Результат интеллектуальной деятельности: ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА С СИСТЕМОЙ ОЧИСТКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано, например, в реакторных установках с быстрым спектром нейтронов.

Известна ЯЭУ, содержащая ядерный реактор и несколько контуров циркуляции теплоносителя, в последнем из которых установлен турбогенератор, преобразующий тепловую энергию в электрическую (Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М. Высшая школа, 1978, с. 21-26).

Недостаток известного технического решения состоит в том, что в ЯЭУ система очистки не предусматривает обеспечение ПДК трития в продукте, отводимом из третьего контура.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению является ядерная энергетическая установка, выполненная согласно патенту РФ на изобретение [Патент РФ на изобретение №2040051 «Ядерная энергетическая установка», опубликовано 20.07.1995].

Ядерная энергетическая установка содержит ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя с теплообменниками, установленными между контурами для передачи тепла, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от теплообменника первого-второго контуров. Корпус теплообменника второго-третьего контуров установлен на крышке реактора, в которой выполнены, по крайней мере, два отверстия для трубопроводов подвода и отвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров. Трубопровод подвода теплоносителя к теплообменнику первого-второго контуров сообщен с пространством под теплообменной поверхностью теплообменника второго-третьего контуров, а трубопровод отвода с пространством выше этой теплообменной поверхности.

Недостатком известного технического решения является то, что в ЯЭУ система очистки не предусматривает обеспечение ПДК трития в продукте, отводимом из третьего контура.

Задача изобретения состоит в исключении указанного недостатка, а именно использование ЯЭУ с системой очистки, при эксплуатации которой обеспечивается ПДК трития в продукте, отводимом из третьего контура.

Технический результат состоит в том что продукт, отводимый из третьего контура ЯЭУ, удовлетворяет требованиям норм радиационной безопасности по тритию.

Для исключения указанных недостатков в ядерной энергетической установке с системой очистки теплоносителя, содержащей ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный теплообменник, установленный между первым и вторым контурами, технологический теплообменник, установленный между вторым и третьим контурами, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного и технологического теплообменников, запорную арматуру и систему очистки щелочного жидкого металла, предлагается:

- в качестве теплоносителя использовать щелочной жидкий металл;

- систему очистки щелочного жидкого металла выполнить, из, по меньшей мере, одной мембраны, вмонтированной в стенку трубопровода второго контура, приемника водорода и трития, укрепленного на наружной поверхности трубопровода над соответствующей мембраной;

- приемник водорода и трития выполнить с возможностью вакуумирования его полости и отвода из него поступивших из соответствующего контура водорода и трития;

- конструктивные характеристики мембраны выбирать по соотношениям, учитывающим:

во-первых, взаимосвязь площади контактирующей со щелочным жидким металлом поверхности мембраны, коэффициента проницаемости материала мембраны по водороду(тритию) и ее характерной толщины между поверхностью контактирующей со щелочным жидким металлом и поверхностью контактирующей с полостью приемника, площади теплообменной поверхности технологического теплообменника со стороны второго контура, коэффициента проницаемости материала по водороду(тритию) и характерной толщины теплообменной поверхности технологического теплообменника между вторым и третьим контуром, удельного потока массы трития из реактора в щелочной жидкий металл первого контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, удельного потока массы продукта, отводимого из третьего контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, предельно допустимой массовой концентрации трития в готовом продукте и количества мембран,

во-вторых, взаимосвязи удельного потока массы трития из реактора в щелочной жидкий металл первого контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, массовой концентрации водорода в щелочном жидком металле второго контура, удельного потока массы продукта, отводимого из третьего контура, отнесенного к единице тепловой мощности ЯЭУ, предельно допустимой массовой концентрации трития в готовом продукте, коэффициента Сивертса и абсолютного давления водорода в третьем контуре.

На фиг. 1 представлена схема массопереноса водорода и трития в ЯЭУ, а на фиг. 2 - один из вариантов исполнения системы очистки щелочного жидкого металла от водорода и трития, вмонтированной в трубопровод соответствующего контура.

На указанных фигурах приняты следующие позиционные обозначения: 1 - второй контур (теплоноситель - щелочной жидкий металл); 2 - вентиль; 3 - мембрана из высокопроницаемого материала по водороду и тритию; 4 - щелочной жидкий металл; 5 - окружающая среда; 6 - отвод продукта из третьего контура; 7 - первый контур (теплоноситель - щелочной жидкий металл); 8 - полость приемника водорода и трития; 9 - промежуточный теплообменник (ПТО); 10 - реактор; 11 - система очистки теплоносителя (мембрана и полость); 12 - стенка корпуса приемника водорода и трития; 13 - стенка трубопровода второго контура; 14 - технологический теплообменник (ТТО); 15 - третий контур (технологический контур); 16 - трубопроводы второго контура; 17 - трубопроводы первого контура; 18 - трубопроводы третьего контура.

Сущность изобретения состоит в следующем.

