EA035652B1 - Усовершенствованная конфигурация теплового регулирования ядерного реактора на расплавленном топливе - Google Patents

Усовершенствованная конфигурация теплового регулирования ядерного реактора на расплавленном топливе Download PDF

Info

Publication number
EA035652B1
EA035652B1 EA201892166A EA201892166A EA035652B1 EA 035652 B1 EA035652 B1 EA 035652B1 EA 201892166 A EA201892166 A EA 201892166A EA 201892166 A EA201892166 A EA 201892166A EA 035652 B1 EA035652 B1 EA 035652B1
Authority
EA
Eurasian Patent Office
Prior art keywords
fuel salt
heat exchanger
reactor core
reactor
fuel
Prior art date
Application number
EA201892166A
Other languages
English (en)
Other versions
EA201892166A1 (ru
Inventor
Райан Эббот
Ансельмо Т. Сиснерос
Дэниель Флауэрс
Чарльз Грегори Фриман
Марк А. Хэвстэд
Кристофер Дж. Джонс
Брайан К. Келлехер
Кевин Крамер
Джеффри Ф. Латковски
Джон Д. Маквертер
Original Assignee
ТерраПауэр, ЭлЭлСи
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 ТерраПауэр, ЭлЭлСи filed Critical ТерраПауэр, ЭлЭлСи
Publication of EA201892166A1 publication Critical patent/EA201892166A1/ru
Publication of EA035652B1 publication Critical patent/EA035652B1/ru

Links

Classifications

    • 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
    • G21C1/326—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 next to or beside the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/22—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated using liquid or gaseous fuel
    • 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
    • G21C1/328—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 prime mover is also disposed in the vessel
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • 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
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/25—Promoting flow of the coolant for liquids using jet pumps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/24—Fuel elements with fissile or breeder material in fluid form within a non-active casing
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • 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
    • 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
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/44—Fluid or fluent reactor fuel
    • G21C3/54—Fused salt, oxide or hydroxide compositions
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

Описаны варианты выполнения реакторов на расплавленной топливной соли, содержащих активную зону реактора, площадь нижней части которой больше площади верхней части, содержащую делимую топливную соль и имеющую выпускное отверстие для нагретой топливной соли, впускное отверстие для охлажденной топливной соли и тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота; по меньшей мере один теплообменник, который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора; причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника. Также заявлен способ усиления естественной циркуляции топливной соли в ядерном реакторе с расплавленной топливной солью, выполненном по любому из заявленных вариантов выполнения.

