RU1729232C

RU1729232C - Reactor plant

Info

Publication number: RU1729232C
Application number: SU894722905A
Authority: RU
Inventors: Д.П. Крашенинников
Original assignee: Российский научный центр "Курчатовский институт"
Priority date: 1989-06-14
Filing date: 1989-06-14
Publication date: 1994-08-15

Abstract

FIELD: development of nuclear reactors. SUBSTANCE: moderator 19 and fissionable material 20 are enclosed in can 18. In case of emergency overheating of fissionable material 20 neutron moderator 19 decomposes (evaporates) and absorbs most of heat. Heat from residual energy release is removed by gas (vapor) formed from moderator 19 through pores of fuel-element cans 18. Natural convection of moderator 19 under all operating conditions of reactor intensifies heat transfer. Besides, if densities of neutron moderator 19 and fissionable material 20 are equal, the latter is in "suspended" layer. Under normal operating conditions, escape of radioactive materials from under can 18 is minimal in case pores of can 18 are filled with material whose melting point is lower than decomposition (evaporation) temperature of moderator 19 but higher than normal maximum temperature of can 18 under normal conditions. When fissionable material 20 in the form of fuel microelements is placed between internal can 18 and lattice 21 with cell size smaller than that of fuel microelements, maximum heat conduction is attained under normal operating conditions. EFFECT: improved nuclear and radiation safety under normal operating conditions and at accidents. 4 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для повышения ядерной и радиационной безопасности ядерного реактора при нормальных условиях работы и в аварийных ситуациях, в том числе при разрушении активной зоны, разбрасывания тепловыделяющих элементов и отсутствии внешнего отвода тепла от остаточных энерговыделений. The invention relates to nuclear energy and can be used to increase the nuclear and radiation safety of a nuclear reactor under normal operating conditions and in emergency situations, including in the destruction of the active zone, the spread of fuel elements and the absence of external heat removal from residual energy

Целью изобретения является повышение ядерной и радиационной безопасности при нормальных условиях работы и в аварийных ситуациях. The aim of the invention is to increase nuclear and radiation safety under normal operating conditions and in emergency situations.

Ниже рассмотрены различные условия работы ядерного реактора. The various operating conditions of a nuclear reactor are discussed below.

При нормальных условиях работы теплоноситель нагревается в активной зоне, поднимается по подъемному каналу, поступает в верхнюю полость, затем разворачивается, поступает в теплообменник, охлаждается, опускается вниз по опускному каналу и вновь поступает в активную зону. Часть тепла (примерно 1% ) отводится за счет естественной циркуляции воздуха, подаваемого снизу, омывающего корпус реактора снаружи и выбрасываемого в трубу необходимой высоты. Замедлитель нейтронов - теплопоглощающее вещество находится вместе с топливом, например микротвэлами, внутри оболочек. Подобное расположение позволяет увеличить коэффициент теплопроводности за счет обеспечения естественной коррекции замед- лителя, особенно если плотности замедлителя и микротвэлов равны. Это увеличение может быть рассчитано по формуле
λ= λ_o˙ε_k, (1) где λ - эффективная теплопроводность за счет естественной конвекции;
λ_o - коэффициент теплопроводности;
ε_k - коэффициент конвекции.Under normal operating conditions, the coolant heats up in the active zone, rises through the lifting channel, enters the upper cavity, then turns around, enters the heat exchanger, cools, falls down the lower channel and again enters the active zone. Part of the heat (about 1%) is removed due to the natural circulation of air supplied from below, washing the reactor vessel from the outside and ejected into the pipe of the required height. Neutron moderator - a heat-absorbing substance located with the fuel, for example microfuel, inside the shells. Such an arrangement allows one to increase the thermal conductivity coefficient by providing a natural correction of the moderator, especially if the densities of the moderator and microfuel are equal. This increase can be calculated by the formula
λ = λ _o ˙ε _k , (1) where λ is the effective thermal conductivity due to natural convection;
λ _o - coefficient of thermal conductivity;
ε _k is the convection coefficient.

