RU2521863C1 - Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем (варианты) - Google Patents
Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем (варианты) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2521863C1 RU2521863C1 RU2013111585/07A RU2013111585A RU2521863C1 RU 2521863 C1 RU2521863 C1 RU 2521863C1 RU 2013111585/07 A RU2013111585/07 A RU 2013111585/07A RU 2013111585 A RU2013111585 A RU 2013111585A RU 2521863 C1 RU2521863 C1 RU 2521863C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear reactor
- collector
- steam generator
- pump
- reactor according
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/006—Details of nuclear power plant primary side of steam generators
-
- 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
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос. Внутри разделительной оболочки находится активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся с парогенератором в его средней по высоте части для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, или горячий коллектор выполнен сообщающимся с парогенератором в верхней его части для организации противоточного режима теплообмена. Под крышкой реактора расположен верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором - нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним холодным коллектором. Вход насоса соединен с верхним холодным коллектором, а выход насоса - с нижним кольцевым напорным коллектором, причем коллекторы разделены горизонтальной перегородкой, причем нижний кольцевой напорный коллектор сообщен с раздаточным коллектором активной зоны. Технический результат - улучшение эксплуатационных характеристик реактора. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к конструкции ядерных реакторов на быстрых нейтронах бассейнового типа с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (например, свинец, эвтектика свинец-висмут).
Предшествующий уровень техники
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем: активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с рабочими колесами осевого типа, а также системой защитного газа, при этом лопасти рабочего колеса главного циркуляционного насоса установлены на втулках, оси которых перпендикулярны оси вала насоса с возможностью поворота лопастей до положения, полностью перекрывающего поток теплоносителя через насос (RU 115955 U1, 2012 г.)
Известна разборная конструкция активной зоны ядерного реактора с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя. Конструкция содержит тепловыделяющие сборки, чехлы СУЗ с поглощающими стержнями, закрепленные в опорной плите с помощью цанговых устройств, причем цанговый захват чехла СУЗ закреплен в опорной плите и выполнен таким образом, что цанговый хвостовик тепловыделяющих сборок своим внутренним диаметром охватывает лепестки цангового захвата чехла СУЗ и фиксирует их в удерживающем рабочем состоянии (RU 2298849 C2, 2007).
Известен ядерный реактор, в частности ядерный реактор бассейнового типа, имеющий главный бак, в котором размещается активная зона, содержащая пучок тепловыделяющих элементов и погруженная в первичный теплоноситель, циркулирующий между активной зоной и, по меньшей мере, одним теплообменником; реактор отличается тем, что топливные элементы проходят вдоль соответствующих параллельных продольных осей и имеют соответствующие активные участки, расположенные в нижних концах топливных элементов и погруженные в первичный теплоноситель, образуя активную зону, и соответствующие служебные участки, которые вытянуты вверх от активных участков и выходят из первичного теплоносителя (WO 2009/040644 A2, 2009).
Ближайшим аналогом предполагаемого изобретения является ядерный реактор бассейнового типа с жидкометаллическим охлаждением (RU 2408094, 2012). Реактор содержит корпус, активную зону, насос (насосы) для циркуляции теплоносителя первого контура через активную зону и парогенератор (ПГ), причем насос и ПГ агрегатированы в прочную неразборную сборку, размещенную в кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой, а теплоноситель первого контура всасывается насосом (насосами) из горячего коллектора, расположенного над активной зоной, и поступает горизонтальным течением на вход ПГ, откуда опускным потоком поступает на вход активной зоны, замыкая контур циркуляции.
Ближайший аналог имеет следующие недостатки:
- насос перекачивает горячий теплоноситель, имеющий температуру около 500°C. Для таких температур отсутствуют конструкционные материалы, обладающие необходимой коррозионной и эрозионной стойкостью в течение многих лет в потоке тяжелого жидкометаллического теплоносителя при скоростях на лопатках рабочего колеса насоса около 20 м/сек.;
- крышка реактора работает при высокой температуре около 500°C, что создает трудности в обслуживании и охлаждении подшипников насоса и электропривода, уплотнений разъемных соединений на крышке и др.;
- агрегатирование насоса с ПГ в единую неразборную конструкцию, имеющую в поперечном сечении форму боба, создает трудности при ремонте, так как при необходимости замены неисправного ПГ потребуется замена и насоса;
- в случае течи ПГ пузыри пара и капли воды могут увлекаться опускным потоком теплоносителя с вероятным попаданием в активную зону. Это может привести к реактивностной аварии реактора с быстрым спектром нейтронов.
Раскрытие изобретения
Технической задачей, решаемой вариантами изобретений, является повышение надежности работы ядерного реактора и улучшение его эксплуатационных характеристик.
