Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации



Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации
Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации

 


Владельцы патента RU 2524397:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к энергетическим реакторам. Предложено техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых компенсация реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на участок активной зоны со «свежим» топливом. Активная зона реактора размещается в горизонтальном корпусе реактора по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус реактора сверху и с боков вне корпуса реактора и, тем самым, охватывает участок активной зоны, находящийся в корпусе реактора, на котором обеспечивается цепная управляемая реакция деления и энерговыделения. Под корпусом реактора размещается стационарный нижний отражатель. Теплоноситель прокачивается в корпусе реактора вдоль активной зоны. В процессе эксплуатации при снижении запаса реактивности в области энерговыделения перемещаемый отражатель перемещается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс энерговыделения. Технический результат - бесперегрузочная многолетняя кампания топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны, снижение веса корпуса реактора, избавление от поглотителей нейтронов на участке энерговыделения и потерь нейтронов на торцах области энерговыделения, отказ от процедур обслуживания и хранилищ «свежего» и отработанного топлива. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий. Активные зоны ядерного реактора, содержащие запальную зону и зону воспроизводства, применяются для сжигания торцового топлива вместе с обычным реакторным топливом, включающим непролиферативный обогащенный уран, а также оружейный и реакторный плутоний. В первом варианте активная зона является полностью "непролиферативной", поскольку ни реакторное топливо, ни произведенные отходы не могут использоваться для изготовления ядерного оружия. Во втором варианте изобретения активная зона применяется для сжигания больших количеств оружейного плутония вместе с торием и обеспечивает подходящее средство, с помощью которого могут быть уничтожены накопленные запасы оружейного плутония и преобразована выделившаяся энергия в электрическую энергию. Активные зоны в обоих вариантах изобретения состоят из множества запально-воспроизводящих модулей, которые имеют центрально расположенные запальные зоны, окруженные круговыми зонами воспроизводства. Запальные зоны содержат урановые или плутониевые топливные стержни, а зоны воспроизводства содержат ториевые топливные стержни. Отношение объемов замедлителя к топливу и относительные размеры запальной зоны и зоны воспроизводства оптимизированы таким образом, чтобы ни в одном из вариантов изобретения не производились отходы, которые могут быть использованы для изготовления ядерного оружия. Для первого варианта изобретения применена также новая схема пополнения топлива для максимального увеличения утилизации топлива запальной зоны, а дополнительно при этом обеспечивается гарантия того, что отработанное ядерное топливо не сможет быть использовано для изготовления ядерного оружия.

Однако указанное решение не обеспечивает в полной мере применение этого способа для отработанного ядерного топлива реакторов типа PWR, так как способ не относится к переработке отработавшего топлива реакторов типа PWR, в частности, не обеспечивает переработку топлива в процессе эксплуатации, требует извлечения топлива для переработки из корпуса реактора, а также проведения перегрузок топлива.

Также, известно решение ПатентРФ №2317602,МПК G21D 3/00 «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ И СПОСОБ (ВАРИАНТЫ) АВТОРЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ»

1. Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения, включающий корпус, активную зону, теплоизолирующую обечайку, тяговую трубу, промежуточный теплообменник, органы авторегулирования реактором, при этом корпус реактора образован цилиндрической обечайкой, крышкой и днищем, снаружи к днищу приварена опора, а через крышку выведены трубы, подводящие и отводящие теплоноситель второго контура реакторной установки и теплоноситель контура потребителя, активная зона состоит из двух блоков, центрального и наружного, центральный блок выполнен в виде сплошного цилиндра, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом снаружи и по торцам, наружный блок выполнен в виде цилиндра с внутренним отверстием, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых и бокового отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом по наружной и внутренней поверхности цилиндра с внутренним отверстием и по торцам, центральный блок вставлен в наружный блок с зазором, оба блока опираются на днище через радиальные ребра, приваренные к днищу с внутренней стороны, в зазоре между центральным и наружным блоками расположены каналы регулирования, в каналах регулирования размещены органы авторегулирования реактором, выполненные с возможностью соединения с контуром потребителя, в зазоре между наружной боковой поверхностью активной зоны и внутренней поверхностью корпуса расположена теплоизолирующая обечайка, которая над активной зоной переходит в тяговую трубу, теплоизолирующая обечайка и тяговая труба выполнены многослойными со слоем тепловой изоляции внутри, в верхней части корпуса расположен промежуточный теплообменник между первым и вторым контурами охлаждения, теплообменная поверхность промежуточного теплообменника выполнена из труб, навитых в виде змеевиков, объединенных во входном и выходном коллекторах, таким образом, что входной коллектор соединен с трубой, подводящей теплоноситель второго контура, а выходной коллектор соединен с трубой, отводящей теплоноситель второго контура.