ε_k=0,18(Gr˙Pr)^0,25, (2) где Gr - критерий Грасгофа;
Рr - критерий Прандтля.ε _k = 0.18 (Gr˙Pr) ^0.25 , (2) where Gr is the Grashof criterion;
Pr is the Prandtl criterion.

Критерий Грасгофа определяется при этом как
Cr =

, (3) где q_v - объемное тепловыделение;
q - ускорение свободного падения;
β - коэффициент объемного расширения;
R - радиус твэла;
ν - кинематическая вязкость.The Grashof criterion is defined as
Cr =

, (3) where q _v is the volumetric heat release;
q is the acceleration of gravity;
β is the coefficient of volume expansion;
R is the radius of the fuel rod;
ν is the kinematic viscosity.

Анализ этих формул показывает, что при увеличении линейных размеров увеличивается теплопроводность. Эта эффективная теплопроводность может быть выше, чем простая теплопроводность. An analysis of these formulas shows that with an increase in linear dimensions, thermal conductivity increases. This effective thermal conductivity may be higher than simple thermal conductivity.

Другим путем снижения температурного перепада между центром тепловыделяющего элемента и его периферией является расположение топлива в шаровом слое, внешней границей которого является внутренняя поверхность сферической оболочки, а внутренней - сетка с размером ячеек меньше диаметра микротвэла. Ожидается, что в этом случае перепад температуры между микротвэлами и оболочкой твэла будет минимальным. Another way to reduce the temperature difference between the center of the fuel element and its periphery is the location of the fuel in the spherical layer, the outer boundary of which is the inner surface of the spherical shell, and the inside is a grid with a mesh size smaller than the diameter of the microfuel. It is expected that in this case the temperature difference between the fuel rods and the cladding of the fuel rod will be minimal.

При штатных остановах в активную зону вводят стержни регулирования и реактор останавливается. Отвод отстаточного тепловыделения при этом осуществляется с помощью второго контура или с помощью потока воздуха, омывающего корпус реактора и выбрасываемого в трубу необходимой высоты. Движение основного теплоносителя и воздуха осуществляется за счет естественной конвекции и не требует побудителей расхода - насосов или газодувок. Кроме того, не требуется емкостей с аварийным теплоносителем. During regular shutdowns, control rods are introduced into the core and the reactor is shut down. In this case, waste heat removal is carried out using a second circuit or using an air stream washing the reactor vessel and ejected into the pipe of the required height. The movement of the main heat carrier and air is carried out due to natural convection and does not require flow drivers - pumps or gas blowers. In addition, tanks with emergency coolant are not required.

