RU1593477C - Ядерный реактор - Google Patents

Ядерный реактор Download PDF

Info

Publication number
RU1593477C
RU1593477C SU884475922A SU4475922A RU1593477C RU 1593477 C RU1593477 C RU 1593477C SU 884475922 A SU884475922 A SU 884475922A SU 4475922 A SU4475922 A SU 4475922A RU 1593477 C RU1593477 C RU 1593477C
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heat
matter
coolant
convective
transfer agent
Prior art date
Application number
SU884475922A
Other languages
English (en)
Inventor
А.С. Доронин
Д.П. Крашенинников
Original Assignee
Российский научный центр "Курчатовский институт"
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 Российский научный центр "Курчатовский институт" filed Critical Российский научный центр "Курчатовский институт"
Priority to SU884475922A priority Critical patent/RU1593477C/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU1593477C publication Critical patent/RU1593477C/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к созданию усовершенствованных высокотемпературных ядерных реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура. Целью изобретения является повышение радиационной и ядерной безопасности при одновременном повышении мощности. Теплоноситель, нагреваясь в теплоприемной части твэла, в том числе от инвертора 20, внутри которого выполнена топливная полость 21, попадает в верхнюю теплоприемную часть, где под действием пузырей вещестьва, имеющего температуру кипения ниже температуры теплоносителя и не взаимодействующего с теплоносителем и конструкционными материала твэла и вводимого в теплоноситель посредством пористых фитилей 31, продолжает свое подъемное движение в теплоотдающей части вплоть до перелива через окна. При этом происходит отделение паров вещества с последующей конденсацией, сбор конденсата вещества в накопителе, установленном в верхней части твэла, сорбция конденсата вещества, стекающего по козырькам 25 накопителя, в пористом фитиле 31, размещенном в коаксиальной теплоизолированной трубе верхней теплоотдающей части, и последующее испарение вещества на конце фитиля 31, введенном в теплоноситель. Контур циркуляции теплоносителя замыкается после его повторного нагрева на опускном участке в инверторе 20, верхняя часть которого не выступает за пределы активной зоны, и последующего охлаждения в нижней теплоотдающей части с переходом в подъемное движение. 3 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для усовершенствования высокотемпературных ядерных реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя первого контура, например, в виде расплава фтористых солей.
Целью изобретения является повышение радиационной и ядерной безопасности при одновременном повышении мощности.
На фиг. 1 приведена конструктивная схема ядерного реактора с активной зоной, набранной из теплоприемных частей конвективных твэлов; на фиг. 2 - конструктивная схема конвективного твэла; на фиг. 3 - конструктивная схема нижней теплоотдающей части конвективного твэла, вариант.
Активная зона реактора (фиг. 1) набрана из графитовых блоков замедлителя 1, имеющих правильный шестиугольник в поперечном сечении. В блоках замедлителя выполнены гнезда 2 для установки конвективных твэлов. Активная зона окружена отражателями - верхним 3, нижним 4 и боковым 5. Конвективные твэлы расположены вертикально. Средняя часть твэла, представляющая из себя его теплоприемную часть, расположена в активной зоне. Верхняя и нижняя теплоотдающие части твэла расположены в верхнем и нижнем теплоприемниках (соответственно 6 и 7), имеющих входные каналы 8, 9 и выходные каналы 10, 11 теплоносителя второго контура. Реактор и теплообменники окружены бетонным корпусом 12 с металлической оболочкой 13, расположенной на его внутренней поверхности и обеспечивающей герметичность корпуса. В верхней части корпуса расположена крышка 14, необходимая для установки, снятия и ремонта оборудования первого контура. Для замены конвективных твэлов в крышке 14 имеются люки 15, перекрытые заглушками 16. Реакторное помещение заполнено инертным газом.
