Вид РИД
Изобретение
Изобретение относится к устройствам для добычи нефти с применением тепла.
Известен способ хранения материалов ядерных отходов, описанный в заявке US2010105975(А1). Согласно изобретению, предложен способ захоронения ядерных отходов, включающий стадии (а) формирования хранилища в нетрадиционном пласте нефти; (б) вставка отработанного ядерного топлива в указанное хранилище; и (c) извлечение углеводородов, Н2 и / или других пластовых флюидов, образующихся при нагревании указанного ОЯТ. В некоторых вариантах осуществления это изобретение передает тепло ядерных отходов системе, которая снижает вязкость битума или тяжелой нефти.
Наиболее близким аналогом предлагаемого технического решения является тепловой генератор, описанный в документе US8127840 (B2). Способ, описанный в указанном патенте, заключается в использовании тепла, вырабатываемого тепловым генератором, а также в использовании пара, получаемого при контакте между тепловым генератором и водой. Тепловой генератор представляет собой металлический экранированный контейнер цилиндрической формы, содержащий отдельные блоки уже инкапсулированных источников Strontium-90, способных генерировать температуру 100 градусов Цельсия, или комбинацию инкапсулированных источников Strontium-90, способных генерировать 100 градусов Цельсия каждый для получения в соответствии с необходимостью, до или более 600 градусов по Цельсию.
Недостатками вышеуказанных технических решений является использование в качестве первичного источника энергии отработанного ядерного топлива (US2010105975 (A1)), или продуктов из него извлекаемых (US8127840 (B2)).
Задача, решаемая при создании заявленного решения, состоит в снижении энергетических затрат на обработку нефтеносных и т.п. пластов, при этом технический результат, достигаемый при решении такой задачи, состоит в повышении количества проводимой к нефтеносному пласту энергии и температурного уровня нагреваемой при этом воды.
Для достижения поставленного результата предлагается внутрискважинный нагреватель, содержащий коаксиально расположенные друг относительно друга внешнюю и внутреннюю трубы, внешняя стенка внутренней трубы и внутренняя стенка наружной трубы образуют кольцевую рабочую полость, а во внутреннем пространстве внутренней трубы расположен по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, при этом указанное внутренне пространство заполнено свинцом и с боковых сторон закрыто крышками, а тепловыделяющий элемент выполнен или содержит в качестве источника энергии радиоактивный материал на основе изотопов кобальта или европия.
Тепловыделяющие элементы могут быть расположены с образованием пучка, а радиоактивный материал может быть выбран из группы изотоп кобальта-60, оксид европия Eu2O3, композиция Eu2O3 + Mo, изотопы европия-151, европия-153.
Изобретение иллюстрируется фиг.1, на которой показан поперечный разрез заявленного нагревателя и фиг.2 с изображением заявленного нагревателя в продольном разрезе, фиг.3, показывающей зависимость числа сборочных секций и суммарной длины сборки нагревателей от подогрева и расхода при использовании ПЭЛ с Eu2O3 активностью 14300 Ки (65 Ки/г), фиг.4 показывающей график нагрева воды на участке подогрева длиной 500 м на глубине от 2500 до 3000 м при расходах 100 и 200 т/сут.
Заявленный внутрискважинный нагреватель в общем виде состоит из тепловыделяющих элементов (пучка) 1, состоящих из радиоактивного вещества в оболочке, свинцового наполнителя 2, внутренней трубы (кожуха) 3, кольцевой рабочей полости для нагреваемой жидкости 4, внешней трубы 5, верхней и нижней крышек 6,
Основным силовым элементом нагревателя является кожух 3, к внутренней стенке которого приварены нижняя и верхняя крышки 6. Получившееся внутреннее пространство заполняется свинцом 2, в который погружаются тепловыделяющие элементы 1.
Принцип работы заявленного устройства основан на том, в радиоактивном материале происходят ядерные реакции, сопровождающиеся выделением ионизирующего излучения и тепловой энергии. Выделяющаяся в нагревательном элементе тепловая энергия отводится от него водой, прокачиваемой через скважину, что приводит к росту температуры воды. К преимуществам заявленного нагревателя следует отнести увеличенную поверхность теплообмена.
В качестве примерами тепловыделяющих элементов могут быть упомянуты ТВЭЛ стандартной конструкции на базе европия (40% Eu+ 60% Cu, 80% Eu2O3 +20% Cu и т.п.), стержни КС-СУЗ для реакторов типа БН-600, а также поглощающие элементы (ПЭЛ) органов регулирования реакторов типа БН из Eu2O3 или Eu2O3 композиции типа Eu2O3+Mo.
В нижеследующей таблице представлены результаты теплогидравлических расчетов нагревателя заявленной конструкции с различными компоновками нагревательных элементов для расходов воды 100 т/сут и 200 т/сут.
Таблица
|
Используя эмпирическую зависимость подогрева воды от количества нагревателей в сборке и расхода подаваемой воды вида:
, (1)
где: ΔТ- полученный перепад температур, К;
N – число нагревателей;
G – расход воды, т/сут;
была также построена графическая зависимость числа сборочных секций внутрискважинного нагревателя и суммарной длины их сборки от подогрева и расхода воды в количестве 100 и 200 т/сут, соответственно, при использовании тепловыделяющих элементов на основе ПЭЛ с композицией типа Eu2O3 активностью 14300 Ки (65 Ки/г) - фиг.3. Зависимость нагрева воды на участке подогрева длиной 500 м на глубинах от 2500 до 3000 м при расходах 100 и 200 т/сут для нагревателей с диаметрами проходного сечения 46 и 92 см2, соответственно, показана на фиг.4.