Активная зона ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики с прямым преобразованием энергии. Активная зона ядерного реактора содержит, по меньшей мере, один модуль, твердый и жидкий замедлители нейтронов. Модуль содержит корпус, по меньшей мере, одну тепловую трубу и, по меньшей мере, один тепловыделяющий элемент. Тепловая труба выполнена из корпуса и фитиля и расположена внутри модуля и снабжена теплоизоляцией в зоне испарения. Тепловыделяющий элемент состоит из оболочки и ядерного топлива и расположен внутри тепловой трубы. Твердый замедлитель нейтронов имеет, по меньшей мере, одно отверстие, в котором размещен, по меньшей мере, один модуль. Наружная поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабжена фитилем. Пространство между твердым замедлителем нейтронов и модулем заполнено жидким замедлителем нейтронов. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия реакторных установок и расширение области применения активной зоны. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в реакторах с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую за пределами активной зоны, в частности термофотоэлектрическим.

Известна активная зона с тепловыми трубами [Заявка на изобретение США «Мобильный быстрый реактор, охлаждаемый тепловыми трубами» US №2016/0027536 А1, опубликована 22.01.2016].

Активная зона реактора по указанной заявке содержит массивы стержневых тепловыделяющих элементов и тепловых труб, заключенных в металлический блок. Тепловыделяющие элементы содержат ядерное топливо, верхний и нижний отражатели нейтронов и газовые полости, расположенные выше и ниже отражателей. Тепловые трубы содержат герметичный корпус, заполненный испаряющимся теплоносителем, и фитиль. Тепловые трубы расположены так, чтобы передавать тепло за пределы активной зоны газообразному теплоносителю - рабочему телу газовой турбины (воздух, или СО2). Максимальная температура рабочего тела (воздух) на входе в турбину около 1100 К.

Недостатком указанного технического решения является относительно низкая температура теплоносителя на выходе из активной зоны, не позволяющая использовать прямое преобразование тепловой энергии в электрическую.

Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому техническому решению является активная зона быстрого реактора SAIRS [M. S. El-Genk, J-M. P. Tournier, "SAIRS" - Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System// Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No. 1, pp. 25-34, 2004].

Активная зона включает 60 модулей, состоящих из тепловой трубы и 3-х твэлов в рениевой оболочке. Модули расположены вплотную друг к другу и образуют треугольную упаковку. Оболочки твэлов на длине их активной части припаяны к корпусу тепловой трубы с помощью рениевых трехгранных вкладышей, передающих тепло от твэла к тепловой трубе за счет теплопроводности. Каждый твэл имеет газовую полость с одного конца. В качестве топлива используются таблетки UN с обогащением 83,7%.

Недостатком этого технического решения является относительно низкая температура теплоносителя (1200K) на выходе из активной зоны, что не позволяет эффективно использовать термоэлектрические, термоэмиссионные и, тем более, термофотоэлектрические преобразователи энергии.

Задача изобретения состоит в исключении указанного недостатка, а именно в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.

Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок за счет повышения температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и расширение области применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.

Для исключения указанного недостатка в активной зоне ядерного реактора, включающей по меньшей мере один модуль, содержащий корпус, по меньшей мере одну тепловую трубу, выполненную из корпуса и фитиля, и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, состоящий из оболочки и ядерного топлива, предлагается:

- активную зону дополнительно снабдить твердым замедлителем нейтронов с по меньшей мере одним отверстием;

- в отверстии твердого замедлителя разместить по меньшей мере один модуль;

- тепловую трубу расположить внутри модуля и снабдить теплоизоляцией в зоне испарения;

- тепловыделяющий элемент расположить внутри тепловой трубы;

- наружную поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабдить фитилем;

- пространство между твердым замедлителем нейтронов и модулем заполнить жидким замедлителем нейтронов.

В частных случаях исполнения активной зоны ядерного реактора предлагается:

- во-первых, во внутренней полости модуля создать вакуум;

- во-вторых, внутреннюю полость модуля заполнить газом с низкой теплопроводностью, например, ксеноном;

- в-третьих, в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать воду;

- в-четвертых, в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать незамерзающую в зимнее время жидкость, например водный раствор спирта;

- в-пятых, в качестве теплоносителя тепловой трубы использовать жидкий металл с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро.

