Ядерный реактор и способ его эксплуатации

Группа изобретений относится к ядерной энергетике, в частности к реакторам с насыпной активной зоной. Ядерный реактор состоит из корпуса с размещенными внутри него боковым, нижним и верхним отражателями, насыпной активной зоной, контуром циркуляции теплоносителя, системой управления и защиты. Под активной зоной размещен теплоаккумулирующий материал с полостью, соединенной с активной зоной через отверстие в нижнем отражателе. Теплоаккумулирующий материал расположен в обечайке, закрепленной на корпусе реактора. В теплоаккумулирующем материале расположены каналы для теплоносителя. Нижний отражатель выполнен с возможностью перемещения по вертикали. Способ эксплуатации ядерного реактора заключается в том, что формируют насыпную активную зону из тепловыделяющих элементов между нижним, верхним и боковым отражателями и осуществляют циркуляцию теплоносителя снизу вверх через активную зону. При силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, меньше силы тяжести твэлов, находящихся над отверстием в нижнем отражателе, осуществляют сброс твэлов из активной зоны через отверстие в нижнем отражателе в полость, сформированную теплоаккумулирующим материалом под активной зоной. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 6 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к реакторам с насыпной активной зоной.

Известен способ эксплуатации ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами (Патент РФ №1329460, 1985 г.). Активная зона реактора набрана из шаровых тепловыделяющих элементов и окружена отражателями. Регулирующие стержни обеспечивают управление реактором и аварийную защиту. Вход тепловыделяющих элементов расположен в верхней, а выход - в нижней части реактора. Съем тепла осуществляют теплоносителем первого контура, вход которого расположен в нижней, а выход - в верхней части реактора. В теплообменнике теплоноситель первого контура отдает тепло потребителю. Под активной зоной со стороны входа теплоносителя выполнен свободный объем. Направление течения теплоносителя через активную зону снизу вверх. На границе активной зоны и свободного объема скорость теплоносителя равна скорости взвешивания тепловыделяющих элементов.

Недостатками известного устройства являются использование в качестве теплоносителя расплавов фтористых солей. Этим солям присуще плохие нейтронно-физические свойства. Литий и фтор имеют высокие сечения поглощения нейтронов по сравнению с водородом, гелием, графитом. Это требует дополнительных затрат на организацию топливного цикла. Вторым недостатком является зависимость друг от друга плотности тепловыделяющих элементов, плотности теплоносителя и скорости теплоносителя.

Ближайшим техническим решением является способ эксплуатации высокотемпературного ядерного реактора (см. Патент РФ №1316441, 1985 г.) Ядерный реактор состоит из корпуса с размещенными внутри него насыпной активной зоной (АЗ) с шаровыми тепловыделяющими элементами (твэлами) и окруженную боковым, верхним и нижним графитовыми отражателями, системой управления и защиты. Прокачка теплоносителя осуществляется по контуру АЗ-циркулятор-теплообменник. Прокачку теплоносителя осуществляют снизу вверх. Плотность теплоносителя может быть больше или меньше плотности твэлов. Нижний торцовый отражатель со стороны входа теплоносителя выполнен в виде подвижной перфорированной плиты с плотностью, близкой к плотности твэлов. Поглощающие стержни обеспечивают управление реактором и аварийную защиту.

Способ эксплуатации реактора состоит в том, что формируют насыпную активную зону (АЗ) в объеме между боковым, верхним и нижним отражателями и осуществляют прокачку теплоносителя через активную зону. При плотности теплоносителя меньше плотности твэлов теплоноситель направляют в свободный объем нижней части активной зоны. Затем теплоноситель через нижний подвижный торцевой отражатель проходит со скоростью, большей скорости уноса твэлов, через АЗ в отводящий коллектор. Твэлы и нижний торцевой отражатель прижимаются потоком теплоносителя к верхнему перфорированному торцевому отражателю. При вводе поглощающих стержней системы управления и защиты реактора непосредственно в шаровую засыпку часть твэлов вместе с нижним торцевым отражателем вытесняется в нижнюю часть активной зоны.

Недостатками ядерного реактора являются наличие движущихся элементов - нижнего отражателя и вводимых в шаровую засыпку стержней регулирования - влияющих на безопасность реактора. При этом движение нижнего отражателя зависит от параметров теплоносителя. Кроме того, невозможно вводить стержни в аварийном режиме по пассивному принципу. В случае заклинивания нижнего подвижного отражателя ввести стержни в шаровую засыпку делается невозможным. Отказ данного элемента приводит к аварии и экологически опасным последствиям.

Техническим результатом изобретения является обеспечение высокой (свыше 20 кВт/л) средней удельной мощности активной зоны с обеспечением пассивной безопасности при отводе остаточного тепловыделения.

Для достижения технического результата предложен ядерный реактор, состоящий из корпуса с размещенными внутри него боковым, нижним и верхним отражателями, насыпной активной зоной, контуром циркуляции теплоносителя, системой управления и защиты, при этом под активной зоной размещен теплоаккумулирующий материал с полостью, соединенной с активной зоной через отверстие в нижнем отражателе.

