Высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах



Высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах
Высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах

 


Владельцы патента RU 2408095:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" (RU)
Российская Федерация, от имени которой выступает государственный заказчик - Государственная корпорация по атомной энергиии "Росатом" (RU)

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в атомной энергетике, преимущественно для энергетических или исследовательских установок. Активная зона реактора включает вертикальный цилиндрический блок с кольцевой полостью для размещения твэлов, выполненный с радиальными сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя. Отверстия обеспечивают соединение входного и выходного коллекторов с пространством между твэлами, при этом один из коллекторов - внутренний, образован стенками блока и расположен по его оси, а другой - наружный, образован его боковой поверхностью и боковой поверхностью блока. Ось блока и активной зоны совпадают, используются твэлы стержневого типа, которые размещены параллельно оси активной зоны. Блок выполнен из жаропрочной нержавеющей стали, и в его кольцевой полости установлены из того же материала поперечные дистанцирующие перегородки, в которых выполнены отверстия для размещения твэлов, при этом расстояние между соседними перегородками соизмеримо с диаметром твэлов. Изобретение направлено на уменьшение габаритов реактора и увеличение теплосъема с активной зоны. 2 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может применяться в атомной энергетике, преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах.

Известны различные конструкции реакторов на быстрых нейтронах, в активной зоне (AЗ) которых размещены параллельно друг другу и оси AЗ тепловыделяющие элементы (твэлы) стерженькового типа. Для охлаждения этих твэлов используют жидкометаллический теплоноситель, чаще всего натриевый (например, патент РФ №2088981, опубл. 27.08.97 г.). Использование для таких типов реакторов стерженьковых твэлов с большой эффективной плотностью топливной композиции (загрузкой тяжелых атомов на единицу длины твэла) в настоящее время традиционно и достаточно хорошо отработано.

Специфической проблемой таких реакторов является большое положительное значение натриевого пустотного эффекта реактивности. Эта проблема требует больших затрат в усовершенствовании конструкции, например изменение конструкции активной зоны, размещение натриевой полости над активной зоной или внутри нее, организацию газовых объемов и т.д. Следует также отметить, что большой объем жидкометаллического теплоносителя, сосредоточенного в объеме корпуса реактора, создает повышенную сейсмическую опасность и повышенную пожарооопасность при повреждении корпуса.

Известен высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах (патент РФ №2236047, опубл. 20.10.03 г.), включающий активную зону с тепловыделяющими сборками, каждая их которых состоит из вертикальных цилиндрических графитовых блоков, установленных один над другим, входной и выходной коллекторы. Каждый блок содержит твэлы, и в нем выполнены радиальные сквозные отверстия для прохода газового теплоносителя. Блок имеет внутреннюю полость в виде кольцевого канала, образованную боковыми стенками блока, в этой полости и размещены микротвэлы свободной засыпкой. Один из коллекторов выполнен - внутренним и расположен по оси блока, а другой - наружным и образован его боковой поверхностью и боковой наружной поверхностью блока. Коллекторы сообщаются с пространством между твэлами через радиальные сквозные отверстия блоков. Каждый из коллекторов может быть либо входным, либо выходным. Блоки могут иметь форму усеченной пирамиды или опрокинутой усеченной пирамиды с чередованием через один по высоте сборки. Данная конструкция реактора по наибольшему количеству сходных признаков с заявляемым решением и общей с ним решаемой задачей выбрана в качестве прототипа.

Недостатком известной конструкции является низкая эффективность теплообмена в тепловыделяющих сборках из-за возникающего при передаче тепла от микротвэлов теплоносителю термического сопротивления. К тому же, конструкция твэлов, большие размеры A3, наличие монтажных зазоров и графитового блока увеличивают количество требуемого теплоносителя, а следовательно, и габариты реактора.

Задачей данной области техники является создание малогабаритного ядерного реактора с повышенными технико-экономическими показателями. Для решения указанной задачи предлагается в реакторе на быстрых нейтронах использовать газовый теплоноситель и твэлы стерженькового типа. Компоновка активной зоны реактора с твэлами стерженькового типа широко используется в конструкциях быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, а при использовании газового теплоносителя применяют шариковые твэлы или микротвэлы. Для быстрых реакторов с газовым теплоносителем компоновка активной зоны с применением стерженьковых твэлов не использовалась.

Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение габаритов реактора и увеличение теплосъема с активной зоны.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в высокотемпературном газоохлаждаемом ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающем общие признаки с прототипом, а именно:

активная зона включает вертикальный цилиндрический блок с кольцевой полостью для размещения твэлов, выполненный с радиальными сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя, обеспечивающими соединение входного и выходного коллекторов с пространством между твэлами, при этом один из коллекторов выполнен - внутренним, образован внутренней боковой поверхностью блока и расположен по его оси, а другой - наружным и образован его боковой поверхностью и боковой наружной поверхностью блока, содержатся отличительные признаки, а именно:

оси блока и активной зоны совпадают, в качестве твэлов использованы твэлы стерженькового типа, которые размещены параллельно друг другу и оси активной зоны, а блок выполнен из жаропрочной нержавеющей стали и внутри него установлены из того же материала поперечные дистанцирующие перегородки, в которых выполнены отверстия для размещения твэлов, при этом расстояние между соседними перегородками соответствует диаметру твэлов.

