EA037931B1 - Активная зона ядерного реактора - Google Patents
Активная зона ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- EA037931B1 EA037931B1 EA201992605A EA201992605A EA037931B1 EA 037931 B1 EA037931 B1 EA 037931B1 EA 201992605 A EA201992605 A EA 201992605A EA 201992605 A EA201992605 A EA 201992605A EA 037931 B1 EA037931 B1 EA 037931B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- module
- core
- heat pipe
- neutron moderator
- nuclear reactor
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 35
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 28
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims abstract description 28
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 17
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 15
- 238000009413 insulation Methods 0.000 claims abstract description 14
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims abstract description 8
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims abstract description 6
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 5
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims abstract description 4
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 239000011575 calcium Substances 0.000 claims abstract description 4
- 239000011133 lead Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 4
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 239000004332 silver Substances 0.000 claims abstract description 4
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 claims abstract description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 5
- LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N Ethanol Chemical compound CCO LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 4
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 claims description 3
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims description 2
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 7
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 7
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 3
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 2
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 2
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 description 2
- 239000004173 sunset yellow FCF Substances 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000003491 array Methods 0.000 description 1
- MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N azanylidyneuranium Chemical compound [U]#N MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 239000011888 foil Substances 0.000 description 1
- 150000001247 metal acetylides Chemical class 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 description 1
- 229910052702 rhenium Inorganic materials 0.000 description 1
- WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N rhenium atom Chemical compound [Re] WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 description 1
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/10—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated
- G21C1/12—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor moderator and coolant being different or separated moderator being solid, e.g. Magnox reactor or gas-graphite 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
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/257—Promoting flow of the coolant using heat-pipes
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
-
- 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
- G21C3/40—Structural combination of fuel element with thermoelectric element for direct production of electric energy from fission heat or with another arrangement for direct production of electric energy, e.g. a thermionic device
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/12—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Активная зона ядерного реактора относится к области атомной энергетики. Активная зона ядерного реактора включает по меньшей мере один модуль, твёрдый (4) и жидкий замедлители нейтронов. Модуль содержит корпус (1), по меньшей мере одну тепловую трубу, по меньшей мере один тепловыделяющий элемент и теплоизоляцию (5). Тепловая труба выполнена в виде корпуса (2), снабжённого фитилём (6), и содержит теплоноситель. Тепловыделяющий элемент выполнен из ядерного топлива (8), расположенного в зоне испарения тепловой трубы вокруг её корпуса (2) в тепловом контакте с ним и заключённого в оболочку (3). В качестве теплоносителя тепловой трубы используют легкоплавкие металлы с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро. Между оболочкой (3) и корпусом (1) модуля помещена теплоизоляция (5). В твёрдом замедлителе (4) нейтронов выполнено по меньшей мере одно отверстие, в котором размещён по меньшей мере один модуль. Пространство между корпусом (1) модуля и твёрдым замедлителем (4) нейтронов заполнено жидким замедлителем нейтронов. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия реакторных установок и расширение области применения активной зоны.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в реакторах с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую за пределами активной зоны, в частности с термофотоэлектрическим.
Известна активная зона с тепловыми трубами [заявка на изобретение США Мобильный быстрый реактор, охлаждаемый тепловыми трубами US № 2016/0027536 А1, опубликована 22.01.2016].
Активная зона реактора по указанной заявке содержит массивы стержневых тепловыделяющих элементов и тепловых труб, заключенных в металлический блок. Тепловыделяющие элементы содержат ядерное топливо, верхний и нижний отражатели нейтронов и газовые полости, расположенные выше и ниже отражателей. Тепловые трубы содержат герметичный корпус, заполненный испаряющимся теплоносителем, и фитиль. Тепловые трубы расположены так, чтобы передавать тепло за пределы активной зоны газообразному теплоносителю - рабочему телу газовой турбины (воздух или CO2). Максимальная температура рабочего тела (воздух) на входе в турбину около 1100 К.
Недостатком указанного технического решения является относительно низкая температура теплоносителя на выходе из активной зоны, не позволяющая использовать прямое преобразование тепловой энергии в электрическую.
Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому техническому решению является активная зона быстрого реактора SAIRS [M.S. El-Genk, J-M.P. Tournier, SAIRS - Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System//Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No. 1, pp. 25-34, 2004].
