Ядерный реактор

 

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в высокотемпературных ядерных реакторах с гелиевым теплоносителем. В ядерном реакторе графитовые блоки имеют каналы для размещения микротвэлов. Эти каналы выполнены в виде соосных кольцевых полостей, в которых микротвэлы размещены свободной засыпкой. Слой микротвэлов в полостях выполнен достаточно "толстым" для резонансных нейтронов, то есть произведение толщины слоя микротвэлов на среднюю плотность урана в слое должно быть в пределах 2,5-5 г/см2. Отверстия для прохода газового теплоносителя расположены радиально и проходят через полости с засыпкой микротвэлов. В коллекторах теплоноситель эффективно перемешивается. За счет перемешивания ликвидируется неравномерность подогрева теплоносителя после соответствующего прохода через слой микротвэлов. Такое устройство ядерного реактора позволяет сделать активную зону существенно более гетерогенной. Гетерогенная активная зона более выгодна (меньшее обогащение урана, меньше графита в активной зоне, больше загрузка урана). Слой микротвэлов содержит относительно мало графита и может быть выполнен достаточно "толстым" для резонансных нейтронов. Уменьшение количества графита позволяет снизить габариты активной зоны. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в высокотемпературных ядерных реакторах с гелиевым теплоносителем.

Известен ядерный реактор, содержащий тепловыделяющие сборки, каждая из которых выполнена из вертикального графитового блока с засыпкой шаровых твэлов и каналом для прохода теплоносителя (см. В.П. Сметанников и др. - М.: Энергоиздат, 1981, с.73-74, рис.3.1.).

Такой ядерный реактор характеризуется сложностью профилирования энерговыделения в активной зоне, сложностью формирования начальных загрузок и осуществления переходного периода работы от начального состояния к режиму установившихся непрерывных перегрузок.

К настоящему изобретению наиболее близким техническим решением из известных (прототипом) является ядерный реактор, содержащий тепловыделяющие сборки, каждая из которых выполнена из вертикальных графитовых блоков, установленных один над другим и выполненных со сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя и каналом для размещения микротвэлов, причем в каждой сборке отверстия для теплоносителя установленного ниже блока подсоединены к соответствующим отверстиям смежного блока, установленного выше (см. Л.Е. Костиков и В.В. Лозовецкий. Проектирование тепловыделяющих элементов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1983, с.30-31, рис.2.11.).

Размещение топлива в данном реакторе четко определенно. Можно приблизиться к оптимальной форме распределения энерговыделения по высоте за счет начального профилирования с помощью различной концентрации топлива в разных блоках в тепловыделяющих сборках.

Недостатком известного ядерного реактора является большой объем графита по отношению к объему урана в тепловыделяющих сборках. Дело в том, что в почти гомогенной активной зоне (графитовая матрица, в которую относительно равномерно диспергированы микротвэлы) очень велико поглощение нейтронов в резонансах урана-238 из-за меньшей блокировки этих резонансов. Поэтому такая активная зона требует большее количество замедлителя на одно ядро урана. В результате размеры активной зоны возрастают в несколько раз. Большие габариты активной зоны однозначно приводят к большим габаритам корпуса реактора, когда уже невозможно изготовить металлический корпус и приходится использовать для этой цели дорогой корпус из предварительно напряженного железобетона. Это повышает стоимость ядерного реактора.

К тому же в известном ядерном реакторе усложнено обеспечение его безопасности из-за большого положительного эффекта реактивности при попадании водяного пара в активную зону в случае, например, разрушения трубок парогенератора. Дорогие системы безопасности также повышают стоимость ядерного реактора.

Можно отметить также дороговизну и изготовления топлива в виде микротвэлов, диспергированных в графитовой матрице методами прессования, экструзии или инжекции с последующей термообработкой для образования топливных стержней.

В известном ядерном реакторе топливные стержни устанавливаются в каналах, выполненных в графитовых блоках. При этом между стержнями и блоком неминуемо образуется монтажный газовый зазор. Поэтому известный ядерный реактор характеризуется низкой эффективностью теплообмена в его тепловыделяющих сборках из-за большого термического сопротивления от микротвэлов до теплоносителя (графитовая матрица топливных стержней, упомянутые монтажные газовые зазоры и графитовый блок). Следствием этого является относительно высокая температура микротвэлов для обеспечения необходимой температуры теплоносителя на выходе из активной зоны. Приходится эксплуатировать реактор на пониженных нагрузках, чтобы температура микротвэлов не превысила допустимого значения. Это снижает экономичность ядерного реактора.

Таким образом, недостатком ядерного реактора, принятого в заявке в качестве прототипа, является ухудшенные технико-экономические показатели.

Технической задачей изобретения является повышение технико-экономических показателей ядерного реактора.

