RU145059U1

RU145059U1 - VERTICAL REACTOR WITH REMOVABLE NEUTRON REFLECTOR

Info

Publication number: RU145059U1
Application number: RU2012148152/07U
Authority: RU
Inventors: Валерий Сергеевич Ионов
Priority date: 2012-11-13
Filing date: 2012-11-13
Publication date: 2014-09-10

Abstract

Вертикальный ядерный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов (ПОН), включающий корпус реактора и сформированную в полости корпуса реактора из загруженного топлива, с возможностью взаимодействия с ПОН, активную зону, причем загруженное топливо размещено в полости дополнительно введенного в устройство корпуса активной зоны, размер которой в вертикальном направлении с загруженным топливом превышает соответствующий размер в вертикальном направлении ПОН, отличающийся тем, что ПОН выполнен твердотельным и снабжен рабочими органами систем управления и защиты и размещен с внешней стороны корпуса активной зоны посредством введенных в устройство средств перемещения ПОН и рабочих органов систем управления и защиты.A vertical nuclear reactor with a movable neutron reflector (PON), including the reactor vessel and formed in the cavity of the reactor vessel from the loaded fuel, with the possibility of interacting with the PON, the core, and the loaded fuel is placed in the cavity of the core body additionally introduced into the device, the size of which is in the vertical direction with the loaded fuel exceeds the corresponding size in the vertical direction of the PON, characterized in that the PON is solid-state and equipped with working bodies for control and protection systems and is located on the outer side of the core body by means of moving the PON and working bodies of control and protection systems inserted into the device ...

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности, к энергетическим реакторам типа PWR.The utility model relates to nuclear energy, in particular, to PWR-type power reactors.

Предлагается техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых возобновление запаса реактивности, теряемого в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается смещением перемещаемого отражателя на участок со свежим топливом.A technical solution is proposed for the creation and operation of nuclear power reactors, in which the renewal of the reactivity reserve lost during fuel burning in one section of the core is provided by the displacement of the movable reflector to the section with fresh fuel.

Активная зона реактора располагается в вертикальном корпусе активной зоны, размещенном коаксиально в вертикальном корпусе реактора.The reactor core is located in a vertical reactor vessel located coaxially in the reactor vessel.

Перемещаемый отражатель нейтронов, расположенный вокруг корпуса активной зоны, обеспечивает реакцию управляемого деления изотопов на участке энерговыделения активной зоны. При эксплуатации при исчерпании запаса реактивности в области энерговыделения отражатель поднимается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс деления. Такое техническое решение позволяет обеспечить одну безперегрузочную на много лет кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от высоты активной зоны, упростить конструкцию активной зоны, избавиться от поглотителей нейтронов и использовать утечку нейтронов на торцах области энерговыделения, а также отказаться от хранилищ свежего и выгруженного топлива.A movable neutron reflector located around the core of the core provides a controlled fission reaction of isotopes in the core energy release region. During operation, when the reactivity margin in the energy release region is exhausted, the reflector rises to the adjacent section of the core with “fresh” fuel and draws “fresh” fuel into the fission process. Such a technical solution allows one fuel-free campaign for many years, the total energy release of which depends on the height of the core, simplify the design of the core, get rid of neutron absorbers and use neutron leakage at the ends of the energy release region, and also refuse storage of fresh and unloaded fuel.

Известно техническое решение:Known technical solution:

Патент РФ №2176826, МПК 7 G21C 1/00 «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР (ВАРИАНТЫ), СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) И АКТИВНАЯ ЗОНА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ). Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий. Активные зоны ядерного реактора, содержащие запальную зону и зону воспроизводства, применяются для сжигания торцового топлива вместе с обычным реакторным топливом, включающим непролиферативный обогащенный уран, а также оружейный и реакторный плутоний. В первом варианте активная зона является полностью "непролиферативной", поскольку ни реакторное топливо, ни произведенные отходы не могут использоваться для изготовления ядерного оружия. Во втором варианте изобретения активная зона применяется для сжигания больших количеств оружейного плутония вместе с торием и обеспечивает подходящее средство, с помощью которого могут быть уничтожены накопленные запасы оружейного плутония и преобразована выделившаяся энергия в электрическую энергию. Активные зоны в обоих вариантах изобретения состоят из множества запально-воспроизводящих модулей, которые имеют центрально расположенные запальные зоны, окруженные круговыми зонами воспроизводства. Запальные зоны содержат урановые или плутониевые топливные стержни, а зоны воспроизводства содержат ториевые топливные стержни. Отношение объемов замедлителя к топливу и относительные размеры запальной зоны и зоны воспроизводства оптимизированы таким образом, чтобы ни в одном из вариантов изобретения не производились отходы, которые могут быть использованы для изготовления ядерного оружия. Для первого варианта изобретения применена также новая схема пополнения топлива для максимального увеличения утилизации топлива запальной зоны, а дополнительно при этом обеспечивается гарантия того, что отработанное ядерное топливо не сможет быть использовано для изготовления ядерного оружия.RF patent No. 2176826, IPC 7 G21C 1/00 “NUCLEAR REACTOR (OPTIONS), METHOD FOR OPERATING THE ACTIVE ZONE OF THE NUCLEAR REACTOR (OPTIONS) AND THE ACTIVE ZONE OF THE NUCLEAR REACTOR (OPTIONS). The invention relates to designs of light-water nuclear reactors in which thorium is used as fuel. The active zones of a nuclear reactor containing the ignition zone and the reproduction zone are used to burn end-face fuel together with conventional reactor fuel, including non-proliferative enriched uranium, as well as weapons and reactor plutonium. In the first embodiment, the core is completely “non-proliferative,” since neither reactor fuel nor the generated waste can be used to make nuclear weapons. In a second embodiment of the invention, the core is used to burn large quantities of weapons-grade plutonium together with thorium and provides a suitable means by which accumulated weapons-grade plutonium reserves can be destroyed and the released energy converted into electrical energy. The active zones in both variants of the invention consist of many ignition-reproducing modules that have centrally located ignition zones surrounded by circular reproduction zones. Ignition zones contain uranium or plutonium fuel rods, and reproduction zones contain thorium fuel rods. The ratio of moderator to fuel volumes and relative sizes of the ignition zone and the reproduction zone are optimized in such a way that no embodiment of the invention produces waste that can be used to make nuclear weapons. For the first embodiment of the invention, a new fuel replenishment scheme was also used to maximize the utilization of fuel in the firing zone, and in addition, it ensures that spent nuclear fuel cannot be used for the manufacture of nuclear weapons.