Теплоаккумулирующий материал может быть расположен в обечайке, закрепленной на корпусе реактора.

В теплоаккумулирующем материале могут быть расположены каналы для теплоносителя.

Нижний отражатель может быть выполнен с возможностью перемещения по вертикали.

Также предложен способ эксплуатации ядерного реактора, заключающийся в том, что формируют насыпную активную зону из тепловыделяющих элементов между нижним, верхним и боковым отражателями и осуществляют циркуляцию теплоносителя снизу вверх через активную зону, при этом при силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, меньше силы тяжести тепловыделяющих элементов, находящихся над отверстием в нижнем отражателе, осуществляют сброс тепловыделяющих элементов из активной зоны через отверстие в нижнем отражателе в полость, сформированную теплоаккумулирующим материалом под активной зоной.

На фиг.1-6 показаны принципиальные схемы ядерного реактора. На фиг.1 изображено конструктивное выполнение ядерного реактора. На фиг.2 изображена схема загрузки твэлов в активную зону. На фиг.3 показана схема удержания твэлов в активной зоне в режиме низкого напора теплоносителя (при силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, равной силе тяжести тепловыделяющих элементов над отверстием в нижнем отражателе), когда часть твэлов лежит на нижнем отражателе. На фиг.4 изображена схема расположения твэлов в активной зоне при работе ядерного реактора на мощности при силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, больше силы тяжести всех тепловыделяющих элементов. На фиг.5 показано расположение тепловыделяющих элементов при силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, меньше силы тяжести тепловыделяющих элементов, или при отсутствии напора теплоносителя. На фиг.6 показана схема ядерного реактора с поднятым нижним отражателем.

Ядерный реактор выполнен следующим образом.

Ядерный реактор выполнен в металлическом корпусе 1, в котором расположена АЗ 2, сформированная верхним 3, боковым 4 и нижним 5 отражателями. В АЗ расположены тепловыделяющие элементы 22. В нижней части корпуса 1 установлена обечайка 8, внутри которой размещен теплоаккумулирующий материал 7 с коаксиально расположенной полостью 6. В качестве теплоаккумулирующего материала 7 может использоваться, например, графит или вода. Графит обладает хорошими теплофизическими свойствами теплопроводностью 30-60 Вт/м·К, удельной теплоемкостью более 1000 Дж/кг·К, высокой температурой сублимации свыше 3000 градусов. Вода также обладает для этих целей хорошими теплофизическими свойствами: высокими теплоемкостью, теплотой парообразования и коэффициентом теплоотдачи. Конструктивная простота организации конвективного теплообмена как в принудительной циркуляции, так и естественной циркуляции по пассивному принципу. Но воду, в отличие от теплоаккумулирующего графита, необходимо изолировать от прямого контакта с графитовыми твэлами. Полость 6 может быть выполнена кольцевой в поперечном сечении - как показано на фиг.1-6, или цилиндрической и занимать центральную часть обечайки. Ее объем должен быть не меньше объема, тепловыделяющих элементов, находящихся в активной зоне. Активная зона 2 и полость 6 соединены между собой отверстием 9 в нижнем отражателе 5. Диаметр этого отверстия рассчитывается из конкретных размеров реакторных элементов. Нижний отражатель 5 может быть выполнен подвижным, перемещение по вертикали осуществляют с помощью подъемного устройства 23. Отражатели окружены радиационной защитой 10, например, в виде блоков из графита с бором, в которых выполнены каналы для теплоносителя 11. В обечайке 8 установлена система разгрузки и загрузки твэлов 12 с каналами 13 для их подачи в активную зону. Ядерный реактор снабжен системой управления и защиты 14, органы регулирования которой выполнены, например, виде стержней 15 и расположены вне активной зоны. Корпус реактора герметично закрыт крышкой 16. Над радиационной защитой 10 закреплены теплообменники 17. Над теплообменником расположены источник циркуляции теплоносителя 18, например газодувка. Газодувки соединены трубопроводом 19 для подачи запирающего напора теплоносителя в отверстие 9 и трубопроводом 20 для подачи теплоносителя в полость 6. В теплоаккумулирующем материале могут быть выполнены каналы 21 для теплоносителя.

Ядерный реактор работает следующим образом.

Рассмотрим вариант газоохлаждаемого реактора с шаровыми твэлами. При работе газодувок устанавливается следующий ход теплоносителя: газодувки 18, далее одна часть теплоносителя подается в АЗ 2 через каналы в нижнем отражателе 5, другая - через отверстие 9 в нижнем отражателе. Далее обе части потока теплоносителя объединяются в активной зоне. Направление потока теплоносителя в активной зоне - снизу вверх. Затем теплоноситель проходит верхний отражатель 3, радиационную защиту 10 и теплообменники 17. Далее ход повторяется.

