ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ВВОДА ЗАЩИТНОГО ГАЗА В УСТАНОВКУ

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах, в 1-м контуре которых используют тяжелые жидкометаллические теплоносители - эвтектический сплав 44,5%Pb-55,5%Bi и свинец, соответственно.

Ядерные установки со свинцовым теплоносителем или его сплавами содержат в общем случае размещенную под свободным уровнем теплоносителя активную зону, парогенераторы, средства циркуляции теплоносителя и систему защитного газа, включающую устройство ввода защитного газа, фильтр очистки газа и газовый компрессор (см. Моргулова Т.Х. Атомные электрические станции. - М.: Высшая школа, 1984, с. 251).

Особенностью использования жидкометаллических теплоносителей является их высокая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам ядерной установки.

В связи с этим, главными задачами, возникающими при использовании свинецсодержащих жидкометаллических теплоносителей, являются:

- обеспечения условий, предотвращающих коррозию конструкционных материалов первого контура, находящихся в контакте со свинецсодержащим жидкометаллическим теплоносителем;

- обеспечения необходимой чистоты поверхностей первого контура (отсутствие отложений на конструкционных материалах оборудования циркуляционного контура), влияющих на теплогидравлические характеристики первого контура и безопасность реакторной установки;

- обеспечения необходимой чистоты газовой системы первого контура (отсутствие отложений в газовой системе) и чистоты защитного газа.

На границе раздела теплоносителя с защитным газом имеет место постоянный массообмен между свинецсодержащим жидкометаллическим теплоносителем и примесями, находящимися в защитном газе (водород, водяной пар, кислород и т.д.), что может приводить как к изменению качества теплоносителя, так и примесного состава защитного газа.

Одновременно на границе раздела теплоносителя с защитным газом и в непосредственной близости от нее со стороны защитного газа протекают процессы испарения компонентов теплоносителя, образования частиц аэрозолей и механический унос с поверхности расплава дисперсных включений. Эти процессы могут приводить к загрязнению защитного газа и образованию отложений в газовой системе первого контура.

При этом содержание основных примесей в защитном газе первого контура не должно превышать:

- содержание влаги: (точка росы минус 26°C);

- содержание кислорода: (показания газового датчика кислорода на уровне Е от минус 400 до минус 450 мВ);

- содержание азота:

Состав защитного газа первого контура контролируется датчиками кислорода и водорода в защитном газе, а также хроматографическим способом путем периодического отбора проб газа.

Основной состав защитного газа в период горячей обкатки первого контура - аргон высшего сорта.

Устройство для ввода защитного газа предназначено для создания двухфазной газожидкостной смеси из теплоносителя и эжектируемого в него газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и последующей их транспортировкой по контуру циркуляции теплоносителя и применяется в ядерных установках в системе свинцово-висмутового теплоносителя для обеспечения технологических режимов, связанных с использованием газовых смесей, подаваемых под уровень теплоносителя:

- режим водородной очистки теплоносителя и первого контура;

- режим периодической очистки первого контура от продуктов взаимодействия теплоносителя с конструкционными сталями;

- режим очистки защитного газа и газовой системы от аэрозолей и мелкодисперсных частиц оксидов элементов конструкционных сталей.

Известны ядерные энергетические установки, в которых устройства для ввода защитного газа выполнены различным образом.

Так, известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под его свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с трубами постоянного напора и системой защитного газа, при этом устройство ввода газовой смеси обеспечивает подачу защитного газа в газовый объем над свободным уровнем теплоносителя. (Пат ПМ РФ 120275, 2012 г.).

Известна ядерная энергетическая установка, которая содержит реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, под свободным уровнем которого размещена активная зона, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, систему защитного газа и устройство ввода газовой смеси, выполненное в виде вращающейся от электро- или турбопривода газовой напорной камеры. Напорная камера устройства установлена в тракте циркуляции жидкометаллического теплоносителя и сообщена газовыми каналами с системой защитного газа и объемом циркулирующего жидкометаллического теплоносителя. При этом газовые каналы выполнены в валах главных циркуляционных насосов (Пат. РФ 2339097, 2007).