Ядерный реактор, согласно первому варианту изобретения, содержит корпус с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка с защитной пробкой, размещенная в корпусе с образованием кольцевого пространства, корпус оснащен, по меньшей мере, одним парогенератором и, по меньшей мере, одним насосом, установленными в кольцевом пространстве в своих обечайках. Внутри разделительной оболочки в ее нижней части размещена активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся через входной патрубок (или два или более входных патрубков) с парогенератором (или два или более парогенераторов) в средней его части. Холодный теплоноситель из верхней части парогенератора через окна в его обечайке вытекает свободным течением в верхний горизонтальный холодный коллектор с свободным уровнем теплоносителя. Верхний горизонтальный холодный коллектор расположен в кольцевом пространстве под крышкой корпуса между обечайками парогенераторов и насосов. Холодный теплоноситель из нижней части парогенератора поступает в нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним холодным коллектором через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора, и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве между разделительной оболочкой, корпусом и обечайками парогенератора и насосов. Вход насоса через окна в его обечайке сообщен с верхним горизонтальным холодным коллектором, а выход насоса сообщен с нижним кольцевым напорным коллектором, отделенным горизонтальной перегородкой от нижнего сборного коллектора, при этом нижний кольцевой напорный коллектор сообщен через кольцевую щель с раздаточным коллектором активной зоны. Парогенераторов может быть один или более, насосов также может быть один или более, количество парогенераторов может совпадать или не совпадать с количеством насосов.
Схема циркуляции теплоносителя по первому варианту изобретения будет эффективной только для парогенераторов, генерирующих пароводяную смесь, поскольку теплообмен между теплоносителем и пароводяной смесью в верхней части парогенератора происходит по схеме прямотока, так как в этом варианте питательная вода подается в нижнюю часть парогенератора, а пароводяная смесь выходит сверху и далее поступает для разделения воды и насыщенного пара в сепаратор, не являющийся принадлежностью реактора.
В случае применения прямоточного парогенератора, вырабатывающего перегретый пар, схема циркуляции теплоносителя первого контура выполняется по второму варианту изобретения. Ядерный реактор, согласно второму варианту изобретения, содержит корпус с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка с защитной пробкой, размещенная в корпусе с образованием кольцевого пространства, корпус оснащен, по меньшей мере, одним парогенератором и, по меньшей мере, одним насосом, установленными в кольцевом пространстве в своих обечайках. Внутри разделительной оболочки в ее нижней части размещена активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся через вертикальные каналы в защитной пробке с входным патрубком (или двумя или более входными патрубками), расположенным на уровне верхней части парогенератора (или двух или более парогенераторов) для организации противоточной схемы теплообмена между греющим теплоносителем и нагреваемой средой. При этом питательная вода подается в нижнюю часть парогенератора, а перегретый пар выходит из верхней части парогенератора. Выходящий из нижней части парогенератора холодный теплоноситель поступает в нижний сборный коллектор, откуда через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора, и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве между разделительной оболочкой, корпусом и обечайками парогенератора и насоса, поступает в верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, расположенный в кольцевом пространстве под крышкой корпуса между обечайками парогенератора и насоса. Вход каждого насоса через окна в его обечайке сообщен с верхним горизонтальным холодным коллектором, а выход каждого насоса сообщен с нижним кольцевым напорным коллектором, отделенным горизонтальной перегородкой от нижнего сборного коллектора, при этом нижний кольцевой напорный коллектор сообщен через кольцевую щель с раздаточным коллектором активной зоны. Парогенераторов может быть один или более, насосов также может быть один или более.
Для обоих вариантов осуществления ядерного реактора корпус ядерного реактора и разделительная оболочка, предпочтительно имеют цилиндрическую форму, а парогенераторы и насосы выполнены, предпочтительно, с обечайками (внешними оболочками) цилиндрической формы и размещены предпочтительно вертикально.
Кроме того, для обоих вариантов осуществления изобретения для улучшения условий естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя первого контура, когда насосы не работают, для отвода остаточного энерговыделения в перегородке между нижним сборным коллектором парогенератора и напорным коллектором активной зоны выполнены перепускные клапаны, соединяющие коллекторы между собой и открывающиеся при отключении насосов. Клапаны могут быть как с приводами, так и без приводов. В случае выполнения клапанов без привода, они выполняются из материала с более высокой плотностью, чем теплоноситель, что обеспечивает после остановки насосов открытие клапанов под действием силы тяжести и закрытие клапанов при включении насосов под действием гидродинамических сил.
В соответствии с другим вариантом улучшения условий естественной циркуляции теплоносителя первого контура в перегородке между нижним сборным коллектором и напорным коллектором активной зоны выполняют перепускные отверстия. При этом в случае работающих насосов образуется постоянный байпас теплоносителя мимо активной зоны, который не должен превышать небольшой доли номинального расхода для исключения недопустимого повышения температуры теплоносителя и топлива. Для уменьшения байпасирования насоса в перепускных отверстиях могут быть установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из напорного коллектора насосов в нижний сборный коллектор значительно выше, чем при течении теплоносителя в режиме естественной циркуляции из нижнего сборного коллектора в нижний кольцевой напорный коллектор насосов.