Description

Родственные заявки
Настоящая заявка подана 1 мая 2017 г. в качестве международной патентной заявки (PCT), приоритет которой испрашивается по дате подачи предварительной заявки на патент США № 62/330726, поданной 2 мая 2016 г., которая включена в настоящее описание посредством ссылки.
Введение
Использование расплавленных топлив в ядерном реакторе для производства электроэнергии дает значительные преимущества по сравнению с твердым топливом. Например, реакторы на расплавленном топливе обычно обеспечивают более высокую плотность мощности по сравнению с реакторами с твердым топливом, при этом одновременно снижают затраты на топливо из-за относительно высокой стоимости производства твердого топлива.
Соли расплавленного фторида, пригодные для использования в ядерных реакторах, были разработаны с использованием тетрафторида урана (UF4), смешанного с другими фтористыми солями, такими как UF6 и UF3. Реакторы с расплавленной фторидсодержащей солью имеют рабочую температуру между 600 и 860°C. Двойные, тройные и четверные хлоридные соли урана, а также другие расщепляющиеся элементы описаны в поданной тем же заявителем заявке на патент США № 14/981512 под названием Ядерное топливо на расплавленных солях и связанные с ним системы и способы, которая включена в настоящее описание посредством ссылки. В дополнение к хлоридным топливным солям, содержащим одно или несколько из PuCl3, UCl4, UCl3F, UCl3, UCl2F2 и UClF3, в заявке далее описаны топливные соли с модифицированными количествами 37Cl, бромидсодержащие соли, такие как UBr3 или UBr4, хлорид тория (например, ThCl4), а также способы и системы для использования топливных солей в реакторе с расплавленным топливом. Ожидается, что средние рабочие температуры реакторов с хлоридной солью составляют от 300 до 600°C, но могут быть еще выше, например больше 1000°C.
Сущность изобретения
В одном варианте выполнения заявляется ядерный реактор на расплавленной соли, содержащий активную зону реактора, имеющую в целом форму усеченного конуса или пирамиды, имеющей любое число плоских или криволинейных сторон, расположенную так, что площадь нижней части активной зоны реактора больше площади верхней части, содержащую делимую топливную соль и имеющую выпускное отверстие для нагретой топливной соли, впускное отверстие для охлажденной топливной соли и тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота; по меньшей мере один теплообменник, который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора; причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника так, что расположение теплового центра улучшает естественную циркуляцию через указанный по меньшей мере один теплообменник.
В другом варианте выполнения заявляется ядерный реактор на расплавленной топливной соли, содержащий верхний отражатель нейтронов, ограничивающий верхнюю часть активной зоны реактора; нижний отражатель нейтронов, ограничивающий нижнюю часть активной зоны реактора; по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов, ограничивающий боковые стороны активной зоны реактора; причем площадь нижней части активной зоны реактора больше площади верхней части, причем активная зона реактора имеет тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота, по меньшей мере один теплообменник который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора; причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника, при этом указанный по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов расположен так, что он обеспечивает возможность циркуляции топливной соли из активной зоны реактора над внутренним отражателем через указанный по меньшей мере один теплообменник, под внутренним отражателем и обратно в нижнюю часть активной зоны реактора.
Также заявляется способ усиления естественной циркуляции топливной соли в ядерном реакторе с расплавленной топливной солью, выполненном по любому из заявленных вариантов выполнения, содержащем защитный корпус с по меньшей мере одним теплообменником, имеющим впускное отверстие для топливной соли и выпускное отверстие для топливной соли, при этом способ включает выборочное размещение активной зоны реактора в защитном корпусе ниже указанного по меньшей мере одного теплообменника так, что тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота, находится на уровне ниже указанного выпускного отверстия для топливной соли теплообменника, обеспечение возможности циркуляции топливной соли
- 1 035652 через указанный по меньшей мере один теплообменник и обратно в нижнюю часть активной зоны реактора.
Краткое описание чертежей
Следующие чертежи, которые составляют часть этой заявки, являются иллюстрацией описанной технологии и не предназначены для ограничения каким-либо образом объема заявленного изобретения, объем которого должен основываться на формуле изобретения, прилагаемой к настоящему документу.
Фиг. 1 иллюстрирует в виде блок-схемы некоторые из основных компонентов реактора на расплавленном топливе;
фиг. 2A-2C изображают различные виды варианта выполнения реактора, который использует только естественную циркуляцию для циркуляции топливной соли по топливному контуру;
фиг. 3 - вариант выполнения усовершенствованной конфигурации для естественной циркуляции активной зоны реактора ядерного деления, в котором активная зона реактора больше в нижней части, чем в верхней части;
фиг. 4 - другой вариант выполнения конструкции реактора с активной зоной в форме усеченного конуса;
фиг. 5 - усеченную часть активной зоны реактора, имеющей форму декагональной пирамиды (10сторонней пирамиды), пригодной для активной зоны реактора с естественной циркуляцией;
фиг. 6A-6C - вариант выполнения конструкции реактора, который объединяет активное охлаждение защитного корпуса реактора с первичным охлаждающим контуром;
фиг. 7 - блок-схему варианта выполнения способа активного охлаждения защитного корпуса;
фиг. 8 - вариант выполнения реактора с межтрубной конфигурацией топливного теплообменника;
фиг. 9 - альтернативный вариант выполнения реактора, изображенного на фиг. 8;
фиг. 10 - вариант выполнения реактора с межтрубной U-образной конфигурацией трубчатого топливного теплообменника, в которой единственная трубная решетка расположена над активной зоной реактора;
фиг. 11 - вариант выполнения реактора с межтрубной U-образной конфигурацией трубчатого топливного теплообменника, в которой единственная трубная решетка находится внутри реактора, но установлена сбоку в месте, удаленном от активной зоны реактора;
фиг. 12A и 12B - альтернативную конструкцию реактора, называемую реактором радиального петлевого типа.
Подробное описание
Настоящее описание раскрывает различные конфигурации и компоненты ядерного реактора на расплавленном топливе. Для целей настоящей заявки будут описаны варианты выполнения реактора на расплавленном топливе, в которых используется хлоридное топливо, например смесь одной или нескольких топливных солей, таких как PuCl3, UCl3 и/или UC14, и одна или несколько не расщепляющихся солей, таких как NaCl и/или MgCl2. Однако следует понимать, что может использоваться любой тип топливной соли, который известен теперь или который будет разработан позже, и что описанные здесь технологии могут быть одинаково применимы независимо от типа используемого топлива. Например, топливная соль может содержать одну или несколько не расщепляющихся солей, таких как, но не ограничиваясь ими, NaCl, MgCl2, CaCL BaCL KCl, SrQ>, VCI3, СгС1з, TiCU ZrCU ThCU АсСЦ NpCU AmCk LaCk CeCl3, PrCl3 и/или NdCl2. Следует отметить, что минимальная и максимальная рабочие температуры топлива в реакторе могут варьироваться в зависимости от топливной соли, используемой для поддержания соли в жидкой фазе во всем реакторе. Минимальные температуры могут составлять 300-350°C, а максимальные температуры могут достигать 1400°C или выше. Аналогичным образом, за исключением случаев, о которых сказано прямо, теплообменники будут в целом представлены в настоящем описании в терминах простых однопроходных кожухотрубных теплообменников, имеющих трубные пучки и с трубными решетками с обоих концов. Однако следует понимать, что в общем случае может быть использована любая конструкция теплообменника, несмотря на то, что некоторые конструкции могут быть более подходящими, чем другие. Например, в дополнение к кожухотрубным теплообменникам могут быть использованы пластинчатые, кожухопластинчатые теплообменники, теплообменники с вытравленными каналами и пластинчато-ребристые теплообменники.
На фиг. 1 проиллюстрированы в виде блок-схемы некоторые из основных компонентов реактора на расплавленном топливе. В целом, реактор 100 на расплавленном топливе содержит активную зону 104, содержащую делимую топливную соль 106, которая является жидкой при рабочей температуре. Расщепляемые топливные соли включают соли любого нуклида, способного к делению при воздействии тепловых нейтронов с низкой энергией или нейтронов с высокой энергией. Кроме того, для целей настоящего описания делимый материал включает любой делящийся материал, любой воспроизводящий материал или комбинацию делящихся и воспроизводящих материалов. Топливная соль 106 может полностью заполнять или может и не полностью заполнять активную зону 104, а показанный вариант выполнения проиллюстрирован с необязательным свободным пространством 102 над уровнем топливной соли 106 в активной зоне 104. Размер активной зоны 104 реактора может быть выбран на основе характеристики и типа конкретной топливной соли 106, используемой для достижения и поддержания постоянного крити- 2 035652 ческого состояния топлива, в течение которого тепло, выделяемое непрерывным производством нейтронов в топливе, вызывает повышение температуры расплавленного топлива, когда оно находится в активной зоне реактора. Критичность относится к состоянию, в котором скорость потерь нейтронов равна или меньше, чем скорость производства нейтронов в активной зоне реактора. Производительность реактора 100 улучшается за счет установки одного или нескольких отражателей 108A, 108B, 108C вокруг активной зоны 104 для отражения нейтронов обратно в активную зону. Отражатели могут быть изготовлены из любого материала, отражающего нейтрон, который известен теперь или будет разработан позже, такого как графит, бериллий, сталь, карбид вольфрама. Расплавленная топливная соль 106 циркулирует между активной зоной 104 реактора и одним или несколькими первичными теплообменниками 110, расположенными снаружи активной зоны 104. Циркуляция может обеспечиваться путем использования одного или нескольких насосов 112.
Первичные теплообменники 110 передают тепло из расплавленной топливной соли 106 в первичный теплоноситель 114, который циркулирует по первичному охлаждающему контуру 115. В одном варианте выполнения первичный теплоноситель может представлять собой другую соль, такую как NaClMgCl2, или свинец. Также возможны и другие теплоносители, включая Na, NaK, сверхкритический CO2 и эвтектику висмут-свинец. В одном варианте выполнения отражатель 108 находится между каждым первичным теплообменником 110 и активной зоной 104 реактора, как показано на фиг. 1. Например, в варианте выполнения цилиндрическая активная зона реактора 104, имеющая диаметр 2 м и высоту 3 м, ориентирована вертикально, так что плоские концы цилиндра расположены, соответственно, сверху и снизу. Вся активная зона 104 реактора полностью заключена в отражатели 108, между которыми предусмотрены каналы для потока топливной соли 106 в активную зону 104 реактора и из нее.
Несмотря на то, что на фиг. 1 проиллюстрирован один теплообменник 110, в зависимости от варианта выполнения может быть использовано любое количество теплообменников 110, причем теплообменники 110 расположены на внешней поверхности активной зоны 104. Например, также предусмотрены варианты выполнения, имеющие два, четыре, шесть, восемь, десять, двенадцать и шестнадцать первичных теплообменников.
Как обсуждалось выше, можно использовать любую конструкцию теплообменника, но, в целом, теплообменники 110 будут обсуждаться далее в терминах кожухотрубного теплообменника. В вариантах выполнения кожухотрубного теплообменника топливная соль может проходить через трубки, которые содержатся в корпусе, заполненном первичным теплоносителем. Топливная соль поступает в трубки через одну или несколько трубных решеток, расположенных в корпусе, чтобы предотвратить смешивание топливной соли с первичным теплоносителем. Это называют либо конфигурацией с топливом в трубном пространстве, либо конфигурацией с теплоносителем в межтрубном пространстве. В качестве альтернативы топливная соль может протекать через корпус, и первичный теплоноситель может проходить через трубки, причем эта конфигурация упоминается либо как конфигурация с теплоносителем в трубном пространстве, либо как конфигурация с топливом в межтрубном пространстве.
Соприкасающиеся с солью поверхности компонентов теплообменника могут иметь оболочку для защиты от коррозии. Другие варианты защиты включают защитные покрытия, свободные футеровки или плотно посаженные футеровки. В одном варианте выполнения оболочка на внутренней поверхности трубок выполнена из молибдена, который получен совместной экструзией вместе с основным материалом трубок теплообменника. Для других поверхностей, контактирующих с топливной солью (наружные поверхности трубных решеток и наружные поверхности корпуса), материал оболочки представляет собой молибденовый сплав. Никель и никелевые сплавы представляют собой другие возможные материалы оболочки. Молибден-рениевые сплавы могут использоваться там, где требуется сварка. Компоненты, контактирующие с первичной охлаждающей солью, могут быть покрыты сплавом-200 (Alloy-200) или любыми другими совместимыми металлами, такими как материалы, отвечающие стандартам по давлению Американского общества инженеров-механиков (ASME). Основным материалом трубок может быть нержавеющая сталь 316 или любые другие совместимые металлы. Например, в одном варианте выполнения сплав 617 представляет собой материал корпуса и трубной решетки.
В варианте выполнения с топливом в трубном пространстве топливная соль протекает через трубки теплообменника 110 и выходит в канал для выпуска топливной соли. Первичный теплоноситель в корпусе теплообменника 110 удаляет тепло из топливной соли, проходящей через трубки, и нагретый теплоноситель затем передается в систему 120 выработки электроэнергии.
Как показано на фиг. 1, нагретый первичный теплоноситель 114 из первичных теплообменников 110 передается в систему 120 выработки электроэнергии для генерации некоторой формы мощности, например тепловой, электрической или механической. Активная зона 104 реактора, первичные теплообменники 110, насосы 112, трубки для циркуляции расплавленного топлива (включая другие вспомогательные компоненты, которые не показаны, такие как обратные клапаны, запорные клапаны, фланцы, дренажные резервуары и т.п.) и любые другие компоненты, через которые расплавленное топливо циркулирует или с которыми оно контактирует во время работы, могут упоминаться как топливный контур 116. Аналогично, контур 115 первичного теплоносителя содержит те компоненты, через которые циркулирует первичный теплоноситель, включая первичные теплообменники 110, трубки для циркуляции пер- 3 035652 вичного теплоносителя (включая другие вспомогательные компоненты, которые не показаны, например, охлаждающие насосы 113, обратные клапаны, запорные клапаны, фланцы, дренажные резервуары и т.п.).
Реактор 100 на расплавленном топливе дополнительно содержит по меньшей мере один защитный корпус 118, который содержит топливный контур 116, чтобы предотвратить выпуск расплавленной топливной соли 106 в случае утечки из одного из компонентов топливного контура. Следует отметить, что не весь первичный охлаждающий контур 115 находится внутри защитного корпуса 118.
В варианте выполнения поток топливной соли приводится в действие насосом 112, так что топливная соль циркулирует через топливный контур 116. В показанном варианте выполнения для каждого первичного теплообменника 110 имеется один насос 112. Также может быть использовано меньшее или большее количество насосов. Например, в альтернативных вариантах выполнения для каждого теплообменника 110 могут использоваться несколько насосов меньшего размера. В одном варианте выполнения насос 112 может содержать крыльчатку, установленную в некотором месте в топливном контуре 116, которая при вращении приводит в движение поток топливной соли по топливному контуру. Крыльчатка может быть прикреплена к вращающемуся валу, который соединяет крыльчатку с двигателем, который может быть расположен снаружи защитного корпуса. Пример этого варианта выполнения можно найти на фиг. 6A-6C, который обсуждается ниже. Также возможны и другие конфигурации насосов.
В широком смысле это описание раскрывает многочисленные видоизменения и конфигурации компонентов, которые улучшают рабочие характеристики реактора 100, описанного со ссылкой на фиг. 1.
Конфигурация активной зоны реактора в форме усеченного конуса.
В типичных топливных солях более высокотемпературная расплавленная соль менее плотная, чем низкотемпературная соль. Например, в одной топливной соли (71 мол.% UCl4 - 17 мол.% UCl3 - 12 мол.% NaCl) при повышении температуры на 300°C (например, от 627 до 927°C) было подсчитано, что плотность топливной соли падает на 18%, с 3660 до 3010 кг/м3. В одном варианте выполнения желательно, чтобы активная зона реактора и первичный теплообменник были выполнены таким образом, чтобы циркуляция топлива по топливному контуру могла осуществляться за счет разности плотности, создаваемой разностью температур между солью с более высокой температурой в активной зоне и солью с более низкой температурой в другом месте в топливном контуре 116. Эта циркуляция может упоминаться как естественная циркуляция, так как циркуляционный поток происходит естественным образом в результате различий в плотности в топливной соли во время работы в стационарном режиме.
