SU486593A1 - Атомна электростанци с несколькими дерными раеакторами - Google Patents

Description

(54) АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ С НЕСКОЛЬКИМИ ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

1

Изобретение относитс  к атомной промышленности и может быть использовано на атомных электрбстанци х (АЭС) с  дерными реакторами (ЯР), охлаждаемыми газообразными теплоносителем.

Известны схемы АЭС и конструкции  дерных реакторов с газовым теплоносителем , углекислотой и др. как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.

Дальнейшее увеличение коэффициента вое производства в быстром реакторе может быть достигнуто за счет использовани  металлического топлива, особенно в реакторе с газовым теплоносителем, так как см гчение Спектра натриевым теплоносителем приводит к значительно меньшему эффекту.

Однако низка  допустима  температура металлического топлива обуславливает низкие параметры пара и к.п.д. и низкую энергонапр женность  дерного горючего в рамках общеприн той схемы АЭС с реактором на быстрых нейтронах. В результате врем  удвоени  горючего в таком реакторе также составл ет 8-10 лет. Низка  температура

газа на выходе делает нецелесообразным применение пр мого газотурбинного цикла.

Целью данного изобретени   вл етс  сосдание такой атомной электростанции, котора  будет характеризоватьс  высокой выхог, ной температурой (к.п.д. установки) и энергонапр женностью горючего, свойственными высокотемпературным газографитовым peaicгорам , и одновременно обеспечит высокий темп воспроизводства горючего, характерный дл  быстрого реактора с металлическим топливом.

Это достигаетс  при использовании на АЭС св занных по тeплoвo y циклу реакторов двух типов: высокотемпературного на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и низкотемпературного быстрого реактора с металлическим или керамическим топливом и стальной оболочкой ТВЭЛ. Исползование этих двух реакторов отдельно,т.е. без св зи по теплоносителю в первом или во втором контуре, не позвол ет достичь указанных характеристик.

Claims (3)

