Высокотемпературный ядерный реактор

 

Сущность изобретения: высокотемпературный ядерный реактор содержит активную зону с твэлами, имеющую подвод охлаждающего газа с нижней стороны, а отвод- с верхней стороны. Охлаждающий газ протекает через активную зону снизу вверх. Предусмотрен по крайней мере один байпасный канал, нижний конец которого соединен с подводом охлаждающего газа, а верхний конец - с отводом охлаждающего газа. В нормальном режиме работы реактора обеспечивается протекание через байпасный канал части (до 10%) охлаждающего газа. В байпасном канале установлен по крайней мере один холодильник для создания нисходящего потока охлаждающего газа в байпасном канале в режиме отвода остаточного тепла. Конструкция канала и холодильника должны обеспечивать в последнем случае протекание через байпасный канал до 5% от общего массового расхода охлаждающего газа в нормальном режиме работы реактора. Холодильник может иметь газообразную охлаждающую среду с естественной циркуляцией. Возможно расположение нескольких байпасных каналов равномерно по периметру поперечного сечения цилиндрической активной зоны. В другом варианте конструкции байпасный канал расположен в центральной части реактора, а активная зона в этом случае имеет кольцевое поперечное сечение. 6 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к конструкциям высокотемпературных газовых ядерных реакторов, в частности реакторов с насыпной активной зоной из шаровых тепловыделяющих элементов.

Известен высокотемпературный реактор, охлаждающая среда (теплоноситель) в которых проходит через активную зону реактора сверху вниз [1]. В реакторах такого типа предусматриваются отдельные циркуляционные системы отвода остаточного тепла, т.е. тепла, выделяющегося в твэлах после того, как цепная реакция деления в активной зоне прекращена. Указанная система содержит расположенную вертикально подъемную трубу и присоединенную к ней также расположенную вертикально опускную трубу, ведущую к снабженному запорным клапаном выходу из активной зоны. В верхней части опускной трубы предусмотрен холодильник. В нормальном (номинальном) режиме работы реактора охлаждающая среда (газовый теплоноситель) через эту систему отвода остаточного тепла не протекает. При отказе главного вентилятора первого циркуляционного контура в работу включается вспомогательный вентилятор, всасывающий охлаждающий газ (теплоноситель) с нижней стороны активной зоны реактора в подъемную трубу, где он охлаждается в холодильнике примыкающей опускной трубы. Таким образом, в работу включается вспомогательный циркуляционный контур. После кратковременной работы вспомогательный вентилятор вновь отключается и открывается байпасный клапан для обхода газовым потоком вспомогательного вентилятора. Благодаря наличию вспомогательного контура охлаждающий газ проходит нисходящим потоком через активную зону несмотря на происходящий там нагрев охлаждающего газа за счет остаточных тепловыделений, т.е. в активной зоне не происходит нежелательного "опрокидывания" циркуляции теплоносителя. Отвод остаточного тепла осуществляется через холодильник, расположенный в верхней части опускной трубы.

Для обеспечения расчетного режима отвода остаточного тепла в случае отказа вспомогательного вентилятора под холодильником в опускной трубе предусмотрен газоструйный насос, запитываемый, например, с помощью баллонного газа. За счет этого в опускной трубе происходит разрежение, которое заставляет перетекать теплоноситель из активной зоны в подъемную трубу, а затем в опускную трубу. Газоструйный насос, как и вспомогательный вентилятор, служит лишь для инициирования газового потока во вспомогательном контуре отвода остаточного тепла. В дальнейшем циркуляция осуществляется за счет естественной циркуляции, обеспечиваемый холодильником.

Однако такая система отвода остаточного тепла отличается относительной сложностью.

Известны также высокотемпературные реакторы, активная зона которых охлаждается потоком газового теплоносителя, направленным снизу вверх [2]. Это реакторы типа AVR или HTR-100. В таких реакторах при их остановке (отключений) сохраняется естественным образом восходящее вверх течение охлаждающего газа (как правило, гелия). Происходит это за счет остаточных тепловыделений и естественной конвекции. Отвод остаточного тепла осуществляется через парогенератор, расположенный обычно над верхним торцовым отражателем активной зоны. При отказе парогенератора отвод тепла сохраняется лишь за счет излучения, теплопроводности конструкционных материалов и конвекции. Однако для крупных энергетических реакторов этого недостаточно. Последнее обстоятельство снижает надежность энергоблока. Применение же традиционных вспомогательных систем отвода остаточного тепла, описанных в решении [1], приводит к усложнению конструкции ядерного реактора. При этом за счет наличия активных устройств (вспомогательный вентилятор, запорный клапан и т.п.), неизбежно снижается надежность системы.

Цель изобретения - упрощение конструкции высокотемпературного ядерного реактора и повышение надежности отвода остаточного тепла.

Это достигается тем, что в реакторе с потоком теплоносителя через активную зону снизу вверх предусмотрен по крайней мере один байпасный канал, нижний конец которого соединен с подводом теплоносителя, а верхний - с отводом теплоносителя. При этом в нормальном режиме работы реактора через байпасный канал протекает часть охлаждающего газа (теплоносителя), т.е. он не снабжен какими-либо запорными устройствами, отсекающими его от первого контура циркуляции. В байпасном канале (преимущественно в верхней его части) установлен холодильник, обеспечивающий естественную циркуляцию теплоносителя в системе активная зона - байпасный канал в режиме отвода остаточного тепла. Холодильник может иметь газообразную охлаждающую среду с естественной циркуляцией. Таким образом система может быть полностью пассивной, т.е. не содержать каких-либо активных элементов, что позволяет достигнуть повышения ее надежности при простоте конструкции (по сравнению с прототипом).

Предлагаемый высокотемпературный ядерный реактор содержит активную зону с тепловыделяющими элементами. Активная зона имеет подвод охлаждающего газа с нижней стороны, а отвод - с верхней стороны при обеспечении протекания охлаждающего газа через активную зону снизу вверх. В реакторе предусмотрен по крайней мере один байпасный канал, нижний конец которого соединен с подводом охлаждающего газа, а верхний - с отводом охлаждающего газа при обеспечении протекания через байпасный канал части охлаждающего газа в нормальном режиме работы реактора. В байпасном канале установлен по крайней мере один холодильник для создания нисходящего потока охлаждающего газа в байпасном канале в режиме отвода остаточного тепла.

Поперечные сечения байпасного канала выполняются, как правило, из расчета протекания через него в режиме отвода остаточного тепла до 5% от общего массового расхода охлаждающего газа в нормальном режиме работы реактора. При этом в нормальном режиме работы реактора по байпасному каналу должно протекать, как правило, до 10% от общего массового расхода охлаждающего газа.

Предпочтительное место установки холодильника - верхняя часть байпасного канала. Холодильник может иметь газообразную охлаждающую среду с ее естественной циркуляцией.

Реактор может иметь активную зону с круглым поперечным сечением. В этом случае байпасные каналы целесообразно расположить вокруг активной зоны с равномерным их распределением по периметру поперечного сечения.

Активная зона также может иметь кольцевое поперечное сечение. В последнем случае байпасный канал целесообразно расположить в центральной части реактора.

На чертеже показан высокотемпературный газовый ядерный реактор, вертикальный разрез.

Реактор 1 имеет активную зону 2 с кольцевым горизонтальным поперечным сечением. Активная зона охватывает центральную колонку 3 и состоит, например, из шаровых тепловыделяющих элементов 4. Активная зона окружена боковым 5, нижним 6 и верхним 7 торцовыми отражателями, выполненными, например, из графитовых блоков. Реактор также снабжен верхней 8 и нижней 9 защитными плитами.

Активная зона 2 имеет два подвода 10 и 11 охлаждающего газа снизу, а также два отвода 12 и 13 охлаждающего газа сверху. Подводы 10 и 11 сначала проходят горизонтально, а затем изгибаются вверх, где разделяются на проточные каналы 14 - 17, проходящие через нижний торцовый отражатель 6. Названные проточные каналы выполнены таким образом, что тепловыделяющие элементы (шаровые твэлы) не могут выпадать через них вниз. Проточные каналы 18 - 21 являются частями отводов 12 и 13 охлаждающего газа и проходят через верхний торцовый отражатель 7, после чего также объединяются в горизонтальные каналы.

В центральной колонне 3 проходит вертикальный байпасный канал 22. Его верхний конец соединен с обоими отводами 12 и 13, а нижний конец - соответственно с подводами 10 и 11. В верхней части байпасный канал 22 расширен. Там размещен холодильник 23, соединенный по стороне охлаждающей среды с ее подводом 24 и отводом 25. В качестве охлаждающей среды может применяться газ, например, азот или гелий. При этом транспортировка охлаждающей среды может осуществляться за счет естественной конвекции (другие части этого циркуляционного контура не показаны).

Ядерный реактор работает следующим образом.