Фиг. 2A-2C иллюстрируют вариант выполнения реактора, который использует только естественную циркуляцию для циркуляции топливной соли по топливному контуру. Эта конфигурация может устранять необходимость в насосах для топливной соли, и поэтому насосы не показаны. Это уменьшает сложность реактора 200, однако, полагаясь исключительно на естественную циркуляцию, можно ограничить количество тепла, которое может быть удалено, и, таким образом, ограничить общую выходную мощность реактора 200.
Фиг. 2A иллюстрирует реактор 200, который содержит приблизительно цилиндрическую активную зону 204 реактора, которая представляет собой объем, ограниченный верхним отражателем 208A сверху, нижним отражателем 208B снизу и боковым или внутренним отражателем 208C, который в форме кольца охватывает активную зону. Как и на фиг. 1, проточные пути расположены сверху и снизу активной зоны 204 реактора, чтобы обеспечить топливной соли возможность протекать вокруг бокового отражателя 208C. В этом варианте выполнения с естественной циркуляцией во время устоявшегося процесса деления нагретая топливная соль протекает сверху бокового отражателя 208C в теплообменник(и) 210. Затем топливная соль циркулирует вниз через теплообменник(и) 210, и охлажденная топливная соль возвращается в активную зону 204 реактора через один или несколько проточных путей, расположенных между нижним отражателем 208B и боковым отражателем 208C. В показанном варианте выполнения боковой отражатель 208B снабжен направляющей для потока, выполненной в виде выпуклости ниже теплообменника 210, который дросселирует проточный путь охлажденной топливной соли обратно в активную зону 204 реактора. Может использоваться направляющая для потока любой формы.
Фиг. 2B представляет собой вид в разрезе половины реактора, изображенного на фиг. 2A, показывающий проточный путь топливной соли. В показанном варианте выполнения для целей моделирования активная зона 204 реактора составляет 1 м в радиусе с высотой 3 м. Сплошные верхние и нижние отражатели 208A, 208B задают верхнюю и нижнюю границу для топливной соли. Пространства между отражателями создают проточные пути, которые могут в качестве альтернативы упоминаться как каналы или проходы, обеспечивающие возможность циркуляции топливной соли из активной зоны реактора над внутренним отражателем через первичный теплообменник под внутренним отражателем и обратно в нижнюю часть активной зоны реактора. В проходах для топливной соли топливного контура может быть предусмотрена одна или несколько перегородок для направления потока или направляющих лопаток, чтобы получить более равномерный поток и равномерно распределять поток топливной соли через топливный контур и уменьшать застойные зоны в топливном контуре.
Топливная соль, нагретая в активной зоне, за счет естественной конвекции будет подниматься и протекать вокруг внутреннего отражателя 208C через теплообменник 210, а затем через обратный канал, определяемый выпуклой формой внутреннего отражателя 208C и нижнего отражателя 208B. В одном
- 4 035652 варианте выполнения отражатели могут представлять собой оболочку, заполненную свинцом, а направляющие конструкции (например, лопатки 212) представляют собой твердые элементы с тепловыми свойствами нержавеющей стали. Представленные охватывающие и направляющие конструкции предназначены для обеспечения хорошего потока во впускном отверстии теплообменника и для уменьшения появления и воздействия рециркуляционных ячеек в топливном контуре.
Фиг. 2C иллюстрирует результаты моделирования температуры и потока для варианта выполнения, показанного на фиг. 2B, в соответствии с набором типичных рабочих условий для типичной топливной соли (71 мол.% UCl4 - 17 мол.% UCl3 - 12 мол.% NaCl). Из моделирования было установлено, что самая высокая температура составляет приблизительно 1150°C в верхней части центра активной зоны 204, а самая низкая температура составляет приблизительно 720°C на выходе из теплообменника 210. Температурные результаты показывают, что в условиях модели создается естественная ячейка циркуляции, в которой плотная охлажденная топливная соль протекает в нижнюю часть активной зоны 204 реактора, вытесняя в теплообменник 210, тем самым, более легкую, горячую топливную соль. Продолжающееся деление в центре активной зоны 204 подогревает охлажденную топливную соль и приводит в движение циркуляционный элемент до тех пор, пока деление не будет прервано, например, путем введения замедлителя или путем деградации топливной соли.
В альтернативном варианте выполнения для перемещения топливной соли через топливный контур во время нормальной выработки электроэнергии реактор может использовать как насосы, так и естественную циркуляцию. Естественная циркуляция по-прежнему выгодна в таком варианте выполнения как для уменьшения размера насосов, необходимых для достижения заданного расхода, так и в случае потери мощности для насоса или насосов, поскольку циркуляция и, тем самым, охлаждение продолжаются даже без активной подачи топливной соли через топливный контур.
Один из способов увеличения интенсивности естественной циркуляции заключается в выборочном размещении высокотемпературной активной зоны реактора ниже первичного теплообменника 210. Это усиливает влияние разности плотности на циркуляцию путем размещения самой плотной соли, например охлажденной соли, выпущенной из первичного теплообменника, в месте в топливном контуре 116, находящемся физически выше соли с самой высокой температурой (тем самым, наименее плотной), которая может быть найдена в тепловом центре активной зоны реактора.
Для целей настоящего описания понятие теплового центра относится к такому местоположению в активной зоне реактора в зависимости от формы и размера активной зоны, в котором продолжающимися реакциями ядерного деления в активной зоне реактора, при отсутствии потока через реактор, вырабатывается наибольшая теплота. Это место изображено на фиг. 2B расположенным в центре цилиндрической активной зоны реактора, как вертикально, так и горизонтально. В докритической однородной топливной соли расположение теплового центра за счет тепла распада можно аппроксимировать, используя центр масс объема топливной соли, ограниченной активной зоной 204 реактора. Однако это является лишь приближением, поскольку конфигурация и форма отражателей 208 и других компонентов будет иметь некоторое влияние на реакцию деления в активной зоне 204 реактора и, следовательно, на местоположение теплового центра.
В своем наиболее простом варианте выполнения (не показан) реактор, предназначенный для использования естественной циркуляции, может иметь первичный теплообменник, расположенный полностью над активной зоной реактора. Однако эта вертикально собранная конструкция осложняется генерацией газов в топливной соли во время ядерного деления, а также потенциально требует более крупный защитный корпус.
Выделение газов в теплообменник увеличивает вероятность появления паровой пробки в теплообменнике и, как правило, увеличивает сложность и снижает эффективность теплообменника. По этой причине реакторы с теплообменниками, расположенными на уровне типичного уровня рабочей поверхности соли в активной зоне реактора или ниже нее имеют определенные преимущества.
Фиг. 3 иллюстрирует вариант выполнения с улучшенной конфигурацией для активной зоны реактора деления с естественной циркуляцией, в котором активная зона реактора больше снизу, чем сверху. В показанном варианте выполнения активная зона 304 реактора имеет приблизительно форму усеченного конуса. Форма усеченного конуса относится к форме конуса с кончиком, усеченным плоскостью, параллельной основанию конуса. Фиг. 3 представляет собой вид в разрезе половины активной зоны 300 реактора, аналогично тому, что показано на фиг. 2A-2C. Активная зона 304 реактора окружена верхним отражателем 308A, нижним отражателем 308B и внутренним отражателем 308C, который отделяет активную зону реактора от первичного теплообменника 310. Как и в реакторе, изображенном на фиг. 2B, здесь также нет свободного пространства, и весь реактор, т.е. активная зона 304 реактора, каналы и первичный теплообменник 310, заполнены топливной солью. Пространства между отражателями 308A, 308B, 308C создают каналы, обеспечивающие циркуляцию топливной соли из активной зоны 304 реактора над внутренним отражателем 308C, через первичный теплообменник 310, под внутренним отражателем 308C и обратно в нижнюю часть активной зоны 304 реактора. Форма усеченного конуса приводит к перемещению центра масс и, следовательно, теплового центра 324 топливной соли ниже в активной зоне 304 реактора, и, следовательно, тепловой центр должен находиться ниже середины между верхней и нижней час- 5 035652 тями активной зоны реактора. Учитывая фиксированное расположение первичных теплообменников относительно активной зоны реактора, это изменение формы, при которой нижняя часть активной зоны реактора больше верхней части, как это имеет место в усеченном конусе или в пирамиде, улучшает естественную циркуляцию топливной соли в топливном контуре.
Фиг. 4 иллюстрирует другой вариант выполнения конструкции активной зоны реактора с формой усеченного конуса. Фиг. 4 представляет собой вид в разрезе половины активной зоны 400 реактора, аналогично тому, что показано на фиг. 2A-2C и 3. Активная зона 404 реактора окружена верхним отражателем 408A, нижним отражателем 408B и внутренним отражателем 408C, которые отделяют активную зону реактора от вертикально ориентированного первичного теплообменника 410. Пространства между отражателями 408A, 408B, 408C создают каналы, обеспечивающие циркуляцию топливной соли из активной зоны 404 реактора над внутренним отражателем 408C, через первичный теплообменник 410, под внутренним отражателем 408C и обратно в нижнюю часть активной зоны 404 реактора. Опять же, форма усеченного конуса приводит к перемещению центра массы и теплового центра 424 топливной соли ниже в активной зоне реактора.
Фиг. 2A-2C, 3 и 4 приведены приблизительно в одном и том же масштабе, а сравнение этих трех чертежей иллюстрирует разницу в приблизительных местоположениях их соответствующих тепловых центров. На фиг. 2B тепловой центр находится приблизительно в центре активной зоны реактора, который расположен почти на одном уровне с дном первичного теплообменника. На фиг. 3 и 4 тепловые центры расположены значительно ниже в активной зоне реактора и, очевидно, ниже дна первичного теплообменника. Под дном теплообменника понимается место, в котором самая холодная расплавленная соль будет находиться в системе, т.е. которое представляет собой выход из теплообменника. Например, в кожухотрубном теплообменнике дно теплообменника находится у нижней трубной решетки.
При использовании активной зоны реактора, которая больше в нижней части, чем в верхней, как показано на фиг. 3 и 4, для любой конфигурации теплообменника, в которой верхняя часть теплообменника находится на одном уровне или ниже уровня топливной соли в активной зоне реактора, расположение теплового центра относительно местоположения самой холодной топливной соли в циркуляционном контуре может быть изменено. Это позволяет управлять величиной естественной циркуляции. В одном варианте выполнения один рабочий коэффициент, который определяет интенсивность естественной циркуляции в реакторе, представляет собой соотношение вертикального расстояния A между верхней и нижней частью активной зоны реактора, т.е. глубиной соли в активной зоне реактора (обозначенного как расстояние A на фиг. 3 и 4) и расстояния теплового центра активной зоны реактора ниже дна теплообменника (обозначенного как расстояние B на фиг. 3 и 4). В одном варианте выполнения отношение B/A является положительным, т.е. тепловой центр находится ниже дна теплообменника. Чем больше отношение B/A, тем интенсивнее будет ячейка естественной циркуляции. В варианте выполнения отношение B/A составляет от 0,01 до 0,45. В еще одном варианте выполнения отношение составляет от 0,1 до 0,4.
Активные зоны реактора, выполненные в виде усеченного конуса, являются лишь одним примером формы активной зоны реактора, которая больше в нижней части, чем в верхней, и поэтому улучшает естественную циркуляцию через первичный теплообменник. Возможны и другие формы, тем более что форма активной зоны реактора определяется, главным образом, верхним, нижним и внутренним отражателями. Например, усеченная формы не должна быть точно конической, но может быть усеченной формой пирамиды, имеющей любое число плоских или криволинейных сторон, например трехстороннюю пирамиду, четырехстороннюю (или квадратную) пирамиду, 5-стороннюю (или пятиугольную) пирамиду, шестигранную (или шестиугольную) пирамиду и т.д., вплоть до пирамиды с любым количеством сторон, но каждая из которых имеет усеченный кончик.
Фиг. 5, например, иллюстрирует усеченную декагональную пирамиду (10-стороннюю пирамиду), которая была бы подходящей формой для активной зоны реактора с естественной циркуляцией. Кроме того, форма не обязательно должна быть осесимметричной. То есть активная зона реактора может иметь форму трапециевидной призмы, имеющей основание, верхнюю часть, один набор параллельных вертикальных сторон и противоположный набор наклонных плоских сторон. В еще одной альтернативе некоторые из сторон призмы могут быть криволинейными вместо плоских. Активная зона реактора также может быть выполнена как гиперболоид, как и обычно наблюдаемые градирни в некоторых ядерных установках, или иметь неправильную форму. Любая такая усеченная форма годится, если площадь нижней части активной зоны реактора больше площади верхней части, или же если большая часть массы топливной соли находится ниже середины между верхней и нижней частями активной зоны реактора, так что тепловой центр расположен ниже средней точки между уровнем топливной соли в активной зоне реактора и нижней частью активной зоны реактора. В сочетании с теплообменником, имеющим впускное отверстие на уровне топливной соли в активной зоне реактора или ниже этого уровня и выпускное отверстие над тепловым центром, активная зона реактора усеченной форме значительно улучшает естественную циркуляцию топливной соли во время процесса генерирования мощности для цилиндрической активной зоны той же самой высоты.
Интегрированное активное охлаждение защитного корпуса.
Фиг. 6A-6C иллюстрируют вариант выполнения конструкции реактора, который интегрирует ак- 6 035652 тивное охлаждение защитного корпуса в первичный охлаждающий контур. Фиг. 6A изображает вид в аксонометрии конфигурации с восемью теплообменниками реактора 600 на расплавленной соли, в частичном разрезе для демонстрации различных внутренних компонентов. Фиг. 6B иллюстрирует вид в разрезе, проходящем через центр реактора и через два противоположных теплообменника. Фиг. 6C изображает вид в разрезе, в котором более подробно представлена конструкция теплообменника и перенаправление первичного теплоносителя. На фиг. 6B и 6С изображены фигурные скобки для отображения секций защитного корпуса 618, которые подвергаются активному охлаждению из-за потока теплоносителя или топливной соли.
В показанном варианте выполнения активная зона 604 реактора и теплообменники 610 находятся в защитном корпусе 618. Первичный защитный корпус 618 ограничен оболочкой или набором оболочек, которые создают корпус с открытым верхом. Охлажденный первичный теплоноситель входит и выходит из защитного корпуса 618 сверху, что позволяет защитному корпусу быть выполненным как одно целое и не иметь сквозных отверстий. Первичный охлаждающий контур интегрирован в реактор 600 так, что входящий первичный теплоноситель сначала охлаждает по меньшей мере часть защитного корпуса 618. После того как он направляется на некоторое расстояние во впускной канал 630 для первичного теплоносителя рядом с внутренней поверхностью защитного корпуса 618, в показанном варианте выполнения теплоноситель затем направляется в нижнюю часть первичного теплообменника 610. Теплоноситель выходит из верхней части первичного теплообменника 610 и затем выводится из защитного корпуса 618 и в систему выработки электроэнергии (не показана).
В показанном варианте выполнения топливная соль приводится в движение по топливному контуру посредством восьми отдельных крыльчаток 612A, расположенных над теплообменниками 610. Каждая крыльчатка 612A соединена вращающимся валом 612B с двигателем (не показан), расположенным над реактором 600. Поток соли через топливный контур показан пунктирной линией 606, а поток первичного теплоносителя показан пунктирной линией 614.
Еще один аспект проиллюстрированной конструкции заключается в том, что охлажденная топливная соль, выходящая из теплообменников 610, направляется вдоль части защитного корпуса до входа в активную зону 604 реактора. Это интегрирует в защитный корпус дополнительное активное охлаждение. Как иллюстрирует вариант выполнения, защитный корпус не находится непосредственно рядом с активной зоной реактора в любой точке. Фактически защитный корпус 618, изображенный на фиг. 6A-6C, непосредственно примыкает только к трем компонентам: впускному каналу 630 для охлажденного первичного теплоносителя, каналу 632 для охлажденной топливной соли, который возвращает охлажденную соль в активную зону 604 реактора, и нижнему отражателю 608B. Отметим также, что сам нижний отражатель 608В охлаждается потоком охлажденной топливной соли, поступающей в активную зону 604 реактора, который затем опосредованно охлаждает часть защитного корпуса 618, расположенную рядом с нижним отражателем. Таким образом, защитный корпус 618 находится только рядом с компонентами, которые были активно охлаждены путем контакта либо с охлажденным первичным теплоносителем, либо с охлажденной топливной солью.
