Хорошо известно, что поступательное развитие ядерной энергетики несколько замедлилось по причине целого ряда аварий, связанных в ядерными реакторами. Причем, возникшее тут замедление затронуло и исследовательскую базу. В настоящее время только 53 страны эксплуатируют 224 реактора исключительно для исследовательских целей. При этом, построенно было за последние 60 лет более 800 реакторов исследовательской направленности. Поскольку большинство исследовательских реакторов было построено в 1960‑х и 1970-х годах, сегодня возраст половины действующих исследовательских реакторов в мире составляет более 40 лет, а около 70% из них старше 30 лет. Однако потребность в таких реакторах для различных целей (научных исследований, производства радиоизотопов промышленных и медицинских радиоизотопов, облучения материалов при разработке ядерно-энергетических установок и т.д.) в таких областях,

как промышленность, медицина, сельское хозяйство, криминалистика, биология, химия и силовая электроника со временим лишь возрастает. Дизайн вновь создаваемых исследовательских реакторов должен в максимальной степени учитывать эту потребность, что позволит оптимизировать затраты на создание и эксплуатацию реакторной установки [1].

Теплогидравлика признана ключевым научным предметом в разработке инновационных реакторных систем. Инновационные концепции ядерных реакторов исследуются во всем мире с упором на демонстрацию их технической осуществимости, экономической конкурентоспособности и улучшенных характеристик безопасности [1].

Одним из важных направлений развития реакторной техники является создание исследовательских реакторов с высокой плотностью нейтронного потока, обладающих высокой теплотехнической надежностью и безопасностью. Пожалуй, наиболее оптимальный подход к разработке современных исследовательских реакторных установок демонстрирует аргентинская компания INVAP, признанная сегодня одним из лидеров индустрии исследовательских реакторов, а основными принципами которой являются:

Предлагаемая инновационная концепция системы охлаждения исследовательской реакторной установки основана на повышении безопасности за счет предельного упрощения конструкции систем отвода тепла от активной зоны и использования в них преимущественно пассивных систем при организации циркуляции теплоносителя в контурах охлаждения [3,4,5].

1. Подходы к инновационному дизайну исследовательских реакторов

В отличие от энергетических реакторов исследовательские установки должны обеспечивать максимально эффективный теплоотвод от активной зоны, а не высокую температуру теплоносителя для обеспечения оптимального к.п.д.

1.1 Влияние выбора теплоносителя

Конструкция каждого исследовательского реактора разрабатывается в зависимости от его назначения и генерируемого спектра нейтронов – либо спектра нейтронов низкой и средней энергии (так называемого «теплового» спектра нейтронов (энергия <0,625 эВ) и «промежуточного» спектра), либо спектра нейтронов высокой энергии (энергия > ~0,9 МэВ), называемого спектром «быстрых» нейтронов. Облучение со спектром «тепловых» и «промежуточных» нейтронов производится в реакторах с водяным теплоносителем, а для получения спектра «быстрых» нейтронов требуется жидкометаллический теплоносителя, например натрий. Подавляющее большинство исследовательских реакторов обеспечивают «тепловой» и «промежуточный» спектр нейтронов, и лишь некоторые позволяют производить облучение в «быстром» спектре (например, реакторы с натриевым теплоносителем БОР-60 или строящийся реактор МБИР). Из-за высокой пожароопасности использования натрия в качестве теплоносителя к реакторам с «быстрым» спектром должны применяться повышенные меры безопасности, поэтому для многоцелевых исследовательских реакторов предпочтительно ориентироваться на использование воды в качестве теплоносителя и замедлителя.

