RU2246767C2 - Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом - Google Patents
Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом Download PDFInfo
- Publication number
- RU2246767C2 RU2246767C2 RU2003111253/06A RU2003111253A RU2246767C2 RU 2246767 C2 RU2246767 C2 RU 2246767C2 RU 2003111253/06 A RU2003111253/06 A RU 2003111253/06A RU 2003111253 A RU2003111253 A RU 2003111253A RU 2246767 C2 RU2246767 C2 RU 2246767C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- core
- nuclear
- liquid fuel
- liquid
- fuel
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в ядерных установках для трансмутации радиоактивных отходов, в том числе избыточных оружейных ядерных материалов. Технический результат изобретения - упрощение и снижение стоимости реализации способа трансмутации радиоактивных отходов, повышение безопасности, возможность останова/пуска ядерной реакции простым выключением/включением насосов топлива, эффективные контроль и управление ядерной реакцией, спектром энергии нейтронов и скоростью трансмутации. Способ заключается в том, что активную зону ядерного реактора с жидким топливом создают потоком струй жидкого топлива, причем поток образуют посредством отверстий в напорной камере на входе в активную зону и отводят на свободный уровень жидкого топлива на выходе активной зоны. Охлаждение струй активной зоны осуществляют циркулирующим внутри корпуса реактора гелием. Подачу жидкого топлива из-под уровня в напорную камеру производят с помощью насосов, что инициирует цепную реакцию деления в объеме активной зоны. Остальные объемы контура жидкого топлива всегда поддерживаются в подкритическом состоянии. Останов насосов жидкого топлива приводит к исчезновению активной зоны.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в ядерных установках, например, для трансмутации радиоактивных отходов, в том числе избыточных оружейных ядерных материалов.
Известен способ трансмутации радиоактивных отходов, в том числе избытка оружейных ядерных материалов, путем использования подкритической электроядерной установки с жидкосолевым бланкетом, управляемой ускорителем протонов. См. Новиков В.М. и др. “Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы” М., Энергоатомиздат, 1990, стр. 34-37. Этот способ принят в качестве прототипа настоящего изобретения.
Его аналогами служат следующие технические решения:
- Furukawa К, е.а. “ Thorium Molten-Salt Nuclear Energy Synergetics” - J.Nucl.Sci. Tech., 1990, v.27, N12, p.p.1157-1178;
- Ohmichi,“ Accelerator molten salt breeder” - J.Nucl.Sci. Tech. 1981, v.18, p.p.79-85
В аналогах в качестве жидкого топлива использован расплав фторидных солей, подвергаемый бомбардировке пучком протонов от ускорителя.
Осуществимость таких реакторов подтверждена экспериментально.
Прототип и аналоги имеют следующие недостатки:
- Техническая сложность и высокая стоимость осуществления. Проблематичным, требующим новых технологий и материалов, является обеспечение долговечности конструкций корпуса и протоновода в области ввода пучка протонов в расплав, что обусловлено высокими радиационными повреждениями материалов, газовыделением, температурами и тепловыделениями (порядка 1,5 кВт/см3) при необходимости обеспечения высокой герметичности по отношению к полости ускорителя. Для достижения приемлемой эффективности известного способа необходим разгон пучка протонов до энергии 1 ГэВ при силе тока 100 мА, что может обеспечить линейный ускоритель протонов длиной около одного километра, стоимость которого по разным оценкам колеблется от 0,5 до 1 млрд. долларов США.
- Пониженная безопасность известного способа, что обусловлено относительно большим объемом агрессивного расплава фтористых солей внутри корпуса и во внешнем контуре электроядерной установки.
Цель настоящего изобретения состоит в устранении отмеченных недостатков известного способа.
Задача изобретения - обеспечение технического упрощения и понижение стоимости известного способа трансмутации радиоактивных отходов при одновременном повышении безопасности.
Технический результат изобретения следующий:
- Техническое упрощение и снижение стоимости реализации способа трансмутации радиоактивных отходов за счет отказа от применения ускорителя протонов и традиционной конструкции активной зоны.
- Повышение безопасности способа за счет резкого уменьшения объема жидкого топлива, что обусловлено созданием активной зоны потоком струй топлива и применением инертного газа для передачи тепла ядерной реакции при осуществлении контактного теплообмена на струях.
- Возможность останова /пуска ядерной реакции простым выключением/ включением насосов топлива, что наряду со стержнями аварийной защиты надежно блокирует возможность возникновения реактивностной аварии при полном обесточивании.
- Эффективные контроль и управление ядерной реакцией, спектром энергии нейтронов и скоростью трансмутации за счет отбора отработавшего и добавки свежего топлива необходимого состава.
- Простой вывод из действия путем обесточивания насосов топлива, охлаждения корпуса реактора посредством естественной циркуляции окружающей среды, с последующим замораживанием топлива внутри реактора.
Новизна изобретения состоит в том, что активную зону создают потоком струй жидкого топлива, причем упомянутый поток струй образуют посредством отверстий в напорной камере на входе в активную зону и отводят на свободный уровень жидкого топлива на выходе активной зоны. Отвод тепла ядерной реакции деления из активной зоны производят посредством охлаждения потока струй жидкого топлива гелием. Все объемы жидкого топлива в корпусе ядерного реактора, кроме объема активной зоны, всегда поддерживают в подкритическом состоянии за счет размещения в них вытеснителей, сильно поглощающих нейтроны, например блоков карбида бора в стальных оболочках.
