Ядерный реактор и способ регулирования его мощности
(19)SU(11)1141908(13)A1(51) МПК 6 G21C1/02(12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯк авторскому свидетельствуСтатус: по данным на 10.01.2013 - прекратил действиеПошлина:
(54) ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР И СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЕГО МОЩНОСТИ
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к средствам получения высокопотенциального пара, используемого в турбоагрегатах, но может найти пpименение и для других установок как средство упрощения технологической схемы охлаждения реактора при получении сравнительно легко извлекаемого ядерного топлива. Известны ядерные реакторы, в которых ядерное топливо в твердой фазе охлаждается нагреваемым теплоносителем. В известных реакторах не обеспечивается безопасность работы из-за концентрации большого количества ядерного топлива в зоне теплообмена с теплоносителем; вследствие работы большого числа элементов с высокими напряжениями по температуре и давлению при наличии мощного нейтронного облучения, снижающего прочностные характеристики; из-за необходимости обеспечения охлаждения реакторной зоны при аварийной остановке реактора. Наиболее близкими к предложенным устройству и способу являются ядерный реактор, содержащий отражатель, внутри которого расположен по крайне мере один канал с расплавом ядерного топлива, входной и выходной патрубки канала, соединенные соответственно с подающей и приемной емкостями, заполненными расплавом ядерного топлива, и способ регулирования его мощности, заключающийся в изменении нейтронного потока в реакторе. Недостатком известного устройства является невысокая безопасность за счет сложности схемы регулирования мощности. Цель изобретения повышение безопасности реактора путем упрощения схемы регулирования и защиты. Цель достигается тем, что в известном ядерном реакторе, содержащем отражатель, внутри которого расположен по крайней мере один канал с расплавом ядерного топлива, входной и выходной патрубки канала, соединенные соответственно с подающей и приемной емкостями, заполненными расплавом ядерного топлива, нижний уровень расплава ядерного топлива в подающей емкости, а уровень в подающей емкости выше уровня в приемной емкости. Кроме того, приемная и подающая емкости выполнены в виде баков с перегородками, образующими последовательно соединенные камеры, сообщающиеся между собой через отверстия, расположенные ниже уровня расплава ядерного топлива, а в камерах помещены теплообменники с запорной арматурой для нагрева теплоносителя. Цель достигается также тем, что согласно предложенному способу регулирования мощности ядерного реактора, заключающемуся в изменении нейтронного потока в реакторе, нейтронный поток изменяют за счет кратковременного изменения уровня расплава ядерного топлива в одном или нескольких каналах реактора. Изменение уровня расплава ядерного топлива в канале реактора осуществляют изменением давления газа в канале в зависимости от требуемой температуры расплава на выходе реактора. Кроме того, изменяют разницу уровней расплава между подающей и приемной емкостями в зависимости от температуры расплава на входе в реактор. Особенностью изобретения является то, что организуют замкнутый цикл расплава солей урана (тория) через два бака и помещенный между ними прямоточный реактор, оснащенный необходимым составом отражателей и замедлителей нейтронов, через который по трубам перепускают расплав, используя принцип сифона с регулированием давления газовоздушной смеси в его колене по температуре расплава на выходе реактора, а через теплообменники, размещенные в баках, пропускают нагреваемый теплоноситель. В качестве топлива может использоваться сернистый уран с температурой плавления около 200оС и максимально допустимой температурой около 750оС. Баки выполняются из материала с большим сечением поглощения нейтронов (например из легированного чугуна), что позволяет использовать их для хранения отходов после исчерпания ресурса установок. На фиг.1 изображена схема установки и устройство регулирования уровня на входе и выходе сифонов; на фиг.2 прямоточный реактор, поперечное сечение; на фиг.3 и 4 конструкция баков. Ядерный реактор содержит подающую емкость 1, приемную емкость 2 с расплавом ядерного топлива, прямоточный реактор 3, отражатели и замедлители нейтронов 4, сифоны 5 реактора, средства регулирования 6 температуры расплава на выходе, теплообменники 7, трубопровод 8 пониженного давления, трубопровод 9 повышенного давления, сифоны 10 с неполным заполнением сечения, активную зону 11 реактора, зону 12 воспроизводства, магнитные насосы 13 перекачки расплава, крышки 14 баков, трубу 15 отсоса газов из баков, тепловую изоляцию 16 баков, соединение 17 баков по газовой стороне, средства регулирования 18 уровня расплава в баках по температуре на входе, перепад уровней 19 на входе и выходе сифонов, сливной сифон 20 для шлаков, продувочный сифон 21, перепускной сифон 22 изменения забора расплава, трубы 23 отсоса воздуха из