Результат интеллектуальной деятельности: КАНАЛ АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в системе аварийного расхолаживания ядерного реактора как источник электроэнергии для приборов и оборудования при запроектных авариях.

Известна система аварийного расхолаживания ядерного реактора, включающая клапан прямого сброса водяного пара из первого контура в конденсатор (Т.Х. Маргулова. Атомные электрические станции. 5-е издание. М.: ИздАТ, 1994 г., 296 с.).

Недостатками такого устройства являются:

- неприменимость для реакторов с жидкометаллическим охлаждением;

- зависимость от внешнего источника энергоснабжения;

- ограниченная надежность ввиду расходной схемы по теплоносителю первого контура.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является канал аварийного расхолаживания реактора АЭС Брест ОД-300 (А.В. Жуков, Ю.А. Кузина, А.П. Сорокин, В.В. Привезенцев. Работы по реализации программы теплогидравлических исследований в РУ БРЕСТ и СВБР. Итоги научно-технической деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2011 год / Научно-технический сборник. Обнинск. ГНЦ РФ-ФЭИ. 2012. - 412 с., ил.). Аналогичную информацию содержит статья о реакторе БРЕСТ http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%91%D0%A0%D0%95%D0%A1%D0%A2.

В известном техническом решении использована пассивная система воздушного аварийного охлаждения реактора за счет естественной циркуляции атмосферного воздуха. Эта система аварийного охлаждения состоит из воздушных теплообменников типа "труба Фильда", погруженных в теплоноситель первого контура в периферийные полости реактора.

Недостатками этого решения являются:

- пониженная интенсивность теплоотвода из бака реактора ввиду одностороннего нагрева воздушного потока в подъемной ветви трубы Фильда;

- отсутствие электрогенерирующих элементов для электропитания приборов и оборудования при запроектных авариях.

Предлагаемое изобретение направлено на устранение указанных недостатков, а именно создание канала аварийного расхолаживания ядерного реактора, обладающего большей эффективностью теплоотвода за счет увеличения теплоотдающей поверхности в воздушных трактах трубы Фильда и вырабатывающего электроэнергию для электропитания приборов и оборудования при запроектных авариях.

Кроме того, предлагаемое изобретение позволяет расширить арсенал технических средств, предназначенных для расхолаживания ядерных реакторов с одновременной выработкой электроэнергии.

Канал аварийного расхолаживания ядерного реактора выполнен в виде трубы Фильда. Труба Фильда является разновидностью теплообменных аппаратов типа "труба в трубе". Внешняя труба, являющаяся корпусом канала аварийного расхолаживания, заглушена с одной стороны, а внутренняя труба делит внутреннее пространство канала аварийного расхолаживания на опускной и подъемный воздушные тракты.

В предлагаемом изобретении внешняя труба корпуса канала аварийного расхолаживания устанавливается таким образом, что ее заглушенная часть располагается внизу. Для обеспечения максимальной эффективности предпочтительно располагать корпус канала аварийного расхолаживания вертикально.

Нижняя часть корпуса канала аварийного расхолаживания заполнена жидкометаллическим теплоносителем таким образом, чтобы не препятствовать движению воздуха. В качестве жидкометаллического теплоносителя, заполняющего корпус канала аварийного расхолаживания, предпочтительно использовать теплоноситель, аналогичный теплоносителю основного (первого) контура ядерного реактора. Такое решение не приведет к загрязнению теплоносителя первого контура ядерного реактора при разрушении внешней трубы корпуса канала аварийного расхолаживания. Для реакторов типа БРЕСТ предпочтительно в качестве теплоносителя использовать свинец, а для реактора СВБР в качестве теплоносителя целесообразно использовать сплав «свинец-висмут».

Канал аварийного расхолаживания содержит, по крайней мере, один термосифон, испаритель которого расположен в части корпуса, заполненной жидкометаллическим теплоносителем. По крайней мере, часть поверхности теплообмена конденсатора термосифона является, по крайней мере, частью поверхности внутренней трубы корпуса. Например, конденсатор термосифона может быть выполнен в виде трубок, впаянных во внутреннюю трубу, в виде каналов, выполненных во внутренней трубе, в виде отдельных камер, приваренных к поверхности внутренней трубы, и т.п.

Размещение термосифона внутри корпуса канала аварийного расхолаживания создает дополнительный канал отвода тепла к охлаждающему воздушному потоку. Такое решение позволяет использовать этот канал для преобразования тепла в электричество. Для этого в жидкометаллическом теплоносителе размещен, по крайней мере, один термоэлектрический преобразователь, охватывающий испаритель термосифона.

В частном случае выполнения изобретения термоэлектрический преобразователь может быть выполнен в виде сборки размещенных в трубчатом корпусе термоэлектрических модулей, набранных из кольцевых термоэлектрических батарей.