При работе первичный охлаждающий контур не только служит для удаления тепла из расплавленной топливной соли, но также непосредственно удаляет тепло и поддерживает температуру защитного корпуса. Обратите внимание, что система, как показано на чертеже, позволяет независимо контролировать температуру топлива и температуру защитного корпуса путем независимого управления потоком топливной соли и первичного теплоносителя. Путем модуляции указанных двух потоков оператор может иметь возможность выборочно поддерживать как температуру активной зоны, так и температуру защитного корпуса на независимых уровнях. Кроме того, путем перенаправления потоков и обеспечения изоляции в различных местах, характеристики теплопередачи между различными компонентами могут быть адаптированы для обеспечения большего или меньшего охлаждения, по мере необходимости.
Фиг. 7 иллюстрирует блок-схему варианта выполнения способа активного охлаждения корпуса. В показанном варианте выполнения интегрированное активное охлаждение можно рассматривать как способ 700 активного охлаждения защитного корпуса в ядерном реакторе с расплавленной топливной солью путем удаления тепла непосредственно как из расплавленной соли, так и из по меньшей мере части защитного корпуса через первичный охлаждающий контур. В первой операции 702 непосредственного охлаждения защитного корпуса по меньшей мере первая часть защитного корпуса охлаждается первичным теплоносителем до того, как теплоноситель входит в собственно теплообменник для топливной соли. Это достигается путем перенаправления охлажденного первичного теплоносителя вблизи внутренней поверхности по меньшей мере части защитного корпуса перед направлением его в первичный теплообменник. Это служит для активного охлаждения этой части защитного корпуса. В одном варианте выполнения впускной канал для теплоносителя и его тепловой контакт с защитным корпусом в этой части могут быть сконструированы для усиления теплопередачи между теплоносителем и корпусом.
Первая операция 702 непосредственного охлаждения защитного корпуса может также включать охлаждение крышки корпуса реактора путем перенаправления первичного теплоносителя через крышку корпуса реактора. В одном варианте выполнения эта перенаправление может быть использована для конкретного охлаждения верхнего отражателя реактора. Это может быть сделано с использованием того
- 7 035652 же теплоносителя, который затем протекает в теплообменник, т.е. боковой поток теплоносителя, который затем объединяется с основным потоком теплоносителя или с использованием полностью отдельного потока теплоносителя.
В показанном варианте выполнения во второй операции 704 непосредственного охлаждения защитного корпуса, по меньшей мере, вторая часть защитного корпуса охлаждается охлажденной топливной солью, выходящей из первичного теплообменника, до того, как охлажденная топливная соль войдет в активную зону реактора. Это может быть достигнуто путем перенаправления охлажденной топливной соли рядом с внутренней поверхностью второй части защитного корпуса, как показано на фиг. 6A-6C. Подобно впускному каналу для теплоносителя канал для охлажденной топливной соли и его тепловой контакт с защитным корпусом в этой части могут быть выполнены для усиления теплопередачи между охлажденной топливной солью и корпусом.
Также может быть выполнена третья операция 706 непрямого охлаждения. В третьей операции охлажденная топливная соль может быть направлена рядом с поверхностью отражателя нейтронов, который контактирует с некоторой третьей частью защитного корпуса, охлаждая, тем самым, отражатель нейтронов и, опосредованно, третью часть защитного корпуса, находящуюся в контакте с отражателем нейтронов. В этой операции 706, в зависимости от варианта выполнения, отражатель может представлять собой нижний отражатель, такой как отражатель 608B, как показано на фиг. 6A-6C, или боковой отражатель, который примыкает к части защитного корпуса.
Конфигурация первичного теплообменника с топливом в межтрубном пространстве.
Там, где было подробно описано выше, первичные теплообменники обсуждались в терминах кожухотрубных теплообменников с топливной солью, протекающей через трубки, и первичным теплоносителем, протекающим через корпус и вокруг трубок. Как уже упоминалось ранее, это конфигурация может называться альтернативно как топливо в межтрубном пространстве или как теплоноситель в трубном пространстве. Однако усовершенствование работы реактора в целом может быть достигнуто путем перехода к конфигурации топлива в межтрубном пространстве.
Было установлено, что в условиях, когда металлические компоненты подвергаются воздействию высоких доз радиации в течение длительных периодов времени, более сложно предсказать разрушение сварных компонентов, чем несварного материала. Сварные швы слабы и потенциально подвержены радиационному повреждению и деградации с течением времени при высоких дозах радиации. Таким образом, для снижения риска и повышения уровня предсказуемости, присущего конкретной конструкции, полезно перемещать свариваемые компоненты как можно дальше от областей с большим потоком нейтронов или полностью исключить сварные компоненты из конструкции.
Одним сварным компонентом, который трудно устранить, являются трубные решетки в кожухотрубных теплообменниках. Поскольку сварные швы в трубных решетках предотвращают смешивание топливной соли с первичным теплоносителем, уменьшение разрушения сварных швов с течением времени является конструктивным фактором.
Усовершенствование конструкции реактора заключается в том, чтобы изменить конструкцию теплообменника на конструкцию с топливом в межтрубном пространстве и переместить противоположные трубные решетки как можно дальше от центра активной зоны реактора, но при этом чтобы они остались в защитном корпусе. Это уменьшает относительную дозу, получаемую трубными решетками, по сравнению с конструкциями, изображенными на фиг. 2A-2C, 3, 4 и 6A-6C.
Фиг. 8 иллюстрирует вариант выполнения реактора с теплообменником, имеющим конфигурацию топлива в межтрубном пространстве. В варианте выполнения половина реактора 800 показана, как и на фиг. 4A-6. Активная зона 804 реактора окружена верхним отражателем 808A, нижним отражателем 808В и внутренним отражателем 808C, который отделяет активную зону реактора от первичного теплообменника 810. Пространства между отражателями 808A, 808B, 808C создают каналы, обеспечивающие циркуляцию (проиллюстрирована пунктирной линией 806) из активной зоны 804 реактора над внутренним отражателем 808C через межтрубное пространство первичного теплообменника 810, под внутренним отражателем 808C и обратно в нижнюю часть активной зоны 804 реактора. Для того чтобы заставить топливную соль следовать обходному пути вокруг трубок теплообменника, в корпусе предусмотрены перегородки 812.
Теплоноситель протекает через трубное пространство теплообменника 810, но прежде, чем войти в нижнюю часть теплообменника, сначала протекает вниз по длине впускного канала 830 для теплоносителя, прилегающего к боковой стенке и к части нижней части защитного корпуса 818. Таким образом, показанный выше реактор 800 использует вариант выполнения способа 700 активного охлаждения, описанного выше со ссылкой на фиг. 7, в котором часть защитного корпуса 818 реактора непосредственно охлаждается охлажденным первичным теплоносителем, а нижний отражатель 808В непосредственно охлаждается охлажденной топливной солью, возвращающейся в активную зону 804 реактора.
Первичный теплоноситель поступает в трубки теплообменника 810, протекая через нижнюю трубную решетку 831, которая показана расположенной в нижней части активной зоны реактора. В зависимости от варианта выполнения нижняя трубная решетка 831 может находиться на уровне или ниже уровня нижнего отражателя 808B. Теплоноситель выходит из трубок теплообменника на верхней трубной
- 8 035652 решетке 832, которая на фиг. 8 показана расположенной на некотором расстоянии выше активной зоны
804 реактора и защитного корпуса 818. Поток теплоносителя также проиллюстрирован пунктирной линией 814.
Фиг. 8 иллюстрирует область 834 внутри оболочки теплообменника, которая находится выше уровня соли в активной зоне 804 реактора. Эта область может быть либо сплошной, за исключением проникающих трубок, либо может представлять собой свободное пространство, заполненное инертным газом.
Для содействия циркуляции топливной соли, циркуляции первичного теплоносителя или того и другого может быть предусмотрен один или несколько насосов (не показаны). Например, крыльчатка может быть установлена в одном или в обоих впускных каналах для нагретой топливной соли в верхней части активной зоны 804 реактора или (как более подробно описано ниже) в выпускных каналах для охлажденного топлива в нижней части активной зоны 804 реактора. Аналогично, крыльчатка может быть установлена во впускном канале 830 для теплоносителя, чтобы способствовать управлению потоком первичного теплоносителя.
Фиг. 9 иллюстрирует альтернативный вариант выполнения реактора, изображенного на фиг. 8. В показанном варианте выполнения номера позиций соответствуют номерам позиций на фиг. 8 для тех же самых элементов. Фиг. 9 иллюстрирует альтернативную конфигурацию для трубных решеток 931, 932, которая еще более снижает воздействие на сваренные трубные решетки потока нейтронов из топливной соли. В показанном варианте выполнения трубки трубного пучка проникают, по меньшей мере частично, через верхний и нижний отражатели 908A и 908B на обоих концах теплообменника 910. В еще одном варианте выполнения трубная решетка устранена в пользу отражателей 908A, 908B, которые поэтому выполняют роль трубной решетки, предотвращая утечку топливной соли из межтрубного пространства в теплоноситель в трубном пространстве.
Следует также отметить, что на фиг. 9 показан второй боковой отражатель 908D, расположенный между теплообменником 910 и впускным каналом 930 для теплоносителя. Это может обеспечить дополнительное отражение или может быть просто замедлителем или другой защитой для уменьшения потока нейтронов за пределами активной зоны 904.
U-образная конфигурация трубок первичного теплообменника.
Еще одно усовершенствование конструкции реактора заключается в изменении конструкции теплообменника на конструкцию с топливом в межтрубном пространстве и использовании теплообменника с U-образными трубками. В этой конструкции единственная трубная решетка теплообменника с Uобразными трубками расположена над активной зоной реактора и снаружи защитного корпуса и, таким образом, в среде с относительно низкой дозой, по сравнению с конструкциями, изображенными на фиг. 2A-2C, 3, 4 и 6A-6C.
На фиг. 10 изображен вариант выполнения реактора с теплообменником, имеющим конфигурацию с топливом в межтрубном пространстве и с U-образными трубками, в котором единственная трубная решетка расположена над активной частью реактора. В этом варианте выполнения проиллюстрирована половина реактора 1000, как и на фиг. 8 и 9. Активная зона 1004 реактора окружена верхним отражателем 1008A, нижним отражателем 1008B и внутренним отражателем 1008C, которые ограничивают активную зону реактора и отделяют ее от первичного теплообменника 1010. Пространства между отражателями 1008A, 1008B, 1008C создают каналы, обеспечивающие циркуляцию топливной соли (проиллюстрированную пунктирной линией 1006) из активной зоны 1004 реактора над внутренним отражателем 1008C, через межтрубное пространство первичного теплообменника 1010, под внутренним отражателем 1008C и обратно в нижнюю часть активной зоны 1004 реактора. Для того чтобы заставить топливную соль следовать по обходному пути вокруг трубок теплообменника, в оболочке предусмотрены перегородки 1012. Теплоноситель протекает через U-образные трубки теплообменника 1010 так, что теплоноситель как входит в трубки, так и выходит из трубок сверху, через единственную трубную решетку 1032. Верхняя трубная решетка 1032 на фиг. 10 показана расположенной на некотором расстоянии выше активной зоны 1004 реактора и защитного корпуса 1018 и, следовательно, воздействие не нее излучения уменьшается относительно других конструкций, как обсуждалось выше. Поток теплоносителя также проиллюстрирован пунктирной линией 1014.
На фиг. 10 показана область 1034 внутри оболочки теплообменника, которая находится выше уровня соли в активной зоне 1004 реактора. Опять же эта область может быть либо сплошной, за исключением проникающих трубок, либо может представлять собой свободное пространство, заполненное инертным газом. Если оно сплошное, то оно может быть заполнено материалом отражателя, через который проникает трубка.
Опять же один или несколько насосов или, по меньшей мере, их рабочие колеса (не показаны) могут быть предусмотрены для содействия циркуляции топливной соли и/или теплоносителя. Например, крыльчатка может быть установлена в одном или обоих впускных каналах для нагретой топливной соли в верхней части активной зоны 1004 реактора или в охлаждаемом канале для выпуска топлива в нижней части активной зоны 1004 реактора.
В еще одном варианте выполнения сварные компоненты, такие как трубные решетки 1032, могут быть экранированы от нейтронов листом поглощающего нейтроны материала. Поглощающий нейтроны
- 9 035652 материал может быть расположен рядом с трубной решеткой на стороне, обращенной к активной зоне
1004 реактора. Такая комбинация трубной решетки и поглощающего нейтроны материала может использоваться в любом варианте выполнения, описанном выше. Поглощающий нейтроны материал может представлять собой покрытие, дополнительный слой или независимый конструктивный компонент, смежный или отстоящий от трубной решетки.
Еще один вариант выполнения конструкции теплообменника с U-образными трубками представляет собой повернутый на 90° теплообменник так, что теплоноситель входит и выходит из теплообменника в боковом направлении относительно защитного корпуса.
На фиг. 11 показан вариант выполнения реактора с теплообменником, имеющим конфигурацию с топливом в межтрубном пространстве и с U-образными трубками, в котором единственная трубная решетка находится внутри реактора, но установлена в боковом направлении в месте, удаленном от активной зоны реактора. В этом варианте выполнения проиллюстрирована половина реактора 1100, как и на фиг. 4A-6. Активная зона 1104 реактора окружена верхним отражателем 1108A, нижним отражателем 1108B и внутренним отражателем 1108C, который отделяет активную зону реактора от первичного теплообменника 1110. Пространства между отражателями 1108A, 1108B, 1108C создают каналы, обеспечивающие циркуляцию топливной соли (проиллюстрированную пунктирной линией 1106) из активной зоны 1104 реактора над внутренним отражателем 1108C, через межтрубное пространство первичного теплообменника 1110, под внутренним отражателем 1108C и обратно в нижнюю часть активной зоны 1104 реактора. Для того чтобы заставить топливную соль проходить по обходному пути вокруг трубок теплообменника, в оболочке предусмотрены перегородки 1112. Теплоноситель протекает через U-образные трубки теплообменника 1110, так что теплоноситель как входит в трубки, так и выходит из трубок из верхней части реактора 1000. В показанном варианте выполнения теплоноситель поступает в реактор в канал, расположенный рядом с защитным корпусом 1118, и протекает вниз, а затем в поперечном направлении через нижнюю часть трубной решетки 1132 и в теплообменник 1110. Затем теплоноситель выходит из верхней части трубной решетки 1132 и выходит из верхней части защитного корпуса 1118. Поток теплоносителя проиллюстрирован пунктирной линией 1114. Поскольку трубная решетка 1132 находится дальше от активной зоны реактора по сравнению с описанными выше конструкциями, воздействие излучения уменьшается. Следует отметить, что эта конструкция является также еще одним вариантом выполнения активного охлаждения защитного корпуса, как описано выше.
В еще одном варианте выполнения U-образные трубки могут быть ориентированы горизонтально (не показаны), в отличие от вертикально ориентированных U-образных трубок, показанных на фиг. 11. Эта ориентация может обеспечить преимущества с точки зрения теплопередачи, одновременно помещая трубные решетки вдали от среды с высоким потоком.
В одном варианте выполнения трубная решетка 1132 дополнительно защищена от повреждения нейтронами посредством установки второго внутреннего отражателя нейтронов (не показан) между трубной решеткой и топливной солью. В этом варианте выполнения трубки проникают во второй внутренний отражатель нейтронов перед тем, как соприкоснуться с топливной солью. Это служит для дальнейшего отдаления трубной решетки от нейтронов, испускаемых топливной солью. В альтернативном варианте выполнения трубная решетка 1132 отделена от топливной соли замедлителем нейтронов, выполненным из некоторого количества материала, имеющего относительно большое поперечное сечение поглощения нейтронов, такого как стальные сплавы или другие материалы, которые включают Ag, In, Cd, Bo, Co, Hf, Sm, Eu, Gd, Tb, Dy, Ho, Er, Tm, Yb, Lu. Например, можно использовать высоколегированную сталь, сплавы Ag-In-Cd, карбид бора, диборид титана, диборид гафния, нитрат гадолиния или любой другой материал, используемый в качестве управляющего стержня или поглотителя нейтронов, который известен теперь или будет разработан позднее. В варианте выполнения отражатель или поглотитель может просто представлять собой покрытие из соответствующего материала на стороне соприкосновения солей с трубной решеткой 1132.
Реактор радиального петлевого типа.
Фиг. 12A и 12B иллюстрируют альтернативную конструкцию реактора, называемую реактором радиального петлевого типа. Фиг. 12A изображает вид сверху реактора 1200, а фиг. 12B изображает вид в разрезе, выполненном вдоль линии A-A, показанной на фиг. 12A. В показанном варианте выполнения радиального петлевого реактора 1200 активная зона 1204 реактора ограничена верхним отражателем 1208A, нижним отражателем 1208B и боковым или внутренним отражателем 1208C, выполненным в форме трубки. Отражатели 1208 находятся внутри защитного корпуса 1218A активной зоны, которая пронизана восемью выпускными трубками 1209 для нагретой топливной соли, расположенными в верхней части защитного корпуса 1218A, и восемью возвратными трубками 1211 для охлажденного топлива, которые проникают в защитный корпус на уровне нижней части активной зоны 1204 реактора. Каждый набор выпускной трубки 1209, теплообменника 1210 и возвратной трубки 1211 может упоминаться как плечо теплообменника.
Восемь первичных теплообменников 1210 показаны в диагональной конфигурации вокруг защитного корпуса 1218A активной зоны, несмотря на то, что в зависимости от варианта выполнения может использоваться больше или меньше первичных теплообменников 1210. Следует также отметить, что
- 10 035652 плечи теплообменника могут быть вертикальными или более или менее диагональными, чем показано.
В показанном варианте выполнения нагретая топливная соль циркулирует из активной зоны 1204 реактора через выпускные трубки 1209 и через теплообменники 1210. Теплообменники охлаждают топливную соль, которая затем возвращается в нижнюю часть активной зоны 1204 реактора через возвратные трубки 1211.
В показанном варианте выполнения активная зона 2204 реактора имеет цилиндрическую форму, но для улучшения естественной циркуляции топливной соли во время работы эта форма может быть модифицирована, по существу, в форму усеченного конуса активной зоны реактора или в целом в усеченную форму, как описано выше. Слово по существу используется здесь для обозначения того, что форма активной зоны реактора может представлять собой не идеально усеченную форму, имеющую совершенно плоские поверхности для нижней и верхней и совершенно плоские или конические боковые стороны. Например, фиг. 3 и 4 иллюстрируют активные зоны, по существу, усеченной формы, даже несмотря на то, что в центре верхней и нижней частей и по бокам активной зоны реактора выполнены выступы для направления потока или другие формы.
В варианте выполнения (не показан) один или несколько насосов (или по меньшей мере компоненты рабочего колеса таких насосов) установлены в одной или обеих из возвратной и выпускной трубок 1211, 1209. В еще одном варианте выполнения (не показан) запорные клапаны также могут быть предусмотрены в одной или обеих из возвратной и выпускной трубок 1211, 1209, а также дренажные краны, чтобы можно было независимо отключить любое из восьми плеч теплообменника от активной зоны 1204 реактора и слить топливную соль для удобства обслуживания. В варианте выполнения (не показан) один или несколько сливных резервуаров могут быть предусмотрены ниже уровня теплообменников, защитного корпуса 1218A активной зоны или плеч теплообменника для приема дренированной топливной соли. В альтернативном варианте выполнения каждое плечо теплообменника может содержать насос во впускной трубке, который откачивает из теплообменника топливную соль, когда она сливается, возвращая топливную соль в активную зону 1204 реактора, а не в дренажный резервуар. Одно из преимуществ этой конструкции заключается в том, что плечи петли и углы теплообменников могут быть отрегулированы для обеспечения дополнительной гибкости для положения топливного насоса (насосы не показаны на чертеже), которые расположены в нижней части теплообменника. Кроме того, валы насоса, проходящие через теплообменники или рядом с ними, или проходки корпуса снизу в этом варианте выполнения не требуются.
Как показано на фиг. 12D, вторичный защитный корпус 1218B может быть установлен вокруг всей сборки активной зоны реактора, т.е. вокруг всех компонентов в топливном контуре реактора 1200. В одном варианте выполнения вторичный защитный корпус имеет объем, достаточный для удержания, по меньшей мере, всей топливной соли, содержащейся в реакторе. Размер может быть дополнительно увеличен, чтобы обеспечить запас прочности и быть достаточно большим, чтобы удерживать как объем теплоносителя, так и весь объем топливной соли в реакторе. Защитный корпус может полностью окружать реактор 1200 радиального петлевого типа, как показано, может частично окружать реактор или может просто быть большим резервуаром ниже реактора 1200 достаточного размера. В варианте выполнения первичный теплоноситель циркулирует через первичные теплообменники 1210 сверху вторичного защитного корпуса 1218B.
Реакторы 1200 радиального петлевого типа допускают, чтобы размер первичных теплообменников 1210 не ограничивался высотой активной зоны 1204 реактора. Кроме того, поскольку теплообменники находятся снаружи защитного корпуса 1218A активной зоны, они могут более легко обслуживаться и контролироваться, а также находятся дальше от активной зоны реактора и, следовательно, получают уменьшенную дозу излучения.
Несмотря на прилагаемую формулу изобретения, раскрытие информации также определяется следующими положениями.
1. Ядерный реактор на расплавленной соли, содержащий активную зону, имеющую в целом усеченную форму, содержащую делимую топливную соль и имеющую выпускное отверстие для нагретой топливной соли, впускное отверстие для охлажденной топливной соли и тепловой центр, расположенный над впускным отверстием для охлажденной топливной соли;
по меньшей мере один теплообменник который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора; и причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника; и при этом расположение теплового центра вызывает естественную циркуляцию в случае потери принудительного потока, когда реактор находится в критическом состоянии.
2. Ядерный реактор по п.1, в котором активная зона имеет глубину, представляющую собой рас-
- 11 035652 стояние между верхним уровнем топливной соли в активной зоне реактора и нижней частью топливной соли в активной зоне реактора, причем в реакторе также соотношение расстояния вниз до выпускного отверстия для топливной соли теплообменника от теплового центра и глубины активной зоны реактора в тепловом центре составляет от 0,1 до 0,45.
3. Ядерный реактор по п.1 или 2, в котором форма активной зоны реактора выбрана из усеченного конуса, усеченной пирамиды, трапецеидальной призмы или гиперболоида.
4. Ядерный реактор по п. 1 или по любым пунктам, которые зависят от п.1, также содержащий защитный корпус, содержащий активную зону реактора и по меньшей мере один теплообменник.
5. Ядерный реактор по п. 1 или по любым пунктам, которые зависят от п.1, также содержащий по меньшей мере одну крыльчатку, приводимую в действие двигателем, причем крыльчатка расположена в канале между впускным отверстием для топливной соли теплообменника и выпускным отверстием для нагретой топливной соли активной зоны реактора и выполнена с возможностью подачи потока топливной соли в теплообменник.
6. Ядерный реактор по п.1 или по любым пунктам, которые зависят от п.1, в котором расположение теплового центра вызывает естественную циркуляцию в случае потери принудительного потока, когда реактор находится в состоянии докритичности.
7. Ядерный реактор по п. 1 или по любым пунктам, которые зависят от п.1, также содержащий по меньшей мере одну направляющую поток перегородку, выполненную с возможностью направления потока топливной соли между активной зоной реактора и указанным по меньшей мере одним теплообменником.
8. Ядерный реактор по п. 1 или по любым пунктам, которые зависят от п.1, также содержащий верхний отражатель нейтронов, ограничивающий верхнюю часть активной зоны реактора; нижний отражатель нейтронов, ограничивающий нижнюю часть активной зоны реактора; и по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов, ограничивающий стороны активной зоны реактора, причем указанный по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов находится между указанным по меньшей мере одним теплообменником и активной зоной реактора.
9. Ядерный реактор по п.8, в котором выпускное отверстие для нагретой топливной соли активной зоны реактора представляет собой проход между верхним отражателем нейтронов и указанным по меньшей мере одним внутренним отражателем нейтронов.
10. Ядерный реактор по п.8 или 9, в котором впускное отверстие для охлажденной топливной соли активной зоны реактора представляет собой проход между нижним отражателем нейтронов и указанным по меньшей мере одним внутренним отражателем нейтронов.
11. Ядерный реактор по п.1 или по любым пунктам, которые зависят от п.1, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник, в котором топливная соль протекает по трубкам кожухотрубного теплообменника.
12. Ядерный реактор по п.1, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник, в котором топливная соль протекает через корпус кожухотрубного теплообменника.
13. Ядерный реактор по п.4 или по любым пунктам, которые зависят от п.4, в котором поступающий охлажденный теплоноситель охлаждает первую часть защитного корпуса до того, как теплоноситель втекает в указанный по меньшей мере один теплообменник.
14. Ядерный реактор по п.4 или по любым пунктам, которые зависят от п.4, в котором охлажденная топливная соль, выпущенная из выпускного отверстия для топливной соли теплообменника, охлаждает вторую часть защитного корпуса перед поступлением в активную зону реактора через впускное отверстие для охлажденной топливной соли активной зоны реактора.
15. Способ активного охлаждения защитного корпуса и топливной соли в ядерном реакторе с расплавленной топливной солью, включающий циркуляцию первичного теплоносителя в защитном корпусе вблизи первой части защитного корпуса, охлаждая, тем самым, указанную первую часть;
циркуляцию первичного теплоносителя в теплообменнике, находящемся внутри защитного корпуса и на расстоянии от него, причем теплообменник выпускает охлажденную топливную соль;
перенаправление выпущенной охлажденной топливной соли через канал вблизи второй части защитного корпуса, охлаждая, тем самым, указанную вторую часть;
перенаправление охлажденной топливной соли через канал вблизи отражателя нейтронов, охлаждая, тем самым, отражатель нейтронов; и причем охлажденный отражатель нейтронов примыкает к третьей части защитного корпуса, так что охлаждение отражателя нейтронов опосредованно охлаждает указанную третью часть.
16. Способ по п.15, в котором при циркуляции первичного теплоносителя в защитном корпусе также пропускают теплоноситель через впускной проход для теплоносителя внутри защитного корпуса, термически соединенный с первой частью защитного корпуса.
17. Способ по п.15 или 16, в котором при циркуляции первичного теплоносителя в защитном кор-
- 12 035652 пусе также пропускают теплоноситель через впускной проход для теплоносителя внутри защитного корпуса к впускному отверстию для теплоносителя теплообменника, расположенному рядом с выпускным отверстием для охлажденной топливной соли теплообменника.
18. Способ по п.15 или по любым пунктам, которые зависят от п.15, в котором при циркуляции первичного теплоносителя в защитном корпусе также пропускают теплоноситель через впускной проход для теплоносителя внутри защитного корпуса, термически соединенный с первой частью защитного корпуса.
19. Способ по п.15 или по любым пунктам, которые зависят от п.15, в котором топливная соль представляет собой смесь по меньшей мере одной делящейся соли и по меньшей мере одной не делящейся соли.
20. Способ по п.15 или по любым пунктам, которые зависят от п.15, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих делящихся солей: UF6, UF.4. UF3, ThCl4, UBr3, UBr4, PuCl3, UCl4, UCI3, UCI3F и UCI2F2.
21. Способ по п.15 или по любым пунктам, которые зависят от п.15, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих не делящихся солей: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCI3, CrCl3, TiCk ZrCl4, ThCU AcCl3, NpCk AmCk LaCl3, CeCl3, PrCU и/или NdCk
22. Способ по п.15 или по любым пунктам, которые зависят от п.15, в котором топливная соль представляет собой смесь UCl4, UCl3 и одного или обоих из NaCl и MgCl2.
23. Реактор на расплавленном топливе, содержащий верхний отражатель нейтронов, ограничивающий верхнюю часть активной зоны реактора;
нижний отражатель нейтронов, ограничивающий нижнюю часть активной зоны реактора;
по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов, ограничивающий боковые стороны активной зоны реактора;
по меньшей мере один теплообменник, который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора;
причем указанный по меньшей мере один теплообменник содержит сварной компонент, отделенный от топливной соли одним из верхним отражателем нейтронов, нижним отражателем нейтронов, внутренним отражателем нейтронов или замедлителем нейтронов.
24. Ядерный реактор по п.23, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку.
25. Ядерный реактор по п.24, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, и при этом трубная решетка отделена от топливной соли верхним отражателем нейтронов.
26. Ядерный реактор по п.24, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель входит в указанный по меньшей мере один теплообменник, и при этом трубная решетка отделена от топливной соли нижним отражателем нейтронов.
27. Ядерный реактор по п.24, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель входит в и выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника.
28. Ядерный реактор по п.27, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в, так и выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, расположена над активной зоной реактора.
29. Ядерный реактор по п.27 или 28, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в, так и выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, отделена от топливной соли верхним отражателем нейтронов.
30. Ядерный реактор по п.27 или 28, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в, так и выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, отделена от топливной соли поглотителем нейтронов.
31. Реактор радиального петлевого типа на расплавленной соли, содержащий защитный корпус активной зоны реактора;
один или несколько отражателей, установленных в защитных корпусах активной зоны реактора, причем указанный один или несколько отражателей ограничивает объем активной зоны реактора в защитном корпусе активной зоны реактора; и множество плеч теплообменника, отделенных друг от друга снаружи защитного корпуса активной зоны реактора, причем каждое плечо теплообменника имеет выпускную трубу реактора, выполненную с возможностью приема нагретой топливной соли из объема активной зоны реактора, теплообменник, который переносит тепло от нагретой топливной соли первичному теплоносителю, создавая, тем самым, охлажденную топливную соль, и впускную трубу реактора, выполненную с возможностью возврата охлажденной топливной соли в объем активной зоны реактора.
- 13 035652
32. Реактор по п.31, дополнительно содержащий делимую топливную соль в объеме активной зоны реактора.
33. Реактор по п.30 или 31, также содержащий вторичный защитный корпус, вмещающий защитный корпус активной зоны реактора и множество плеч теплообменника, причем вторичный защитный корпус ограничивает объем, достаточный для удерживания, по меньшей мере, всей топливной соли, содержащейся в защитном корпусе активной зоны реактора и во множестве плеч теплоносителя.
34. Реактор по п.30 или по любым пунктам, которые зависят от п.30, также содержащий по меньшей мере одну крыльчатку по меньшей мере в одном из указанного множества плеч теплообменника, выполненную с возможностью подачи потока топливной соли через указанное по меньшей мере одно из множества плеч теплообменника.
35. Реактор по п.30 или по любым пунктам, которые зависят от п.30, также содержащий крыльчатку в каждом из множества плеч теплообменника, выполненную с возможностью подачи потока топливной соли через плечо теплообменника.
36. Реактор по п.30 или по любым пунктам, которые зависят от п.30, в котором теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник.
37. Реактор по п.36, в котором первичный теплоноситель циркулирует через межтрубное пространство теплообменника.
38. Реактор по п.36, в котором топливная соль циркулирует через межтрубное пространство теплообменника.
39. Реактор по п.30 или по любым пунктам, которые зависят от п.30, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих делящихся солей: UF6, UF4, UF3, ThCl4, UBr3, UBr4, PuCl3, UCl4, UCl3, UCl3F и UCl;F\
40. Реактор по п.30 или по любым пунктам, которые зависят от п.30, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих не делящихся солей: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCU ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCU AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 и/или NdCl3.
41. Реактор по п.30 или по любым пунктам, которые зависят от п.30, в котором топливная соль представляет собой смесь UCl4, UCl3 и одного или обоих из NaCl и MgCl2.
Будет ясно, что описанные здесь системы и способы хорошо адаптированы для достижения упомянутых целей и преимуществ, а также им присущих. Специалисты в данной области техники поймут, что способы и системы в этом описании могут быть реализованы многими способами и как таковые не должны ограничиваться приведенными выше иллюстративными вариантами выполнения и примерами. В этом отношении любое количество признаков различных вариантов выполнения, описанных здесь, может быть объединено в один вариант выполнения, при этом возможны альтернативные варианты выполнения, имеющие меньшее или большее количество признаков, чем признаки, описанные в настоящем документе.
Несмотря на то, что различные варианты выполнения были описаны для целей настоящего описания, могут быть сделаны различные изменения и модификации, которые находятся в пределах объема, предусмотренного настоящим описанием.
Могут быть сделаны многочисленные другие изменения, которые будут понятны специалистам в данной области техники и которые охватываются сущностью изобретения.