В ядерном реакторе, содержащем тепловыделяющие сборки, каждая из которых выполнена из вертикальных графитовых блоков, установленных один над другим и выполненных со сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя и каналом для размещения микротвэлов, причем в каждой сборке отверстия для теплоносителя установленного ниже блока подсоединены к соответствующим отверстиям смежного блока, установленного выше, поставленная техническая задача решается тем, что в каждом графитовом блоке отверстия для прохода газового теплоносителя расположены радиально и пропущены сквозь канал для размещения микротвэлов, а последний выполнен в виде соосной кольцевой полости, в которой микротвэлы размещены свободной засыпкой, причем по обе стороны от упомянутой кольцевой полости в каждом графитовом блоке выполнены внутренний и наружный коллекторы, посредством которых отверстия для теплоносителя установленного ниже блока подсоединены к соответствующим отверстиям смежного блока, установленного выше.

Кроме того, в каждой сборке блоки могут иметь форму усеченной пирамиды и опрокинутой усеченной пирамиды с чередованием через один по высоте сборки, а в каждом блоке наружный коллектор может быть образован его боковой поверхностью и боковыми поверхностями аналогичных блоков смежных сборок.

Размещение микротвэлов в виде свободной засыпки в полости, выполненной в графитовом блоке, и образование канала для теплоносителя, как описано выше, позволяет сделать активную зону существенно более гетерогенной. Гетерогенная активная зона более выгодна (меньшее обогащение урана, меньше графита в активной зоне, больше загрузка урана). Слой микротвэлов содержит относительно мало графита и может быть выполнен достаточно "толстым" для резонансных нейтронов. Уменьшение количества графита позволяет снизить габариты тепловыделяющей сборки, а значит, и активной зоны, составленной из таких тепловыделяющих сборок. При этом снижаются габариты корпуса реактора, появляется возможность использовать металлический корпус, что снизит капитальные затраты.

Непосредственное охлаждение микротвэлов теплоносителем позволяет существенно понизить температуру микротвэлов для обеспечения той же температуры теплоносителя на выходе из активной зоны вследствие устранения термического сопротивления графитовой матрицы топлива, монтажных зазоров и графитового блока. Теперь реактор можно эксплуатировать на повышенных более экономичных мощностях.

При разуплотнении парогенератора водяной пар попадает в пространство между микротвэлами, что увеличивает поглощение нейтронов резонансами урана-238. Это объясняется тем, что водяной пар обладает исключительно высокой замедляющей способностью, и даже малые концентрации его в слое микротвэлов делают его существенно более гомогенным. Увеличение резонансного поглощения ураном-238 приводит к тому, что эффект реактивности при попадании водяного пара в активную зону становится примерно равным нулю и даже отрицательным. Это приводит к упрощению, а значит, и к удешевлению системы безопасности.

При этом существенно снижается стоимость топлива, так как микротвэлы не нужно диспергировать в графитовую матрицу, как в прототипе.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 показан общий вид ядерного реактора; на фиг.2 - разрез А-А фиг.1.

Ядерный реактор содержит тепловыделяющие сборки, каждая из которых выполнена из вертикальных графитовых блоков 1...4, установленных один над другим и выполненных со сквозными отверстиями 5...8 соответственно для прохода газового теплоносителя. Кроме того, блоки 1...4 имеют каналы для размещения микротвэлов 9. Эти каналы выполнены в виде соосных кольцевых полостей 10...13, в которых микротвэлы 9 размещены свободной засыпкой. Слой микротвэлов 9 в полостях 10...13 выполнен достаточно "толстым" для резонансных нейтронов, то есть произведение толщины слоя микротвэлов 9 на среднюю плотность урана в слое должно быть в пределах 2,5-5 г/см2.

Отверстия 5...8 для прохода газового теплоносителя расположены радиально и проходят через полости соответственно 10...13 с засыпкой микротвэлов 9.

В блоке 1 по обе стороны от полости 10 выполнены внутренний коллектор 14 и наружный коллектор 15, в блоке 2 по обе стороны от полости 11 - внутренний коллектор 16 и наружный коллектор 17, в блоке 3 по обе стороны от полости 12 - внутренний коллектор 18 и наружный коллектор 19, а в блоке 4 по обе стороны от полости 13 - внутренний коллектор 20 и наружный коллектор 21.

Коллекторы 14 и 20 являются соответственно входным и выходным для теплоносителя, причем коллектор 14 имеет форму конуса, а коллектор 20 - форму опрокинутого конуса.

Коллекторы 15...19 и 21 являются для теплоносителя промежуточными. Коллекторы 15, 16 и 19 выполнены с увеличивающимся по ходу теплоносителя проходным сечением, а коллекторы 17, 18 и 21 - с уменьшающимся.

В каждой сборке блоки 1...4 имеют форму усеченной пирамиды и опрокинутой усеченной пирамиды с чередованием через один по высоте сборки. При этом в блоках 1...4 наружные коллекторы 15, 17, 19 и 21 соответственно являются щелевыми и образованы боковыми поверхностями блоков 1...4 и боковыми поверхностями аналогичных блоков 1...4 смежных сборок.

