Способ эксплуатационного ядерного реактора с органическим теплоносителем


 


Владельцы патента RU 2468452:

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике в области обеспечения теплоснабжения и может быть использовано при создании атомных станций малой мощности для обслуживания трубопроводных транспортных систем нефтепродуктов. Способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем предусматривает организацию прокачки органического теплоносителя через активную зону по первому контуру, вывод реактора на мощность и работу на мощности с отводом вырабатываемой энергии теплоносителем первого контура. Органический теплоноситель в первый контур подают из трубопровода транспортной системы нефтепродуктов с содержанием тяжелых фракций до 10%, а после прохождения активной зоны реактора подогретый теплоноситель возвращают в тот же трубопровод. 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике в области обеспечения теплоснабжения и может быть использовано при создании атомных станций малой мощности для обслуживания трубопроводных транспортных систем нефтепродуктов.

Использование водородсодержащих органических жидкостей в качестве теплоносителя в ядерных реакторах на тепловых нейтронах основано на том, что эти жидкости обладают рядом преимуществ по сравнению с другими видами теплоносителей. В частности:

- низкая активация теплоносителя позволяет обслуживать первый контур даже во время работы реактора;

- высокая температура кипения органического теплоносителя при атмосферном давлении позволяет избегать его вскипания при случайной потере давления в первом контуре;

- низкое рабочее давление в первом контуре существенно снижает вероятность разрыва оборудования и трубопроводов;

- коррозионная пассивность теплоносителя к конструкционным материалам позволяет использовать в качестве последних дешевые алюминиевые сплавы и углеродистые стали, применять в составе первого контура серийное нефтяное оборудование и арматуру без предъявления к ним специальных требований;

- сравнительная простота обслуживания, ремонта и управления реактором позволяет максимально автоматизировать установку, снизить требования к квалификации обслуживающего персонала и ограничить его количество.

Все вместе это дает уникальные возможности по обеспечению ядерной и радиационной безопасности, простоте эксплуатации и снижению капитальных затрат на сооружение, что особенно привлекательно при использовании в отдаленных районах.

Известен способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем установки АТУ-15×2 [Токарев Ю.И., Цыканов В.А., Рюмин В.П. и др. АТУ-15×2 - атомная станция теплоснабжения для отдаленных районов. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1978. Вып. 1/21, ч.1, с 112-116], предусматривающий охлаждение активной зоны за счет циркуляции органического теплоносителя (дитолилметан) по замкнутому контуру.

К недостаткам указанного способа относится то, что под действием ионизирующего излучения и температуры молекулы теплоносителя распадаются, образуя легкие, средние и тяжелые фракции. Последние, взаимодействуя между собой, образуют сверхтяжелые молекулы, которые осаждаются на теплопередающих поверхностях в виде отложений (эффект фаулинга), что приводит к ухудшению охлаждения твэлов и невозможности продолжения эксплуатации реактора без очистки или замены топлива.

Известен способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем установки АРБУС (арктическая блочная установка) [Алексенко Ю.Н., Гаврилин А.И., Гатауллин Н.Г. и др. Опыт эксплуатации реакторной установки АРБУС. // Сб. докл. семинара «Перспективы использования ядерных реакторов для теплоснабжения городов и промышленных предприятий». Димитровград, НИИАР, 1978, с.24-44], который предусматривает организацию прокачки органического теплоносителя (гидростабилизированный газойль, гидротерфинил или дитолилметан) через активную зону по первому контуру, вывод реактора на мощность и работу на мощности с отводом вырабатываемой энергии теплоносителем первого контура. Недостаток этого способа состоит в ограниченной продолжительности непрерывной работы реактора (до 100 суток) за счет эффекта фаулинга. Причем скорость образования отложений пропорциональна массовой доле тяжелых фракций в теплоносителе.