Вода в бассейновых реакторах кипит при относительно невысокой температуре (чуть больше 100 ˚С), что ограничивает возможности теплоотвода от активной зоны, особенно если производитель ТВС ставит условие недопустимости поверхностного кипения в активной зоне. Для повышения интенсивности теплоотвода активную зону помещают в корпус, находящийся под давлением и через него прокачивается большой объем воды, охлаждающий активную зону. Это дает возможность резко повысить температуру насыщения теплоносителя и обеспечить теплоотвод от энергонапряженной активной зоны без кипения теплоносителя, что создает условия для повышения удельной тепловой мощности в ТВС и соответствующего повышения плотности нейтронного потока (например, в исследовательском реакторе СМ-3 при мощности 100 МВт максимальная плотность потока тепловых нейтронов в центральной ловушке достигает 5⋅10¹⁵ см⁻²⋅с⁻¹). Но такая высокая теплонапряженность активной зоны корпусных реакторов создает определенные сложности даже при отводе остаточного энерговыделения после перевода реактора в подкритическое состояние, так как некоторое время должен обеспечиваться обязательный принудительный расход теплоносителя. Кроме того, разгерметизация контура охлаждения несет риски перехода к кризису теплоотдачи от твэлов и их разрушению. Поэтому необходимо стремиться к достижению высоких тепловых нагрузок в активной зоне используя бассейновые реакторы как более безопасные.

1.2 Безопасность

 Новые проекты исследовательских реакторных установок должны обеспечивать пассивную безопасность как при достаточно больших уровнях тепловой мощности, так и при расхолаживании активной зоны. При проектировании систем теплоотвода от активной зоны и систем важных для безопасности, должно отдаваться предпочтение системам (элементам), устройство которых основано на пассивном принципе действия и свойствах внутренней самозащищенности, а также на реализации принципов безопасного отказа и единичного отказа [«Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов» (НП-009-17)].

Наиболее просто эти требования могут быть реализованы в бассейновых реакторах, так как в них:

1.3 Гибкость

Прилагаемые подходы к системе охлаждения позволяет реализовать различные компоновки активной зоны реактора и каналов облучения в отражателе. Открытый доступ к каналам отражателя, расположенного в бассейне, обеспечивает удобство облучения и замены облучательных устройств даже во время работы реактора.

1.4 Выбор схемы циркуляции через активную зону

Одним из важнейших элементов дизайна бассейновой реакторной установки является схема циркуляции теплоносителя через активную зону. Несмотря на простоту аппаратного оформления схемы циркуляции с нисходящим потоком, она не в полной мере удовлетворяет свойствам внутренней самозащищённости, так как при нарушениях нормальной эксплуатации возможен переворот циркуляции теплоносителя в части каналов или во всей активной зоне, обуславливающий нестабильность как эффектов реактивности, так и в режимах теплоотвода от ТВС. Кроме того, в бассейновых реакторах нисходящий поток накладывает ограничения на расход теплоносителя, так как из-за гидравлических потерь в активной зоне в нижней части ТВС давление (а также соответствующая температура насыщения) становится недопустимо низкими, что может привести к гидродинамической неустойчивости и снижает теплотехническую надежность.

Предпочтительной схемой циркуляции через активную зоны является восходящий поток теплоносителя через ТВС, реализованный, например, в реакторе OPAL. В этом случае, при использовании специальной конструкции обратных клапанов на «дымоходе» обеспечивается надежная естественная циркуляция при прекращении принудительного расхода через активную зону и переход на внутрибассейновую естественную циркуляцию. При оптимальном высотном расположении теплообменника первого контура относительно активной зоны между ними образуется контур естественной циркуляции и в аварийных ситуациях тепло от бассейна будет частично передаваться второму контуру, а частично отводиться через испарение.

Надежность систем безопасного теплоотвода от активной зоны в любой ситуации должна основываться на применении пассивных принципах действия (например, за счет гравитации) и предельной простоте конструкций, снижающей вероятность отказа или несанкционированного срабатывания. Применяя такие подходы к дизайну установки, можно существенно снизить стоимость теплотехнического оборудования и эксплуатационные затраты на его обслуживание.