Ядерная энергетическая установка содержит ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный 9 и технологический теплообменник 14, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного 9 и технологического 14 теплообменников, запорную арматуру и систему очистки теплоносителя 11, приемник водорода и трития.

Промежуточный теплообменник 9 установлен между первым 7 и вторым 1 контурами. Технологический теплообменник 14 установлен между вторым 1 и третьим 15 контурами.

В качестве теплоносителя используют щелочной жидкий металл.

Система очистки теплоносителя 11 состоит из, по меньшей мере, одной мембраны 3.

Мембраны 3 вмонтированы в стенки трубопровода второго контура 13.

Приемник водорода и трития укреплен на наружной поверхности трубопровода над соответствующей мембраной 3.

Приемник водорода и трития выполнен с возможностью вакуумирования его полости 8 и отвода из него поступивших из соответствующего контура водорода и трития.

Конструктивные характеристики мембраны 3 выбирают по соотношению

где S_i - площадь контактирующей со щелочным жидким металлом 4 поверхности мембраны 3, м²; K_i - коэффициент проницаемости материала мембраны 3 по водороду (тритию), моль⋅м^-1⋅с^-1⋅Па^-0,5; δ_i - характерная толщина мембраны 3 между поверхностью контактирующей со щелочным жидким металлом 4 и поверхностью контактирующей с полостью приемника 8, м; S_TTO - площадь теплообменной поверхности технологического теплообменникам со стороны второго контура 1, м²; K_TTO - коэффициент проницаемости материала теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 по водороду (тритию), моль⋅м^-1⋅с^-1⋅Па^-0,5; δ_TTO - характерная толщина теплообменной поверхности технологического теплообменникам между вторым 1 и третьим 15 контуром, м; q_T - удельный поток массы трития из реактора 10 в щелочной жидкий металл 4 первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); q_пр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); С_ПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте отводимом из третьего контура 6, кг/кг; n - количество мембран; i - индекс суммирования.

При этом массовая концентрация водорода в щелочном жидком металле 4 удовлетворяет соотношению:

где q_T - удельный поток массы трития из реактора 10 в щелочной жидкий металл 4 первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); С₂ - массовая концентрация водорода в щелочном жидком металле 4 второго контура 1, кг/кг; q_пр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); С_ПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте отводимом из третьего контура 6, кг/кг; K_C - коэффициент Сивертса, Па^-0,5; P₃ - абсолютное давление водорода в третьем контуре 15, Па.

Продукт - потери из третьего контура теплоносителя (газа, воды) или отводимый из третьего контура 6 водород.

ЯЭУ работает следующим образом.

В процессе эксплуатации ЯЭУ происходит деление топлива, результатом которого является генерация тепловой энергии, образование продуктов деления, активация теплоносителя и конструкционных материалов. Радиоактивный жидкометаллический теплоноситель первого контура 7 циркулирует через реактор 10 и промежуточный теплообменник 9, в котором отдает тепло нерадиоактивному жидкометаллическому теплоносителю. Последний прокачивается через технологическое оборудование (технологический теплообменник 14 или парогенератор) по системе, образующей второй контур 1.

Тритий образуется в результате ядерных реакций на топливе конструкционных и других материалах, находящихся в реакторе 10, поступает в теплоноситель первого контура 7, далее через промежуточный теплообменник 9 мигрирует во второй контур 1. Из второго контура 1 мигрирует в окружающую среду 5 систему очистки 11 и третий контур 15 ЯЭУ. Из третьего контура 15 тритий мигрирует в окружающую среду 5 и отводится из третьего контура вместе с отводимым продуктом 6. Таким образом оказывается воздействие на экологическую обстановку вокруг АЭС и величину активности продукта отводимого из третьего контура 6.

Водород присутствует в рабочем теле третьего контура 15, и его миграция через технологический теплообменник 14 является основным источником водорода в щелочном металле второго контура 1. Из второго контура 1 водород мигрирует в систему очистки 11 и через поверхность трубопроводов в окружающую среду 5, в первый контур 7. Из первого контура 7 мигрирует в окружающую среду 5. Так же водород образуется в результате ядерных реакций на топливе конструкционных и других материалах, находящихся в реакторе 10, но этот источник не оказывает влияния на массоперенос водорода.