Активная зона включает 60 модулей, состоящих из тепловой трубы и 3 тепловыделяющих элементов. Модули расположены вплотную друг к другу и образуют треугольную упаковку. Оболочки тепловыделяющих элементов припаяны к корпусу тепловой трубы через рениевые трехгранные вкладыши, передающие тепло к тепловой трубе за счёт теплопроводности. Каждый тепловыделяющий элемент имеет газовую полость с одного конца. В качестве топлива используются таблетки нитрида урана с обогащением 83,7%.
Недостатком этого технического решения является относительно низкая температура теплоносителя (1200 К) на выходе из активной зоны, что не позволяет эффективно использовать термоэлектрические, термоэмиссионные и термофотоэлектрические преобразователи энергии.
Задача изобретения состоит в исключении указанного недостатка, а именно в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.
Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок и расширение области применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.
Для исключения указанного недостатка в активной зоне ядерного реактора, включающей автономные модули, тепловыделяющие элементы и тепловые трубы, предлагается активную зону ядерного реактора дополнительно снабдить твёрдым замедлителем нейтронов с отверстиями;
модули активной зоны снабдить корпусами и расположить в отверстиях твёрдого замедлителя нейтронов;
тепловые трубы и тепловыделяющие элементы расположить внутри корпусов модулей;
тепловыделяющий элемент выполнить из ядерного топлива, расположенного в зоне испарения тепловой трубы вокруг её корпуса в тепловом контакте с ним и заключённого в оболочку;
в пространстве между оболочкой тепловыделяющего элемента и корпусом модуля поместить теплоизоляцию;
пространство между модулями и твёрдым замедлителем нейтронов дополнительно заполнить жидким замедлителем нейтронов.
В частных случаях исполнения активной зоны ядерного реактора предлагается во-первых, в корпусе модуля создать вакуум;
во-вторых, в другом частном случае заполнить модуль инертным газом с низкой теплопроводностью, например ксеноном;
в-третьих, в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать воду;
в-четвёртых, в другом частном случае в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать жидкость, не замерзающую по крайней мере до -40°С, например водный раствор спирта;
в-пятых, в качестве теплоносителя тепловой трубы использовать легкоплавкие металлы с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро.
Сущность изобретения поясняется на чертежах, где на фиг. 1 представлено поперечное сечение одного из вариантов исполнения активной зоны ядерного реактора, на фиг. 2 - продольный разрез одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора, на фиг. 3 - поперечное сечение одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора.
На фигурах приняты следующие позиционные обозначения:
- 1 037931
- корпус модуля;
- корпус тепловой трубы;
- оболочка тепловыделяющего элемента;
- твёрдый замедлитель нейтронов;
- теплоизоляция;
- фитиль тепловой трубы;
- чехол твёрдого замедлителя;
- ядерное топливо.
Сущность изобретения состоит в следующем.
Активная зона ядерного реактора включает по меньшей мере один модуль активной зоны, твёрдый замедлитель 4 нейтронов и жидкий замедлитель нейтронов.
Модуль активной зоны содержит по меньшей мере одну тепловую трубу, по меньшей мере один тепловыделяющий элемент и теплоизоляцию 5.
Модуль активной зоны выполнен в виде корпуса 1 из слабо поглощающего нейтроны материала, например циркониевого сплава. В частном случае исполнения в корпусе 1 модуля активной зоны создан вакуум. В другом частном случае он заполнен инертным газом, имеющим низкую теплопроводность, например ксеноном.
Вакуум или инертный газ обеспечивают защиту от коррозии материалов корпуса 1 модуля активной зоны, корпуса 2 тепловой трубы и теплоизоляции 5.
Тепловая труба выполнена в виде корпуса 2, снабжённого фитилём 6, и содержит теплоноситель легкоплавкий металл с высокой температурой кипения.
В частных случаях исполнения в качестве теплоносителя тепловой трубы используют литий, кальций, свинец, серебро.
Корпус 2 и фитиль 6 тепловой трубы изготовлены из тугоплавкого материала, например молибдена.
Тепловая труба предназначена для отвода тепла, образующегося в тепловыделяющих элементах, за пределы активной зоны ядерного реактора.
Тепловыделяющий элемент выполнен из ядерного топлива 8, расположенного в зоне испарения тепловой трубы вокруг её корпуса 2 в тепловом контакте с ним и заключённого в оболочку 3.
Оболочка 3 тепловыделяющего элемента выполнена из тугоплавкого материала, например молибдена.
В качестве делящегося материала ядерного топлива 8 используются изотопы урана или плутония в виде оксидов, нитридов, карбидов с содержанием делящегося изотопа не более 20%.
Назначение тепловыделяющих элементов - получение тепла за счёт ядерных реакций, протекающих в ядерном топливе 8.
Теплоизоляция 5 помещена внутри модуля активной зоны между его корпусом 1 и оболочкой 3 тепловыделяющего элемента. Теплоизоляция 5 выполнена в виде многослойного теплового экрана из фольги тугоплавких металлов, например молибдена.
Назначение теплоизоляции 5 - предотвращение утечки тепла через корпус 1 модуля активной зоны в жидкий замедлитель нейтронов.
Твёрдый замедлитель 4 нейтронов выполнен из замедляющего нейтроны материала, например бериллия, в виде цилиндра или многогранника с отверстиями. Весь замедляющий нейтроны материал заключён в чехол 7 твёрдого замедлителя 4. В отверстиях твёрдого замедлителя 4 нейтронов помещены модули активной зоны. Пространство между модулями активной зоны и твёрдым замедлителем 4 нейтронов заполнено жидким замедлителем нейтронов.
В частных случаях в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду или жидкости, не замерзающие при понижении температуры по меньшей мере до минус 40°С, например растворы спиртов.
Твёрдый замедлитель 4 нейтронов и жидкий замедлитель предназначены для получения теплового спектра нейтронов. Кроме того, жидкий замедлитель нейтронов выполняет функцию теплоносителя, охлаждающего твёрдый замедлитель 4 нейтронов и корпус 1 модуля.
Чехол 7 твёрдого замедлителя предназначен для защиты твёрдого замедлителя 4 нейтронов от коррозионного воздействия жидкого замедлителя нейтронов.
Активная зона ядерного реактора работает следующим образом.
В ядерном топливе 8 тепловыделяющих элементов происходит реакция деления с выделением тепла. Образующееся тепло передаётся через корпус 2 тепловой трубы к теплоносителю, заполняющему фитиль 6 тепловой трубы. Теплоноситель испаряется из фитиля 6, пар теплоносителя заполняет внутреннее пространство корпуса 2 тепловой трубы, уносит теплоту парообразования за пределы активной зоны ядерного реактора к преобразователю энергии, конденсируется там и возвращается по фитилю 6 в зону испарения тепловой трубы. Перенос тепла испаряющимся теплоносителем происходит практически без перепада температуры между источником тепла и его потребителем, что позволяет получить относительно высокую (1500-1800 К) температуру теплоносителя не только на выходе из активной зоны ядерного реактора, но и на входе в преобразователи энергии. Это обеспечивает более высокий коэффициент полезного действия ядерной энергетической установки и расширяет область применения таких установок.
- 2 037931
Твёрдый замедлитель 4 нейтронов совместно с жидким замедлителем нейтронов обеспечивают возможность ядерной реакции деления на тепловых нейтронах в низкообогащённом ядерном топливе 8.
Жидкий замедлитель нейтронов дополняет функцию твёрдого замедлителя 4 и выполняет также функцию теплоносителя, охлаждающего твёрдый замедлитель 4 нейтронов.
Благодаря теплоизоляции 5 утечки тепла через корпус модуля 1 сводятся к минимуму, поэтому жидкий замедлитель нейтронов имеет низкую температуру. Это позволяет использовать в качестве жидкого замедлителя воду или водные растворы спирта при атмосферном давлении.
Конкретный вариант исполнения активной зоны ядерного реактора.
Твёрдый замедлитель 4 нейтронов выполнен из нескольких бериллиевых дисков диаметром 760 мм и суммарной высотой около 700 мм с 217 отверстиями диаметром 40 мм. Бериллиевые диски полностью окружены чехлом 7, изготовленным из циркониевого сплава Э110. В отверстиях твёрдого замедлителя 4 нейтронов размещены модули активной зоны. В качестве жидкого замедлителя нейтронов используется вода. Отверстия в твёрдом замедлителе 4 нейтронов с модулями расположены по концентрическим окружностям с минимальным расстоянием между центрами модулей 42 мм.
