Атомная паропроизводящая установка



Атомная паропроизводящая установка
Атомная паропроизводящая установка
Атомная паропроизводящая установка
Атомная паропроизводящая установка
Атомная паропроизводящая установка

 


Владельцы патента RU 2410776:

Беляев Вячеслав Иванович (RU)

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к атомным паропроизводящим установкам морских атомных теплоэлектростанций. Атомная паропроизводящая установка включает наружный корпус, в полости которого размещены один в другом внутренний и средний вертикальные корпуса. При этом образованы внутренний жидкостной, средний паровой и наружный жидкостной сообщенные между собой кольцевые каналы. Атомный реактор и парогенератор выполнены в виде единого реакторно-парогенераторного агрегата, в котором парогенератор снабжен термостойким радиационно-защитным днищем и пристыкован им к реактору. Через днище пропущены стержневые теплопроводящие элементы, одни концевые участки которых размещены в активной зоне реактора, а другие - в корпусе парогенератора. Парогенератор содержит теплопроводящие элементы с различными теплообменными поверхностями, образующими в сборке разной формы, в частности щелевидной, треугольной, нагревательные каналы. Технический результат - повышение эффективности, надежности и безопасности работы за счет исключения реакторного и прочих промежуточных нагревательных контуров с жидкостным теплоносителем и увеличение температуры вырабатываемого пара при упрощении и компактности конструкции. 5 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Изобретение относится к области атомной энергетики, касается паропроизводящих установок морских атомных теплоэлектростанций (АТЭС), предназначенных для снабжения тепловой и электрической энергией и пресной водой различных прибрежных населенных пунктов и предприятий, а также находящихся в открытом море надводных, подводных и донных объектов и транспортных средств при промышленном освоении ресурсов Мирового океана.

Наиболее эффективно изобретение может быть использовано в составе АТЭС плавучего горно-морского промышленного предприятия, осуществляющего добычу на дне моря полезных ископаемых и их комплексную переработку с производством товарной продукции [1].

Известна атомная энергетическая установка судна "Отто Ган" (ФРГ), включающая энергетическую, опреснительную и паропроизводящую части ([2], стр.66-67, рис.73; [3], стр.265, рис.144).

Энергетическая часть содержит водо-водяной атомный реактор (ВВЭР) с кипящей активной зоной и двумя контурами теплоносителей - реакторным и парогенераторным. В реакторном контуре с жидкостным теплоносителем поддерживается давление 6,3 МПа.

Опреснительная часть содержит размещенный в отдельном корпусе испаритель морской воды с греющей батареей труб и устройством для продувания рассола и конденсатор. В качестве греющей среды в испарителе используется отбираемый из парогенераторного контура рабочий пар.

Паропроизводящая часть содержит размещенный в собственном корпусе прямоточный парогенератор с нагревательными трубами, обогреваемыми теплоносителем реакторного контура. Температура производимого парогенератором пара составляет 273°C при давлении 3,1 МПа.

Напорная прокачка питательной воды и теплоносителя осуществляется циркуляционными насосами.

Недостаток данного аналога - конструктивная разобщенность энергетической, паропроизводящей и опреснительной частей, что увеличивает тепловые и гидравлические потери и снижает термодинамический КПД.

Известна выполненная в виде испарительного термосифона (то есть использующего естественный процесс циркуляции теплоносителя за счет его фазовых преобразований) парагенерирующая установка, содержащая погруженный в морской бассейн на рабочую глубину прочный корпус, в котором установлены тепловой источник (в частности, атомный реактор) и связанный с ним контуром греющего теплоносителя парогенератор, сообщенный подъемным паропроводом с расположенным над ним на рабочей высоте конденсатором [4]. Соленость морской воды в установке понижается за счет использования химических и биологических реагентов, фильтров и мембран, что ограничивает производительность.

Наиболее близкой к изобретению является известная паропроизводящая установка [5], функционирующая в составе морской АТЭС гидроподъемной установки [6], размещенной на плавучей платформе с возможностью погружения на заданную рабочую глубину.