Вышеуказанный недостаток устраняется тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем, предусматривающем организацию прокачки органического теплоносителя через активную зону по первому контуру, вывод реактора на мощность и работу на мощности с отводом вырабатываемой энергии теплоносителем первого контура, органический теплоноситель в первый контур подают из трубопровода транспортной системы нефтепродуктов с содержанием тяжелых фракций до 10%, а после прохождения активной зоны реактора подогретый теплоноситель возвращают в тот же трубопровод.

Однократное кратковременное пребывание органической жидкости в активной зоне реактора под действием ионизирующего излучения приводит к минимальному образованию тяжелых фракций. Это делает эффект фаулинга пренебрежимо малым, что обеспечивает долговременную эксплуатацию реактора с целью подогрева транспортируемых нефтепродуктов. Низкая активация теплоносителя не приводит к увеличению радиационного фона от трубопровода.

Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются:

- подача органического теплоносителя в первый контур из трубопровода транспортной системы нефтепродуктов с содержанием тяжелых фракций до 10%;

- отвод подогретого теплоносителя после прохождения активной зоны реактора в тот же трубопровод.

Новые существенные признаки заявляемого изобретения в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, а его применение обеспечивает новые свойства. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критериям новизна и изобретательский уровень.

Предложенный способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем иллюстрируется следующим примером. Ядерный реактор с органическим теплоносителем мощностью 15 МВт, например, предназначенный для установки АТУ-15×2, подключенный к магистральному нефтепродуктопроводу (см. чертеж), обеспечит при расходе теплоносителя через активную зону 750 м3/ч подогрев теплоносителя ~ 40°С при плановой продолжительности работы реактора, которая определяется количеством загруженного в него ядерного топлива. Это позволит обеспечить существенную экономию за счет отказа от систем путевого электроподогрева трубопровода.

Способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем, предусматривающий организацию прокачки органического теплоносителя через активную зону по первому контуру, вывод реактора на мощность и работу на мощности с отводом вырабатываемой энергии теплоносителем первого контура, отличающийся тем, что органический теплоноситель в первый контур подают из трубопровода транспортной системы нефтепродуктов с содержанием тяжелых фракций до 10%, а после прохождения активной зоны реактора подогретый теплоноситель возвращают в тот же трубопровод.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при строительстве и модернизации АЭС, а также при управлении авариями в условиях промышленных и природных катаклизмов.

Изобретение относится к атомной энергетике и может использоваться в быстрых реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. .

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции активной зоны (AЗ) быстрых U-Pu реакторов с различными видами топлива и теплоносителя и процессам, происходящим в ней.

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при создании жидкосолевого ядерного реактора. .

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов, касается, в частности, способов оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов и может быть использовано для контроля за состоянием телескопических соединений трактов в период проведения ремонта.

Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, работающими как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к технологии и устройствам преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенную для использования в энергетических установках.

Изобретение относится к реакторостроению, в частности к конструкциям топливных пучков (14) активной зоны (10) ядерного реактора

Изобретение относится к эксплуатации главного циркуляционного насоса (ГЦН) в составе реакторной установки с интегральной компоновкой бассейнового типа, охлаждаемой тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР с активной зоной на основе микротвэлов, включающих тепловыделяющие сборки с поперечным течением теплоносителя

Реактор // 2475870
Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств (ЯЭУ) большой единичной мощности

Изобретение относится к высокотемпературной ядерной энергетике и может быть использовано для реновации блоков с органическим топливом

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способу снаряжения фольгой оболочки тепловыделяющего элемента и устройству для его осуществления, и может быть использовано в процессе изготовления твэлов

Заявленное изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрывная реакция осуществляется путем периодического взрывания заряда внутри прочного герметичного корпуса, принимающего образуемую от взрыва энергию, которую отводят из корпуса для ее дальнейшего использования. Взрывание заряда производят внутри массивного металлического тела, расплавляемого в результате взрыва, при этом образующийся внутри герметичного корпуса расплав металла периодически выпускают, освобождая корпус для следующего цикла взрывной реакции. Техническим результатом является возможность оптимизации размеров установок для осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. 9 ил.
Наверх