Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)



Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)

 


Владельцы патента RU 2424587:

Ермолов Николай Антонович (RU)
Волошин Сергей Владимирович (RU)

Группа изобретений относится к атомной энергетике и может быть использована при создании жидкосолевого ядерного реактора. Жидкосолевой ядерный реактор оснащен оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора и системы отвода и очистки газов, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя, содержит камеру активной зоны и находящиеся в ней стержни замедлителя. Над камерой активной зоны установлены нижняя и верхняя трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе, реактор снабжен опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры жидкосолевой топливной композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером. Группа изобретений позволяет разработать безопасный жидкосолевой реактор. 4 н. и 30 з.п. ф-лы, 9 ил.

 

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

Известен быстрый охлаждаемый натрием реактор БН-600 (Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. «Реакторы на быстрых нейтронах». Издательство «Энергоатомиздат», Москва, 1985). Активная зона реактора БН-600 набрана из шестигранных кассет, состоящих из стержневых тепловыделяющих элементов (твэл).

К основным недостаткам известного устройства относятся:

- сложность конструкции стержневых твэлов;

- невозможность удаления из стержневых твэлов газообразных продуктов деления. По этой причине в каждом твэле к концу кампании избыточное давление газообразных продуктов деления по расчетам повышается до 4 МПа;

- чрезмерная ненужная сложность конструкции реактора БН-600. Рядом с активной зоной реактора погружены в расплавленный активированный натрий и по этой причине являющиеся неремонтопригодными три циркуляционных насоса и шесть теплообменников «натрий - натрий». К работе активной зоны это оборудование не имеет никакого отношения;

- низкая надежность тепловой схемы. На АЭС с реактором БН-600 существует постоянная угроза опасного контакта расплавленного натрия второго контура с водой.

Наиболее близким по технической сущности к заявленному жидкосолевому ядерному реактору (варианты) является жидкосолевой реактор - размножитель на тепловых нейтронах (MSBR-1000) (Блинкин В.Л., Новиков В.М. «Жидкосолевые ядерные реакторы», М.: Атомиздат, 1978).

Известное устройство является реактором с трехконтурной системой отвода тепла. Топливная жидкосолевая композиция циркулирует через корпус реактора в первом контуре. Генерируемое тепло передается от жидкосолевой топливной композиции в теплообменнике к жидкосолевому охлаждающему теплоносителю второго контура. Жидкосолевой охлаждающий теплоноситель отдает тепло в парогенераторе. Тепловая энергия полученного перегретого пара преобразуется в паротурбогенераторе в электрическую энергию.

Реактор оснащен оборудованием системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов.

К основным недостаткам MSBR относятся следующие:

- большое количество топлива находится вне корпуса реактора, в трубопроводах и другом оборудовании контура циркуляции жидкосолевой топливной композиции;

- сложность конструкции системы отвода тепла от реактора;

- жидкосолевая топливная композиция подается в корпус реактора снизу. При возникновении дефекта в сварном шве, соединяющем входной патрубок с корпусом реактора, жидкосолевая топливная композиция может вытечь из корпуса реактора;

- при циркуляции топлива через реактор часть запаздывающих нейтронов покидает активную зону с потоком топлива, поэтому реактивность реактора с циркулирующим топливом меньше реактивности реактора с топливом, не выходящим из корпуса.

Технический результат изобретения состоит в разработке безопасного жидкосолевого реактора, оснащенного оборудованием системы отвода и очистки газов, работающего на тепловых нейтронах, с надежным корпусом, простой и надежной системой отвода тепла, который можно будет эксплуатировать в составе транспортной энергетической установки.

Для достижения технического результата в жидкосолевом ядерном реакторе, оснащенном оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора и системы отвода и очистки газов, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны и находящиеся в ней стержни замедлителя, предлагается:

- над камерой активной зоны установить нижнюю и верхнюю трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе;

- реактор снабдить опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения;

- реактор снабдить трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора предлагается:

- на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить коаксиально и с просветом стержни замедлителя, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции;

- в камере активной зоны выделить внешнюю кольцевую область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить с большим шагом;

- реактор оснастить перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабдить опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор и питательный насос.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1-9 представлена возможная конструкция жидкосолевого ядерного реактора на тепловых нейтронах, без отделенной перегородкой зоны воспроизводства, а также возможная конструкция жидкосолевого ядерного реактора на тепловых нейтронах с отделенной перегородкой зоной воспроизводства. Эксплуатация этих реакторов значительно упрощена благодаря отсутствию в них оборудования системы переработки топлива, поэтому их можно будет эксплуатировать в составе транспортной энергетической установки.

На фиг.1, 3, 6-9 приняты следующие обозначения:

1 - боковой отражатель нейтронов, 2 - верхний торцевой отражатель нейтронов, 3 - верхняя трубная решетка, 4 - внешний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 5 - внутренний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 6 - входной патрубок охлаждающего теплоносителя, 7 - выходной патрубок охлаждающего теплоносителя, 8 - газотурбогенератор, 9 - диспергатор, находящийся внизу камеры активной зоны, 11(1) - замерзающий клапан, 12(1) - запорный вентиль, 13 - камера активной зоны, 15 - компрессор, 16 - корпус реактора, 17 - нижний торцевой отражатель нейтронов, 18 - нижняя трубная решетка, 19 - паротурбогенератор, 20 - патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 22 - патрубок заполнения - опорожнения камеры активной зоны, 24 - патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, 27 - питательный насос, 29 - система отвода и очистки газов, 30 - стержень замедлителя, 31 - стержень регулирования мощности реактора, 32 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», 33 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», 34 - трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 37 - трубопровод заполнения - опорожнения камеры активной зоны, 39(1) - уровнемер, 40 - циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, 41 - ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции.

В состав жидкосолевого ядерного реактора на тепловых нейтронах, без отделенной перегородкой зоны воспроизводства, входят:

Оборудование для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора и системы 29 отвода и очистки газов. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя и содержащий камеру 13 активной зоны и находящиеся в ней стержни 30 замедлителя. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4, заглушенном внизу трубопроводе. Опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37, соединенный с патрубком 22 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов. По меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1).

Кроме того, в состав жидкосолевого ядерного реактора входят не показанные на чертежах все электронагреватели и теплоизоляция корпуса 16 и другого оборудования.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора в его состав могут входить:

Установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя стержни 30 замедлителя, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции. Камера 13 активной зоны с выделенной внешней кольцевой областью, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27. Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15. Оборудование для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор 19 и питательный насос 27.

Кроме того, в состав жидкосолевого реактора могут входить: Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов. Стержни 31 регулирования мощности реактора. Замерзающий клапан 11(1). Запорный вентиль 12(1).

Оборудование для отвода тепла и производства электроэнергии предназначено для использования вырабатываемой в реакторе тепловой энергии. Оборудование системы регулирования мощности реактора предназначено для управления его реактивностью. Оборудование системы 29 отвода и очистки газов предназначено для сбора газообразных продуктов деления посредством барботирования гелием жидкосолевой топливной композиции, очистки их от примесей и утилизации. Для барботирования может быть использован какой-либо другой инертный газ. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя, предназначен для размещения камеры 13 активной зоны с находящимися в ней внутренними 5 и внешними 4 трубопроводами охлаждающего теплоносителя и стержнями 30 замедлителя. Направление входа охлаждающего теплоносителя в корпус 16 реактора и выхода из корпуса 16 реактора можно изменить, поменяв местами входной 6 и выходной 7 патрубки. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные по трубным решеткам и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4, заглушенном внизу трубопроводе, предназначены для необходимого распределения охлаждающего теплоносителя по поперечному сечению активной зоны. Патрубок 22 на корпусе 16 реактора и соединенный с ним опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37 предназначены для соединения с оборудованием заполнения камеры 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1), предназначены для удаления из активной зоны газообразных продуктов деления ядерного топлива. Кроме того, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны, предназначен для исключения возможности образования газовых полостей наверху камеры 13 активной зоны и сохранения тем самым геометрии активной зоны неизменной при наклонах реактора.

Не показанные на чертежах электронагреватели и теплоизоляция предназначены для нагревания корпуса 16 и другого оборудования до температур, превышающих температуры плавления жидкосолевых композиций, и уменьшения потерь тепла.

Стержни 30 замедлителя, установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя и имеющие вверху и внизу отверстия, предназначены для замедления нейтронов до тепловой энергии и обеспечения естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции в реакторе.

Внешняя кольцевая область в камере 13 активной зоны, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом, предназначена для формирования зоны воспроизводства вторичного топлива за счет уменьшения в ней объемной доли замедлителя и увеличения объемной доли жидкосолевой топливной композиции. В выделенной таким образом области активной зоны будет интенсивнее протекать реакция воспроизводства вторичного ядерного топлива.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 солевого теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27, также предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначено для осуществления третьего варианта отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор 19 и питательный насос 27, предназначено для осуществления четвертого варианта отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов предназначены для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Стержни 31 регулирования мощности предназначены для управления реактивностью реактора.

Замерзающий клапан 11(1) предназначен для герметизации камеры 13 активной зоны. Запорный вентиль 12(1) предназначен для соединения с оборудованием заправочной станции или судна-заправщика при перегрузках реактора через, например, съемный трубопровод заполнения-опорожнения.

Патрубки, связывающие корпус 16 реактора с обеспечивающими работу системами, должны быть установлены на корпусе 16 выше уровня жидкосолевой топливной композиции в, по меньшей мере, одном компенсаторе 41 тепловых расширений топливной композиции с той целью, чтобы в случае дефекта в каком-либо из патрубков топливо не могло вытечь из камеры 13 активной зоны.

Жидкосолевой ядерный реактор в составе транспортной установки работает следующим образом.