Паропроизводящая установка-прототип размещена на надводном или подводном плавсредстве, погружена в морской бассейн и включает: прочный коррозионно-стойкий вертикальный наружный корпус, в полости которого размещены установленные один в другом внутренний и средний вертикальные корпуса с образованием внутреннего жидкостного, среднего парового и наружного жидкостного сообщенных между собой кольцевых каналов; размещенные во внутреннем корпусе атомный реактор с заключенной в герметичном корпусе активной зоной и органом регулирования и парогенератор с пароотводной подъемной трубой; размещенный в среднем корпусе испаритель морской воды с греющей батареей труб, рассольной камерой и турбонасосным агрегатом для продувания рассола. При этом парогенератор через сообщенные с внутренним жидкостным каналом опускными (дистиллятными) трубами и испаритель через сообщенные со средним паровым каналом подъемными пароотводными трубами подключены к конденсатору (рам), испаритель наружным жидкостным каналом через отстойник и заборные устройства сообщен с морским бассейном, а греющая батарея труб испарителя и турбонасосный агрегат для продувания рассола пароотводными трубами подключены к подъемной пароотводной трубе парогенератора.

В прототипе используется известный (например, как в [2]) кипящий ВВЭР с жидкостным теплоносителем в реакторном контуре.

Все недостатки данного прототипа (как и других аналогов, использующих известные конструкции реактора и парогенератора) связаны с обязательным наличием реакторного греющего контура (а в аналогах, возможно, и дополнительных промежуточных греющих контуров с различными (жидкометаллическим, газообразным и др.) теплоносителями). Это прежде всего связано с необходимостью защиты оборудования и вырабатываемого продукта (пара) от радиационного облучения.

Но наличие таких промежуточных и в первую очередь реакторного греющих контуров:

- требует известного дополнительного оборудования (трубопроводов, насосов, средств обслуживания и контроля и т.д.), что существенно усложняет и загромождает конструкцию в целом и влечет за собой дополнительные материальные, трудовые и энергетические затраты;

- обусловливает (из-за ограниченности температуры нагрева жидкостного теплоносителя в промежуточных контурах) ограниченность температуры вырабатываемого пара (не более 300°C);

- увеличивает радиационную опасность (из-за возможности потери герметичности реакторного контура и утечки теплоносителя) радиоактивного загрязнения окружающего пространства.

Кроме того, имеющееся высокое давление в самом реакторе (например, в кипящем реакторе рабочее давление может превышать 60 МПа), также представляет собой повышенную опасность.

Эти недостатки в своей совокупности существенно снижают эффективность (производительность, общий КПД), надежность (функциональную и эксплуатационную) и безопасность (радиационную, экологическую) прототипа, а при работе в морских условиях их отрицательное значение существенно возрастает.

Кроме того, в конструкции прототипа отсутствует соответствующее техническое решение, обеспечивающее условия для надежной и качественной работы органов регулирования мощности реактора с помощью известных стержневых органов регулирования.

С целью устранения этих недостатков прототипа и повышения эффективности, надежности и безопасности работы (за счет полного исключения промежуточных, прежде всего реакторного, нагревательных контуров с жидкостным, жидкометаллическим, газообразным или каким-либо другим сторонним теплоносителем, устранения опасного давления в самом реакторе) и значительного увеличения температуры вырабатываемого пара (при существенном за счет этого упрощении и компактности конструкции) и предлагается данное изобретение.

Поставленная цель достигается тем, что атомный реактор и парогенератор выполнены в виде единого (реакторно-парогенераторного) агрегата, для чего парогенератор снабжен термостойким радиационно-защитным днищем и пристыкован им к реактору: через это днище пропущены стержневидные теплопроводящие элементы, одни концевые участки которых размещены в активной зоне реактора, а другие - в корпусе парогенератора и выполнены с развитыми теплообменными поверхностями, образующими в сборке нагревательные каналы, сообщенные на входе с внутренним жидкостным опускным кольцевым каналом, а на выходе - с пароотводной подъемной трубой.

При этом теплоотвод из активной зоны реактора и нагрев теплообменных поверхностей нагревательных каналов в парогенераторе осуществляются исключительно за счет теплопроводности (температуропроводности) стержневидных теплопроводящих элементов, благодаря чему полностью отпадает надобность в реакторном контуре со сторонним (промежуточным) жидкостным теплоносителем, а также напрочь устраняется необходимость поддержания в реакторе какого-либо давления.

Поэтому в установке могут быть использованы высокотемпературные твердозонные реакторы любого типа, оптимально - с гомогенной активной зоной.

Все это при упрощении и компактности конструкции установки в целом дает возможность повысить эффективность, надежность и безопасность ее работы и существенно увеличить температуру вырабатываемого парогенератором пара.