Основным недостатком известного решения является необходимость введения в состав радиационно-опасного высокотемпературного жидкометаллического контура специального элемента, содержащего напорную камеру, и невысокая степень очистки внутренних поверхностей реакторного контура от отложений примесей оксидов.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной реактора, парогенераторами, средствами циркуляции и устройством ввода газовой смеси в виде одной или нескольких труб с сопловыми насадками (Пат. РФ 2192052, 2001 г.).

Недостатком известного решения является сложность доставки газовой смеси ко всем поверхностям реакторного контура из-за небольшой скорости ее вытекания из сопловых насадок. Диаметр отверстий в сопловых насадках не может быть выполнен менее 1,0-3,0 мм вследствие их возможного забивания примесями, содержащимися в теплоносителе. Отсюда скорость истечения не будет превышать 0,5 м/с, что недостаточно, особенно на опускных участках контура, что ведет к низкой эффективности очистки от отложений оксидов металлов, входящих в теплоноситель.

Конструкции всех известных устройств для ввода газа сложны и имеют большую протяженность газовых магистралей.

Общими недостатками для всех описанных выше ядерных установок и входящих в их состав устройств для ввода защитного газа является отсутствие возможности формирования стабильной двухфазной газожидкостной смеси из теплоносителя и эжектируемого в него газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и обеспечения последующей их транспортировки по контуру циркуляции теплоносителя.

Технической задачей настоящего изобретения является повышение безопасности работы ядерной энергетической установки за счет обеспечения нормализации циркуляции потока жидкометаллического теплоносителя, повышении эффективности его очистки от шлаков и металлических поверхностей от коррозии путем увеличения объема мелкодисперсной газовой фазы и упрощение конструкции устройства для ввода защитного газа.

Технический результат изобретения состоит в создании условий для формирования стабильной двухфазной газожидкостной смеси из теплоносителя и газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и обеспечения последующей транспортировки смеси по контуру циркуляции теплоносителя.

Указанный технический результат достигается созданием ядерной энергетической установки, которая включает:

корпус реактора с центральной и периферийной частями;

шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса;

жидкометаллический теплоноситель,

по меньшей мере один циркуляционный насос для обеспечения циркуляции упомянутого жидкометаллического теплоносителя, и по меньшей мере один парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса;

полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем;

по меньшей мере одно устройство для ввода защитного газа, размещенное в периферийной части над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочие части, причем заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом, а рабочая - под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя.

В частных воплощениях изобретения указанный технический результат достигается созданием установки, в которой устройство для ввода защитного газа представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.

Предпочтительно, что устройство для ввода защитного газа соединено с двигателем, установленным за пределами полости корпуса установки, посредством магнитной муфты.

Поставленная задача решается также созданием устройства для ввода защитного газа в ядерную энергетическую установку, при этом оно представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего, подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом, подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.

Раскрытие изобретения.

Сущность изобретения поясняется на фиг. 1, 2 и 3.

На фиг. 1 представлено продольное осевое сечение одного из вариантов исполнения ядерной энергетической установки.

На фиг. 2 - вид сверху на часть реакторной установки в месте расположения диспергатора газа.

На фиг. 3 - устройство для ввода защитного газа.

На фигурах приняты следующие обозначения:

1 - активная зона;

2 - периферийная часть корпуса;

3 - диспергатор для ввода защитного газа;

4 - жидкометаллический теплоноситель;

5 - защитная пробка;

6 - корпус реакторной установки;

7 - парогенератор;

8 - полость защитного газа;

9 - циркуляционный насос;

10 - шахта реактора;

11 - заборная часть диспергатора;

12 - рабочая часть диспергатора;

13 - нижний вращающийся диск;

14 - верхний неподвижный диск;

15 - полый вал;

16 - отверстия в заборной части диспергатора;

17 - фланец для крепления диспергатора;

18 - ведомая магнитная полумуфта;

19 - ведущая магнитная полумуфта;

20 - герметичный двигатель;

21 - осевые отверстия в нижнем вращающемся диске;

22 - полость в нижнем вращающемся диске;

23 - зазор между дисками.

Ядерная энергетическая установка состоит из ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем 4, шахты реактора 10 с активной зоной 1 и защитной пробкой 5, по меньшей мере, из одного парогенератора 7 и, по меньшей мере, из одного циркуляционного насоса 9, полости 8 с защитным газом, по меньшей мере, из одного устройства ввода газовой смеси в тракт жидкометаллического теплоносителя 4.

