核动力设备和保护气体装置的制作方法

具有铅冷却介质或铅冷却介质合金的核动力设备通常包含位于自由冷却介质液位下方的堆芯、蒸汽发生器、冷却介质循环设施和保护气体系统，该保护气体系统包括保护气体装置、气体过滤器和气体压缩机(参见莫尔古T.X.核动力设备。莫斯科：中学，1984，第251页(Моргулова Т.Х.Атомные электрические станции.-М.:Высшая школа,1984,с.251))。

所有液态金属冷却介质对于核动力设备的结构材料具有高度腐蚀性。

因此，使用含铅液态金属冷却介质产生的主要任务如下：

-创建将防止与含铅液态金属冷却介质接触的第一回路的结构材料的腐蚀的条件；

-确保第一回路所需的表面清洁度(消除循环回路设备的结构材料上可能影响第一回路的热液压特性和反应堆设施的安全性的所有沉积物)；

-确保第一回路气体系统所需的清洁度(消除气体系统中的所有沉积物)和保护气体的清洁度。

冷却介质部分与保护气体之间的界面的特征在于含铅液态金属冷却介质与保护气体(氢气、水蒸气、氧气等)中的杂质之间的恒定质量传递，这可能导致冷却介质质量波动和保护气体的杂质成分的变化。

同时，冷却介质组分蒸发过程、气溶胶颗粒的形成和来自熔体表面的分散的杂质的机械夹带发生在冷却介质与保护气体之间的界面处并且紧邻保护气体侧上的界面。这些过程可能导致保护气体的污染和第一回路的气体系统中沉积物的形成。

在这种情况下，第一回路的保护气体中的主要杂质的含量不得超过：

-水分含量：(露点为负26℃)；

-氧气含量：(体积百分比)(氧气传感器读数在负400到负450mV的E级水平)；

-氮气含量：

第一回路保护气体的组分通过保护气体氧气和氢气水平传感器以及通过对周期性气体取样的色谱分析来监测。

在第一回路的热操作测试期间，保护气体主要由最高等级的氩气组成。

保护气体装置被设计成形成冷却介质和具有所需的气泡分散性的注入到冷却介质中的气体的两相气液混合物并且它们随后沿着冷却介质的循环回路传输。该装置被用于核动力设备的铅-铋冷却介质系统中涉及使用供应到冷却介质液位下方的气体混合物的过程模式：

-基于氢气清洁冷却介质和第一回路；

-定期清洁第一回路以去除冷却介质与结构钢之间的任何反应产物；

-保护气体净化和气体系统清洁以去除结构钢元件的氧化物的气溶胶和细颗粒；

在各种核动力设备中，使用不同的保护气体装置布置。

现有的一种核动力设备包含具有液态金属铅冷却介质或其合金的反应堆、位于自由冷却介质液位下方的堆芯、蒸汽发生器、具有恒压管的主循环泵和具有气体混合物装置的保护气体系统，该气体混合装置确保将保护气体注入到自由冷却介质液位上方的气体体积中。(专利PM RF120275，2012)

现有的另一种核动力设备包含具有重液态金属冷却介质的反应堆(该反应堆的堆芯位于自由冷却介质液位下方)、蒸汽发生器、反应堆冷却介质泵、保护气体系统和被设计为气体压力室的旋转电动或涡轮驱动器的形式的气体混合装置。分配器的压力室被置于液态金属冷却介质循环回路中，并且通过气体管道与保护气体系统和循环液态金属冷却介质连接。这些气体管道在主循环泵的轴中布线(RF专利2339097，2007)

这种解决方案的主要缺点在于需要将包含压力室的特殊元件引入到有辐射危险的高温液态金属回路中并且在反应堆回路中进行低程度的内表面清洁以去除沉积的氧化物基杂质。

现有的另一种核动力设备包含具有液态金属铅冷却介质或其合金的反应堆(该反应堆的堆芯位于自由冷却介质液位下方)、蒸汽发生器、循环设施和被设计为一个或多个具有喷嘴的管的形式的气体混合装置。(RF专利2192052，2001)

这种解决方案的缺点在于由于低喷嘴流速导致的将气体混合物输送到反应堆回路的所有表面的复杂性。由于喷嘴可能被冷却介质中包含的杂质堵塞，所以喷嘴中的孔的直径可以不小于1.0-3.0mm。因此，排气流速将不超过0.5m/s，这是不足的，特别是在回路的向下区域中，这将导致用于去除冷却介质中包含的沉积的金属氧化物的低净化效率。

所有已知的气体装置的设计是复杂的并且需要延伸的气体管线的布置。

所有上述核动力设备及其组成部分保护气体装置的共同缺点是不能形成冷却介质和具有所需的气泡分散性的喷射气体的稳定的两相气液混合物并且确保它们随后沿着冷却介质回路传输。

本发明的目的是通过以下方式来提高核动力设备的操作安全性：确保液态金属冷却介质流动循环的正常化、通过增加细气相的体积提高其去除炉渣的处理效率和去除腐蚀的金属表面清洁的效率以及简化保护气体装置设计。

本发明的技术效果在于创建用于形成冷却介质和具有所需的气泡分散性的气体的稳定的两相气液混合物的条件并且确保随后混合物沿着冷却介质循环回路传输。

这一技术效果是通过创建一种核动力设备来实现，该核动力设备包括：

具有中心部分和外围部分的反应堆容器；

位于容器的中心部分中的具有堆芯的反应堆腔；

液态金属冷却介质；

用于使液态金属冷却介质循环的至少一个循环泵和至少一个蒸汽发生器，两者都位于容器的外围部分中；

具有位于冷却介质上方的保护气体的腔；

至少一个保护气体装置，该至少一个保护气体装置位于外围部分中，在循环泵的抽吸区域中蒸汽发生器的顶部切口上方，该至少一个保护气体装置包含进气部分和工作部分，其中进气部分位于保护气体腔中，并且工作部分位于液态金属冷却介质的自由液位下方。