Соединяют запорный вентиль 12(1) съемным трубопроводом заполнения - опорожнения с заполненным топливной композицией ядерно-безопасным резервуаром заправочной станции. Подают электропитание к оборудованию транспортной установки от источника резервного питания или от заправочной станции. Подают напряжение к электронагревателям корпуса 16, патрубка 22, замерзающего клапана 11(1), запорного вентиля 12(1), съемного трубопровода заполнения - опорожнения, циркуляционного насоса 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», трубопроводов и другого оборудования, обеспечивающего циркуляцию жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Прогревают оборудование до необходимой температуры, превышающей температуру находящейся в нем жидкосолевой среды. Заполняют контур циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Включают в работу циркуляционный насос 40 и прокачивают жидкосолевой охлаждающий теплоноситель через реактор. Из ядерно-безопасного резервуара заправочной станции через запорный вентиль 12(1), замерзающий клапан 11(1) и патрубок 22 заполняют камеру 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией по показаниям уровнемера 39(1) в ядерно-безопасном компенсаторе 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции. Закрывают запорный вентиль 12(1) и подают охлаждение на замерзающий клапан 11(1). Снимают съемный трубопровод заполнения-опорожнения. Посредством стержней регулирования 31 выводят реактор на необходимый уровень мощности. Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов будут уменьшать утечку нейтронов за пределы активной зоны 13, а стержни 30 замедлителя обеспечат в ней тепловой спектр нейтронов. Реактор будет работать на тепловых нейтронах. В камере 13 активной зоны, в пространстве между стержнями 30 замедлителя и в просветах между стержнями 30 замедлителя и наружными поверхностями внешних 4 трубопроводов охлаждения установится процесс естественной циркуляции жидкосолевой топливной композиции.

Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель будет передавать тепло в теплообменнике 32 газообразному теплоносителю. Газообразный теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Для удаления из камеры 13 активной зоны газообразных продуктов деления через патрубок 20 и диспергатор 9 подают гелий из системы 29 отвода и очистки газов. Газообразные продукты деления, вышедшие вместе с гелием в компенсационную камеру ядерно-безопасного компенсатора 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, откачивают в оборудование системы 29, где их очищают от примесей и утилизируют.

С целью замены топливной композиции останавливают реактор, соединяют запорный вентиль 12(1) съемным трубопроводом с ядерно-безопасным резервуаром заправочной станции, прекращают охлаждать замерзающий клапан 11(1), прогревают его до температуры, превышающей температуру плавления топливной композиции, открывают запорный вентиль 12(1) и сливают отработанную топливную композицию из камеры 13 активной зоны в ядерно-безопасный резервуар заправочной станции. Закрывают запорный вентиль 12(1), соединяют съемный трубопровод с ядерно-безопасным резервуаром со свежей топливной композицией. Открывают запорный вентиль 12(1) и заполняют камеру 13 активной зоны свежей топливной композицией из ядерно-безопасного резервуара заправочной станции. Закрывают запорный вентиль 12(1) и замораживают клапан 11(1). Запускают реактор в работу и выводят его на необходимый уровень мощности.

Возможен другой вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу питательный насос 27 и прокачивают пароводяной теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 и зоне воспроизводства 14 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель передает тепло в теплообменнике 33 пароводяному теплоносителю. Пароводяной теплоноситель затрачивает полученную энергию в паротурбогенераторе 19 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Возможен третий вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный охлаждающий теплоноситель через реактор. Выводят реактор на необходимый уровень мощности. Нагретый в активной зоне и зоне воспроизводства газообразный охлаждающий теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

Возможен четвертый вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу питательный насос 27 и прокачивают пароводяной теплоноситель через реактор. Выводят реактор на необходимый уровень мощности. Полученный в активной зоне и зоне воспроизводства перегретый пар будет затрачивать полученную энергию в паротурбогенераторе 19 на производство электроэнергии.

При расположении паротурбогенератора 19 выше реактора в контуре циркуляции пароводяного теплоносителя установится процесс естественной циркуляции пароводяного теплоносителя. Естественная циркуляция пароводяного теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на питательный насос 27 и повысит безопасность реактора.

Разработанный реактор является реактором с жидкими тепловыделяющими элементами, в которых не возникают напряженные состояния при изменениях температуры. Поэтому он может работать в режиме переменных нагрузок и при этом в его конструкции не возникают напряжения связанные с термоциклическими нагрузками. Температурный коэффициент реактивности этого реактора всегда отрицательный. Реактор обладает повышенными управляемостью и надежностью, так как топливная жидкосолевая композиция не выходит за пределы корпуса реактора при отводе от него тепла и все запаздывающие нейтроны остаются в активной зоне.

При колебаниях волн или взлете и посадке возможны наклоны реактора, работающего в составе транспортной установки. При наклонах реактора, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 обеспечит неизменность геометрии активной зоны.

Пример конкретного исполнения жидкосолевого ядерного реактора.

Для примера конкретного исполнения взят жидкосолевой ядерный реактор - конвертор на тепловых нейтронах с уран-ториевым топливным циклом, т.е. делящимся материалом является, например, уран-235, сырьевым материалом торий-232, а воспроизводимым топливом уран-233. Коэффициент воспроизводства реактора будет меньше единицы, но близким к ней. В качестве топливной композиции может быть выбрана смесь фтористых солей, например 71,7727LiF-16,0BeF2-12,0ThF4-0,228UF4. В качестве жидкосолевого охлаждающего теплоносителя может быть выбрана эвтектическая смесь 92,ONaBF4-8,ONaF, которая имеет более низкую температуру плавления. В качестве основного конструкционного материала может быть выбран сплав хастеллой - Н. Молярный состав сплава хастеллой - Н, %: Ni 66,0; Mo 17,0; Cr 7,0; Fe 5,0.

Получен технический результат изобретения, разработан безопасный жидкосолевой реактор, работающий на тепловых нейтронах, с надежным корпусом и простой и надежной системой отвода тепла, который можно будет эксплуатировать в составе транспортной энергетической установки.

Жидкосолевой реактор на тепловых нейтронах для транспортной энергетической установки, имеющий отделенную перегородкой зону воспроизводства, изображен на фиг.1, 3, 5-9. Заправку и замену топливной и сырьевой композиций этого реактора от заправочной станции надо будет выполнять через два съемных трубопровода заполнения - опорожнения.

Аналогичную конструкцию может иметь реактор для транспортных установок на тепловых нейтронах с жидкометаллическим топливом.

Известен быстрый, охлаждаемый натрием реактор БН-600 (Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. «Реакторы на быстрых нейтронах». Издательство «Энергоатомиздат», Москва, 1985). Активная зона реактора БН-600 набрана из шестигранных кассет, состоящих из стержневых тепловыделяющих элементов (твэл).

К основным недостаткам известного устройства относятся:

- сложность конструкции стержневых твэлов;

- невозможность удаления из стержневых твэлов газообразных продуктов деления. По этой причине в каждом твэле к концу кампании избыточное давление газообразных продуктов деления по расчетам повышается до 4 МПа;

- чрезмерная ненужная сложность конструкции реактора БН-600. Рядом с активной зоной реактора погружены в расплавленный активированный натрий и по этой причине являющиеся неремонтопригодными три циркуляционных насоса и шесть теплообменников «натрий - натрий». К работе активной зоны это оборудование не имеет никакого отношения;

- низкая надежность тепловой схемы. На АЭС с реактором БН-600 существует постоянная угроза опасного контакта расплавленного натрия второго контура с водой.

Наиболее близким по технической сущности к заявленному жидкосолевому ядерному реактору (варианты) является жидкосолевой реактор - размножитель на тепловых нейтронах (MSBR-1000) (Блинкин В.Л., Новиков В.М. «Жидкосолевые ядерные реакторы», М.: Атомиздат, 1978).

Известное устройство является реактором с трехконтурной системой отвода тепла. Топливная жидкосолевая композиция циркулирует через корпус реактора в первом контуре. Генерируемое тепло передается от жидкосолевой топливной композиции в теплообменнике жидкосолевому охлаждающему теплоносителю второго контура. Жидкосолевой охлаждающий теплоноситель отдает тепло в парогенераторе. Тепловая энергия полученного перегретого пара преобразуется в паротурбогенераторе в электрическую энергию.

Реактор оснащен оборудованием системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов.

К основным недостаткам MSBR относятся:

- большое количество топлива находится вне корпуса реактора, в трубопроводах и другом оборудовании контура циркуляции жидкосолевой топливной композиции;

- сложность конструкции системы отвода тепла от реактора;

- жидкосолевая топливная композиция подается в корпус реактора снизу. При возникновении дефекта в сварном шве, соединяющем входной патрубок с корпусом реактора, жидкосолевая топливная композиция может вытечь из корпуса реактора;

- при циркуляции топлива через реактор часть запаздывающих нейтронов покидает активную зону с потоком топлива, поэтому реактивность реактора с циркулирующим топливом меньше реактивности реактора с топливом, не выходящим из корпуса.

Технический результат изобретения состоит в разработке безопасного жидкосолевого реактора, работающего на быстрых нейтронах, с надежным корпусом, простой и надежной системой отвода тепла, который можно будет эксплуатировать в составе транспортной энергетической установки.

Для достижения технического результата в жидкосолевом ядерном реакторе, оснащенном оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора и системы отвода и очистки газов, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны, предлагается:

- над камерой активной зоны установить нижнюю и верхнюю трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установить с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе;

- реактор снабдить опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения;

- реактор снабдить трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора предлагается:

- на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить коаксиально и с просветом трубопроводы, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции;

- в камере активной зоны выделить внешнюю кольцевую область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить с большим шагом;

- реактор оснастить перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабдить опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.2, 4, 6-9 представлена возможная конструкция жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах, без отделенной перегородкой зоны воспроизводства, а на фиг.2, 4, 5-9 представлена возможная конструкция жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах, с отделенной перегородкой зоной воспроизводства. Эксплуатация этих реакторов значительно упрощена благодаря отсутствию в них оборудования системы переработки топлива, поэтому их можно будет эксплуатировать в составе транспортной энергетической установки.

На фиг.2, 4, 6-9 приняты следующие обозначения:

1 - боковой отражатель нейтронов, 2 - верхний торцевой отражатель нейтронов, 3 - верхняя трубная решетка, 4 - внешний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 5 - внутренний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 6 - входной патрубок охлаждающего теплоносителя, 7 - выходной патрубок охлаждающего теплоносителя, 8 - газотурбогенератор, 9 - диспергатор, находящийся внизу камеры активной зоны, 11(1) - замерзающий клапан, 12(1) - запорный вентиль, 13 - камера активной зоны, 15 - компрессор, 16 - корпус реактора, 17 - нижний торцевой отражатель нейтронов, 18 - нижняя трубная решетка, 19 - паротурбогенератор, 20 - патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 22 - патрубок заполнения - опорожнения камеры активной зоны, 24 - патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, 27 - питательный насос, 29 - система отвода и очистки газов, 31 - стержень регулирования мощности реактора, 32 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», 33 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», 34 - трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 36 - трубопровод для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции, 37 - трубопровод заполнения - опорожнения камеры активной зоны, 39(1) - уровнемер, 40 - циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, 41 - ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции.

