 2 расположен коллектор 3 в виде кольцевого объема, к которому подключены нижние концевые участки 4 вертикальных парогенерирующих модулей 5 с отверстиями истечения воды 6 в жидкий металл. Отверстия 6 истечения воды размещаются в сопловом устройстве и соединены с размещенными в модулях трубами 7 с патрубками 8 подвода питательной воды в парогенерирующий модуль 5. Верхние расширительные участки 9 парогенерирующих модулей 5 соединены каналами 10 с опускным участком 11 реактора. В верхних расширительных участках 9 расположены патрубки отвода пара An active zone 2 is located in the reactor vessel 1. Above the active zone 2, a collector 3 is arranged in the form of an annular volume to which the lower end sections 4 of the vertical steam generating modules 5 are connected with holes for the outflow of water 6 into the molten metal. The outflow openings 6 are placed in the nozzle device and connected to pipes 7 installed in the modules with nozzles 8 for supplying feed water to the steam generating module 5. The upper expansion sections 9 of the steam generating modules 5 are connected by channels 10 to the reactor lowering section 11. In the upper expansion sections 9 are steam outlet pipes

12, сепарирующие устройства 13 в виде перфорированных листов, находящиеся выше и ниже свободного уровня 14 теплоносителя в парогенерирующем модуле 5.12, separating devices 13 in the form of perforated sheets located above and below the free level 14 of the coolant in the steam generating module 5.

Работа ядерной энергетической установки осуществляется следующим образом.The operation of a nuclear power plant is as follows.

Контур тяжелого жидкометаллического теплоносителя заполнен и подготовлен к вводу в действие. Увеличивается мощность реактора и в прямоконтактные парогенерирующие модули 5 подается вода с расходом, соответствующим тепловой мощности, выделяемой в активной зоне за счет деления тяжелых ядер. С увеличением мощности также увеличивается расход питательной воды, подаваемой в модуль через патрубки 8 подвода питательной воды, которая, опускаясь по трубам 7, подогревается и поступает в сопловые устройства. Через отверстия 6 истечения вода поступает в объем жидкого металла в виде факела, создаваемого сопловыми устройствами, который дробится в объеме теплоносителя, образуя пузыри. В пузырях капли конденсата испаряются за счет тепла, подводимого от жидкого металла. Пузыри с пароводяной смесью, а затем паром, поднимаются в объеме парогенерирующих модулей 5, поступают в верхние расширительные участки 9, где на свободных уровнях 14 теплоносителя пар сепарируется с использованием сепарирующих устройств 13 и поступает в паровой объем расширительных участков 9, откуда отводится через патрубки 12. Циркуляция теплоносителя осуществляется за счет эффекта газлифта - увлечения жидкого металла всплывающими пузырями воды и пара и за счет движущего напора, обусловленного произведением разницы плотностей жидкого металла в опускном участке и в подъемном участке парогенерирующего модуля 5, умноженной на высоту этого участка.The heavy liquid metal coolant circuit is filled and prepared for commissioning. The reactor power is increased and water is supplied to the direct-contact steam generating modules 5 with a flow rate corresponding to the thermal power released in the core due to the fission of heavy nuclei. With an increase in power, the flow rate of feedwater supplied to the module through nozzles 8 for supplying feedwater, which, descending through pipes 7, is also heated and enters the nozzle devices, also increases. Through the outflow openings 6, water enters the volume of liquid metal in the form of a torch created by nozzle devices, which is crushed in the volume of the coolant, forming bubbles. In bubbles, condensate droplets evaporate due to the heat supplied from the liquid metal. Bubbles with a steam-water mixture, and then steam, rise in the volume of the steam generating modules 5, enter the upper expansion sections 9, where at free levels 14 of the coolant, the steam is separated using separation devices 13 and enters the steam volume of the expansion sections 9, from where it is discharged through nozzles 12 The coolant is circulated due to the gas lift effect - entrainment of the liquid metal by the floating bubbles of water and steam and due to the driving pressure caused by the product of the difference in the densities of the liquid m metal in the lower section and in the lifting section of the steam generating module 5, multiplied by the height of this section.

При необходимости вывода из действия ядерной энергетической установки синхронно уменьшается тепловая мощность реактора и расход питательной воды, подаваемой в парогенерирующий модуль 5 через патрубок 8.If it is necessary to decommission the nuclear power plant, the thermal power of the reactor and the flow rate of feedwater supplied to the steam generating module 5 through the pipe 8 are simultaneously reduced.

Наличие нескольких (6-8 и более единиц) модулей позволяет выровнять расход в поперечном сечении активной зоны реактора и отключать отдельные модули, при необходимости, при снижении мощности реактора.The presence of several (6-8 or more units) modules allows you to equalize the flow rate in the cross section of the reactor core and disable individual modules, if necessary, with a decrease in reactor power.

Применение предлагаемого технического решения позволяет повысить безопасность ядерной энергетической установки, по сравнению с традиционными, за счет исключения насосов в жидкометаллическом контуре и исключения аварии «межконтурная неплотность парогенератора», так как реакторный контур становится общим для теплоносителя и для рабочего тела. По сравнению с прототипом, предлагаемое решение позволяет уменьшить массогабаритные характеристики установки за счет уменьшения высоты корпуса реактора и объема теплоносителя в нем, The application of the proposed technical solution improves the safety of a nuclear power plant, compared to traditional ones, by eliminating pumps in the liquid metal circuit and eliminating the “inter-circuit leakage of the steam generator” accident, since the reactor circuit becomes common for the coolant and for the working fluid. Compared with the prototype, the proposed solution allows to reduce the overall dimensions of the installation by reducing the height of the reactor vessel and the volume of coolant in it,

исключить наличие свободного уровня и отложения примесей на теплоносители из корпуса реактора, упростить технологию изготовления за счет уменьшения изготовления корпуса, упростить облуживание установки, в том числе и при проведении ремонтных работ.to exclude the presence of a free level and deposition of impurities on coolants from the reactor vessel, to simplify the manufacturing technology by reducing the manufacture of the vessel, to simplify the maintenance of the installation, including during repair work.

Claims

A nuclear power plant containing a reactor with a liquid metal lead coolant or its alloys, with an active zone located below the free level of the coolant and pipes for supplying feed water into the coolant volume and branch pipes for generating steam located above the free coolant level, characterized in that above the reactor core is a collector to which the lower end sections of the vertical steam generating modules are connected, in which the pipes are enclosed feed water with outlet nozzles, and the steam generating modules have upper expanded sections with steam outlet pipes connected by channels to the lower section of the reactor.