CZ2017765A3 - Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí - Google Patents
Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí Download PDFInfo
- Publication number
- CZ2017765A3 CZ2017765A3 CZ2017-765A CZ2017765A CZ2017765A3 CZ 2017765 A3 CZ2017765 A3 CZ 2017765A3 CZ 2017765 A CZ2017765 A CZ 2017765A CZ 2017765 A3 CZ2017765 A3 CZ 2017765A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- reactor
- fuel
- cooled
- high temperature
- cooling system
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C09—DYES; PAINTS; POLISHES; NATURAL RESINS; ADHESIVES; COMPOSITIONS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; APPLICATIONS OF MATERIALS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- C09K—MATERIALS FOR MISCELLANEOUS APPLICATIONS, NOT PROVIDED FOR ELSEWHERE
- C09K5/00—Heat-transfer, heat-exchange or heat-storage materials, e.g. refrigerants; Materials for the production of heat or cold by chemical reactions other than by combustion
- C09K5/08—Materials not undergoing a change of physical state when used
- C09K5/10—Liquid materials
- C09K5/12—Molten materials, i.e. materials solid at room temperature, e.g. metals or salts
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
- G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/12—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
- G21C5/123—Moderators made of organic materials
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí, je umístěný v reaktorové nádobě (10) a jeho aktivní zóna sestává z prizmatických palivových souborů (1) a je obklopena reflektorem (9). Palivo zůstává v aktivní zóně po celou dobu životnosti reaktorového modulu a reaktorová nádoba (10) je tvořena transportním obalem pro transport čerstvého či vyhořelého paliva, který je opatřen chladicím systémem. Chladicí systém je tvořen směšovací komorou (3) opatřenou stoupačkou (4) obklopující výměník (5) pro odvod zbytkového tepla z aktivní zóny reaktoru přirozenou cirkulací chladiva. Chladicí systém je opatřen čerpadlem (6).
Description
Oblast techniky
Vynález se týká vysokoteplotního jaderného reaktoru malého výkonu chlazeného fluoridovou solí.
Dosavadní stav techniky
Vývoj reaktorů, které při svém provozu využívají roztavené fluoridové soli, sahá až do 60. let minulého století. V prvních konceptech fluoridových reaktorů se uvažovalo s tekutým palivem (MSR), což však s sebou nese velice složité řešení chemických procesů využívaných pro čištění fluoridových solí od produktů štěpení paliva. Z tohoto důvodu bylo později od vývoje tohoto typu reaktorů postupně upuštěno. Výhodou využití chladivá aktivní zóny na bázi roztavených fluoridových solí je přenos vysokopotenciálového tepla, které může být využito jak k výrobě elektrické energie s vysokou účinností, tak i k přímému využití v průmyslových procesech (chemický, metalurgický, produkce vodíku k energetickým účelům).
V roce 2004 byl zveřejněn předkoncepční návrh reaktoru (AHTR) využívající fluoridovou sůl v kombinaci s pevným palivem. Tento návrh měl být alternativou k vysokoteplotnímu reaktoru, chlazenému heliem, a do jisté míry vycházel z řešení reaktorů MSR. Reaktor AHTR je koncipován jako klasická velká jaderná elektrárna s elektrickým výkonem cca 1300 MW. Uvažovaná teplota soli na výstupu z aktivní zóny je v rozmezí 700 až 1000 °C.
Návrh reaktoru s menším výkonem (SmAHTR) se objevil v roce 2010. Technické řešení je do značné míry společné s reaktorem AHTR, avšak v případě menšího reaktoru je kladen větší důraz na kompaktnost a modularitu systému. I v případě reaktorů SmAHTR se bude jejich využití podobat klasickým jaderným elektrárnám. Teplota chladivá na výstupu z AZ činí 700 °C. Konstrukce aktivní zóny a paliva bude vycházet z konceptu AHTR.
