RU2578590C1 - Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents
Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем Download PDFInfo
- Publication number
- RU2578590C1 RU2578590C1 RU2015112910/07A RU2015112910A RU2578590C1 RU 2578590 C1 RU2578590 C1 RU 2578590C1 RU 2015112910/07 A RU2015112910/07 A RU 2015112910/07A RU 2015112910 A RU2015112910 A RU 2015112910A RU 2578590 C1 RU2578590 C1 RU 2578590C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- assemblies
- heat carrier
- liquid metal
- nuclear reactor
- Prior art date
Links
Images
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 ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной техники и может использоваться в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем - свинцом или расплавом свинца и висмута.
Наиболее близким аналогом изобретения является ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по проекту БРЕСТ-ОД-300. Ядерный реактор содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями, выходы теплоносителя из которых расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок [см. Годовой отчет НИКИЭТ-2013: Сб. статей. М.: ОАО «НИКИЭТ», 2013, стр. 21, 28-29]. Столб свинцового теплоносителя, находящийся во внутренней полости блока, выполняет функцию отражателя нейтронов вместе со стальными элементами конструкции блока, а отвод выделяющегося в блоке тепла происходит за счет циркуляции теплоносителя через полость.
Известное техническое решение имеет ряд недостатков. Нижний подвод теплоносителя в блоки отражателя, выполненный на одном уровне с входом в тепловыделяющие сборки, ухудшает условия охлаждения твэлов, поскольку через них проходит меньше теплоносителя (из-за байпасного отбора во внутренние полости блоков отражателя). В аварийных ситуациях с частичным перекрытием проходного сечения теплосъем со сборок еще более ухудшится, так как возрастет доля теплоносителя, проходящего внутри блоков. Другой недостаток известного решения связан с тем, что для ограничения доли теплоносителя, распределяющегося внутрь блоков, требуется установка на входе в них дросселей, что приводит к дополнительным гидравлическим потерям и механическим нагрузкам.
Задачей изобретения является улучшение технико-экономических показателей эксплуатации ядерного реактора, снижение термических нагрузок на тепловыделяющие сборки.
Получаемый технический результат состоит в увеличении расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки при одновременном снижении гидравлических потерь.
Увеличение расхода через тепловыделяющие сборки достигается вследствие того, что при входе в реактор теплоноситель не поступает в блоки отражателя, а направляется в полном объеме на охлаждение сборок (за исключением незначительной его доли в технологических зазорах между блоками отражателя). А в блоки отражателя поступает теплоноситель, уже предварительно обеспечивший теплосъем со сборок. Кроме того, в аварийных ситуациях с локальным перекрытием проходного сечения расход теплоносителя останется локализованным в зоне сборок из-за невозможности оттока во внутренние полости блоков отражателя.
Снижение гидравлических потерь в заявленном устройстве достигается за счет расположения входа теплоносителя в полости блоков, при котором не требуется его дросселирования. При этом снижаются механические нагрузки на узлы крепления блоков вследствие уменьшения воздействия со стороны жидкометаллического теплоносителя.
Технический результат изобретения достигается за счет того, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащим тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями, выходы теплоносителя из которых расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами.
Сущность изобретения поясняется фигурой, на которой в схематичном виде изображен фрагмент продольного сечения ядерного реактора.
Ядерный реактор 1 на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем включает тепловыделяющие сборки 2, окруженные рядами блоков бокового отражателя 3. В тепловыделяющих сборках 2, выполненных бесчехловыми или с перфорированными чехлами, размещены стержневые твэлы, образующие топливный столб 4. Входы 5 теплоносителя в сборки 2 расположены снизу активной зоны реактора, а выходы 6 - над ней.
Между блоками 3, а также между сборками 2 и блоками предусмотрены технологические зазоры 7.
Блок бокового отражателя 3 представляет собой сборную конструкцию в виде длинномерной призмы, которая может иметь такое же поперечное сечение, как и сборка 2. В блоке 3 выполнена внутренняя проточная полость 8.
Входы 9 теплоносителя во внутренние полости 8 блоков располагаются выше уровня топливного столба 4 тепловыделяющих сборок 2. Выходы 10 теплоносителя из полостей 8 располагаются на том же уровне, что и выходы 6 у тепловыделяющих сборок.
При работе реактора тяжелый жидкометаллический теплоноситель - свинец или расплав свинца с висмутом - поступает снизу в ядерный реактор 1. При этом весь его объем направляется через входы 5 на охлаждение тепловыделяющих сборок 2, за исключением незначительной части, распределяющейся по технологическим зазорам 7. Поскольку сборки 2 выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами, некоторая часть теплоносителя затем отклоняется и направляется из сборок 2 на боковые входы 9 блоков 3. Вследствие того, что входы 9 расположены выше уровня топливного столба 4, в блоки 3 отражателя поступает уже нагретый теплоноситель, предварительно обеспечивший охлаждение сборок. Находясь во внутренних полостях 8, теплоноситель выполняет функцию бокового отражателя нейтронов вместе со стальными элементами конструкции блоков 3. Проходя внутренние полости 8 и охладив, в свою очередь, блоки 3, теплоноситель затем через выходы 10 направляется за пределы активной зоны реактора.
В результате того, что входы 9 разнесены по высоте с входами 5 и выполнены выше уровня топливного столба 4, на охлаждение сборок по всей их высоте направляется максимально возможный расход теплоносителя, а локальные возмущения потока при его развороте и входе в блоки отражателя оказываются вне области топливного столба и не ухудшают условия теплообмена. Одновременно с этим проявляется еще одно преимущество данного технического решения. Поскольку разница давлений между входами 9 и выходами 10 оказывается существенно меньшей, чем при нижнем подводе теплоносителя в блоки, становится возможным ограничить расход теплоносителя через внутренние полости 8 без применения дросселей.
Таким образом, рассмотренная конструкция ядерного реактора, с одной стороны, обеспечивает лучшее охлаждение тепловыделяющих сборок и, с другой стороны, позволяет снизить входные гидравлические потери и уменьшить механические нагрузки на блоки отражателя со стороны теплоносителя.
Claims (1)
- Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями, выходы теплоносителя из которых расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, отличающийся тем, что входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015112910/07A RU2578590C1 (ru) | 2015-04-08 | 2015-04-08 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015112910/07A RU2578590C1 (ru) | 2015-04-08 | 2015-04-08 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2578590C1 true RU2578590C1 (ru) | 2016-03-27 |
Family
ID=55656744
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2015112910/07A RU2578590C1 (ru) | 2015-04-08 | 2015-04-08 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2578590C1 (ru) |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4166003A (en) * | 1973-03-30 | 1979-08-28 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core and a reflector assembly therefor |
US5087412A (en) * | 1989-09-15 | 1992-02-11 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear reactor |
RU64424U1 (ru) * | 2007-03-26 | 2007-06-27 | Роберт Михайлович Яковлев | Моноблочная ядерная реакторная установка с жидкометаллическим топливом-теплоносителем |
FR2938691B1 (fr) * | 2008-11-19 | 2010-12-24 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees |
US8472581B2 (en) * | 2008-11-17 | 2013-06-25 | Nuscale Power, Llc | Reactor vessel reflector with integrated flow-through |
-
2015
- 2015-04-08 RU RU2015112910/07A patent/RU2578590C1/ru active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4166003A (en) * | 1973-03-30 | 1979-08-28 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core and a reflector assembly therefor |
US5087412A (en) * | 1989-09-15 | 1992-02-11 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear reactor |
RU64424U1 (ru) * | 2007-03-26 | 2007-06-27 | Роберт Михайлович Яковлев | Моноблочная ядерная реакторная установка с жидкометаллическим топливом-теплоносителем |
US8472581B2 (en) * | 2008-11-17 | 2013-06-25 | Nuscale Power, Llc | Reactor vessel reflector with integrated flow-through |
FR2938691B1 (fr) * | 2008-11-19 | 2010-12-24 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA2937668C (en) | Reactor system with a lead-cooled fast reactor | |
CN104658620B (zh) | 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 | |
US3552485A (en) | Cold trap | |
CN106710645B (zh) | 一种用于核能系统的主回路循环装置 | |
RU2649854C1 (ru) | Модуль бланкета гибридного термоядерного реактора | |
Tung et al. | Modeling strategies to compute natural circulation using CFD in a VHTR after a LOFA | |
RU2578590C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
CN108010591B (zh) | 一种多功能压力容器堆坑结构以及反应堆安全壳结构 | |
UA118862C2 (ru) | Реактор на быстрых нейтронах и блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейтронах | |
Chang et al. | A comparative study of the MATRA-LMR-FB calculation with the SABRE result for the flow blockage accident in the sodium cooled fast reactor | |
Lv et al. | Transient heat transfer and crust evolution during debris bed melting process in the hypothetical severe accident of HPR1000 | |
Okawa et al. | Measurement of heat transfer coefficient profile during quenching of a vertical hot wall with a falling liquid film | |
RU184271U1 (ru) | Ядерная энергетическая установка | |
Harto | Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR), modular thermal breeder reactor with totally passive safety system | |
AR113164A1 (es) | Dispositivo de protección de fosas de drenaje en el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo del reactor nuclear, módulo y elemento filtrante del dispositivo | |
JP2016125837A (ja) | 高速炉の制御棒案内管 | |
KR20200089347A (ko) | 적층된 항공기 익형구조를 활용하여 유로홀을 형성한 핵연료 집합체의 하단고정체 | |
RU2600457C1 (ru) | Блок бокового отражателя ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем | |
Pal et al. | CFD simulations of moderator flow inside Calandria of the Passive Moderator Cooling System of an advanced reactor | |
Jin et al. | Natural Circulation Characteristics of China Lead Alloy Cooled Research Reactor CLEAR-I | |
Ryu et al. | The Effect of Air Separator Geometry on the RVCS in PGSFR | |
RU2497209C1 (ru) | Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа | |
RU2634307C1 (ru) | Устройство для исследования термогидравлических характеристик жидкометаллического бланкета тяр | |
DE2732774A1 (de) | Kuehleinrichtung fuer hochtemperaturreaktor | |
RU2501103C1 (ru) | Система охлаждения активной зоны и отражателя ядерного реактора бассейного типа |