В частности, парогенератор может содержать сборку теплопроводящих элементов с пластинчатыми теплообменными поверхностями, установленных с образованием последними щелевидных нагревательных каналов.

В другом варианте парогенератор содержит сборку теплопроводящих элементов с трехпластинчатыми теплообменными поверхностями, установленных с образованием последними треугольной формы нагревательных каналов.

С целью повышения эффективности нагрева расположенных в активной зоне концевых участков теплопроводящих элементов радиационно-защитное днище выполнено состоящим из герметичной камеры с верхней и нижней термостойкими крышками, заполненной тугоплавким материалом с замедляющими и отражающими нейтроны свойствами и служит торцевым отражателем. Благодаря этому обеспечивается интенсивный нагрев расположенных вблизи торцевого отражателя, (где имеет место всплеск нейтронного потока), расположенных в активной зоне концевых участков теплопроводящих элементов, в то время как в остальной части активной зоны реактора, где расположены поглощающие стержни, может поддерживаться более низкий уровень нейтронного потока и, соответственно, более низкая температура.

С целью повышения надежности и качества работы органа регулирования мощности реактора посредством защищенности от непосредственного (гидродинамического, эрозионного и прочего вредного) воздействия прокачиваемого под высоким давлением питательного для парогенератора дистиллята, решетка с регулирующими (поглощающими нейтроны) стержнями размещена в пристыкованной к реактору снабженной радиационно-защитным экраном герметичной камере, а поглощающие стержни установлены с зазором и с возможностью регулируемого перемещения в каналах пропущенных через этот экран патрубков, одни концевые участки которых выполнены с закрытыми концами и размещены в активной зоне, а другие выполнены с открытыми концами и размещены в полости камеры.

Такая «колбообразная» конструкция патрубков, обеспечивая герметичность активной зоны, изолирует поглощающие стержни от контакта с ядерным горючим, а установка последних в их каналах с зазором существенно снижает тепловую нагрузку на стержни со стороны активной зоны (так как тепло к ним передается только за счет излучения). Вместе с тем размещенностью камеры с органом регулирования (совместно с реактором) во внутреннем корпусе установки, через полость которого прокачивается питательный дистиллят для парогенератора, обеспечивается интенсивное охлаждение и ее корпуса с находящимися с ним в тепловом контакте элементами, и корпуса реактора с его радиационной защитой.

С целью повышения эффективности работы испарителя за счет интенсификации процесса испарения питательной морской воды (за счет снижения ее солености и увеличения температуры ее испарения) и качества пара (за счет декомпрессии, подогрева и осушения пара в подъемном среднем паровом канале), часть труб (с греющим паром) греющей батареи испарителя на выходе сообщена со средним паровым кольцевым каналом, а другая часть ее труб, а также выход из турбины турбонасосного агрегата для продувания рассола сообщены с полостью испарителя.

Изобретение поясняется на следующих чертежах.

На фиг.1 показан общий вид описываемой атомной паропроизводящей установки.

На фиг.2 показана агрегатированная конструкция реакторно-парогенераторной части паропроизводяшей установки.

На фиг.3, 4 показана конструкция сборок теплопроводящих элементов с нагревательными каналами парогенератора.

На фиг.5 показана конструкция теплопроводящего элемента.

Описываемая атомная паропроизводящая установка размещена на надводном или подводном плавсредстве (не показано), погружена в морской бассейн или гидравлически связана с морским бассейном и включает (фиг.1):

прочный коррозионно-стойкий (покрытый защитным слоем) вертикальный наружный корпус 1, в полости которого размещены установленные один в другой внутренний 2 и средний 3 вертикальные корпуса, с образованием внутреннего жидкостного опускного 4, среднего парового подъемного 5 и наружного жидкостного опускного 6 сообщенных между собой кольцевых каналов (см. сечение А-А фиг.1);

размещенные во внутреннем корпусе 4 атомный реактор 7 с заключенной в герметичном корпусе 8 активной зоной 9 и с органами регулирования 10 в виде решетки с поглощающими нейтроны стержнями и парогенератор 11 с пароотводной подъемной трубой 12; размещенные в среднем корпусе 5 испаритель 13 морской воды с греющей батареей труб 14 (см. сечение по Б-Б, фиг.1), а также устройство для продувания рассола в виде турбонасосного агрегата с паровой турбиной 15 и рассольным насосом 16, рассольная камера 17 и шламосборник 18.