При тяжелых аварийных ситуациях, связанных с одновременным выбросом всех стержней регулирования, разрывом силового корпуса и отказом всех внешних систем, включая систему расхолаживания с помощью естественной конвекции воздуха, предлагаемая реакторная установка работает следующим образом. С целью недопущения опорожнения активной зоны и сохранения контура естественной циркуляции теплоносителя вокруг силового корпуса расположена дополнительная страховочная оболочка, в зазоре между которыми при нормальной работе проходит воздух. Объем, заключенный между корпусом и страховочной оболочкой, меньше объема компенсационного бака, расположенного в верхней части корпуса реактора. В связи с тем, что реактор продолжает работать, а тепло от него не отводится, температура теплоносителя и активной зоны начинает увеличиваться. Разность температур теплоносителя между подъемным и опускным каналами сохраняется, что обеспечивает естественную циркуляцию. Вследствие того, что реактор обладает небольшим запасом надкритичности (меньшим 0,3 β) и отрицательным температурным коэффициентом реактивности через некоторое время, равное времени, при котором температура теплоносителя и активной зоны увеличится на величину, соответствующую вводу отрицательной реактивности, равной 0,3 β реактор остановится. Температуры теплоносителя и активной зоны по-прежнему будут увеличиваться за счет процесса остаточного тепловыделения до температуры, соответствующей температуре разложения (испарения) теплопоглощающего вещества. Последнее начинает разлагаться (испаряться) с выделением газа (пара). При достижении определенного давления газ (пар) выталкивает из пор оболочки расплавившееся вещество-заполнитель (если оболочка была им пропитана) и выходит в подъемный канал. Разложение (закипание) теплопоглощающего вещества обеспечит равномерное распределение температуры внутри тепловыделяющего элемента, причем если используются микротвэлы, то из-за их малости разность температур между ними и теплопоглощающим веществом будет практически отсутствовать. Пузыри газа (пара), образуясь внутри твэлов и попадая в теплоноситель, снижают плотность активной зоны, уменьшая тем самым эффективный коэффициент размножения нейтронов и увеличивая безопасность в эксплуатации. Поскольку активная зона находится в самом низу опускного канала, то пузыри газа (пара) обеспечат максимальную скорость циркуляции теплоносителя и коэффициент теплоотдачи от тепловыделяющих элементов к теплоносителю. Это, в свою очередь, приведет к снижению разности температур между тепловыделяющими элементами и теплоносителем. По мере разложения теплопоглощающего вещества в верхних тепловыделяющих элементах, где температура максимальна в начальный момент времени, и прогрева всего теплоносителя для температуры, соответствующей разложению теплопоглощающего вещества, начнут прогреваться и нижние тепловыделяющие элементы и начнется разложение (испарение) теплопоглощающего вещества в них. В случае использования испаряющегося замедлителя плотность тепловыделяющих элементов будет постоянно уменьшаться одновременно во всей активной зоне, количество замедлителя также будет уменьшаться, следовательно, эффективный коэффициент размножения нейтронов тоже уменьшится и безопасность в эксплуатации увеличится. Поскольку пузыри пара (газа) будут выходить из верхней части тепловыделяющих элементов, где наихудший теплоотвод теплоносителем, то они именно в этом месте будут турбулизировать поток, улучшая тем самым теплоотвод и снижая неравномерность температуры по тепловыделяющим элементам. Далее пары будут выходить из-под корпуса реактора, охлаждаться, конденсироваться и выпадать в виде жидкости под защитной оболочкой станции. In severe emergency situations associated with the simultaneous ejection of all control rods, rupture of the power casing and the failure of all external systems, including the cooling system using natural air convection, the proposed reactor installation works as follows. In order to prevent emptying of the core and to preserve the natural coolant circuit around the power housing, an additional safety casing is located, in the gap between which during normal operation air passes. The volume enclosed between the body and the containment shell is less than the volume of the compensation tank located in the upper part of the reactor vessel. Due to the fact that the reactor continues to operate, and heat is not removed from it, the temperature of the coolant and core begins to increase. The temperature difference of the coolant between the lifting and lowering channels is maintained, which ensures natural circulation. Due to the fact that the reactor has a small margin of supercriticality (less than 0.3 β) and a negative temperature coefficient of reactivity after some time, equal to the time at which the temperature of the coolant and core will increase by a value corresponding to the input of negative reactivity equal to 0.3 β reactor will stop. The temperature of the coolant and the core will continue to increase due to the process of residual heat to a temperature corresponding to the temperature of decomposition (evaporation) of the heat-absorbing substance. The latter begins to decompose (evaporate) with the release of gas (steam). When a certain pressure is reached, the gas (steam) pushes the molten filler material out of the pores of the casing (if the casing has been impregnated with it) and enters the lifting channel. The decomposition (boiling) of the heat-absorbing substance will ensure uniform temperature distribution inside the heat-generating element, and if microfuel is used, then due to their smallness, the temperature difference between them and the heat-absorbing substance will be practically absent. Bubbles of gas (steam), forming inside the fuel rods and entering the coolant, reduce the density of the core, thereby reducing the effective multiplication factor of neutrons and increasing safety in operation. Since the active zone is located at the very bottom of the lowering channel, gas (vapor) bubbles will provide the maximum coolant circulation rate and heat transfer coefficient from the fuel elements to the coolant. This, in turn, will lead to a decrease in the temperature difference between the fuel elements and the coolant. As the heat-absorbing substance decomposes in the upper heat-generating elements, where the temperature is maximum at the initial moment of time, and the entire coolant is heated to the temperature corresponding to the decomposition of the heat-absorbing substance, the lower heat-generating elements will also warm up and decomposition (evaporation) of the heat-absorbing substance in them will start. In the case of using an evaporating moderator, the density of the fuel elements will constantly decrease simultaneously in the entire core, the amount of moderator will also decrease, therefore, the effective neutron multiplication factor will also decrease and operational safety will increase. Since the vapor (gas) bubbles will come out of the upper part of the fuel elements, where the worst heat sink is the heat carrier, then they will turbulent the flow in this place, thereby improving the heat sink and reducing the temperature unevenness over the fuel elements. Further, the vapors will come out from under the reactor vessel, cool, condense and fall out in the form of liquid under the protective shell of the station.

