Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем



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

 


Владельцы патента RU 2608596:

Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") (RU)

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя. Технической задачей является создание горячей ловушки, размещаемой в активной зоне ядерного реактора и использующей для подогрева очищаемого теплоносителя ее тепловыделения. В активной зоне ядерного реактора, образованной тепловыделяющими сборками 1, размещены горячие ловушки 2. Корпус горячей ловушки выполнен идентично корпусу тепловыделяющей сборки, а внутри корпуса расположен патрон 9 с материалом, предназначенным для поглощения примесей, находящихся в жидкометаллическом теплоносителе. Технический результат - упрощение конструкции реактора и его эксплуатации, повышение надежности корпуса реактора. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя.

К чистоте жидкометаллических теплоносителей, а именно натрия, используемых в ядерных реакторах, предъявляются высокие требования и содержание в них технологических примесей жестко лимитируется. Наиболее широкое применение имеет очистка натрия от примесей с помощью холодных ловушек различных конструкций, работа которых основана на уменьшении растворимости примесей в теплоносителе при снижении его температуры. (См., например, описание к авт. св. №245009 от 02.03.1968 по кл. МПК B01D, к патенту №291526 от 18.10.1968 по кл. МПК G21C 15/02, G21C 15/24 и др.) Холодные ловушки в подавляющем большинстве реакторных установок размещаются за пределами реактора (например, реакторные установки БОР-60, БН-350, БН-600, БН-800, Phenix и др.).

Известны ядерные энергетические установки: SRE, LAMPRE, «Энрико Ферми», DFR, HNPF, в которых для очистки теплоносителя совместно с холодными ловушками использовались горячие ловушки. Работа горячих ловушек основана на способности некоторых химически активных веществ поглощать растворенные в натрии примеси. Наиболее эффективно процесс проходит при высоких температурах. Горячие ловушки размещаются за пределами реактора, а для обеспечения эффективности очистки очищаемый натрий подогревается до температур 550°С и выше с помощью электропечей, в которых размещались ловушки, или электронагревателей входящих в конструкцию ловушки. (См., например, Ю.Е. Багдасаров и др. «Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах», М., Атомиздат, 1969 г.; Ф.А. Козлов и др., «Жидкометаллические теплоносители ЯЭУ. Очистка от примесей и их контроль», М., Энергоатомиздат, 1983 г.; Сб. «Жидкие металлы», Атомиздат, 1970 г.) В отечественной практике горячие ловушки применялись на экспериментальных стендах ГНЦ РФ-ФЭИ и в ядерных энергетических установках космических аппаратов. (См., например, статью В.В. Алексеева и др. «Системы очистки АЭС БН-1200» в журнале «Теплоэнергетика» №5, 2013 г.).

При размещении основного оборудования первого контура (главные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники) непосредственно в корпусе реактора (интегральная компоновка, например, реакторные установки БН-600, БН-800, CEFR и др.) целесообразно размещение в нем оборудования вспомогательных систем первого контура, в частности системы очистки (реакторная установка Superphenix). Такое конструктивное решение позволяет исключить возможность проливов радиоактивного теплоносителя в технологических помещениях за пределами реактора, а также снизить стоимость сооружения реакторной установки за счет исключения специальных помещений для вспомогательных систем первого контура. Требование к габаритным размерам корпуса реактора является одним из основных. Размеры корпуса определяются только основным оборудованием без влияния на них оборудования вспомогательных систем. С учетом указанного требования ограничивается количество размещаемых в реакторе средств очистки теплоносителя (холодные, горячие ловушки), а также их габаритные размеры. В связи с этим они имеют относительно небольшую емкость по примесям и поэтому требуют периодических замен в процессе эксплуатации. Для размещения в корпусе реактора оборудования и его замены в процессе эксплуатации требуется организация специальных проходок в корпусе. Замена промежуточных теплообменников, выемных частей главных циркуляционных насосов первого контура реакторной установки БН-600, фильтровальных патронов холодных ловушек первого контура реакторной установки Superphenix, осуществляется с использованием специальных относительно сложных технологических устройств, обеспечивающих во время проведения операций по замене герметичность реактора и защиту персонала от ионизирующего излучения. При этом замена оборудования представляет собой относительно сложную технологическую операцию, требующую проведения значительного объема подготовительных работ.