При этом средний паровой подъемный канал 5 с находящимся в нем испарителем 13 и внутренний жидкостной опускной канал 4 с находящимся в нем парогенератором 11 подключены, соответственно, через пароотводные подъемные трубы 19 и опускные (дистиллятные) трубы 20 к расположенному над ними на рабочей высоте конденсатору (конденсаторам) 21. Наружным жидкостным опускным кольцевым каналом 6 находящийся в нем испаритель 13 через заборное устройство 22 сообщен с морским бассейном. А вертикальный распределительный коллектор 23 с трубами греющей батареи 14 испарителя 13 и турбина 15 продувочного устройства отводными паропроводами, соответственно, 24 и 25 подключены к подъемной пароотводной трубе 12 парогенератора 11 (в сечении А-А фиг.1 показано возможное расположение отводных паропроводов 24 и 25).

Паропроизводящая установка может входить в состав морской АТЭС и быть установлена вместе с ними на надводном или подводном плавсредстве, например на плавучей платформе с возможностью (при работе в режиме естественной циркуляции теплоносителя, режиме термосифона) погружения в морской бассейн на рабочую (обеспечивающую рабочее давление питательной морской воды) глубину, при поднятом над парогенаратором 11 также на рабочую (обеспечивающую рабочее давление питательного дистиллята) высоту конденсатора(ров) 21 (при соответствующих длинах подъемных пароотводных 19 и опускных дистиллятных 20 труб), (как, например, в [1]).

В описываемой установке атомный реактор 7 и парогенератор 11 выполнены в виде единого (реакторно-парогенераторного) агрегата (фиг.2). Для этого парогенератор 11 снабжен термостойким радиационно-защитным днищем 26 и пристыкован им к корпусу 8 реактора. Через это днище 26 пропущены стержневидные теплопроводящие (отводящие тепло из активной зоны 9) элементы 27, одни концевые участки 28 которых размещены в активной зоне 9 реактора 7, а другие 29 - в корпусе 30 парогенератора 11 и выполнены с развитыми теплообменными поверхностями, образующими в сборке нагревательные каналы для прокачиваемого через них дистиллята. Через входной коллектор 31 полость парогенератора 11 сообщена с полостью внутреннего жидкостного (дистиллятного) канала 4, а через выходной коллектор 32 - с пароотводной подъемной трубой 12.

Активная зона 9 реактора по конструктивному типу и виду может быть любой, в частности выполненной в виде засыпки твердой массы ядерного горючего (гранул, капсул, порошка и т.д.)), например карбида урана. На фиг.2 в выделенном сечении В-В показана такая гомогенная (например, состоящая из засыпки порошкообразного или гранулированного ядерного топлива) активная зона с размещенными в ней (в нем) концевыми участками 28 элементов 27.

33 - отражатель нейтронов. 34 - биологическая защита.

Теплоотвод из активной зоны 9 осуществляется исключительно за счет теплопроводности (температуропроводности) стержневидных теплопроводящих элементов 27. Благодаря такой конструкции, во-первых, отпадает надобность в реакторном контуре с промежуточным жидкостным теплоносителем и, во-вторых, устраняется необходимость поддержания в реакторе какого-либо внутреннего давления.

Все это дает возможность эффективно использовать высокотемпературные твердозонные реакторы, существенно увеличить температуру вырабатываемого пара (без опасения разрыва реакторного контура, которого нет) и тем самым повысить эффективность (общий КПД), надежность и безопасность (прежде всего радиационную) работы при упрощении конструкции паропроизводящей установки в целом.

Для осуществления теплоотвода из активной зоны 9 реактора (ее охлаждения) и высокотемпературного парообразования в парогенераторе 11 концевые участки 29 теплопроводящих элементов 27 выполнены с достаточно развитыми теплообменными поверхностями, образующими в сборке нагревательные каналы, обеспечивающие эффективную теплоотдачу прокачиваемому через них дистилляту.

В частности, на фиг.3 (соответственно, сечение по Б-Б на фиг.2) показан вариант, в котором парогенератор 11 содержит сборку 35 из теплопроводящих элементов 27 с пластинчатыми концевыми участками 28, образующими в сборке щелевидные нагревательные каналы 36.

