Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем



Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

 


Владельцы патента RU 2578590:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)
Акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (АО "НИКИЭТ") (RU)

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 области атомной техники и может использоваться в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем - свинцом или расплавом свинца и висмута.

Наиболее близким аналогом изобретения является ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по проекту БРЕСТ-ОД-300. Ядерный реактор содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями, выходы теплоносителя из которых расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок [см. Годовой отчет НИКИЭТ-2013: Сб. статей. М.: ОАО «НИКИЭТ», 2013, стр. 21, 28-29]. Столб свинцового теплоносителя, находящийся во внутренней полости блока, выполняет функцию отражателя нейтронов вместе со стальными элементами конструкции блока, а отвод выделяющегося в блоке тепла происходит за счет циркуляции теплоносителя через полость.

Известное техническое решение имеет ряд недостатков. Нижний подвод теплоносителя в блоки отражателя, выполненный на одном уровне с входом в тепловыделяющие сборки, ухудшает условия охлаждения твэлов, поскольку через них проходит меньше теплоносителя (из-за байпасного отбора во внутренние полости блоков отражателя). В аварийных ситуациях с частичным перекрытием проходного сечения теплосъем со сборок еще более ухудшится, так как возрастет доля теплоносителя, проходящего внутри блоков. Другой недостаток известного решения связан с тем, что для ограничения доли теплоносителя, распределяющегося внутрь блоков, требуется установка на входе в них дросселей, что приводит к дополнительным гидравлическим потерям и механическим нагрузкам.

Задачей изобретения является улучшение технико-экономических показателей эксплуатации ядерного реактора, снижение термических нагрузок на тепловыделяющие сборки.

Получаемый технический результат состоит в увеличении расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки при одновременном снижении гидравлических потерь.

Увеличение расхода через тепловыделяющие сборки достигается вследствие того, что при входе в реактор теплоноситель не поступает в блоки отражателя, а направляется в полном объеме на охлаждение сборок (за исключением незначительной его доли в технологических зазорах между блоками отражателя). А в блоки отражателя поступает теплоноситель, уже предварительно обеспечивший теплосъем со сборок. Кроме того, в аварийных ситуациях с локальным перекрытием проходного сечения расход теплоносителя останется локализованным в зоне сборок из-за невозможности оттока во внутренние полости блоков отражателя.

Снижение гидравлических потерь в заявленном устройстве достигается за счет расположения входа теплоносителя в полости блоков, при котором не требуется его дросселирования. При этом снижаются механические нагрузки на узлы крепления блоков вследствие уменьшения воздействия со стороны жидкометаллического теплоносителя.

Технический результат изобретения достигается за счет того, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащим тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями, выходы теплоносителя из которых 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.

Сущность изобретения поясняется фигурой, на которой в схематичном виде изображен фрагмент продольного сечения ядерного реактора.

Ядерный реактор 1 на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем включает тепловыделяющие сборки 2, окруженные рядами блоков бокового отражателя 3. В тепловыделяющих сборках 2, выполненных бесчехловыми или с перфорированными чехлами, размещены стержневые твэлы, образующие топливный столб 4. Входы 5 теплоносителя в сборки 2 расположены снизу активной зоны реактора, а выходы 6 - над ней.

Между блоками 3, а также между сборками 2 и блоками предусмотрены технологические зазоры 7.

Блок бокового отражателя 3 представляет собой сборную конструкцию в виде длинномерной призмы, которая может иметь такое же поперечное сечение, как и сборка 2. В блоке 3 выполнена внутренняя проточная полость 8.

Входы 9 теплоносителя во внутренние полости 8 блоков располагаются выше уровня топливного столба 4 тепловыделяющих сборок 2. Выходы 10 теплоносителя из полостей 8 располагаются на том же уровне, что и выходы 6 у тепловыделяющих сборок.

При работе реактора тяжелый жидкометаллический теплоноситель - свинец или расплав свинца с висмутом - поступает снизу в ядерный реактор 1. При этом весь его объем направляется через входы 5 на охлаждение тепловыделяющих сборок 2, за исключением незначительной части, распределяющейся по технологическим зазорам 7. Поскольку сборки 2 выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами, некоторая часть теплоносителя затем отклоняется и направляется из сборок 2 на боковые входы 9 блоков 3. Вследствие того, что входы 9 расположены выше уровня топливного столба 4, в блоки 3 отражателя поступает уже нагретый теплоноситель, предварительно обеспечивший охлаждение сборок. Находясь во внутренних полостях 8, теплоноситель выполняет функцию бокового отражателя нейтронов вместе со стальными элементами конструкции блоков 3. Проходя внутренние полости 8 и охладив, в свою очередь, блоки 3, теплоноситель затем через выходы 10 направляется за пределы активной зоны реактора.

В результате того, что входы 9 разнесены по высоте с входами 5 и выполнены выше уровня топливного столба 4, на охлаждение сборок по всей их высоте направляется максимально возможный расход теплоносителя, а локальные возмущения потока при его развороте и входе в блоки отражателя оказываются вне области топливного столба и не ухудшают условия теплообмена. Одновременно с этим проявляется еще одно преимущество данного технического решения. Поскольку разница давлений между входами 9 и выходами 10 оказывается существенно меньшей, чем при нижнем подводе теплоносителя в блоки, становится возможным ограничить расход теплоносителя через внутренние полости 8 без применения дросселей.

Таким образом, рассмотренная конструкция ядерного реактора, с одной стороны, обеспечивает лучшее охлаждение тепловыделяющих сборок и, с другой стороны, позволяет снизить входные гидравлические потери и уменьшить механические нагрузки на блоки отражателя со стороны теплоносителя.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями, выходы теплоносителя из которых расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, отличающийся тем, что входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами.



 

Похожие патенты:

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 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.

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.

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.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы).

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 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