Трубчатые корпуса термоэлектрических модулей герметично соединены с верхней и нижней коммутационными камерами, причем нижняя коммутационная камера выполнена кольцевой с внешним диаметром менее внутреннего диаметра внешней трубы корпуса канала аварийного расхолаживания ядерного реактора, а верхняя коммутационная камера выполнена в виде перегородки, герметично отделяющей нижнюю часть корпуса канала аварийного расхолаживания ядерного реактора с размещенными в ней трубчатыми термоэлектрическими преобразователями от верхней части корпуса канала аварийного расхолаживания ядерного реактора.

Коммутационные камеры могут быть заполнены гелием.

В частном случае выполнения изобретения в качестве рабочего тела термосифона может быть применена вода.

В другом частном случае выполнения изобретения в качестве рабочего тела термосифона может быть применен высокотемпературный органический теплоноситель.

Технические результаты изобретения:

- повышение эффективности отвода тепла при аварийном расхолаживании реактора;

- независимая от внешних источников генерация электроэнергии непосредственно во внутриреакторном помещении для электропитания приборов и оборудования для диагностики состояния реактора.

Изобретение поясняется конкретным вариантом его выполнения со ссылками на чертежи, где:

На фиг.1 показан канал аварийного расхолаживания (продольный разрез).

На фиг.2 показана сборка термоэлектрических модулей.

На фиг.3 - поперечное сечение бронированного кабеля.

На фигурах чертежей приняты следующие обозначения:

1 - внешняя труба корпуса канала расхолаживания,

2 - внутренняя труба корпуса канала расхолаживания,

3 - воздушный опускной тракт,

4 - воздушный подъемный тракт,

5 - жидкометаллический теплоноситель,

6 - уровень заливки жидкометаллического теплоносителя,

7 - термоэлектрические модули,

8 - трубчатый корпус термоэлектрического модуля,

9 - кольцевая термоэлектрическая батарея,

10 - испаритель термосифона,

11 - конденсатор термосифона,

12 - кольцевая заглушка,

13 - верхняя трубная доска,

14 - верхняя коммутационная камера,

15 - нижняя трубная доска,

16 - нижняя коммутационная камера,

17 - нижние токоведущие перемычки,

18 - верхние токоведущие перемычки,

19 - токовыводы,

20 - бронированный кабель,

21 - токоведущие шины,

22 - электроизолирующая прокладка,

23 - внешняя электроизоляция,

24 - чехловая труба,

25 - гидродинамические вытеснители.

Как показано на фиг.1, канал аварийного расхолаживания ядерного реактора выполнен в виде трубы Фильда и состоит из внешней трубы 1, заглушенной с одного конца, и внутренней трубы 2, делящей канал аварийного расхолаживания на опускной 3 и подъемный 4 тракты. Нижняя часть внешней трубы 1 частично залита жидкометаллическим теплоносителем 5 до уровня 6. В качестве жидкометаллического теплоносителя 5 применен свинец.

В данном конкретном примере выполнения изобретения термоэлектрический преобразователь выполнен в виде сборки термоэлектрических модулей 7 (как показано на фиг.2), расположенных в жидкометаллическом теплоносителе 5. Термоэлектрический модуль 7 представляет собой трубчатый корпус 8, внутри которого размещены кольцевые термоэлектрические батареи 9, образующие в термоэлектрическом модуле 7 внутреннюю полость. Кольцевые термоэлектрические батареи 9 выполнены на основе теллурида свинца.

Специалисту в данной области техники будет понятно, что конструкция, расположение и количество термоэлектрических модулей может быть любым и зависит от конструкции канала аварийного расхолаживания, потребного количества вырабатываемого электричества и т.п. параметров.

Во внутренней полости каждого термоэлектрического модуля 7 размещен испаритель 10 термосифона. В данном конкретном примере выполнения изобретения, как показано на фиг.1, внутренняя труба 2 выполнена с полостью, являющейся конденсатором 11 термосифона с поверхностями теплообмена А и Б. Указанная полость может быть образована, например, двумя оболочками или трубами, установленными с зазором и соединенными между собой в нижней части внутренней трубы 2. Полость конденсатора 11 термосифона может занимать всю полость внутренней трубы 2 или может быть ограничена, например, кольцевой заглушкой 12, герметично перекрывающей кольцевой зазор между трубами, и, соответственно, поверхности теплообмена А и Б термосифона могут включать всю или часть поверхности внутренней трубы 2. Для повышения эффективности конденсатора 11 термосифона на всей или на части внутренней трубы 2 могут быть расположены радиаторы.

В рассматриваемом примере конденсатор 11 термосифона является общим для всех испарителей 10 термосифона. Однако возможно такое исполнение, когда для каждого испарителя существует свой конденсатор, например, полость внутренней трубы 2 может быть разделена продольными перегородками. Также все испарители 10 термосифонов могут быть объединены, например, кольцевой трубой.