Конвективный твэл (фиг. 2) представляет собой герметичную оболочку 17 со вставленной внутрь коаксиальной трубой 18, заправленную расплавно-солевым теплоносителем 19. Теплоприемной частью конвективный твэл размещен в активной зоне. Инвертор 20 целиком размещен в активной зоне так, чтобы верхняя отметка инвертора выполнена не ниже верхней границы активной зоны. В инверторе 20 выполнена герметичная топливная полость 21, в которой размещено ядерное топливо. В качестве ядерного топлива может быть применена расплавно-солевая композиция, например, LiF-BeF2-VF4 или микротвэлы с расплавно-солевым носителем, а также любые другие известные виды ядерного топлива. В нижней части твэла установлен направляющий конус, служащий для уменьшения гидравлического сопротивления. В верхней части коаксиальной трубы 18 выполнены окна 22 для перелива теплоносителя и окна 23 для вывода пара вещества в полость 24. Над коаксиальной трубой расположены козырьки 25 и крышка 26. Подъемным каналом конвективного твэла являются в нижней теплоотдающей части кольцевой канал 27, а в верхней теплоотдающей части - центральный канал 28. Опускным каналом в верхней теплоотдающей части является кольцевой канал 29, а в нижней теплоотдающей части - центральный канал 30. Изменение движения по каналам из центрального в кольцевой осуществляется с помощью инвертора 20. В коаксиальной трубе верхней теплоотдающей части установлен по крайней мере один пористый фитиль 31, верхней частью соединенный с полостью 24. Причем коаксиальная труба 18 выполнена из теплоизоляционного материала, не взаимодействующего с расплавно-солевым теплоносителем, или пористые фитили 31, размещенные внутри коаксиальной трубы окружены теплоизоляционным слоем, а нижняя отметка фитиля расположена под уровнем теплоносителя в подъемном канале 28 в точке, имеющей температуру не ниже температуры кипения вещества, например, Bi, Li, Na.
Выполнение нижней теплоотдающей части кольцевой формы в поперечном сечении позволяет интенсифицировать процесс теплоотвода от теплоносителя первого контура к вторичному теплоносителю за счет увеличения поверхности теплоотдачи и, таким образом, уменьшить длину нижней теплоотдающей части конвективного твэла, что, в свою очередь, увеличивает положительную разность между подъемной силой в верхней теплоотдающей части и сопротивлением самотяги в нижней теплоотдающей части, т.е. приводит к увеличению скорости естественной циркуляции расплавно-солевого теплоносителя. Интенсифицировать процесс теплоотдачи между первичным и вторичным теплоносителями также можно за счет оребрения теплоотдающей поверхности (не показано). Для интенсификации процесса конденсации внутри верхней теплоотдающей части установлены две коаксиальные трубы 32 и 33 (фиг. 2), проходящие через зону конденсации и снабженные днищем 34, нижняя отметка которого соответствует уровню жидкого теплоносителя при номинальном режиме. Днище 34 расположено в зоне конденсации (фиг. 2) над уровнем теплоносителя, радиационный теплообменник 35 размещен (фиг. 3) в нижней теплоотдающей части.
Для дальнейшего увеличения мощности конвективного твэла, а следовательно, энергонапряженности активной зоны реактора, кольцевая герметичная полость 21 (фиг. 2), выполненная в инверторе 20, продолжена в оболочку твэла. Это позволяет также увеличить подвод тепла к теплоносителю, охлаждающемуся в верхней теплоотдающей части твэла, и увеличить положительную разность между подъемной силой в верхней теплоотдающей части и сопротивлением самотяги в нижней теплоотдающей части, т.е. к увеличению скорости естественной циркуляции теплоносителя.
Реактор работает следующим образом.
Тепло, выделяемое в расплавно-солевой топливной композиции, расположенной в топливной полости 21, через стенку инвертора 20 передается расплавно-солевому теплоносителю (фиг. 2). После этого теплоноситель поступает в центральный подъемный канал 28 верхней теплоотдающей части конвективного твэла и через окна 22 переливается в опускной кольцевой канал 29 верхней теплоотдающей части твэла. Опускаясь до зоны инвертора 20, теплоноситель отдает тепло в теплообменнике 6 (фиг. 1) теплоносителю второго контура, например, лучеиспусканием или любым другим образом, затем в инверторе активной зоны нагревается и поступает в центральный опускной канал 30 нижней теплоотдающей части. В нижней теплоотдающей части теплоноситель переливается в кольцевой подъемный канал 27 и, поднимаясь по нему, отдает тепло теплоносителю второго контура в нижнем теплообменнике 7 (фиг. 1), после чего вновь поступает в инвертор 20 (фиг. 2).
