核動力設備和保護氣體裝置的制作方法

具有鉛冷卻介質或鉛冷卻介質合金的核動力設備通常包含位于自由冷卻介質液位下方的堆芯、蒸汽發生器、冷卻介質循環設施和保護氣體系統，該保護氣體系統包括保護氣體裝置、氣體過濾器和氣體壓縮機(參見莫爾古T.X.核動力設備。莫斯科：中學，1984，第251頁(Моргулова Т.Х.Атомные электрические станции.-М.:Высшая школа,1984,с.251))。

所有液態金屬冷卻介質對于核動力設備的結構材料具有高度腐蝕性。

因此，使用含鉛液態金屬冷卻介質產生的主要任務如下：

-創建將防止與含鉛液態金屬冷卻介質接觸的第一回路的結構材料的腐蝕的條件；

-確保第一回路所需的表面清潔度(消除循環回路設備的結構材料上可能影響第一回路的熱液壓特性和反應堆設施的安全性的所有沉積物)；

-確保第一回路氣體系統所需的清潔度(消除氣體系統中的所有沉積物)和保護氣體的清潔度。

冷卻介質部分與保護氣體之間的界面的特征在于含鉛液態金屬冷卻介質與保護氣體(氫氣、水蒸氣、氧氣等)中的雜質之間的恒定質量傳遞，這可能導致冷卻介質質量波動和保護氣體的雜質成分的變化。

同時，冷卻介質組分蒸發過程、氣溶膠顆粒的形成和來自熔體表面的分散的雜質的機械夾帶發生在冷卻介質與保護氣體之間的界面處并且緊鄰保護氣體側上的界面。這些過程可能導致保護氣體的污染和第一回路的氣體系統中沉積物的形成。

在這種情況下，第一回路的保護氣體中的主要雜質的含量不得超過：

-水分含量：(露點為負26℃)；

-氧氣含量：(體積百分比)(氧氣傳感器讀數在負400到負450mV的E級水平)；

-氮氣含量：

第一回路保護氣體的組分通過保護氣體氧氣和氫氣水平傳感器以及通過對周期性氣體取樣的色譜分析來監測。

在第一回路的熱操作測試期間，保護氣體主要由最高等級的氬氣組成。

保護氣體裝置被設計成形成冷卻介質和具有所需的氣泡分散性的注入到冷卻介質中的氣體的兩相氣液混合物并且它們隨后沿著冷卻介質的循環回路傳輸。該裝置被用于核動力設備的鉛-鉍冷卻介質系統中涉及使用供應到冷卻介質液位下方的氣體混合物的過程模式：

-基于氫氣清潔冷卻介質和第一回路；

-定期清潔第一回路以去除冷卻介質與結構鋼之間的任何反應產物；

-保護氣體凈化和氣體系統清潔以去除結構鋼元件的氧化物的氣溶膠和細顆粒；

在各種核動力設備中，使用不同的保護氣體裝置布置。

現有的一種核動力設備包含具有液態金屬鉛冷卻介質或其合金的反應堆、位于自由冷卻介質液位下方的堆芯、蒸汽發生器、具有恒壓管的主循環泵和具有氣體混合物裝置的保護氣體系統，該氣體混合裝置確保將保護氣體注入到自由冷卻介質液位上方的氣體體積中。(專利PM RF120275，2012)

現有的另一種核動力設備包含具有重液態金屬冷卻介質的反應堆(該反應堆的堆芯位于自由冷卻介質液位下方)、蒸汽發生器、反應堆冷卻介質泵、保護氣體系統和被設計為氣體壓力室的旋轉電動或渦輪驅動器的形式的氣體混合裝置。分配器的壓力室被置于液態金屬冷卻介質循環回路中，并且通過氣體管道與保護氣體系統和循環液態金屬冷卻介質連接。這些氣體管道在主循環泵的軸中布線(RF專利2339097，2007)

