Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя



Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя
Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя
Ядерная энергетическая установка с системой очистки теплоносителя

 


Владельцы патента RU 2614048:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)

Изобретение относится к атомной технике. Ядерная энергетическая установка (ЯЭУ) содержит интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный (9) и технологический (14) теплообменник, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного и технологического теплообменников, запорную арматуру и систему очистки (11) щелочного жидкого металла (4). Система очистки теплоносителя (11) состоит из по меньшей мере одной мембраны (4) и приемника водорода и трития с возможностью вакуумирования его полости (8) и отвода из него поступивших водорода и трития. При выборе конструкции мембраны (3) учитывают, во-первых, взаимосвязь конструкционных характеристик мембраны с конструкционными характеристиками ЯЭУ, массообменными характеристиками мембраны и ЯЭУ, предельно допустимой массовой концентрации трития в продукте, отводимом из третьего контура (6); во-вторых, взаимосвязи массообменных характеристик ЯЭУ и предельно допустимой массовой концентрации трития в продукте, отводимом из третьего контура (6). Технический результат - обеспечение требованиям радиационной безопасности по тритию продукта, отводимого из третьего контура (6) ЯЭУ. 2 ил.

 

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 Si - площадь контактирующей со щелочным жидким металлом 4 поверхности мембраны 3, м2; Ki - коэффициент проницаемости материала мембраны 3 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5; δi - характерная толщина мембраны 3 между поверхностью контактирующей со щелочным жидким металлом 4 и поверхностью контактирующей с полостью приемника 8, м; STTO - площадь теплообменной поверхности технологического теплообменникам со стороны второго контура 1, м2; KTTO - коэффициент проницаемости материала теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5; δTTO - характерная толщина теплообменной поверхности технологического теплообменникам между вторым 1 и третьим 15 контуром, м; qT - 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); qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); СПДК - 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 qT - 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; qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт); СПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте отводимом из третьего контура 6, кг/кг; KC - 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: JTP и JHP - интенсивность поступления трития и водорода, нарабатываемого в реакторе 10 ЯЭУ, в теплоноситель первого контура 7 ЯЭУ, кг/с; JT1/P и JT2/P JT3/P - интенсивность распада трития в первом 7, втором 1 и третьем контурах 15 ЯЭУ, кг/с; JT1/OC, JT2/OC, JT3/OC - интенсивность поступления трития из первого 7, второго 1, третьего 15 контуров ЯЭУ в окружающую среду 5, кг/с; JT1/2 - интенсивность поступления трития из первого контура 7 ЯЭУ во второй контур 1 ЯЭУ, кг/с; JT2/3 - интенсивность поступления трития из второго контура 1 ЯЭУ в третий контур 15 ЯЭУ, кг/с; JH1/OC и JH2/OC, JH3/OC - интенсивность поступления водорода из первого 7, второго 1 третьего 15 контура ЯЭУ в окружающую среду 5, кг/с; JH2/1 - интенсивность поступления водорода из второго контура 1 ЯЭУ в первый контур 7 ЯЭУ, кг/с; JH3/2 - интенсивность поступления водорода из третьего контура 15 ЯЭУ во второй контур 1 ЯЭУ, кг/с; JT2 и JH2 - 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 (KTTO, 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 TTTO - значение температуры, при котором KTTO 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 (STTO) которого со стороны натрия второго контура 1 равной 14904 м2 на три петли и характерная толщина между вторым 1 контуром и третьим 15 контуром (δTTO) - 0,0025 м. Система очистки 11 реакторной установки выполнена из никеля характерной толщины (δi) - 0,00025 м, коэффициент проницаемости никеля по водороду (Ki, моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5) определяется по следующему соотношению, справедливому в области температур 675-1125 К [2]:

где Ti - значение температуры, при котором Ki 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 (qT), 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 (qпр) составляет 0,0095 кг/(с⋅МВт) [3]. В случае предельно допустимой массовой концентрации трития в продукте отводимом их третьего контура 6 (СПДК) 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.

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

KC=100,86-122/T-7.062

где Τ - значение температуры, при котором KC 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.