Claims (27)

  1. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
    1. Ядерный реактор на расплавленной соли, содержащий активную зону реактора, имеющую в целом форму усеченного конуса или пирамиды, имеющей любое число плоских или криволинейных сторон, расположенную так, что площадь нижней части активной зоны реактора больше площади верхней части, содержащую делимую топливную соль и имеющую выпускное отверстие для нагретой топливной соли, впускное отверстие для охлажденной топливной соли и тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота;
    по меньшей мере один теплообменник, который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора;
    причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника так, что расположение теплового центра улучшает естественную циркуляцию через указанный по меньшей мере один теплообменник.
  2. 2. Ядерный реактор по п.1, в котором активная зона реактора имеет глубину, которая представляет собой расстояние между верхним уровнем топливной соли в активной зоне реактора и нижней частью топливной соли в активной зоне реактора, причем в реакторе также
    - 14 035652 соотношение расстояния до теплового центра вниз от выпускного отверстия для топливной соли теплообменника и глубины активной зоны реактора в местоположении теплового центра составляет от
    0,1 до 0,45.
  3. 3. Ядерный реактор по п.1, также содержащий защитный корпус, содержащий активную зону реактора и указанный по меньшей мере один теплообменник.
  4. 4. Ядерный реактор по п.1, также содержащий по меньшей мере одну крыльчатку, приводимую в действие двигателем, причем крыльчатка расположена в канале между впускным отверстием для топливной соли теплообменника и выпускным отверстием для нагретой топливной соли активной зоны реактора и выполнена с возможностью подачи потока топливной соли в теплообменник.
  5. 5. Ядерный реактор по п.1, в котором расположение теплового центра вызывает естественную циркуляцию в случае потери принудительного потока, когда реактор находится в критическом состоянии или в состоянии докритичности.
  6. 6. Ядерный реактор по п.1, также содержащий по меньшей мере одну направляющую поток перегородку, выполненную с возможностью направления потока топливной соли между активной зоной реактора и указанным по меньшей мере одним теплообменником.
  7. 7. Ядерный реактор по п.1, также содержащий верхний отражатель нейтронов, ограничивающий верхнюю часть активной зоны реактора;
    нижний отражатель нейтронов, ограничивающий нижнюю часть активной зоны реактора; и по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов, ограничивающий стороны активной зоны реактора, причем указанный по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов находится между указанным по меньшей мере одним теплообменником и активной зоной реактора.
  8. 8. Ядерный реактор по п.7, в котором выпускное отверстие для нагретой топливной соли активной зоны реактора представляет собой проход между верхним отражателем нейтронов и указанным по меньшей мере одним внутренним отражателем нейтронов.
  9. 9. Ядерный реактор по п.7 или 8, в котором впускное отверстие для охлажденной топливной соли активной зоны реактора представляет собой проход между нижним отражателем нейтронов и указанным по меньшей мере одним внутренним отражателем нейтронов.
  10. 10. Ядерный реактор по п.1, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник, в котором топливная соль протекает по трубкам кожухотрубного теплообменника.
  11. 11. Ядерный реактор по любому из пп.1, 2, 3-8 или 10, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник представляет собой кожухотрубный теплообменник, в котором топливная соль протекает через корпус кожухотрубного теплообменника.
  12. 12. Ядерный реактор по п.3, в котором поступающий охлажденный теплоноситель охлаждает первую часть защитного корпуса до того, как теплоноситель втекает в указанный по меньшей мере один теплообменник.
  13. 13. Ядерный реактор по п.3, в котором охлажденная топливная соль, выпущенная из выпускного отверстия для топливной соли теплообменника, охлаждает вторую часть защитного корпуса перед поступлением в активную зону реактора через впускное отверстие для охлажденной топливной соли активной зоны реактора.
  14. 14. Ядерный реактор на расплавленной топливной соли, содержащий вер хний отражатель нейтронов, ограничивающий верхнюю часть активной зоны реактора;
    ниж ний отражатель нейтронов, ограничивающий нижнюю часть активной зоны реактора;
    по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов, ограничивающий боковые стороны активной зоны реактора;
    причем площадь нижней части активной зоны реактора больше площади верхней части, причем активная зона реактора имеет тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота, по меньшей мере один теплообменник, который принимает нагретую топливную соль во впускное отверстие для топливной соли теплообменника, расположенное ниже выпускного отверстия для нагретой топливной соли активной зоны реактора, передает тепло от топливной соли теплоносителю и выпускает охлажденную топливную соль в выпускное отверстие для топливной соли теплообменника, проточно соединенное с впускным отверстием для охлажденной топливной соли активной зоны реактора;
    причем тепловой центр активной зоны реактора находится на уровне ниже выпускного отверстия для топливной соли теплообменника, при этом указанный по меньшей мере один внутренний отражатель нейтронов расположен так, что он обеспечивает возможность циркуляции топливной соли из активной зоны реактора над внутренним отражателем через указанный по меньшей мере один теплообменник, под внутренним отражателем и обратно в нижнюю часть активной зоны реактора.
    - 15 035652
  15. 15. Ядерный реактор по п.14, в котором указанный по меньшей мере один теплообменник содержит сварной компонент, отделенный от топливной соли одним из верхним отражателем нейтронов, нижним отражателем нейтронов, внутренним отражателем нейтронов или замедлителем нейтронов.
  16. 16. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку.
  17. 17. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, и при этом трубная решетка отделена от топливной соли верхним отражателем нейтронов.
  18. 18. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель входит в указанный по меньшей мере один теплообменник, и при этом трубная решетка отделена от топливной соли нижним отражателем нейтронов.
  19. 19. Ядерный реактор по п.15, в котором сварной компонент представляет собой трубную решетку, через которую теплоноситель входит в указанный по меньшей мере один теплообменник и выходит из него.
  20. 20. Ядерный реактор по п.19, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в указанный по меньшей мере один теплообменник, так и выходит из него, расположена над активной зоной реактора.
  21. 21. Ядерный реактор по п.19 или 20, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в указанный по меньшей мере один теплообменник, так и выходит из него, отделена от топливной соли верхним отражателем нейтронов.
  22. 22. Ядерный реактор по п.19 или 20, в котором трубная решетка, через которую теплоноситель как входит в, так и выходит из указанного по меньшей мере одного теплообменника, отделена от топливной соли поглотителем нейтронов.
  23. 23. Способ усиления естественной циркуляции топливной соли в ядерном реакторе с расплавленной топливной солью по любому одному из пп.1-22, содержащем защитный корпус по меньшей мере с одним теплообменником, имеющим впускное отверстие для топливной соли и выпускное отверстие для топливной соли, при этом способ включает выборочное размещение активной зоны реактора в защитном корпусе ниже указанного по меньшей мере одного теплообменника так, что тепловой центр, относящийся к такому местоположению в активной зоне реактора, в котором вырабатывается наибольшая теплота, находится на уровне ниже указанного выпускного отверстия для топливной соли теплообменника, обеспечение возможности циркуляции топливной соли через указанный по меньшей мере один теплообменник и обратно в нижнюю часть активной зоны реактора.
  24. 24. Способ по п.23, в котором топливная соль представляет собой смесь по меньшей мере одной делящейся соли и по меньшей мере одной не делящейся соли.
  25. 25. Способ по п.23, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих делящихся солей: UF6, UF4, UF3, ThCU UBiy, UBr4, РиС1з, UCU UCl3, UO3F и UC^.
  26. 26. Способ по п.23, в котором топливная соль включает одну или несколько из следующих не делящихся солей: NaCl, MgCl2, CaCl2, BaCl2, KCl, SrCl2, VCl3, CrCl3, TiCl4, ZrCl4, ThCl4, AcCl3, NpCl4, AmCl3, LaCl3, CeCl3, PrCl3 и/или NdCl3.
  27. 27. Способ по п.23, в котором топливная соль представляет собой смесь UCl4, UCl3 и одного или обоих из NaCl и MgCl2.
EA201892166A 2016-05-02 2017-05-01 Усовершенствованная конфигурация теплового регулирования ядерного реактора на расплавленном топливе EA035652B1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201662330726P 2016-05-02 2016-05-02
PCT/US2017/030455 WO2017192463A2 (en) 2016-05-02 2017-05-01 Improved molten fuel reactor thermal management configurations