При гипотетических аварийных ситуациях, связанных, например, с разрушением активной зоны, разбрасыванием тепловыделяющих элементов и созданием условий, при которых тепловыделяющие элементы будут изолированы таким хорошим теплоизолятором, как сухой песок, безопасность будет обеспечиваться следующим образом. Реакция деления остановится, однако тепло будет выделяться за счет остаточного тепловыделения. Температура внутри тепловыделяющих элементов начнет увеличиваться за счет того, что тепло не отводится, до температуры разложения (испарения) теплопоглощающего вещества. Последнее начнет разлагаться (испаряться), поглощая тепло в течение необходимого времени. In hypothetical emergency situations associated, for example, with the destruction of the active zone, the scattering of heat-generating elements and the creation of conditions under which heat-generating elements will be insulated by such a good heat insulator as dry sand, safety will be ensured as follows. The fission reaction will stop, however, heat will be released due to residual heat. The temperature inside the fuel elements will begin to increase due to the fact that heat is not removed, to the temperature of decomposition (evaporation) of the heat-absorbing substance. The latter will begin to decompose (evaporate), absorbing heat for the required time.

Количество теплопоглощаюшего вещества выбрано с учетом поглощения тепла, выделяющегося в течение года, без учета теплообмена с окружающей средой. После этого уровень остаточного тепловыделения спадает до столь низкой величины, что его можно отвести теплопроводностью, даже если каждый тепловыделяющий элемент будет окружен отличным теплоизолятором типа сухого песка или торфа. The amount of heat-absorbing substance is selected taking into account the absorption of heat released during the year, excluding heat exchange with the environment. After that, the level of residual heat dissipation drops to such a low value that it can be removed by heat conductivity, even if each heat-generating element is surrounded by an excellent heat insulator such as dry sand or peat.

На фиг. 1 приведена принципиальная схема реактора предельно достижимой безопасности; на фиг. 2-4 - различные тепловвделяющие элементы для этого реактора. In FIG. 1 shows a schematic diagram of a reactor of extremely attainable safety; in FIG. 2-4 are various fuel elements for this reactor.

Ядерный реактор предельно достижимой безопасности содержит активную зону 1, набранную, например, из шаровых тепловыделяющих элементов 2 (см. фиг. 1). Над активной зоной расположены коллектор 3 и подъемный канал 4. В верхней части корпуса расположены переливной участок 5, компенсационный бак 6 и теплообменник 7. Опускной канал 8 проходит вдоль корпуса 9 реактора, в который заключено все оборудование первого контура. Под активной зоной расположен нижний коллектор 10. Активная зона 1, подъемный канал 4, переливной участок 5, компенсационный бак 6, опускной канал 8, верхний 3 и нижний 10 коллекторы заполнены теплоносителем, уровень 11 которого показан на фиг.1. В качестве теплоносителя могут быть использованы расплавленные соли, например LiF-BeF₂, жидкие металлы Pl-Bi и газы, например Не. В случае использования последнего теплоносителя конструкция реактора будет иметь несколько иной вид. Вокруг корпуса 9 реактора расположена защитная оболочка 12. Между защитной оболочкой 12 и корпусом 9 реактора расположена полость 13, соединенная в нижней части каналом 14 с атмосферой. В верхней части реактора расположен канал 15, соединяющий полость 13 с трубой необходимой высоты (на фиг. не показана). В верхней части корпуса реактора расположен также трубопровод 16 с клапаном 17, соединяющий объем, заключенный под корпусом 9, с атмосферой через систему очистки (на фиг. не показана).A nuclear reactor of extremely achievable safety contains an active zone 1, recruited, for example, from ball fuel elements 2 (see Fig. 1). A collector 3 and a lifting channel 4 are located above the active zone. An overflow section 5, a compensation tank 6, and a heat exchanger 7 are located in the upper part of the body. Below the active zone is the lower collector 10. The active zone 1, the lifting channel 4, the overflow section 5, the compensation tank 6, the lowering channel 8, the upper 3 and lower 10 collectors are filled with coolant, the level 11 of which is shown in Fig. 1. As a heat transfer medium, molten salts, for example LiF-BeF ₂ , liquid metals Pl-Bi, and gases, for example He, can be used. In the case of using the last coolant, the design of the reactor will have a slightly different look. A protective shell 12 is located around the reactor casing 9. A cavity 13 is located between the protective shell 12 and the reactor casing 9, connected to the atmosphere by a channel 14 at the bottom. In the upper part of the reactor there is a channel 15 connecting the cavity 13 with a pipe of the required height (not shown in Fig.). In the upper part of the reactor vessel there is also a pipe 16 with a valve 17 connecting the volume enclosed under the vessel 9 to the atmosphere through a cleaning system (not shown in FIG.).

Тепловыделяющие элементы 2 (см. фиг.1) содержат оболочку 18 (см. фиг. 2-4), выполненную из пористого материала, с открытой структурой пор. Материал оболочки выбирают в зависимости от теплоносителя и поглотителя тепла. Например, если в качестве поглотителя тепла - замедлителя нейтронов 19 используется BeF₂, имеющий температуры плавления 800^оС и кипения 1175^оС, а в качестве теплоносителя - эвтектический сплав LiF-BeF₂, то в качестве материала оболочек может быть использован Ве, имеющий температуру плавления - 1287^оС. Микротвэлы 20 могут располагаться в замедлителе-поглотителе тепла по-разному. Если их плотности примерно равны плотности замедлителя, то они будут находиться в так называемом "взвешенном слое" (см. фиг.2). Если микротфэлы тяжелей, то они будут лежать в нижней части оболочки (см. фиг. 3). Кроме того, возможно расположение микротвэлов в непосредственной близости от внешней поверхности оболочки 18 (см. фиг.4). Для этого используется сетка 21, имеющая размер ячеек меньше диаметра микротвэлов. Отношение количества поглотителя тепла к топливу должно быть рассчитано для поглощения всего тепла, выделяющегося в течение года. Проведенные расчеты показывают, что для расхолаживания активной зоны данного ректора мощностью 300 МВт, в котором осуществляется постоянная перегрузка тепловыделяющих элементов со скоростью 1 зона в 2 мес. необходимо 214,5 т BeF₂ или 55 т LiН. В первом случае энергонапряженность активной зоны будет равна 1,6 кВт/л, а во втором - 2,6 кВт/л. Для увеличения безопасности в эксплуатации при нормальных условиях работы путем уменьшения выхода газообразных продуктов деления поры оболочки могут быть заполнены материалом, имеющим температуру плавления, большую, чем максимальная температура оболочек, соответствующая нормальной работе реактора, но меньшую, чем температура разложения (испарения) теплопоглощающего вещества. Например, если в качестве теплоносителя используется сплав LiF-BeF₂, в качестве поглотителя тепла - LiF, а в качестве материала матрицы - пористый цирконий, то в качестве материала, заполняющего поры, может использоваться Ве, температура плавления которого меньше температуры кипения LiF.The fuel elements 2 (see Fig. 1) contain a shell 18 (see Fig. 2-4) made of a porous material with an open pore structure. The shell material is selected depending on the coolant and heat sink. For example, if the heat sink - a neutron moderator 19 is used BeF ₂ having a 800 ^{° C} melting temperature and the boiling 1,175 ^{° C,} and as coolant - eutectic LiF-BeF ₂ alloy, then as shells material may be used Ve having melting point - 1287 ^about C. Microfuel 20 can be located in the moderator-absorber of heat in different ways. If their densities are approximately equal to the density of the moderator, then they will be in the so-called "suspended layer" (see figure 2). If the microthelps are heavier, then they will lie in the lower part of the shell (see Fig. 3). In addition, it is possible to arrange microfuel in the immediate vicinity of the outer surface of the shell 18 (see figure 4). To do this, a grid 21 is used, having a mesh size smaller than the diameter of the microfuel. The ratio of the amount of heat absorber to fuel should be calculated to absorb all the heat released during the year. The calculations show that to cool the core of this rector with a capacity of 300 MW, in which there is a constant overload of fuel elements at a speed of 1 zone in 2 months. 214.5 t of BeF ₂ or 55 t of LiN are needed. In the first case, the energy intensity of the core will be 1.6 kW / l, and in the second, 2.6 kW / l. To increase operational safety under normal operating conditions by reducing the yield of gaseous fission products, the pores of the shell can be filled with a material having a melting point greater than the maximum shell temperature corresponding to normal reactor operation, but lower than the decomposition (evaporation) temperature of the heat-absorbing substance. For example, if LiF-BeF ₂ alloy is used as a heat carrier, LiF is used as a heat absorber, and porous zirconium is used as a matrix material, then Be can be used as a material filling the pores, its melting point is lower than the boiling point of LiF.