Společným znakem obou popsaných typů reaktorů je nutnost vymezení velkého chráněného prostoru a využití značné míry další infrastruktury, nutné zejména k výměně paliva a jeho meziskladování, která umožňuje provoz těchto reaktorů.
Pro koncepci tohoto vynálezu bylo čerpáno z následující literatury:
[1] , Status of Preconceptual Design of the Advanced High-Temperature Reactor . ORNL/TM-2004/104, dostupné z https://info.oml.gov/sites/publications/Files/Pub57278.pdf, 6.10. 2017, [2] , Greene, S. R. et al., “Pre-Conceptual Design of a Fluoride-Salt-Cooled Smáli Modular Advanced High-Temperature Reactor (SmAHTR)”, ORNL/TM-2010/199, 2010, dostupné z http://info.ornl.gov/sites/publications/files/Pub26178.pdf, 20. 9. 2017.
Podstata vynálezu
Uvedené nedostatky odstraňuje vysokoteplotní jaderný reaktor chlazený roztavenou fluoridovou solí, umístěný v reaktorové nádobě, jehož aktivní zóna sestává z prizmatických palivových souborů a je obklopena reflektorem, přičemž palivo zůstává v aktivní zóně po celou dobu životnosti reaktorového modulu, jehož podstata spočívá vtom, že reaktorovou nádobu tvoří transportní obal pro transport čerstvého či vyhořelého paliva, který je opatřen chladicím systémem. Chladicí systém je tvořen směšovací komorou, opatřenou stoupačkou obklopující
- 1 CZ 2017 - 765 A3 výměník pro odvod zbytkového tepla z aktivní zóny reaktoru přirozenou cirkulací chladivá. Chladicí systém je opatřen čerpadlem.
Navrhovaný vynález eliminuje nároky na výstavbu a je možné jej použít v oblastech, kde chybí rozvinutá infrastruktura.
Aktivní zóna sestává z pevného prizmatického paliva, reaktorová nádoba (nádoba reaktoru) zároveň slouží jako obalový soubor pro přepravu (transportní obal) radioaktivního inventáře a zásoba paliva v aktivní zóně vystačí na celkovou dobu předpokládaného provozu reaktoru. Aktivní zóna reaktoru sestává ze semi-homogenního prizmatického paliva rozmístěného v reaktorové mříži a je obklopena reflektorem. Palivo zůstává v aktivní zóně po celou dobu životnosti reaktorového modulu. Konstrukce paliva umožňuje využití pokročilých cyklů založených na použití thoria nebo izotopů plutonia.
Reaktor podle tohoto vynálezu slouží jako zdroj energie a tepla pro technologické celky, či osídlené oblasti odříznuté od elektrické sítě a dostatečné infrastruktury. Výkon reaktoru je limitován hodnotou 20 MW tepelných při očekávané délce provozu více než 6 let. Základní filosofií konceptu je nahrazení dieselových agregátů v místech a aplikacích, kde se využívají. Specifika reaktoru jsou chladivo ve formě eutektické směsi roztavených fluoridových solí LiFBeF2 (66 - 34 %), palivo typické spíše pro vysokoteplotní, plynem chlazené reaktory (HTGR), a grafitový moderátor.
Reaktor podle tohoto vynálezu je, oproti zmíněným konceptům, možné umístit do lokalit s nedostatečně rozvinutou infrastrukturou, protože těleso aktivní zóny s výměníkem bude uloženo v nádobě, která bude svými specifikacemi splňovat nároky na přepravní obalový soubor. To znamená, že na místě potřeby nebude nutné jakkoliv manipulovat s vyhořelým jaderným palivem. Na konci životnosti paliva bude modul s aktivní zónou odpojen a ponechán na místě (cca 5 let), dokud zbytkový vývin tepla a dávkový příkon na povrchu kontejneru nepoklesne na hodnotu, umožňující přepravu zpět do výrobního závodu.
Objasnění výkresů
Vynález bude blíže osvětlen pomocí výkresu, kde Chyba! Nenalezen zdroj odkazů, znázorňuje podélný řez reaktorem.