這種解決方案的主要缺點在于需要將包含壓力室的特殊元件引入到有輻射危險的高溫液態金屬回路中并且在反應堆回路中進行低程度的內表面清潔以去除沉積的氧化物基雜質。

現有的另一種核動力設備包含具有液態金屬鉛冷卻介質或其合金的反應堆(該反應堆的堆芯位于自由冷卻介質液位下方)、蒸汽發生器、循環設施和被設計為一個或多個具有噴嘴的管的形式的氣體混合裝置。(RF專利2192052，2001)

這種解決方案的缺點在于由于低噴嘴流速導致的將氣體混合物輸送到反應堆回路的所有表面的復雜性。由于噴嘴可能被冷卻介質中包含的雜質堵塞，所以噴嘴中的孔的直徑可以不小于1.0-3.0mm。因此，排氣流速將不超過0.5m/s，這是不足的，特別是在回路的向下區域中，這將導致用于去除冷卻介質中包含的沉積的金屬氧化物的低凈化效率。

所有已知的氣體裝置的設計是復雜的并且需要延伸的氣體管線的布置。

所有上述核動力設備及其組成部分保護氣體裝置的共同缺點是不能形成冷卻介質和具有所需的氣泡分散性的噴射氣體的穩定的兩相氣液混合物并且確保它們隨后沿著冷卻介質回路傳輸。

本發明的目的是通過以下方式來提高核動力設備的操作安全性：確保液態金屬冷卻介質流動循環的正常化、通過增加細氣相的體積提高其去除爐渣的處理效率和去除腐蝕的金屬表面清潔的效率以及簡化保護氣體裝置設計。

本發明的技術效果在于創建用于形成冷卻介質和具有所需的氣泡分散性的氣體的穩定的兩相氣液混合物的條件并且確保隨后混合物沿著冷卻介質循環回路傳輸。

這一技術效果是通過創建一種核動力設備來實現，該核動力設備包括：

具有中心部分和外圍部分的反應堆容器；

位于容器的中心部分中的具有堆芯的反應堆腔；

液態金屬冷卻介質；

用于使液態金屬冷卻介質循環的至少一個循環泵和至少一個蒸汽發生器，兩者都位于容器的外圍部分中；

具有位于冷卻介質上方的保護氣體的腔；

至少一個保護氣體裝置，該至少一個保護氣體裝置位于外圍部分中，在循環泵的抽吸區域中蒸汽發生器的頂部切口上方，該至少一個保護氣體裝置包含進氣部分和工作部分，其中進氣部分位于保護氣體腔中，并且工作部分位于液態金屬冷卻介質的自由液位下方。

在本發明的特定實施例中，指定的技術效果通過創建一種設備來實現，其中保護氣體裝置是分配器，其工作部分被設計為固定到中空軸的下旋轉盤和位于進氣部分中的上靜止盤的組合。這兩個盤安裝有間隙，其中旋轉盤是中空的并且具有連接到盤和下盤腔之間的間隙的軸向孔。

優選地，該保護氣體裝置通過使用磁力聯軸器被連接到安裝在設備殼體的腔外部的馬達。

上述任務還可以通過創建一種用于核動力設備的保護氣體裝置來解決，其中該保護氣體裝置表示為分配器，其工作部分被設計為固定到中空軸的下旋轉盤和位于進氣部分中的上靜止盤的組合。這兩個盤安裝有間隙，其中旋轉盤是中空的并且具有連接到盤與下盤腔之間的間隙的軸向孔。