На фиг.4 (соответственно, сечение по Б-Б на фиг.2) показан другой возможный вариант конструкции сборки из теплопроводящих элементов 27, концевые участки 28 которых имеют вид круглых (или какой другой формы) стержней, а концевые участки 29 выполнены с тремя продольными ребрами (пластинами) 37, образующими в сборке 38 теплообменные каналы 39 треугольной формы. В общем случае возможны конструкции теплопроводящих элементов 27 с любым числом теплообменных поверхностей с образованием в сборке любой формы нагревательных каналов.

В наиболее компактном виде сборка 38, состоящая из элементов с такими трехреберными 37 концевыми участками 29, имеет шестиугольную форму (фиг.4). Соответствующую шестигранную форму имеет и корпус 30 парогенератора 11. Отдельно показан увеличенный фрагмент сборки 38.

Оконечностями концевые участки 29 теплопроводящих элементов 27 установлены в прочной опорной решетке 40 с возможностью свободного линейного расширения при нагревании (фиг.5).

С целью повышения эффективности нагрева расположенных в активной зоне 9 реактора концевых участков 28 теплопроводящих элементов 27, радиационно-защитное днище 26 само служит торцевым отражателем нейтронов. Для этого оно выполнено состоящим из герметичной камеры 41 с верхней 42 и нижней 43 термостойкими крышками, например, из циркония, ниобия, вольфрама и их сплавов, заполненной тугоплавким материалом с замедляющими и отражающими нейтроны свойствами, например графитом (фиг.5). Для устранения термических напряжений такой материал находится в камере 41 в виде отдельных блоков, засыпки из гранул, порошка, например графитового порошка.

Для обеспечения возможности нагрева до высокой температуры теплопроводящие элементы 27 выполнены из тугоплавкого, жаропрочного и термостойкого, с высокой теплопроводностью материала. Вместе с тем целесообразно, чтобы размещенные в активной зоне 9 реактора концевые участки 28 теплопроводящих элементов 27 были выполнены из материала, обладающего хорошими нейтронно-физическими свойствами. В числе таких материалов, например, могут быть: пиролизный графит с температурой сублимации T=40000 K, молибден с температурой плавления Tпл=28600 К, ниобий (Tпл=2750), тантал (Tпл=3260), их карбиды и сплавы [7].

При этом концевые участки 28 элементов 27, размещенные в активной зоне 9 реактора, и концевые участки 29, расположенные в корпусе парогенератора 11, могут быть выполнены из разного материала, первые - из вышеприведенного жаропрочного, с хорошими нейтронно-физическими свойствами материала, вторые - из тугоплавкого эрозионно-стойкого металла, например вольфрама (Tпл=3660). Причем расположенные в активной зоне 9 участки 28 сами могут быть выполнены тепловыделяющими, то есть или выполнены полностью из делящегося материала, например карбида урана, или вышеупомянутые материалы пропитаны (диспергированы) ядерным горючим, тем же карбидом урана.

Все это реально позволяет нагревать концевые участки 29 с теплообменными поверхностями и нагревательными каналами в парогенераторе 11 до температуры порядка 2000-2500 и, соответственно, производить рабочий пар с температурой не ниже 1500-2000, возможно, и выше.

Для повышения надежности и качества работы органа регулирования 10 мощности реактора посредством защищенности от непосредственного (гидродинамического, эрозионного и прочего вредного) воздействия прокачиваемого под высоким давлением питательного дистиллята, решетка 44 с поглощающими нейтроны стержнями 45 размещена в герметичном корпусе 46 камеры 47, пристыкованной к корпусу 8 реактора радиационно-защитным экраном 48, а поглощающие стержни 45 установлены с зазором и с возможностью регулируемого перемещения в каналах 49, образованных размещенными в активной зоне 9 и закрепленными в ее корпусе 8 патрубками 50, выполненными с закрытыми в полости последней и открытыми в полости камеры 47 концами.

На фиг.2 стрелкой выделен отдельный фрагмент этой конструкции. Такая «колбообразная» конструкция патрубков 50, сохраняя герметичность активной зоны 9, вместе с тем обеспечивает изолированность поглощающих стержней 45 от контакта с ядерным горючим активной зоны 9, а установка последних в их каналах 49 с зазором существенно снижает тепловую нагрузку на стержни со стороны активной зоны (так как тепловой поток к поглощающим стержням передается только за счет излучения, а потому существенно ниже, если бы он передавался за счет теплопроводности).