在本发明的特定实施例中，指定的技术效果通过创建一种设备来实现，其中保护气体装置是分配器，其工作部分被设计为固定到中空轴的下旋转盘和位于进气部分中的上静止盘的组合。这两个盘安装有间隙，其中旋转盘是中空的并且具有连接到盘和下盘腔之间的间隙的轴向孔。

优选地，该保护气体装置通过使用磁力联轴器被连接到安装在设备壳体的腔外部的马达。

上述任务还可以通过创建一种用于核动力设备的保护气体装置来解决，其中该保护气体装置表示为分配器，其工作部分被设计为固定到中空轴的下旋转盘和位于进气部分中的上静止盘的组合。这两个盘安装有间隙，其中旋转盘是中空的并且具有连接到盘与下盘腔之间的间隙的轴向孔。

发明公开内容

本发明在图1、2和3中示出。

图1示出了核动力设备的实施例之一的纵向轴向截面。

图2是位于气体分配器的位置处的反应堆设施的一部分的平面图。

图3示出了保护气体装置。

在附图中使用以下附图标记：

1-堆芯；

2-容器的外围部分；

3-保护气体分配器(диспергатор для ввода защитного газа)；

4-液态金属冷却介质；

5-保护管(защитная пробка)；

6-反应堆容器；

7-蒸汽发生器；

8-保护气体腔；

9-循环泵；

10-反应堆腔；

11-分配器进气部分(заборная часть диспергатора)；

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

13-下旋转盘；

14-上静止盘；

15-中空轴；

16-分配器进气部分中的开口；

17-分配器安装凸缘；

18-从动磁力半联轴器(ведомая магнитная полумуфта)；

19-驱动磁力半联轴器(ведущая магнитная полумуфта)；

20-密封马达；

21-下旋转盘中的轴向开口；

22-下旋转盘中的腔；

23-盘之间的间隙。

核动力设备包含具有液态金属冷却介质4的核反应堆、具有堆芯1和保护管5的反应堆腔10、至少一个蒸汽发生器7、至少一个循环泵9、具有保护气体的腔8、以及用于将气体混合物注入到液态金属冷却介质回路4中的至少一个装置。

具有堆芯1的反应堆腔10位于反应堆容器6的中心部分中，在液态金属冷却介质4的自由液位下方。

蒸汽发生器7和循环泵9位于反应堆设备的容器6的外围部分2中。

保护气体腔8位于液态金属冷却介质4的液位上方。

用于将气体混合物注入到液态金属冷却介质回路4中的装置表示为气体分配器3，该气体分配器3位于容器6的外围区域中，在循环泵9的抽吸区域中蒸汽发生器7的顶部切口上方。

分配器3具有带开口16的进气部分11和工作部分12，该工作部分12具有固定到中空轴15的下旋转盘13和固定到进气部分11或与其结合的上静止盘14。

具有其开口16的气体分配器3的进气部分11位于保护气体腔8中。

分配器3使用凸缘17固定到液态金属回路。

气体分配器3的上部通过使用磁力联轴器连接到安装在反应堆容器的腔6外部的密封马达20，其中附图标记18是驱动磁力半联轴器，并且附图标记19是从动磁力半联轴器。

下旋转盘13具有沿其外围设置的轴向开口21并且是中空的(腔22)。

盘安装有间隙23。

被设计为旋转盘13和静止盘14的形式的气体分配器3的工作部分12位于液态金属冷却介质4的自由液位下方。这种布置防止保护气体分离并将液态金属冷却介质流引导到循环泵9的吸入口。

该核动力设备如下操作。

在去除液态金属冷却介质和反应堆回路表面的氧化物的过程中，通过在等温条件下以最小可控的功率水平(0.001％)排出蒸汽发生器7来操作该核动力设备。液态金属冷却介质4被循环泵9加热(由于泵叶片与液态金属冷却介质4的摩擦)。

当激活密封马达13时，分配器3的工作部分12的下盘20以预定角速度(n达到3000转每分钟(rpm))旋转。由于液态金属冷却介质13相对于下盘23运动，所以在间隙中形成低压区域，该低压区域引起气体从下盘13的腔22通过下盘13的顶部中的开口21注入到间隙23中。

由于液态金属冷却介质的速度梯度，间隙中的气泡破裂并且细微分散的气相与冷却介质一起从间隙23流入铅-铋冷却介质4的主流中。

保护气体注入到液态金属冷却介质4流中导致PbO基炉渣的破坏以及随后液态金属冷却介质4的物理和化学性质的改善。

作者对具有两个循环泵9和蒸汽发生器(7)、具有铅-铋冷却介质的核动力设备进行了计算研究。

液态金属冷却介质4在循环泵9的吸入口处的总体积流速达到0.64m³/s；保护气体(H₂-H₂O-Ar的混合物)的体积流量为0.00008m³/s；液态金属冷却介质4的温度为400至450℃。

向液态金属冷却介质流4供应保护气体的持续时间为168小时。

示出了保护气体的注入导致其有效地输送到PbO基炉渣及其完全(100％)破坏，随后去除液态金属冷却介质中的炉渣并且使其循环正常化。

这通过确保液态金属冷却介质循环的正常化、更有效地去除冷却介质中的炉渣和更好地去除金属表面的腐蚀而增加核动力设备的安全性。