1.5 Выбор системы передачи тепла конечному поглотителю

Важным фактором, влияющим на эксплуатационные затраты исследовательского реактора, являются системы передачи тепла конечному поглотителю. В качестве конечного поглотителя тепла могут выступать атмосферный воздух или открытые водоемы. Системы передачи тепла непосредственно атмосферному воздуху (например, «сухие» градирни) менее эффективны, чем системы передачи тепла воздуху через испарение воды (градирни). Однако при испарении воды в градирнях происходит накопление солей жесткости и рост солевых отложений во всех элементах контура (на теплообменных трубках, оросителях пленочных градирен, в нижней части циркуляционных трубопроводов). Это негативно влияет на эксплуатационные затраты, так как

Использование «сухих» градирен, несмотря на повышенные капитальные затраты при сооружении исследовательской реакторной установки, решает проблему высоких эксплуатационных затрат, вызванную накоплением солей в контуре «мокрой» градирни, что обеспечивает высокую теплоотводящую способность от первого контура на протяжении всего срока эксплуатации.

Снижение суммарных затрат на сооружение и обслуживание исследовательского реактора позволит рассматривать этот источник нейтронов в качестве эффективного и экономически оправданного инструмента в различных областях научной и производственной деятельности.

2. Предлагаемая реализация концепции системы теплоотвода исследовательского реактора

2.1 Трехконтурная схема системы охлаждения

Для исследовательских бассейновых реакторов средней мощности предлагается к рассмотрению трехконтурная система теплоотвода, включающая:

2.1.1 Реализация эффективного теплоотвода от активной зоны в первом контуре

Дизайн реакторной установки предусматривает принудительную циркуляцию только в первом контуре охлаждения, а для циркуляции теплоносителя во втором и третьем контурах охлаждения может использоваться исключительно естественная конвекция, что обеспечивает не только снижение стоимости оборудования и затрат на его обслуживание, но и высокую надежность систем теплоотвода исследовательского реактора как при работе реактора на номинальной мощности, так и при расхолаживании, а также в нештатных ситуациях.

Первый контур охлаждения, предназначенный для отвода тепла от активной зоны, каналов облучения и отражателя, обеспечивает устойчивую циркуляцию во всех режимах работы реактора на мощности и при его расхолаживании в подкритическом состоянии. Энергоснабжение системы охлаждения реакторной установки требуется только в период работы реактора на мощности для обеспечения заданного расхода принудительной циркуляции теплоносителя через активную зону.

2.1.2 Использование естественной конвекции при расхолаживании активной зоны

В режиме расхолаживания система теплоотвода реакторной установки полностью энергонезависима, причем отвод остаточного энерговыделения осуществляется двумя независимыми конурами естественной циркуляции

Внутрибассейновый контур ЕЦ включается в работу сразу после прекращения принудительного расхода в первом контуре из-за повышения давление в трубе «дымохода» и автоматическом открытии за счет реверса перепада давления клапанов ЕЦ, выполненных в виде пластин, прижимающихся к посадочным поверхностям на «дымоходе» гидростатическим давлением в бассейне реактора. Поэтому даже в первые секунды после прекращения принудительного расхода через активную зону, при ещё высоком уровне остаточного энерговыделения в ТВС обеспечивается безопасный теплоотвод от твэлов за счет нагрева воды в бассейне. Возможное кипение теплоносителя в ТВС в первые секунды поле прекращения принудительного расхода увеличивает движущий напор естественной циркуляции, что повышает эффективность теплоотвода.

Нагрев воды в бассейне при расхолаживании активной зоны с отсутствующей принудительной циркуляцией приводит к интенсификации испарения с поверхности и к образованию контура ЕЦ в трубопроводах первого контура за счет более высокого расположения теплообменника парогенератора относительно активной зоны. В этой ситуации устойчивый пассивный отвод тепла от реактора обеспечивается энергонезависимым функционированием второго контура, работающего по принципу гравитационной тепловой трубы и энергонезависимым функционированием третьего контура, работающего по принципу «сухой» градирни с естественной циркуляцией атмосферного воздуха.