9. Способ авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения (вариант 1), включающий выделение тепловой энергии в активной зоне реактора, передачу выделенной тепловой энергии теплоносителю в контуре потребителя и его нагрев через теплообменник потребителя, передачу тепловой энергии потребителю из контура потребителя, регулирование выделения тепловой энергии в активной зоне введением в канал регулирования различного количества поглотителя нейтронов, регулирование количества поглотителя нейтронов в канале регулирования температурным изменением объема жидкости, размещенной в емкости для жидкости вне активной зоны реактора, соединенной с каналом регулирования, отличающийся тем, что изменение температуры жидкости осуществляют в зависимости от температуры теплоносителя в контуре потребителя.

…15. Способ авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения (вариант 2), включающий выделение тепловой энергии в активной зоне реактора, передачу выделенной тепловой энергии теплоносителю в контуре потребителя и его нагрев через теплообменник потребителя, передачу тепловой энергии потребителю из контура потребителя, регулирование выделения тепловой энергии в активной зоне введением в канал регулирования различного количества поглотителя нейтронов, отличающийся тем, что количество поглотителя нейтронов, вводимое в канал регулирования, изменяют в зависимости от расхода теплоносителя в контуре потребителя.

Однако указанное решение не обеспечивает в полной мере создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов с топливом типа PWR, регулирования мощности и длительности эксплуатации за счет компенсации реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, перемещением отражателя нейтронов на примыкающий участок активной зоны со «свежим топливом», вовлечения «свежего» топлива в процесс деления, упрощения конструкции активной зоны за счет отказа от поглотителей в активной зоне, устранения потерь нейтронов на торцах области энерговыделения и паразитного поглощения нейтронов в активной зоне, что позволяет обеспечить одну бесперегрузочную на много лет кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, отказаться от хранилищ свежего и отработанного топлива и обеспечить дожигание отработавшего топлива без извлечения из корпуса реактора.

Ближайшим техническим решением (прототипом) является решение, согласно патентуРФ №2317597, МПК G21C 1/04, «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР И СПОСОБ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ».

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

Однако указанное решение не обеспечивает в полной мере возможности создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов с регулированием мощности и длительности эксплуатации путем компенсации реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, перемещением отражателя нейтронов на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом для вовлечения «свежего» топлива в процесс деления, и в частности упрощения конструкции активной зоны, отказа от поглотителей в активной зоне, устранения потерь нейтронов на торцах области энерговыделения и паразитного поглощения нейтронов в активной зоне, что не позволяет обеспечить одну бесперегрузочную на много лет кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, отказаться от хранилищ свежего и отработанного топлива и обеспечить дожигание отработавшего топлива без извлечения из корпуса реактора.

Физические основы, принятые для энергетических реакторов типа PWR, полностью сохраняются для предлагаемого метода эксплуатации, определения длительности кампании и регулирования мощности реактора.

Техническая задача, решаемая предлагаемым изобретением, состоит в создании энергетических ядерных реакторов с горизонтально расположенной активной зоной, на участке энерговыделения, в которой восстановление запаса реактивности, теряемого в процессе выгорания топлива, обеспечивается смещением перемещаемого отражателя нейтронов, на примыкающий участок корпуса реактора со «свежим» топливом в активной зоне и вовлечением «свежего» топлива в процесс деления, что позволяет упростить конструкцию активной зоны и уменьшить относительный вес корпуса реактора,

отказаться от использования поглотителей нейтронов и сократить потери нейтронов от паразитного поглощения в активной зоне и на торцах области энерговыделения, отказаться от хранилищ свежего и отработанного топлива,

исключить периодические перегрузки и процедуры обслуживания свежего и отработавшего топлива на энергоблоке в течение всего срока эксплуатации реактора, а также снизить риск распространения ядерных материалов.