колеи сифонов, сборные емкости 24, перепускной сифон 25, промежуточные емкости 26, клапаны 27 управления перепускных сифонов, регулятор 28 управления клапанами отсоса, перелив 29 расплава, измерители 30 температуры, отсос 31 радиоактивного воздуха из помещения баков, радиоактивную зону 32, нерадиоактивную зону 33, защитный экран 34, щель 35 защитного экрана 34, съемные пробки 36 уплотнений теплообменников, зону 37 ремонта теплообменников, изоляцию 38 помещения реактора, каналы 39 зоны воспроизводства, резервные перепускные трубы сифоны 40, включаемые при изменении положения активной зоны и зоны воспроизводства, а также для распределения нейтронного потока в реакторе, замедлитель 41 нейтронов, тепловую изоляцию 42, перегородки 43 баков, последовательно соединенные камеры 44, отверстия 45 сообщения камер, замкнутые камеры 46, вентили 47, изменяющие порядок включения теплообменников. Пуск реактора 3 осуществляют путем заполнения полностью или частично сифонов 5 при отсосе воздуха из их колеи. При этом давление в сифонах 5, работающих с неполным заполнением сечения, регулируют путем присоединения трубы отсоса 23 к трубопроводам 8 и 9, пониженного и повышенного давления, что позволяет менять нейтронный поток в реакторе 3 и поддерживать на постоянном уровне 
700оС температуру на выходе реакторе 3. В аварийных ситуациях подача воздуха под давлением в колена всех сифонов 5 прекращает полностью реакцию деления. Для снижения неравномерности нейтронного потока в реакторе 3, вызываемого неполностью заполненными сифонами 5, подвод расплава к реактору 3 производится с двух сторон со встречным течением расплава по сифонам 5. Внутренняя зона реактора 3 является активной, где происходит основной процесс деления ядер. Наружные трубы (с полным заполнением сечения), по которым перекачивается тот же расплав, образуют зону воспроизводства 12 ядерного топлива и являются отражателями нейтронов. Емкости 1 и 2 располагаются на различных невелирных уровнях, что обеспечивает необходимый перепад давления работы сифонов 5. Перекачка расплава из приемной емкости в емкость 1 осуществляется магнитными насосами или винтом Архимеда, привод которого располагается вне радиоактивной зоны 32. Трубы 8 и 9 регулирования давления в сифонах выводят из зоны повышенной радиации на высоту не менее 1 м, что исключает попадание расплава в средства управления давлением в коленах сильфонов. Емкости 1 и 2, закрываемые герметическими крышками 14, из-под которых производят отсос выделяемых газов, имеют хорошую тепловую изоляцию. Для исключения влияния изменения давления в баках на работу сифонов они соединены между собой трубами 23 отсоса. При заданной температуре расплава на входе и выходе обеспечиваются наиболее благоприятные условия работы элементов реактора 3 и одновременно создаются условия для широкого диапазона изменения расхода пара при неизменных условиях теплообмена. Температура на выходе обеспечивается нейтронным потоком, температура на входе для заданного теплосъема теплообменников временем нахождения расплава в реакторе, т.е. расходом. Величина расхода определяется перепадом уровней на входе и выходе сифонов, которая регулируется по температуре на входе. Для удаления отходов деления ядер и использования продуктов воспроизводства ядерного топлива легкие продукты шлаки сливаются из баков, тяжелые удаляют продувкой из нижней части баков, а при использовании их в цикле забор расплава осуществляют из нижней части бака. При делении ядерного топлива возникающие осколки деления легче расплава, что позволяет удалять их организованным сливом из баков. Если в зоне воспроизводства используется тот же расплав солей урана, то образуемый плутоний как более тяжелый элемент будет обогащать нижние слои расплава в баке. Для его использования в цикле предусматривается отбор расплава из нижней части бака. Такой отбор можно осуществить за счет перепускного сифона, подключаемого в работу при отсосе воздуха из его колена, который подводит расплав из нижней части бака к сифону реактора. Зона воспроизводства может быть полностью отделена от активной зоны с тождественным исполнением ее элементов основному циклу. В этом случае обогащенное топливо может подаваться в основной бак аналогичным перепускным сифоном. Для изменения положения активной зоны и зоны воспроизводства в сечении реактора и сведения к минимуму ремонтных работ при разрушении труб сифонов в реакторе предусматривают резервные перепускные трубы в количестве, достаточном для всего срока использования реактора. Такая возможность представляется в связи с освобождением реактора от поглощающих нейтроны материалов, что позволяет развивать размеры реакторной зоны. Изменение положения активной зоны и зоны воспроизводства легко осуществить изменением состава работающих сифонов. Этот же способ используется для получения в реакторной зоне желательной плотности распределения нейтронного потока по сечениям. Для консервации установки после исчерпания ресурса использования с обеспечением контроля ее состояния сифоны