Модуль активной зоны ядерного реактора выполнен в виде цилиндрического корпуса 1 с диаметром около 35 мм и толщиной стенки 1,5 мм, изготовленного из циркониевого сплава Э110. Внутри корпуса 1 модуля расположена тепловая труба.
Корпус 2 тепловой трубы с внешним диаметром около 14 мм выполнен из молибдена. На внутренней поверхности корпуса 2 тепловой трубы смонтирован фитиль 6 тепловой трубы, изготовленный из двух слоев молибденовой сетки с размером квадратной ячейки около 40 мкм. Фитиль 6 тепловой трубы заполнен жидким литием. Зона испарения тепловой трубы вместе с ядерным топливом 8 заключена в наружную оболочку 3 тепловыделяющего элемента. Между оболочкой 3 тепловыделяющего элемента и корпусом модуля 1 помещена теплоизоляция 5, выполненная в виде многослойного теплового экрана, изготовленного из четырёх слоев молибденовой и пяти слоев циркониевой фольги. В корпусе 1 модуля создан вакуум с давлением остаточных газов не более 10-1 Па.
Внешняя оболочка 3 тепловыделяющего элемента с наружным диаметром 20 мм и толщиной стенки 1 мм изготовлена из молибдена, заполнена таблетками ядерного топлива 8 из диоксида урана с обогащением 19,75%. Высота топливного столба около 500 мм. Между топливными таблетками и оболочкой 3 тепловыделяющего элемента создан кольцевой зазор (на чертеже не показан) для отвода газообразных продуктов деления в расположенную над ядерным топливом 8 полость. Общее число тепловыделяющих элементов в активной зоне равно числу модулей. При тепловой мощности активной зоны 1200 кВт средняя мощность одного тепловыделяющего элемента составляет около 5,7 кВт. Расчётная температура внешней оболочки 3 тепловыделяющего элемента составляет 1525 К. В качестве теплоносителя тепловых труб используется Li7, в качестве жидкого замедлителя - вода при атмосферном давлении.
Преимущества предлагаемой активной зоны ядерного реактора по сравнению с наиболее близким техническим решением заключаются в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны с 1200 до 1500 К и выше, что приводит к повышению коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок. Кроме того, это позволяет расширить область применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.
Список терминов.
- Корпус модуля,
- корпус тепловой трубы,
- оболочка тепловыделяющего элемента,
- твердый замедлитель нейтронов,
- теплоизоляция,
- фитиль тепловой трубы,
- чехол твердого замедлителя,
- ядерное топливо, + вода (на чертеже не нумеруются), + жидкий теплоноситель, + пар теплоносителя, + жидкий замедлитель нейтронов.
Активная зона = твёрдый замедлитель нейтронов + модуль а.з. + жидкий замедлитель нейтронов.
Модуль а.з. = корпус модуля + тепловая труба + твэлы + теплоизоляция.
Тепловая труба = корпус тепловой трубы + фитиль тепловой трубы + теплоноситель.
Твэл = топливо + оболочка.
Claims (6)
- ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ1. Активная зона ядерного реактора, включающая по меньшей мере один модуль, по меньшей мере одну тепловую трубу, содержащую корпус, фитиль и теплоноситель, и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, состоящий из ядерного топлива и оболочки, отличающаяся тем, что активная зона дополнительно снабжена твёрдым замедлителем нейтронов по меньшей мере с одним отверстием, в котором размещён по меньшей мере один модуль, снабжённый корпусом, тепловая труба помещена внутри корпуса модуля, тепловыделяющий элемент выполнен из ядерного топлива, расположенного в зоне испарения тепловой трубы вокруг её корпуса в тепловом контакте с ним и заключённого в оболочку, между оболочкой и корпусом модуля помещена теплоизоляция, а пространство между корпусом модуля и твёрдым замедлителем нейтронов заполнено жидким замедлителем нейтронов.
- 2. Активная зона ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что в корпусе модуля создан вакуум.
- 3. Активная зона ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что корпус модуля заполнен инертным газом с низкой теплопроводностью, например ксеноном.
- 4. Активная зона ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что в качестве теплоносителя тепловой трубы используют легкоплавкие металлы с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро.