В состав жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах, без отделенной перегородкой зоны воспроизводства, входят:

Оборудование для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора и системы 29 отвода и очистки газов. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя и содержащий камеру 13 активной зоны. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4, заглушенном внизу трубопроводе. Опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37, соединенный с патрубком 22 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов. По меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1).

Кроме того, в состав жидкосолевого ядерного реактора входят не показанные на чертежах все электронагреватели и теплоизоляция корпуса 16 и другого оборудования.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора в его состав могут входить:

Установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя трубопроводы 36, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции. Камера 13 активной зоны с выделенной внешней кольцевой областью, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27. Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15.

Кроме того, в состав жидкосолевого реактора могут входить: Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов. Стержни 31 регулирования мощности реактора. Замерзающий клапан 11(1). Запорный вентиль 12(1).

Оборудование для отвода тепла и производства электроэнергии предназначено для использования вырабатываемой в реакторе тепловой энергии. Оборудование системы регулирования мощности реактора предназначено для управления его реактивностью. Оборудование системы 29 отвода и очистки газов предназначено для сбора газообразных продуктов деления посредством барботирования гелием жидкосолевой топливной композиции, очистки их от примесей и утилизации. Для барботирования может быть использован какой-либо другой инертный газ. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя, предназначен для размещения камеры 13 активной зоны с находящимися в ней внутренними 5 и внешними 4 трубопроводами охлаждающего теплоносителя. Направление входа охлаждающего теплоносителя в корпус 16 реактора и выхода из корпуса 16 реактора можно изменить, поменяв местами входной 6 и выходной 7 патрубки. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные по трубным решеткам и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4 заглушенном внизу трубопроводе, предназначены для необходимого распределения охлаждающего теплоносителя по поперечному сечению активной зоны. Патрубок 22 на корпусе 16 реактора и соединенный с ним опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37 предназначены для соединения с оборудованием заполнения камеры 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один, ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1), предназначены для удаления из активной зоны газообразных продуктов деления ядерного топлива. Кроме того, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны, предназначен для исключения возможности образования газовых полостей наверху камеры 13 активной зоны и сохранения тем самым геометрии активной зоны неизменной при наклонах реактора.

Не показанные на рисунках электронагреватели и теплоизоляция предназначены для нагревания корпуса 16 и другого оборудования до температур, превышающих температуры плавления жидкосолевых композиций, и уменьшения потерь тепла.

Трубопроводы 36, установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя и имеющие вверху и внизу отверстия, предназначены для обеспечения естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции в реакторе.

Внешняя кольцевая область в камере 13 активной зоны, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом, предназначена для формирования зоны воспроизводства вторичного топлива за счет увеличения в ней объемной доли жидкосолевой топливной композиции. В выделенной таким образом области активной зоны будет интенсивнее протекать реакция воспроизводства ядерного топлива.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 солевого теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27, также предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначено для осуществления третьего варианта отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов предназначены для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Стержни 31 регулирования мощности предназначены для управления реактивностью реактора.

Замерзающий клапан 11(1) предназначен для герметизации камеры 13 активной зоны. Запорный вентиль 12(1) предназначен для соединения с оборудованием заправочной станции или судна-заправщика при перегрузках реактора через, например, съемный трубопровод заполнения-опорожнения.

Патрубки, связывающие корпус 16 реактора с обеспечивающими работу системами, должны быть установлены на корпусе 16 выше уровня жидкосолевой топливной композиции в, по меньшей мере, одном компенсаторе 41 тепловых расширений топливной композиции с той целью, чтобы в случае дефекта в каком-либо из патрубков топливо не могло вытечь из камеры 13 активной зоны.

Жидкосолевой ядерный реактор в составе транспортной установки работает следующим образом.

Соединяют запорный вентиль 12(1) съемным трубопроводом заполнения - опорожнения с заполненным топливной композицией ядерно-безопасным резервуаром заправочной станции. Подают электропитание к оборудованию транспортной установки от источника резервного питания или от заправочной станции. Подают напряжение к электронагревателям корпуса 16, патрубка 22, замерзающего клапана 11(1), запорного вентиля 12(1), съемного трубопровода заполнения - опорожнения, циркуляционного насоса 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», трубопроводов и другого оборудования, обеспечивающего циркуляцию жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Прогревают оборудование до необходимой температуры, превышающей температуру находящейся в нем жидкосолевой среды. Заполняют контур циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Включают в работу циркуляционный насос 40 и прокачивают жидкосолевой охлаждающий теплоноситель через реактор. Из ядерно-безопасного резервуара заправочной станции через запорный вентиль 12(1), замерзающий клапан 11(1) и патрубок 22 заполняют камеру 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией по показаниям уровнемера 39(1) в ядерно-безопасном компенсаторе 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции. Закрывают запорный вентиль 12(1) и подают охлаждение на замерзающий клапан 11(1). Снимают съемный трубопровод заполнения-опорожнения. Посредством стержней регулирования 31 выведет реактор на необходимый уровень мощности. Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов будут уменьшать утечку нейтронов за пределы активной зоны 13. По причине отсутствия замедлителя в активной зоне установится быстрый спектр нейтронов. Реактор будет работать на быстрых нейтронах. В камере 13 активной зоны, в пространстве между трубопроводами 36 и в просветах между трубопроводами 36 и наружными поверхностями внешних 4 трубопроводов охлаждения установится процесс естественной циркуляции жидкосолевой топливной композиции.

Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель будет передавать тепло в теплообменнике 32 газообразному теплоносителю. Газообразный теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Для удаления из камеры 13 активной зоны газообразных продуктов деления через патрубок 20 и диспергатор 9 подают гелий из системы 29 отвода и очистки газов. Газообразные продукты деления, вышедшие вместе с гелием в компенсационную камеру ядерно-безопасного компенсатора 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, откачивают в оборудование системы 29, где их очищают от примесей и утилизируют.

С целью замены топливной композиции останавливают реактор, соединяют запорный вентиль 12(1) съемным трубопроводом с ядерно-безопасным резервуаром заправочной станции, прекращают охлаждать замерзающий клапан 11(1), прогревают его до температуры, превышающей температуру плавления топливной композиции, открывают запорный вентиль 12(1) и сливают отработанную топливную композицию из камеры 13 активной зоны в ядерно-безопасный резервуар заправочной станции. Закрывают запорный вентиль 12(1), соединяют съемный трубопровод с ядерно-безопасным резервуаром со свежей топливной композицией. Открывают запорный вентиль 12(1) и заполняют камеру 13 активной зоны свежей топливной композицией из ядерно-безопасного резервуара заправочной станции. Закрывают запорный вентиль 12(1) и замораживают клапан 11(1). Запускают реактор в работу и выводят его на необходимый уровень мощности.

Возможен другой вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу питательный насос 27 и прокачивают пароводяной теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 и зоне воспроизводства 14 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель передает тепло в теплообменнике 33 пароводяному теплоносителю. Пароводяной теплоноситель затрачивает полученную энергию в паротурбогенераторе 19 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Возможен третий вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный охлаждающий теплоноситель через реактор. Выводят реактор на необходимый уровень мощности. Нагретый в активной зоне и зоне воспроизводства газообразный охлаждающий теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

Разработанный реактор является реактором с жидкими тепловыделяющими элементами, в которых не возникают напряженные состояния при изменениях температуры. Поэтому он может работать в режиме переменных нагрузок и при этом в его конструкции не возникают напряжения, связанные с термоциклическими нагрузками. Температурный коэффициент реактивности этого реактора всегда отрицательный. Реактор обладает повышенными управляемостью и надежностью, так как топливная жидкосолевая композиция не выходит за пределы корпуса реактора при отводе от него тепла и все запаздывающие нейтроны остаются в активной зоне.

При колебаниях волн или взлете и посадке возможны наклоны реактора, работающего в составе транспортной установки. При наклонах реактора, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 обеспечит неизменность геометрии активной зоны.

Пример конкретного исполнения жидкосолевого ядерного реактора.

Для примера конкретного исполнения взят жидкосолевой ядерный реактор - конвертор на тепловых нейтронах с уран-ториевым топливным циклом, т.е. делящимся материалом является, например, уран-235, сырьевым материалом торий-232, а. воспроизводимым топливом уран-233. Коэффициент воспроизводства реактора будет меньше единицы, но близким к ней. В качестве топливной композиции может быть выбрана смесь фтористых солей, например 71,7727LiF-16,0BeF2-12,0ThF4-0,228UF4. В качестве жидкосолевого охлаждающего теплоносителя может быть выбрана эвтектическая смесь 92,0NaBF4-8,0NaF, которая имеет более низкую температуру плавления. В качестве основного конструкционного материала может быть выбран сплав хастеллой-Н. Молярный состав сплава хастеллой-Н, %: Ni 66,0; Mo 17,0; Cr 7,0; Fe 5,0.

Получен технический результат изобретения, разработан безопасный жидкосолевой реактор, работающий на быстрых нейтронах, с надежным корпусом и простой и надежной системой отвода тепла, который можно будет эксплуатировать в составе транспортной энергетической установки.

Жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах для транспортной энергетической установки, имеющий отделенную перегородкой зону воспроизводства, изображен на фиг.2, 4, 5-9. Заправку и замену топливной и сырьевой композиций этого реактора от заправочной станции можно будет выполнить через два съемных трубопровода заполнения - опорожнения.

Аналогичную конструкцию может иметь реактор на быстрых нейтронах для транспортной установки с жидкометаллическим топливом.

Известен быстрый охлаждаемый натрием реактор БН-600 (Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. «Реакторы на быстрых нейтронах». Издательство «Энергоатомиздат», Москва, 1985). Активная зона реактора БН-600 набрана из шестигранных кассет, состоящих из стержневых тепловыделяющих элементов (твэл).

К основным недостаткам известного устройства относятся:

- сложность конструкции стержневых твэлов;

- невозможность удаления из стержневых твэлов газообразных продуктов деления. По этой причине в каждом твэле к концу кампании избыточное давление газообразных продуктов деления по расчетам повышается до 4 МПа;

- чрезмерная ненужная сложность конструкции реактора БН-600. Рядом с активной зоной реактора погружены в расплавленный активированный натрий и по этой причине являющиеся неремонтопригодными три циркуляционных насоса и шесть теплообменников «натрий - натрий». К работе активной зоны это оборудование не имеет никакого отношения;

- низкая надежность тепловой схемы. На АЭС с реактором БН-600 существует постоянная угроза опасного контакта расплавленного натрия второго контура с водой.