опоражнивают открытием клапанов, а к теплообменникам подводят воду, используемую для нужд теплофикации. Простота конструкции и надежность установки позволяет после исчерпания ресурса использовать ее для нагрева воды. При этом предполагается, что активное топливо будет заменено отходами, которые из-за остаточной радиоактивности имеют достаточное тепловыделение. Последовательно соединенные камеры емкостей 1 и 2, через которые протекает расплав, образуют по отношению к отдельным секциям теплообменников противоток, позволяющий обеспечить максимальную температуру вторичного теплоносителя (пара). Благодаря тому, что сообщение камер осуществляется через отверстия или щели, находящиеся ниже уровня расплава, обеспечивается отделение шлака из легких элементов осколков деления ядер. Промежуточные замкнутые камеры заполняются расплавом с малым сечением поглощения нейтронов (например оловом) для снижения наведенной радиоактивности пара. В связи с тем, что температура на входе в нижний бак и на выходе из верхнего бака постоянны, для обеспечения неизменной температуры пара на выходе теплообменников при различной мощности предусматривается изменение их взаимного включения вентиляции. Для удобства ремонта теплообменников над баком выполняется защитный экран, через щели которого опускаются теплообменники. Перекоммутация теплообменников производится вентилями, расположенными над экраном. С целью удаления газообразных отходов из помещения, где расположены баки, осуществляется постоянный отсос воздуха. Для уменьшения расхода отсоса выходы теплообменника через экран уплотняются съемными пробками. Возможность отключения секций теплообменников при работе допускает их ремонт без отключения установки. (Целесообразен ремонтный робот, что осуществимо благодаря однотипности секций). Для обеспечения постоянства температуры на входе в реактор при изменении его тепловой мощности сборные емкости, куда поступает весь расплав, циркулирующий в реакторе, соединяют перепускными сифонами с пpомежуточными емкостями открытием клапанов, управляемых регулятором и соединяющих колено препускного сифона с трубопроводом пониженного давления, причем емкость, определяющая уровень, работает с переливом избытка расплава в бак помимо реактора. В сборную емкость верхнего бака расплав поступает самотеком из бака и через сифоны реактора переливается в нижний бак. В сборную емкость нижнего бака расплав поступает из сифонов реактора. Избыток расплава верхней емкости и весь расплав нижней емкости переливаются через ее верхнюю кромку. Верхние кромки промежуточных емкостей расположены ниже верхней кромки сборных емкостей. Перепускной сифон соединяет сборные и промежуточные емкости и при отсосе воздуха из колена его включается в работу. В этом случае уровень в сборной емкости установится в положении, отвечающем верхней кромке промежуточной емкости. Число промежуточных емкостей определяется конкретными условиями. При этом уровень в сборной емкости будет соответствовать всегда верхней кромке последней подключенной емкости. Ввод сифонов в работу и изменение тем самым уровней в сифоне реактора определяется регулятором, контролирующим температуру в сборной емкости верхнего бака.
Формула изобретения
1. Ядерный реактор, содержащий отражатель, внутри которого расположен по крайней мере один канал с расплавом ядерного топлива, входной и выходной патрубки канала, соединенные соответственно с подающей и приемной емкостями, заполненными расплавом ядерного топлива, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности путем упрощения схемы регулирования и защиты, нижний уровень расплава ядерного топлива в канале расположен выше уровня расплава ядерного топлива в подающей емкости, а уровень в подающей емкости выше уровня в приемной емкости. 2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что приемная и подающая емкости выполнены в виде баков с перегородками, образующими последовательно соединенные камеры, сообщающиеся между собой через отверстия, расположенные ниже уровня расплава ядерного топлива, а в камерах помещены теплообменники с запорной арматурой для нагрева теплоносителя. 3. Способ регулирования мощности ядерного реактора, заключающийся в изменении нейтронного потока в реакторе, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности реактора путем упрощения схемы управления и защиты, нейтронный поток изменяют за счет кратковременного изменения уровня расплава ядерного топлива в одном или нескольких каналах реактора. 4. Способ по п.3, отличающийся тем, что изменение уровня расплава ядерного топлива в канале реактора осуществляют изменение давления газа в канале в зависимости от требуемой температуры расплава на выходе реактора. 5. Способ по п.3, отличающийся тем, что, с целью увеличения надежности за счет обеспечения постоянной температуры расплава на входе в реактор, изменяют разницу уровней расплава между подающей и приемной емкостями в зависимости от температуры расплава на входе в реактор.РИСУНКИ
Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4