2.1.3 Реализация принципа «тепловой трубы» в промежуточном контуре

Для создания дополнительного барьера, делающего невозможным выход радиоактивных веществ из первого контура в окружающую среду, используется промежуточный контур, выполненный по типу гравитационной тепловой среды. В качестве хладагента второго контура применяется вода при низком давлении (вакууме). Для создания условий кипения воды при относительно низкой температуре, например, 54˚С, необходимо снизить давление в теплообменнике парогенераторе до 15 кПа. Образующийся пар по трубопроводам большого диаметра направляется в воздушные теплообменники «сухой» градирни, где конденсируется и конденсат самотеком возвращается межтрубное пространство теплообменника парогенератора. Вакуумирование второго контура производится вакуумной системой, откачивающей паровоздушную смесь из контура, охлаждающий её, удаляющий неконденсируемые газы и возвращающий образующийся конденсат обратно во второй контур. Вакуумная система включается в работу лишь на период откачки неконденсируемых газов, а после достижения необходимого разряжения в контуре отключается, поэтому функционирование второго контура можно считать независимым от энергоисточников.

Высокая эффективность теплопередачи от первого контура ко второму через теплообменник-парогенератор обуславливается:

Отсутствие солей жесткости в теплоносителе первого и второго контура позволяет избежать отложений на теплообменных трубках, поэтому при развитой поверхности трубок небольшого средне-логарифмического температурного напора при передаче большой тепловой мощности через теплообменник парогенератор.

Малый средне-логарифмический температурный напор на воздушном теплообменнике «сухой» градирни обеспечивается большим коэффициентом теплоотдачи при конденсации пара (в отсутствие или при малом содержании неконденсируемых газов), высокой теплопроводностью теплообменных трубок (желательно из алюминия) и наличием развитого оребрения на внешней поверхности этих трубок. Повышение скорости циркуляции охлаждающего воздуха через воздушный теплообменник обеспечивается либо наличием вентиляторов, либо наличием высокой башни «сухой» градирни, либо сочетанием наличия башни и вентиляторов.

2.1.4 Уход от проблемы накопления солей в оборотной воде

Эффективность охлаждения теплоносителя в «мокрой» градирне связана с испарением в атмосферу чистой воды, однако, одновременно это создает проблемы с накопление солей жесткости во втором контуре, что приводит к осаждению этих солей на теплообменных трубках, оросителях градирен и накоплению шлама в циркуляционных трубопроводах. Это приводит к тяжелой ситуации, когда поддержание требуемой температуры в первом контуре становится невозможным, а восстановление работоспособности контура оборотного водоснабжения требует огромных затрат.

Из опыта эксплуатации исследовательских реакторов на площадке НИИАР (Россия) контуры оборотного водоснабжения реакторных установок с «мокрыми» градирнями создают большие проблемы и существенно увеличивают эксплуатационные расходы из-за необходимости частой химической и механической очистки теплообменников, а также потребности в механической очистке или замене оросителей в пленочных или капельно-пленочных градирнях. Именно поэтому при проектировании новых исследовательских реакторов желательно отказаться от «мокрых» градирен в пользу «сухих»

2.1.5 Использование «сухой» градирни для передачи тепла конечному поглотителю

Несмотря на существенные недостатки ««сухой»» градирни: низкую эффективность охлаждения (охлаждение возможно только до температуры воздуха окружающей среды); высокую стоимость сооружения (она выше в 5 раз, по сравнению с вентиляторной градирней такой же мощности); неудобство в периодической чистке теплообменника, он обладает такими достоинствами, которые делают её применение предпочтительным при передачи тепла от реакторной установки конечному поглотителю – атмосферному воздуху:

При высокой эффективности воздушного теплообменника вентиляторы могут не потребоваться, либо включаться только в жаркий период, поэтому третий контур можно считать условно энергонезависимым. В режиме расхолаживания активной зоны при относительно низкой отводимой мощности, первый, второй и третий контур работают в режиме естественной циркуляции, обеспечивая безопасной пассивный теплоотвод от реакторной установки без подвода электроэнергии. Этим достигается высокий уровень безопасности во всех режимах работы исследовательского реактора.