Наиболее близким по технической сущности к заявленному жидкосолевому ядерному реактору (варианты) является жидкосолевой реактор - размножитель на тепловых нейтронах (MSBR-1000) (Блинкин В.Л., Новиков В.М. «Жидкосолевые ядерные реакторы», М.: Атомиздат, 1978).

Известное устройство является реактором с трехконтурной системой отвода тепла. Топливная жидаосолевая композиция циркулирует через корпус реактора в первом контуре. Генерируемое тепло передается от жидкосолевой топливной композиции в теплообменнике жидкосолевому охлаждающему теплоносителю второго контура. Жидкосолевой охлаждающий теплоноситель отдает тепло в парогенераторе. Тепловая энергия полученного перегретого пара преобразуется в паротурбогенераторе в электрическую энергию.

Реактор оснащен оборудованием системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов.

К основным недостаткам MSBR относятся:

- большое количество топлива находится вне корпуса реактора, в трубопроводах и другом оборудовании контура циркуляции жидкосолевой топливной композиции;

- сложность конструкции системы отвода тепла от реактора;

- жидкосолевая топливная композиция подается в корпус реактора снизу. При возникновении дефекта в сварном шве, соединяющем входной патрубок с корпусом реактора, жидкосолевая топливная композиция может вытечь из корпуса реактора;

- при циркуляции топлива через реактор часть запаздывающих нейтронов покидает активную зону с потоком топлива, поэтому реактивность реактора с циркулирующим топливом меньше реактивности реактора с топливом, не выходящим из корпуса.

Технический результат изобретения состоит в разработке безопасного жидкосолевого реактора на тепловых нейтронах, оснащенного оборудованием переработки топлива с надежным корпусом, простой и надежной системой отвода тепла, который можно будет эксплуатировать в составе АЭС и транспортной энергетической установки.

Для достижения технического результата в жидкосолевом ядерном реакторе, оснащенном оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов и системы переработки топлива, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны и находящиеся в ней стержни замедлителя, предлагается:

- над камерой активной зоны установить нижнюю и верхнюю трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе;

- реактор снабдить опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения;

- реактор снабдить трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора предлагается:

- на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить коаксиально и с просветом стержни замедлителя, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции;

- в камере активной зоны выделить внешнюю кольцевую область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить с большим шагом;

- систему переработки топлива оснастить, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ею камеры активной зоны;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор и питательный насос;

- реактор оснастить перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабдить опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером;

- систему переработки топлива оснастить оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема жидкосолевой сырьевой композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ею камеры зоны воспроизводства.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1, 3, 5-9 представлена возможная конструкция жидкосолевого ядерного реактора на тепловых нейтронах, оснащенного оборудованием системы переработки топлива.

На фиг.1, 3, 5-9 приняты следующие обозначения:

1 - боковой отражатель нейтронов, 2 - верхний торцевой отражатель нейтронов, 3 - верхняя трубная решетка, 4 - внешний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 5 - внутренний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 6 - входной патрубок охлаждающего теплоносителя, 7 - выходной патрубок охлаждающего теплоносителя, 8 - газотурбогенератор, 9 - диспергатор, находящийся внизу камеры активной зоны, 10 - диспергатор, находящийся внизу камеры зоны воспроизводства, 11(1)-11(4) - замерзающие клапаны, 12(1)-12(4) - запорные вентили, 13 - камера активной зоны, 14 - камера зоны воспроизводства ядерного топлива, 15 - компрессор, 16 - корпус реактора, 17 - нижний торцевой отражатель нейтронов, 18 - нижняя трубная решетка, 19 - паротурбогенератор, 20 - патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 21 - патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры зоны воспроизводства, 22 - патрубок заполнения -опорожнения камеры активной зоны, 23 - патрубок заполнения - опорожнения камеры зоны воспроизводства, 24 - патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, 25 - патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, 26 - перегородка, 27 - питательный насос, 28 - система переработки топлива, 29 - система отвода и очистки газов, 30 - стержень замедлителя, 31 - стержень регулирования мощности реактора, 32 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», 33 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», 34 - трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 35 - трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры зоны воспроизводства, 37 - трубопровод заполнения -опорожнения камеры активной зоны, 38 - трубопровод заполнения - опорожнения камеры зоны воспроизводства, 39(1)-39(2) - уровнемеры, 40 - циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, 41 - ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, 42 - ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, 43(1)-43(2) - ядерно-безопасные резервуары жидкосолевой топливной композиции, 44(1)-44(2) - ядерно-безопасные резервуары жидкосолевой сырьевой композиции.

В состав жидкосолевого ядерного реактора на тепловых нейтронах, входят:

Оборудование для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, системы 29 отвода и очистки газов и системы 28 переработки топлива. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя и содержащий камеру 13 активной зоны и находящиеся в ней стержни 30 замедлителя. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4, заглушенном внизу трубопроводе. Опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37, соединенный с патрубком 22 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов. По меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1).

Кроме того, в состав жидкосолевого ядерного реактора входят не показанные на чертежах все электронагреватели и теплоизоляция корпуса 16 и другого оборудования.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора в его состав могут входить:

Установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя стержни 30 замедлителя, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции. Камера 13 активной зоны с выделенной внешней кольцевой областью, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом. Система 28 переработки топлива оснащенная, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(1) для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(2) для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ею камеры 13 активной зоны. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27. Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15. Оборудование для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор 19 и питательный насос 27. Перегородка 26, образующая центральную камеру 13 активной зоны и периферийную камеру 14 зоны воспроизводства ядерного топлива. Опущенный до низа камеры 14 зоны воспроизводства трубопровод 38, соединенный с патрубком 23 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры 14 зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения. Трубопровод 35, соединяющий находящийся внизу камеры 14 зоны воспроизводства диспергатор 10 с патрубком 21 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенный с верхом камеры 14 зоны воспроизводства и оснащенный патрубком 25 для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером 39(2). Система 28 переработки топлива, оснащенная оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(1) для приема жидкосолевой сырьевой композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(2) для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ею камеры 14 зоны воспроизводства.

Кроме того, в состав жидкосолевого реактора могут входить: Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов. Стержни 31 регулирования мощности реактора. Замерзающие клапаны 11(1)-11 (4). Запорные вентили 12(1)-12(4).

Оборудование для отвода тепла и производства электроэнергии предназначено для использования вырабатываемой в реакторе тепловой энергии. Оборудование системы регулирования мощности реактора предназначено для управления его реактивностью. Оборудование системы 29 отвода и очистки газов предназначено для сбора газообразных продуктов деления посредством барботирования гелием жидкосолевой топливной композиции, очистки их от примесей и утилизации. Для барботирования может быть использован какой-либо другой инертный газ. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя, предназначен для размещения камеры 13 активной зоны с находящимися в ней внутренними 5 и внешними 4 трубопроводами охлаждающего теплоносителя и стержнями 30 замедлителя. Направление входа охлаждающего теплоносителя в корпус 16 реактора и выхода из корпуса 16 реактора можно изменить, поменяв местами входной 6 и выходной 7 патрубки. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные по трубным решеткам и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4, заглушенном внизу трубопроводе, предназначены для необходимого распределения охлаждающего теплоносителя по поперечному сечению реактора. Патрубок 22 на корпусе 16 реактора и соединенный с ним опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37 предназначены для соединения с оборудованием заполнения камеры 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один, ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1), предназначены для удаления из камеры 13 активной зоны газообразных продуктов деления ядерного топлива. Уровнемер 39(1) предназначен для контроля и измерения уровня топливной композиции. Кроме того, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны, предназначен для исключения возможности образования газовых полостей наверху камеры 13 активной зоны и сохранения тем самым геометрии активной зоны неизменной при наклонах реактора.

Не показанные на чертежах электронагреватели и теплоизоляция предназначены для нагревания корпуса 16 и другого оборудования до температур, превышающих температуры плавления жидкосолевых композиций и уменьшения потерь тепла.

Стержни 30 замедлителя, установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя и имеющие вверху и внизу отверстия, предназначены для замедления нейтронов до тепловой энергии и обеспечения естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции в реакторе.

Внешняя кольцевая область в камере 13 активной зоны, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом, предназначена для формирования зоны воспроизводства вторичного топлива за счет уменьшения в ней объемной доли замедлителя и увеличения объемной доли жидкосолевой топливной композиции. В выделенной таким образом области активной зоны будет интенсивнее протекать реакция воспроизводства вторичного ядерного топлива.

Система 28 переработки топлива, оснащенная, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(1) для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(2) для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ею камеры 13 активной зоны, предназначена для дискретной переработки жидкосолевой топливной композиции с целью выделения из нее наработанного вторичного топлива и продуктов деления ядерного топлива, являющихся поглотителями нейтронов, нейтронными ядами. Производительность системы 28 зависит от дискретности переработки.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 солевого теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27, также предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначено для осуществления третьего варианта отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор 19 и питательный насос 27, предназначено для осуществления четвертого варианта отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Перегородка 26, образующая центральную камеру 13 активной зоны и периферийную камеру 14 зоны воспроизводства ядерного топлива, предназначена для пространственного разделения процессов деления ядерного топлива и производства вторичного ядерного топлива. Опущенный до низа камеры 14 зоны воспроизводства трубопровод 38 и соединенный с ним патрубк 23 на корпусе 16 реактора предназначены для заполнения камеры 14 зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения. Трубопровод 35, соединяющий находящийся внизу камеры 14 зоны воспроизводства диспергатор 10 с патрубком 21 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенный с верхом камеры 14 зоны воспроизводства и оснащенный патрубком 25 для соединения с системой отвода и очистки газов, предназначены для удаления газообразных продуктов деления из камеры 14 зоны воспроизводства. Уровнемер 39(2) предназначен для контроля и измерения уровня сырьевой композиции. Кроме того, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции предназначен для исключения возможности образования газовых полостей наверху камеры 14 активной зоны и сохранения тем самым геометрии зоны воспроизводства неизменной при наклонах реактора.

Система 28 переработки топлива, оснащенная оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(1) для приема жидкосолевой сырьевой композиции, выдержки и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(2) для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ею камеры 14 зоны воспроизводства, предназначена для дискретной переработки жидкосолевой сырьевой композиции с целью выделения из нее наработанного вторичного топлива и продуктов деления ядерного топлива, являющихся поглотителями нейтронов, нейтронными ядами. Производительность системы 28 зависит от дискретности переработки. Возможной является и непрерывная переработка топливосодержащих композиций, но она связана с уменьшением безопасности и усложнением технологической схемы по непрерывному отбору жидкосолевых топливосодержащих композиций из работающего реактора и их возврату в работающий реактор.

Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов предназначены для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Стержни 31 регулирования мощности предназначены для управления реактивностью реактора.

Замерзающие клапаны 11(1)-11(4) предназначены для герметизации камеры 13 активной зоны и камеры 14 зоны воспроизводства. Запорные вентили 12(1)-12(4) предназначены для соединения с оборудованием системы 28 переработки топлива или заправочной станции.

Патрубки, связывающие корпус 16 реактора с обеспечивающими работу системами, должны быть установлены на корпусе 16 выше уровня жидкосолевой топливной композиции в, по меньшей мере, одном компенсаторе 41 тепловых расширений топливной композиции и выше уровня жидкосолевой сырьевой композиции в, по меньшей мере, одном компенсаторе 42 тепловых расширений сырьевой композиции с той целью, чтобы в случае дефекта в каком-либо из патрубков топливная и сырьевая композиции не могли вытечь из камеры 13 активной зоны и камеры 14 зоны воспроизводства.

Жидкосолевой ядерный реактор в составе АЭС или транспортной установки работает следующим образом.

Подают электропитание к электронагревателям корпуса 16, патрубков 22, 23, замерзающих клапанов 11(1)-11(4), запорных вентилей 12(1)-12(4), трубопроводов, связывающих реактор с системой 28 переработки топлива, ядерно-безопасных резервуаров 43(1) и 43(2), 44(1) и 44(2) и другого оборудования системы 28, циркуляционного насоса 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», трубопроводов и другого оборудования, обеспечивающего циркуляцию жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Прогревают оборудование до необходимой температуры, превышающей температуру находящейся в нем жидкосолевой среды. Заполняют контур циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Включают в работу циркуляционный насос 40 и прокачивают жидкосолевой охлаждающий теплоноситель через реактор. Из ядерно-безопасного резервуара 44(2) через запорный вентиль 12(4), замерзающий клапан 11(4) и патрубок 23 заполняют камеру 14 зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией по показаниям уровнемера 39(2) в ядерно-безопасном компенсаторе 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции. Закрывают запорный вентиль 12(4), выключают электронагреватель замерзающего клапана 11(4), подводят к нему охлаждение и замораживают клапан. Из ядерно-безопасного резервуара 43(2) через запорный вентиль 12(2), замерзающий клапан 11(2) и патрубок 22 заполняют камеру 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией по показаниям уровнемера 39(1) в ядерно-безопасном компенсаторе 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции. Закрывают запорный вентиль 12(2) и подают охлаждение на замерзающий клапан 11(2). Посредством стержней регулирования 31 выводят реактор на необходимый уровень мощности. Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов будут уменьшать утечку нейтронов за пределы активной зоны 13, а стержни 30 замедлителя будут обеспечивать в ней тепловой спектр нейтронов. Реактор будет работать на тепловых нейтронах. В камере 13 активной зоны, в пространстве между стержнями 30 замедлителя и в просветах между стержнями 30 замедлителя и наружными поверхностями внешних 4 трубопроводов охлаждения установится процесс естественной циркуляции жидкосолевой топливной композиции. В камере 14 зоны воспроизводства, в пространстве между стержнями 30 замедлителя и в просветах между стержнями 30 замедлителя и наружными поверхностями внешних 4 трубопроводов охлаждения установится процесс естественной циркуляции жидкосолевой сырьевой композиции.

Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 и зоне воспроизводства 14 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель будет передавать тепло в теплообменнике 32 газообразному теплоносителю. Газообразный теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Для удаления из камеры 13 активной зоны и камеры 14 зоны воспроизводства газообразных продуктов деления через патрубки 20 и 21 и диспергаторы 9 и 10 подают в них гелий из системы 29 отвода и очистки газов. Газообразные продукты деления, вышедшие вместе с гелием в компенсационную камеру ядерно-безопасного компенсатора 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции и в компенсационную камеру ядерно-безопасного компенсатора 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, откачивают в оборудование системы 29, где их очищают от примесей и утилизируют.

С целью переработки топливной композиции останавливают реактор, прекращают охлаждать замерзающие клапаны 11(1) и 11(2), прогревают их до температуры, превышающей температуру плавления топливной композиции, открывают запорный вентиль 12(1) и сливают топливную композицию из камеры 13 активной зоны в ядерно-безопасный резервуар 43(1) системы 28 переработки топлива. Закрывают запорный вентиль 12(1) и замораживают клапан 11(1). Открывают запорный вентиль 12(2) и заполняют камеру 13 активной зоны из ядерно-безопасного резервуара 43(2) имеющейся в нем ранее переработанной топливной композицией. Закрывают запорный вентиль 12(2) и замораживают клапан 11(2). Запускают реактор в работу и выводят его на необходимый уровень мощности. Топливную композицию, слитую в ядерно-безопасный резервуар 43(1), перерабатывают в оборудовании системы 28 и очищенную от осколков деления и наработанного вторичного топлива собирают в ядерно-безопасном резервуаре 43(2).

С целью переработки сырьевой композиции останавливают реактор, прекращают охлаждать замерзающие клапаны 11(3) и 11(4), прогревают их до температуры, превышающей температуру плавления сырьевой композиции, открывают запорный вентиль 12(3) и сливают сырьевую композицию из камеры 14 зоны воспроизводства в ядерно-безопасный резервуар 44(1) системы 28 переработки топлива. Закрывают запорный вентиль 12(3) и замораживают клапан 11(3). Открывают запорный вентиль 12(4) и заполняют камеру 14 зоны воспроизводства из ядерно-безопасного резервуара 44(2) имеющейся в нем ранее переработанной сырьевой композицией. Закрывают запорный вентиль 12(4) и замораживают клапан 11(4). Запускают реактор в работу и выводят его на необходимый уровень мощности. Сырьевую композицию, слитую в ядерно-безопасный резервуар 44(1), перерабатывают в оборудовании системы 28 и очищенную от осколков деления и наработанного вторичного топлива собирают в ядерно-безопасном резервуаре 44(2).

Возможен другой вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу питательный насос 27 и прокачивают пароводяной теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 и зоне воспроизводства 14 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель передает тепло в теплообменнике 33 пароводяному теплоносителю. Пароводяной теплоноситель затрачивает полученную энергию в паротурбогенераторе 19 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Возможен третий вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный охлаждающий теплоноситель через реактор. Выводят реактор на необходимый уровень мощности. Нагретый в активной зоне и зоне воспроизводства газообразный охлаждающий теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

Возможен четвертый вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу питательный насос 27 и прокачивают пароводяной теплоноситель через реактор. Выводят реактор на необходимый уровень мощности. Полученный в активной зоне и зоне воспроизводства перегретый пар будет затрачивать полученную энергию в паротурбогенераторе 19 на производство электроэнергии.

При расположении паротурбогенератора 19 выше реактора в контуре циркуляции пароводяного теплоносителя установится процесс естественной циркуляции пароводяного теплоносителя. Естественная циркуляция пароводяного теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на питательный насос 27 и повысит безопасность реактора.

Разработанный реактор является реактором с жидкими тепловыделяющими элементами, в которых не возникают напряженные состояния при изменениях температуры. Поэтому он может работать в режиме переменных нагрузок и, при этом в его конструкции не возникают напряжения, связанные с термоциклическими нагрузками. Температурный коэффициент реактивности этого реактора всегда отрицательный. Реактор обладает повышенными управляемостью и надежностью, так как топливная и сырьевая жидкосолевые композиции не выходят за пределы корпуса реактора при отводе от него тепла и все запаздывающие нейтроны остаются в активной зоне и зоне воспроизводства. Коэффициент воспроизводства вторичного топлива у разработанного теплового реактора больше единицы.

При колебаниях волн или взлете и посадке возможны наклоны реактора, работающего в составе транспортной установки. На работу стационарного реактора, работающего в составе АЭС, могут оказывать влияние сейсмические колебания. При наклонах реактора, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 обеспечат неизменность геометрии активной зоны и зоны воспроизводства ядерного топлива.

Пример конкретного исполнения жидкосолевого ядерного реактора. Для примера конкретного исполнения взят жидкосолевой ядерный реактор - конвертор на тепловых нейтронах с уран-ториевым топливным циклом, т.е. делящимся материалом является, например, уран-235, сырьевым материалом будет торий-232, а воспроизводимым ядерным топливом уран-233. Коэффициент воспроизводства реактора будет больше единицы. В качестве топливной солевой композиции может быть выбрана смесь фтористых солей, например 71,7727LiF-16,0BeF2-12,0ThF4-0,228UF4. В качестве жидкосолевого охлаждающего теплоносителя может быть выбрана эвтектическая смесь 92,0NaBF4-8,0NaF, которая имеет более низкую температуру плавления. Состав жидкосолевой сырьевой композиции может быть определен расчетом и экспериментально. В качестве основного конструкционного материала может быть выбран сплав хастеллой-Н или отечественный сплав с аналогичными свойствами. Молярный состав сплава хастеллой-Н, %: Ni 66,0; Мо 17,0; Cr 7,0; Fe 5,0.

Получен технический результат изобретения, разработан безопасный жидкосолевой ядерный реактор на тепловых нейтронах, с надежным корпусом и простой и надежной системой отвода тепла без выхода жидкосолевой топливной композиции и жидкосолевой сырьевой композиции из корпуса реактора.

Аналогичную конструкцию может иметь реактор с жидкометаллическим топливом на тепловых нейтронах с надежным корпусом и простой и надежной системой отвода тепла без выхода жидкометаллической топливной композиции и жидкометаллической сырьевой композиции из корпуса реактора.

Известен быстрый охлаждаемый натрием реактор БН-600 (Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В., «Реакторы на быстрых нейтронах», Издательство «Энергоатомиздат», Москва, 1985). Активная зона реактора БН-600 набрана из шестигранных кассет, состоящих из стержневых тепловыделяющих элементов (твэл).