Однако указанное решение требует извлечения топлива для переработки из корпуса реактора типа PWR.However, this solution requires the extraction of fuel for processing from the reactor vessel of the PWR type.

Также известно решение:The solution is also known:

Заявка РФ №2006108460, МПК G21D 3/00 «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ И СПОСОБ (ВАРИАНТЫ) АВТОРЕГУЛИРОВАНИЯ МОЩНОСТИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ТЕПЛОСНАБЖЕНИЯ»..RF application No. 2006108460, IPC G21D 3/00 “NUCLEAR REACTOR FOR POWER SUPPLY OF HEAT SUPPLY AND METHOD (OPTIONS) FOR AUTOMATIC CONTROL OF POWER OF NUCLEAR POWER SUPPLY OF HEAT SUPPLY” ..

1. Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения, включающий корпус, активную зону, теплоизолирующую обечайку, тяговую трубу, промежуточный теплообменник, органы авторегулирования реактором, при этом корпус реактора образован цилиндрической обечайкой, крышкой и днищем, снаружи к днищу приварена опора, а через крышку выведены трубы, подводящие и отводящие теплоноситель второго контура реакторной установки и теплоноситель контура потребителя, активная зона состоит из двух блоков центрального и наружного, центральный блок выполнен в виде сплошного цилиндра, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом снаружи и по торцам, наружный блок выполнен в виде цилиндра с внутренним отверстием, состоящего из твэл, залитых в матрицу из алюминий-бериллиевого сплава, и примыкающих торцевых и бокового отражателей из алюминий-бериллиевого сплава, очехлован стальным листом по наружной и внутренней поверхности цилиндра с внутренним отверстием и по торцам, центральный блок вставлен в наружный блок с зазором, оба блока опираются на днище через радиальные ребра, приваренные к днищу с внутренней стороны, в зазоре между центральным и наружным блоками расположены каналы регулирования, в каналах регулирования размещены органы авторегулирования реактором, выполненные с возможностью соединения с контуром потребителя, в зазоре между наружной боковой поверхностью активной зоны и внутренней поверхностью корпуса расположена тепло изолирующая обечайка, которая над активной зоной переходит в тяговую трубу, теплоизолирующая обечайка и тяговая труба выполнены многослойными со слоем тепловой изоляции внутри, в верхней части корпуса расположен промежуточный теплообменник между первым и вторым контурами охлаждения, теплообменная поверхность промежуточного теплообменника выполнена из труб, навитых в виде змеевиков, объединенных во входном и выходном коллекторах, таким образом, что входной коллектор соединен с трубой, подводящей теплоноситель второго контура, а выходной коллектор соединен с трубой, отводящей теплоноситель второго контура.1. A nuclear reactor of an energy heating installation, including a housing, an active zone, a heat-insulating shell, a traction pipe, an intermediate heat exchanger, and auto-regulating bodies of the reactor, while the reactor shell is formed by a cylindrical shell, a cover and a bottom, a support is welded to the bottom, and pipes are led out through the cover inlet and outlet of the coolant of the second circuit of the reactor installation and the coolant of the consumer circuit, the active zone consists of two central and external blocks, the central block flaxen in the form of a solid cylinder consisting of fuel rods, cast into a matrix of aluminum-beryllium alloy, and adjacent end reflectors of aluminum-beryllium alloy, sheathed by a steel sheet on the outside and at the ends, the outdoor unit is made in the form of a cylinder with an internal hole, consisting of a fuel rod embedded in an aluminum-beryllium alloy matrix and adjacent end and side reflectors of aluminum-beryllium alloy are sheathed by a steel sheet on the outer and inner surfaces of the cylinder with an inner hole and at the ends, The central unit is inserted into the outdoor unit with a gap, both units are supported on the bottom through radial ribs welded to the bottom from the inside, control channels are located in the gap between the central and outdoor units, autoregulation bodies are installed in the control channels by the reactor, made with the possibility of connecting to the circuit consumer, in the gap between the outer side surface of the active zone and the inner surface of the body is a heat insulating shell, which over the active zone goes into traction pipe, heat insulating shell and traction pipe are multilayer with a layer of thermal insulation inside, in the upper part of the casing there is an intermediate heat exchanger between the first and second cooling circuits, the heat exchange surface of the intermediate heat exchanger is made of pipes wound in the form of coils combined in the inlet and outlet headers, so that the input manifold is connected to the pipe supplying the coolant of the second circuit, and the output collector is connected to the pipe taking the coolant of the second to ntura.