Внешний трубчатый корпус 8 термоэлектрических модулей 7 выполнен, например, из хромистомартенситной стали ЭИ 852. Внутренний трубчатый корпус - испаритель термосифона 10 выполнен, например, из аустенитной стали 12Х18Н10Т. Трубчатые корпуса 8 термоэлектрических модулей 7 в верхней части герметично соединены с верхней трубной доской 13, являющейся составной частью верхней коммутационной камеры 14, а в нижней соединены с нижней трубной доской 15, являющейся составной частью нижней коммутационной камеры 16. Нижняя коммутационная камера 16 выполнена кольцевой с внешним диаметром менее внутреннего диаметра наружной трубы 1 корпуса канала аварийного расхолаживания. Верхняя коммутационная камера 14 выполнена в виде перегородки и герметично отделяет нижнюю часть внешней трубы 1 корпуса канала аварийного расхолаживания ядерного реактора с размещенными в ней модулями термоэлектрических батарей 7 от верхней части внешней трубы 1 корпуса канала аварийного расхолаживания ядерного реактора.

Кольцевые термоэлектрические батареи 9 термоэлектрических модулей 7 в коммутационных камерах соединены последовательно в электрическую цепь нижними 17 и верхними 18 токоведущими перемычками. Непосредственно в верхней коммутационной камере 14 сборка модулей 7 с термоэлектрическими батареями 9 соединена токовыводами 19 с бронированным кабелем 20, содержащим медные токоведущие шины 21 серповидного сечения, разделенные электроизолирующей прокладкой 22 из оксида алюминия и защищенные внешней электроизоляцией 23 (также из оксида алюминия) от чехловой трубы 24 из аустенитной стали 12Х18Н10Т.

Полости коммутационных камер 14, 16 заполнены гелием, который улучшает характеристики термобатарей, т.к. обладает относительно высокой теплопроводностью, на порядок выше теплопроводности воздуха. Заполнение камер гелием снижает потери температурного напора между прилегающими теплообменными поверхностями.

В зоне поворота воздушного потока в трубе Фильда выполнено профилирование гидродинамическими вытеснителями 25, изготовленными, например, из аустенитной стали 12Х18Н10Т, формирующими совместно с конденсаторами 11 термосифонов гидродинамически гладкий поворотный участок между опускным и подъемным трактами канала аварийного расхолаживания в виде трубы Фильда.

Устройство работает следующим образом. После вывода реактора на номинальный тепловой режим в окрестности канала аварийного расхолаживания поступает теплоноситель первого контура с температурой порядка 600°C. В результате внешняя труба 1 корпуса канала аварийного расхолаживания прогревается и в теплоносителе 5, залитом в нижнюю часть канала аварийного расхолаживания, развивается естественная конвекция, обеспечивающая теплоперенос к трубчатым корпусам 8 трубчатых термоэлектрических модулей 7, набранным из кольцевых термоэлектрических батарей 9.

Затем тепло через кольцевые термоэлектрические батареи 9 поступает в испаритель термосифона 10, где тепло поглощается за счет изменения агрегатного состояния воды, являющейся рабочим телом термосифона. Транспортные каналы термосифонов выведены в верхнюю часть канала аварийного расхолаживания к конденсаторам 11 термосифонов в виде кольцевых радиаторов, являющихся частью внутренней трубы 2. Поток образующегося пара через транспортные каналы отводится к конденсатору термосифона 11, где происходит его конденсация с передачей тепла к воздушному потоку в опускном 3 и подъемном 4 трактах. Образовавшийся конденсат под действием силы тяжести стекает обратно в испаритель 10 термосифона. Тепло от конденсаторов 11 термосифонов отводится конвекцией воздуха, проходящего по опускному 3 и подъемному 4 трактам канала аварийного расхолаживания.

Вследствие прохождения через трубчатые термоэлектрические модули 7 теплового потока на их спаях устанавливается перепад температуры, вследствие чего размещенные в них кольцевые термоэлектрические батареи 9 вырабатывают электроэнергию. Вырабатываемый ток направляется через преобразователь на питание приборов и оборудования, размещенных непосредственно в зале реактора.

В частном случае исполнения устройства в качестве рабочего тела термосифона может быть применен высокотемпературный органический теплоноситель.

В соответствии со сценариями развития аварийных ситуаций, независимо от наличия внешнего электропитания осуществляется вынос тепла из корпуса реактора естественной конвекцией воздуха через каналы аварийного расхолаживания в виде труб Фильда. Заявляемое техническое решение обеспечивает увеличение эффективности отвода тепла вследствие увеличения теплообменной поверхности, контактирующей с воздушным потоком, и применения дополнительного канала отвода тепла за счет испарения рабочего тела термосифона. Применением термоэлектрических преобразователей в качестве источников тока достигается высокая надежность и длительный (в течение всего жизненного цикла реактора) рабочий ресурс устройства ввиду отсутствия в нем подвижных элементов.

Использование изобретения позволяет создать источник тока для питания приборов и оборудования, задействованных в системе управления развитием тяжелых аварий с полным обесточиванием реакторного зала, что обеспечивает контроль процессов, протекающих в реакторном зале и реакторном оборудовании, и позволяет в значительной степени минимизировать ущерб аварий и увеличить безопасность эксплуатации ядерных реакторов с тяжелым теплоносителем.