Поскольку все насосы (если их больше, чем один) включены параллельно на общий кольцевой напорный коллектор, в последнем для уменьшения байпасного расхода через один из остановившихся насосов (в случае его неисправности), предусмотрены радиальные плоские перегородки, размещенные на равном удалении от осей насосов, препятствующие прямому поступлению теплоносителя по кольцевому напорному коллектору от выхода работающих насосов на выход остановленного насоса. Это позволяет уменьшить снижение мощности реактора при остановке одного из насосов и не создает дополнительного гидравлического сопротивления при работе всех насосов, так как радиальные перегородки в кольцевом напорном коллекторе размещены симметрично относительно осей насосов.
Для обоих вариантов осуществления изобретения в специальных патрубках на крышке реактора или в патрубках на крышке реактора, в которых установлены парогенераторы, выполнены разгрузочные разрывные мембраны, для исключения необходимости значительного увеличения толщин крышки и корпуса реактора в случае постулированной множественной течи трубок парогенератора и возможности повышения давления внутри корпуса до значения давления пара, ограничивающие давление пара в газовой полости над свободным уровнем теплоносителя в верхнем холодном коллекторе.
Положительный эффект, достигаемый при осуществлении вариантов изобретений, в сравнении с известными из уровня техники ядерными реакторами, выражается в новых технических свойствах, состоящих в повышении надежности ядерного реактора бассейнового типа с жидкометаллическим теплоносителем и улучшении его эксплуатационных характеристик:
- насос перекачивает «холодный» теплоноситель, что облегчает решение задачи обеспечения длительного коррозионно-эрозионного ресурса рабочих органов насоса;
- крышка корпуса реактора работает в условиях более низких температур, что обеспечивает более высокую надежность и облегчает условия охлаждения устройств размещенных на крышке;
- парогенераторы и насосы можно заменять при необходимости независимо друг от друга, что сокращает сроки проведения ремонтных работ и уменьшает стоимость ремонта. Заявленная конструкция позволяет не связывать количество насосов с количеством парогенераторов. Такая конструкция позволяет просто заменять только неисправный парогенератор, не извлекая при этом насосы из реактора;
- поток теплоносителя после выхода из парогенератора поступает на его свободный уровень в верхнем холодном коллекторе. Такая схема циркуляции исключает возможность попадания влаги в активную зону в случае течи парогенератора, так как пар и капли воды поступают с восходящим потоком теплоносителя в верхний холодный коллектор, где на свободном уровне горизонтального потока теплоносителя происходит эффективная гравитационная сепарация пузырей пара и капель воды в газовую полость реактора, заполненную инертным газом при небольшом избыточном давлении для исключения попадания воздуха в газовую полость через возможные неплотности, который (воздух) в случае его попадания в газовую полость будет вызывать нежелательное окисление теплоносителя.
Кроме того, для первого варианта изобретения разделение потока теплоносителя, поступающего на вход парогенератора, выполняющего в данном случае функцию парогенератора-испарителя, на две части, восходящий и нисходящий потоки, за счет расположения патрубка в средней части парогенератора, уменьшает его гидравлическое сопротивление в восемь раз и позволяет уменьшить общее гидравлическое сопротивление первого контура и требуемую мощность насосов.
Краткое описание чертежей
Изобретение поясняется чертежами, на которых изображено:
на фиг.1 - ядерный реактор, схема (первый вариант),
на фиг.2 - ядерный реактор, схема (второй вариант).
Осуществление изобретения
Ядерный реактор включает в себя цилиндрический корпус 1, в котором размещены активная зона 2, парогенераторы 3 (далее - ПГ) и насосы 4. ПГ и насосы размещены каждый в своих обечайках. Тяжелый жидкометаллический теплоноситель первого контура, например, свинец или эвтектика свинец-висмут, движется в межтрубном пространстве ПГ, а теплоноситель второго контура (вода, пар) - внутри труб.
ПГ и насосы, перекачивающие жидкометаллический теплоноситель, размещены в кольцевом пространстве 5, образованном цилиндрическим корпусом 1 реактора и цилиндрической разделительной оболочкой 6. Внутри цилиндрической разделительной оболочки 6 в ее нижней части размещена активная зона 2, а в верхней части - защитная пробка 7.
ПГ 3 и насосы 4 имеют предпочтительно цилиндрическую форму обечаек, размещены предпочтительно вертикально, причем количество насосов 4 не связано с количеством ПГ 3, так как их установка в корпусе осуществлена независимо друг от друга.
Над активной зоной 2 размещен горячий коллектор 8, из которого жидкометаллический теплоноситель первого контура подается во входные камеры ПГ через входные патрубки 9, соединяющие окна в разделительной оболочке 6 с входными камерами ПГ 3.
Для изобретения согласно первому варианту входные патрубки расположены в средней (по высоте) части ПГ 3.
