RU2545098C1 - Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем - Google Patents

Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем Download PDF

Info

Publication number
RU2545098C1
RU2545098C1 RU2014103269/07A RU2014103269A RU2545098C1 RU 2545098 C1 RU2545098 C1 RU 2545098C1 RU 2014103269/07 A RU2014103269/07 A RU 2014103269/07A RU 2014103269 A RU2014103269 A RU 2014103269A RU 2545098 C1 RU2545098 C1 RU 2545098C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
coolant
circulation
lead
steam
Prior art date
Application number
RU2014103269/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Борис Борисович Кубинцев
Виктор Николаевич Леонов
Александр Викторович Лопаткин
Юрий Васильевич Чернобровкин
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом", Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to RU2014103269/07A priority Critical patent/RU2545098C1/ru
Priority to JP2016548236A priority patent/JP6195996B2/ja
Priority to CA2937668A priority patent/CA2937668C/en
Priority to CN201480074054.0A priority patent/CN106062883B/zh
Priority to KR1020167020303A priority patent/KR101752717B1/ko
Priority to PCT/RU2014/000896 priority patent/WO2015115930A1/ru
Priority to EP14880808.2A priority patent/EP3101658B1/en
Priority to US15/112,548 priority patent/US9715948B2/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2545098C1 publication Critical patent/RU2545098C1/ru

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
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • 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
    • 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
    • G21C15/253—Promoting flow of the coolant for gases, e.g. blowers
    • 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
    • G21C15/26—Promoting flow of the coolant by convection, e.g. using chimneys, using divergent channels
    • 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
    • G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/06—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium
    • F22B1/063—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium for metal cooled nuclear reactors
    • 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

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах c теплоносителем в виде свинца или его сплава. Установка включает шахту реактора с верхним перекрытием, размещенный в шахте реактор с активной зоной, парогенераторы, циркуляционных насосы, циркуляционные трубопроводы, системы исполнительных механизмов и устройств для обеспечения пуска, эксплуатации и остановки реакторной установки. Парогенераторы выполнены в виде трубчатых теплообменников, в которых свинцовый теплоноситель течет внутри труб, а вода-пар - в межтрубном пространстве, парогенераторы размещены в отдельных боксах и сообщены с шахтой реактора циркуляционными трубопроводами подъема и слива свинцового теплоносителя. Парогенераторы и большая часть циркуляционных трубопроводов размещены выше уровня свинцового теплоносителя в шахте реактора, циркуляционные насосы размещены в шахте реактора на циркуляционных трубопроводах подъема горячего свинцового теплоносителя, обеспечена естественная циркуляция свинцового теплоносителя при отключении циркуляционных насосов. Технический результат - снижение удельного объема свинцового теплоносителя на единицу мощности реактора. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца или его сплава.
Перспективное развитие атомной энергетики связано с созданием энергетических реакторов на быстрых нейтронах, применение которых позволит решить принципиальные проблемы эффективного и безопасного использования ядерного топлива при замыкании ядерного топливного цикла и обеспечения экологической безопасности. В настоящее время ведется разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах нового поколения с нитридным уран-плутониевым топливом и свинцовым теплоносителем. Такие реакторы имеют принципиальные преимущества по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, а также с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и могут быть положены в основу создания энергетических установок с высокой степенью надежности, безопасности и практически неограниченным топливообеспечением (The next generation of fast reactors. / E.O. Adamov, V.V. Orlov, A.I. Filin, V.N. Leonov, A.G. Sila-Novitsky, V.S. Smirnov, V.S. Tsikunov // Nuclear Engineering and Design. - 1997. - Vol.173, №1-3. - P.143-150).
Известны проектно-конструкторские проработки по реакторной установке бассейнового типа с интегрально-петлевой компоновкой основного оборудования на основе реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем, описанная в проекте опытно-демонстрационного реактора БРЕСТ-ОД-300 (Конструктивные и компоновочные решения основных узлов и оборудования реактора БРЕСТ-ОД-300. В.Н. Леонов, А.А. Пикапов, А.Г. Сила-Новицкий и др. ВАНТ, серия: Обеспечение безопасности АЭС, выпуск 4, Москва, ГУП НИКИЭТ, 2004 г., стр.65-72.
Установка включает железобетонную шахту с внутренней стальной облицовкой, блок корпусов реактора с верхним перекрытием, активную зону, систему исполнительных механизмов воздействия на реактивность активной зоны, блоки парогенераторов и главных циркуляционных насосов, систему массообменников и фильтров для очистки теплоносителя, систему перегрузки элементов активной зоны, систему контроля технологических параметров и другие вспомогательные системы. Блок корпусов реактора БРЕСТ-ОД-300 выполнен в виде центральной и четырех периферийных цилиндрических шахт с плоскими днищами, которые совместно с верхним перекрытием образуют границу первого контура реакторной установки, в котором циркулирует теплоноситель, обеспечивая теплоотвод от активной зоны, и формируется объем защитного газа, а также размещены внутриреакторные устройства и оборудование. Активная зона размещена в центральной шахте блока корпусов, а блоки парогенераторов размещаются в четырех периферийных шахтах, соединенных с центральной шахтой верхними и нижними патрубками. Каждый парогенератор выполнен в виде трубчатого теплообменника для нагрева воды (пара) закритических параметров, который погружен в поток свинцового теплоносителя, движущегося в межтрубном пространстве корпуса парогенератора сверху вниз. В случае разгерметизации труб и выхода пара в контур циркуляции свинцового теплоносителя предусматривается отключение парогенератора путем перекрытия трубопроводов питательной воды и острого пара по второму контуру. Циркуляция свинцового теплоносителя в реакторе БРЕСТ-ОД-300 осуществляется путем его перекачки циркуляционными насосами из шахты парогенератора на уровень напорной камеры реактора, из которой теплоноситель опускается до входной камеры активной зоны, поднимается и нагревается в активной зоне при контакте с твэлами тепловыделяющих сборок и затем поступает в общую камеру «горячего» теплоносителя. Далее теплоноситель перетекает во входные камеры и межтрубное пространство парогенераторов, охлаждается и поступает на вход циркуляционных насосов, а затем снова подается в напорную камеру реактора.
Описанная конструкция установки предназначена для создания опытного реактора БРЕСТ-ОД-300 и проверки технических решений, которые могут быть положены в основу создания энергетических реакторов нового поколения на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. В таких реакторах предусматривается использование интегрально-петлевой компоновки основного оборудования, которая характеризуется большими габаритами и значительной удельной массой используемого свинцового теплоносителя на единицу вырабатываемой мощности. Так, этот показатель для реактора БРЕСТ-1200 составляет от 1,4 м3/МВт и более, в зависимости от единичной мощности основного оборудования и компоновочных решений.
Известна ядерная энергетическая установка бассейнового типа с интегрально-петлевой компоновкой основного оборудования на основе реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем (Ru 2247435), которая принята за прототип. Установка включает реактор, размещенный в центральном баке, парогенераторы и циркуляционные насосы, размещенные в периферийных баках, а также систему обработки теплоносителя газовыми смесями для восстановления окислов свинца. Реактор, парогенераторы, циркуляционные насосы размещены под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя. Парогенераторы установки выполнены в виде трубчатого теплообменника, в котором в трубах подается вода (пар), а в межтрубном пространстве сверху вниз циркулирует свинцовый теплоноситель. В реакторной установке между свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя и верхним перекрытием выполнена общая газовая полость, сообщенная с системой циркуляции и очистки газа.
Недостатком указанного технического решения является размещение оборудования с высоким внутренним давлением (парогенераторов) в периферийных баках, заполненных расплавленным свинцом. Это повышает вероятность возникновения аварий при разгерметизации труб парогенераторов и попадания воды (пара) в теплоноситель. Кроме того, интегрально-петлевая компоновка основного оборудования характеризуется высоким удельным объемом свинцового теплоносителя на единицу мощности реактора, что приводит к увеличению размеров реактора и капитальных затрат при создании реактора.
Задача изобретения состоит в совершенствовании конструкции реакторной установки на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, использовании новых компоновочных решений, снижении затрат на создание и эксплуатацию установки при обеспечении высокой степени ее безопасности при нормальной эксплуатации, а также при возникновении аварийных режимов.
Поставленная задача решается за счет технического результата изобретения - снижения удельного объема свинцового теплоносителя на единицу мощности реактора, размещения оборудования с высоким внутренним давлением (парогенератор) вне активной среды (свинцового теплоносителя).
Технический результат достигается тем, что в реакторной установке (включающей шахту реактора с верхним перекрытием, размещенный в шахте реактор с активной зоной, парогенераторы, циркуляционных насосы, циркуляционные трубопроводы, системы исполнительных механизмов и устройств для обеспечения пуска, эксплуатации и остановки реакторной установки) парогенераторы (так называемые обратные) выполнены в виде трубчатых теплообменников, в которых теплоноситель течет внутри труб, а вода-пар - в межтрубном пространстве, размещены в отдельных боксах и сообщены с шахтой реактора циркуляционными трубопроводами подъема и слива свинцового теплоносителя, парогенераторы и большая часть циркуляционных трубопроводов размещены выше уровня свинцового теплоносителя в шахте реактора, циркуляционные насосы размещены в шахте реактора на циркуляционных трубопроводах подъема "горячего" свинцового теплоносителя и предусмотрено техническое средство для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя через активную зону реактора при отключении циркуляционных насосов.
В частном варианте выполнения техническое средство для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя через активную зону реактора при отключении циркуляционных насосов выполнено в виде отверстий в обечайке, разделяющей опускной и подъемный участки контура циркуляции теплоносителя в шахте реактора.
В другом частном варианте выполнения средство для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя снабжено устройством для минимизации перетекания теплоносителя через сквозные отверстия в обечайке при работе реактора в нормальном режиме. Это устройство выполнено в виде байпаса на подъемном участке циркуляционного трубопровода, который сообщен со сквозными отверстиями в обечайке и с опускным участком контура циркуляции теплоносителя в шахте реактора.
В другом частном варианте технического решения устройство для минимизации перетекания теплоносителя выполнено в виде вспомогательного насоса для перекачивания теплоносителя из подъемного участка в опускной участок контура циркуляции теплоносителя в шахте реактора.
В другом частном варианте выполнения установки на каждом парогенераторе установлено устройство сброса пара при повышении температуры теплоносителя выше допустимой.
В другом частном варианте выполнения реакторной установки газовые полости каждого бокса парогенератора снабжены устройствами для аварийного сброса пара.
Сущность изобретения состоит в создании реакторной установки с тяжелым теплоносителем с полуинтегральной компоновкой, при которой основное оборудование, включая циркуляционные насосы, размещено в шахте реактора, выбраны парогенераторы обратного типа и размещены в отдельных боксах выше свободного уровня свинца в шахте реактора. Такое выполнение установки позволяет повысить надежность и безопасность реакторной установки при нормальной эксплуатации и при возникновении аварийных режимов, а также уменьшить объем свинцового теплоносителя, что снизит капитальные затраты при сооружении энергоблока.
На фиг.1 представлена схема реакторной установки в соответствии с предлагаемым техническим решением.
На фиг.2 представлена схема выполнения первого варианта устройства для минимизации перетекания теплоносителя при работе установки в нормальном режиме через отверстия, предназначенные для обеспечения естественной циркуляции теплоносителя при отключенных циркуляционных насосах.
На фиг.3 представлена схема второго варианта выполнения устройства для минимизации перетекания теплоносителя при работе установки в нормальном режиме через отверстия, предназначенные для обеспечения естественной циркуляции теплоносителя при отключенных циркуляционных насосах.
Реакторная установка включает шахту реактора 1 с верхним перекрытием 2, размещенный в шахте 1 реактор 3 с активной зоной 4, парогенераторы 5, размещенные в отдельных боксах 6, циркуляционные насосы 7, циркуляционные трубопроводы 8 и 9, а также системы исполнительных механизмов и устройств для обеспечения пуска, эксплуатации и аварийной остановки реактора (не показаны). Парогенераторы 5, выполненные в виде трубчатых теплообменников, сообщены с шахтой реактора 1 циркуляционными трубопроводами подъема 8 и слива 9 свинцового теплоносителя 10 и размещены выше «холодного» уровня 11 теплоносителя. Рабочие колеса циркуляционных насосов 7 размещены в шахте 1 реактора ниже «горячего» уровня 12 свинцового теплоносителя 10.
Парогенераторы 5 выполнены таким образом, что свинцовый теплоноситель движется в трубках парогенератора сверху вниз. Вода второго контура поступает в парогенератор через нижний патрубок 27, и пар отводится через верхний патрубок 28.
В частном варианте выполнения установка снабжена техническим средством для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя через активную зону реактора 4 при отключении циркуляционных насосов 7. Это средство может быть выполнено, например, в виде сквозных отверстий 13 в обечайке 14, разделяющей подъемный 15 и опускной 16 участки контура циркуляции свинцового теплоносителя в шахте 1 реактора.
В другом частном варианте исполнения техническое средство выполнено в виде устройства для минимизации перетекания теплоносителя через сквозные отверстия 13 в обечайке 14 при работе реактора в нормальном режиме. Это устройство может быть выполнено (фиг.2) в виде байпаса 17, соединяющего подъемный участок циркуляционного трубопровода 8 с подъемным участком 15 контура циркуляции через отверстия 24 и с опускным участком 16 контура циркуляции через отверстия 13.
Устройство для минимизации перетекания свинцового теплоносителя может быть также выполнено (фиг.3) в виде вспомогательного насоса 18 для перекачивания теплоносителя из подъемного участка 15 в опускной участок 16 контура циркуляции теплоносителя в шахте 1 реактора.
На каждом парогенераторе 5 установлено устройство 19 для сброса пара при повышении температуры теплоносителя выше допустимой, а также устройство 20 для сброса пара из бокса 6 в атмосферу. Газовая полость 21 шахты 1 реактора и газовые полости 22 боксов 6 парогенераторов 5 разделены между собой герметичным устройством 23.
Циркуляция свинцового теплоносителя в первом контуре реакторной установки осуществляется следующим образом. Теплоноситель из подъемного участка 15 реактора с помощью циркуляционных насосов 7 перекачивается по подъемным циркуляционным трубопроводам 8 в верхнюю часть парогенератора 5, а затем по сливным циркуляционным трубам 9 поступает в опускной участок 16 контура циркуляции свинцового теплоносителя в шахте 1 реактора. Из опускного участка циркуляции 16 теплоноситель поступает в активную зону 4, где нагревается при контакте с поверхностью твэлов. Далее теплоноситель поступает в циркуляционные насосы 7, замыкая контур циркуляции в нормальном режиме работы установки.
Количество свинцового теплоносителя в шахте 1 реактора и парогенераторах 5 рассчитывается таким образом, чтобы в случае разгерметизации циркуляционных трубопроводов 8 и 9 или нарушении герметичности парогенераторов уровень свинцового теплоносителя в шахте 1 реактора оставался бы достаточным для охлаждения активной зоны 4 реактора в режиме естественной циркуляции.
При отключении циркуляционных насосов 7 теплоноситель полностью сливается из парогенераторов 5 в опускной участок 16 контура циркуляции теплоносителя в шахте 1 реактора и поступает в активную зону 4, а затем в подъемный участок 15 контура циркуляции. При этом перепад между «горячим» 11 и «холодным» 12 уровнями теплоносителя уменьшается, и теплоноситель через сквозные отверстия 13 в обечайке 14 поступает из подъемного участка 15 контура циркуляции в опускной участок 16, замыкая контур естественной циркуляции свинцового теплоносителя в аварийном режиме.
Для компенсации перетекания теплоносителя через отверстия 13 при работе установки в нормальном режиме используется устройство (фиг.2) в виде байпаса 17, который сообщает подъемный участок циркуляционного трубопровода 8 с участком 15 контура циркуляции через отверстия 24 и с опускным участком 16 контура циркуляции через отверстия 13. При работе циркуляционного насоса 7 большая часть расхода теплоносителя через отверстия 24 в трубопроводе байпаса 17 поступает на участок 15, а небольшая часть расхода перетекает в опускной участок 16 контура циркуляции через отверстия 13. При отключении циркуляционных насосов 7 и выравнивании «холодного» 11 и «горячего» 12 уровней формируется естественная циркуляция теплоносителя.
Устройство для компенсации перетекания теплоносителя, представленное на фиг.3, может быть также выполнено в виде вспомогательного насоса 18 и трубопровода 25, который сообщает подъемный 15 и опускной 16 участки контура циркуляции теплоносителя через отверстие 13. При работе насоса 18 в трубопроводе 25 создается напор, препятствующий перетеканию теплоносителя из опускного участка 16 в подъемный участок 15 контура циркуляции. Насосы 18 могут быть выполнены с маховыми массами, что способствует формированию естественной циркуляции теплоносителя при отключении циркуляционных насосов 7.
Полуинтегральная компоновка установки и размещение обратных парогенераторов 5 выше уровня свинцового теплоносителя в шахте 1 позволяет полностью слить свинцовый теплоноситель в реактор, что защищает установку от замораживания теплоносителя при авариях с разрывом паропроводов второго контура, а также существенно облегчает отмывку от отложений на трубках парогенераторов.
Использование парогенераторов обратного типа 5 в реакторной установке существенно повышает их надежность, так как трубки 26 парогенераторов в этом случае нагружены внешним давлением теплоносителя второго контура (воды-пара). При этом, в случае аварийного повышения температуры свинцового теплоносителя на входе в парогенераторы 5, происходит потеря устойчивости трубок, но не их разрушение (как в прямом теплообменнике), а их смятие, что обеспечивает практическую невозможность выхода активного теплоносителя за пределы 1 контура, а также поступление воды-пара в контур циркуляции свинцового теплоносителя. Парогенераторы 5 снабжены активными и пассивными устройствами сброса пара, что ограничивает последствия аварий и исключает возможность выброса в окружающую среду радиоактивных веществ.
Таким образом, практическое использование предложенной конструкции реакторной установки позволит существенно уменьшить объем свинцового теплоносителя и повысить надежность и безопасность реакторной установки при нормальной эксплуатации, а также при возникновении аварийных режимов.

Claims (6)

1. Реакторная установка, включающая шахту с верхним перекрытием, размещенный в шахте реактор с активной зоной, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы, системы исполнительных механизмов и устройств для обеспечения пуска, эксплуатации и аварийной остановки реактора, отличающаяся тем, что выбраны парогенераторы обратного типа и размещены в отдельных боксах выше уровня свинцового теплоносителя в шахте реактора, парогенераторы сообщены с шахтой реактора циркуляционными трубопроводами подъема и слива свинцового теплоносителя, главные циркуляционные насосы размещены в шахте реактора на главных циркуляционных трубопроводах подъема горячего свинцового теплоносителя, в шахте реактора размещено устройство для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя через активную зону при отключении циркуляционных насосов.
2. Реакторная установка по п.1, отличающаяся тем, что устройство для обеспечения естественной циркуляции свинцового теплоносителя выполнено в виде отверстий в обечайке, разделяющей опускной и подъемный участки контура циркуляции теплоносителя в шахте реактора и средства для минимизации перетекания теплоносителя через упомянутые отверстия при работе установки в нормальном режиме.
3. Реакторная установка по п.2, отличающаяся тем, что средство для минимизации перетекания теплоносителя выполнено в виде байпаса на подъемном участке циркуляционного трубопровода, сообщенного с опускным участком контура циркуляции теплоносителя в шахте реактора.
4. Реакторная установка по п.2, отличающаяся тем, что средство для минимизации перетекания теплоносителя выполнено в виде вспомогательных насосов с трубопроводами, которые сообщают подъемный и опускной участки контура циркуляции теплоносителя через отверстия в обечайке.
5. Реакторная установка по п.1, отличающаяся тем, что на каждом парогенераторе установлено устройство сброса пара при повышении температуры теплоносителя выше допустимой.
6. Реакторная установка по п.1 или 5, отличающаяся тем, что каждый бокс парогенератора снабжен устройством для аварийного сброса пара.
RU2014103269/07A 2014-01-31 2014-01-31 Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем RU2545098C1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014103269/07A RU2545098C1 (ru) 2014-01-31 2014-01-31 Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
JP2016548236A JP6195996B2 (ja) 2014-01-31 2014-11-27 鉛冷却高速炉を備えた原子炉システム
CA2937668A CA2937668C (en) 2014-01-31 2014-11-27 Reactor system with a lead-cooled fast reactor
CN201480074054.0A CN106062883B (zh) 2014-01-31 2014-11-27 具有铅冷快速反应堆的反应堆系统
KR1020167020303A KR101752717B1 (ko) 2014-01-31 2014-11-27 납-냉각 고속 원자로를 구비한 원자로 시스템
PCT/RU2014/000896 WO2015115930A1 (ru) 2014-01-31 2014-11-27 Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
EP14880808.2A EP3101658B1 (en) 2014-01-31 2014-11-27 Reactor system with a lead-cooled fast reactor
US15/112,548 US9715948B2 (en) 2014-01-31 2014-11-27 Reactor system with a lead-cooled fast reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014103269/07A RU2545098C1 (ru) 2014-01-31 2014-01-31 Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2545098C1 true RU2545098C1 (ru) 2015-03-27

Family

ID=53383168

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014103269/07A RU2545098C1 (ru) 2014-01-31 2014-01-31 Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9715948B2 (ru)
EP (1) EP3101658B1 (ru)
JP (1) JP6195996B2 (ru)
KR (1) KR101752717B1 (ru)
CN (1) CN106062883B (ru)
CA (1) CA2937668C (ru)
RU (1) RU2545098C1 (ru)
WO (1) WO2015115930A1 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2634426C1 (ru) * 2016-08-09 2017-10-30 Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем
RU2706801C1 (ru) * 2018-12-14 2019-11-21 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" Парогенератор обратного типа для реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
RU2730589C2 (ru) * 2016-05-04 2020-08-24 Лучано ЧИНОТТИ Ядерный реактор с автономной активной зоной
RU2756230C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2643362C1 (ru) * 2017-01-16 2018-02-01 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Способ обращения с радиоактивными растворами после дезактивации поверхностей защитного оборудования
CN106981320A (zh) * 2017-04-21 2017-07-25 中广核研究院有限公司 一种自然循环冷却液态重金属反应堆
RU2691755C2 (ru) 2017-07-24 2019-06-18 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах
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
CN111933316B (zh) * 2020-08-12 2023-06-02 三门核电有限公司 一种压水堆反应堆堆腔区域高效冷却的方法
US11798697B2 (en) * 2020-08-17 2023-10-24 Terrapower, Llc Passive heat removal system for nuclear reactors
CN113539529B (zh) * 2021-06-17 2023-11-14 中国核电工程有限公司 一种池式反应堆余热排出系统及方法
KR20230071687A (ko) 2021-11-16 2023-05-23 울산과학기술원 이중벽단일통과-증기발생기

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002257967A (ja) * 2001-03-02 2002-09-11 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高速増殖炉
RU2003121666A (ru) * 2003-07-14 2005-01-10 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образовани Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) (RU) Ядерная энергетическая установка
EP2472522A2 (en) * 2010-12-29 2012-07-04 Westinghouse Electric Company LLC Optimum configuration for fast reactors
RU2473984C1 (ru) * 2011-05-12 2013-01-27 Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" Реакторная установка

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3262856A (en) * 1965-01-14 1966-07-26 Edward S Bettis Fused-salt-fueled, molten-metal-cooled power breeder reactor system
US3865688A (en) * 1970-08-05 1975-02-11 Frank W Kleimola Passive containment system
FR2486296B1 (fr) * 1980-07-04 1986-06-06 Electricite De France Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
US4367194A (en) * 1980-09-22 1983-01-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Emergency core cooling system
JPS60140189A (ja) * 1983-12-27 1985-07-25 三菱原子力工業株式会社 液体金属冷却高速増殖炉の冷却系
JPS6435398A (en) * 1987-07-31 1989-02-06 Mitsubishi Atomic Power Ind Reactor cooling structure for liquid-metal cooled reactor
JPS6488291A (en) * 1987-09-30 1989-04-03 Toshiba Corp Fast breeder reactor
JPH07209470A (ja) * 1994-01-20 1995-08-11 Toshiba Corp 高速炉の崩壊熱除去装置
JPH09243778A (ja) * 1996-03-08 1997-09-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 蒸気発生器二次側による減圧システム
JP4746911B2 (ja) * 2005-04-27 2011-08-10 財団法人電力中央研究所 高速炉および高速炉施設の建設方法
FR2938691B1 (fr) * 2008-11-19 2010-12-24 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees
BR112012010389A2 (pt) * 2009-11-02 2020-08-18 Searete, Llc "reator de fissão nuclear de ondas estacionárias e métodos"
CN102859606A (zh) 2010-02-05 2013-01-02 斯姆尔有限公司 具有初级冷却剂的自然循环的核反应堆系统
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
US9593684B2 (en) 2011-07-28 2017-03-14 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus
US9336908B2 (en) 2011-10-26 2016-05-10 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002257967A (ja) * 2001-03-02 2002-09-11 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 高速増殖炉
RU2003121666A (ru) * 2003-07-14 2005-01-10 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образовани Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) (RU) Ядерная энергетическая установка
EP2472522A2 (en) * 2010-12-29 2012-07-04 Westinghouse Electric Company LLC Optimum configuration for fast reactors
RU2473984C1 (ru) * 2011-05-12 2013-01-27 Открытое акционерное общество "Центральное конструкторское бюро машиностроения" Реакторная установка

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2730589C2 (ru) * 2016-05-04 2020-08-24 Лучано ЧИНОТТИ Ядерный реактор с автономной активной зоной
RU2634426C1 (ru) * 2016-08-09 2017-10-30 Акционерное общество "Конструкторское бюро специального машиностроения" Металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем
RU2706801C1 (ru) * 2018-12-14 2019-11-21 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Госкорпорация "Росатом" Парогенератор обратного типа для реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
WO2020122770A2 (ru) 2018-12-14 2020-06-18 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Парогенератор обратного типа для реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
WO2020122770A3 (ru) * 2018-12-14 2020-08-06 Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Парогенератор обратного типа для реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
US11802686B2 (en) 2018-12-14 2023-10-31 State Atomic Energy Corporation “Rosatom” Acts on Behalf of the Russian Federation Reverse steam generator for a lead-cooled fast reactor
RU2756230C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
WO2022197206A1 (ru) * 2021-03-15 2022-09-22 Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
CN116982120A (zh) * 2021-03-15 2023-10-31 阿科姆工程合资(控股)公司 具有重液态金属冷却剂的核反应堆
CN116982120B (zh) * 2021-03-15 2024-03-15 阿科姆工程合资(控股)公司 具有重液态金属冷却剂的核反应堆

Also Published As

Publication number Publication date
EP3101658A1 (en) 2016-12-07
CA2937668A1 (en) 2015-08-06
KR101752717B1 (ko) 2017-06-30
JP2017504035A (ja) 2017-02-02
US20160336082A1 (en) 2016-11-17
EP3101658A4 (en) 2017-09-20
WO2015115930A1 (ru) 2015-08-06
CN106062883B (zh) 2018-05-08
EP3101658B1 (en) 2019-08-21
KR20160096718A (ko) 2016-08-16
CN106062883A (zh) 2016-10-26
CA2937668C (en) 2017-01-24
US9715948B2 (en) 2017-07-25
JP6195996B2 (ja) 2017-09-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2545098C1 (ru) Реакторная установка с реактором на быстрых нейтронах и свинцовым теплоносителем
RU2496163C2 (ru) Ядерный реактор с улучшенным охлаждением в аварийной ситуации
US8891723B2 (en) Stable startup system for a nuclear reactor
CN102956275A (zh) 具有紧凑的非能动安全系统的压水反应堆
JP6309972B2 (ja) 原子力発電施設並びにその冷却材の液位を維持する方法
US9728281B2 (en) Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor
JP6305936B2 (ja) 水中発電モジュール
US9431136B2 (en) Stable startup system for nuclear reactor
KR101250479B1 (ko) 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법
JP7289032B2 (ja) 上昇式熱交換器を備えた原子炉
JP6203196B2 (ja) 発電モジュール
JP6305935B2 (ja) 潜水エネルギー生成モジュール
JP6305937B2 (ja) 潜水または水中発電モジュール
RU2634426C1 (ru) Металлобетонный корпус ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем
JP6359318B2 (ja) 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント
JP6307443B2 (ja) 潜水発電モジュール
JP2014048110A (ja) 原子炉圧力容器の冷却設備
KR20220098791A (ko) 일체형 원자로(실시예)
CN116525154A (zh) 小型铅冷海洋池式自然循环反应堆非能动余热排出系统及其使用方法
KR20220012511A (ko) 피동보조급수계통의 피동응축탱크 냉각 시스템
WO2021109136A1 (zh) 核电厂非能动二次侧余热排出系统