Таким образом, замыкается контур циркуляции теплоносителя первого контура в каждом отдельном конвективном твэле. Отвод тепла в нижней теплоотдающей части от теплоносителя первого контура (фиг. 3) можно организовать как в опускном 30, так и в подъемном 27 каналах за счет лучеиспускания на теплообменник 35, выполненный по принципу трубки Фильда. Жидкий металл, например висмут, температура кипения которого ниже температуры кипения теплоносителя (LiF) опускается в пористом фитиле 31 (фиг. 2) до уровня, где температура теплоносителя выше температуры кипения висмута, и закипает. В качестве этого уровня целесообразнее всего выбрать участок, расположенный сразу за активной зоной, где продолжает выделяться тепло за счет нейтронов, покидающих активную зону. В этом случае пары жидкого висмута не будут ухудшать нейтронно-физические характеристики активной зоны и будут обеспечивать максимальную подъемную силу по сравнению со случаем, когда нижняя отметка фитиля будет расположена выше этого уровня. Конструкция фитиля выполнена таким образом, чтобы обеспечить закипание вещества его наполняющего в нижней части фитиля. Испарившийся висмут в виде пузырьков 36 поступает в подъемный канал и поднимается в нем до уровня расплавно-солевого теплоносителя. После того, как пары висмута покинут теплоноситель, они через окна 23 попадают в полость 24, конденсируются на ее стенках, а также на стенках коаксиальных труб 32, 33 и днище 34 и в виде жидкости стекают к фитилю 31, а затем фитилем вновь подаются в зону испарения.
Таким образом, замыкается контур циркуляции висмута, совпадающий по направлению с контуром циркуляции расплавно-солевого теплоносителя в конвективном твэле. Направления движения расплавно-солевого теплоносителя и висмута указаны стрелками. Размеры полости 24 и труб 32 и 33, а также теплоотвод от них выбраны таким образом, чтобы обеспечить охлаждение висмута до необходимой температуры.
Мощность конвективного твэла возрастает при сохранении его длины, что позволяет повысить мощность реактора при одновременном уменьшении количества конвективных твэлов или/и их длины, причем это решение также позволяет отводить ту же самую мощность, что у прототипа, но при более низкой средней температуре (максимальной) теплоносителя в конвективном твэле, что приводит к повышению надежности конвективных твэлов, а значит самого реактора за счет более низких рабочих температур конструкционных материалов конвективных твэлов, реактора и энерготехнологического контура. В описанном реакторе осуществляется улучшение баланса нейтронов в активной зоне и расширение области применения высокотемпературного тепла в народном хозяйстве за счет барботажа в расплавно-солевой теплоноситель в верхней теплоотдающей части конвективного твэла не только вещества с плотностью, большей, чем плотность расплава соли, но и веществ, имеющих плотность меньше плотности расплавно-солевого теплоносителя и имеющих более низкую или высокую температуру кипения, чем В (1700 К), например, Li(1623K); Na(1155K) и Be(2400-2970K) для соответствующих им расплавно-солевых композиций теплоносителей в конвективных твэлах LiF, NaF4, BeF2. Причем организация циркуляции расплавно-солевой топливной композиции в топливной полости, выполненной в инверторе, не только обеспечивает работоспособность предложенного устройства и достижение поставленной цели, но и позволяет интенсифицировать теплообмен между расплавно-солевой топливной композицией и расплавно-солевым теплоносителем, что при той же поверхности теплообмена приводит к увеличению мощности, передаваемой от ядерного топлива к теплоносителю, и тем самым позволяет повысить энергонапряженность реактора.
Обеспечение естественной циркуляции теплоносителя даже в случае прекращения барботажа вещества в теплоноситель (например, при прекращении его конденсации и т.д.) позволяет осуществить отвод остаточного тепловыделения из активной зоны реактора. Таким образом, изобретение позволяет достичь поставленной цели не только в номинальном режиме эксплуатации реактора, но и при аварийных режимах. При этом внутри верхней теплоотдающей части целесообразно установить две коаксиальные трубы, проходящие через зону конденсации и снабдить их днищем, нижняя отметка которого соответствует уровню теплоносителя в номинальном режиме.
Организация циркуляции расплавно-солевого теплоносителя с помощью паров металла и снятие тепла одновременно с верхней и нижней теплоотдающих частей конвективного твэла позволяет увеличить конвективно-переносимую мощность твэла в 1,3-1,6 раза.
Вследствие того, что мощность каждого конвективного твэла может быть увеличена, то при том же самом количестве твэлов и при тех же размерах зоны и загрузке реактора, можно увеличить ее мощность и энергонапряженность.
Не уменьшая мощности реактора, можно снизить температурный напор топлива-теплоносителя и максимальную температуру теплоносителя, что увеличит стойкость конструктивных элементов и увеличит ядерную и радиационную безопасность энергоустановки, вследствие увеличения надежности и уменьшения выхода продуктов деления из-под герметичной оболочки, который зависит от температуры. С другой стороны, не снижая мощности реактора, можно увеличить его статистическую надежность, энергонапряженность активной зоны и снизить размеры зоны и стартовую загрузку путем установки предложенных конвективных твэлов. Так, например, для реактора, принятого за базовый объект, мощностью 600 МВт, необходимо 1500 конвективных твэлов. Предложенное техническое решение позволяет для той же мощности реактора использовать 940-1150 твэлов.
Наличие в активной зоне больших масс графита, способных аккумулировать значительное количество энергии, и использование в качестве топливных материалов в реакторе топливных композиций типа фторидов (LiF, BeF2, NaF, ZrF4, VF4, ThF4 и др.), обеспечивает большую степень безопасности высокотемпературного реактора, поскольку графит обладает высокой стойкостью к воздействию расплавов фтористых солей даже при температурах до 1600оС, а естественная циркуляция теплоносителя в герметичных твэлах дает возможность достигнуть высоких рабочих температур и отказаться от насосов и газодувок, существенно влияющих на надежность и безопасность эксплуатации реактора. Выбор комбинации материалов Bi-LiF обусловлен тем, что они не взаимодействуют друг с другом и с графитом.
В предлагаемом реакторе по сравнению с прототипом нет ограничений по плотности вещества, заполняющего пористый фитиль, и теплоносителю. Единственное требование - отсутствие химического взаимодействия друг с другом и с конструкционными материалами. Поэтому можно применять пары типа Li-LiFNa-NaF и др. с конструкционными материалами типа ниобия и других, что существенно расширяет область применяемых веществ и температурный интервал.
В том случае, если кольцевая герметичная полость, заполненная топливом, расположена в герметичной оболочке и инверторе, то это приведет к развитию поверхности теплообмена, а следовательно, к уменьшению температурного напора топлива-теплоносителя, что еще более улучшит преимущества предлагаемого реактора.
Вынос пористого фитиля из активной зоны позволит улучшить нейтронно-физические характеристики реактора и снизить его стартовую загрузку.
Изобретение обладает повышенной безопасностью и эксплуатационной надежностью в аварийных ситуациях, связанных с прекращением отвода тепла вторичным теплоносителем. В случае прекращения отвода тепла от зоны конденсации отвод остаточного тепловыделения осуществляется за счет естественной конвекции теплоносителя, обусловленной положительной разностью между подъемной силой и сопротивлением самотяги, а в случае прекращения отвода тепла от нижней или верхней теплоотдающих частей остаточное тепловыделение будет снято работающей теплоотдающей частью, так как циркуляция теплоносителя за счет барботажа жидкого металла в теплоноситель, будет продолжаться.

Claims (1)

  1. ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий активную зону, набранную из теплоприемных частей конвективных твэлов, включающий топливную полость, коаксиальную трубу, инвертор и пористые фитили, вход которых расположен в накопителе вещества, имеющего температуру кипения ниже температуры кипения теплоносителя, причем зона конденсации вещества размещена над уровнем теплоносителя в теплоотдающей части, расположенной над теплоприемной частью конвективного твэла, отличающийся тем, что, с целью повышения радиационной и ядерной безопасности при одновременном повышении мощности реактора, установлена под теплоприемной частью дополнительная теплоотдающая часть, гидравлически связанная с верхней теплоотдающей частью через инвертор, в котором выполнена топливная полость и верхняя отметка которой расположена не ниже верхней границы активной зоны, причем пористые фитили размещены в верхней теплоотдающей части в стенке коаксиальной трубы, изготовленной из теплоизоляционного материала, а выходы фитилей расположены на внутренней поверхности коаксиальной трубы так, что теплоноситель в коаксиальной трубе имеет температуру не ниже температуры кипения вещества, причем наполнитель вещества размещен в верхней теплоотдающей части.
SU884475922A 1988-08-22 1988-08-22 Ядерный реактор RU1593477C (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU884475922A RU1593477C (ru) 1988-08-22 1988-08-22 Ядерный реактор

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU884475922A RU1593477C (ru) 1988-08-22 1988-08-22 Ядерный реактор

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU1593477C true RU1593477C (ru) 1994-07-30

Family

ID=30441088

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU884475922A RU1593477C (ru) 1988-08-22 1988-08-22 Ядерный реактор

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU1593477C (ru)

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Авторское свидетельство СССР N 1213882, кл. G 21C 1/22, 1984. *
Авторское свидетельство СССР N 986213, кл. G 21D 1/02, 1982. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100597722B1 (ko) 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통
CN110634580B (zh) 一种热管型深海应用核反应堆系统
CN106409357B (zh) 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆
JPS62265597A (ja) 放熱容器補助冷却系
EP2973600B1 (en) Supporting nuclear fuel assemblies
JPH0318792A (ja) 受動形冷却装置
US4795607A (en) High-temperature reactor
CN112635083A (zh) 可在线换料熔盐堆及其换料方法
JPH0727050B2 (ja) 受動冷却系を備えた液体金属冷却型原子炉
RU1593477C (ru) Ядерный реактор
US20230197301A1 (en) Nuclear reactor cooled by liquid metal incorporating a passive decay heat removal system with a phase change material thermal reservoir and a removable thermally-insulating layer around the phase change material reservoir
US2830944A (en) Neutronic reactor
Chen et al. Experimental study on start-up and steady state characteristics of passive residual heat removal system for 2 MW molten salt reactor
JPH10132994A (ja) 熱電発電用黒鉛減速型原子炉
EP4250315A1 (en) Safety system and safety control method for preventing molten corium from melting through rpv
JPH0715503B2 (ja) 液体金属冷却高速炉
US3069341A (en) Neutronic reactor
JPH01174897A (ja) ヒートパイプ
US3068159A (en) Process for cooling a nuclear reactor
CN206259182U (zh) 一种具有非能动堆芯余热排出的反应堆
RU1729232C (ru) Реакторная установка
US3912583A (en) Fast-neutron reactor
US11862354B2 (en) Nuclear reactor passive reactivity control system
US2978398A (en) Neutronic reactor
RU2070341C1 (ru) Ядерный реактор бассейнового типа для атомных станций теплоснабжения