Применение твэлов стерженькового типа, которые размещают параллельно друг другу и оси активной зоны, дает возможность выполнить оптимальной компоновку активной зоны, сделать активную зону более гетерогенной и увеличить эффективную плотность топливной композиции (загрузку топлива, например, урана).

Выполнение блока из стали упрощает конструкцию, позволяет устранить недостатки, присущие прототипу и связанные с использованием графита в AЗ, уменьшает ее габариты и увеличивает теплосъем.

Наличие перегородок позволяет оптимизировать конструкцию и придать поперечное направление потоку теплоносителя через твэлы по всей высоте активной зоны.

Выбор расстояния между перегородками связан с обеспечением максимального теплосъема.

На фиг.1 схематично представлена конструкция заявляемого устройства (вид сбоку),

на фиг.2 - вид сверху, где:

1 - блок активной зоны;

2 - входной коллектор;

3 - выходной коллектор;

4 - твэлы.

Ядерный реактор содержит активную зону, по оси которой установлен блок из жаропрочной нержавеющей стали. Блок содержит кольцевую полость для размещения стерженьковых твэлов, образованную наружной и внутренней цилиндрическими боковыми поверхностями. Каждый твэл представляет собой стержень с сердечником из двуокиси урана, диаметром около 1 см, заключенный в стальную оболочку. Стержни сверху и снизу закреплены в трубных досках. В блоке выполнены радиальные отверстия для прохода теплоносителя. Вокруг наружной боковой поверхности блока размещен наружный коллектор, который является входным и образован собственной поверхностью и поверхностью блока, а выходной коллектор размещен внутри блока и образован его внутренней боковой поверхностью. Блок выполнен из жаропрочной нержавеющей стали, и внутри него установлены из того же материала поперечные дистанцирующие перегородки, в которых выполнены отверстия для размещения твэлов, при этом расстояние между соседними перегородками соизмеримо с диаметром твэлов. Возможно также применение реактора с измененным направлением потока теплоносителя, при этом внутренний коллектор будет входным, а наружный - выходным. Такая схема потребует выполнение корпуса реактора из жаропрочной стали. В качестве теплоносителя возможно применение воздуха или инертного газа.

Реактор работает следующим образом.

Холодный теплоноситель поступает во входной коллектор 2, далее через отверстия блока 1 поступает в пространство между твэлами 4, где контактирует с ними и нагревается за счет реакции деления в ядерном топливе. Поперечные дистанцирующие перегородки, установленные по высоте блока, придают потоку теплоносителя поперечное истечение через стерженьковые твэлы 4, что увеличивает теплосъем с активной зоны. Далее нагретый теплоноситель поступает в выходной коллектор 3 и покидает активную зону. При выполнении наружного коллектора 2 входным при прокачке через него холодного теплоносителя он формирует вокруг активной зоны газовую полость и выполняет дополнительную функцию - отделяет активную зону от внешней среды. Применение в качестве теплоносителя газа, являющегося слабопоглощающей нейтроны средой, позволяет упростить конструкцию активной зоны и уменьшить ее габариты, а компоновка твэлов и поперечное обтекание их теплоносителем позволяет увеличить теплосъем. Таким образом, предложенная конструкция реактора позволяет изготовить его компактным с повышенными технико-экономическими показателями.

Высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого включает вертикальный цилиндрический блок с кольцевой полостью для размещения твэлов, выполненный с радиальными сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя, обеспечивающими соединение входного и выходного коллекторов с пространством между твэлами, при этом один из коллекторов - внутренний, образован стенками блока и расположен по его оси, а другой - наружный, образован его боковой поверхностью и боковой поверхностью блока, отличающийся тем, что блок установлен соосно с активной зоной, в качестве твэлов использованы твэлы стержневого типа, которые размещены параллельно друг другу и оси активной зоны, а блок выполнен из жаропрочной нержавеющей стали и внутри него установлены из того же материала поперечные дистанцирующие перегородки с отверстиями для размещения твэлов, при этом расстояние между соседними перегородками соизмеримо с диаметром твэлов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к реакторам с жидкометаллическим охлаждением (например со свинцовой или свинцово-висмутовой эвтектикой). .

Изобретение относится к области судостроения. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов (твэлов) и набранных из них рабочих кассет (РК), используемых в водо-водяных ядерных энергетических реакторах тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт.

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов и предназначено для контроля за состоянием телескопических соединений трактов топливных ячеек в период проведения ремонта.

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных реакторов, в частности относится к восстановлению работоспособности телескопического соединения тракта топливной ячейки ядерного уран-графитового реактора, и предназначено для использования при проведении ремонтов.

Изобретение относится к энергетическим реакторам на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. .

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя.

Изобретение относится к ядерным перепроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя.

Изобретение относится к устройствам для воздухоплавания и может быть использовано при создании дирижабля

Изобретение относится к морской авиации и может быть использовано при создании экраноплана

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к технологии и устройствам преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенную для использования в энергетических установках

Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, работающими как на тепловых, так и на быстрых нейтронах

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов, касается, в частности, способов оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов и может быть использовано для контроля за состоянием телескопических соединений трактов в период проведения ремонта

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при создании жидкосолевого ядерного реактора

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции активной зоны (AЗ) быстрых U-Pu реакторов с различными видами топлива и теплоносителя и процессам, происходящим в ней

Изобретение относится к атомной энергетике и может использоваться в быстрых реакторах с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при строительстве и модернизации АЭС, а также при управлении авариями в условиях промышленных и природных катаклизмов
Наверх