2.2 Повышение ядерной и радиационной безопасности реакторной установки

Радиационная безопасность и защита окружающей среды является одним из важнейших факторов при проектировании новых исследовательских реакторных установок. Ни один отказ или поломка оборудования не должны создавать риска сколь либо значимого выхода радиоактивных веществ в окружающую среду.

Технические решения, обеспечивающие невозможность выхода радиоактивных веществ из реакторной установки в окружающую среду, дают важное конкурентное преимущество при проектировании исследовательских реакторных установок. Бассейновые реакторы из-за низкого давления в активной зоне имеют существенные ограничения по температуре теплоносителя в первом контуре, поэтому, как правило, из-за низкого среднелогарифмического напора в теплообменном оборудовании используется двухконтурная система охлаждения реактора, причем в качестве второго контура выступает контур оборотного водоснабжения. Потеря герметичности в теплообменнике между контурами грозит выходу радиоактивного теплоносителя в контур градирни и далее в окружающую среду.

Отсутствие высокого давления в системах охлаждения бассейновых реакторов минимизирует риск разрушения оборудования и трубопроводов, а отрицательный эффект реактивности по плотности теплоносителя в исследовательских водо-водяных реакторах обеспечивает ядерную безопасность.

3. Расчетные оценки и конструкторские решения в подтверждение реализуемости предложенной концепции

3.1 Активная зона реактора

Для оценки работоспособности предлагаемой концепции исследовательского реактора мощностью 25 МВт выбрана конфигурация активной зоны с центральной замедляющей полостью (Рисунок 2), включающая 30 ТВС ВВР-КН с низкообогащенным топливом – 19,7% по U-235.

Рисунок 1. Трехмерная модель активной зоны реактора

Здесь: 1 – 8-ми твэльная ТВС типа ВВР-КН; 2 – 5-ти твэльная ТВС типа ВВР-КН; 3 – канал СУЗ; 4 – вытеснитель; 5 – центральная замедляющая полость

Активная зона включает двадцать четыре 8-твэльных ТВС (1) и шесть 5-твэльных сборок (2) с находящимися в центре рабочими органами СУЗ (3). В качестве материала вытеснителя (4), в активной зоне реактора и центрального канала (5) может быть использован циркониевый сплав.

В Таблице 1 представлены характеристики ТВС, принятые для расчетного анализа:

Таблица 1. Характеристики ТВС BBP-КН в активной зоне [6]

Параметр	Значение
Обогащение 235U, %	19,7
Плотность урана, г×см-3	2,8
Масса 235U в ТВС, г
8-трубная	250
5-трубная	199
Число твэлов
8-трубная	8
5-трубная	5
Толщина твэла, мм	1,6
Толщина сердечника, мм	0,7
Толщина оболочки, мм	0,45
Площадь теплопередающей поверхности 5-трубной ТВС, м2	1,045
Площадь теплопередающей поверхности 8-трубной ТВС, м2	1,274
Общая площадь теплопередающей поверхности всех ТВС, м2	36,86

3.2 Нейтронно-физический расчет активной зоны

Нейтронно-физический расчет реактора проводится для геометрии, представленной на Рисунке 2 по программе MCU [7] для мощности реактора 25 МВт. В качестве отражателя принята тяжелая вода. На Рисунке цифрами указаны положение 4-х контрольных точек, расчетные параметры нейтронного потока для которых указаны в Таблице 2.

Рисунок 2. Схема геометрии активной зоны с указанием материалов для проведения нейтронно-физического расчета

На Рисунке 2 приведено расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла, используемое для определения максимальных температур в ТВС. Смещение максимальных значений нейтронного потока в нижнюю часть активной зоны вызвано частичным вводом рабочих органов СУЗ в центральные каналы ТВС с пятью трубчатыми твэлами.