Установка работает следующим образом. Installation works as follows.

При нормальных условиях работы теплоноситель циркулирует по контуру: активная зона I (см. фиг.1) - подъемный канал 4, переливной участок 5, теплообменник 7, опускной канал 8 - нижний коллектор 10, передавая тепло от активной зоны I к теплоносителю второго контура в теплообменнике 7. Часть тепла (примерно 1%) снимается за счет естественной конвекции воздуха, движущегося по контуру: трубопровод 14 - полость 13 - трубопровод 15 - труба необходимой высоты (на фиг. не показана). Внутри тепловыделяющего элемента (см. фиг. 2-3) также осуществляется естественная конвекция, что приводит к выравниванию температуры. Расчеты по формуле (3) показывают, что для шара диаметром 60 мм эффективная теплопроводность может быть в 20-30 раз выше обычной теплопроводности, если микротепловыделяющие элементы имеют ту же плотность, что и теплопоглощающее вещество (см. фиг.2). Если больше, то эффективная теплопроводность увеличивается в 15-20 раз. Расположение микротвэлов в слое, расположенном рядом с внутренней поверхностью оболочки 18 (см. фиг.4) позволяет обеспечить практически равномерную температуру внутри тепловыделяющего элемента. А это, в свою очередь, позволяет уменьшить вероятность разрушения микротвэлов и выхода газообразных продуктов деления в контур реактора, что увеличивает радиационную безопасность при нормальных условиях работы. Under normal operating conditions, the coolant circulates along the circuit: active zone I (see Fig. 1) - lift channel 4, overflow section 5, heat exchanger 7, lower channel 8 - lower collector 10, transferring heat from core I to the secondary coolant to heat exchanger 7. Part of the heat (approximately 1%) is removed due to the natural convection of air moving along the circuit: pipe 14 - cavity 13 - pipe 15 - pipe of the required height (not shown in Fig.). Inside the fuel element (see Fig. 2-3), natural convection is also carried out, which leads to equalization of temperature. Calculations by formula (3) show that for a ball with a diameter of 60 mm, the effective thermal conductivity can be 20-30 times higher than ordinary heat conductivity if the microthermal elements have the same density as the heat-absorbing substance (see Fig. 2). If more, then the effective thermal conductivity increases by 15-20 times. The location of the microfuel in the layer located next to the inner surface of the shell 18 (see figure 4) allows you to ensure almost uniform temperature inside the fuel element. And this, in turn, reduces the likelihood of microfuel destruction and the release of gaseous fission products into the reactor loop, which increases radiation safety under normal operating conditions.