- 5. Активная зона ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду.
- 6. Активная зона ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют жидкости, не замерзающие по крайней мере до -40°С, например водный раствор спирта.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018129925A RU2687288C1 (ru) | 2018-08-16 | 2018-08-16 | Активная зона ядерного реактора |
| PCT/RU2018/000870 WO2020036509A1 (ru) | 2018-08-16 | 2018-12-25 | Активная зона ядерного реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| EA201992605A1 EA201992605A1 (ru) | 2020-05-12 |
| EA037931B1 true EA037931B1 (ru) | 2021-06-08 |
Family
ID=66578679
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| EA201992605A EA037931B1 (ru) | 2018-08-16 | 2018-12-25 | Активная зона ядерного реактора |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US11476011B2 (ru) |
| EP (1) | EP3839978A4 (ru) |
| JP (1) | JP7014826B2 (ru) |
| KR (1) | KR102422211B1 (ru) |
| CN (1) | CN111066092A (ru) |
| CA (1) | CA3066241C (ru) |
| EA (1) | EA037931B1 (ru) |
| JO (1) | JOP20190307B1 (ru) |
| RU (1) | RU2687288C1 (ru) |
| WO (1) | WO2020036509A1 (ru) |
Families Citing this family (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111081393B (zh) * | 2019-12-31 | 2022-06-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种采用热管和燃料棒的一体化固体堆芯结构 |
| US11735326B2 (en) * | 2020-03-06 | 2023-08-22 | Oklo Inc. | System having heat pipe passing through annulus of nuclear fuel element |
| CN111540489B (zh) * | 2020-05-21 | 2022-09-09 | 哈尔滨工程大学 | 一种模块化超临界水冷热管堆系统 |
| CN112102972B (zh) * | 2020-08-24 | 2022-05-13 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于大功率热管堆的堆芯传热方案 |
| US11955249B2 (en) * | 2020-10-29 | 2024-04-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Heat pipe having a wick between concentric inner and outer housings, for use in heat removal from a nuclear reactor core |
| CN112865606B (zh) | 2020-12-08 | 2022-07-22 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种碱金属反应堆电源 |
| CN113130097B (zh) * | 2021-03-05 | 2022-04-12 | 安徽中科超核科技有限公司 | 一种高效导热的热管反应堆燃料元件 |
| CN113362971B (zh) * | 2021-05-21 | 2022-10-28 | 西安交通大学 | 一种用于静态转换的紧凑型热管堆堆芯结构 |
| WO2023192009A2 (en) * | 2022-03-07 | 2023-10-05 | BWXT Advanced Technologies LLC | Fuel bundle with twisted ribbon fuel rodlets for nuclear thermal propulsion applications, structures for manufacture, and methods of manufacture |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2328042C2 (ru) * | 2006-06-14 | 2008-06-27 | ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Активная зона ядерного реактора |
| US20160027536A1 (en) * | 2013-04-25 | 2016-01-28 | Los Alamos National Security , LLC | Mobile heat pipe cooled fast reactor system |
Family Cites Families (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| NL263017A (ru) * | 1959-03-21 | |||
| DE1274750B (de) * | 1966-05-13 | 1968-08-08 | Bbc Brown Boveri & Cie | Thermionisches Konverter-Brennelement |
| US4506183A (en) * | 1980-11-30 | 1985-03-19 | The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration | High thermal power density heat transfer apparatus providing electrical isolation at high temperature using heat pipes |
| US5408510A (en) * | 1994-04-11 | 1995-04-18 | The Babcock & Wilcox Company | Thermionic nuclear reactor with flux shielded components |
| US6037697A (en) * | 1999-01-18 | 2000-03-14 | General Atomics | Thermionic converter and method of making same |
| RU2165656C1 (ru) * | 1999-08-26 | 2001-04-20 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева" | Термоэмиссионный реактор-преобразователь |
| RU2187156C2 (ru) * | 2000-06-29 | 2002-08-10 | Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. академика А.И.Лейпунского" | Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (варианты) |
| DE10123690A1 (de) * | 2001-05-15 | 2002-12-05 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zum Schutz der Bauteile des Primärsystems eines Siedewasserreaktors insbesondere vor Spannungsrisskorrosion |
| US8987579B2 (en) * | 2011-05-05 | 2015-03-24 | Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. | Power converter |
| WO2014204543A1 (en) * | 2013-04-25 | 2014-12-24 | Los Alamos National Security, Llc | Electric fission reactor for space applications |
| RU2595639C2 (ru) * | 2014-12-04 | 2016-08-27 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт энергетических технологий "АТОМПРОЕКТ" ("АО "АТОМПРОЕКТ") | Система пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки |
| CN104766636B (zh) * | 2015-04-20 | 2017-07-25 | 中国科学技术大学 | 一种核燃料棒与中心冷却热管的嵌套一体化结构 |
| JP2017181445A (ja) * | 2016-03-31 | 2017-10-05 | 株式会社東芝 | 可搬式原子炉およびその炉心 |
| CA3034283A1 (en) * | 2016-09-13 | 2018-03-22 | Westinghouse Electric Company Llc | Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core |
| US10559389B2 (en) * | 2017-02-06 | 2020-02-11 | Battell Energy Alliance, LLC | Modular nuclear reactors including fuel elements and heat pipes extending through grid plates, and methods of forming the modular nuclear reactors |
| RU2660942C1 (ru) * | 2017-12-05 | 2018-07-11 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Активная зона ядерного реактора |
-
2018
- 2018-08-16 RU RU2018129925A patent/RU2687288C1/ru active
- 2018-12-25 JP JP2019572823A patent/JP7014826B2/ja active Active
- 2018-12-25 WO PCT/RU2018/000870 patent/WO2020036509A1/ru unknown
- 2018-12-25 CA CA3066241A patent/CA3066241C/en active Active
- 2018-12-25 CN CN201880043547.6A patent/CN111066092A/zh active Pending
- 2018-12-25 EP EP18922094.0A patent/EP3839978A4/en active Pending
- 2018-12-25 JO JOP/2019/0307A patent/JOP20190307B1/ar active
- 2018-12-25 US US16/627,738 patent/US11476011B2/en active Active
- 2018-12-25 EA EA201992605A patent/EA037931B1/ru unknown
- 2018-12-25 KR KR1020197038617A patent/KR102422211B1/ko active IP Right Grant
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2328042C2 (ru) * | 2006-06-14 | 2008-06-27 | ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Активная зона ядерного реактора |
| US20160027536A1 (en) * | 2013-04-25 | 2016-01-28 | Los Alamos National Security , LLC | Mobile heat pipe cooled fast reactor system |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| MOHAMED S. EL-GENK et al. "SAIRS" - Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System. Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No. 1, pp. 25-34, 2004 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP7014826B2 (ja) | 2022-02-01 |
| EA201992605A1 (ru) | 2020-05-12 |
| CA3066241A1 (en) | 2020-02-16 |
| RU2687288C1 (ru) | 2019-05-13 |
| BR112019028207A2 (pt) | 2021-02-23 |
| CN111066092A (zh) | 2020-04-24 |
| JP2021512277A (ja) | 2021-05-13 |
| KR102422211B1 (ko) | 2022-07-18 |
| EP3839978A4 (en) | 2022-07-13 |
| WO2020036509A1 (ru) | 2020-02-20 |
| JOP20190307B1 (ar) | 2023-09-17 |
| EP3839978A1 (en) | 2021-06-23 |
| US20210335510A1 (en) | 2021-10-28 |
| KR20200104212A (ko) | 2020-09-03 |
| CA3066241C (en) | 2023-10-24 |
| US11476011B2 (en) | 2022-10-18 |
| JOP20190307A1 (ar) | 2020-02-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EA037931B1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
| RU2680250C1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
| US7139352B2 (en) | Reactivity control rod for core | |
| US11710577B2 (en) | Nuclear reactors having liquid metal alloy fuels and/or moderators | |
| JP2009229464A (ja) | 内部水素／トリチウム・ゲッター構造を内蔵する燃料棒および集合体 | |
| RU2660942C1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
| BR112019028207B1 (pt) | Área ativa de um reator nuclear | |
| RU2724919C1 (ru) | Реактор-преобразователь | |
| JP2016176719A (ja) | 正方形沸騰水型原子炉 | |
| Loginov | Development experience for experimental reactor facility cooled with evaporating liquid metals | |
| JP2021127997A (ja) | 毒物添加炉心および宇宙用原子炉 |