Технической задачей является создание горячей ловушки, использующей для подогрева очищаемого теплоносителя тепловыделения активной зоны и размещаемой в активной зоне ядерного реактора.

Решение поставленной задачи позволяет упростить конструкцию реактора и его эксплуатацию, повысить надежность корпуса реактора, а также исключить необходимость использования дополнительного технологического оборудования.

Задача решается тем, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем в активной зоне, образованной тепловыделяющими сборками, размещены горячие ловушки, имеющие корпус, идентичный корпусу тепловыделяющей сборки, внутри которого расположен патрон с материалом, предназначенным для поглощения примесей, находящихся в жидкометаллическом теплоносителе. Кроме того, патрон выполнен в виде обечайки, образующей с корпусом кольцевой канал, гидравлически связанный с внутренней полостью обечайки через отверстия, расположенные на ее боковой поверхности в верхней части, и снабженной цилиндрическим вытеснителем.

Сущность технического решения поясняется чертежами, где:

на фиг. 1 показано размещение горячих ловушек;

на фиг. 2 показан общий вид горячей ловушки.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием), содержит активную зону, образованную тепловыделяющими сборками 1 с размещенными в ней горячими ловушками 2. Горячие ловушки 2 установлены в напорной камере ядерного реактора аналогично тепловыделяющим сборкам 1. Горячая ловушка 2 имеет корпус 3, идентичный корпусу тепловыделяющей сборки 1, и снабжена головкой 4 с выходными отверстиями и хвостовиком 5 с входными отверстиями. Внутри корпуса 3 с зазором по отношению к последнему размещена обечайка 7, снабженная цилиндрическим стальным вытеснителем 6. Между обечайкой 7 и корпусом 3 образован кольцевой канал 8, предназначенный для обеспечения циркуляции теплоносителя. Обечайка 7 закреплена на корпусе 3, а во внутренней полости обечайки расположен патрон 9, заполненный материалом, предназначенным для поглощения примесей (геттером) и обеспечивающим очистку теплоносителя (натрия). В качестве материала (геттера) может быть использован цирконий или сплавы на его основе. В верхней части обечайки 7 выполнены отверстия 10, гидравлически связывающие кольцевой канал 8 с внутренней полостью обечайки 7. Хвостовик 5 размещен в напорной камере 11 ядерного ректора, заполненной теплоносителем (натрием).

Работа горячей ловушки, расположенной в активной зоне ядерного реактора, осуществляется следующим образом.

Теплоноситель (натрий) из напорной камеры 11 ядерного реактора через отверстия в хвостовике 5 поступает в кольцевой канал 8. Циркуляция теплоносителя через горячие ловушки 2 обеспечивается главными циркуляционными насосами первого контура, аналогично его циркуляции через тепловыделяющие сборки 1. При прохождении кольцевого канала 8 теплоноситель подогревается до необходимой температуры за счет тепловыделений в активной зоне. Теплообмен происходит с окружающими тепловыделяющими сборками 1 и со стальным цилиндрическим вытеснителем 6, дополнительно нагревающимся за счет радиационного излучения. Для увеличения вклада радиационного излучения в подогрев теплоносителя в конструкции вытеснителя может быть применен материал с более высокой плотностью по сравнению со сталью (например, вольфрам).

Из кольцевого канала 8 теплоноситель поступает в патрон 9, в котором происходит поглощение примесей, и далее очищенный теплоноситель через отверстия в головке 4 поступает в горячую полость ядерного реактора, расположенную над активной зоной.

Таким образом, при размещении горячих ловушек в активной зоне упрощается конструкция реактора из-за отсутствия специальных проходок в его корпусе, упрощается конструкция горячих ловушек из-за отсутствия специального оборудования для подогрева и обеспечения циркуляции теплоносителя, а также биологической защиты, характерной для оборудования, размещаемого в проходках корпуса реактора, не требуется специальное технологическое оборудование для выполнения операций по заменам выработавших ресурс горячих ловушек, упрощается операция по заменам.