Вместе с тем размещенностью камеры 47 (совместно с реактором) во внутреннем корпусе 2 установки, через полость которого прокачивается питательный дистиллят для парогенератора, обеспечивается интенсивное охлаждение ее корпуса 46 и находящихся с ним в тепловом контакте элементов, а также корпуса реактора 7 с его отражателем 33 и радиационной защитой 34. Для улучшения охлаждения радиационно-защитного экрана 48, корпуса 46 камеры 47 и находящихся с ними в тепловом контакте элементов могут быть предусмотрены проточные каналы 51, через которые прокачивается направляемый в парогенератор 11 питательный дистиллят.

Приводами для органа регулирования мощности могут служить связанные с органом управления (не показано) соединенные своими подвижными штоками с решеткой 44 управляющие гидроцилиндры 53 (см. фиг.2. и выделенное сечение по Г-Г). Неподвижные корпуса управляющих гидроцилиндров 53 (показан только один) прочно и герметично закреплены снаружи на корпусе 46 камеры 47. Для охлаждения гидроцилиндров 53 прокачиваемым дистиллятом защитный кожух (на фиг.2 показан пунктиром) выполнен перфорированным.

Для повышения эффективности работы испарителя 13 за счет увеличения температуры испарения морской воды (улучшением промывки и продувки рассола) и качества пара (за счет декомпрессии) часть труб 54 греющей батареи 14 испарителя 13 на выходе пара (стрелки) сообщена с полостью испарителя 13, а другая часть труб 55 (стрелки) - со средним подъемным паровым каналом 3 (см. фиг.1, сечение по Б-Б). Выход из турбины 15 сообщен патрубком 56 с полостью испарителя 13.

Для очистки шламосборника 18 его полость патрубком 57 подключена к рассольной камере 17 с возможностью за счет напорной прокачки рассола выброса шлама (стрелка 58) через открывающийся под давлением клапан 59 наружу.

Погруженность описываемой паропроизводящей установки в морской бассейн на достаточную для работы глубину позволяет использовать последний как аккумулятор высокого давления неограниченной емкости и высокой степени постоянства и обеспечить стабильную работу испарителя. А расположение при этом конденсатора(ров) 21 над парогенератором 11 на достаточной для создания перед ним за счет гидростатического столба дистиллята в опускной трубе 20 высоте обеспечивает работу парогенератора 11. Тем самым создаются условия для организации работы в режиме термосифона без применения для создания рабочих напоров прокачивающих средств. Для этого паропроизводящая установка может быть размешана, например, на полупогружной платформе соответствующей конструкции.

В другом варианте для создания необходимых напора морской воды перед испарителем 13 и рабочего давления питательного конденсата перед парогенератором 11 установка может быть оборудована прокачивающими морскую воду для испарителя 13 и питательный дистиллят для парогенератора 11 турбонасосными агрегатами, соответственно, 60 и 61, входы в турбины которых подключены патрубками 62 и 63 к пароотводной трубе 12 парогенератора 11, а выходы из них паропроводами 64 и 65 - к пароотводной трубе 19 испарителя 13.

Работа описываемой паропроизводящей установки в целом аналогична работе прототипа [6].

Особенность состоит только в функционировании ее реакторно-парогенераторного агрегата и испарителя.

Через заборное устройство 22 (или насосом 61 при недостаточном заглублении) забортная морская вода засасывается (показано стрелками) во внешний жидкостной канал 3 и направляется в отстойник со шламосборником 18, где может подвергаться необходимой дополнительной обработке с помощью известных химических и других средств (см. фиг.1).

Подготовленная питательная морская вода через автоматические клапаны 66, регулирующие ее расход и давление, поступает (показано стрелками) в рассольную камеру 17. Непрерывное продувание рассола в рассольной камере 17 осуществляется с помощью рассольного турбонасоса, паровая турбина 15 которого работает на подводимом паропроводом 24 (показано стрелками) паре, отбираемом из подъемной паровой трубы 12. Избыточный рассол через патрубок 58, проходящий (с целью полезного использования тепла) через отстойник 18, сбрасывается в морской бассейн. 67 - клапан для очистки (продувки) полостей всех каналов. Обогрев труб греющей батареи 14 испарителя 13 производится из вертикального распределительного коллектора 23 за счет отбираемого паропроводом 24 (показано стрелками) из подъемной пароотводной трубы 12 парогенератора 11 рабочего пара.