Предложенный способ реализуют следующим образом. В разогретый до необходимой температуры корпус реактора, заполненный гелием, и содержащий в центральной части стакан активной зоны с расположенной над ним напорной камерой с перфорированным дном, а также герметичные электронасосы жидкого топлива, газодувки и теплообменники, подают извне жидкое топливо необходимого состава до такого уровня, чтобы ходовые части насосов топлива оказались затопленными, а давление гелия повысилось до установленной величины.
Проверяют уровень подкритичности образовавшегося внутри корпуса реактора объема жидкого топлива (не мене 2%). Проверяют, что все стержни аварийной защиты реактора введены на всю глубину в объем активной зоны и обеспечивают ее подкритичность.
Включают поочередно все насосы жидкого топлива и подают последнее в напорную камеру, создавая струйный поток жидкого топлива в объеме подкритической активной зоны.
Поочередно включают все газодувки гелия.
В созданном таким образом изотермическом состоянии реактора при циркуляции жидкого топлива и гелия, с подкритической активной зоной и включенной системой поддержания жидкого топлива в горячем состоянии производят все необходимые контрольные и настроечные работы.
После этого посредством постепенного извлечения стержней аварийной защиты из объема активной зоны осуществляют вывод активной зоны на заданный уровень мощности и вводят в работу систему отвода тепла от теплообменников с целью утилизации тепла.
В процессе дальнейшей работы реактора контролируется и регулируется извне состав жидкого топлива с целью оптимизации трансмутации радиоактивных отходов, в том числе избытка оружейных ядерных материалов.
Claims (1)
- Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом, например расплавом фторидов металлов, содержащего внутри корпуса выше активной зоны напорную камеру жидкого топлива, дно которой перфорировано отверстиями, стержневую систему аварийной защиты активной зоны и систему отвода тепла ядерной реакции посредством циркуляции инертного газа, например гелия, с последующей передачей тепла в теплообменниках, размещенных внутри корпуса, для утилизации, отличающийся тем, что активную зону создают потоком струй жидкого топлива, при этом упомянутый поток струй образуют посредством отверстий в дне упомянутой камеры и отводят на свободный уровень жидкого топлива.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2003111253/06A RU2246767C2 (ru) | 2003-04-18 | 2003-04-18 | Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2003111253/06A RU2246767C2 (ru) | 2003-04-18 | 2003-04-18 | Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2003111253A RU2003111253A (ru) | 2004-10-10 |
RU2246767C2 true RU2246767C2 (ru) | 2005-02-20 |
Family
ID=35219027
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2003111253/06A RU2246767C2 (ru) | 2003-04-18 | 2003-04-18 | Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2246767C2 (ru) |
-
2003
- 2003-04-18 RU RU2003111253/06A patent/RU2246767C2/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
НОВИКОВ В.М. и др. "Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы" М., Энергоатомиздат. 1990, стр. 34-37. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP6655054B2 (ja) | 原子力発電所を稼働させる方法 | |
JP6596338B2 (ja) | 核分裂反応器及びそれを運転する方法 | |
Ignatiev et al. | Molten-salt reactors: new possibilities, problems and solutions | |
RU2178209C2 (ru) | Способ выработки энергии из ядерного топлива, усилитель мощности для осуществления способа, энерговырабатывающая установка | |
Adamov et al. | The next generation of fast reactors | |
RU57040U1 (ru) | Ядерная реактроная установка с топливом-теплоносителем в виде расплавов солей фторидов | |
WO2010131379A1 (ja) | 溶融物の冷却促進装置及び原子炉格納容器 | |
CN205810388U (zh) | 一种深井式常压供热核反应堆 | |
WO2015153862A2 (en) | Conformal core cooling and containment structure | |
CN105374408A (zh) | 一种深井式常压供热核反应堆 | |
RU2246767C2 (ru) | Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом | |
JP2002181976A (ja) | 原子炉及びこれを備える原子力プラント | |
JP4746911B2 (ja) | 高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
US9911514B2 (en) | Nuclear reactor cavity floor passive heat removal system | |
Ignat’ev et al. | Accident resistance of molten-salt nuclear reactor | |
JP7136449B2 (ja) | プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉、それを用いた発電システム、及び、プルトニウム消滅型の熔融塩原子炉の運転方法 | |
KR20210156609A (ko) | 계통 제염 설비 | |
KR101322441B1 (ko) | 산화토륨 나노유체 원자로 냉각재 및 이를 이용한 원자로 | |
JP2002303691A (ja) | 固体冷却原子炉 | |
Dolan et al. | Safety and environmental aspects of HYLIFE-II | |
EP4310862A1 (en) | Facilities for waste liquid treatment | |
JP2006322816A (ja) | 使用済原子燃料の再処理方法 | |
Bauer | Development of high power targets | |
Xia et al. | Feasibility Analysis and Demonstration of In-Vessel-Injection in the Early Stage of Severe Accident | |
Bouilly et al. | SUPERPHENIX Dismantling-Status and lessons learned |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20060419 |