В нормальном режиме работы реактора охлаждающий газ, нагнетаемый главным вентилятором по направлению, указанному белыми стрелками, поступает в активную зону снизу и выходит сверху. При этом через байпасный канал 22 протекает до 10% (согласно расчетным оценкам это максимально допустимая величина) от общего массового расхода охлаждающего газа, а остальная (основная) часть его проходит через каналы 14 - 17, нагреваясь в активной зоне 2 с температуры ≈ 400^оС до ≈ 1000^оС. Часть газа, проходящего через байпасный канал 22 наоборот несколько охлаждается холодильником 23, а затем смешивается с основной частью массового потока охлаждающего газа. Нагретый в реакторе газ через отводы 12 и 13 поступает, например, в парогенератор (не показан) или используется иным образом.

После остановки (отключения) реактора, например, вследствие отказа главного вентилятора принудительная циркуляция охлаждающая газа прекращается. Однако восходящий поток в активной зоне сохраняется за счет естественного механизма конвекции (в твэлах сохраняется определенное остаточное тепловыделение и, кроме того, конструкционные материалы активной зоны находятся в горячем состоянием). В байпасном канале 22 происходит "опрокидывание" циркуляции охлаждающего газа.

Вследствие всасывающего действия, являющегося результатом естественной конвекции в активной зоне 2 реактора, а также из-за охлаждения газа холодильником, находящимся в верхней части байпасного канала, происходит изменение направления потока охлаждающего газа. Устанавливается циркуляционный контур, составными частями которого являются активная зона и байпасный канал. Направление движения охлаждающего газа в этом режиме (режиме отвода остаточного тепла) показано черными стрелками. Циркуляция газа в названном контуре происходит за счет естественной конвекции. Расчеты показывают, что расход охлаждающего газа, составляющий от 1 до 2% от общего массового расхода в нормальном режиме работы реактора, обеспечивает отвод остаточного тепла без опасного перегрева активной зоны.

Если в нормальном режиме работы реактора температурный напор в контуре охлаждающей среды, протекающей через холодильник 23, не превышает величины 400^оС, то в режиме отвода остаточного тепла величина температурного напора очень быстро достигает 1000^оС. Это автоматически обеспечивает увеличение тепловой мощности холодильника и интенсифицирует транспортировку тепла охлаждающей средой (которая передает его, например, в окружающую среду).

Таким образом, система отвода остаточного тепла согласно изобретению может работать полностью пассивно, т.е. не содержать каких-либо активных элементов и устройств (клапанов, жалюзи, заслонок, насосов, вспомогательных вентиляторов и т.д.) и, следовательно, быть полностью независимой от каких-либо источников энергии. Такая система отличается высокой функциональной надежностью.

Для управления потоком охлаждающего газа через байпасный канал могут применяться и дополнительные традиционные устройства такие, как клапаны, вспомогательный вентилятор, в том случае, если это является целесообразным, например, для поддержания достаточного отвода остаточного тепла в реакторе со сброшенным давлением в первом контуре циркуляции.

Формула изобретения

1. ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий активную зону с тепловыделяющими элементами, имеющую подвод охлаждающего газа с нижней стороны, а отвод - с верхней стороны при обеспечении протекания охлаждающего газа через активную зону снизу вверх, отличающийся тем, что, с целью упрощения конструкции и повышения надежности отвода остаточного тепла, реактор содержит по крайней мере один байпасный канал, нижний конец которого соединен с подводом охлаждающего газа, а верхний конец - с отводом охлаждающего газа при обеспечении протекания через байпасный канал части охлаждающего газа в нормальном режиме работы реактора, причем в байпасном канале установлен по крайней мере один холодильник для создания нисходящего потока охлаждающего газа в байпасном канале в режиме отвода остаточного тепла.

2. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что холодильник установлен в верхней части байпасного канала.

3. Реактор по пп.1 и 2, отличающийся тем, что поперечные сечения байпасного канала выполнены из расчета протекания через него в режиме отвода остаточного тепла до 5% от общего массового расхода охлаждающего газа в нормальном режиме работы реактора.

4. Реактор по пп.1 - 3, отличающийся тем, что поперечные сечения байпасного канала выполнены из расчета протекания по нему вверх в нормальном режиме работы реактора до 10% от общего массового расхода охлаждающего газа.

5. Реактор по пп.1 - 4, отличающийся тем, что холодильник имеет газообразную охлаждающую среду с естественной циркуляцией.

6. Реактор по пп. 1 - 5, отличающийся тем, что активная зона имеет круглое поперечное сечение, а байпасные каналы расположены вокруг нее с равномерным распределением по периметру поперечного сечения.

7. Реактор по пп.1 - 5, отличающийся тем, что активная зона имеет кольцевое поперечное сечение, а байпасный канал расположен в центральной части реактора.

РИСУНКИ

Рисунок 1