Отработанный в трубах греющей батареи 14 испарителя 13 пар (с целью декомпрессии, осушения и подогрева вырабатываемого испарителем пара) частично направляется через направленные вверх трубы 54 нагревательной батареи 14 (показано стрелками) в средний подъемный паровой канал 5. Другая часть пара из греющей батареи 14 через направленные вниз трубы 55 поступает (показано стрелками) в полость испарителя 13, где конденсируется (отдавая известные 539 ккал/кг теплоты парообразования и одновременно понижая соленость испаряемой питательной морской воды и рассола), что позволяет увеличить интенсивность и температуру испарения без образования накипи на греющих трубах. Отработанный в турбине 15 пар с этой же целью также направляется (показано стрелками) в полость испарителя 13.

Оптимальное соотношение температур и расходов греющего пара и испаряемой воды, ее солености и других параметров при этом, обеспечивающих максимальную интенсификацию процесса с повышенной температурой испарения без образования накипи на трубах греющей батареи испарителя, определяется на основе термодинамического расчета.

По подъемному среднему кольцевому каналу 5, а затем по паропроводам 19 выработанный испарителем 13 пар поступает в конденсатор(ры) 21, где конденсируется. В конденсаторе 21 с помощью известных средств содержащийся в паре воздух дренажируется. Дистиллят из конденсатора 21 по опускным дистиллятным трубам 20 поступает (показано стрелками) в полость внутреннего опускного канала 2, откуда направляется на вход в коллектор 31 парогенератора 11. Необходимый (расчетный) напор перед парогенератором 11 может создаваться или за счет гидростатического давления накапливаемого в опускных трубах 20 и во внутреннем кольцевом канале 4 питательного дистиллята (при достаточной их высоте), или же с помощью напорных турбонасосов 61.

Особенность функционирования реакторно-парогенераторного агрегата состоит в том, что теплоотвод из активной зоны 9 реактора 8 осуществляется исключительно за счет теплопроводности материала элементов 27 и производится путем нагрева их концов 28, расположенных в активной зоне 9, и охлаждения их других концов 29, расположенных в корпусе парогенератора 11, за счет конвективного теплообмена с прокачиваемой через образованные их развитыми теплообменными поверхностями нагревательные каналы водой (дистиллятом).

Таким образом, осуществлением теплоотвода из активной зоны реактора исключительно за счет теплопроводности (температуропроводности) стержневидных теплопроводящих элементов устраняются реакторный и другие промежуточные нагревательные контуры, чем повышаются радиационная безопасность и надежность работы установки. При этом создается возможность использования высокотемпературных реакторов с гомогенной активной зоной, что при существенном упрощении конструкции позволяет значительно увеличить рабочую температуру в парогенераторе.

Все это дает возможность для выполнения реактора и парогенератора в виде единого реакторно-парогенераторного агрегата, что при повышении эффективности делает конструкцию еще более компактной.

Размещением решетки с регулирующими стержнями в охлаждаемом дистиллятом корпусе с радиационно-защитным экраном и с установкой регулирующих стержней с зазором в полости каналов, размещенных в активной зоне колбообразных патрубков, повышаются надежность и качество работы органа регулирования мощности.

Сообщением части труб греющей батареи испарителя на выходе с его полостью последнего, а части труб - со средним подъемным паровым каналом, интенсифицируется процесс испарения морской воды при повышении качества первичного пара.

В своей совокупности все эти особенности повышают эффективность, надежность и безопасность работы атомной паропроизводящей установки.

Источники информации

1. Патент РФ №2026491, МКИ E21C 50/00, 1995 г.

2. П.А.Андреев и др. Теплообменные аппараты ядерных энергетических установок. Л. 1969 г.

3. П.П.Акимов. Судовые автоматизированные энергетические установки. М. 1980 г.

4. А.С. СССР №1531599, МКИ F22B 1/02, 1987 г.

5. А.С. СССР №1531598, МКИ F22B1/02, 1987 г. - прототип.

6. Патент РФ №2026493, МКИ E21C 50/00, 1995 г.

7. В.С.Чиркин. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник. Атомиздат, 1968.