Технический результат в предложенном изобретении состоит в том, что в полной мере обеспечены возможности:

- создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов с регулированием мощности и длительности эксплуатации путем компенсации реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, перемещением отражателя нейтронов на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом для вовлечения «свежего» топлива в процесс деления;

и, в частности:

- упрощения конструкции активной зоны;

- отказа от поглотителей в активной зоне;

- устранения потерь нейтронов на торцах области энерговыделения и паразитного поглощения нейтронов в активной зоне

(что не позволяет обеспечить одну бесперегрузочную на много лет кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны);

- отказаться от хранилищ свежего и отработанного топлива и обеспечить дожигание отработавшего топлива без извлечения его из корпуса реактора.

При этом технический результат в предложенном изобретении, обеспечиваемый предлагаемой совокупностью существенных признаков, в полном объеме, состоит и реализован за счет

горизонтального размещения активной зоны в корпусе реактора и применения в качестве регулятора мощности перемещаемого вдоль корпуса реактора отражателя нейтронов, расположенного вокруг активной зоны вне корпуса реактора, на примыкающий участок корпуса реактора со «свежим» топливом и вовлечения «свежего» топлива в процесс деления,

что позволяет создавать ядерные реакторы с бесперегрузочной непрерывной кампанией продолжительностью несколько лет, эффективно использовать ядерное топливо, упростить конструкцию активной зоны и обеспечить повышенные требования ядерной безопасности,

и, в частности, это обеспечивает

минимально необходимый регулируемый текущий запас реактивности на участке энерговыделения (только на компенсацию эффектов реактивности в области энерговыделения: мощностного для нового топлива, отравления на продуктах деления и выгорания),

повышение коэффициента использования мощности,

«безотходное» производство (содержание в корпусе реактора выгоревшего топлива в течение срока эксплуатации и после энергетической эксплуатации),

невысокие требования по реактивности к эффективности систем защиты и управления ядерной безопасности (СУЗ),

сохранение уровня мощности при прохождении йодной ямы,

возможности при нарушениях нормальной эксплуатации и длительных остановах, удаления за пределы активной зоны перемещаемого отражателя и достижения глубокой подкритичности,

использование теплосъема с выгоревшего топлива на подогрев «холодного» теплоносителя,

отсутствие специальных средств охлаждения выгоревшего топлива,

отсутствие хранилищ свежего и выгруженного топлива,

эффективное использование топлива за счет снижения потерь нейтронов при отсутствии поглотителей в активной зоне (растворенные и/или твердые поглотители) и использование утечек нейтронов на торцах в области энерговыделения,

возможность дополнительного повышения качества отработанного топлива за счет дожигания топлива в корпусе реактора после энерговыработки без извлечения выгоревшего топлива из корпуса реактора,

упрощение конструкции реактора за счет отсутствия движущихся элементов в активной зоне,

возможность повышенного теплосъема вторичного тепла с оборудования реактора,

минимальное количество отверстий в корпусе реактора,

использование реакторного излучения на участке выгоревшего топлива,

упрощение проблемы нераспространения ядерных материалов из-за исключения операций по обслуживанию топлива на энергоблоке,

отказ от хранилищ свежего и выгруженного топлива,

упрощается компоновка строительных конструкций за счет горизонтального расположения корпуса реактора.

Указанный технический результат обеспечен совокупностью существенных признаков.

Горизонтальный ядерный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов, включающий корпус реактора и сформированную в полости корпуса реактора из средств тепловыделения активную зону, неподвижный и перемещаемый относительно активной зоны отражатели, причем средства тепловыделения включают загруженное ядерное топливо, размер сформированной активной зоны в горизонтальном направлении превышает соответствующий размер в горизонтальном направлении перемещаемого отражателя, при этом перемещаемый отражатель снабжен рабочими органами систем управления и защиты и размещен вне корпуса реактора с возможностью продольного перемещения относительно корпуса реактора при помощи связанных с подвижным отражателем средств перемещения.

Способ эксплуатации горизонтального ядерного реактора с перемещаемым отражателем нейтронов, заключающийся в том, что в полости корпуса реактора из средств тепловыделения формируют активную зону, размещенную с возможностью взаимодействия с имеющимися неподвижными и перемещаемыми отражателями, причем активную зону формируют размером, превышающим в горизонтальном направлении, соответствующий размер в горизонтальном направлении перемещаемого отражателя, при исчерпании запаса реактивности в топливе на участке взаимодействия между перемещаемым отражателем и используемым участком активной зоны, перемещаемый отражатель смещают в горизонтальном направлении от использованного участка активной зоны в направлении участка топлива, не взаимодействовавшего до этого с перемещаемым отражателем, при этом тепловыделение из средств тепловыделения осуществляют за счет реакции деления топлива на нейтронах.