Фиг. 1 - процесс переноса водорода и трития. Представленные на фиг. 1 обозначения имеют следующий физический смысл: J^T_P и J^H_P - интенсивность поступления трития и водорода, нарабатываемого в реакторе 10 ЯЭУ, в теплоноситель первого контура 7 ЯЭУ, кг/с; J^T_1/P и J^T_2/P J^T_3/P - интенсивность распада трития в первом 7, втором 1 и третьем контурах 15 ЯЭУ, кг/с; J^T_1/OC, J^T_2/OC, J^T_3/OC - интенсивность поступления трития из первого 7, второго 1, третьего 15 контуров ЯЭУ в окружающую среду 5, кг/с; J^T_1/2 - интенсивность поступления трития из первого контура 7 ЯЭУ во второй контур 1 ЯЭУ, кг/с; J^T_2/3 - интенсивность поступления трития из второго контура 1 ЯЭУ в третий контур 15 ЯЭУ, кг/с; J^H_1/OC и J^H_2/OC, J^H_3/OC - интенсивность поступления водорода из первого 7, второго 1 третьего 15 контура ЯЭУ в окружающую среду 5, кг/с; J^H_2/1 - интенсивность поступления водорода из второго контура 1 ЯЭУ в первый контур 7 ЯЭУ, кг/с; J^H_3/2 - интенсивность поступления водорода из третьего контура 15 ЯЭУ во второй контур 1 ЯЭУ, кг/с; J^T₂ и J^H₂ - интенсивность поступления трития и водорода из второго контура 1 ЯЭУ в систему очистки 11 второго контура 1 ЯЭУ, кг/с.

Пример конкретного исполнения устройства.

Например при размещении системы очистки 11 с мембраной 3 на горячем участке второго контура 1 реакторной установки с параметрами БН-600 и натрием в качестве теплоносителя, эксплуатирующейся с тремя петлями второго контура 1, температура теплоносителя в которых на горячем участке 783 К, на холодной участке 588 К, ТТО 14, расположенном в каждой петле, выполненным из стали (2.25Cr1Mo - испаритель, Cr18Ni9 - пароперегреватель) [1], коэффициент проницаемости материалов по водороду (K_TTO, моль⋅м^-1⋅с^-1⋅Па^-0,5), определялся по следующему соотношению справедливому в области температур 350-1050 К (использовано соотношение для стали марки SS316) [2]:

где T_TTO - значение температуры, при котором K_TTO является усредненной величиной по поверхности ТТО 14 с учетом распределения температуры вдоль поверхности при номинальном режиме эксплуатации, К, нами принята равной 763 К, площадь поверхности (S_TTO) которого со стороны натрия второго контура 1 равной 14904 м² на три петли и характерная толщина между вторым 1 контуром и третьим 15 контуром (δ_TTO) - 0,0025 м. Система очистки 11 реакторной установки выполнена из никеля характерной толщины (δ_i) - 0,00025 м, коэффициент проницаемости никеля по водороду (K_i, моль⋅м^-1⋅с^-1⋅Па^-0,5) определяется по следующему соотношению, справедливому в области температур 675-1125 К [2]:

где T_i - значение температуры, при котором K_i является усредненной величиной по поверхности мембраны 3 с учетом распределения температуры вдоль поверхности при номинальном режиме эксплуатации, К, нами принята равной 783 К. Оцененный удельный поток массы трития из реактора в натрий первого контура 7, отнесенный к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки (q_T), для этой реакторной установки, составляет 3,34⋅10^-14 кг/(с^.МВт) [3]. Удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки (q_пр) составляет 0,0095 кг/(с⋅МВт) [3]. В случае предельно допустимой массовой концентрации трития в продукте отводимом их третьего контура 6 (С_ПДК) составляет величину 0,95⋅10^-12 кг/кг (для выбросов воздуха) [4]. Абсолютное давление водорода в третьем контуре 15 ЯЭУ по нашим оценкам (Р3) составляет 720 Па.

K_C - коэффициент Сивертса, Па^-0,5, определяется из следующего соотношения [5]:

K_C=10^{0,86-122/T-7.062}

где Τ - значение температуры, при котором K_C является усредненной величиной по поверхности ТТО 14 с учетом распределения температуры вдоль поверхности при номинальном режиме эксплуатации, К, нами принята равной 690 К.

Для обеспечения ПДК трития в продукте отводимом из третьего контура 15 необходимо что бы система очистки 11 имела суммарную поверхность мембран 3 не менее 436 м². При этом концентрация водорода в натрии второго контура 1 будет составлять величину не более 3⋅10^-6 кг/кг.

Таким образом будет обеспечено ПДК трития в продукте отводимом из третьего контура 6, а следовательно и нормы безопасности предъявляемые к радиоактивным веществам.

Список литературы

1. IAEA-TECDOC-1531 Fast Reactor Database 2006 - 237р.

2. Steward SA (1983) Review of hydrogen isotope permeability through materials. Livermore, CA: Lawrence Livermore National Laboratory Report UCRL-53441.

3. Алексеев В.В. Массоперенос трития и продуктов коррозии конструкционных материалов в контурах с натриевым теплоносителем: диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук. - ГНЦ-РФ ФЭИ, Обнинск, 2002.

4. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность // Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) // СП 2.6.1.758-99 // МИНЗДРАВ РОССИИ 1999

5. Vissers D.R., Holmes J.T., Bartholme L.G., Nelson P.A. A Hydrogen-Activity Meter for Liquid Sodium and its Application to Hydrogen Solubility Measurements // Nuclear Technology - 1974. - V. 21 - №3 - P. 235-244.