發明公開內容

本發明在圖1、2和3中示出。

圖1示出了核動力設備的實施例之一的縱向軸向截面。

圖2是位于氣體分配器的位置處的反應堆設施的一部分的平面圖。

圖3示出了保護氣體裝置。

在附圖中使用以下附圖標記：

1-堆芯；

2-容器的外圍部分；

3-保護氣體分配器(диспергатор для ввода защитного газа)；

4-液態金屬冷卻介質；

5-保護管(защитная пробка)；

6-反應堆容器；

7-蒸汽發生器；

8-保護氣體腔；

9-循環泵；

10-反應堆腔；

11-分配器進氣部分(заборная часть диспергатора)；

12-分配器工作部分(рабочая часть диспергатора)；

13-下旋轉盤；

14-上靜止盤；

15-中空軸；

16-分配器進氣部分中的開口；

17-分配器安裝凸緣；

18-從動磁力半聯軸器(ведомая магнитная полумуфта)；

19-驅動磁力半聯軸器(ведущая магнитная полумуфта)；

20-密封馬達；

21-下旋轉盤中的軸向開口；

22-下旋轉盤中的腔；

23-盤之間的間隙。

核動力設備包含具有液態金屬冷卻介質4的核反應堆、具有堆芯1和保護管5的反應堆腔10、至少一個蒸汽發生器7、至少一個循環泵9、具有保護氣體的腔8、以及用于將氣體混合物注入到液態金屬冷卻介質回路4中的至少一個裝置。

具有堆芯1的反應堆腔10位于反應堆容器6的中心部分中，在液態金屬冷卻介質4的自由液位下方。

蒸汽發生器7和循環泵9位于反應堆設備的容器6的外圍部分2中。

保護氣體腔8位于液態金屬冷卻介質4的液位上方。

用于將氣體混合物注入到液態金屬冷卻介質回路4中的裝置表示為氣體分配器3，該氣體分配器3位于容器6的外圍區域中，在循環泵9的抽吸區域中蒸汽發生器7的頂部切口上方。

分配器3具有帶開口16的進氣部分11和工作部分12，該工作部分12具有固定到中空軸15的下旋轉盤13和固定到進氣部分11或與其結合的上靜止盤14。

具有其開口16的氣體分配器3的進氣部分11位于保護氣體腔8中。

分配器3使用凸緣17固定到液態金屬回路。

氣體分配器3的上部通過使用磁力聯軸器連接到安裝在反應堆容器的腔6外部的密封馬達20，其中附圖標記18是驅動磁力半聯軸器，并且附圖標記19是從動磁力半聯軸器。

下旋轉盤13具有沿其外圍設置的軸向開口21并且是中空的(腔22)。

盤安裝有間隙23。

被設計為旋轉盤13和靜止盤14的形式的氣體分配器3的工作部分12位于液態金屬冷卻介質4的自由液位下方。這種布置防止保護氣體分離并將液態金屬冷卻介質流引導到循環泵9的吸入口。

該核動力設備如下操作。

在去除液態金屬冷卻介質和反應堆回路表面的氧化物的過程中，通過在等溫條件下以最小可控的功率水平(0.001％)排出蒸汽發生器7來操作該核動力設備。液態金屬冷卻介質4被循環泵9加熱(由于泵葉片與液態金屬冷卻介質4的摩擦)。

當激活密封馬達13時，分配器3的工作部分12的下盤20以預定角速度(n達到3000轉每分鐘(rpm))旋轉。由于液態金屬冷卻介質13相對于下盤23運動，所以在間隙中形成低壓區域，該低壓區域引起氣體從下盤13的腔22通過下盤13的頂部中的開口21注入到間隙23中。

由于液態金屬冷卻介質的速度梯度，間隙中的氣泡破裂并且細微分散的氣相與冷卻介質一起從間隙23流入鉛-鉍冷卻介質4的主流中。

保護氣體注入到液態金屬冷卻介質4流中導致PbO基爐渣的破壞以及隨后液態金屬冷卻介質4的物理和化學性質的改善。

作者對具有兩個循環泵9和蒸汽發生器(7)、具有鉛-鉍冷卻介質的核動力設備進行了計算研究。

液態金屬冷卻介質4在循環泵9的吸入口處的總體積流速達到0.64m³/s；保護氣體(H₂-H₂O-Ar的混合物)的體積流量為0.00008m³/s；液態金屬冷卻介質4的溫度為400至450℃。

向液態金屬冷卻介質流4供應保護氣體的持續時間為168小時。

示出了保護氣體的注入導致其有效地輸送到PbO基爐渣及其完全(100％)破壞，隨后去除液態金屬冷卻介質中的爐渣并且使其循環正常化。

這通過確保液態金屬冷卻介質循環的正常化、更有效地去除冷卻介質中的爐渣和更好地去除金屬表面的腐蝕而增加核動力設備的安全性。