Отверстия 5 блока 1 последовательно подключены к отверстиям 6 блока 2 посредством коллекторов 15 и 17, отверстия 6 блока 2 - к отверстиям 7 блока 3 посредством коллекторов 16 и 18, отверстия 7 блока 3 - к отверстиям 8 блока 4 посредством коллекторов 19 и 21.

Сборка также снабжена защитной пробкой 22 нижнего отражателя 23 и защитной пробкой 24 верхнего отражателя 25.

Микротвэл 9 выполнен в виде шара диаметром 1,8 мм с сердечником из двуокиси урана и трехслойной оболочкой из высокотемпературных керамических материалов. Сердечник имеет диаметр 1,4 мм. Внутренний слой оболочки выполняется из пористого пиролитического графита (РуС) с плотностью порядка 1 г/см3. Толщина этого слоя ~95 мкм. Средний слой выполнен из плотного пиролитического графита (РуС), имеющего плотность порядка 1,8 г/см3. Толщина этого слоя ~5 мкм. Наружный слой выполнен из карбида кремния (SiC). Толщина этого слоя ~100 мкм.

Ядерный реактор работает следующим образом.

Холодный теплоноситель через пробку 22 нижнего отражателя 23 поступает в коллектор 14. Далее теплоноситель последовательно проходит отверстия 5, коллектор 15, коллектор 17, отверстия 6, коллектор 16, коллектор 18, отверстия 7, коллектор 19, коллектор 21, отверстия 8 и коллектор 20. В каждом из отверстий 5...8 теплоноситель пересекает кольцевую полость 10...13 соответственно и непосредственно контактирует с микротвэлами 9. При этом теплоноситель нагревается за счет реакции деления в ядерном топливе.

В коллекторах 15...21 теплоноситель эффективно перемешивается. За счет перемешивания ликвидируется неравномерность подогрева теплоносителя после соответствующего прохода через слой микротвэлов 9. Далее горячий теплоноситель через пробку 24 верхнего отражателя 25 покидает тепловыделяющую сборку.

Формула изобретения

1. Ядерный реактор, содержащий тепловыделяющие сборки, каждая из которых выполнена из вертикальных графитовых блоков, установленных один над другим и выполненных со сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя и каналами для размещения микротвэлов, причем в каждой сборке отверстия для теплоносителя, установленного ниже блока, подсоединены к соответствующим отверстиям смежного блока, установленного выше, отличающийся тем, что в каждом графитовом блоке отверстия для прохода газового теплоносителя расположены радиально и проходят сквозь канал для размещения микротвэлов, а последний выполнен в виде соосной кольцевой полости, в которой микротвэлы размещены свободной засыпкой, причем по обе стороны от упомянутой кольцевой полости в каждом графитовом блоке выполнены внутренний и наружный коллекторы, посредством которых отверстия для теплоносителя, установленного ниже блока, подсоединены к соответствующим отверстиям смежного блока, установленного выше.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что в каждой сборке блоки имеют форму усеченной пирамиды и опрокинутой усеченной пирамиды с чередованием через один по высоте сборки, а в каждом блоке наружный коллектор образован его боковой поверхностью и боковыми поверхностями аналогичных блоков смежных сборок.

РИСУНКИРисунок 1, Рисунок 2



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при изготовлении оболочек тепловыделяющих элементов для ядерных реакторов

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для ядерных реакторов различного типа с тепловыделяющими элементами (твэлами), имеющими свободный от топливной композиции, заполненный газом объем для сбора газообразных продуктов деления

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к тепловыделяющим сборкам энергетических ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно, к корпусам каналов ядерных реакторов

Изобретение относится к физико-химическим технологиям, к технике получения водорода и кислорода, а также к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения энергии, выделяющейся при реакциях синтеза, протекающих в реакторе

Изобретение относится к области ядерной техники, к мощным источникам нейтронов

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а именно к измерениям эффективности поглощающих элементов активной зоны (сборок пэлов, стержней СУЗ и т.п.) ядерного реактора, находящегося в критическом состоянии и имеющего изотропную структуру

Изобретение относится к области физики и техники реакторов, более конкретно к методам контроля и обеспечения безопасности подкритических сборок

Изобретение относится к области ядерной техники и технологии, в частности к конструкции тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора и его активной зоны, преимущественно водо-водяного энергетического ядерного реактора (ВВЭР-1000)
Изобретение относится к области производства энергии, в частности к производству электроэнергии, и может быть использовано для создания безопасной ядерной электроэнергетики нового типа
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения

Изобретение относится к устройствам для обработки материалов с радиоактивным заражением и может быть использовано преимущественно при локализации последствий аварии на атомных электростанциях, а также в технологии очистки фильтрацией газообразных отходов на радиохимических заводах

Изобретение относится к новым способам и материалам для минимизации отложений окислов металлов на трубах парогенератора во вторичной линии работающих под давлением парогенераторов атомных электростанций (АЭС) при использовании полимерных диспергаторов высокой чистоты

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в кипящих ядерных реакторах или в прямоточных ядерных реакторах с перегревом пара

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в высокотемпературных ядерных реакторах с гелиевым теплоносителем

Наверх