Publications (2)

Publication Number Publication Date
EA201892166A1 EA201892166A1 (ru) 2019-05-31
EA035652B1 true EA035652B1 (ru) 2020-07-22

Family

ID=58708039

Family Applications (3)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EA201892166A EA035652B1 (ru) 2016-05-02 2017-05-01 Усовершенствованная конфигурация теплового регулирования ядерного реактора на расплавленном топливе
EA201892167A EA038588B1 (ru) 2016-05-02 2017-05-01 Усовершенствованные конфигурации охлаждения и насоса реактора на расплавленном топливе
EA201892178A EA037791B8 (ru) 2016-05-02 2017-05-02 Ядерный реактор на расплавленном топливе с отражающим нейтроны теплоносителем

Family Applications After (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EA201892167A EA038588B1 (ru) 2016-05-02 2017-05-01 Усовершенствованные конфигурации охлаждения и насоса реактора на расплавленном топливе
EA201892178A EA037791B8 (ru) 2016-05-02 2017-05-02 Ядерный реактор на расплавленном топливе с отражающим нейтроны теплоносителем

Country Status (11)

Country Link
US (4) US20170316840A1 (ru)
EP (3) EP3453024B1 (ru)
JP (4) JP6960413B2 (ru)
KR (4) KR102515866B1 (ru)
CN (3) CN109074876B (ru)
AU (4) AU2017261230B2 (ru)
BR (2) BR112018072071B1 (ru)
CA (3) CA3018440C (ru)
EA (3) EA035652B1 (ru)
MX (3) MX2018013287A (ru)
WO (3) WO2017192464A2 (ru)

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016109442A1 (en) 2014-12-29 2016-07-07 Ken Czerwinski Nuclear materials processing
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10734122B2 (en) 2015-09-30 2020-08-04 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
WO2017192464A2 (en) 2016-05-02 2017-11-09 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
WO2018013317A1 (en) 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor
US10566096B2 (en) 2016-08-10 2020-02-18 Terrapower, Llc Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
WO2018140117A2 (en) * 2016-11-15 2018-08-02 Terrapower, Llc Thermal management of molten fuel nuclear reactors
KR101988265B1 (ko) * 2017-05-24 2019-06-12 한국원자력연구원 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템
CN108417277B (zh) * 2017-12-25 2021-06-11 中国科学院上海应用物理研究所 一种一体化堆本体系统及氯盐堆系统
CA3088265A1 (en) 2018-01-31 2019-08-08 Terrapower, Llc Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
CA3092142A1 (en) 2018-03-12 2019-11-28 Terrapower, Llc Reflectors for molten chloride fast reactors
CN109887623A (zh) * 2019-01-25 2019-06-14 中广核研究院有限公司 一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆
CN109830315B (zh) * 2019-01-29 2022-08-02 哈尔滨工程大学 一种展开式核反应堆堆芯
CN109859860A (zh) * 2019-02-01 2019-06-07 中国原子能科学研究院 研究性反应堆
CN110364273A (zh) * 2019-07-10 2019-10-22 华南理工大学 一种液态燃料空间堆
CN114651311A (zh) * 2019-12-23 2022-06-21 泰拉能源公司 熔融燃料反应堆和用于熔融燃料反应堆的孔环板
JP7349379B2 (ja) 2020-01-28 2023-09-22 三菱重工業株式会社 燃料棒出力の解析方法、解析装置及び燃料棒出力の解析プログラム
RU2733900C1 (ru) 2020-03-06 2020-10-08 Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Быстрый жидко-солевой реактор
CN111951985B (zh) * 2020-07-15 2022-10-18 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
US11728052B2 (en) 2020-08-17 2023-08-15 Terra Power, Llc Fast spectrum molten chloride test reactors
US11798697B2 (en) * 2020-08-17 2023-10-24 Terrapower, Llc Passive heat removal system for nuclear reactors
CN113756892B (zh) * 2021-08-30 2022-10-28 西安交通大学 模块化多用途小型氟盐冷却高温堆能量系统

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB739968A (en) * 1953-04-06 1955-11-02 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in tubulous vapour generators
GB835266A (en) * 1955-07-08 1960-05-18 Gen Electric Improvements relating to nuclear reactors
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
GB2073938A (en) * 1980-04-15 1981-10-21 Furukawa K Single-fluid type accelerator molten-salt breeder
JPS571991A (en) * 1980-06-05 1982-01-07 Sumitomo Corp Small-fluid molten salt reactor
EP0617430A1 (en) * 1993-03-24 1994-09-28 Kazuo Furukawa Plutonium annihilating nuclear reactor with use of liquid nuclear fuel