1. Атомная паропроизводящая установка, включающая прочный коррозионно-стойкий вертикальный наружный корпус, в полости которого размещены установленные один в другом внутренний и средний вертикальные корпуса с образованием внутреннего жидкостного, среднего парового и наружного жидкостного сообщенных между собой кольцевых каналов, размещенные во внутреннем корпусе атомный реактор с органом регулирования в виде решетки с поглощающими стержнями и парогенератор с пароотводной подъемной трубой, размещенный в среднем корпусе испаритель морской воды с греющей батареей труб, рассольной камерой и турбонасосным агрегатом для продувания рассола, причем парогенератор через сообщенные с внутренним жидкостным каналом опускными трубами и испаритель через сообщенные со средним паровым каналом подъемными пароотводными трубами подключены к конденсатору (рам), испаритель наружным жидкостным каналом через отстойник и заборные устройства сообщен с морским бассейном, а греющая батарея труб испарителя и турбонасосный агрегат для продувания рассола пароотводными трубами подключены к подъемной пароотводной трубе парогенератора, отличающаяся тем, что, с целью повышения эффективности, надежности и безопасности работы за счет полного исключения реакторного контура с жидкостным теплоносителем и увеличения температуры вырабатываемого пара при упрощении конструкции, парогенератор снабжен термостойким радиационно-защитным днищем и пристыкован им к реактору, через это днище пропущены стержневидные теплопроводящие элементы, одни концевые участки которых размещены в активной зоне реактора, а другие - в корпусе парогенератора и выполнены с развитыми теплообменными поверхностями, образующими в сборке нагревательные каналы, сообщенные на входе с внутренним жидкостным кольцевым каналом, а на выходе - с пароотводной подъемной трубой парогенератора.

2. Атомная паропроизводящая установка по п.1, отличающаяся тем, что парогенератор содержит теплопроводящие элементы с пластинчатыми теплообменными поверхностями, образующими в сборке щелевидные нагревательные каналы.

3. Атомная паропроизводящая установка по п.1, отличающаяся тем, что парогенератор содержит теплопроводящие элементы с трехпластинчатыми теплообменными поверхностями, образующими в сборке треугольной формы нагревательные каналы.

4. Атомная паропроизводящая установка по п.1, отличающаяся тем, что, целью повышения эффективности нагрева расположенных в активной зоне концевых участков теплопроводящих элементов, радиационно-защитное днище выполнено состоящим из герметичной камеры с верхней и нижней термостойкими крышками, заполненной тугоплавким материалом с замедляющими и отражающими нейтроны свойствами и служит торцевым отражателем.

5. Атомная паропроизводящая установка по п.1, отличающаяся тем, что, с целью повышения надежности и качества работы органа регулирования, решетка с поглощающими стержнями размещена в пристыкованной к реактору снабженной радиационно-защитным экраном герметичной камере, а поглощающие стержни установлены с зазором и с возможностью регулируемого перемещения в каналах пропущенных через этот экран патрубков, одни концевые участки которых выполнены с закрытыми концами и размещены в активной зоне, а другие выполнены с открытыми концами и размещены в полости камеры.

6. Атомная паропроизводящая установка по п.1, отличающаяся тем, что, с целью повышения эффективности работы испарителя за счет интенсификации процесса испарения морской воды и качества пара, часть труб греющей батареи испарителя на выходе из них греющего пара сообщена со средним паровым кольцевым каналом, а другая часть ее труб, а также выход из турбины турбонасосного агрегата для продувания рассола сообщены с полостью испарителя.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике. .

Изобретение относится к конструкции подземных атомных теплоэлектростанций шахтного исполнения (ПАСШИ) и предназначено для использования в атомной энергетике. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в ядерных и термоядерных энергетических установках. .

Изобретение относится к моноблочным ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам и предназначено для использования в качестве источника электрической энергии космических аппаратов. .

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам и предназначено для использования в качестве источников электрической энергии космических аппаратов. .

Изобретение относится к энергомашиностроению и касается главного циркуляционного насосного агрегата (ГЦНА) преимущественно для энергоблоков АЭС

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата

Изобретение относится к источникам электроснабжения космических аппаратов

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам обеспечения глубокой подкритичности ядерного реактора космической ядерной энергетической установки на этапе входа космического аппарата с орбиты в плотные слои атмосферы Земли

Изобретение относится к энергомашиностроению

Изобретение относится к источникам энергоснабжения космических аппаратов

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к очистке теплоносителя тяжеловодных реакторов от трития

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с промежуточным перегревом пара

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ), используемым в качестве источников электрической энергии космических аппаратов
Наверх