Таблица 2. Расчетные параметры нейтронного потока в контрольных точках

Рисунок 3. Расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла,

Для такого высотного распределения нейтронного потока восходящий поток теплоносителя в активной зоне бассейнового реактора оптимален и обеспечивает максимальный запас до кипения по двум причинам:

Теплогидравлический расчет активной зоны реактора проводится для геометрии ТВС типа ВВР-КН, с использованием программного комплекса САПР SolidWorks/FlowSimulation [8]. Расчетная гидравлическая характеристика приведена на Рисунке 4.

Рисунок 4. Гидравлическая характеристика активной зоны

3.3 Основные параметры активной зоны реакторной установки

Основные теплотехнические и нейтронно-физические параметры рассматриваемой исследовательской реакторной установки мощностью 25 МВт с обоснованными далее расчетными характеристиками приведены в Таблице 3.

Таблица 3. Основные параметры активной зоны бассейнового реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя

Характеристики реактора	Значение
Тип реактора	Бассейновый реактор с водяным охлаждением, промежуточным спектром нейтронов и центральной ловушкой
Мощность, МВт	25
Максимальная плотность теплового потока, см-2с-1	1,17×1015
Топливо	Диоксид урана, 20% обогащение по U-235
Геометрия активной зоны	Форма, близкая к цилиндрической с нейтронной ловушкой в центре
Количество ячеек для топливных сборок, шт	30
Тип ТВС, шт	ВВР-КН
из них
5-трубных, шт	6
8-трубных, шт	24
Теплоноситель	Легкая вода
Диаметр активной зоны, мм	Ø480
Высота активной зоны, мм	600
Расход теплоносителя, [т ч-1]	1400
Температура на входе в ТВС, [°C]	60
Температура на выходе из ТВС, [°C]	75,8
Подогрев теплоносителя в активной зоне, [°C]	15,8
Скорость теплоносителя в ТВС [м с-1]	6,1
Критерий Рейнольдса Re (средний)	57745
Число Нуссельта Nu	233,4
Коэффициент теплоотдачи α [Вт м-2 °C -1]	38704
Площадь поверхности теплосъема твэлов, [м2]	36,86
Средняя плотность теплового потока, [кВт м-2]	678,3
Максимальная плотность теплового потока, [кВт м-2]	1356,6
Максимальный перепад температуры стенка-жидкость, [°C]	35,1
Максимальная температура твэлов, [°C]	110
Потеря напора на активной зоне, [кПа]	130
Давление на выходе из активной зоны выше фиксатора, [кПа]	150
Давление на выходе из активной зоны под фиксатором, [кПа]	200

3.4 Система охлаждения реакторной установки

Для демонстрации реализуемости предложенной концепции системы теплоотвода рассматривается реакторная установка, принципиальная схема которой приведена на Рисунке 5, а трехмерный дизайн на – Рисунке 6.

Рисунок 5. Принципиальная схема системы охлаждения ИР мощностью 25 МВт

Здесь: 1 – бассейн реактора; 2 – активная зона реактора; 3 – отражатель нейтронов; 4 – «дымоход» над активной зоной; 5 – клапан естественной циркуляции; 6 – отводящий (горячий) трубопровод из активной зоны;7 – всасывающая камера под отражателем; 8 – напорная камера под активной зоной; 9 – отводящий горячий трубопровод из под отражателя; 10 –крышка дымохода; 11 – фиксатор от всплытия ТВС; 12 – гаситель кислородной активности; 13 – трубопровод подвода горячей воды к парогенератору;14 – подводящая камера горячей воды парогенератора; 15 – отводящая камера охлажденной воды парогенератора; 16 – трубопровод охлажденной воды парогенератора; 17 – циркуляционный насос; 18 – отсечная арматура циркуляционного насоса; 19 – трубопровод подвода охлажденной воды к напорной камере под активной зоной; 20 – трубчатка парогенератора; 21 – паровое пространство парогенератора; 22- паропровод подвода пара к коллектору «сухой» градирни; 23 – «сухая» градирня; 24 напорный коллектор пара воздушного теплообменника; 25- воздушный теплообменник; 26 – коллектор сбора конденсата из воздушного теплообменника; 27 – бак сбора конденсата; 28 – вакуумная система бака сбора конденсата; 29 – трубопровод возврата конденсата в парогенератор; 30 – центральный канал активной зоны; 31 – рабочие органы СУЗ; 32 – дроссельное отверстие напорной камеры

Рисунок 6. Трехмерный дизайн системы охлаждения ИР мощностью 25 МВт

Здесь: 1 – бассейн реактора; 2 – активная зона реактора; 3 – отражатель нейтронов; 4 – «дымоход» над активной зоной; 5 – клапан естественной циркуляции; 6 – отводящий (горячий) трубопровод из активной зоны;7 – всасывающая камера под отражателем; 8 – напорная камера под активной зоной; 9 – отводящий горячий трубопровод из под отражателя; 10 –крышка дымохода; 11 – гаситель кислородной активности; 12 – трубопровод подвода горячей воды к парогенератору;13 – парогенератор;14 – подводящая камера горячей воды парогенератора; 15 – отводящая камера охлажденной воды парогенератора; 16 – трубопровод охлажденной воды парогенератора; 17 – циркуляционный насос; 18 – отсечная арматура циркуляционного насоса; 19 – трубопровод подвода охлажденной воды к напорной камере под активной зоной; 20 – трубчатка парогенератора; 21 – паровое пространство парогенератора; 22- паропровод подвода пара к коллектору «сухой» градирни; 23 – «сухая» градирня; 24 – напорный коллектор пара воздушного теплообменника; 25- воздушный теплообменник; 26 – коллектор сбора конденсата из воздушного теплообменника; 27 – бак сбора конденсата; 28 – вакуумная система бака сбора конденсата; 29 – трубопровод возврата конденсата в парогенератор; 30 – центральный канал активной зоны; 31 – рабочие органы СУЗ; 32 – дроссельное отверстие напорной камеры

Для комплексного решения проблем теплоотвода от бассейнового реактора, в качестве второго контура предлагается использовать тепловую трубу с чистой водой, а в качестве третьего контура – «сухую» градирню. Тепловая труба за счет испарения и конденсации пара способна передавать большое количество тепла при небольшом перепаде температур между первым и третьим контуром. Отсутствие солей жесткости обеспечивает решение проблем с необходимостью водоподготовки и образованием накипи в теплообменниках.

Использование «сухих» градирен взамен «мокрых» существенно увеличивает капитальные затраты на создание теплообменников, имеющих гораздо более развитую поверхность теплообмена с атмосферным воздухом. Кроме того, для создания тяги для прокачки больших объемов воздуха через теплообменник необходимо использовать либо большие вентиляторные системы, либо обеспечить естественную конвекцию атмосферного воздуха с использованием высоких башен или вентиляционных труб.

Предлагаемая к рассмотрению трехконтурная схема теплоотвода от активной зоны к внешнему поглотителю тепла обеспечивает не только эффективность, но и радиационную безопасность. Механизм циркуляции теплоносителя во втором и третьем контурах построен на пассивном принципе естественной циркуляции, использующем гравитацию. В первом контуре переход на естественную циркуляцию происходит автоматически в случае прекращения принудительного расхода через активную зону (разгерметизация либо прекращение работы циркуляционных насосов). Кроме того, в системе теплоотвода обеспечивается минимальное количество насосов и запорно-регулирующей арматуры, что резко снижает количество возможных аварийных ситуаций и эксплуатационные затраты. Далее более подробно приводится описание следующих контуров:

Автор: Виталий Узиков, инженер
Источник: https://www.proatom.ru/