Family Cites Families (117)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA631890A (en) * 1961-11-28 Government Of The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy (The) Experimental liquid metal fuel reactor
US2375009A (en) 1940-02-07 1945-05-01 Mathieson Alkali Works Process for the purification of magnesium chloride
US2945794A (en) 1952-11-18 1960-07-19 Charles E Winters Neutronic reactor operational method and core system
US2874106A (en) * 1955-04-11 1959-02-17 Hammond R Philip Homogeneous nuclear reactor
US2920024A (en) 1956-07-27 1960-01-05 Barton Charles Julian Molten fluoride nuclear reactor fuel
NL250500A (ru) 1959-04-14
BE591155A (ru) 1959-06-01 1900-01-01
US3216901A (en) 1960-08-24 1965-11-09 Dow Chemical Co Fuel element and method of operating reactor
US3029130A (en) 1960-09-21 1962-04-10 Raymond H Moore Plutonium recovery from neutronbombarded uranium fuel
US3018239A (en) 1961-02-21 1962-01-23 John J Happell Experimental liquid metal fuel reactor
US3136700A (en) * 1961-05-17 1964-06-09 Heinz F Poppendiek Fuel channel elements for circulating fuel neutronic reactors
BE620146A (ru) 1961-08-01 1900-01-01
DE1439107A1 (de) 1961-09-26 1969-02-06 Siemens Ag Brennelement fuer heterogene Atomreaktoren
GB964841A (en) * 1962-02-14 1964-07-22 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactors cooled by liquid metal
US3368945A (en) 1963-06-21 1968-02-13 Westinghouse Electric Corp Fuel assembly for a neutronic reactor
GB1102815A (en) 1964-06-02 1968-02-14 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US3218160A (en) 1964-11-10 1965-11-16 James B Knighton Regeneration of nuclear fuel
US3262856A (en) 1965-01-14 1966-07-26 Edward S Bettis Fused-salt-fueled, molten-metal-cooled power breeder reactor system
NL130632C (ru) 1965-03-12
GB1161599A (en) * 1965-12-23 1969-08-13 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to Nuclear Reactors
US3743577A (en) 1968-06-03 1973-07-03 Atomic Energy Commission Single fluid molten salt nuclear breeder reactor
US3785924A (en) 1970-09-02 1974-01-15 Combustion Eng Nuclear reactor core shroud
FR2182648B1 (ru) 1972-05-02 1974-09-27 Commissariat Energie Atomique
JPS571991B2 (ru) * 1973-09-10 1982-01-13
CH592352A5 (ru) * 1974-03-20 1977-10-31 Commissariat Energie Atomique
FR2278136A1 (fr) 1974-07-11 1976-02-06 Commissariat Energie Atomique Chargement et dechargement du coeur d'un reacteur nucleaire
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
FR2296923A1 (fr) * 1975-01-03 1976-07-30 Commissariat Energie Atomique Generateur de vapeur a basse temperature
US3997413A (en) 1975-10-23 1976-12-14 Sven Fougner Purification of magnesium chloride cell bath material useful for the production of magnesium metal by electrolysis
FR2379881A1 (fr) 1977-02-04 1978-09-01 Commissariat Energie Atomique Bloc-pompe echangeur de chaleur pour reacteurs nucleaires
FR2419565A1 (fr) * 1978-03-07 1979-10-05 Commissariat Energie Atomique Echangeur d'ultime secours, notamment pour reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4309252A (en) 1978-09-25 1982-01-05 Nuclear Power Company Limited Nuclear reactor constructions
JPS57101991A (en) * 1980-12-17 1982-06-24 Minolta Camera Co Ltd Preset counter device of copying machine and the like
US4397778A (en) 1981-01-09 1983-08-09 Lloyd Milton H Coprocessed nuclear fuels containing (U, Pu) values as oxides, carbides or carbonitrides
FR2529370A1 (fr) * 1982-06-29 1983-12-30 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a sels fondus refroidi a l'helium
FR2535888A1 (fr) 1982-11-05 1984-05-11 Novatome Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4762667A (en) 1982-12-20 1988-08-09 Westinghouse Electric Corp. Passive reactor auxiliary cooling system
FR2598247B1 (fr) 1986-05-05 1988-09-09 Novatome Bouchon-couvercle du coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4820476A (en) 1987-02-27 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. System and method for plugging the core barrel of a nuclear reactor
JPH03282397A (ja) 1990-03-30 1991-12-12 Toshiba Corp 原子炉の出力調整装置
FR2665290B1 (fr) 1990-07-24 1994-06-10 Toshiba Kk Reacteur rapide.
US5223210A (en) * 1991-08-16 1993-06-29 General Electric Company Passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors with backup coolant flow path
US5185120A (en) 1991-10-10 1993-02-09 General Electric Company Liquid affected spectral shift reactor
US5421855A (en) 1993-05-27 1995-06-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for continuous production of metallic uranium and uranium alloys
US5380406A (en) 1993-10-27 1995-01-10 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Electrochemical method of producing eutectic uranium alloy and apparatus
IT1289801B1 (it) * 1996-12-24 1998-10-16 Finmeccanica Spa Reattore nucleare a circolazione naturale migliorata del fluido di raffreddamento.
ITTO980400A1 (it) * 1998-05-12 1999-11-12 Finmeccanica Spa Sistema di refrigerazione perfezionato per un reattore nucleare.
US6181759B1 (en) 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
JP2001133572A (ja) 1999-10-29 2001-05-18 Toshiba Corp 溶融塩炉
CA2442508C (en) 2001-03-29 2010-10-12 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited A method of and control system for controlling a nuclear reactor outlet temperature
US7864913B2 (en) 2004-02-19 2011-01-04 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof
JP4008448B2 (ja) * 2005-01-31 2007-11-14 三菱重工業株式会社 海塩粒子モニタリング方法
US7217402B1 (en) 2005-08-26 2007-05-15 United States Of America Department Of Energy Apparatus and method for making metal chloride salt product
ITMI20051752A1 (it) * 2005-09-21 2007-03-22 Ansaldo Energia Spa Reattore nucleare in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido
US20080232533A1 (en) 2006-02-15 2008-09-25 Anatoly Blanovsky High flux sub-critical reactor for nuclear waste transmulation
RU57040U1 (ru) 2006-05-12 2006-09-27 Роберт Михайлович Яковлев Ядерная реактроная установка с топливом-теплоносителем в виде расплавов солей фторидов
JP5497454B2 (ja) 2007-02-12 2014-05-21 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 加圧水型原子炉のスカート状整流装置
CN101939793B (zh) * 2007-09-26 2014-05-21 德尔诺瓦维斯公司 一种核反应堆
US9171646B2 (en) 2007-10-04 2015-10-27 Lawrence Livermore National Security, Llc Control of a laser inertial confinement fusion-fission power plant
US8891723B2 (en) * 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
US20090279658A1 (en) * 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
CA2723272A1 (en) 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
FR2938691B1 (fr) 2008-11-19 2010-12-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees
WO2011040989A1 (en) 2009-04-09 2011-04-07 The Regents Of The University Of California Annular core liquid-salt cooled reactor with multiple fuel and blanket zones
JP5671011B2 (ja) 2009-05-08 2015-02-18 アカデミア シニカＡｃａｄｅｍｉａ Ｓｉｎｉｃａ 二流体溶融塩原子炉
RU2424587C1 (ru) 2010-02-18 2011-07-20 Николай Антонович Ермолов Жидкосолевой ядерный реактор (варианты)
US20120056125A1 (en) 2010-04-19 2012-03-08 Halotechnics, Inc Inorganic salt heat transfer fluid
US8867689B2 (en) * 2011-02-15 2014-10-21 Nuscale Power, Llc Heat removal system and method for use with a nuclear reactor
WO2012135957A1 (en) * 2011-04-06 2012-10-11 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
US8416908B2 (en) 2011-05-13 2013-04-09 Neal Lawrence Mann Nuclear reactor control method and apparatus
US20130180520A1 (en) 2011-06-07 2013-07-18 Halotechnics, Inc. Thermal energy storage with molten salt
US20120314829A1 (en) 2011-06-08 2012-12-13 UB-Battelle, LLC Thermal energy integration and storage system
LT2758965T (lt) * 2011-09-21 2017-11-10 Armin HUKE Dviejų skysčių reaktorius
US20130083878A1 (en) 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus
US20150010875A1 (en) 2012-01-31 2015-01-08 Halotechnics, Inc. Thermal energy storage with molten salt
US10056160B2 (en) * 2013-08-05 2018-08-21 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
CA2863845C (en) * 2012-02-06 2022-07-05 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
US9959944B2 (en) 2012-04-12 2018-05-01 Bwxt Mpower, Inc. Self-supporting radial neutron reflector
WO2015061641A1 (en) 2013-10-24 2015-04-30 Holtec International Steam generator for nuclear steam supply system
WO2014011632A2 (en) 2012-07-09 2014-01-16 Holtec International, Inc. Nuclear fuel core, nuclear fuel cartridge, and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor
JP5781013B2 (ja) 2012-05-30 2015-09-16 敬史 亀井 溶融塩原子炉
US20150228363A1 (en) 2012-09-05 2015-08-13 Transatomic Power Corporation Nuclear reactors and related methods and apparatus
US8734738B1 (en) 2012-11-01 2014-05-27 U.S. Department Of Energy Molten salt extraction of transuranic and reactive fission products from used uranium oxide fuel
WO2014074930A1 (en) 2012-11-08 2014-05-15 Halotechnics, Inc. Very low cost, low-viscosity phosphorus-based liquid glass for heat transfer and thermal energy storage
JP2014119429A (ja) * 2012-12-19 2014-06-30 Toshiba Corp 熔融塩炉
GB201318470D0 (en) 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
US9721678B2 (en) 2013-05-17 2017-08-01 Terrapower, Llc Nuclear fuel assembly design
CN105359220B (zh) * 2013-05-28 2017-11-28 Smr发明技术有限公司 无源式反应堆冷却系统
WO2014196338A1 (ja) 2013-06-07 2014-12-11 カルソニックカンセイ株式会社 複合型熱交換器
JP6249677B2 (ja) * 2013-08-21 2017-12-20 三菱重工業株式会社 冷却装置
US9368244B2 (en) 2013-09-16 2016-06-14 Robert Daniel Woolley Hybrid molten salt reactor with energetic neutron source
US20160217874A1 (en) 2013-09-27 2016-07-28 Transatomic Power Corporation Molten Salt Reactor
KR101513139B1 (ko) * 2013-11-28 2015-04-17 한국원자력연구원 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전
US20150243376A1 (en) 2014-02-26 2015-08-27 Taylor Ramon WILSON Molten salt fission reactor
EP3120361B1 (en) 2014-03-20 2018-05-23 Ian Richard Scott Chemical optimisation in a molten salt reactor
US20150357056A1 (en) 2014-04-09 2015-12-10 Colorado School Of Mines Reactor unit control system for space and terrestrial applications
RU2661883C2 (ru) 2014-04-29 2018-07-20 Айан Ричард СКОТТ Перемещение трубчатых тепловыделяющих элементов внутри сборки
US9502142B2 (en) * 2014-07-17 2016-11-22 Nico M. Bonhomme Containment for a water cooled and moderated nuclear reactor
US20170301413A1 (en) 2014-12-29 2017-10-19 Terrapower, Llc Nuclear fuel salts
WO2016109442A1 (en) 2014-12-29 2016-07-07 Ken Czerwinski Nuclear materials processing
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
US10304570B2 (en) 2015-03-03 2019-05-28 Nuscale Power, Llc Fasteners for nuclear reactor systems
EP3166113B1 (en) 2015-04-02 2020-03-11 Clear Inc. Small load-following nuclear power generation system using heat deformation of reflector caused by thermal expansion phenomenon
CN105023621B (zh) 2015-06-12 2017-11-10 陈安海 快堆型耦合核反应的实施方法及其核反应堆
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US10734122B2 (en) 2015-09-30 2020-08-04 Terrapower, Llc Neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
WO2017106509A1 (en) * 2015-12-18 2017-06-22 Elysium Industries Ltd. Salt compositions for molten salt reactors
WO2017188274A1 (ja) 2016-04-26 2017-11-02 株式会社クリア 液体金属一次冷却材を用いた負荷追随型制御小型原子炉システム
WO2017192464A2 (en) 2016-05-02 2017-11-09 Terrapower, Llc Improved molten fuel reactor cooling and pump configurations
WO2018013317A1 (en) 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor
US10566096B2 (en) 2016-08-10 2020-02-18 Terrapower, Llc Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
WO2018140117A2 (en) 2016-11-15 2018-08-02 Terrapower, Llc Thermal management of molten fuel nuclear reactors
EP3607559B1 (en) 2017-03-21 2022-03-02 SMR Inventec, LLC Optimized nuclear fuel core design for a small modular reactor
CA3088265A1 (en) 2018-01-31 2019-08-08 Terrapower, Llc Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
CA3092142A1 (en) 2018-03-12 2019-11-28 Terrapower, Llc Reflectors for molten chloride fast reactors
US20200122109A1 (en) 2018-10-17 2020-04-23 Kairos Power Llc Systems and methods for maintaining chemistry in molten salt systems

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB739968A (en) * 1953-04-06 1955-11-02 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in tubulous vapour generators
GB835266A (en) * 1955-07-08 1960-05-18 Gen Electric Improvements relating to nuclear reactors
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
GB2073938A (en) * 1980-04-15 1981-10-21 Furukawa K Single-fluid type accelerator molten-salt breeder
JPS571991A (en) * 1980-06-05 1982-01-07 Sumitomo Corp Small-fluid molten salt reactor
EP0617430A1 (en) * 1993-03-24 1994-09-28 Kazuo Furukawa Plutonium annihilating nuclear reactor with use of liquid nuclear fuel

Also Published As

Publication number Publication date
CN109074875A (zh) 2018-12-21
AU2017261231B2 (en) 2021-10-21
EA038588B1 (ru) 2021-09-20
MX2018013288A (es) 2019-08-26
EA201892178A1 (ru) 2019-05-31
AU2017261230A1 (en) 2018-10-11
JP6960413B2 (ja) 2021-11-05
AU2017260307B2 (en) 2022-05-26
EP3453025B1 (en) 2020-02-19
KR20190004751A (ko) 2019-01-14
EA037791B1 (ru) 2021-05-21
EP3453025A2 (en) 2019-03-13
AU2021277692A1 (en) 2021-12-23
CN109074874A (zh) 2018-12-21
JP2019516972A (ja) 2019-06-20
KR102377348B1 (ko) 2022-03-22
KR102406810B1 (ko) 2022-06-13
US10741293B2 (en) 2020-08-11
EA201892167A1 (ru) 2019-05-31
US20170316840A1 (en) 2017-11-02
US20220301729A1 (en) 2022-09-22
KR102515866B1 (ko) 2023-03-29
BR112018072071B1 (pt) 2023-01-10
CN109074876B (zh) 2023-04-25
MX2018013287A (es) 2019-05-09
KR20190004752A (ko) 2019-01-14
EP3453023A1 (en) 2019-03-13
CA3018440C (en) 2021-07-06
US20170316841A1 (en) 2017-11-02
WO2017192463A3 (en) 2018-03-01
AU2021277692B2 (en) 2023-03-16
CN109074876A (zh) 2018-12-21
MX2018013286A (es) 2019-08-26
EA037791B8 (ru) 2021-06-28
JP2022003348A (ja) 2022-01-11
KR102346034B1 (ko) 2021-12-31
JP2019516975A (ja) 2019-06-20
EA201892166A1 (ru) 2019-05-31
BR112018069844B1 (pt) 2023-05-02
AU2017260307A1 (en) 2018-09-27
CA3018444A1 (en) 2017-11-09
CA3018386A1 (en) 2017-11-09
JP7039487B2 (ja) 2022-03-22
JP6961620B2 (ja) 2021-11-05
WO2017192607A1 (en) 2017-11-09
WO2017192463A8 (en) 2018-11-08
AU2017261230A8 (en) 2020-11-05
WO2017192464A2 (en) 2017-11-09
BR112018071325A2 (pt) 2019-02-05
WO2017192463A2 (en) 2017-11-09
WO2017192464A3 (en) 2018-03-01
EP3453024B1 (en) 2020-09-09
US11367536B2 (en) 2022-06-21
EP3453023B1 (en) 2022-03-23
CA3018440A1 (en) 2017-11-09
KR20220038532A (ko) 2022-03-28
CA3018444C (en) 2021-07-06
BR112018072071A2 (pt) 2019-04-09
KR20190003704A (ko) 2019-01-09
EP3453025B8 (en) 2020-05-13
BR112018069844A2 (pt) 2019-01-29
EP3453024A2 (en) 2019-03-13
JP2019516970A (ja) 2019-06-20
JP7170816B2 (ja) 2022-11-14
AU2017261231A1 (en) 2018-10-11
US20200279660A1 (en) 2020-09-03
AU2017261230B2 (en) 2022-02-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
AU2021277692B2 (en) Improved molten fuel reactor thermal management configurations
US11075013B2 (en) Removing heat from a nuclear reactor by having molten fuel pass through plural heat exchangers before returning to core
US11145424B2 (en) Direct heat exchanger for molten chloride fast reactor
US20150117589A1 (en) Molten Salt Reactor
US11881320B2 (en) Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors
BR112018071325B1 (pt) Método para resfriar ativamente um recipiente de contenção e sal combustível em um reator nuclear
WO2022197206A1 (ru) Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s)

Designated state(s): AM AZ BY KG TJ TM