Ядерный реактор



Ядерный реактор
Ядерный реактор

 


Владельцы патента RU 2558152:

Открытое акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (RU)

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэлы, заключенные в трубчатую оболочку, погружены в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Твэлы выполнены в верхней части с активными участками, заполненными топливом, и полыми рабочими участками, размещенными ниже активных участков. Технический результат - снижение уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой тепловыделяющих элементов, и обеспечение более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура на входе в активную зону. 2 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к конструкции ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

Известен ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, включающий пучок тепловыделяющих элементов, расположенных в корпусе, закрытом съемной крышкой, и зафиксированных сетчатым держателем. Каждый тепловыделяющий элемент состоит из нижней части, промежуточной части и верхней части. Промежуточная и верхняя части образованы заключенными в трубчатую оболочку топливными элементами кольцевой формы для прохода газообразных осколков деления. Нижняя часть составлена из топливных элементов в виде сплошных шариков, так как в нижней части не столь высоки требования к обеспечению пути для прохода газообразных осколков деления (GB 2163888,1986 г.).

Известен ядерный реактор, в частности ядерный реактор бассейнового типа, в котором размещена активная зона, содержащая пучок топливных элементов, погруженных в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Топливные элементы проходят вдоль соответствующих продольных осей и имеют соответствующие активные участки, расположенные у нижних концов топливных элементов и погруженных в теплоноситель первого контура, образуя активную зону, и соответствующие рабочие участки, которые размещаются сверху активных участков (WO2009040644, 2009 г.).

Ближайшим аналогом изобретения является ядерный реактор по заявке US 20120201342 А1, который относится к ядерному реактору с натриевым охлаждением, так называемому GEN-IV Na-FNR поколения IV, содержащему, по меньшей мере, одну тепловыделяющую сборку, которая имеет кожух, в центральной части которого расположен пучок твэлов, нижняя часть кожуха выполнена полой, и в ней может быть установлен рекуператор. В средней части твэлов расположены активные (топливные) участки, а нижняя часть имеет диаметр меньший, чем расположенная выше часть твэла. По меньшей мере, один из твэлов не содержит воспроизводящего материала на своем нижнем конце, при этом нижний конец твэла выполнен из металла с температурой плавления более низкой, чем температура кориума, или из металлического сплава, фазовая диаграмма которого имеет эвтектические или перитектические точки при эквивалентной температуре более низкой, чем температура кориума. Перечисленные признаки, присущие US 20120201342 А1, направлены на обеспечение работоспособности тепловыделяющей сборки и ограничению распространения аварийной зоны в случае возникновения аварийной ситуации. Для этой же цели служит верхнее средство нейтронной защиты, которое может быть размещено непосредственно внутри твэлов на их верхнем конце.

Аналог, описанный в международной заявке WO 2009040644, а также ближайший аналог по заявке US 20120201342 А1, имеют два существенных недостатка.

1) Размещение рабочих участков топливных (далее - тепловыделяющих) элементов (твэлов) выше активных участков приводит к тому, что рабочие участки, в объеме которых, в основном, скапливаются газообразные осколки деления (изотопы ксенона и криптона), омываются теплоносителем с температурой, соответствующей температуре выхода из активной зоны, которая значительно превышает температуру теплоносителя на входе в активную зону, что вызывает повышение давления газа, действующего на герметичную оболочку твэла и механические напряжения в ней. В то же время длительная прочность стали, из которой изготовлена оболочка твэла, снижается при повышении температуры. Сочетание этих факторов уменьшает ресурс работы твэла. Для снижения давления газа и механических напряжений в оболочке необходимо, при прочих равных условиях, увеличивать длину рабочего участка, что приводит к росту гидравлического сопротивления активной зоны и затрат энергии на прокачку теплоносителя, увеличению высоты корпуса реактора и ухудшению технико-экономических показателей.

2) В случае возможных нарушений нормальных условий эксплуатации, вызванных попаданием посторонних предметов на вход активной зоны, распределение скоростей теплоносителя в активной зоне станет неравномерным, что будет приводить к повышению температуры топливных элементов в частях активной зоны, где скорость теплоносителя и его расход стали меньше. Для исключения недопустимого повышения температуры топливных элементов, если оно будет обнаружено, потребуется снижение мощности реактора, что приведет к ухудшению эксплуатационных показателей, в противном случае твэлы будут повреждены, что приведет к радиационной аварии. В ближайшем аналоге твэлы в нижней части имеют меньший диаметр, чем остальная часть твэла, и выполнены из материала с температурой плавления меньшей, чем температура плавления материала части твэла, расположенной выше. Такая конструкция твэла позволяет облегчить движение вниз кориума при возникновении аварийной ситуации, что необходимо из-за наличия кожуха, охватывающего пучок твэлов.