При легких аварийных ситуациях, последствия которых можно предотвратить с помощью штатной системы, реактор останавливают. Отвод остаточного тепловыделения осуществляется за счет естественной конвекции теплоносителя первого и расхолаживающего контуров. In light emergency situations, the consequences of which can be prevented with the help of a standard system, the reactor is stopped. The removal of residual heat is carried out due to the natural convection of the coolant of the first and cooling circuits.

При аварийных ситуациях, связанных с одновременным разрушением корпуса реактора, выбросом всех стержней регулирования и разрушением системы внешнего теплоотвода, данная установка работает следующим образом. Температура тепловыделяющих элементов 2 и теплоносителя начинает увеличиваться. Через некоторое время, равное времени ввода отрицательной реактивности, порядка 0,3 β величиной, характерной для реакторов с теплоносителем LiF-BeF₂, реактор самопроизвольно останавливается. Температура продолжает увеличиваться за счет процесса остаточного тепловыделения до температуры разложения (испарения) вещества 19 (см. фиг.2). Газы (пары) этого вещества выходят из-под оболочек 18, снижают плотность активной зоны, что особенно хорошо для реакторов с отрицательным пустотным эффектом, например с теплоносителем LiF-BeF₂, затем поступают в подъемный канал 4, обеспечивая естественную циркуляцию теплоносителя и равномерный обогрев всех тепловыделяющих элементов. Газы (пары) вещества 19 выбрасываются под купол станции через клапан 17, открывающийся при достижении определенного давления под корпусом реактора. По мере разложения (испарения) теплопоглощающегося вещества плотность активной зоны снижается, эффективный коэффициент размножения нейтронов также снижается, следовательно, ядерная безопасность увеличивается. В том случае, если поры оболочки 18 были заполнены веществом-заполнителем, то оно плавится и выдавливается из пор газом (паром) теплопоглощающего вещества 19.In emergency situations associated with the simultaneous destruction of the reactor vessel, the ejection of all control rods and the destruction of the external heat sink system, this installation works as follows. The temperature of the fuel elements 2 and the coolant begins to increase. After some time, equal to the time of introducing negative reactivity, of the order of 0.3 β, the value characteristic of reactors with a coolant LiF-BeF ₂ , the reactor spontaneously stops. The temperature continues to increase due to the process of residual heat to the decomposition temperature (evaporation) of the substance 19 (see figure 2). Gases (vapors) of this substance go out from under the shells 18, reduce the density of the active zone, which is especially good for reactors with a negative void effect, for example, with a coolant LiF-BeF ₂ , then enter the lifting channel 4, providing natural circulation of the coolant and uniform heating all fuel elements. Gases (vapors) of the substance 19 are ejected under the dome of the station through the valve 17, which opens when a certain pressure is reached under the reactor vessel. As the heat-absorbing substance decomposes (evaporates), the core density decreases, the effective neutron multiplication factor also decreases, therefore, nuclear safety increases. In that case, if the pores of the shell 18 were filled with a filler substance, then it melts and is squeezed out of the pores by the gas (vapor) of the heat-absorbing substance 19.

При обеспечении перегрузки тепловыделяющих элементов сверху вниз в верхней части будут находиться тепловыделяющие элементы с минимальным выгоранием, а снизу - с максимальным. Поскольку в верхней части активной зоны теплоноситель все же будет несколько горячей, чем в нижней, то теплопоглощающее вещество - замедлитель там будет разлагаться интенсивней, чем в нижней. Это приведет к тому, что в зоне с большим содержанием свежего топлива и с меньшим содержанием продуктов деления пористость будет увеличиваться быстрей. Следовательно, эффективный коэффициент размножения нейтронов будет снижаться быстрей по сравнению со случаем перегрузки твэлов в противоположном направлении и, следовательно, безопасность в эксплуатации будет выше. In case of overloading of fuel elements from top to bottom, in the upper part there will be fuel elements with minimal burnup, and from the bottom with maximum. Since the coolant in the upper part of the active zone will still be somewhat hotter than in the lower, the heat-absorbing substance, the moderator, will decompose there more intensively than in the lower. This will lead to the fact that in a zone with a high content of fresh fuel and with a lower content of fission products, the porosity will increase more rapidly. Consequently, the effective neutron multiplication factor will decrease faster compared to the case of fuel rods overload in the opposite direction and, therefore, operational safety will be higher.

