RU24748U1

RU24748U1 - Ядерная энергетическая установка

Info

Publication number: RU24748U1
Application number: RU2002103889/20U
Authority: RU
Inventors: А.В. Безносов; Т.А. Бокова; С.С. Пинаев; А.В. Назаров
Priority date: 2002-02-11
Filing date: 2002-02-11
Publication date: 2002-08-20

Description

Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ).

Известна ядерная энергетическая установка интегральной компоновки, содержащая реактор с натриевым теплоносителем, с размещёнными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами щфкуляции и теплообменниками системы аварийного теплоотвода (см. Моргулова Т.Х., Атомные электрические станции. - М. :Высшая школа, 1984 с. 251).

Недостатком данного технического решения является применение в системе расхолаживания реактора инертного газа (аргона), который обладает сравнительно небольшой теплоемкостью и не может обеспечить эффективный теплосъем.

Решаемые задачи - совершенствование системы расхолаживания и повышение безопасности за счет реализации принципа внутренней безопасности реакторного блока (со свинцовым ЖМТ).

Технический результат - использование в качестве расхолаживающей среды смеси воздуха (атмосферного) и капель жидкости (воды), что приводит к значительному росту теплоемкости теплоотводящей среды, а также конструктивная реализация устройства формирования этой двухфазной смеси.

Технический результат достигается тем, что установка, содержащая реактор со свинцовым ЖМТ или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции, системой защитного газа, теплообменниками системы расхолаживания, отличающаяся тем, что теплообменник системы расхолаживания выполнен в виде канала, образованного двумя соосными трубами, наружная из которых заглушена снизу на концевом участке, канал заглублен под свободный уровень теплоносителя, на входном участке канала установлено устройство ввода капель жидкости в поток воздзоса, соединенное через арматуру с расположенной выше устройства водяной ёмкостью, входной и выходной концы канала сообщены с атмосферой.

На фиг. 1 представлена схема ядерной энергетической установки, реализующей предлагаемое техническое решение. В ядерном реакторе 1 с ЖМТ под свободным уровнем 2 теплоносителя размещены активная зона 3, парогенераторы 4, средства циркуляции, например, насосы 5, теплообменники системы расхолаживания. Теплообменник системы расхолаживания представляет собой канал 6, заглубленный под свободный уровень 2 теплоносителя, концевой участок 7 которого размещен на уровне входа в напорную камеру 8 активной зоны реактора, выходной конец 9 сообщён с атмосферой через систему вытяжной вентиляции, например, через вытяжную трубу 10. На сообщенном с атмосферой входном участке 11 установлено сопло 12, суженная часть которого соединена через арматуру 13с расположенной выше сопла 12 водяной ёмкостью 14.

Работа предлагаемого устройства и, соответственно, отвод тепла от

активной зоны реактора ядерной энергетической установки осуществляется следующим образом. Через теплообменники расхолаживания в процессе работы ядерной энергетической установки постоянно осуществляется естественная циркуляция атмосферного воздз а, отводя незначительное количество тепла. Система постоянно готова к работе. При возникновении необходимости расхолаживания открывается арматура 13 на линии подачи воды в устройство ввода её капель (распыла). Через сопло 12 из водяной ёмкости 14 самотеком в поток воздуха вводятся капли воды , испарение которых будет происходить как на стенках канала так и в потоке воздуха. За счет испарения капель воды и частичного нагрева воздуха будет производиться теплосъем со стенок канала и отвод тепла с удалением паровоздушной смеси через систему вытяжной вентиляции, например, через вытяжную трубу 10 в атмосферу. При необходимости возможно регулирование расхода воды, поступающей в суженную часть сопла 12. Применение данного технического решения позволит след тощее:

производить эффективный теплосъем с активной зоны ядерной энергетической установки с ЖЛ/П. Применение для теплоотвода воды (без воздуха) недопустимо, так как температура плавления свинца - 327 °С, температура кипения воды при 0.1 МПа 100 °С, возможно застывание теплоносителя и появления непроходимости в тракте циркуляции. В реакторе применение газов (воздуха, азота и др.) или водяного пара (l 4o J

3. неэффективно вследствие существенно малого значения теплоемкости этих

сред, наличия ограничений по их скоростям и размерам проходных сечений каналов циркуляции;

обеспечить постоянную готовность к работе системы расхолаживания за счёт пассивных средств (постоянной естественной циркуляции воздуха);

- обеспечить расхолаживание реактора ядерной энергетической установки с ЖМТ за счет пассивных средств подачи капель воды в поток воздуха (за счет гравитации);

исключить из состава систем расхолаживания активные элементы (насосы и др.), а также баллоны газа под давлением, из которьк возможна потеря рабочих сред;

упростить систему расхолаживания реактора.

ieSiEd

4ФОРМУЛА

Claims

Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор со свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции, системой защитного газа, теплообменниками системы расхолаживания, отличающаяся тем, что теплообменник системы расхолаживания выполнен в виде канала, образованного двумя соосными трубами, наружная из которых заглушена снизу на концевом участке, канал заглублен под свободный уровень теплоносителя, на входном участке канала установлено устройство ввода капель жидкости в поток воздуха, соединенное через арматуру с расположенной выше устройства водяной емкостью, входной и выходной концы канала сообщены с атмосферой.