Příklady uskutečnění vynálezu
Palivové soubory 1 jsou poskládány do mříže aktivní zóny. Reaktivita je řízena absorpčními tyčemi 2. Teplo, vznikající při štěpení palivového materiálu, je odebíráno fluoridovou solí v palivových souborech 1 a mezi palivovými soubory T Směr proudění soli je ze spodní části aktivní zóny k vrchní části. Chladivo ve vrchní části opouští palivo a mísí se v horní směšovací komoře 3. Pláštěm horní směšovací komory 3 procházejí absorpční tyče 2. Z horní směšovací komory 3 jde chladivo stoupačkou 4 do výměníku 5, ve kterém cirkuluje sekundární médium. Po průchodu výměníkem 5 je chladivo čerpáno čerpadly 6 spádovými kanály 7 do dolní části reaktoru, kde se nachází spodní směšovací komora 8. Ve spodní směšovací komoře 8 dochází k míšení chladivá a opětovnému průchodu palivem T Aktivní zóna reaktoru je obklopena reflektorem 9. Celý primární okruh včetně výměníku 5 a dalších pomocných systémů je umístěn v nádobě 10 reaktoru, která zároveň slouží jako transportní obal pro čerstvé i vyhořelé palivo. Nádoba reaktoru 10 je vyrobena z litiny a je opatřena víkem 11 ze stejného materiálu. Víko 11 je k nádobě reaktoru 10 připevněno pomocí šroubů. Reaktor je bezobslužný, a proto se v návrhu neuvažuje, že bude potřeba po spuštění a během provozu reaktoru víko 11 demontovat kvůli údržbě a kontrolám.
-2CZ 2017 - 765 A3
Průmyslová využitelnost
Reaktor podle tohoto vynálezu slouží jako zdroj energie a tepla pro technologické celky, či osídlené oblasti odříznuté od elektrické sítě a dostatečné infrastruktury. Zároveň může využívat pokročilé palivové cykly, zahrnující, thoriový cyklus, či spalování plutonia nebo minoritních aktinoidů.
PATENTOVÉ NÁROKY
Claims (3)
1. Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí, umístěný v reaktorové nádobě (10), jehož aktivní zóna sestává z prizmatických palivových souborů (1) a je obklopena reflektorem (9), přičemž palivo zůstává v aktivní zóně po celou dobu životnosti reaktorového modulu, vyznačující se tím, že reaktorovou nádobu (10) tvoří transportní obal pro transport čerstvého či vyhořelého paliva, který je opatřen chladicím systémem.
2. Vysokoteplotní jaderný reaktor chlazený roztavenou fluoridovou solí podle nároku 1, vyznačující se tím, že chladicí systém je tvořen směšovací komorou (3) opatřenou stoupačkou, (4) obklopující výměník (5), pro odvod zbytkového tepla z aktivní zóny reaktoru přirozenou cirkulací chladivá.
3. Vysokoteplotní jaderný reaktor chlazený roztavenou fluoridovou solí podle nároku 1 a 2, vyznačující se tím, že chladicí systém je opatřen čerpadlem (6).