1. Низкотемпературное тепло быстрого реактора используетс  дл  подогрева и частично или полного испарени  воды в парогенераторе , а высокотемпературное тепло реактора на тепловых нейтронах используетс  дл  испарени , перегрева и промежуточного пер грева пара, В быстром реакторе теплоноситель подогреваетс  с 200-ЗОО до 400-500°С, а в тепловом реакторе с 400-500 до 600 800 С. В каждом реакторе может использоватьс  теплоноситель, различающийс  тем пературой, давлением и видом вещества, например, натрий или углекислота и гелий с давлением 100-300 ата) в быстром реакторе и гелий в тепловом реакторе с давлением 30-70 ата. Однако технически и технологически наиболее просто осуществить последователь ное охлаждение обоих реакторов одним теплоносителем с одинаковым давлением. В это случае оба реактора можно будет разместить в одном корпусе из предварительно напр женного железобетона с наиболее прогрессивной интегральной компоновкой первого контура. При этом газовый теплоноситель (гелий или углекислота) сначала поступает в быстрый реактор с температурой 200ЗОО С, а затем в тепловой реактор с температурой 400-500 С, где он подогревает с  до 6ОО-800°С. Высока  температура газа на выходе из теплового реактора делает целесообразным использование пр мого газотурбинного цикла . В качестве рабочего тела и теплоносит л  наиболее подход щими по термодинамическим , теплофизическим и технологическим свойствам  вл ютс  гелий и углекислота, к торые уже нащли применение в эне гетике. При эа-ом могут быть использованы обычные схемы с одно- двух- и далее трехступенчатым стажем в случае гелиевого теплоносител , а в случае углекислотного теплоносител  возможно применение жидкос ного конденсационного хшкла Гохштейна или комбинированного цикла (например, цикла Дехтерева) со сжатием углекислоты как в жидкой,так и в газовой фазе. В быстром газовом реакторе предпочтительно иметь давление теплоносител  150ЗОО ата, а дл  теплового газоохлаждаемого реактора из-за трудности сооружени  корпуса необходимого размера предпочтительней давление не выше 6 О ата. Поэтому может оказатьс  целесообразным схема с турбиной, включенной между быстрым реактором и тепловым. Теплоноситель из быстрого реактора с давлением 150- 300 ата и температурой 350-45.0 С срабатываетс  до давлени  60-100 ата, затем подогреваетс;  в тепловом реакторе до температуры 600-800 С и срабатываетс  далее . Дл  та1сой схемы наиболее подходтдим теплоносителем и рабочим телом  вл етс  углекислота, дл  которой оптимальное наименьшее давление в схеме с конденсацией и двухфазным сжатием находитс  в районе 20 ата, так что обща  степень расширени  Б обеих турбинах может быть достаточно высокой (выше 10). На фиг. 1 показана двухконтурна  схема предлагаемой АЭС с общим паросиловым циклом во втором контуре и различными теплоносител ми в каждом реакторе, отдающими тепло в общий контур; на фиг. 2то же, с паросиловым циклом во втором контуре и общим теплоносителем дл  обоих реакторов; на фиг. 3 - одноконтурна  схема АЭС с конденсационным циклом и регенеративным подогревом с углекислотой в качестве рабочего тела и теплоносител  и турбиной, В1слюченной между реакторами, что позвол ет иметь различное значение давлени  теплоносител  в быстром и тепловом реакторах. На фиг. 1 приведена двухконтурна  схема АЭС, в котором каждый реактор охлаждаетс  своим теплоносителем., Теплоноситель первого контура реактора 1 на быстрых нейтронах (см. фиг. l), например гелий или углекислота, с температурой на входе 250-300 С и на выходе 350450 С с давлением 100-ЗОО ата передает тепло в общий парогенератор 2 дтш подогрева и испарени  питательной воды (полного или частичного), Теплоноситель высокотемпературного реактора 3 на тепловых нейтронах, например гелий, с температурой на входе 350-500 С и на выходе 650-800 С и давлением 20-70 ата передает тепло в тот же парогенератор 2 дл  испарени  перегрева и промежуточного перегрева пара. Дл  каждого реактора имеетс  отдельный контур С собственной газодувкой 4 и 5. На фиг. 2 показана стандартна  схема паросилового цикла во втором контуре 6. Така  схема позвол ет наиболее просто согласовать необходимое соотношение быстрого и теплового реакторов и параметры теплоносителей. Конструктивно АЭС может иметь корпус высокого давлени  один дл  быстрого другой дл  теплового реактора. Однако целесообразно корпус быстрого реактора, имеющего небольшие размеры, {эазместигь внутри корпуса теплового реактора из предварительно напр женного железобетона вместе с парогенераторами и трубопроасьдами первого контура быстрого и теплового реакторов. При таком размещении корпус теплового реактора будет служить одновременно защитной оболочкой дл  быстрого реактора. На фиг. 2 приведена двухконтурна  схема АЭС с общим теплоносителем дл  быстрого 1 и теплового реактора 3. Эта схема технологически и конструктивно наиболее проста, но в ней трудно обеспечить наилучшее соотношение мощностей и параметров теплоносител  в каждом реак торе. Например, давление теплоносител  необходимо выбирать компромиссным между технически обоснованным дл  тепловых реакторов (30-6 О ата) и наиболее подход щим дл  сн ти  тепла в быстром реакторе (ЮО-ЗОО ата). Теплоноситель, например гелий или углекислота, с температурой 250 300 С поступает в реактор 1 на быстрых нейтронах, нагреваетс  в нем до 400-4оО а затем поступает в высокотемпературный реактор 3 на тепловых нейтронах, где он нагреваетс  до температуры 600-800 С. Затем этот газ поступает в парогенераторы 2, где отдает тепло на выработку пара. Пр качка теплоносител  в контуре осуществл е с  газодувкой 7. Дл  лучшего согласовани  соотношени  мощностей быстрого и теплового реакторов и параметров теплоносител  возможно часть теплоносител  из быстрого реактора направл ть непосредственно в испарительную часть парогенератора 2 по л№нии 8. В этой схеме все оборудование первого контура (газодувки, система очистки теплоносител  и др.)  вл етс  общим дл  обоих реакторов. Целесообразно иметь и общий корпус из предварительно напр женного железобетона . На фиг. 3 приведена одноконтурна  схема АЭС с различными давлени ми в быстро и тепловом реакторах. Дл  этого между реакторами расположена турбина. Термодинамически наиболее эффективна эта схема при использовании конденсадионного цикла, напр мер, с углекислотой в качестве рабочего тела и теплоносител . Дл  углекислоты по вышение давлени  в цикле более эффективно с точки зрени  повыщени  к.п.д., чем увеличение температуры подвода тепла. По этой схеме газ с давлением 150400 ата и температурой 2ОО-300°С посту пает в быстрый реактор 1, нагреваетс  в нем до 4ОО-500°С и затем направл етс  в турбину 9, где он расшир етс  до 100150 ата и затем поступает в тепловой вы- сокотемпературный реактор 3. В нем газ нагреваетс  до 60О-800 С и направл етс  в турбину 10, в которой он расшир етс  до 65 ата. Далее газ охлаждаетс  в регенераторе 11 конденсируетс  в конденсаторе 12 п затем насосом 13 закачиваетс  обратно в генератор , где он нагреваетс  до температуры входа в быстрый реактор 1, В случае применени  углекислоты более эффективно применение схемы с двухступенчатым сжатием, сначала в газовой, а затем в жидкой фазе. Така  схема позвол ет иметь более низкое давление в тепловом реакторе ( давлени  насыщени  т.е. ниже 60 ата) , что технически более обосновано и, в то же врем , иметь более подход щее давление дл  быстрого реактора (выше 150 ата). Тепловой реактор во всех рассмотренных вариантах охлаждаетс  высокотемпературным теплоносителем, что позвол ет получить современные параметры пара и обеспечить достижение наибольшей энергонапр женности горючего. При этом высокие па- раметры пара достигаютс  при малых размерах парогенератора и малом расходе мощности на прокачку в двухконтурной схеме. В одноконтурной схеме достигаетс  достаточно высокий к.п.д. (4О%). Формула изобретени  1.Атомна  электростанци  с несколькими  дерными реакторами, последовательно передающими тепло рабочему телу турбины в общей термодинамической схеме, отличающа с  тем, что, с целью повы- щени  энергонапр женности и темпа воспро-изводства горючего, в низкотемпературной части термодинамической схемы использован  дерный реактор на бьютрых нейтронах , а дл  промежуточного нагрева и перегрева рабочего тела в высокотемпературной части термодинамической схемы использован  дерный реактор на тепловых нейтронах.
2. 2.Электростанци  по п. 1, отличающа с  тем, что в каждом реакторе используетс  собственный теплоноситель , например гелий в реакторе на тепловых нейтронах и углекислота в реакторе на быстрых нейтронах.
3. 3.Электростанци  по п. 1, отличающа с  тем, что между быстрыми и тепловыми реакторами включена турбина, обеспечивающа  необходимое соотношение давлений в peaicTopax.

   J

   J

   O-J

   Фиг.1

   J1

   fpus.Z

   Т

   12

   e.J