Однако, указанное решение также не обеспечивает в полной мереHowever, this solution also does not fully

возможности создания энергетических ядерных реакторов типа PWR, в частности, регулирования мощности и длительности эксплуатации за счет компенсации реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечиваемой перемещением отражателя нейтронов на примыкающий участок активной зоны со «свежим топливом» для вовлечения «свежего» топлива в процесс деления, что может упростить конструкцию активной зоны и позволит избавиться от потерь нейтронов на торцах области энерговыделения и паразитного поглощения нейтронов в активной зоне, обеспечить одну безперегрузочную на много лет кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, отказаться от хранилищ свежего и отработанного топлива и обеспечить дожигание отработавшего топлива без извлечения из корпуса реактора.the possibility of creating PWR-type nuclear power reactors, in particular, regulating the power and duration of operation by compensating for the reactivity lost in the process of fuel burning in one section of the core, provided by moving the neutron reflector to the adjacent section of the core with "fresh fuel" to engage "fresh "Fuel in the fission process, which can simplify the design of the core and will get rid of neutron losses at the ends of the energy release and spurious absorption neutrons in the core provide one bezperegruzochnuyu for many years fuel campaign total energy which is dependent on core length refuse storage of fresh and spent fuel and spent fuel to provide afterburning without extraction from the reactor vessel.

Также известен патент РФ №2317597, МПК G21C 1/04, «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР И СПОСОБ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ».Also known is RF patent No. 2317597, IPC G21C 1/04, "NUCLEAR REACTOR AND METHOD OF ITS OPERATION".

Группа изобретений относится к ядерной энергетике, в частности к реакторам с насыпной активной зоной. Ядерный реактор состоит из корпуса с размещенными внутри него боковым, нижним и верхним отражателями, насыпной активной зоной, контуром циркуляции теплоносителя, системой управления и защиты. Под активной зоной размещен теплоаккумулирующий материал с полостью, соединенной с активной зоной через отверстие в нижнем отражателе. Теплоаккумулирующий материал расположен в обечайке, закрепленной на корпусе реактора. В теплоаккумулирующем материале расположены каналы для теплоносителя. Нижний отражатель выполнен с возможностью перемещения по вертикали. Способ эксплуатации ядерного реактора заключается в том, что формируют насыпную активную зону из тепловыделяющих элементов между нижним, верхним и боковым отражателями и осуществляют циркуляцию теплоносителя снизу вверх через активную зону. При силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, меньше силы тяжести твэлов, находящихся над отверстием в нижнем отражателе, осуществляют сброс твэлов из активной зоны через отверстие в нижнем отражателе в полость, сформированную теплоаккумулирующим материалом под активной зоной.The group of inventions relates to nuclear energy, in particular to reactors with a bulk core. A nuclear reactor consists of a body with side, lower and upper reflectors placed inside it, a bulk core, a coolant circulation circuit, and a control and protection system. A heat storage material with a cavity connected to the active zone through an opening in the lower reflector is placed under the active zone. The heat storage material is located in a shell mounted on the reactor vessel. In the heat-storage material there are channels for the coolant. The lower reflector is arranged to move vertically. A method of operating a nuclear reactor is that they form a bulk core of fuel elements between the lower, upper and side reflectors and circulate the coolant from the bottom up through the core. When the force from the coolant flow acting on the fuel elements is less than the gravity of the fuel rods located above the hole in the lower reflector, the fuel rods are discharged from the active zone through the hole in the lower reflector into the cavity formed by the heat-accumulating material under the active zone.

Однако и в указанном решении не обеспечены в полной мере возможностиHowever, even in this decision the possibilities are not fully ensured.

создания энергетических ядерных реакторов типа PWR, в частности, с приемлемой компенсацией реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива, которую можно компенсировать за счет применения вертикально перемещаемого отражателя нейтронов, располагаемого на участке энрговыделения активной зоны и перемещаемого по мере выгорания топлива на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом для вовлечения «свежего» топлива в процесс деления, что обеспечить одну безперегрузочную многолетнюю кампанию топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны и снижение потерь нейтронов в области энерговыделения и на торцах, а так же отказа от хранилищ свежего и отработанного топлива.creation of PWR-type nuclear power reactors, in particular, with acceptable compensation for reactivity lost during fuel burnup, which can be compensated for by using a vertically movable neutron reflector located in the core energy extraction section and transferred to the adjoining core section with “Fresh” fuel for involving “fresh” fuel in the fission process, which provides one non-reloading multi-year fuel campaign, total energy release otorrhea depends on the length of the core, the core design simplification and reduced neutron losses in energy and at the ends, as well as failure of the storage of fresh and spent fuel.

Ближайшим техническим решением - прототипом, является JP 2000088987.The closest technical solution - the prototype, is JP 2000088987.

В заявке предложен вертикальный ядерный реактор с перемещаемым жидким отражателем нейтронов (ПОН), размещенным вне активной зоны. Размер активной зоны, размещенной в корпусе ядерного реактора, в вертикальном направлении значительно превышает соответствующий размер ПОН в вертикальном направлении.The application proposed a vertical nuclear reactor with a movable liquid neutron reflector (PON) located outside the core. The size of the core located in the reactor vessel in the vertical direction significantly exceeds the corresponding size of the PN in the vertical direction.

Недостатки технического решения.The disadvantages of the technical solution.

Предложенный отражатель - заливной (или наливной), заполняемый жидкой средой с открытым уровнем, и целиком перемещаемый по высоте активной зоны, требует регулирования количества жидкости в процессе эксплуатации, не обеспечивает достаточную скорость и точность тонкой регулировки в процессе управления реактивностью, которую нужно выполнять другими средствами воздействия на реактивность - что не предусмотрено в данном реакторе, не являющимся энергетическим ядерным реактором типа PWR. Также при жидком отражателе не исключается авария с течью отражателя из объема, что может приводить к ядерной аварии. Отсутствие рабочих органов систем регулирования и защиты является крупным недостатком, не допустимым по требованиям ядерной безопасности.The proposed reflector is a filler (or bulk), filled with an open-level liquid medium, and completely moved along the height of the active zone, requires regulation of the amount of liquid during operation, does not provide sufficient speed and accuracy of fine adjustment in the process of reactivity control, which must be performed by other means effects on reactivity - which is not provided for in this reactor, which is not a PWR type nuclear power reactor. Also, with a liquid reflector, an accident with leakage of the reflector from the volume is not excluded, which can lead to a nuclear accident. The lack of working bodies for regulatory and protection systems is a major drawback that is not permissible under nuclear safety requirements.

Таким образом, техническим результатом, на которое направлена полезная модель является создание энергетических ядерных реакторов типа PWR повышенной ядерной безопасности.Thus, the technical result that the utility model is aimed at is the creation of PWR-type nuclear power reactors with enhanced nuclear safety.

Для достижения указанного результата предложен вертикальный ядерный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов (ПОН), включающий корпус реактора и сформированную в полости корпуса реактора из загруженного топлива, с возможностью взаимодействия с ПОН, активную зону, причем загруженное топливо размещено в полости дополнительно введенного в устройство корпуса активной зоны, размер которой в вертикальном направлении с загруженным топливом превышает соответствующий размер в вертикальном направлении ПОН,To achieve this result, a vertical nuclear reactor with a movable neutron reflector (PON) is proposed, including a reactor vessel and an active zone formed in the cavity of the reactor vessel from the loaded fuel, with the possibility of interaction with the PN, and the loaded fuel is placed in the cavity of the active reactor additionally introduced into the device zone, the size of which in the vertical direction with the loaded fuel exceeds the corresponding size in the vertical direction PON,

при этом ПОН выполнен твердотельным и снабжен рабочими органами систем управления и защиты и размещен с внешней стороны корпуса активной зоны посредством введенных в устройство средств перемещения ПОН и рабочих органов систем управления и защиты.in this case, the PON is made solid-state and is equipped with working bodies of control and protection systems and is located on the outside of the core body by means of the PON moving means and working bodies of control and protection systems introduced into the device.

Данное устройство позволяет создавать ядерные реакторы средней мощности с непрерывной многолетней безперегрузочной кампанией топлива, при этомThis device allows you to create medium-sized nuclear reactors with a continuous multi-year non-reloading campaign of fuel, while

упростить конструкцию активной зоны,Simplify core design

обеспечивать повышенные требования ядерной безопасности,provide enhanced nuclear safety requirements,

эффективно использовать ядерное топливоuse nuclear fuel efficiently

и, в частности, характеризуется:and, in particular, is characterized by:

отсутствием затрат времени на перегрузки в течение расчетного срока эксплуатации,the lack of time overload during the estimated life of the

отсутствием движущихся элементов в активной зоне,the absence of moving elements in the core,

отказом от использования поглотителей нейтронов и использования утечки нейтронов на торцах области энерговыделения в активной зоне,refusal to use neutron absorbers and the use of neutron leakage at the ends of the energy release region in the core,

минимально необходимым текущим запасом реактивности,minimum required reactivity margin,

низкой эффективностью по реактивности систем защиты и управления и минимально необходимым для энерговыработки текущим запасом реактивности в зоне энерговыделения (только на компенсацию эффектов реактивности в области энерговыделения: мощностного для нового топлива, отравления на продуктах деления и выгорания на участке энерговыделения),low reactivity efficiency of protection and control systems and the minimum reactivity margin necessary for energy production in the energy release zone (only to compensate for the effects of reactivity in the area of energy release: power for new fuel, poisoning on fission products and burnout in the energy release area),

маневрированием мощности при прохождении йодной ямы,maneuvering power while passing an iodine well,

удалением перемещаемого отражателя за пределы корпуса активной зоны при нарушениях нормальной эксплуатации или длительных остановах,removal of the movable reflector outside the core of the active zone in case of violations of normal operation or prolonged shutdowns,

«безотходным» производством в течение срока эксплуатации за счет хранения выгоревшего топлива в течение срока эксплуатации и после энергетической эксплуатации,“Non-waste” production during the operation period due to the storage of burned-out fuel during the operation period and after energy operation,

отсутствием специальных средств охлаждения выгоревшего топлива и использованием выделяемого им тепла на подогрев «холодного» теплоносителя,the lack of special means of cooling burned-out fuel and the use of the heat generated by it to heat the “cold” coolant,

исключением операции по обслуживанию свежего и отработавшего топлива в процессе эксплуатации,the exception of the operation for servicing fresh and spent fuel during operation,

отказом от хранилищ свежего и выгоревшего топлива,refusal from storage of fresh and burned-out fuel,

повышением качества отработавшего топлива в корпусе активной зоны за счет «дожигания» топлива в корпусе реактора на участке выгоревшего топлива в процессе эксплуатации,improving the quality of spent fuel in the core body due to the "afterburning" of fuel in the reactor vessel at the site of burned fuel during operation,

снижением риска распространения ядерных материалов из-за исключения операций по обслуживанию топлива на энергоблоке.reducing the risk of nuclear material proliferation due to the exclusion of fuel servicing operations at the power unit.

Предложение поясняется графически на представленной фигуре.The proposal is illustrated graphically in the presented figure.

На фигуре приведена принципиальная схема размещения зон основного оборудования для вертикального сечения цилиндрического реактора.The figure shows a schematic diagram of the allocation of zones of the main equipment for a vertical section of a cylindrical reactor.

На фигуре позициями обозначены.In the figure, the positions indicated.

1 - стартовый участок активной зоны;1 - the starting section of the core;

2 - участок выгоревшего топлива (отработанное топливо);2 - burned fuel area (spent fuel);

3 - перемещаемый отражатель нейтронов;3 - a movable neutron reflector;

4 - область (участок) энерговыделения;4 - region (site) of energy release;

5 - рабочие органы систем управления и защиты;5 - working bodies of control and protection systems;

6 - изначально не охватываемый отражателем 3 участок активной зоны (участок «свежего» топлива);6 - initially not covered by the reflector 3 section of the active zone (plot of "fresh" fuel);

7 - корпус активной зоны;7 - core body;

8 - средства обеспечения перемещения отражателя и рабочих органов управления и защиты;8 - means of ensuring the movement of the reflector and the working bodies of control and protection;

9 - фланцевые соединения корпуса реактора и обечайки управления;9 - flange connections of the reactor vessel and the control shell;

10 - корпус обечайки управления;10 - housing shell management;

11 - фланцевые соединения обечайки управления и крышки реактора, корпуса активной зоны и крышки реактора;11 - flange connections of the control shell and the reactor cover, the core body and the reactor cover;

12 - крышка реактора;12 - reactor cover;

13 - «горячий» патрубок;13 - "hot" pipe;

14 - «холодный» парубок;14 - “cold” pair;

15 - «горячий» теплоноситель;15 - "hot" coolant;

16 - «холодный» теплоноситель;16 - "cold" coolant;

17 - корпус реактора.17 - reactor vessel.

Также на фигуре обозначены:Also indicated on the figure:

- стрелками показаны направления течения теплоносителя.- arrows indicate the flow direction of the coolant.

(~) - холодный теплоноситель;(~) - cold heat carrier;

(≈) - горячий теплоноситель.(≈) - hot heat carrier.

Реактор состоит из корпуса реактора (17), корпуса обечайки управления (10) и верхней крышки реактора (12).The reactor consists of a reactor vessel (17), a control shell housing (10) and a reactor top cover (12).

В корпусе реактора (17) размещены: корпус активной зоны (7), активная зонаThe following are located in the reactor vessel (17): core of the core (7), core

(участки: 1, 2, 4, 6), перемещаемый отражатель нейтронов (3), включающий рабочие органы систем управления и защиты (5), средства перемещения (8) отражателя.(sections: 1, 2, 4, 6), a movable neutron reflector (3), including the working bodies of control and protection systems (5), means of movement (8) of the reflector.

Обечайка управления (8, 9, 10) содержит приводы РО СУЗ и приводы перемещения отражателя (на фиг. не указаны), патрубки для ввода «холодного» теплоносителя из контура циркуляции (14).The control shell (8, 9, 10) contains the drives of the RCPS and drives for moving the reflector (not shown in Fig.), Pipes for entering the “cold” coolant from the circulation circuit (14).

Крышка реактора (11, 12) сотоит из: опорного фланца (11) на корпусе управляющей обечайки (11) и патрубка вывода «горячего» теплоносителя (13).The reactor cover (11, 12) consists of: a support flange (11) on the control shell housing (11) and a outlet pipe for the “hot” coolant (13).

Перемещаемые отражателиMovable Reflectors

Перемещаемые отражатели (3) (на схеме приводится только один перемещаемый отражатель 3) содержат на внутренних стенках отражающие материалы (3), а снаружи размещаются средства систем управления и защиты (5), включая рабочие органы и средства для перемещения.Movable reflectors (3) (only one movable reflector 3 is shown in the diagram) contain reflective materials (3) on the inner walls, and control and protection systems (5), including working bodies and means for moving, are placed outside.

Отражатели-дожигатели (на схеме не указаны) используются для зоны дожига отработавшего топлива (отражение быстрых нейтронов или источники быстрых). Для отражателей-дожигателей обеспечивается автономный режим перемещения.Afterburn reflectors (not shown in the diagram) are used for the spent fuel afterburning zone (reflection of fast neutrons or sources of fast neutrons). For reflectors-afterburners, an autonomous mode of movement is provided.

Деотражатели (на схеме не указаны) - поглотители или стимуляторы утечки как средства для защиты от критичности для области «свежего» топлива и/или ограничения области деления в активной зоне.De-reflectors (not shown in the diagram) - sinks or leak stimulants as a means to protect against criticality for the “fresh” fuel area and / or to limit the fission area in the core.

Эффективность перемещаемых отражателей должна быть достаточной для выведения в критическое состояние и поддержания реакции деления в области энерговыделения в течение промежутка времени между перемещениями, включая эффекты реактивности:The efficiency of the movable reflectors should be sufficient to bring to a critical state and maintain the fission reaction in the energy release area for a period of time between movements, including the effects of reactivity:

Мощностной эффект ДоплераPower Doppler Effect

по температуре теплоносителяby coolant temperature

регулирования мощностиpower control

отравления топлива свежего и при регулировании мощностиfresh fuel poisoning and power regulation

утечки нейтронов на торцах области отражателяneutron leakage at the ends of the reflector region

для области энерговыделения (поглощения на стенках корпуса активной зоны, барометрический и т.п.).for the energy release region (absorption on the walls of the core body, barometric, etc.).

Рабочие органы систем управления и аварийной зашиты (РО СУЗ и РО АЗ)The working bodies of control systems and emergency protection (RO CPS and RO AZ)

РО СУЗ располагаются в конструкции перемещаемого отражателя (5).RO CPS are located in the design of the movable reflector (5).

Приводы РО СУЗ размещаются в обечайке управления реактором (8).Drives RO CPS are located in the shell of the reactor control (8).

Эффективность по реактивности рабочих органов систем управления и защиты (РО СУЗ) перемещаемого отражателя должна превышать максимальное значение реактивности, необходимое для нормальной эксплуатации, после каждого перемещения с учетов запасов на удовлетворение требований ядерной безопасности.The reactivity efficiency of the working bodies of the control and protection systems (RO CPS) of the relocatable reflector must exceed the maximum reactivity value necessary for normal operation, after each relocation from stock accounts to satisfy nuclear safety requirements.

Высота перемещаемого отражателя.The height of the movable reflector.

определяется его эффективностью по реактивности при определенной площади сечения активной зоны. От высоты отражателя зависит размер области энерговыделения и мощность реактора.It is determined by its reactivity efficiency for a certain cross-sectional area of the core. The size of the energy release region and the power of the reactor depend on the height of the reflector.

Величина (шаг) перемещения отражателяThe magnitude (step) of movement of the reflector

определяется запасом реактивности, необходимым для области энерговыделения, на время следующей стоянки перемещаемого отражателя с учетом количества топлива в текущей области энерговыделения и эффективности РО СУЗ. Необходимый запас реактивности, с учетом распределение текущей глубины выгорания в области энерговыделения, достигаемые перед перемещением отражателя, оцениваются при нейтронно - физических расчетах.is determined by the reactivity margin necessary for the energy release area for the next parking of the movable reflector, taking into account the amount of fuel in the current energy release area and the effectiveness of the RC CPS. The necessary reactivity margin, taking into account the distribution of the current burnup depth in the energy release region, achieved before the reflector moves, are estimated by neutron - physical calculations.

Система перемещения отражателейReflector Moving System

Элеваторная система с противовесами (5, 8).Elevator system with counterweights (5, 8).

Циркуляция теплоносителяCoolant circulation

Схема циркуляции теплоносителя: сохраняется традиционная для первого контура PWR. Контур циркуляции состоит из стандартного набора и компоновки оборудования контуров циркуляции реакторов PWR. Контур циркуляции соединяется с патрубками на корпусе реактора для «холодного» (14) и на крышке реактора - для «горячего» (13) теплоносителя. «Холодный» патрубок(и) (14) врезается в корпус реактора под верхним фланцем корпуса реактора. «Горячий» патрубок(и) (13) располагается на крышке реактора. «Холодный» теплоноситель опускается между корпусом реактора и корпусом активной зоны, распределяется снизу корпуса в активной зоне, подогревается в активной зоне и выводится в контур циркуляции.Coolant circulation scheme: the traditional PWR for the primary circuit is maintained. The circulation loop consists of a standard set and arrangement of equipment for the circulation circuits of PWR reactors. The circulation circuit is connected to the nozzles on the reactor vessel for “cold” (14) and on the reactor cover for “hot” (13) coolant. The “cold” pipe (s) (14) crashes into the reactor vessel under the upper flange of the reactor vessel. The “hot” pipe (s) (13) is located on the reactor lid. A “cold” coolant is lowered between the reactor vessel and the reactor vessel, distributed at the bottom of the vessel in the reactor core, heated in the reactor core and discharged into the circulation circuit.

ТопливоFuel

Расчеты проведены на основе объемных характеристик топлива реактора типа ВВЭР-1000. Рекомендуются сборки из твелов типа ВВЭР. Размер, расположение и количество сборок должны определяться длительностью кампании загрузки и технологией загрузки и разгрузки активной зоны.The calculations are based on the volumetric characteristics of the fuel of a VVER-1000 reactor. We recommend assembling from VVER type fuel rods. The size, location and number of assemblies should be determined by the duration of the loading campaign and the technology of loading and unloading the core.

Ядерная БезопасностьNuclear Safety

Реакторы обладают свойствами для соответствия требованиям регламентирующих документов по ядерной безопасности.Reactors have the properties to meet the requirements of regulatory documents on nuclear safety.

Нормальная эксплуатацияNormal operation

Контроль и обеспечение критичности на участке энерговыделения при эксплуатации обеспечивается средствами систем управления и защиты, располагаемыми в обечайке управления и в корпусе реактора на перемещаемом отражателе.Monitoring and ensuring criticality at the energy release site during operation is provided by means of control and protection systems located in the control shell and in the reactor vessel on the movable reflector.

Ядерная безопасность при нормальной эксплуатации обеспечивается за счет низкого текущего запаса реактивности в зоне энерговыделения.Nuclear safety during normal operation is ensured by the low current reactivity margin in the energy release zone.

На участках «свежего» топлива в активной зоне, не покрытых отражателем, процесс деления топлива с выделением энергии должен быть невозможен.In areas of “fresh” fuel in the core that are not covered by a reflector, the process of fuel dividing with the release of energy should be impossible.

Возможно, потребуется добавка выгорающих поглотителей в металл корпуса активной зоны, контроль подкритичности и применение деотражателей.It may be necessary to add burnable absorbers to the core metal of the core, control of subcriticality, and the use of deflectors.

На участках выгоревшего топлива в активной зоне, не покрытых отражателем, не допускается локальной критичности при использовании отражателей-дожигателей.In areas of burned fuel in the core that are not covered by a reflector, local criticality is not allowed when using reflector-afterburners.

Во всех режимах эксплуатации топливо недоступно.In all operating modes, fuel is not available.

Тяжелые аварии. Исходные события.Severe accidents. Source events.

Течи или разрывы корпуса реактора.Leaks or ruptures in the reactor vessel.

Деформации и протечки корпуса активной зоны.Deformation and leakage of the core body.

Зависание перемещаемого отражателя.Freeze reflector.

Несанкционированное перемещение перемещаемых поглотителей.Unauthorized movement of removable absorbers.

Течи или разрывы трубопроводов первого контура.Leaks or breaks in the piping of the primary circuit.

Повреждение топлива активной зоны при нарушениях пределов и условий безопасной эксплуатации.Damage to core fuel in case of violation of the limits and conditions of safe operation.

Недостаточная эффективность или несрабатывание систем безопасности.Lack of efficiency or failure of security systems.

Нарушения конструкций в корпусе реактора.Structural defects in the reactor vessel.

Нарушения нормальной эксплуатацииNormal operation

Несанкционированное движение перемещаемых отражателей.Unauthorized movement of movable reflectors.

Отказ систем перемещения перемещаемых отражателей.Failure of moving reflector systems.

Заклинивание (застревание) отражателей при перемещениях.Jamming (jamming) of reflectors during movements.

Повреждение конструкции перемещаемого отражателя.Damage to the design of the movable reflector.

Повторная критичность при потере мощности энерговыделения и при снижении температуры теплоносителя в области энерговыделения.Repeated criticality in case of loss of power of energy release and with a decrease in the temperature of the coolant in the region of energy release.

Неадекватный расход через область энерговыделения на мощности.Inadequate flow through the energy release area at power.

Компенсируемые течи из контура циркуляции.Compensated leaks from the circulation circuit.

Заклинивание в отражателе рабочих органов систем управления и защиты.Jamming in the reflector of the working bodies of control and protection systems.

Тепловые и гидравлические удары в корпусе активной зоны или контуре циркуляции.Thermal and hydraulic shocks in the core or circulation loop.

Неадекватное распределение теплосъема по области энерговыделения в корпусе активной зоны.Inadequate distribution of heat removal over the energy release region in the core body.

Нарушение отвода избыточного тепловыделения от оборудования реактора.Violation of the removal of excess heat from the reactor equipment.

Системы управления и безопасностиManagement and Security Systems

Системы нормальной эксплуатацииNormal operation systems

Системы безопасности и аварийной защиты (СУЗ)Security and emergency protection systems (CPS)

Подавление избыточной реактивности впрыском жидкого поглотителяSuppression of excessive reactivity by injection of a liquid absorber

Предупреждение повышения давления теплоносителя в контуре циркуляцииPrevention of an increase in coolant pressure in the circulation circuit

Предупреждение критических значений технологических параметров.Warning of critical values of technological parameters.

Аварийная защитаEmergency protection

Рабочие органы аварийной защиты (РО АЗ) располагаются в отражателе (5), их срабатывание и эффективность регламентируются правилами ядерной безопасности.The working bodies of emergency protection (RO AZ) are located in the reflector (5), their operation and effectiveness are regulated by the rules of nuclear safety.

Защита при стоянкахParking protection

Вывод отражателя за границы активной зоны.The output of the reflector beyond the boundaries of the active zone.

Применение деотражателей.The use of deflectors.

Ввод жидкого поглотителя.Entering a liquid absorber.

Особенности технического исполненияFeatures of technical performance

Высота активной зоны обеспечивает размещение топлива (запас топлива), для долговременной непрерывной эксплуатации.The height of the active zone ensures the placement of fuel (fuel reserve), for long-term continuous operation.

Вертикально перемещаемый отражатель, расположенный вне корпуса активной зоны, используется для обеспечения запаса реактивности в области энерговыделения.A vertically movable reflector located outside the core core is used to provide a reactivity margin in the energy release region.

Регулируемый запас реактивности в зоне перемещаемого отражателя.Adjustable reactivity margin in the area of the movable reflector.

Отсутствие средств охлаждения корпуса реактора.Lack of cooling means for the reactor vessel.

Размещение механизмов систем управления, защиты и перемещения отражателя в отдельной обечайке вне корпуса активной зоны.Placement of mechanisms of control systems, protection and movement of the reflector in a separate shell outside the core body.

Отсутствие процедур обслуживания свежего и отработанного топлива.Lack of maintenance procedures for fresh and spent fuel.

Специфической особенностью является использование энергии деления тяжелых ядер тепловыми нейтронами и теплосьема энергии деления нейтронов только в области энерговыделения активной зоны с применением в качестве теплоносителя (легкой) воды и обеспечение долговременной непрерывной эксплуатации активной зоны.A specific feature is the use of the energy of fission of heavy nuclei by thermal neutrons and the heat of fission energy of neutrons only in the region of energy release of the core using (light) water as a coolant and ensuring long-term continuous operation of the core.

Режимы эксплуатации (описание работы реактора)Operating modes (description of the operation of the reactor)

Участки 1 - стартовый участок, 2 - участок выгоревшего топлива (отработанное топливо), 4 - область (участок) энерговыделения, 6 - участок активной зоны, изначально не охватываемый отражателем 3 («свежее» топливо) совместно образуют загружаемую активную зону, сформированную в полости корпуса 7 активной зоны.Sections 1 - start area, 2 - burned-out fuel area (spent fuel), 4 - energy release area (area), 6 - core area not initially covered by reflector 3 (“fresh” fuel) together form a loadable core formed in the cavity buildings 7 of the active zone.

Следует при этом понимать терминологически следующее:At the same time, the following should be understood terminologically:

- в корпусе 7 активной зоны, расположенном в корпусе реактора 17, формируется активная зона из загруженного топлива (участки 1, 2, 4, 6);- in the reactor core 7 located in the reactor vessel 17, the core is formed from the loaded fuel (sections 1, 2, 4, 6);

- ПОН 3 охватывает корпус 7 активной зоны, имеет возможность воздействия на топливо и перемещения по вертикали с охватом (коаксиально/вокруг) корпуса 7 активной зоны;- PON 3 covers the body 7 of the active zone, has the ability to affect the fuel and move vertically with the coverage (coaxial / around) of the body 7 of the active zone;

- размер активной зоны в вертикальном направлении, значительно (в зависимости от количества загруженного топлива, определяемого предполагаемым сроком работы реактора) превышает соответствующий размер ПОН, причем на участке активной зоны, «покрытом» ПОН, реализуется управляемая реакция деления топлива и подогрев теплоносителя;- the size of the active zone in the vertical direction, significantly (depending on the amount of fuel loaded, determined by the expected life of the reactor) exceeds the corresponding size of the PON, and in the area of the core, "covered" PON, a controlled reaction of fission of fuel and heating of the coolant are realized;

- при исчерпании запаса реактивности ПОН перемещают от участка топлива, имевшего возможность взаимодействия с ПОН, в направлении участка загруженного топлива, не взаимодействовавшего с ПОН.- when the reactivity margin is exhausted, PONs are moved from the portion of fuel that had the opportunity to interact with PONs, in the direction of the portion of the loaded fuel that did not interact with PONs.

Пуск реактора. Исходное положение: перемещаемый отражатель (3) находится над стартовым участком активной зоны (1) или над областью выгоревшего топлива (2) и обеспечивается регламентированная подкритичность реактора. Перемещаемый отражатель (3) смещается на область «свежего» топлива (6). РО СУЗ - подняты. Проводится процедура погружения РО СУЗ в рабочее положение и достижения критичности.Start up the reactor. Starting position: the movable reflector (3) is located above the starting area of the active zone (1) or above the burned-out fuel region (2) and the regulated subcriticality of the reactor is ensured. The movable reflector (3) is shifted to the area of "fresh" fuel (6). RO CPS - raised. The procedure of immersing RO CPS in the working position and achieving criticality.

Режим энерговыработкиPower mode

Энерговыработка реактора проводится при неподвижном отражателе (3, 5 - РО СУЗ). Запас реактивности, достигнутый при перемещении отражателя (3) в новое положение и погружении РО СУЗ в рабочее положение последовательно расходуется в области энерговыработки (4) в критическом состоянии. Энерговыработка зависит от эффективного объема области энерговыделения в активной зоне. При исчерпании запаса реактивности в области энерговыработки (4) РО СУЗ извлекаются, и перемещаемый отражатель (3, 5 - РО СУЗ) поднимается на область свежего топлива (6). После перемещения РО СУЗ погружаются в начальное рабочее положение и стабилизируется положение перемещаемого отражателя в новой позиции.The power generation of the reactor is carried out with a stationary reflector (3, 5 - RO CPS). The reactivity margin achieved when the reflector (3) is moved to a new position and the RC CPS is immersed in the working position is sequentially consumed in the energy production region (4) in a critical state. Energy production depends on the effective volume of the energy release region in the core. With the exhaustion of the reactivity margin in the field of energy production (4), RC CPS are extracted, and the movable reflector (3, 5 - RC CPS) rises to the region of fresh fuel (6). After moving the RO CPS are immersed in the initial operating position and the position of the moved reflector is stabilized in a new position.

Маневры мощностью.Power maneuvers.

При больших изменениях мощности или глубокой «йодной яме» отражатель (3) перемещается «вверх». При разотравлении топлива в области энерговыделения и/или снижении значения подкритичности - вводятся рабочие органов систем управления или смещается перемещаемый отражатель (3, 5 - РО СУЗ) «назад».With large changes in power or deep "iodine well" reflector (3) moves "up". When fuel is poisoned in the area of energy release and / or when the value of subcriticality decreases, the working bodies of the control systems are introduced or the movable reflector (3, 5 - RO CPS) is shifted “back”.

Разгрузка мощности как средство безопасности при нарушениях нормальной безопасности и при стояночных состояниях обеспечивается смещением пермещаемого отражателя (3, 5 - РО СУЗ) «вниз» или опускание деотражателей с отрицательной эффективностью (на фигуре не показано) в область «свежего топлива» (6).Unloading power as a means of safety in case of violations of normal safety and in stopping conditions is provided by shifting the movable reflector (3, 5 - RO CPS) "down" or lowering the deflectors with negative efficiency (not shown in the figure) in the region of "fresh fuel" (6).

Долговременная остановка - погружение рабочих органов систем управления и защиты и смещение отражателя «вниз» - на область «выгоревшего» топливаLong-term stop - immersion of the working bodies of control and protection systems and shift of the reflector “down” to the area of “burned out” fuel

Эксплуатация при остаточном энерговыделении после сброса мощности в области энерговыделения в стояночных режимах или после прекращения эксплуатации обеспечивается циркуляция теплоносителя через корпус реактора (14, 16, 17, 15, 13) с целью снятия остаточного энерговыдления на выгоревшем топливе.Operation with residual energy release after a power drop in the energy release area in the standby mode or after the operation is stopped, the coolant is circulated through the reactor vessel (14, 16, 17, 15, 13) in order to remove the residual energy release on the burned-out fuel.

Загрузка и выгрузка топлива в активную зонуLoading and unloading fuel in the core

На весь срок эксплуатации загрузка проводится один раз в период монтажа активной зоны. В процессе эксплуатации загрузка и выгрузка топлива для активной зоны не производятся.For the entire period of operation, loading is carried out once during the installation of the core. During operation, loading and unloading of fuel for the core are not performed.

ПРИМЕРEXAMPLE

ПАРМЕТРЫ РЕАКТОРОВ С ПЕРЕМЕЩАЕМЫМ ОТРАЖАТЕЛЕМ ДЛЯ ВЕРТИКАЛЬНОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЫVARIABLE ACTIVE ZONE REACTOR PARAMETERS

Исходные данные:Initial data:

критический объем (горячий на мощности) - 1.3 м³ critical volume (hot at power) - 1.3 m ³

годовое потребление топлива - 20 тannual fuel consumption - 20 t

удельная мощность - 100 МВт/м³ specific power - 100 MW / m ³

ширина отражателя - 1 мreflector width - 1 m

сечение активной зоны - круг диаметром ⌀ (таблица)core section - circle with a diameter of ⌀ (table)

Такой способ поддержания реактивности при выгорании топлива позволяет обеспечивать непрерывное энерговыделение в реакторе в течении срока эксплуатации пропорционального длине активной зоны.This method of maintaining reactivity during fuel burnup allows for continuous energy release in the reactor during the operating life proportional to the length of the core.

Claims

A vertical nuclear reactor with a movable neutron reflector (PON), including the reactor vessel and formed in the cavity of the reactor vessel from the loaded fuel, with the possibility of interaction with the PN, the active zone, and the loaded fuel is placed in the cavity of an additional core introduced into the device of the reactor core, the size of which is the vertical direction with the loaded fuel exceeds the corresponding size in the vertical direction PON, characterized in that the PON is made solid-state and equipped with working bodies with control and protection system and is located on the outer side of the core core by means of means of moving PON and working bodies of control and protection systems introduced into the device.