CZ308183B6 - Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí - Google Patents

Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí Download PDF

Info

Publication number
CZ308183B6
CZ308183B6 CZ2017-765A CZ2017765A CZ308183B6 CZ 308183 B6 CZ308183 B6 CZ 308183B6 CZ 2017765 A CZ2017765 A CZ 2017765A CZ 308183 B6 CZ308183 B6 CZ 308183B6
Authority
CZ
Czechia
Prior art keywords
reactor
fuel
core
cooled
high temperature
Prior art date
Application number
CZ2017-765A
Other languages
English (en)
Other versions
CZ2017765A3 (cs
Inventor
Marek Ruščák
EvĹľen Losa
Davit HARUTYUNYAN
Pavel DOSTÁL
Original Assignee
Centrum Výzkumu Řež S.R.O.
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Centrum Výzkumu Řež S.R.O. filed Critical Centrum Výzkumu Řež S.R.O.
Priority to CZ2017-765A priority Critical patent/CZ308183B6/cs
Priority to US15/891,963 priority patent/US20190164656A1/en
Priority to CA3020492A priority patent/CA3020492A1/en
Priority to PCT/IB2018/059106 priority patent/WO2019106482A1/en
Publication of CZ2017765A3 publication Critical patent/CZ2017765A3/cs
Publication of CZ308183B6 publication Critical patent/CZ308183B6/cs

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 je chlazený roztavenou fluoridovou solí a je umístěný v reaktorové nádobě (10), jehož aktivní zóna sestává z prizmatických palivových souborů (1) a je obklopena reflektorem (9). Palivo zůstává v aktivní zóně po celou dobu životnosti reaktorového modulu. Reaktorová nádoba (10) je tvořena transportním obalem pro transport čerstvého i následně vyhořelého paliva, který je po uvedení do provozu neotevíratelně uzavřený víkem (11), se kterým je zároveň uskutečněný následný transport vyhořeného paliva.

Description

Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí
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 s označením MSR se uvažovalo s tekutým palivem, 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, jako je chemický, metalurgický a produkce vodíku k energetickým účelům.
V roce 2004 byl zveřejněn předkoncepční návrh reaktoru označeného AHTR1 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 označeného SmAHTR2 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.
Podstata vynálezu
Uvedené nedostatky odstraňuje vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí a 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 podle tohoto vynálezu, jehož podstata spočívá vtom, že reaktorová nádoba je zároveň transportním obalem pro transport čerstvého i následně vyhořelého paliva, který je po uvedení do provozu neotevíratelně uzavřený víkem, se kterým je zároveň uskutečněný následný transport vyhořelého paliva.
Navrhovaný vynález eliminuje nároky na výstavbu a je možné jej použít v oblastech, kde chybí rozvinutá infrastruktura.
Aktivní zóna sestává z pevného prizmatického paliva, a reaktorové nádoby. Nádoba reaktoru zároveň slouží jako obalový soubor pro přepravu, tedy jako 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
- 1 CZ 308183 B6 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 LiFBcF2 v množství 66 až 34 %, palivo typické spíše pro vysokoteplotní, plynem chlazené reaktory označované jako 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 obr. 1 znázorňuje podélný řez reaktorem.
Příklady uskutečnění vynálezu
Palivové soubory ]_ 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 j_. 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 chiadiva a opětovnému průchodu palivem L 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 JO 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.
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.

Claims (1)

  1. PATENTOVÉ NÁROKY
    -2 CZ 308183 B6
    1. Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí a 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 reaktorová nádoba (10) je zároveň transportním 5 obalem pro transport čerstvého i následně vyhořelého paliva, který je po uvedení do provozu neotevíratelně uzavřený víkem (11), se kterým je zároveň uskutečněný následný transport vyhořelého paliva.
CZ2017-765A 2017-11-29 2017-11-29 Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí CZ308183B6 (cs)

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 CZ2017765A3 (cs) 2019-06-05
CZ308183B6 true 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)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
CZ287303B6 (cs) * 1998-11-13 2000-10-11 Oldřich Prof. Ing. Csc. Matal Zařízení pro výrobu páry v transmutoru

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009097037A2 (en) * 2007-11-12 2009-08-06 The Regents Of The University Of California High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
CZ287303B6 (cs) * 1998-11-13 2000-10-11 Oldřich Prof. Ing. Csc. Matal Zařízení pro výrobu páry v transmutoru

Also Published As

Publication number Publication date
WO2019106482A1 (en) 2019-06-06
US20190164656A1 (en) 2019-05-30
CA3020492A1 (en) 2019-05-29
CZ2017765A3 (cs) 2019-06-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6407222B2 (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
Alemberti et al. Overview of lead-cooled fast reactor activities
Forsberg et al. Molten-salt-cooled advanced high-temperature reactor for production of hydrogen and electricity
Ignatiev et al. Molten-salt reactors: new possibilities, problems and solutions
Triplett et al. PRISM: a competitive small modular sodium-cooled reactor
Huke et al. The Dual Fluid Reactor–A novel concept for a fast nuclear reactor of high efficiency
US20090268860A1 (en) Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors
RU2014117676A (ru) Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства
Yu et al. Thorium utilization in a small modular molten salt reactor with progressive fuel cycle modes
Ponomarev et al. Np, Am, Cm transmutation in different types of reactors
Furukawa et al. A study on a symbiotic thorium breeding fuel-cycle: THORIMS-NES through FUJI
Zeman et al. TEPLATOR DEMO: Basic design of the primary circuit
RU143978U1 (ru) Бланкет термоядерного реактора
CZ308183B6 (cs) Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí
Mathieu et al. Thorium molten salt reactor: from high breeding to simplified reprocessing
Varaine et al. Astrid project, from conceptual to basic design progress status
Olenin et al. Challenging scientific and technical problems of nuclear power
CZ31369U1 (cs) Vysokoteplotníjaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí
Forsberg Goals, requirements, and design implications for the advanced high-temperature reactor
Forsberg The Advanced High-Temperature Reactor: High-Temperature Fuel, Molten Salt Coolant, and Liquid-Metal Reactor Plant
Alekseev et al. Nuclear power technology system with molten salt reactor for transuranium nuclides burning in closed fuel cycle
Zhu et al. Volume Change Analysis of Primary Loop in a Small Modular Thorium-Based Molten Salt Reactor
Greenspan STAR: The Secure Transportable Autonomous Reactor System-Encapsulated Fission Heat Source
Lam Economics of Thorium and Uranium Reactors
Dulera et al. With high temperature thorium reactors