Nopeiden reaktoreiden lämmönvaihtimet

Abstract

Tässä kandidaatin tutkielmassa käsitellään nopeiden reaktoreiden lämmönvaihtimia sekä niiden suunnitteluun liittyviä ongelmia. Tutkielmassa suunnitellaan lämmönvaihdin nopean natriumjäähdytteiseen pienreaktoriin, jonka terminen teho on 714 MW ja sähköteho 300 MW. Nopeat reaktorit ovat ydinreaktorin tyyppi, jotka eroavat perinteisemmistä reaktoreista esimerkiksi: hidastetta ei ole ollenkaan. Näille on ominaista erikoisemmat jäähdytteet, kuten natrium, lyijy ja helium. Primääri- ja sekundääripiirien suuret lämpötilaerot aiheuttavat merkittäviä haasteita lämmönvaihtimen suunnittelussa jäähdytteiden ja materiaalien näkökulmasta.

Raskasmetallijäähdytteiden ongelmat ilmenevät usein lämmönvaihtimissa. Johtuen näiden suuresta tiheydestä, pienetkin virtausnopeuden kasvut aiheuttavat merkittäviä painehäviöitä. Kaasujäähdytteisten reaktoreiden ongelmat kohdistuvat primääripiirin paineistukseen, sekä jäähdytteen saatavuuteen. Sulasuolareaktorit ovat lupaavia myös nopeaan reaktoritekniikkaan, mutta montaa nopeaa prototyyppi- tai testireaktoria ei ole rakennettu.

Lämmönvaihtimen mitoituksessa päätettiin tehdä putkivaippalämmönvaihdin. Käytetyt menetelmät ovat hyvinkin perinteiset, eikä mitään erikoisratkaisuja ole käytetty. Suunniteltu lämmönvaihdin jäi painehäviöiden vuoksi hieman suureksi pienreaktorin skaalalle. Laskenta on pohjimmiltaan suuntaa antava, sillä lämpöhäviöitä ei ole huomioitu tässä laskelmassa. Pääasiallinen ongelma lämmönvaihtimen koon pienentämisessä on painehäviöt, jotka lähtevät rajuun kasvuun yli 100 kPa:n luokkaan, kun jäähdytteen virtausnopeus saavuttaa noin 5 m/s. Lämmönvaihtimen tehokkuuskaan ei ole mikään optimaalinen noin 0,33. Tämä johtuu juuri painehäviöistä, joita piti tasapainotella tehokkuuden kanssa.

In this bachelor’s thesis investigates heat exchangers of fast nuclear reactors and the challenges concerning different design elements. The thesis also includes designing a heat exchanger for a small sodium cooled fast reactor. The reactor has thermal power of 714 Mw and electrical power of 300 MW. Fast reactors are a type of nuclear reactor which differentiates itself from more traditional type of reactors. For example, it doesn’t have a moderator which is a critical component of a pressurized water reactor or boiling water reactor. Typically, these reactors possess uncommon coolants such as sodium, lead or helium. High temperature differences in primary and secondary loops cause a significant challenge in heat ex-changer design, especially in terms of coolants and materials.

Liquid heavy metal coolants usually face severe issues with heat exchangers. Pressure losses are the main issue in liquid which is due to their high density. This high density coupled with mediocre flow rates causes high pressure losses. In gas cooled fast reactors the main issue concerns the pressurization of the primary loop and the availability of the coolant. Molten salt reactors seem promising with fast reactor technology but not many prototype or test reactors have been built.

In the design of the heat exchanger, it was decided that the type should be a shell and tube heat exchanger. Methods used in designing the heat exchanger are ordinary and nothing extraordinary was used. The heat exchanger is a bit large for a scale of SMR due to pressure losses. Calculations are rough and aren’t supposed to be taken as fully realistic since no loss-es are considered. Main challenge of making the heat exchanger smaller are pressure losses. The pressure losses start to get incrementally higher >100 kPa when flow rate exceeds >5 m/s. The efficiency of the heat exchanger isn’t ideal either with it being 0,33. That is caused by the pressure losses which had to be balanced with the efficiency.