Ядерная энергетическая установка с системой очистки 11 теплоносителя, содержащая ядерный интегральный реактор с корпусом и крышкой, не менее трех контуров циркуляции теплоносителя, промежуточный теплообменник 9, установленный между первым и вторым контурами, технологический теплообменник 14, установленный между вторым 1 и третьим 15 контурами, трубопроводы подвода и отвода теплоносителя от промежуточного 9 и технологического 14 теплообменников, запорную арматуру и систему очистки 11 щелочного жидкого металла 4, отличающаяся тем, что в качестве теплоносителя используют щелочной жидкий металл 4, система очистки 11 щелочного жидкого металла 4 состоит из по меньшей мере одной мембраны 3, вмонтированной в стенку трубопровода второго контура 1, приемника водорода и трития, укрепленного на наружной поверхности трубопровода над соответствующей мембраной 3, причем 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

Si - площадь контактирующей со щелочным жидким металлом 4 поверхности мембраны 3, м2;

Ki - коэффициент проницаемости материала мембраны 3 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5;

δi - характерная толщина мембраны 3 между поверхностью, контактирующей со щелочным жидким металлом 4, и поверхностью, контактирующей с полостью приемника 8, м;

STTO - площадь теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 со стороны второго контура 1, м2;

КТТО - коэффициент проницаемости материала теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 по водороду (тритию), моль⋅м-1⋅с-1⋅Па-0,5;

δTTO - характерная толщина теплообменной поверхности технологического теплообменника 14 между вторым 1 и третьим контуром 15, м;

qT - 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);

qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура 6, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт);

СПДК - 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

qT - 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;

qпр - удельный поток массы продукта, отводимого из третьего контура, отнесенного к единице тепловой мощности ядерной энергетической установки, кг/(с⋅МВт);

СПДК - предельно допустимая массовая концентрация трития в продукте, отводимом из третьего контура 6, кг/кг;

КС - коэффициент Сивертса, Па-0,5;

Р3 - абсолютное давление водорода в третьем контуре, Па.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам отвода остаточного тепловыделения реактора в условиях полного обесточивания АЭС. Дополнительная ПТУ 2 продолжает генерировать электроэнергию на собственные нужды станции, используя пар, получаемый в парогенераторе за счет энергии остаточного тепловыделения реактора.

Изобретение относится к ядерным реакторным установкам с жидкометаллическим теплоносителем. Раскрыт способ предотвращения коррозии металлоконструкций реактора путем управления вводом газа в теплоноситель ядерной реакторной установки.

Изобретение относится к контролю ЯЭУ с водяным теплоносителем. Система содержит комплекс измерения активности анализируемой среды, включающий датчик радиоактивного излучения (6) и устройство отбора и транспортировки анализируемой среды к датчикам радиоактивного излучения (6), и информационно-вычислительное устройство (10).

Изобретение относится к области теплотехники тяжелых жидкометаллических теплоносителей и может быть использовано в исследовательских, испытательных стендах и установках атомной техники с реакторами на быстрых нейтронах.

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ).

Изобретение относится к ядерной, термоядерной и космической технике и может быть использовано в ядерно-энергетических установках (ЯЭУ) с жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно космического назначения.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам водо-водяного типа, а более конкретно к системам удаления паро-газовой смеси из первого контура для предотвращения образования опасной концентрации кислорода и водорода в отдельных местах первого контура и для предовращения срыва естественной циркуляции в нем.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в ядерных энергетических установках с водоводяными реакторами с паровой системой компенсации давления.

Изобретение относится к вспомогательным элементам ядерных энергоустановок (ЯЭУ) космических аппаратов (КА). .

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя. Технической задачей является создание горячей ловушки, размещаемой в активной зоне ядерного реактора и использующей для подогрева очищаемого теплоносителя ее тепловыделения.

Изобретение относится к рекомбинаторному элементу, в частности, для использования в системе безопасности для ядерно-технической установки. .

Изобретение относится к области обеспечения безопасности атомных электростанций. .

Изобретение относится к каталитическому элементу для рекомбинации водорода и/или монооксида углерода кислородом для атомных электростанций. .

Изобретение относится к области очистки жидкометаллических теплоносителей. .

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

Изобретение относится к устройству для рекомбинации водорода в газовой смеси, в частности, для атомной электростанции. .

Изобретение относится к способу и устройству для инициирования реакции водорода с кислородом в каталитическом рекомбинационном или зажигательном устройстве. .
Наверх