Вошедший в среднюю часть ПГ 3 горячий жидкометаллический теплоноситель разделяется на две части: восходящий поток, который омывает верхнюю часть ПГ 3 и поступает свободным течением через окна в обечайке ПГ-испарителя в верхний горизонтальный холодный коллектор 10 со свободным уровнем теплоносителя, размещенный в кольцевом пространстве под крышкой реактора между обечайками ПГ и насосов, и нисходящий поток, который омывает нижнюю часть ПГ 3 и поступает в нижний сборный коллектор 11, откуда восходящим потоком через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора, и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве между разделительной оболочкой, корпусом и обечайками ПГ и насосов, поступает также в верхний горизонтальный холодный коллектор 10, где смешивается с жидкометаллическим теплоносителем, поступившим из верхней части ПГ 3.
Из верхнего горизонтального холодного коллектора 10 жидкометаллический теплоноситель свободным горизонтальным течением через окна в обечайке насосов поступает на вход насосов 4, откуда нисходящим потоком за счет напора насосов подается в нижний кольцевой напорный коллектор 12, отделенный горизонтальной перегородкой 13 от нижнего сборного коллектора 11.
Из нижнего кольцевого напорного коллектора через кольцевую щель 14 поступает в раздаточный коллектор 15 активной зоны 2, замыкая контур циркуляции.
Возможность попадания влаги в активную зону 2 в случае течи ПГ исключается за счет того, что влага (пар, капли воды) из межтрубного пространства ПГ 3 восходящим потоком теплоносителя переносится в верхний горизонтальный холодный коллектор 10, где на свободном уровне теплоносителя происходит эффективная гравитационная сепарация пара, который выводится в газовую полость реактора, заполненную инертным газом под небольшим избыточном давлением. Из газовой полости реактора влага удаляется известными устройствами.
В результате крышка реактора и рабочие колеса насосов взаимодействуют с холодным теплоносителем из верхнего горизонтального холодного коллектора 10, что позволяет повысить надежность их работы и продлить срок службы.
Первый вариант изобретения относится к ПГ, генерирующих пароводяную смесь, которая далее поступает для разделения воды и насыщенного пара в сепаратор.
Для прямоточного ПГ, вырабатывающего перегретый пар, схема циркуляции жидкометаллического теплоносителя первого контура несколько изменена и соответствует второму варианту изобретения.
В этом случае (второй вариант изобретения) входные патрубки 9 ПГ 3 располагают на уровне входа жидкометаллического теплоносителя в верхнюю часть ПГ 3, в котором теплоноситель движется нисходящим потоком для организации противоточной схемы теплообмена между греющим теплоносителем и нагреваемой средой, так как питательная вода поступает в ПГ снизу, а перегретый пар выходит сверху.
Горячий жидкометаллический теплоноситель поступает во входной патрубок 9 (или входные патрубки) ПГ из горячего коллектора 8 активной зоны 2 через специальные каналы 16, выполненные в защитной пробке 7, размещенной над активной зоной 2 внутри цилиндрической разделительной оболочки 6. Входной патрубок 9 (или входные патрубки) соединяет окна в разделительной оболочке с входной камерой (входными камерами) ПГ.
В остальном схема циркуляции не отличается от описанной выше для первого варианта.
Для улучшения условий естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя первого контура, когда насосы не работают, и отвода остаточного энерговыделения между нижним сборным коллектором ПГ и напорным коллектором активной зоны предусмотрены перепускные клапаны, соединяющие эти коллекторы, которые открываются, когда насосы не работают.
Клапаны могут быть выполнены с приводами, а также без приводов. В случае клапанов без привода их изготавливают из материала с более высокой плотностью, чем теплоноситель (например, из вольфрама). После остановки насосов клапаны под действием силы тяжести будут открываться, а при включении насосов под действием гидродинамических сил будут закрываться.
При открытых перепускных клапанах контур циркуляции теплоносителя получается коротким с меньшим гидравлическим сопротивлением.
При этом теплоноситель из активной зоны 2 поступает в горячий коллектор 8 активной зоны, откуда через входные патрубки 9 поступает в среднюю часть ПГ 3 для схемы с ПГ, выполняющими функцию парогенераторов-испарителей, вырабатывающих влажный пар, или в верхнюю часть ПГ 3 для прямоточного ПГ. Далее теплоноситель нисходящим потоком омывает нижнюю часть ПГ-испарителя (первый вариант изобретения) или весь ПГ для прямоточного ПГ (второй вариант изобретения) и попадает в нижний сборный коллектор 11 ПГ, откуда через открытые перепускные клапаны поступает в нижний кольцевой напорный коллектор 12 активной зоны, замыкая контур ЕЦ теплоносителя.