Сущность изобретения поясняется на чертежах, где на фиг. 1 представлено поперечное сечение одного из вариантов исполнения активной зоны ядерного реактора, на фиг. 2 - поперечное сечение одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора, на фиг. 3 - продольный осевой разрез одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора.

На чертежах приняты следующие позиционные обозначения: 1 - корпус модуля; 2 - корпус тепловой трубы; 3 - оболочка тепловыделяющего элемента; 4 - твердый замедлитель нейтронов; 5 - теплоизоляция; 6 - фитиль тепловой трубы; 7 - фитиль тепловыделяющего элемента; 8 - ядерное топливо.

Сущность изобретения состоит в следующем.

Активная зона ядерного реактора включает по меньшей мере один модуль, твердый и жидкий замедлители нейтронов.

Модуль содержит корпус 1, по меньшей мере одну тепловую трубу и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент.

Корпус 1 модуля выполнен герметичным из материала, слабо поглощающего нейтроны, например, циркониевого сплава.

В частных случаях исполнения внутри корпуса 1 модуля создан вакуум или помещен инертный газ, имеющий низкую теплопроводность, например, ксенон.

Вакуум или инертный газ обеспечивают эффективную работу теплоизоляции 5, предотвращают окисление корпуса 2 тепловой трубы и обеспечивают низкую температуру корпуса 1 модуля.

Тепловая труба расположена внутри модуля и снабжена теплоизоляцией 5 в зоне испарения.

Тепловая труба состоит из корпуса 2 тепловой трубы и фитиля 6 тепловой трубы и содержит жидкометаллический теплоноситель.

Корпус 2 тепловой трубы выполнен из тугоплавкого металла, например вольфрама, молибдена, ниобия, ванадия, или их сплавов.

Тепловая труба предназначена для отвода тепла, выделяющегося в тепловыделяющих элементах, за пределы активной зоны ядерного реактора.

Тепловыделяющий элемент состоит из оболочки 3 тепловыделяющего элемента с фитилем 7 тепловыделяющего элемента и ядерного топлива 8.

Оболочка 3 тепловыделяющего элемента выполнена из того же тугоплавкого материала, что и корпус 2 тепловой трубы.

Фитиль 7 тепловыделяющего элемента изготовлен, например, в виде мелкопористой сетки из тугоплавкого металла, расположен на наружной поверхности оболочки 3 тепловыделяющего элемента и заполнен жидкометаллическим теплоносителем.

Фитиль 7 тепловыделяющего элемента предназначен для отвода тепла за счет испарения жидкометаллического теплоносителя.

Тепловыделяющий элемент расположен внутри тепловой трубы.

Ядерное топливо 8 содержит делящееся вещество - уран и (или) плутоний, например, в виде диоксида, нитрида, карбонитрида и др. Ядерное топливо всех тепловыделяющих элементов образует критическую массу, необходимую для осуществления реакции деления.

Тепловая труба снабжена в зоне испарения теплоизоляцией 5 в виде многослойного теплового экрана, изготовленного из тугоплавких металлов, упомянутых выше.

Теплоизоляция 5 предназначена для предотвращения утечки тепла в радиальном направлении через корпус 1 модуля. Таким образом, практически все тепло выносится тепловыми трубами за пределы активной зоны в осевом направлении и передается энергопреобразователю или потребителю.

Твердый замедлитель нейтронов 4 имеет по меньшей мере одно отверстие.

Твердый замедлитель нейтронов 4 выполнен, например, из бериллия, введен в состав активной зоны ядерного реактора для обеспечения теплового спектра нейтронов.

В отверстии твердого замедлителя нейтронов 4 размещен по меньшей мере один модуль.

Жидкий замедлитель нейтронов размещен в кольцевых зазорах между модулями и твердым замедлителем нейтронов 4.

Назначение жидкого замедлителя нейтронов - дополнить эффект замедления нейтронов твердым замедлителем нейтронов 4 и обеспечить возможность осуществления реакции деления на тепловых нейтронах. Кроме того, жидкий замедлитель нейтронов выполняет функцию теплоносителя, охлаждающего твердый замедлитель нейтронов 4 и корпус 1 модуля.