При наборе критической массы или на остановленном реакторе создают напор теплоносителя так, чтобы действующая сила на твэлы от теплоносителя была больше, чем сила тяжести твэлов, находящихся над отверстием нижнего отражателя. При наборе критической массы в АЗ 2 твэлы 22 подают через каналы 13 (фиг.3).

При работе на мощности ядерного реактора, например, с параметрами давление в контуре 4.9 МПа, расход гелия ≈80 кг/сек, температуры входа ≈400°С, выхода ≈1050°С и тепловой мощности ≈271 МВт источник циркуляции 18 устанавливает напор теплоносителя на твэлы больше, чем, например, сила тяжести твэлов. Этим исключают попадание твэлов через отверстие 9 в нижнем отражателе 5 в полость 6. Системой управления и защиты 14 и органами регулирования 15 поднимают мощность реактора до заданного уровня.

При работе реактора на мощности (см. фиг.4) твэлы 22 прижаты потоком теплоносителя к верхнему отражателю 3.

Свободный объем между активной зоной и отражателем можно компенсировать перемещением нижнего отражателя при помощи подъемного устройства 23 (фиг.6). Компенсация свободного объема дает выигрыш в нейтронно-физических характеристиках, придает большую стабильность насыпной активной зоне при изменении расхода теплоносителя. При этом перемещение отражателя не зависит от параметров теплоносителя, как в прототипе, его перемещение происходит за счет механического подъемного устройства.

В нерабочих режимах в полость с твэлами от источника циркуляции 18 теплоноситель, например гелий, подают по трубопроводу 20 для охлаждения твэлов.

При аварийных режимах, приводящих к потере напора теплоносителя, твэлы под действием силы тяжести через отверстие в нижнем отражателе попадают в коаксиальную полость 6 (фиг.5). Остаточное тепловыделение твэлов поглощается теплоаккумулирующим материалом и отводится естественным теплообменом через боковые поверхности корпуса 1 и обечайки 8. Для улучшения и ускорения переноса тепла от твэлов естественной конвекцией в теплоаккумулирующем материале могут быть выполнены каналы 21 для циркуляции теплоносителя. Например, если задать размер активной зоны диаметром 2.4 метра и высотой 3 метра, максимальная масса, например, шаровых твэлов из графита в активной зоне ≈14000 кг. Рассмотрим вариант коаксиальной полости 6, сформированной из графита. Полость выполнена кольцевого поперечного сечения и состоит из двух цилиндров, вставленных один в другой, высота их ≈13 м, наружный полый цилиндр имеет внешний диаметр ≈4 м и внутренний ≈1.5 м. Внутренний цилиндр имеет диаметр ≈1 м. Масса теплоаккумулирующего материала из графита в этом случае ≈270000 кг, т.е. превосходит массу твэлов ≈19 раз. Этим увеличивают аккумулирующие свойства образовавшейся системы. А также увеличивает аккумулирующие свойства еще и то, что температура теплоаккумулирующего материала перед сбросом твэлов всегда не превосходит температуры входа теплоносителя в активную зону и не зависит от температуры активной зоны. Суммарная боковая поверхность активной зоны в несколько раз меньше, чем боковая поверхность полости 6, что увеличивает площадь теплоотвода от твэлов в несколько раз, что создают оптимальные тепловые потоки и исключают перегрев твэлов в полости 6. Отвод остаточного тепловыделения в аварийных режимах происходит в основном через боковые поверхности полости 6 и обечайку 8.

Изобретение позволяет повысить удельную мощность активной зоны и, как следствие, уменьшить удельные капитальные затраты на единицу мощности ядерного реактора. Возможность повысить удельную мощность более 20 КВт/л с сохранением пассивной безопасности является одной из важнейших характеристик реактора. Безопасность реактора не требует большого ограничения температуры выхода теплоносителя. Увеличение температуры выхода теплоносителя повышает КПД турбины или расширяет возможности использования ядерного реактора в других целях.

1. Ядерный реактор, состоящий из корпуса с размещенными внутри него боковым, нижним и верхним отражателями, насыпной активной зоной, контуром циркуляции теплоносителя, системой управления и защиты, отличающийся тем, что под активной зоной размещен теплоаккумулирующий материал с полостью, соединенной с активной зоной через отверстие в нижнем отражателе.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что теплоаккумулирующий материал расположен в обечайке, закрепленной на корпусе реактора.

3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в теплоаккумулирующем материале расположены каналы для теплоносителя.

4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что нижний отражатель выполнен с возможностью перемещения по вертикали.

5. Способ эксплуатации ядерного реактора, заключающийся в том, что формируют насыпную активную зону из тепловыделяющих элементов между нижним, верхним и боковым отражателями и осуществляют циркуляцию теплоносителя снизу вверх через активную зону, отличающийся тем, что при силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, меньше силы тяжести твэлов, находящихся над отверстием в нижнем отражателе, осуществляют сброс твэлов из активной зоны через отверстие в нижнем отражателе в полость, сформированную теплоаккумулирующим материалом под активной зоной.