Изобретение поясняется чертежами.

На фиг.1 - принципиальная схема размещения зон основного оборудования реактора, общий вид сбоку с частичными разрезами.

На фиг.2 - схема размещения основного оборудования на поперечном сечении реактора,

- сечение А-А на общем виде, в середине перемещаемого отражателя (форма сечения активной зоны и корпуса реактора условно показаны прямоугольниками).

На фиг.1, 2 позициями обозначены:

1 - холодный патрубок;

2 - стартовый участок активной зоны;

3 - участок «выгоревшего» топлива;

4 - перемещаемый отражатель;

5 - оборудование РО СУЗ перемещаемого отражателя;

6 - участок «свежего» топлива;

7 - горячий патрубок;

8 - корпус реактора;

9 - средства перемещения отражателя 4;

10 - стационарный нижний отражатель;

11 - область энерговыделения.

Техническое исполнение - горизонтальный реактор (Фиг.1-2)

Реактор состоит из корпуса (8), перемещаемых отражателей, на схеме приводится один перемещаемый отражатель (4), стационарного нижнего отражателя (10), средств перемещения отражателя (9).

Корпус реактора 8 содержит: активную зону (с участками 2, 3, 6), на противоположных торцах корпуса имеются патрубки - один для ввода «холодного» (1) и другой (7) - для вывода «горячего» теплоносителя.

Перемещаемые отражатели

Перемещаемые отражатели (4) предназначены для обеспечения энерговыделения на участке активной зоны и содержат на внутренних стенках отражающие материалы, а снаружи размещаются средства систем управления и защиты, включая рабочие органы (РО СУЗ) и их приводы. Перемещаемые отражатели 4 обеспечивают запас реактивности для обеспечения энерговыделения в покрываемой области (участке) активной зоны. Рабочие органы систем управления и аварийной защиты (РО СУЗ-Рабочие органы систем управления и защиты и РО АЗ - Рабочие органы аварийной защиты) 5 располагаются в перемещаемом отражателе 4 с боков и сверху активной зоны. Приводы РО СУЗ и РО АЗ располагаются на конструкции перемещаемого отражателя.

Отражатели-дожигатели /на фигурах не показаны/ предназначены для зоны дожигания отработавшего топлива путем отражения быстрых нейтронов или источников быстрых нейтронов. Для отражателей- дожигателей предполагается автономный режим перемещения. Отражатели -дожигатели должны иметь отрицательную эффективность в рабочем положении.

Деотражатели-поглотители или стимуляторы утечки /на фигурах не показаны/ предполагаются как средство для защиты от избыточной критичности для областей «свежего» топлив или ограничения области деления в активной зоне. Деотражатели должны обеспечивать отрицательную эффективность в рабочем положении.

Эффективность перемещаемых отражателей по реактивности должна быть достаточной для выведения в критическое состояние и поддержания реакции деления в области энерговыделения в течение промежутка времени между перемещениями отражателя, с учетом всех эффектов реактивности в режиме энерговыделения.

Эффективность рабочих органов систем управления и защиты (РО СУЗ)(5), располагаемых на перемещаемом отражателе по реактивности перемещаемого отражателя, должна превышать максимальное значение реактивности, необходимое после каждого перемещения с учетом обеспечения подкритичности при размещении над участком «свежего» топлива в холодном состоянии.

Величина (шаг) перемещения отражателя

- определяется запасом реактивности, необходимым для области энерговыделения, на время следующей стоянки перемещаемого отражателя с учетом количества топлива в текущей области энерговыделения и с учетом эффективности РО СУЗ. Необходимый запас реактивности и распределение текущей глубины выгорания в области энерговыделения, достигаемые перед перемещением отражателя, оцениваются при нейтронно -физических расчетах.

Ширина перемещаемого отражателя

- определяется его эффективностью по реактивности для обеспечения энерговыработки и обеспечения ядерной безопасности при наличии РО СУЗ.

Средства перемещения отражателей (9)

Вариантами конструкции могут быть шаговая реечная или храповиковая система /на фигурах не показаны/. Приводы средств перемещения удаляются от возможных областей энерговыделения.

Контур циркуляции реакторной установки

- состоит из стандартного набора оборудования ядерных реакторов.

Контур циркуляции соединяется с патрубками на корпусе реактора для «холодного» (1) и «горячего» (7) теплоносителя.

Подогрев теплоносителя на участке «выгоревшего» топлива. Направления прокачки теплоносителя обеспечивают при течении параллельно отражателя:

- подогрев за счет отработавшего топлива до участка энерговыделения;

- меньший подогрев в области перемещаемого отражателя;

- охлаждение теплоносителя на участке свежего топлива;

при течении навстречу движению отражателя:

Подогрев теплоносителя на участке «выгоревшего» топлива.

Топливо

Расчеты проведены на основе объемных характеристик топлива типа ВВЭР-1000.

Рекомендуются блоки из твелов типа ВВЭР. Размер, расположение и количество блоков должны определяться длительностью кампании загрузки и технологией загрузки и разгрузки активной зоны.

Выгоревшее топливо

- глубина выгорания оценивается для области выгоревшего топлива в с учетом эффектов дожигания.

Ядерная безопасность

Реакторы обладают свойствами для соответствия требованиям регламентирующих документов по ядерной безопасности.

Нормальная эксплуатация

Контроль и обеспечение критичности на участке/области энерговыделения (11) при эксплуатации обеспечивается средствами систем управления и защиты (5), располагаемыми на перемещаемом отражателе (4).

Ядерная безопасность при нормальной эксплуатации обеспечивается за счет низкого текущего запаса реактивности в зоне энерговыделения.

На участках «свежего» топлива (6), перед отражателем (4) процесс деления топлива в активной зоне должен быть невозможен. Для повышения безопасности может потребоваться внесение покрытий из поглотителей на корпус реактора (8), контроль подкритичности или использование деотражателей. На участках выгоревшего топлива (3) активной зоны, не покрытых отражателем (4), не допускается локальной критичности при использовании отражателей-дожигателей.

Во всех режимах эксплуатации топливо недоступно.

Исходные события

Течи или разрывы корпуса реактора

Течи или разрывы трубопроводов контура циркуляции

Повреждение топлива активной зоны при нарушениях пределов и условий безопасной эксплуатации

Недостаточная эффективность или несрабатывание систем безопасности

Нарушения инженерных и строительных конструкций

Затопление реактора

Нарушения нормальной эксплуатации

Несанкционированное размещение или движение перемещаемых отражателей

Отказ систем перемещения перемещаемых отражателей

Заклинивание (застревание) отражателей при перемещениях

Повреждение конструкции перемещаемого отражателя

Неадекватный расход через область энерговыделения на мощности

Компенсируемые течи из корпуса реактора и контура циркуляции

Повторная критичность при потере мощности энерговыделения и/или при снижении

температуры теплоносителя в области энерговыделения

Пузыри и запаривание в корпусе активной зоны

Течи в каньон реактора

Заклинивание рабочих органов систем управления и защиты в отражателе

Тепловые и гидравлические удары в корпусе активной зоны или контуре циркуляции

Неадекватное распределение теплосъема по сечению области энерговыделения и/или вдоль активной зоны

Нарушение отвода избыточного тепловыделения оборудования реактора

Системы управления и безопасности:

нормальной эксплуатации,

безопасности и аварийной защиты,

подавления несанкционированного ввода положительной реактивности,

заполнения корпуса раствором жидкого поглотителя,

предупреждения повышения давления теплоносителя в контуре циркуляции,

предупреждения превышения температуры теплоносителя в области энерговыделения,

блокировки несанкционированных движений перемещаемых отражателей.

Аварийная защита

Рабочие органы аварийной защиты (РО A3) /на чертежах не показаны/ располагаются в отражателе (5), их срабатывание и эффективность регламентируются правилами ядерной безопасности.

Защита при остановах

Вывод перемещаемых отражателей за границы активной зоны

Ввод деотражателей на область корпуса со «свежим» топливом (6)

Покрытие корпуса реактора средствами, поглощающими нейтроны.

Особенности технического исполнения

Горизонтальное расположение активной зоны

Перемещаемый отражатель (4) охватывает корпус реактора (8).

Длина активной зоны определяется сроком эксплуатации реактора.

Область энерговыделения (11) располагается в активной зоне в области перемещаемого отражателя (4).

Обеспечивается замена и доступ к средствам систем управления и защиты в процессе эксплуатации.

Оборудование контура циркуляции удалено от реактора.

Возможность использования реакторного излучения и попутного тепла даже после прекращения эксплуатации

Отсутствие процедур обслуживания свежего и отработанного топлива.

Специфической особенностью является использование энергии деления тяжелых ядер тепловыми нейтронами и теплосъема энергии деления нейтронов только в области энерговыделения активной зоны с применением в качестве теплоносителя (легкой) воды и обеспечение долговременной непрерывной эксплуатации активной зоны.

Описание работы (эксплуатации) предложенного решения

РЕЖИМЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ

Начало эксплуатации реактора

Перед началом эксплуатации перемещаемый отражатель (4) средствами перемещения (9) размещается над стартовым участком активной зоны (2). Чтобы начался процесс энерговыделения перемещаемый отражатель (4) сдвигается на свежее топливо (6).

Режим энерговыработки

Энерговыработка реактора проводится, когда перемещаемый отражатель (4) занимает рабочее положение над областью энерговыделения (11), и осуществляется управляемая цепная реакция деления топливных изотопов. Запас реактивности, достигнутый при перемещении отражателя (4) в рабочее положение, расходуется в области энерговыработки в процессе выгорания топлива.

Высвобождение запаса реактивности в области энерговыработки обеспечивается РО СУЗ (5) в установившемся положении перемещаемого отражателя (4) на время выжигания запаса реактивности для текущего положения. Текущая мощность реактора зависит от эффективного объема области энерговыделения в активной зоне и положения РО СУЗ.

Запас реактивности возобновляется при смещении перемещаемого отражателя (4) на область свежего топлива (6) при соблюдении правил ядерной безопасности.

В новой позиции перемещаемого отражателя РО СУЗ находятся в начальном рабочем положении.

Дожигание

При применении средств повышения качества выгоревшего топлива отражатели-дожигатели вводятся на область «отработавшего» топлива, включающую стартовый участок активной зоны (2) и участок «выгоревшего» топлива (3).

Эксплуатация при остаточном энерговыделении

После разгрузки мощности или в стояночных режимах обеспечивается циркуляция теплоносителя через корпус реактора (8) с целью снятия остаточного энерговыделения на выгоревшем топливе.

Загрузка и выгрузка топлива в активную зону

На весь срок эксплуатации загрузка проводится один раз в период монтажа активной зоны. В процессе эксплуатации загрузка и выгрузка топлива для активной зоны не производятся.

ПРИМЕР

ПАРМЕТРЫ РЕАКТОРОВ С ГОРИОНТАЛЬНЫМ ПЕРЕМЕЩАЕМЫМ ОТРАЖАТЕЛЕМ

Исходные данные:

критический объем (горячий на мощности топлива типа ВВЭР) - 1.3 м3

годовое потребление топлива - 20 т

удельная мощность - 100 МВт/м3

ширина отражателя - 1 м

сечение активной зоны - квадрат со стороной L[м]

ДЛИНА АКТИВНОЙ ЗОНЫ

Срок Эксплуатации [лет] L[м]
1.0 1.5 2.0 2.5 3.0
5 13.8 6.1 3.5 2.3 1.6
10 26.3 11.7 6.6 4.2 3.0
20 51.3 23.0 12.8 8.2 5.7
30 76.3 34.0 19.1 12.2 8.5
Мощность [МВт] 100 225 400 625 900

1. Горизонтальный ядерный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов, включающий корпус реактора и сформированную в полости корпуса реактора из средств тепловыделения активную зону, неподвижный и перемещаемый относительно активной зоны отражатели, отличающийся тем, что средства тепловыделения включают загруженное ядерное топливо, размер сформированной активной зоны в горизонтальном направлении превышает соответствующий размер в горизонтальном направлении перемещаемого отражателя, при этом перемещаемый отражатель снабжен рабочими органами систем управления и защиты и размещен вне корпуса реактора с возможностью продольного перемещения относительно корпуса реактора при помощи связанных с подвижным отражателем средств перемещения.

2. Способ эксплуатации горизонтального ядерного реактора с перемещаемым отражателем нейтронов, заключающийся в том, что в полости корпуса реактора из средств тепловыделения формируют активную зону, размещенную с возможностью взаимодействия с имеющимися неподвижным и перемещаемым отражателями, отличающийся тем, что активную зону формируют размером, превышающим в горизонтальном направлении, соответствующий размер в горизонтальном направлении перемещаемого отражателя, при исчерпании запаса реактивности в топливе на участке взаимодействия между перемещаемым отражателем и используемым участком активной зоны, перемещаемый отражатель смещают в горизонтальном направлении от использованного участка активной зоны в направлении участка топлива, не взаимодействовавшего до этого с перемещаемым отражателем, при этом тепловыделение из средств тепловыделения осуществляют за счет реакции деления топлива на нейтронах.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам, и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, для сжигания трансурановых нуклидов, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Реактор 1 содержит корпус 7 реактора, вмещающий активную зону 2 и теплоноситель 21; опорную решетку 13 активной зоны и перегородку 6, расположенную на опорной решетке, которая тянется вверх и окружает активную зону 2 с боковой стороны.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления состоит из подкритического лазерного блока с активным веществом (1) и запального импульсного ядерного реактора, окруженного подкритическим лазерным блоком.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах. Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус (1) с составной крышкой, состоящей из центральной части (2) и кольцевой периферийной части (3).

Изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрыв осуществляется путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе. В результате взрыва энергия взрыва заряда расплавляет это тело, а теплота расплавленного металла утилизируется. После охлаждения расплава после первого взрыва заряда последовательные взрывы следующих зарядов осуществляются при соответствующем охлаждении расплава с размещением заряда внутри этого расплава. В одном из вариантов осуществления заявленного способа до осуществления первого подрыва взрывного устройства внутреннее пространство прочного корпуса заполняется через соответствующий канал расплавом металла, внутри которого осуществляются все остальные предусмотренные операции после заглушки этого канала. Техническим результатом является возможность уменьшения габаритов используемой установки и повышение радиационной безопасности. 8 ил.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области эксплуатации канальных ядерных реакторов, касается, в частности, крышки коллектора парогазовой смеси, содержащей гелий, и может быть использована при выполнении работ по контролю и восстановлению телескопических соединений трактов технологических каналов, а также в нефтегазовой, химической и других отраслях промышленности. Технический результат - оперативность проникновения в реакторное пространство, возможность многократного вскрытия и восстановления плотного гелиевого шва, сокращение трудоемкости демонтажа и обратной сборки крышки, снижение поглощенной дозы облучения персоналом. Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора включает траверсу, кольцеобразное основание и заглушку, к вертикальным отбортовкам которых приварены тонкостенные юбки с ориентированным расположением волокон проката. Юбки выполнены в виде обратных усеченных конусов с сопрягающимися поверхностями и соединены между собой сварным швом по торцевым поверхностям. Траверса снабжена узлами крепления к горизонтальной отбортовке основания и заглушке. 3 ил.
Изобретение относится к лазерной технике и технике формирования пучков заряженных частиц и генерации потоков электромагнитного излучения. Изобретение может использоваться, в частности, для разработки и получения источников импульсного (когерентного) электромагнитного ионизирующего излучения в гамма- и рентгеновском диапазонах спектра. Исходный оптический импульс мощного фемтосекундного источника лазерного излучения фокусируется в вакуумном объеме с помощью системы фокусировки на газообразной мишени-конвертере, выполненной, например, в виде газовой струи. Варьированием параметров мощного фемтосекундного источника лазерного излучения и системы фокусировки достигается требуемая интенсивность лазерного импульса для эффективной генерации потока электронов. Поток электронов от мишени-конвертора проходит через селектор-концентратор, в котором выделяют поток электронов с энергиями, достаточными для возбуждения ядерных состояний, и фокусируют на мишени, содержащей ядра возбуждаемого изотопа. Далее излучение, образующееся при распаде возбужденных ядерных состояний, поступает на устройство регистрации. 2 н. и 3 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора. Опорная решетка сформирована из множества ортогонально скомпонованных полос в конфигурации многоместной тары с гнездами с уголковыми задней и/или передней кромками, которые предназначены для нарушения взаимосвязи вихрей, сходящих с кромок полос решетки изменением фазы вихрей. Технический результат - снижение вероятности резонансной вибрации полос. 2 н. и 33 з.п. ф-лы, 13 ил.

Изобретение относится к подмоторному кронштейну (20) главного насосного агрегата с приводом от двигателя для водо-водяного энергетического ядерного реактора. Подмоторный кронштейн включает верхний фланец (21) и фиксирующие средства (10), пригодные для обеспечения крепления поперечных зажимных средств (60) указанного главного насосного агрегата с приводом от двигателя. Главный насосный агрегат с приводом от двигателя включает электродвигатель (30), который содержит нижний фланец (31), пригодный для соединения с указанным верхним фланцем (21) указанного подмоторного кронштейна (20). Подмоторный кронштейн (20) отличается тем, что фиксирующие средства (10) включают кольцевой элемент (50), располагающийся на верхнем фланце (21) подмоторного кронштейна (20) и пригодный для фланцевания между верхним фланцем (21) подмоторного кронштейна (20) и нижним фланцем (31) двигателя (30). Фиксирующие средства (10) включают по меньшей мере один радиальный вырост, в котором располагается пространство (62), пригодное для размещения зажимных средств (60). Технический результат - упрощение крепления насосного агрегата, применимость для различной архитектуры монтажа реактора. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 5 ил.
Заявленное изобретение относится к способу эксплуатации водяных ядерных реакторов, в частности тепловых реакторов в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками оксидного ториевого топлива, содержащего материал, способный к ядерному делению, обеспечение водным замедлителем и теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми. При этом в качестве замедлителя и теплоносителя используют тяжелую воду (D2O), при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0, баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов обеспечивают путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (H2O), смягчая спектр нейтронного потока. Техническим результатом является упрощение регулирования реактивности реактора, а также повышение безопасности эксплуатации и увеличение ресурса активной зоны. 2 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу внутриконтурной пассивации стальных поверхностей. Способ заключается в установке имитатора активной зоны, представляющего собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны, а также их массовые характеристики, на место, предназначенное для размещения штатной активной зоны. Далее заполняют реактор тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, разогревают теплоноситель до температуры, обеспечивающей условия пассивации, и проводят внутриконтурную пассивацию в два этапа. Первый этап включает режим изотермической пассивации при соблюдении режимов, определенных для этого этапа, а второй режим включает неизотермическую пассивацию, проводимую при других режимах. После этого удаляют имитатор активной зоны и устанавливают на его место штатную активную зону. Способ обеспечивает коррозионную стойкость поверхностей стальных элементов в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя и позволяет снизить в начальный период эксплуатации ядерного реактора максимальные скорости потребления кислорода. 11 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к наполнению водой главного контура (1) и удалению воздуха из главного контура ядерного реактора с водяным охлаждением. Способ включает в себя этап размещения устройства (30) для соединения и жидкостной изоляции, которое соединено с горячей ветвью (3) каждой петли охлаждении (11, 12) главного контура таким образом, чтобы, по существу, изолировать от внутренней стороны бака узел горячих ветвей. Способ также включает в себя этап нагнетания воды через контур (50) нагнетания, по меньшей мере, на одной горячей ветви (3) до тех пор, пока каждая петля охлаждения не будет наполнена водой с удалением воздуха из парогенератора (6), и до тех пор, пока уровень (20) воды в баке не будет выше боковых отверстий (21) бака, которые соответствуют петлям (11, 12), после чего соединительное устройство (30) извлекается из бака. Изобретение относится также к соединительному устройству (30), содержащему телескопические соединительные элементы (321). Технический результат - предотвращение образования воздушных пробок. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор на быстрых нейтронах содержит активную зону, состоящую из тепловыделяющих элементов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, блоки отражателя нейтронов, расположенных вокруг активной зоны. Блоки включают стальной корпус, в боковых стенках которого выше верхней границы активной зоны выполнено по меньшей мере одно входное отверстие для отведения части потока теплоносителя из межблочного пространства внутрь корпуса, по меньшей мере одну вертикальную трубку, установленную в корпусе, по которой отведенный поток теплоносителя, проходя через верхнюю и нижнюю границу активной зоны, поступает в его нижнюю часть. На внешней стороне корпуса выше входного отверстия установлено дроссельное устройство для создания гидравлического сопротивления потоку теплоносителя в межблочном пространстве. Технический результат - повышение безопасности работы реактора на быстрых нейтронах, повышение КПД реактора на быстрых нейтронах, снижение теплообменной поверхности в парогенераторе. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Наверх