Жидкий замедлитель нейтронов имеет низкую температуру, благодаря теплоизоляции 5, сводящей к минимуму утечки тепла через корпус 1 модуля. Это позволяет использовать в качестве жидкого замедлителя воду или водные растворы спирта при атмосферном давлении.

Твердый замедлитель нейтронов 4, совместно с жидким замедлителем нейтронов, обеспечивают возможность ядерной реакции деления на тепловых нейтронах.

Активная зона ядерного реактора работает следующим образом.

В ядерном топливе 8 тепловыделяющих элементов происходит реакция деления с выделением тепла. Выделившееся тепло через оболочку 3 тепловыделяющего элемента передается к фитилю 7 тепловыделяющего элемента, заполненному испаряющимся теплоносителем тепловой трубы. Пар теплоносителя, заполняющий внутреннее пространство корпуса 2 тепловой трубы, уносит теплоту парообразования из активной зоны ядерного реактора к преобразователю энергии, конденсируется там и возвращается по фитилю 6 тепловой трубы к фитилю 7 тепловыделяющего элемента. Перенос тепла испаряющимся теплоносителем происходит практически без перепада температуры между источником тепла и его потребителем, что позволяет получить относительно высокую (1500-1800K) температуру теплоносителя на выходе из активной зоны ядерного реактора. Это обеспечивает более высокий коэффициент полезного действия реакторной установки и расширяет область ее применения.

Конкретный вариант исполнения активной зоны ядерного реактора.

Твердый замедлитель нейтронов 4 выполнен из бериллиевых дисков диаметром 1000 мм и суммарной высотой 500 мм с 108 отверстиями диаметром 70 мм и полностью окружен оболочкой (на чертежах не показана) из циркониевого сплава Э110.

В качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду.

Отверстия в твердом замедлителе нейтронов 4 с модулями расположены по концентрическим окружностям и активная зона ядерного реактора в целом имеет цилиндрическую геометрию.

Модуль активной зоны выполнен из циркониевого сплава Э110 в виде герметичного цилиндрического корпуса 1 с диаметром около 60 мм и толщиной 1-2 мм.

Корпус 2 тепловой трубы выполнен из молибдена. На его внутренней поверхности смонтирован фитиль 6 тепловой трубы, изготовленный из двух слоев молибденовой сетки с размером квадратной ячейки около 40 мкм.

Экрано-вакуумная теплоизоляция 5 выполнена из четырех слоев молибденовой и пяти слоев циркониевой фольги.

В корпусе 1 модуля создан вакуум с давлением остаточных газов не более 10-1 Па.

В тепловой трубе размещены четыре тепловыделяющих элемента.

Оболочка 3 тепловыделяющего элемента с наружным диаметром 13 мм и толщиной стенки 1 мм изготовлена из монокристаллического молибдена, заполнена таблетками ядерного топлива 8 из диоксида урана с обогащением 19,75% и герметизирована верхней и нижней заглушками.

Высота ядерного топлива равна 500 мм.

Ядерное топливо 8 выполнено в виде таблеток с центральными отверстиями диаметром около 3 мм для отвода газообразных продуктов деления в расположенную над ядерным топливом 8 полость.

Фитиль 7 тепловыделяющего элемента изготовлен из двух слоев молибденовой сетки.

В активной зоне использовано 432 тепловыделяющих элемента.

В качестве теплоносителя тепловой трубы используется Li7.

При тепловой мощности активной зоны 1200 кВт средняя мощность одного тепловыделяющего элемента составляет 2,8 кВт, а мощность модуля, отводимая тепловой трубой, 11,2 кВт. Расчетная рабочая температура оболочки 3 тепловыделяющего элемента составляет 1525 K.

Преимущества предлагаемой активной зоны ядерного реактора по сравнению с наиболее близким техническим решением заключаются в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны с 1200 K до 1500 K и выше, что приводит к повышению коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок. Кроме того, это позволяет расширить область применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.