При очень тяжелых аварийных ситуациях, связанных с потерей теплоносителя или с разрушением активной зоны с выбрасыванием тепловыделяющих элементов, реакция деления останавливается, а остаточное тепловыделение снимается за счет разложения (испарения) теплопоглощающего вещества. Теплоотвод будет обеспечен от тепловыделяющих элементов, даже окруженных таким хорошим изолятором, как сухой песок. Выливания теплопоглощающего вещества из под оболочек 18 не произойдет, поскольку оно будет удерживаться внутри оболочек капиллярными силами. In very severe emergency situations associated with the loss of coolant or with the destruction of the core with the ejection of heat-generating elements, the fission reaction stops, and the residual heat is removed due to the decomposition (evaporation) of the heat-absorbing substance. The heat sink will be provided from the fuel elements, even surrounded by such a good insulator as dry sand. Pouring of heat-absorbing substance from under the shells 18 will not occur, since it will be retained within the shells by capillary forces.

Отвод остаточного тепловыделения при любых аварийных ситуациях обеспечивает непревышение температуры микротвэлов сверх температуры разложения (испарения) теплопоглощающего вещества, снижает вероятность их разрушения и выход газообразных продуктов деления, что повышает радиационную безопасность в аварийных ситуациях. The removal of residual heat in any emergency ensures that the microfuel temperature does not exceed the decomposition (evaporation) temperature of the heat-absorbing substance, reduces the likelihood of their destruction and the release of gaseous fission products, which increases radiation safety in emergency situations.

Таким образом, изобретение позволяет повысить ядерную и радиационную безопасность при нормальных условиях работы реактора и в аварийных ситуациях, связанных даже с разрушением активной зоны и защитных оболочек, что является невозможным для реакторов других типов. Оно может использоваться в схемах с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя. Достигнутый при этом уровень безопасности позволяет отнести устройство к классу реакторов предельно достижимой безопасности. Thus, the invention improves nuclear and radiation safety under normal operating conditions of the reactor and in emergency situations, even related to the destruction of the active zone and containment shells, which is impossible for other types of reactors. It can be used in circuits with forced and natural circulation of the coolant. The safety level achieved at the same time allows the device to be classified as extremely achievable safety.

Claims

1. REACTOR PLANT, containing an active zone recruited from fuel elements consisting of fissile material placed inside the shell and containing a neutron moderator, an emergency protection system and a circulation circuit equipped with a cooling system, characterized in that, in order to increase nuclear and radiation safety under normal operating conditions and in emergency situations, the moderator is located inside the shells made of a material with an open pore structure, excluding contact of the coolant with retarder and permeable to the products of evaporation and / or decomposition of the moderator, the boiling point and / or decomposition of the moderator material is chosen below the maximum achievable to ensure long-term strength of the shell material, and the heat of vaporization and / or decomposition and the amount of moderator are selected from the condition of emergency cooling of the fuel elements when lack of external heat sink.

2. Installation according to claim 1, characterized in that the moderator is located in a spherical shell and at a minimum temperature that corresponds to the normal operation of the reactor, is in a liquid state, and the density of the moderator is equal to the density of the fissile material made in the form of microfuel.

3. Installation according to claim 1, characterized in that the vapor of the shell is filled with a material having a melting point greater than the maximum temperature of the shells corresponding to the normal operation of the reactor, but lower than the temperature of decomposition and / or evaporation of the moderator material.

4. Installation according to claim 1, characterized in that the fissile material is made in the form of microfuel, located in a spherical layer, the outer boundary of which is the inner surface of the spherical shell, and the inner one is a mesh with a mesh size smaller than the microfuel size.