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2017-765A CZ308183B6 (cs) | 2017-11-29 | 2017-11-29 | Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí |
| US15/891,963 US20190164656A1 (en) | 2017-11-29 | 2018-02-08 | High-temperature nuclear reactor cooled with molten fluoride salt |
| CA3020492A CA3020492A1 (en) | 2017-11-29 | 2018-10-11 | High-temperature nuclear reactor cooled with molten fluoride salt |
| PCT/IB2018/059106 WO2019106482A1 (en) | 2017-11-29 | 2018-11-19 | High-temperature nuclear reactor cooled with molten fluoride salt |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2017-765A CZ308183B6 (cs) | 2017-11-29 | 2017-11-29 | Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ2017765A3 true CZ2017765A3 (cs) | 2019-06-05 |
| CZ308183B6 CZ308183B6 (cs) | 2020-02-12 |
Family
ID=64664803
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ2017-765A CZ308183B6 (cs) | 2017-11-29 | 2017-11-29 | Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20190164656A1 (cs) |
| CA (1) | CA3020492A1 (cs) |
| CZ (1) | CZ308183B6 (cs) |
| WO (1) | WO2019106482A1 (cs) |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1494055A (en) * | 1974-12-24 | 1977-12-07 | Pechiney Ugine Kuhlmann | Molten salt in a nuclear reactor |
| FR2296248A1 (fr) * | 1974-12-24 | 1976-07-23 | Electricite De France | Reacteur nucleaire a sel combustible fondu |
| CZ287303B6 (cs) * | 1998-11-13 | 2000-10-11 | Oldřich Prof. Ing. Csc. Matal | Zařízení pro výrobu páry v transmutoru |
| WO2009097037A2 (en) * | 2007-11-12 | 2009-08-06 | The Regents Of The University Of California | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor |
-
2017
- 2017-11-29 CZ CZ2017-765A patent/CZ308183B6/cs unknown
-
2018
- 2018-02-08 US US15/891,963 patent/US20190164656A1/en not_active Abandoned
- 2018-10-11 CA CA3020492A patent/CA3020492A1/en not_active Abandoned
- 2018-11-19 WO PCT/IB2018/059106 patent/WO2019106482A1/en active Application Filing
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CA3020492A1 (en) | 2019-05-29 |
| US20190164656A1 (en) | 2019-05-30 |
| WO2019106482A1 (en) | 2019-06-06 |
| CZ308183B6 (cs) | 2020-02-12 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Ignatiev et al. | Molten-salt reactors: new possibilities, problems and solutions | |
| JP6001457B2 (ja) | 長い燃料交換間隔を有する小型の高速中性子スペクトル原子力発電所の高速中性子スペクトル原子炉システム、原子力を提供する方法、及び、炉心の締め付けのためのシステム | |
| Huke et al. | The Dual Fluid Reactor–A novel concept for a fast nuclear reactor of high efficiency | |
| RU2608082C2 (ru) | Двухфлюидный реактор | |
| RU2137222C1 (ru) | Уничтожающий плутоний ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом (варианты) | |
| Holcomb et al. | Core and refueling design studies for the advanced high temperature reactor | |
| WO2013180029A1 (ja) | 溶融塩原子炉 | |
| JP2014119429A (ja) | 熔融塩炉 | |
| RU2014117676A (ru) | Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства | |
| JP2014010022A (ja) | 燃料集合体及び原子炉の炉心 | |
| GB827085A (en) | Nuclear reactors | |
| EP3723101A2 (en) | Method for the long-term storage of spent nuclear fuel and cooling and storage tank for the implementation thereof | |
| Merle-Lucotte et al. | Optimizing the burning efficiency and the deployment capacities of the molten salt fast reactor | |
| CZ2017765A3 (cs) | Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí | |
| US9543045B2 (en) | Nuclear reactor and power generation facility | |
| Zeman et al. | TEPLATOR DEMO: Basic design of the primary circuit | |
| Alameri et al. | Assessment of a nuclear reactor-thermal energy storage coupled system | |
| JP2002181976A (ja) | 原子炉及びこれを備える原子力プラント | |
| CZ31369U1 (cs) | Vysokoteplotníjaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí | |
| JP2012141304A (ja) | 高速炉の最適構成 | |
| Mathieu et al. | Thorium molten salt reactor: from high breeding to simplified reprocessing | |
| Ignat’ev et al. | Analysis of the Fuel-Loop Characteristics of a Molten-Salt Nuclear Reactor with a Cavity Core | |
| Lewitz et al. | The Dual Fluid Reactor—An Innovative Fast Nuclear-Reactor Concept with High Efficiency and Total Burnup | |
| US4415525A (en) | Heterogeneous gas core reactor | |
| US20220013242A1 (en) | Dual fluid reactor - variant with liquid metal fissionable material (dfr/m) |