Другой вариант улучшения условий ЕЦ теплоносителя первого контура может быть реализован без применения перепускных клапанов за счет наличия перепускных отверстий в горизонтальной перегородке 13 между нижним сборным коллектором 11 ПГ и нижним кольцевым напорным коллектором 12 активной зоны. При этом в случае работающих насосов 4 образуется постоянный байпас расхода мимо активной зоны, который не должен превышать небольшой доли номинального расхода для исключения недопустимого повышения температуры теплоносителя и топлива. Для уменьшения байпасирования насоса 4 в перепускных отверстиях могут быть установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из напорного коллектора насосов в сборный коллектор ПГ значительно выше, чем при течении теплоносителя в режиме ЕЦ из нижнего сборного коллектора 11 ПГ в нижний кольцевой напорный коллектор 12.
Поскольку в режиме ЕЦ скорость теплоносителя очень низкая, то в случае течи ПГ 3 пузыри пара и капли воды не будут увлекаться нисходящим потоком теплоносителя в ПГ 3, а будут всплывать под действием архимедовой силы на свободный уровень теплоносителя в верхнем горизонтальном холодном коллекторе 10 и эффективно сепарироваться в газовую полость. Для дополнительного уменьшения возможности попадания пара в активную зону перепускные клапаны или отверстия должны быть размещены на максимально возможном удалении от мест выхода теплоносителя из ПГ 3 в нижний сборный коллектор 11 ПГ.
Поскольку все насосы 4 (если их больше, чем один) включены параллельно на общий нижний кольцевой напорный коллектор 12, в последнем для уменьшения байпасного расхода через один из остановившихся насосов (например, при его поломке), предусмотрены радиальные плоские перегородки, размещенные на равном удалении от осей насосов, препятствующие прямому поступлению теплоносителя по нижнему кольцевому напорному коллектору 12 от выхода работающих насосов 4 на выход остановленного насоса. Это позволяет уменьшить снижение мощности реактора при остановке одного из насосов и не создает дополнительного гидравлического сопротивления при работе всех насосов, так как радиальные перегородки в нижнем кольцевом напорном коллекторе 12 размещены симметрично относительно осей насосов 4.
Для исключения необходимости значительного увеличения толщин крышки и корпуса 1 реактора, обеспечивающих их прочность при постулированной множественной течи трубок ПГ 3 и возможности повышения давления внутри корпуса 1 до значения давления пара, предусмотрены разгрузочные разрывные мембраны, размещенные в специальных патрубках на крышке реактора или в патрубках на крышке реактора, в которых установлены ПГ 3. Прочность мембран рассчитана на значительно более низкое давление, чем номинальное давление пара. Фактически они, не обременяя конструкцию реактора, выполняют функцию предохранительных устройств одноразового действия, поскольку нет никаких причин для одновременного разрушения многих трубок ПГ 3.
Claims (27)
1. Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка, размещенная в корпусе с образованием кольцевого пространства между разделительной оболочкой и корпусом, причем в кольцевом пространстве размещены, по меньшей мере, один парогенератор и, по меньшей мере, один насос, установленные каждый в своей обечайке, при этом внутри разделительной оболочки в ее верхней части размещена защитная пробка, а в нижней части - активная зона, над которой расположен горячий коллектор, отличающийся тем, что горячий коллектор выполнен сообщающимся с парогенератором по высоте в средней части парогенератора для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, омывающие соответственно верхнюю и нижнюю части парогенератора, в кольцевом пространстве под крышкой реактора между корпусом, разделительной оболочкой и обечайками парогенератора и насоса расположен верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, сообщающийся через окна в обечайке парогенератора с верхней его частью, а под парогенератором размещен нижний сборный коллектор для сбора холодного теплоносителя из нижней части парогенератора, сообщающийся с верхним горизонтальным холодным коллектором через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора и образованный разделительной оболочкой, корпусом и обечайками парогенератора и насоса, и через каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в упомянутом кольцевом пространстве, при этом вход насоса через окна в его обечайке сообщен с верхним горизонтальным холодным коллектором, а выход насоса - с нижним кольцевым напорным коллектором, причем нижний сборный коллектор и нижний кольцевой напорный коллектор разделены горизонтальной перегородкой, а нижний кольцевой напорный коллектор сообщен через кольцевую щель с раздаточным коллектором активной зоны.
2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что корпус ядерного реактора и разделительная оболочка выполнены цилиндрической формы.
3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что парогенератор и насос выполнены с обечайками цилиндрической формы и размещены вертикально в кольцевом пространстве между корпусом ядерного реактора и разделительной оболочкой.
4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что горячий коллектор связан со средней частью парогенератора входным патрубком.
5. Ядерный реактор по любому из пп.1-4, отличающийся тем, что количество парогенераторов составляет два или более.
6. Ядерный реактор по любому из пп.1-4, отличающийся тем, что количество насосов составляет два или более.
7. Ядерный реактор по п.5, отличающийся тем, что количество насосов составляет два или более.
8. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке между нижним сборным коллектором и нижним кольцевым напорным коллектором выполнены перепускные клапаны, соединяющие упомянутые коллекторы между собой и размещенные на максимальном удалении от выходов парогенератора в нижний сборный коллектор.
9. Ядерный реактор по п.8, отличающийся тем, что клапаны выполнены с приводами.
10. Ядерный реактор по п.8, отличающийся тем, что клапаны выполнены без приводов из материала с более высокой плотностью, чем жидкометаллический теплоноситель.
11. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке между нижним сборным коллектором и нижним кольцевым напорным коллектором выполнены перепускные отверстия, которые выполнены на максимальном удалении от выхода парогенераторов в нижний сборный коллектор.
12. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что в перепускных отверстиях установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из напорного коллектора насосов в нижний сборный коллектор выше, чем при течении теплоносителя в режиме естественной циркуляции из нижнего сборного коллектора в нижний кольцевой напорный коллектор насосов.
13. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в нижнем кольцевом напорном коллекторе на равном удалении от осей насосов, при количестве насосов более чем один, выполнены радиальные плоские перегородки.
14. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что на крышке реактора, в том числе в местах установки парогенераторов, выполнены разгрузочные разрывные мембраны.
15. Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка, размещенная в корпусе с образованием кольцевого пространства между разделительной оболочкой и корпусом, причем в кольцевом пространстве в своих обечайках установлены, по меньшей мере, один парогенератор и, по меньшей мере, один насос, внутри разделительной оболочки в ее верхней части размещена защитная пробка, а в нижней части - активная зона, над которой расположен горячий коллектор, отличающийся тем, что горячий коллектор выполнен сообщающимся через каналы в защитной пробке с входным патрубком, расположенным по высоте на уровне верхней части парогенератора, в кольцевом пространстве под крышкой реактора между корпусом, разделительной оболочкой и обечайками парогенератора и насоса расположен верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором - нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним горизонтальным холодным коллектором через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора, образованный разделительной оболочкой, корпусом и обечайками парогенератора и насоса, и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве между корпусом ядерного реактора и разделительной оболочкой, при этом вход насоса соединен с верхним горизонтальным холодным коллектором через окна в обечайке насоса, а выход насоса - с нижним кольцевым напорным коллектором, причем нижний сборный коллектор и нижний кольцевой напорный коллектор разделены горизонтальной перегородкой, а нижний кольцевой напорный коллектор сообщен через кольцевую щель с раздаточным коллектором активной зоны.
16. Ядерный реактор по п.15, отличающийся тем, что корпус ядерного реактора и разделительная оболочка выполнены цилиндрической формы.
17. Ядерный реактор по п.15, отличающийся тем, что парогенератор и насос выполнены с обечайками цилиндрической формы и размещены вертикально в кольцевом пространстве между корпусом ядерного реактора и разделительной оболочкой.
18. Ядерный реактор по любому из пп.15-17, отличающийся тем, что количество парогенераторов составляет два или более.
19. Ядерный реактор по любому из пп.15-17, отличающийся тем, что количество насосов составляет два или более.
20. Ядерный реактор по п.18, отличающийся тем, что количество насосов составляет два или более.
21. Ядерный реактор по п.15, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке между нижним сборным коллектором и нижним кольцевым напорным коллектором выполнены перепускные клапаны, соединяющие упомянутые коллекторы между собой и размещенные на максимальном удалении от выходов парогенераторов в нижний сборный коллектор.
22. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что клапаны выполнены с приводами.
23. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что клапаны выполнены без приводов из материала с более высокой плотностью, чем жидкометаллический теплоноситель.
24. Ядерный реактор по п.15, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке между нижним сборным коллектором и нижним кольцевым напорным коллектором выполнены перепускные отверстия, размещенные на максимальном удалении от выходов парогенераторов в нижний сборный коллектор.
25. Ядерный реактор по п.24, отличающийся тем, что в перепускных отверстиях установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из нижнего кольцевого напорного коллектора в нижний сборный коллектор выше, чем при течении теплоносителя в режиме естественной циркуляции из нижнего сборного коллектора в нижний кольцевой напорный коллектор.
26. Ядерный реактор по п.15, отличающийся тем, что в нижнем кольцевом напорном коллекторе на равном удалении от осей насосов, при количестве насосов более чем один, выполнены радиальные плоские перегородки.
27. Ядерный реактор по п.15, отличающийся тем, что на крышке реактора, в том числе в месте установки парогенератора, выполнены разгрузочные разрывные мембраны.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
PCT/RU2012/000979 WO2014081332A1 (ru) | 2012-11-26 | 2012-11-26 | Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2521863C1 true RU2521863C1 (ru) | 2014-07-10 |
Family
ID=50776382
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2013111585/07A RU2521863C1 (ru) | 2012-11-26 | 2012-11-26 | Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем (варианты) |
Country Status (12)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US9947421B2 (ru) |
EP (1) | EP2924690B1 (ru) |
JP (1) | JP6063581B2 (ru) |
KR (1) | KR101791758B1 (ru) |
CN (1) | CN104885160B (ru) |
BR (1) | BR112015011972B1 (ru) |
CA (1) | CA2892392C (ru) |
EA (1) | EA026272B1 (ru) |
HU (1) | HUE035298T2 (ru) |
RU (1) | RU2521863C1 (ru) |
UA (1) | UA111453C2 (ru) |
WO (1) | WO2014081332A1 (ru) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2756231C1 (ru) * | 2021-03-15 | 2021-09-28 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
RU2775269C1 (ru) * | 2021-08-11 | 2022-06-29 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
WO2023018350A1 (ru) * | 2021-08-11 | 2023-02-16 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Families Citing this family (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101513139B1 (ko) * | 2013-11-28 | 2015-04-17 | 한국원자력연구원 | 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전 |
CN105244064B (zh) * | 2015-09-15 | 2017-06-23 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态重金属冷却反应堆冷却剂排空系统及排空方法 |
ITUA20163716A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante |
IT201600069589A1 (it) * | 2016-07-05 | 2018-01-05 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare munito di scambiatore di calore rialzato |
CN106205749B (zh) * | 2016-08-29 | 2018-06-15 | 北京新核清能科技有限公司 | 核反应堆系统 |
CN107622803A (zh) * | 2017-10-12 | 2018-01-23 | 中国科学技术大学 | 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道 |
CN108518663B (zh) * | 2018-03-30 | 2019-10-29 | 清华大学天津高端装备研究院 | 一种适用于铅铋堆的蒸汽发生器及核设备 |
CN110767331B (zh) * | 2019-11-05 | 2022-07-15 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种小型液态金属反应堆箱式堆顶盖 |
CN113130095B (zh) * | 2021-03-05 | 2022-05-17 | 安徽中科超核科技有限公司 | 一种屏蔽一体化反应堆及其制备方法 |
CN113539528A (zh) * | 2021-07-30 | 2021-10-22 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 地下核电站非能动循环冷却系统及其使用方法 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2300817C2 (ru) * | 2005-06-30 | 2007-06-10 | ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Ядерная паропроизводящая установка |
RU2408094C2 (ru) * | 2005-09-21 | 2010-12-27 | Ансальдо Нуклеаре С.П.А. | Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением |
WO2012045691A1 (fr) * | 2010-10-04 | 2012-04-12 | Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives | Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium ("sodium fast reactor" ) de type intégré |
Family Cites Families (21)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE638823A (ru) * | 1962-10-17 | |||
GB1128913A (en) * | 1965-02-05 | 1968-10-02 | English Electric Co Ltd | Nuclear reactors |
FR1525183A (fr) * | 1967-03-28 | 1968-05-17 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire |
FR2289031A1 (fr) * | 1974-08-29 | 1976-05-21 | Commissariat Energie Atomique | Bouchon couvercle pour coeur de reacteur nucleaire |
FR2289033A1 (fr) * | 1974-09-06 | 1976-05-21 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de calorifugeage de surfaces horizontales de fermeture pour reacteur nucleaire refroidi par metal liquide |
DE2535378A1 (de) * | 1975-08-08 | 1977-02-24 | Interatom | Entkoppelter primaerkreis |
FR2535510A1 (fr) | 1982-10-29 | 1984-05-04 | Novatome | Dispositif de purification du metal liquide de refroidissement d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
JPS6337289A (ja) * | 1986-08-01 | 1988-02-17 | 株式会社東芝 | タンク型原子炉 |
US4765948A (en) * | 1986-08-29 | 1988-08-23 | Stone & Webster Engineering Corporation | Coolant circulation system for a liquid metal nuclear reactor |
US5030411A (en) * | 1988-11-14 | 1991-07-09 | Westinghouse Electric Corp. | Removal of impurities from coolant of a nuclear reactor |
US4976913A (en) | 1989-04-24 | 1990-12-11 | Schoessow Glen J | Nuclear energy system using pelletized fuel in a boiling liquid reactor |
JPH07159563A (ja) * | 1993-12-06 | 1995-06-23 | Toshiba Corp | 液体金属冷却型原子炉 |
US5499277A (en) * | 1994-08-19 | 1996-03-12 | General Electric Company | Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance |
AU2905301A (en) | 1999-11-24 | 2001-06-04 | Impulse Devices, Inc. | A liquid based cavitation nuclear reactor including a system for externally processing the reactor liquid |
US7139352B2 (en) * | 1999-12-28 | 2006-11-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core |
JP2001264476A (ja) * | 2000-03-17 | 2001-09-26 | Toshiba Corp | 重金属冷却炉 |
RU15955U1 (ru) | 2000-04-10 | 2000-11-27 | Сибирский медицинский университет | Устройство для оценки возбуждения дыхательного центра |
US7864913B2 (en) * | 2004-02-19 | 2011-01-04 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof |
RU2298849C2 (ru) | 2005-06-16 | 2007-05-10 | ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Активная зона ядерного реактора |
KR101522917B1 (ko) | 2007-09-26 | 2015-05-26 | 델 노바 비스 에스.알.엘. | 신개념의 연료 요소를 갖춘 원자로, 특히 풀 타입 원자로 |
JP5624355B2 (ja) * | 2010-04-21 | 2014-11-12 | 株式会社東芝 | 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法 |
-
2012
- 2012-11-26 CA CA2892392A patent/CA2892392C/en active Active
- 2012-11-26 HU HUE12888903A patent/HUE035298T2/en unknown
- 2012-11-26 CN CN201280077308.5A patent/CN104885160B/zh active Active
- 2012-11-26 BR BR112015011972-7A patent/BR112015011972B1/pt active IP Right Grant
- 2012-11-26 UA UAA201505808A patent/UA111453C2/uk unknown
- 2012-11-26 EP EP12888903.7A patent/EP2924690B1/en active Active
- 2012-11-26 WO PCT/RU2012/000979 patent/WO2014081332A1/ru active Application Filing
- 2012-11-26 US US14/646,503 patent/US9947421B2/en active Active
- 2012-11-26 RU RU2013111585/07A patent/RU2521863C1/ru active
- 2012-11-26 JP JP2015544031A patent/JP6063581B2/ja active Active
- 2012-11-26 EA EA201590867A patent/EA026272B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2012-11-26 KR KR1020157016472A patent/KR101791758B1/ko active IP Right Grant
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2300817C2 (ru) * | 2005-06-30 | 2007-06-10 | ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" | Ядерная паропроизводящая установка |
RU2408094C2 (ru) * | 2005-09-21 | 2010-12-27 | Ансальдо Нуклеаре С.П.А. | Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением |
WO2012045691A1 (fr) * | 2010-10-04 | 2012-04-12 | Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives | Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium ("sodium fast reactor" ) de type intégré |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2756231C1 (ru) * | 2021-03-15 | 2021-09-28 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
WO2022197205A1 (ru) * | 2021-03-15 | 2022-09-22 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем |
RU2775269C1 (ru) * | 2021-08-11 | 2022-06-29 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
WO2023018350A1 (ru) * | 2021-08-11 | 2023-02-16 | Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" | Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
RU2777381C1 (ru) * | 2021-12-27 | 2022-08-02 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) | Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с конфузором и перфорированным кронштейном на входе в главный циркуляционный насос |
RU2778550C1 (ru) * | 2021-12-27 | 2022-08-22 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) | Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с перфорированной решеткой распределения расхода на входе в парогенератор |
RU2798478C1 (ru) * | 2022-12-27 | 2023-06-23 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Ядерный реактор интегрального типа с жидкометаллическим теплоносителем |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2924690A4 (en) | 2016-08-03 |
EA201590867A1 (ru) | 2015-08-31 |
KR20150088285A (ko) | 2015-07-31 |
BR112015011972B1 (pt) | 2020-11-03 |
UA111453C2 (uk) | 2016-04-25 |
US20150294745A1 (en) | 2015-10-15 |
HUE035298T2 (en) | 2018-05-02 |
CA2892392C (en) | 2019-01-08 |
JP2015535605A (ja) | 2015-12-14 |
KR101791758B1 (ko) | 2017-11-20 |
EA026272B1 (ru) | 2017-03-31 |
JP6063581B2 (ja) | 2017-01-18 |
CA2892392A1 (en) | 2014-05-30 |
CN104885160A (zh) | 2015-09-02 |
CN104885160B (zh) | 2017-10-10 |
WO2014081332A1 (ru) | 2014-05-30 |
EP2924690A1 (en) | 2015-09-30 |
US9947421B2 (en) | 2018-04-17 |
EP2924690B1 (en) | 2017-09-27 |
BR112015011972A2 (pt) | 2017-07-11 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2521863C1 (ru) | Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем (варианты) | |
US8971477B2 (en) | Integral helical coil pressurized water nuclear reactor | |
JP7430769B2 (ja) | エネルギー変換システムへの接続にプリント回路型熱交換器を用いるプール型液体金属高速スペクトル原子炉 | |
EP2852954B1 (en) | Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors | |
US4737337A (en) | Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger | |
KR20110106850A (ko) | 반응로 용기 냉각제 편향 차폐부 | |
CN103208317A (zh) | 具有外部蒸汽鼓筒的一体式压水反应堆 | |
EP1990806B1 (en) | Steam-water separator | |
EP0200989B1 (en) | Double tube helical coil steam generator | |
CN103733264A (zh) | 核蒸汽发生器蒸汽喷嘴限流器 | |
JP7439263B2 (ja) | 一体型原子炉 | |
EA041381B1 (ru) | Ядерный реактор интегрального типа (варианты) | |
Wolowodiuk | Liquid metal steam generator | |
RU73757U1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
JPH02251797A (ja) | 沸騰水型原子炉 |