Шахта реактора 10 с активной зоной 1 размещена в центральной части корпуса 6 реакторной установки под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя 4.

Парогенератор 7 и циркуляционный насос 9 размещены в периферийной части 2 корпуса 6 реакторной установки.

Полость 8 защитного газа расположена над уровнем жидкометаллического теплоносителя 4.

Устройство ввода газовой смеси в тракт жидкометаллического теплоносителя 4 выполнено в виде диспергатора газа 3, размещенного в периферийной зоне корпуса 6 над верхним срезом парогенератора 7 в зоне всаса циркуляционного насоса 9.

Диспергатор 3 имеет заборную часть 11 с отверстиями 16, рабочую часть 12 с нижним вращающимся диском 13, укрепленным на полом валу 15 и верхним неподвижным диском 14, укрепленным на заборной части 11 или выполненным с ней заодно.

Заборная часть 11 диспергатора газа 3 с отверстиями 16 расположена в полости защитного газа 8.

К жидкометаллическому контуру диспергатор 3 крепится с помощью фланца 17.

Верхняя часть диспергатора газа 3 соединена с герметичным двигателем 20, установленным за пределами полости корпуса 6 реакторной установки с помощью магнитной муфты, где 18 - ведущая магнитная полумуфта, а 19 - ведомая магнитная полумуфта.

Нижний вращающийся диск 13 имеет по периферии осевые отверстия 21 и выполнен полым (полость - 22).

Диски установлены с зазором 23.

Рабочая часть 12 диспергатора газа 3, выполненная в виде вращающегося 13 и неподвижного 14 дисков, размещена под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя 4. Такое расположение позволяет избежать сепарации защитного газа и направляет поток жидкометаллического теплоносителя на всас циркуляционного насоса 9.

Работу установки осуществляют следующим образом.

Работа ядерной энергетической установки в технологическом режиме очистки от оксидов жидкометаллического теплоносителя и поверхностей реакторного контура осуществляется при осушенных парогенераторах 7 в изотермическом режиме при минимально контролируемом уровне мощности (~0,001%). Прогрев жидкометаллического теплоносителя 4 происходит за счет циркуляционных насосов 9 (посредством трения лопастей насоса о жидкометаллический теплоноситель 4).

При включении герметичного электродвигателя 20 нижний диск 13 рабочей части 12 диспергатора 3 вращается с заданной угловой скоростью (n до 3000 об/мин). При этом в результате движения жидкометаллического теплоносителя относительно нижнего диска 13 в зазоре 23 образуется зона пониженного давления, что вызывает впрыск газа из полости 22 нижнего диска 13 через отверстия 21 в верхней части нижнего диска 13 в зазор 23. В зазоре 23 благодаря градиенту скоростей жидкометаллического теплоносителя пузырьки дробятся, и мелкодисперсная газовая фаза вместе с теплоносителем поступает из зазора 23 в основной поток свинцово-висмутового теплоносителя 4.

Подача защитного газа в поток жидкометаллического теплоносителя 4 приводит к разрушению шлаков на основе PbO и, как следствие, к улучшению физико-химических свойств жидкометаллического теплоносителя 4.

Авторами выполнены расчетные исследования применительно к ядерной энергетической установке со свинцово-висмутовым теплоносителем с двумя циркуляционными насосами 9 и парогенераторами 7.

При этом общий объемный расход жидкометаллического теплоносителя 4 на всасе циркуляционного насоса 9 составляет 0,64 м³/с, объемный расход защитного газа (смесь «H₂-H₂O-Ar») - 0,00008 м³/с, температура жидкометаллического теплоносителя 4 - от 400 до 450°C.

Время подачи защитного газа в поток жидкометаллического теплоносителя 4 составляет 168 часов.

Показано, что при подаче защитного газа происходит его эффективная доставка к шлакам на основе PbO и их полное (100%) разрушение, как следствие, происходит очистка жидкометаллического теплоносителя от шлаков и нормализация его циркуляции.

Это повышает безопасность работы ядерной энергетической установки за счет обеспечения нормализации циркуляции потока жидкометаллического теплоносителя, повышении эффективности его очистки от шлаков и металлических поверхностей от коррозии.