К основным недостаткам известного устройства относятся:

- сложность конструкции стержневых твэлов;

- невозможность удаления из стержневых твэлов газообразных продуктов деления. По этой причине в каждом твэле к концу кампании избыточное давление газообразных продуктов деления по расчетам повышается до 4 МПа;

- чрезмерная ненужная сложность конструкции реактора БН-600. Рядом с активной зоной реактора погружены в расплавленный активированный натрий и по этой причине являющиеся неремонтопригодными три циркуляционных насоса и шесть теплообменников «натрий - натрий». К работе активной зоны это оборудование не имеет никакого отношения;

- низкая надежность тепловой схемы. На АЭС с реактором БН-600 существует постоянная угроза опасного контакта расплавленного натрия второго контура с водой.

Наиболее близким по технической сущности к заявленному жидкосолевому ядерному реактору (варианты) является жидкосолевой реактор - размножитель на тепловых нейтронах (MSBR-1000) (Блинкин В.Л., Новиков В.М. «Жидкосолевые ядерные реакторы», М.: Атомиздат, 1978).

Известное устройство является реактором с трехконтурной системой отвода тепла. Топливная жидкосолевая композиция циркулирует через корпус реактора в первом контуре. Генерируемое тепло передается от жидкосолевой топливной композиции в теплообменнике жидкосолевому охлаждающему теплоносителю второго контура. Жидкосолевой охлаждающий теплоноситель отдает тепло в парогенераторе. Тепловая энергия полученного перегретого пара преобразуется в паротурбогенераторе в электрическую энергию.

Реактор оснащен оборудованием системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов.

К основным недостаткам MSBR относятся:

- большое количество топлива находится вне корпуса реактора, в трубопроводах и другом оборудовании контура циркуляции жидкосолевой топливной композиции;

- сложность конструкции системы отвода тепла от реактора;

- жидкосолевая топливная композиция подается в корпус реактора снизу. При возникновении дефекта в сварном шве, соединяющем входной патрубок с корпусом реактора, жидкосолевая топливная композиция может вытечь из корпуса реактора;

- при циркуляции топлива через реактор часть запаздывающих нейтронов покидает активную зону с потоком топлива, поэтому реактивность реактора с циркулирующим топливом меньше реактивности реактора с топливом, не выходящим из корпуса.

Технический результат изобретения состоит в разработке безопасного жидкосолевого реактора на быстрых нейтронах, оснащенного оборудованием переработки топлива с надежным корпусом, простой и надежной системой отвода тепла, который можно будет эксплуатировать в составе АЭС и транспортной энергетической установки.

Для достижения технического результата в жидкосолевом ядерном реакторе, оснащенном оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов и системы переработки топлива, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны, предлагается:

- над камерой активной зоны установить нижнюю и верхнюю трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе;

- реактор снабдить опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения;

- реактор снабдить трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора предлагается:

- на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить коаксиально и с просветом трубопроводы, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции;

- в камере активной зоны выделить внешнюю кольцевую область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установить с большим шагом;

- систему переработки топлива оснастить, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ею камеры активной зоны;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос;

- реактор оснастить оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор;

- реактор оснастить перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабдить опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером;

- систему переработки топлива оснастить оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема жидкосолевой сырьевой композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ею камеры зоны воспроизводства.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.2, 4-9 представлена возможная конструкция жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах, оснащенного оборудованием системы переработки топлива.

На фиг.2, 4-9 приняты следующие обозначения:

1 - боковой отражатель нейтронов, 2 - верхний торцевой отражатель нейтронов, 3 - верхняя трубная решетка, 4 - внешний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 5 - внутренний трубопровод охлаждающего теплоносителя, 6 - входной патрубок охлаждающего теплоносителя, 7 - выходной патрубок охлаждающего теплоносителя, 8 - газотурбогенератор, 9 - диспергатор, находящийся внизу камеры активной зоны, 10 - диспергатор, находящийся внизу камеры зоны воспроизводства, 11(1)-11(4) - замерзающие клапаны, 12(1)-12(4) - запорные вентили, 13 - камера активной зоны, 14 - камера зоны воспроизводства ядерного топлива, 15 - компрессор, 16 - корпус реактора, 17 - нижний торцевой отражатель нейтронов, 18 - нижняя трубная решетка, 19 - паротурбогенератор, 20 - патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 21 - патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры зоны воспроизводства, 22 - патрубок заполнения - опорожнения камеры активной зоны, 23 - патрубок заполнения - опорожнения камеры зоны воспроизводства, 24 - патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, 25 - патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, 26 - перегородка, 27 - питательный насос, 28 - система переработки топлива, 29 - система отвода и очистки газов, 31 - стержень регулирования мощности реактора, 32 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», 33 - теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», 34 - трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны, 35 - трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры зоны воспроизводства, 36 - трубопровод для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции, 37 - трубопровод заполнения -опорожнения камеры активной зоны, 38 - трубопровод заполнения - опорожнения камеры зоны воспроизводства, 39(1)-39(2) - уровнемеры, 40 - циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, 41 - ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, 42 - ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, 43(1)-43(2) - ядерно-безопасные резервуары жидкосолевой топливной композиции, 44(1)-44(2) - ядерно-безопасные резервуары жидкосолевой сырьевой композиции.

В состав жидкосолевого ядерного реактора на быстрых нейтронах, входят:

Оборудование для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, системы 29 отвода и очистки газов и системы 28 переработки топлива. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя и содержащий камеру 13 активной зоны. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4, заглушенном внизу трубопроводе. Опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37, соединенный с патрубком 22 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов. По меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1).

Кроме того, в состав жидкосолевого ядерного реактора входят не показанные на чертежах все электронагреватели и теплоизоляция корпуса 16 и другого оборудования.

В частных случаях исполнения жидкосолевого ядерного реактора в его состав могут входить:

Установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя трубопроводы 36, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции. Камера 13 активной зоны с выделенной внешней кольцевой областью, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом. Система 28 переработки топлива оснащенная, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(1) для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(2) для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ею камеры 13 активной зоны. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15. Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27. Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15. Перегородка 26, образующая центральную камеру 13 активной зоны и периферийную камеру 14 зоны воспроизводства ядерного топлива. Опущенный до низа камеры 14 зоны воспроизводства трубопровод 38, соединенный с патрубком 23 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры 14 зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения. Трубопровод 35, соединяющий находящийся внизу камеры 14 зоны воспроизводства диспергатор 10 с патрубком 21 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенный с верхом камеры 14 зоны воспроизводства и оснащенный патрубком 25 для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером 39(2). Система 28 переработки топлива, оснащенная оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(1) для приема жидкосолевой сырьевой композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(2) для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ею камеры 14 зоны воспроизводства.

Кроме того, в состав жидкосолевого реактора могут входить: Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов. Стержни 31 регулирования мощности реактора. Замерзающие клапаны 11(1)-11(4). Запорные вентили 12(1)-12(4).

Оборудование для отвода тепла и производства электроэнергии предназначено для использования вырабатываемой в реакторе тепловой энергии. Оборудование системы регулирования мощности реактора предназначено для управления его реактивностью. Оборудование системы 29 отвода и очистки газов предназначено для сбора газообразных продуктов деления посредством барботирования гелием жидкосолевой топливной композиции, очистки их от примесей и утилизации. Для барботирования может быть использован какой-либо другой инертный газ. Корпус 16 реактора, оснащенный, по меньшей мере, одним входным 6 и одним выходным 7 патрубками охлаждающего теплоносителя, предназначен для размещения камеры 13 активной зоны с находящимися в ней внутренними 5 и внешними 4 трубопроводами охлаждающего теплоносителя и трубопроводами 36. Направление входа охлаждающего теплоносителя в корпус 16 реактора и выхода из корпуса 16 реактора можно изменить, поменяв местами входной 6 и выходной 7 патрубки. Установленные над камерой 13 активной зоны нижняя 18 и верхняя 3 трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные по трубным решеткам и опущенные в камеру 13 активной зоны парами «труба в трубе», внутренний 5 трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем 4, заглушенном внизу трубопроводе, предназначены для необходимого распределения охлаждающего теплоносителя по поперечному сечению реактора. Патрубок 22 на корпусе 16 реактора и соединенный с ним опущенный до низа камеры 13 активной зоны трубопровод 37 предназначены для соединения с оборудованием заполнения камеры 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения. Трубопровод 34, соединяющий находящийся внизу камеры 13 активной зоны диспергатор 9 с патрубком 20 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один, ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны и снабженный патрубком 24 для соединения с системой 29 отвода и очистки газов и уровнемером 39(1), предназначены для удаления из камеры 13 активной зоны газообразных продуктов деления ядерного топлива. Уровнемер 39(1) предназначен для контроля и измерения уровня топливной композиции. Кроме того, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенный с верхом камеры 13 активной зоны. предназначен для исключения возможности образования газовых полостей наверху камеры 13 активной зоны и сохранения тем самым геометрии активной зоны неизменной при наклонах реактора.

Не показанные на чертежах электронагреватели и теплоизоляция предназначены для нагревания корпуса 16 и другого оборудования до температур, превышающих температуры плавления жидкосолевых композиций и уменьшения потерь тепла.

Трубопроводы 36, установленные коаксиально и с просветом на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя и имеющие вверху и внизу отверстия, предназначены для обеспечения естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции в реакторе.

Внешняя кольцевая область в камере 13 активной зоны, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом, предназначена для формирования зоны воспроизводства вторичного топлива за счет увеличения в ней объемной доли жидкосолевой топливной композиции. В выделенной таким образом области будет интенсивнее протекать реакция воспроизводства вторичного ядерного топлива.

Система 28 переработки топлива, оснащенная, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(1) для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром 43(2) для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ею камеры 13 активной зоны, предназначена для дискретной переработки жидкосолевой топливной композиции с целью выделения из нее наработанного вторичного топлива и продуктов деления ядерного топлива, являющихся поглотителями нейтронов, нейтронными ядами. Производительность системы 28 будет зависеть от дискретности переработки.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудование контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос 40 солевого теплоносителя, и оборудование контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор 19 и питательный насос 27, также предназначены для отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Оборудование для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор 8 и компрессор 15, предназначено для осуществления третьего варианта отвода тепла от реактора и производства электроэнергии.