По результатам выполненных предварительных оценочных расчетов определено необходимое количество горячих ловушек, а также подтверждено отсутствие их заметного влияния на нейтронно-физические характеристики активной зоны и обеспечение подогрева натрия до необходимой температуры за счет тепловыделений.

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, образованную тепловыделяющими сборками, отличающийся тем, что в активной зоне размещены горячие ловушки, имеющие корпус, идентичный корпусу тепловыделяющей сборки, внутри которого расположен патрон с материалом, предназначенным для поглощения примесей, находящихся в жидкометаллическом теплоносителе.

2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что патрон выполнен в виде обечайки, образующей с корпусом кольцевой канал, гидравлически связанный с внутренней полостью обечайки через отверстия, расположенные на ее боковой поверхности в верхней части.

3. Ядерный реактор по п. 2, отличающийся тем, что обечайка снабжена цилиндрическим вытеснителем.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к рекомбинаторному элементу, в частности, для использования в системе безопасности для ядерно-технической установки. .

Изобретение относится к области обеспечения безопасности атомных электростанций. .

Изобретение относится к каталитическому элементу для рекомбинации водорода и/или монооксида углерода кислородом для атомных электростанций. .

Изобретение относится к области очистки жидкометаллических теплоносителей. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к устройству для рекомбинации водорода в газовой смеси, в частности, для атомной электростанции. .

Изобретение относится к способу и устройству для инициирования реакции водорода с кислородом в каталитическом рекомбинационном или зажигательном устройстве. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам эксплуатации быстрых гомогенных ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерным реакторам с контуром циркуляции жидкого ядерного топлива, в которых не используется контур циркуляции топлива для одновременного отвода тепла.

Изобретение относится к устройству ядерного реактора. Устройство включает в себя комбинацию расщепляющегося материала, расплава солей и материала замедлителя, включающего в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или комбинацию двух или более из них.

Изобретение относится к инициаторам деления ядер для ядерных реакторов и способам их применения. Способ инициирования деления ядер включает инициирование по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер по меньшей мере в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащей первый материал ядерного топлива, с помощью по меньшей мере одного вставляемого и извлекаемого инициатора деления ядер, содержащего второй материал ядерного топлива.

Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов.

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство пассивного регулирования давления в оболочке ядерной энергетической установки содержит агрегат (40) распыления жидкости в оболочке и трубопровод (42) подачи жидкости, предназначенный для подачи жидкости в распыляющий агрегат (40).

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем.

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.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом. Реактор-конвертер подпитывается низкообогащенной смесью сырьевых и делящихся изотопов урана и плутония с содержанием делящихся изотопов не более, чем в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) легководных реакторов, а также отвальным ураном, поэтому реактор не требует производств внешнего топливного цикла. Использование в качестве теплоносителя полисилазана позволяет улучшить нейтронно-физические характеристики топливного цикла, увеличить коэффициент воспроизводства. Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом состоит из корпуса низкого давления с размещенной активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и внутрикорпусных устройств (ВКУ) с установленными в центральные отверстия колонн ВКУ технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), корпус низкого давления заполнен теплоносителем, в который погружена активная зона, внутренний объем ТВЭЛ ТВС, размещенных в технологических каналах, заполнен жидкометаллическим уран-плутониевым топливом, верхние концы ТВЭЛ объединены в накопителе продуктов деления ТВС, концы ТВЭЛ выполнены сообщающимися с полостью ТВС, последняя выполнена сообщающейся с открытой полостью над топливом, находясь с ней под общим давлением, при этом корпус низкого давления выполнен из высокопрочного титанового сплава, например марки ВТ3-1, ВТ6, ВТ6С, ВТ14 или ВТ22, защищенного изнутри нанопористым композитом на основе нитрида бора, а теплоноситель выполнен на основе полисилазана следующего стехиометрического состава: Si315N3C12D22. Накопитель продуктов деления ТВС содержит нанопористый сорбционный материал для удаления газообразных продуктов деления и продуктов деления с высокой упругостью пара, например, на основе SiАlON при дисперсности микропор в интервале 5-15 Å, и материал-поглотитель продуктов деления с низкой упругостью пара. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх