RU2691755C2

RU2691755C2 - Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах

Info

Publication number: RU2691755C2
Application number: RU2017126521A
Authority: RU
Inventors: Дмитрий Александрович Афремов; Денис Викторович Сафронов; Евгения Сергеевна Хижняк; Кирилл Альбертович Никель; Наталья Викторовна Романова
Original assignee: Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority date: 2017-07-24
Filing date: 2017-07-24
Publication date: 2019-06-18
Also published as: RU2017126521A3; KR102188486B1; CN110959182A; CA3070834A1; WO2019022640A1; RU2017126521A; JP2020526771A; BR112020001519A2; EP3660862A1; KR20200030553A; US10937558B2; HUE055875T2; EP3660862A4; ZA202000528B; JP6930797B2; CA3070834C; PL3660862T3; CN110959182B; AU2018308297A1; US20200161008A1

Abstract

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах. Для создания движущего напора циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах без теплопередачи от реактора перед заполнением трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура осуществляют их электронагрев до температур T₁ и Т₂, которые выбирают из условия выполнения неравенства: ρ₁(Т₁)⋅g⋅ΔН₁>ρ₂(T₂)⋅g⋅ΔH₂+ΔР, где ρ₁(T₁) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т₁ трубопроводов на подъемном участке; ρ₂(T₂) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т₂ трубопроводов на опускном участке; ΔH₁ - разница высот между входом и выходом подъемного участка; ΔН₂ - разница высот между входом и выходом опускного участка; ΔР - гидравлическое сопротивление контура; g - ускорение силы тяжести. Технический результат – обеспечение запуска естественной циркуляции за счет создания движущего напора циркуляции и обеспечение требуемого направления естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода без передачи тепла от ядерного реактора. 2 ил.

Description

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах.

Наиболее близким к настоящему изобретению является способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающий предварительный электронагрев подъемных и опускных трубопроводов и оборудования контура теплоотвода с последующим их заполнением нагретым теплоносителем, запуск циркуляции теплоносителя в контуре и переход в режим естественной циркуляции (Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах: Учебное пособие для вузов / Под редакцией Ф.М. Митенкова. – М.: Энергоатомиздат, 1985. с. 197).

Известный способ осуществляют следующим образом.

Трубопроводы и оборудование подъемного и опускного участков контура теплоотвода перед первоначальным заполнением жидкометаллическим теплоносителем (или после ревизии и ремонта) имеют температуру, приблизительно равную температуре окружающего воздуха. Жидкометаллический теплоноситель, находящийся в баке системы заполнения и дренажа, разогрет до температуры порядка 200-250°C. Поэтому перед подачей разогретого жидкометаллического теплоносителя в контур теплоотвода трубопроводы и оборудование нужно разогреть до такой же температуры, чтобы не допустить переохлаждения («затвердевания») жидкометаллического теплоносителя. Для разогрева используют электронагреватели, которые устанавливают на трубопроводы и оборудование подъемного и опускного участков контура теплоотвода. Затем в контур теплоотвода подают нагретый теплоноситель до достижения требуемого уровня в баке компенсации температурных расширений. После заполнения теплоносителем подъемного и опускного участков контура осуществляют запуск принудительной циркуляции в контуре с помощью насосов. Переход в режим естественной циркуляции осуществляют после выхода ядерного реактора на номинальные рабочие параметры.

Недостатком известного способа является наличие дополнительного гидравлического сопротивления в контуре из-за насосного оборудования, которое используется при запуске циркуляции и в режиме принудительной циркуляции до выхода реактора на расчетную мощность, а также невозможность перехода от режима принудительной циркуляции к режиму естественной циркуляции без передачи тепла от ядерного реактора.

Задачей настоящего изобретения является создание способа организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, в котором отсутствует режим принудительной циркуляции, а контур теплоотвода работает, включая запуск, только в режиме естественной циркуляции и при отсутствии передачи тепла от ядерного реактора, т.е. до его выхода на мощность что обеспечивает пассивную безопасность ядерного реактора и реакторной установки в целом.

Техническим результатом настоящего изобретения является запуск естественной циркуляции за счет создания движущего напора циркуляции и обеспечение требуемого направления естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода без передачи тепла от ядерного реактора. Кроме этого, техническим результатом является значительное уменьшение гидравлического сопротивления из-за отсутствия насосного оборудования в контуре теплоотвода.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающем предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода с последующим их заполнением нагретым теплоносителем, запуск циркуляции теплоносителя в контуре и переход в режим естественной циркуляции, согласно заявленному изобретению предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода проводят соответственно до температур T₁ и Т₂, которые выбирают из условия выполнения неравенства:

ρ₁(T₁)⋅g⋅ΔН₁>ρ₂(Т₂)⋅g⋅ΔH₂+ΔР,

где:

ρ₁(T₁) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре T₁ трубопроводов и оборудования на подъемном участке;

ρ₂(Т₂) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т₂ трубопроводов и оборудования на опускном участке;

ΔН₁ - разница высот между входом и выходом подъемного участка;

ΔH₂ - разница высот между входом и выходом опускного участка;

ΔР - гидравлическое сопротивление контура;

g - ускорение силы тяжести,

а запуск циркуляции теплоносителя в контуре осуществляют одновременно с переходом в режим естественной циркуляции и до выхода ядерного реактора на номинальные параметры работы за счет разницы плотностей ρ₁(T₁) и ρ₂(Т₂) жидкометаллического теплоносителя соответственно на подъемном и опускном участках контура.

Заявленная совокупность существенных признаков позволяет осуществить запуск естественной циркуляции в контуре теплоотвода ядерного реактора без подключения основного источника тепла, а только за счет электронагрева до расчетной температуры трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков и, следовательно, за счет перепада температур (разницы плотностей) заполнившего их теплоносителя. Таким образом, на момент пуска ядерного реактора контур теплоотвода уже будет функционировать в режиме естественной циркуляции и обеспечивать тем самым пассивную безопасность реакторной установки в целом. По сравнению с прототипом в заявленном способе отсутствует режим принудительной циркуляции, что также способствует повышению ядерной безопасности.

Сущность настоящего изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 представлена схема контура теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, а на фиг. 2 показан график развития естественной циркуляции без использования насоса.

Контур теплоотвода содержит источник тепла 1, в качестве которого может быть использован теплообменник, который подключен к первому контуру реактора (на чертеже не показано) или ядерный реактор (на чертеже не показано). Выход источника тепла 1 соединен посредством подъемного трубопровода 2 с входом в устройство для отвода тепла 3, в качестве которого использован воздушный теплообменник. На подъемном трубопроводе 2 по всей длине установлены секционированные электронагреватели 4. Выход из устройства для отвода тепла 3 соединен опускным трубопроводом 5 с входом в источник тепла 1 через бак для компенсации температурных расширений теплоносителя 6. На опускном трубопроводе 5 по всей длине установлены секционированные электронагреватели 7, аналогичные электронагревателям 4. Контур теплоотвода соединен с баком системы заполнения и дренажа 8 посредством дренажного трубопровода 9 с задвижкой 10. Источник тепла 1, устройство для отвода тепла 3 и бак для компенсации температурных расширений теплоносителя 6 снабжены секционированными электронагревателями (на чертеже не показано). Для минимизации тепловых потерь контур теплоотвода (трубопроводы 2, 5, 9, источник тепла 1, устройство для отвода тепла 3 и бак для компенсации температурных расширений теплоносителя 6) снабжен теплоизоляцией (на чертеже не показано).

Способ осуществляют следующим образом.

Для организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя, в качестве которого использован натрий, в контуре теплоотвода исследовательского ядерного реактора на быстрых нейтронах выполняют следующую последовательность действий. Включают секционированные электронагреватели 4, 7 для нагрева трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода до расчетной величины температур соответственно Т₁=230°C и Т₂=210°C. При этом уставки регуляторов тока обеспечивают нагрев и поддержание температуры для источника тепла 1 - 230°C, для подъемного трубопровода 2 - 230°C, для устройства для отвода тепла 3 - 210°C, для опускного трубопровода 5 и бака для компенсации температурных расширений теплоносителя 6 - 210°C. Затем последовательно выполняют вакуумирование и заполнение аргоном контура теплоотвода и после достижения необходимого состава газовой среды контура теплоотвода из бака 8 системы заполнения и дренажа, открыв задвижку 10, в контур теплоотвода по дренажному трубопроводу 9 подают натрий расходом 2 м³/ч с температурой 225°C. В режиме запуска источник тепла 1 не работает как теплообменник, а служит только для прохода теплоносителя через него. При достижении натрием требуемого уровня в баке компенсации температурных расширений 6 задвижку 10 закрывают. Давление в газовой полости бака компенсации температурных расширений 6 поднимается до 0,14 МПа. В процессе заполнения контура теплоотвода натриевый теплоноситель принимает температуру стенок трубопроводов и оборудования контура, вследствие чего создается движущий напор естественной циркуляции в требуемом направлении. Как показано на фиг. 2 под действием напора естественной циркуляции, создаваемого начальной разностью температур T₁ и Т₂ стенок подъемного трубопровода 2 и опускного трубопровода 5, расход натрия в течение 150 с возрастает от нулевого до стабилизированного значения 3,76 кг/с, а затем остается постоянным. В установившемся режиме естественной циркуляции устройство для отвода тепла 3 обеспечивает необходимое снижение температуры теплоносителя на входе в опускной участок. Температура натрия на входе и выходе элементов контура составляет на входе в источник тепла 1 - 210°C, на выходе из источника тепла 1 - 225°C, на входе в устройство для отвода тепла 3 - 230°C, на выходе из устройства для отвода тепла 3 - 210°C. Для расчета температур T₁ и Т₂ использованы следующие значения: высота выхода из источника тепла 1 - 6,2 м, высота входа в устройство для отвода тепла 3 - 11,1 м, высота выхода из устройства для отвода тепла 3 - 8,4 м, высота входа в источник тепла 1 - 6,9 м, плотность теплоносителя на подъемном участке ρ₁(T₁) - 896 кг/м³, плотность теплоносителя на опускном участке ρ₂(Т₂) - 901 кг/м³, разница высот между входом и выходом подъемного участка ΔH₁ - 4,9 м, разница высот между входом и выходом опускного участка ΔН₂ - 1,5 м, гидравлическое сопротивление контура - 1600 Па.

Claims

Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающий предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода с последующим их заполнением нагретым теплоносителем, запуск циркуляции теплоносителя в контуре и переход в режим естественной циркуляции, отличающийся тем, что предварительный электронагрев трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура теплоотвода проводят соответственно до температур T₁ и Т₂, которые выбирают из условия выполнения неравенства:
ρ₁(T₁)⋅g⋅ΔH₁>ρ₂(T₂)⋅g⋅ΔH₂+ΔP,
где ρ₁(T₁) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре T₁ трубопроводов и оборудования на подъемном участке;
ρ₂(Т₂) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т₂ трубопроводов и оборудования на опускном участке;
ΔH₁ - разница высот между входом и выходом подъемного участка;
ΔН₂ - разница высот между входом и выходом опускного участка;
ΔP - гидравлическое сопротивление контура;
g - ускорение силы тяжести,
а запуск циркуляции теплоносителя в контуре осуществляют одновременно с переходом в режим естественной циркуляции и до выхода ядерного реактора на номинальные параметры работы путем создания движущего напора циркуляции за счет разницы плотностей ρ₁(T₁) и ρ₂(Т₂) жидкометаллического теплоносителя соответственно на подъемном и опускном участках контура.