Перегородка 26, образующая центральную камеру 13 активной зоны и периферийную камеру 14 зоны воспроизводства ядерного топлива, предназначена для пространственного разделения процессов деления ядерного топлива и производства вторичного ядерного топлива. Опущенный до низа камеры 14 зоны воспроизводства трубопровод 38 и соединенный с ним патрубок 23 на корпусе 16 реактора предназначены для заполнения камеры 14 зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения. Трубопровод 35, соединяющий находящийся внизу камеры 14 зоны воспроизводства диспергатор 10 с патрубком 21 на корпусе 16 реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы 29 отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенный с верхом камеры 14 зоны воспроизводства и оснащенный патрубком 25 для соединения с системой отвода и очистки газов, предназначены для удаления газообразных продуктов деления из камеры 14 зоны воспроизводства. Уровнемер 39(2) предназначен для контроля и измерения уровня сырьевой композиции. Кроме того, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции предназначен для исключения возможности образования газовых полостей наверху камеры 14 активной зоны и сохранения тем самым геометрии зоны воспроизводства неизменной при наклонах реактора.

Система 28 переработки топлива, оснащенная оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(1) для приема жидкосолевой сырьевой композиции, выдержки и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар 44(2) для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ею камеры 14 зоны воспроизводства, предназначена для дискретной переработки жидкосолевой сырьевой композиции с целью выделения из нее наработанного вторичного топлива и продуктов деления ядерного топлива, являющихся поглотителями нейтронов, нейтронными ядами. Производительность системы 28 будет зависеть от дискретности переработки. Возможной является и непрерывная переработка топливосодержащих композиций, но она связана с уменьшением безопасности и усложнением технологической схемы по непрерывному отбору жидкосолевых топливосодержащих композиций из работающего реактора и их возврату в работающий реактор.

Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов предназначены для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Стержни 31 регулирования мощности предназначены для управления реактивностью реактора.

Замерзающие клапаны 11(1)-11(4) предназначены для герметизации камеры 13 активной зоны и камеры 14 зоны воспроизводства. Запорные вентили 12(1)-12(4) предназначены для соединения с оборудованием системы 28 переработки топлива или заправочной станции.

Патрубки, связывающие корпус 16 реактора с обеспечивающими работу системами, должны быть установлены на корпусе 16 выше уровня жидкосолевой топливной композиции в, по меньшей мере, одном компенсаторе 41 тепловых расширений топливной композиции и выше уровня жидкосолевой сырьевой композиции в, по меньшей мере, одном компенсаторе 42 тепловых расширений сырьевой композиции с той целью, чтобы в случае дефекта в каком-либо из патрубков топливная и сырьевая композиции не могли вытечь из камеры 13 активной зоны и камеры 14 зоны воспроизводства.

Жидкосолевой ядерный реактор на быстрых нейтронах в составе АЭС или транспортной установки работает следующим образом.

Подают электропитание к электронагревателям корпуса 16, патрубков 22, 23, замерзающих клапанов 11(1)-11(4), запорных вентилей 12(1)-12(4), трубопроводов, связывающих реактор с системой 28 переработки топлива, ядерно-безопасных резервуаров 43(1) и 43(2), 44(1) и 44(2) и другого оборудования системы 28, циркуляционного насоса 40 жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», трубопроводов и другого оборудования, обеспечивающего циркуляцию жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Прогревают оборудование до необходимой температуры, превышающей температуру находящейся в нем жидкосолевой среды. Заполняют контур циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя. Включают в работу циркуляционный насос 40 и прокачивают жидкосолевой охлаждающий теплоноситель через реактор. Из ядерно-безопасного резервуара 44(2) через запорный вентиль 12(4), замерзающий клапан 11(4) и патрубок 23 заполняют камеру 14 зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией по показаниям уровнемера 39(2) в ядерно-безопасном компенсаторе 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции. Закрывают запорный вентиль 12(4), выключают электронагреватель замерзающего клапана 11(4), подводят к нему охлаждение и замораживают клапан. Из ядерно-безопасного резервуара 43(2) через запорный вентиль 12(2), замерзающий клапан 11(2) и патрубок 22 заполняют камеру 13 активной зоны жидкосолевой топливной композицией по показаниям уровнемера 39(1) в ядерно-безопасном компенсаторе 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции. Закрывают запорный вентиль 12(2) и подают охлаждение на замерзающий клапан 11(2). Посредством стержней регулирования 31 выводят реактор на необходимый уровень мощности. Нижний 17 и верхний 2 торцевые и боковой 1 отражатели нейтронов будут уменьшать утечку нейтронов за пределы реактора. По причине отсутствия замедлителя в реакторе установится быстрый спектр нейтронов и он будет работать на быстрых нейтронах. В камере 13 активной зоны, в пространстве между стержнями 30 замедлителя и в просветах между стержнями 30 замедлителя и наружными поверхностями внешних 4 трубопроводов охлаждения установится процесс естественной циркуляции жидкосолевой топливной композиции. В камере 14 зоны воспроизводства, в пространстве между стержнями 30 замедлителя и в просветах между стержнями 30 замедлителя и наружными поверхностями внешних 4 трубопроводов охлаждения установится процесс естественной циркуляции жидкосолевой сырьевой композиции.

Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 и зоне воспроизводства 14 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель будет передавать тепло в теплообменнике 32 газообразному теплоносителю. Газообразный теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 32 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Для удаления из камеры 13 активной зоны и камеры 14 зоны воспроизводства газообразных продуктов деления через патрубки 20 и 21 и диспергаторы 9 и 10 подают в них гелий из системы 29 отвода и очистки газов. Газообразные продукты деления, вышедшие вместе с гелием в компенсационную камеру ядерно-безопасного компенсатора 41 тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции и в компенсационную камеру ядерно-безопасного компенсатора 42 тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, откачивают в оборудование системы 29, где их очищают от примесей и утилизируют.

С целью переработки топливной композиции останавливают реактор, прекращают охлаждать замерзающие клапаны 11(1) и 11(2), прогревают их до температуры, превышающей температуру плавления топливной композиции, открывают запорный вентиль 12(1) и сливают топливную композицию из камеры 13 активной зоны в ядерно-безопасный резервуар 43(1) системы 28 переработки топлива. Закрывают запорный вентиль 12(1) и замораживают клапан 11(1). Открывают запорный вентиль 12(2) и заполняют камеру 13 активной зоны из ядерно-безопасного резервуара 43(2) имеющейся в нем ранее переработанной топливной композицией. Закрывают запорный вентиль 12(2) и замораживают клапан 11(2). Запускают реактор в работу и выводят его на необходимый уровень мощности. Топливную композицию, слитую в ядерно-безопасный резервуар 43(1), перерабатывают в оборудовании системы 28 и очищенную от осколков деления и наработанного вторичного топлива собирают в ядерно-безопасном резервуаре 43(2).

С целью переработки сырьевой композиции останавливают реактор, прекращают охлаждать замерзающие клапаны 11(3) и 11(4), прогревают их до температуры, превышающей температуру плавления сырьевой композиции, открывают запорный вентиль 12(3) и сливают сырьевую композицию из камеры 14 зоны воспроизводства в ядерно-безопасный резервуар 44(1) системы 28 переработки топлива. Закрывают запорный вентиль 12(3) и замораживают клапан 11(3). Открывают запорный вентиль 12(4) и заполняют камеру 14 зоны воспроизводства из ядерно-безопасного резервуара 44(2) имеющейся в нем ранее переработанной сырьевой композицией. Закрывают запорный вентиль 12(4) и замораживают клапан 11(4). Запускают реактор в работу и выводят его на необходимый уровень мощности. Сырьевую композицию, слитую в ядерно-безопасный резервуар 44(1), перерабатывают в оборудовании системы 28 и очищенную от осколков деления и наработанного вторичного топлива собирают в ядерно-безопасном резервуаре 44(2).

Возможен другой вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу питательный насос 27 и прокачивают пароводяной теплоноситель в контуре его циркуляции. Нагретый в активной зоне 13 и зоне воспроизводства 14 жидкосолевой охлаждающий теплоноситель передает тепло в теплообменнике 33 пароводяному теплоносителю. Пароводяной теплоноситель затрачивает полученную энергию в паротурбогенераторе 19 на производство электроэнергии.

При расположении теплообменника 33 «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель» выше реактора в контуре циркуляции жидкосолевого охлаждающего теплоносителя установится процесс его естественной циркуляции. Естественная циркуляция жидкосолевого охлаждающего теплоносителя значительно уменьшит нагрузку на циркуляционный насос 40 и повысит безопасность реактора.

Возможен третий вариант отвода тепла от реактора. Включают в работу компрессор 15 и прокачивают газообразный охлаждающий теплоноситель через реактор. Выводят реактор на необходимый уровень мощности. Нагретый в активной зоне и зоне воспроизводства газообразный охлаждающий теплоноситель будет затрачивать полученную энергию в газотурбогенераторе 8 на производство электроэнергии.

Разработанный реактор является реактором с жидкими тепловыделяющими элементами, в которых не возникают напряженные состояния при изменениях температуры. Поэтому он может работать в режиме переменных нагрузок и при этом в его конструкции не возникают напряжения, связанные с термоциклическими нагрузками. Температурный коэффициент реактивности этого реактора всегда отрицательный. Реактор обладает повышенными управляемостью и надежностью, так как топливная и сырьевая жидкосолевые композиции не выходят за пределы корпуса реактора при отводе от него тепла и все запаздывающие нейтроны остаются в активной зоне и зоне воспроизводства. Коэффициент воспроизводства вторичного топлива у разработанного быстрого реактора больше единицы.

При колебаниях волн или взлете и посадке возможны наклоны реактора, работающего в составе транспортной установки. На работу стационарного реактора, работающего в составе АЭС, могут оказывать влияние сейсмические колебания. При наклонах реактора, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 41 и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный компенсатор 42 обеспечат неизменность геометрии активной зоны и зоны воспроизводства ядерного топлива.

Пример конкретного исполнения жидкосолевого ядерного реактора.

Для примера конкретного исполнения взят жидкосолевой ядерный реактор - конвертор на тепловых нейтронах с уран-ториевым топливным циклом, т.е. делящимся материалом является, например, уран-235, сырьевым материалом будет торий-232, а воспроизводимым ядерным топливом уран-233. Коэффициент воспроизводства реактора будет больше единицы. В качестве топливной солевой композиции может быть выбрана смесь фтористых солей, например, 71,7727LiF-16,0BeF2-12,0ThF4-0,228UF4. В качестве жидкосолевого охлаждающего теплоносителя может быть выбрана эвтектическая смесь 92,0NaBF4-8,0NaF, которая имеет более низкую температуру плавления. Состав жидкосолевой сырьевой композиции может быть определен расчетом и экспериментально. В качестве основного конструкционного материала может быть выбран сплав хастеллой-Н или отечественный сплав с аналогичными свойствами. Молярный состав сплава хастеллой-Н, %: Ni 66,0; Mo 17,0; Cr 7.0; Fe 5,0.

Получен технический результат изобретения, разработан безопасный жидкосолевой ядерный реактор на быстрых нейтронах, с надежным корпусом и простой и надежной системой отвода тепла без выхода жидкосолевой топливной композиции и жидкосолевой сырьевой композиции из корпуса реактора.

Аналогичную конструкцию может иметь реактор с жидкометаллическим топливом на быстрых нейтронах с надежным корпусом и простой и надежной системой отвода тепла без выхода жидкометаллической топливной композиции и жидкометаллической сырьевой композиции из корпуса реактора.

Перечень позиций

1 Боковой отражатель нейтронов
2 Верхний торцевой отражатель нейтронов
3 Верхняя трубная решетка
4 Внешний трубопровод охлаждающего теплоносителя
5 Внутренний трубопровод охлаждающего теплоносителя
6 Входной патрубок охлаждающего теплоносителя
7 Выходной патрубок охлаждающего теплоносителя
8 Газотурбогенератор
9 Диспергатор, находящийся внизу камеры активной зоны
10 Диспергатор, находящийся внизу камеры зоны воспроизводства
11(1)-11(4) Замерзающие клапаны
12(1)-12(4) Запорные вентили
13 Камера активной зоны
14 Камера зоны воспроизводства ядерного топлива
15 Компрессор
16 Корпус реактора
17 Нижний торцевой отражатель нейтронов
18 Нижняя трубная решетка
19 Паротурбогенератор
20 Патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны
21 Патрубок диспергатора, находящегося внизу камеры зоны воспроизводства
22 Патрубок заполнения - опорожнения камеры активной зоны
23 Патрубок заполнения - опорожнения камеры зоны воспроизводства
24 Патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции
25 Патрубок компенсатора тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции
26 Перегородка
27 Питательный насос
28 Система переработки топлива
29 Система отвода и очистки газов
30 Стержень замедлителя
31 Стержень регулирования мощности реактора
32 Теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель»
33 Теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель»
34 Трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры активной зоны
35 Трубопровод диспергатора, находящегося внизу камеры зоны воспроизводства
36 Трубопровод для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции
37 Трубопровод заполнения - опорожнения камеры активной зоны
38 Трубопровод заполнения - опорожнения камеры зоны воспроизводства
39(1)-39(2) Уровнемеры
40 Циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя
41 Ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции
42 Ядерно-безопасный компенсатор тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции
43(1)-43(2) Ядерно-безопасные резервуары жидкосолевой топливной композиции
44(1)-44(2) Ядерно-безопасные резервуары жидкосолевой сырьевой композиции

1. Жидкосолевой ядерный реактор, оснащенный оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, и системы отвода и очистки газов, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны и находящиеся в ней стержни замедлителя, отличающийся тем, что над камерой активной зоны установлены нижняя и верхняя трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем; заглушенном внизу трубопроводе, реактор снабжен опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

2. Жидкосолевой ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены коаксиально и с просветом стержни замедлителя, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции.

3. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что в камере активной зоны выделена внешняя кольцевая область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом.

4. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что оснащен перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабжен опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

5. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор.

6. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос.

7. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор.

8. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор и питательный насос.

9. Жидкосолевой ядерный реактор, оснащенный оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, и системы отвода и очистки газов, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны, отличающийся тем, что над камерой активной зоны установлены нижняя и верхняя трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе, реактор снабжен опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

10. Жидкосолевой ядерный реактор по п.9, отличающийся тем, что на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены коаксиально и с просветом трубопроводы, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции.

11. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.9 и 10, отличающийся тем, что в камере активной зоны выделена внешняя кольцевая область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом.

12. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.9 и 10, отличающийся тем, что оснащен перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабжен опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

13. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.9 и 10, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор.

14. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.9 и 10, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос.

15. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.9 и 10, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор.

16. Жидкосолевой ядерный реактор, оснащенный оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов, и системы переработки топлива, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны и находящиеся в ней стержни замедлителя, отличающийся тем, что над камерой активной зоны установлены нижняя и верхняя трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе, реактор снабжен опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

17. Жидкосолевой ядерный реактор по п.16, отличающийся тем, что на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены коаксиально и с просветом стержни замедлителя, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосо держащей композиции.

18. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.16 и 17, отличающийся тем, что в камере активной зоны выделена внешняя кольцевая область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом.

19. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.16 и 17, отличающийся тем, что система переработки топлива оснащена, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ей камеры активной зоны.

20. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.16 и 17, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор.

21. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.16 и 17, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос.

22. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.16 и 17, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор.

23. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.16 и 17, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора пароводяным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят паротурбогенератор и питательный насос.

24. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.16 и 17, отличающийся тем, что оснащен перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабжен опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

25. Жидкосолевой ядерный реактор по п.24, отличающийся тем, что система переработки топлива оснащена оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема жидкосолевой сырьевой композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ей камеры зоны воспроизводства.

26. Жидкосолевой ядерный реактор, оснащенный оборудованием для отвода тепла, производства электроэнергии, системы регулирования мощности реактора, системы отвода и очистки газов, и системы переработки топлива, корпус которого оснащен, по меньшей мере, одним входным и одним выходным патрубками охлаждающего теплоносителя и содержит камеру активной зоны, отличающийся тем, что над камерой активной зоны установлены нижняя и верхняя трубные решетки с совпадающими отверстиями под трубопроводы охлаждающего теплоносителя, уплотненные в отверстиях трубных решеток и опущенные в камеру активной зоны парами «труба в трубе», внутренний трубопровод установлен с просветом для прохода охлаждающего теплоносителя во внешнем, заглушенном внизу трубопроводе, реактор снабжен опущенным до низа камеры активной зоны трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры активной зоны жидкосолевой топливной композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры активной зоны диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой топливной композиции, соединенным с верхом камеры активной зоны и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

27. Жидкосолевой ядерный реактор по п.26, отличающийся тем, что на парах трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены коаксиально и с просветом трубопроводы, имеющие вверху и внизу отверстия для естественной циркуляции охлаждаемой жидкосолевой топливосодержащей композиции,

28. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.26 и 27, отличающийся тем, что в камере активной зоны выделена внешняя кольцевая область, в которой пары трубопроводов охлаждающего теплоносителя установлены с большим шагом.

29. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.26 и 27, отличающийся тем, что система переработки топлива оснащена, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема жидкосолевой топливной композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для приема переработанной жидкосолевой топливной композиции и заполнения ей камеры активной зоны.

30. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.26 и 27, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель газообразный теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции газообразного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - газообразный теплоноситель», газотурбогенератор и компрессор.

31. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.26 и 27, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора жидкосолевым охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель пароводяной теплоноситель» и циркуляционный насос жидкосолевого охлаждающего теплоносителя, и оборудованием контура циркуляции пароводяного теплоносителя, в состав которого входят теплообменник «жидкосолевой охлаждающий теплоноситель - пароводяной теплоноситель», паротурбогенератор и питательный насос.

32. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.26 и 27, отличающийся тем, что оснащен оборудованием для охлаждения реактора газообразным охлаждающим теплоносителем, в состав которого входят газотурбогенератор и компрессор.

33. Жидкосолевой ядерный реактор по любому из пп.26 и 27, отличающийся тем, что оснащен перегородкой, образующей центральную камеру активной зоны и периферийную камеру зоны воспроизводства ядерного топлива, снабжен опущенным до низа камеры зоны воспроизводства трубопроводом, соединенным с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием заполнения камеры зоны воспроизводства жидкосолевой сырьевой композицией и опорожнения, трубопроводом, соединяющим находящийся внизу камеры зоны воспроизводства диспергатор с патрубком на корпусе реактора, предназначенным для соединения с оборудованием подачи гелия из системы отвода и очистки газов, и, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным компенсатором тепловых расширений жидкосолевой сырьевой композиции, соединенным с верхом камеры зоны воспроизводства и оснащенным патрубком для соединения с системой отвода и очистки газов и уровнемером.

34. Жидкосолевой ядерный реактор по п.33, отличающийся тем, что система переработки топлива оснащена оборудованием для переработки жидкосолевой сырьевой композиции, в состав которого входят, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема жидкосолевой сырьевой композиции и передачи на переработку и, по меньшей мере, один ядерно-безопасный резервуар для приема переработанной жидкосолевой сырьевой композиции и заполнения ей камеры зоны воспроизводства.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологиям переработки отработанного ядерного топлива. .

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 средствам идентификации тепловыделяющих сборок, предпочтительно, отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС), сохраняемых в водном бассейне-хранилище и предназначенных для последующего хранения или переработки.

Изобретение относится к способам и устройствам для электромагнитного плазменного разделения химических элементов, изотопов и может быть использовано при выделении элементов или групп элементов из многокомпонентной смеси, производстве стабильных и радиоактивных изотопов химических элементов.

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

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Изобретение относится к области контроля герметичности оборудования, разгерметизация которого сопровождается появлением водорода в контролируемой среде и может использоваться преимущественно на атомных энергетических установках с реакторами на быстрых нейтронах для контроля нарушения межконтурной плотности парогенераторов натрий-вода.

Изобретение относится к устройству таблетирования ядерного топлива, в частности топлива МОХ, и способу изготовления таблеток с использованием такого устройства. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне реактора в режиме реального времени и может быть использовано при управлении реакторами с водой под давлением.

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 контейнерам и компонентам контейнеров для транспортировки, поддержки и/или хранения радиоактивных материалов, таких как облученное ядерное топливо

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора с водой под давлением, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне в режиме реального времени

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в области переработки отработавшего ядерного топлива для непрерывной очистки нитрата уранила от продуктов деления путем осаждения

Изобретение относится к измерительной технике и предназначено для определения расхода теплоносителя в топливных каналах реактора большой мощности канального (РБМК)

Изобретение относится к способу регенерации отработанного ядерного топлива на основе оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида

Изобретение относится к способам измерения расхода воды в напорном тракте РБМК в различных режимах его эксплуатации

Изобретение относится к системам контроля и управления и может быть использовано для контроля и защиты активной зоны реакторов типа ВВЭР

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к ядерной энергетике и позволяет осуществлять контроль кипения и плотности теплоносителя в разных состояниях реактора
Наверх