1. Активная зона ядерного реактора, включающая по меньшей мере один модуль, содержащий корпус, по меньшей мере одну тепловую трубу, выполненную из корпуса и фитиля, и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, состоящий из оболочки и ядерного топлива, отличающаяся тем, что активная зона дополнительно снабжена твердым замедлителем нейтронов с по меньшей мере одним отверстием, в котором размещен по меньшей мере один модуль, тепловая труба расположена внутри модуля и снабжена теплоизоляцией в зоне испарения, тепловыделяющий элемент расположен внутри тепловой трубы, наружная поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабжена фитилем, а пространство между твердым замедлителем нейтронов и модулем заполнено жидким замедлителем нейтронов.

2. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что во внутренней полости модуля создан вакуум.

3. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что внутренняя полость модуля заполнена газом с низкой теплопроводностью, например ксеноном.

4. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду.

5. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют незамерзающие в зимнее время жидкости, например водный раствор спирта.

6. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве теплоносителя тепловой трубы используют жидкие металлы с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником, соединенным с входом конденсатосборника, и технологическую петлю для выделения изотопов с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором ядерного реактора и с выходом по воде конденсатосборника.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Ядерный реактор содержит активную зону, термофотопреобразователь (ТФП), электрогенерирующие модули (ЭГМ), высокотемпературные тепловые трубы (ВТТ), тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), боковой отражатель, систему управления, теплоизоляцию, систему охлаждения, радиационную защиту и корпус ядерного реактора.

Изобретение относится к вентилям для циркуляции жидкого металла. Вентиль содержит картер, образующий камеру, внутри которой проходит текучая среда и которая имеет по меньшей мере один вход и по меньшей мере один выход текучей среды, затвор, выполненный с возможностью взаимодействия с седлом, выполненным заодно с картером, для закрывания, упомянутого по меньшей мере одного входа и упомянутого по меньшей мере одного выхода текучей среды и устройство управления положением затвора относительно седла.

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной.

Изобретение относится к производству электроэнергии и технологического тепла с использованием модульного, транспортируемого, упрочненного ядерного генератора, быстро размещаемого и изымаемого, содержащего оборудование для преобразования энергии и производства электроэнергии, полностью встроенное внутри единого корпуса высокого давления, вмещающего активную зону ядерного генератора.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами.

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях.

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О.

Изобретение относится к регулированию интенсивности деления в ядерном реакторе и представляет собой способ функционирования ядерного реактора, работающего на делении ядер, и ядерный реактор. Реактор включает активную зону реактора и резервуар с теплоносителем. При этом активная зона реактора включает сборку топливных кассет. Каждая топливная кассета расположена по существу вертикально и включает один или более топливных стержней, содержащих расщепляющееся топливо. Топливные стержни погружены в теплоноситель. Способ включает мониторинг и моделирование концентраций топлива и интенсивности деления в каждой из топливных кассет. В зависимости от результатов мониторинга и моделирования осуществляется перемещение топливных кассет в горизонтальном направлении внутри сборки, исключающее подъем топливных стержней над теплоносителем. Технический результат – обеспечение возможности извлечения отработавшей топливной кассеты из горизонтальной периферической части сборки без извлечения отработавшей топливной кассеты из теплоносителя для регулирования интенсивности деления в активной зоне реактора. 2 н. и 17 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики с прямым преобразованием энергии. Активная зона ядерного реактора содержит, по меньшей мере, один модуль, твердый и жидкий замедлители нейтронов. Модуль содержит корпус, по меньшей мере, одну тепловую трубу и, по меньшей мере, один тепловыделяющий элемент. Тепловая труба выполнена из корпуса и фитиля и расположена внутри модуля и снабжена теплоизоляцией в зоне испарения. Тепловыделяющий элемент состоит из оболочки и ядерного топлива и расположен внутри тепловой трубы. Твердый замедлитель нейтронов имеет, по меньшей мере, одно отверстие, в котором размещен, по меньшей мере, один модуль. Наружная поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабжена фитилем. Пространство между твердым замедлителем нейтронов и модулем заполнено жидким замедлителем нейтронов. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия реакторных установок и расширение области применения активной зоны. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Наверх