Раскрытие изобретения

Технической задачей, решаемой изобретением, является обеспечение надежности и безопасности ядерного реактора преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем.

Для исключения указанных выше недостатков ближайшего аналога предлагается в ядерном реакторе преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем, в активной зоне которого расположен пучок твэлов, погруженных в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником, в твэлах часть твэла, не содержащую топлива (полые рабочие участки) размещать ниже его активной части (активные топливные участки).

Известно, что работа твэлов в режиме длительной эксплуатации характеризуется увеличением выхода из топлива газообразных продуктов деления, повышающих давление внутри оболочки твэлов и содержание агрессивных по отношению к материалу оболочки твэла продуктов деления делящихся материалов. Сочетание этих факторов существенно усложняет работу оболочки твэла. В связи с этим большое значение для обеспечения работоспособности твэлов имеет не только конструкция твэлов, но и создание оптимальных условий для их работы, обеспечивающих надежность в течение требуемого срока службы твэлов.

Технический результат, достигаемый при осуществлении изобретения, в сравнении с известными из уровня техники ядерными реакторами, в том числе с ближайшим аналогом, выражается в новых технических свойствах, состоящих, во-первых, в обеспечении, по возможности, низкого уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой твэлов, входящих в состав бескожуховых тепловыделяющих сборок, за счет снижения температуры газа в нижней холодной части твэла и более высоких механических свойств стали оболочки твэла при пониженных температурах, определяющих ресурс по критерию длительной прочности. Во-вторых, технический результат состоит в обеспечении возможно более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура в активных (топливных) участках твэлов, в том числе, при возможном попадании посторонних предметов на входное сечение активной зоны за счет поперечного массообмена теплоносителя в нижней рабочей части активной зоны, выполняющей функцию дросселирующей решетки.

В процессе работы предлагаемого ядерного реактора оптимальные условия создаются за счет того, что давление газообразных продуктов деления в полом рабочем участке твэла и механические напряжения в оболочке будут ниже, а длительная пластичность стали оболочки - выше, за счет того, что полые рабочие участки обтекаются «холодным» теплоносителем до входа теплоносителя в зону активных (топливных) участков, расположенных в верхней части твэлов, где происходит нагрев теплоносителя до температуры, соответствующей температуре теплоносителя на выходе из активной зоны.

Кроме того, полые рабочие участки твэлов в случае их размещения ниже активных (топливных) участков будут выравнивать неравномерности поля скоростей теплоносителя до поступления его в активную часть твэлов. Полые рабочие участки твэлов будут выполнять функцию дросселирующей решетки, уменьшающей неравномерность поля скоростей в активной зоне из-за гидродинамического несовершенства входного коллектора при нормальных условиях эксплуатации, а также при нарушениях нормальных условий эксплуатации, вызванных попаданием посторонних предметов на вход активной зоны, что, в конечном итоге, предотвратит повышение температуры активных (топливных) участков твэлов. К активным (топливным) участкам подойдет более выровненный по скорости поток теплоносителя, что снизит возможность перегрева топливных элементов.

Краткое описание чертежей

Изобретение поясняется чертежами.

На фиг. 1 изображена схема ядерного реактора (без насоса).

На фиг. 2 - твэл в разрезе.

Осуществление изобретения

Сущность изобретения поясняется ниже на конкретном примере, который не исчерпывает всех возможных вариантов осуществления изобретения.

Ядерный реактор преимущественно с жидкометаллическим теплоносителем включает в себя цилиндрический корпус 1, в котором размещены активная зона 2, по меньшей мере, один теплообменник 3 и, по меньшей мере, один насос. Возможен также ядерный реактор, в котором насос (насосы) отсутствуют, а циркуляция теплоносителя осуществляется за счет естественной конвекции.

Теплообменник 3 и насос (при его наличии) размещены в кольцевом пространстве, образованном цилиндрическим корпусом 1 и цилиндрической разделительной оболочкой 4. Внутри цилиндрической разделительной оболочки 4 размещена активная зона 2, сверху установлена защитная пробка 5.

Активная зона 2 содержит для удобства сборки и разборки тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из пучка твэлов, головки и хвостовика.

Твэлы в пучке соединены между собой дистанционирующими решетками и нижней опорной решеткой, закрепленной на хвостовике ТВС. Дистанционирующие решетки и нижняя опорная решетка фиксируют в поперечном сечении взаимное расположение твэлов, вследствие чего обеспечивается равномерное распределение теплоносителя по сечению активной зоны 2 и уменьшается возможность возникновения гидродинамической нестабильности при обтекании твэлов. В то же время, конструкция закрепления твэлов допускает их перемещение в осевом направлении для исключения механических напряжений, которые возникают из-за различий температурных удлинений твэлов.

Стержневой твэл имеет цилиндрическую форму, образованную трубчатой оболочкой, в полости которой размещено топливо - топливные таблетки.

Твэлы проходят вдоль соответствующих продольных осей ТВС и имеют активные (топливные) участки 6, расположенные у верхних концов твэлов. Нижняя часть твэлов представляет собой полые (рабочие) участки 7 трубчатой оболочки 8, не содержащие топлива. Полые (рабочие) участки 7 располагаются ниже активных (топливных) участков 6 твэлов. Твэлы погружены в теплоноситель первого контура и образуют активную зону 2. Топливные таблетки 9 удерживаются фиксаторами (на чертеже не показаны) на заданном уровне в верхней части трубчатой оболочки 8, в которой могут быть размещены стержни 10 из материала торцевых отражателей нейтронов или воспроизводящего материала (например, урана-238).

В процессе работы реактора жидкометаллический теплоноситель первого контура, например свинец или эвтектика свинец-висмут, перекачиваемый насосом (если имеется) или циркулирующий за счет естественной конвекции, движется через активную зону 2 и теплообменник 3, в котором греющий теплоноситель первого контура передает тепло теплоносителю второго контура.

Уровень давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой твэлов, будет ниже, чем в известных аналогах, так как газообразные осколки деления накапливаются в нижней холодной части твэла - в полых (рабочих) участках 7. Кроме того, неравномерность распределения поля скоростей теплоносителя первого контура в активной (топливной) части твэлов уменьшается при прохождении «холодного» теплоносителя через рабочие (полые) участки твэлов. Поэтому к активным (топливным) участкам 6 твэлов поток теплоносителя будет поступать более выровненным, что позволяет исключить перегрев активных (топливных) участков 6 твэлов.

Ядерный реактор, содержащий корпус, в котором размещена активная зона, содержащая пучок стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих трубчатую оболочку и погруженных в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником, при этом циркуляция теплоносителя первого контура через активную зону осуществляется снизу вверх через полые участки стержневых тепловыделяющих элементов к их активным участкам, отличающийся тем, что тепловыделяющие элементы, соединенные между собой дистанционирующими решетками и нижней опорной решеткой, закрепленной на тепловыделяющей сборке, выполнены в верхней части с активными участками, заполненными топливом, и полыми рабочими участками, размещенными ниже активных участков.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды.

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов.

Изобретение относится к металлургическому и трубопрокатному производствам. Отливают слитки ЭШП размером 485×1600±25 мм и обтачивают в слитки-заготовки размером 470×1600±25 мм.

Заявленное изобретение относится к способу обеспечения подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности. В заявленном способе предусмотрено проведение физических измерений подкритичности активной зоны после сборки активной зоны и сравнение полученных характеристик с проектными значениями, после чего при наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны устанавливают подгоночные стержни реактивности.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя. При этом выход нейтронов расщепления, генерируемых пучком, становится сопоставимым с долей запаздывающих нейтронов из расщепляемых элементов. Это используется для обеспечения точного определения реактивности в процессе работы. Предусмотрена возможность регулирования полученных изменений с помощью управляющих стержней (111), регулируемых с помощью нейтронных поглотителей (112) и/или путем варьирования протонного тока. Кроме того, в условиях заявленного изобретения обеспечивается возможность непрерывного регулирования изменения температуры в ходе эксплуатации посредством теплообменника (103). Техническим результатом является возможность избежать приближения подкритического устройства слишком близко к критическому состоянию при сохранении коэффициента размножения нейтронов в приемлемых пределах. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 8 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх