RU2594889C1 - Ядерный реактор - Google Patents

Ядерный реактор Download PDF

Info

Publication number
RU2594889C1
RU2594889C1 RU2015120422/07A RU2015120422A RU2594889C1 RU 2594889 C1 RU2594889 C1 RU 2594889C1 RU 2015120422/07 A RU2015120422/07 A RU 2015120422/07A RU 2015120422 A RU2015120422 A RU 2015120422A RU 2594889 C1 RU2594889 C1 RU 2594889C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
nuclear reactor
rods
reactor according
fuel
Prior art date
Application number
RU2015120422/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Ларион Александрович Лебедев
Валерий Алексеевич Левченко
Original Assignee
Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
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 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" filed Critical Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
Priority to RU2015120422/07A priority Critical patent/RU2594889C1/ru
Priority to PCT/RU2016/000320 priority patent/WO2016195541A1/ru
Priority to KR1020177034804A priority patent/KR20180012768A/ko
Priority to CN201680031459.5A priority patent/CN108140433B/zh
Priority to US15/577,611 priority patent/US10854341B2/en
Priority to EP16803839.6A priority patent/EP3306618B1/en
Priority to CA2987450A priority patent/CA2987450C/en
Priority to JP2018514770A priority patent/JP6791511B2/ja
Application granted granted Critical
Publication of RU2594889C1 publication Critical patent/RU2594889C1/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
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G21C1/20—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • 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
    • G21C15/04—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/033—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by an absorbent fluid
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем. В активной зоне расположены первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, и вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты. Реактор также содержит камеры подвода и отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой. Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов. 8 з.п. ф-лы, 7 ил.

Description

[0001] Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности.
[0002] В соответствии с классификацией, принятой МАГАТЭ (B.J. Csik Assessment of the world market for small and medium reactors. IAEA-TECDOC-999, Vienna, 1998) в настоящее время, атомными реакторами малой мощности являются реакторы, мощность которых не превышает 300 МВт. К реакторам средней мощности относят реакторы с мощностью от 300 до 700 МВт. Реакторы с мощностью более 700 МВт отнесены к реакторам большой мощности.
[0003] Изначально, реакторы малой мощности применялись в военной сфере и использовались на подводных лодках. Гражданская атомная энергетика в период своего становления многое заимствовала от военных разработок. Но ставка была сделана на АЭС от 600 до 1000 МВт. Такое развитие атомной энергетики возможно и целесообразно для промышленно развитых стран, имеющих развитые электрические сети, квалифицированный персонал, технологии, растущий потенциал потребления энергии и средства на реализацию дорогостоящих проектов.
[0004] Однако большинство развивающихся стран не имеют достаточно развитой инфраструктуры, сети электропередач, достаточной плотности населения и средств на большие амбициозные проекты. В этих странах строить крупную электростанцию в одном месте - не лучший вариант развития энергетики на данном этапе. Это будет еще менее эффективно, если атомная энергия используется не для получения электричества, а, к примеру, для опреснения воды или отопления. В этой связи актуально использовать атомные станции очень малой мощности с реакторами, мощность которых не превышает 25-40 МВт.
[0005] Атомные станции малой и особо малой мощности имеют хорошие перспективы ввиду неустойчивости цен на органическое топливо и тенденции к его удорожанию. Использование ядерного топлива обеспечивает гораздо большую стабильность.
[0006] Кроме значительных преимуществ в сфере топливоснабжения, побудительными мотивами для применения атомных станций очень малой мощности должны служить присущие им экологические достоинства. Особенно это актуально для природы северных районов и островных экосистем, так как они обладают слабыми возможностями к самовосстановлению.
[0007] Другое преимущество атомной энергетики - возможность многоцелевого использования атомных станций малой и особо малой мощности путем комбинированного производства электроэнергии, горячей воды и пара, обессоливания воды и т.д. Относительная простота топливоснабжения в совокупности с длительной кампанией топлива (7-15 лет) и небольшая мощность единичного реакторного блока делают такой вид энергии доступным и экономически выгодным.
[0008] В связи с изложенным в мире активно разрабатываются реакторы для таких атомных станций, причем особое внимание уделяется обеспечению большого ресурса работы (до 60 лет) с проведением перегрузок активной зоны реактора не чаще чем один раз в 10 лет.
[0009] Так известен реактор на быстрых нейтронах для энергетической установки малой мощности с большим (длительным) интервалом замены топлива (Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval, US Patent 8767902, G21C 1/02, 2014). Данный реактор использует в качестве теплоносителя жидкий натрий и предназначен для выработки энергии в диапазоне от 50 до 100 МВт, а интервал замены топлива составляет 20 лет.
[0010] Использование жидкого металла позволяет обеспечить высокую энергонапряженность топлива, высокий коэффициент воспроизводства, повышенный КПД термодинамического цикла и не требует высокого давления, что повышает безопасность реакторной установки. Специфической проблемой быстрых реакторов, прежде всего с натриевым теплоносителем, является большое положительное значение натриевого пустотного эффекта реактивности, что весьма отрицательно сказывается на его безопасности в аварийных ситуациях с опустошением активной зоны или кипением натрия.
[0011] Известен также реактор для теплоснабжения мощностью 300 кВт с ресурсом работы 60 лет без постоянного эксплуатационного персонала (Ю.А. Казанский, В.А. Левченко, Е.С. Матусевич, Ю.С. Юрьев и др. Саморегулируемый реактор сверхмалой мощности для теплоснабжения - «МАСТЕР ИАТЭ». «Известия вузов. Ядерная энергетика». №3, с. 63, 2003).
[0012] Недостатки этого реактора состоят в том, что он не удовлетворяет международным требованиям по нераспространению ядерных материалов, т.к. для его работы необходимо ядерное топливо с обогащением около 40%, а малая мощность реактора и используемое топливо и материалы активной зоны обусловливают высокую стоимость вырабатываемой энергии. Кроме того, хорошие технические и нейтронно-физические свойства "однотвэльного" реактора стали непреодолимой преградой на пути увеличения мощности.
[0013] Известен канальный ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (патент RU 2088981, G21C 1/02, 1997). Преимущества реакторов на быстрых нейтронах канального типа перед корпусными состоят в том, что канальная компоновка представляет возможность индивидуального регулирования расхода теплоносителя в топливных каналах, обеспечивая оптимальный температурный режим для ТВЭЛов.
[0014] Пространство между каналами может быть использовано для размещения органов систем управления и защиты (СУЗ). Существенным положительным моментом при этом является независимость органов СУЗ от первого контура охлаждения реактора - стержни регулирования не могут быть выброшены из активной зоны потоком теплоносителя, что, безусловно, повышает надежность СУЗ и безопасность реактора в целом.
[0015] Отсутствие заполненного теплоносителем корпуса реактора дает важное преимущество канальному реактору с точки зрения сейсмической устойчивости особенно при использовании свинцово-висмутового теплоносителя. В случае повреждения корпуса реактора последствия от опустошения активной зоны или от горения натрия будут значительно более тяжелыми, чем при повреждении отдельного канала. Ресурс корпуса ограничен его радиационной и термической стойкостью. Замена корпуса в энергетической установке практически невозможна, в то время как чехлы каналов могут регулярно по мере необходимости заменяться на новые и таким образом время жизни реакторной установки может быть значительно увеличено.
[0016] Канальная компоновка облегчает задачу отвода остаточного тепла в случае прекращения циркуляции теплоносителя в первом контуре, а также значительно упрощает решение проблемы рассредоточения кориума в случае расплавления активной зоны для предотвращения образования вторичной критической массы.
[0017] Предлагаемое изобретение является дальнейшим развитием и совершенствованием конструкции реакторов малой и особо малой мощности канального типа, спектр нейтронов которых смещен в область промежуточных и быстрых энергий.
[0018] Технический результат изобретения заключается в расширении арсенала технических средств ядерных реакторов за счет создания конструкции ядерного реактора с тепловой мощностью порядка 30 МВт с увеличенным ресурсом работы и улучшенными массогабаритными параметрами реактора в целом.
[0019] Кроме того, предлагаемая конструкция реактора обеспечивает улучшение процесса теплообмена за счет повышения равномерности и эффективности теплосъема и удельной мощности активной зоны ядерного реактора без увеличения скорости теплоносителя.
[0020] Указанный технический результат достигается за счет того, что ядерный реактор содержит корпус с отражателем, образующим активную зону, расположенные в активной зоне первые (топливные) технологические каналы, предназначенные для циркуляции по ним теплоносителя, и расположенные в активной зоне вторые (управляющие) технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты, реактор также содержит камеру подвода теплоносителя первого контура и камеру отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой.
[0021] Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки (ТВС) установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части (крышке) камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура. Межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов (или, другими словами, имеющие малое сечение поглощения нейтронов).
[0022] В частном случае выполнения изобретения отражатель может состоять из бокового отражателя, выполненного, например, в виде пакета колец, верхнего и нижнего отражателей.
[0023] В другом частном случае выполнения изобретения в качестве материала межтрубного пространства может быть применен циркониевый сплав, имеющий малое сечение поглощения нейтронов.
[0024] Еще в одном частном случае выполнения изобретения исполнительные агрегаты системы управления и защиты могут быть расположены на верхней части (крышке) камеры отвода теплоносителя первого контура.
[0025] Также в качестве элементов системы управления и защиты, размещаемых во-вторых технологических каналах, могут быть использованы поглощающие стержни аварийной защиты, компенсирующие и регулирующие поглощающие стержни.
[0026] Кроме того, предпочтительно выполнение изобретения, чтобы в качестве поглощающего материала в компенсирующих стержнях и стержнях аварийной защиты был использован В4С, обогащенный до 80% по 10В.
[0027] Также предпочтительно, чтобы в качестве поглощающего материала регулирующих стержней был использован В4С с содержанием до 20% по 10В.
[0028] В частном случае выполнения изобретения часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок может быть выполнена с выгорающим поглотителем Gd2O3.
[0029] Также часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок может быть выполнена с выгорающим поглотителем Er.
[0030] Вышеизложенное представляет собой краткое изложение сущности изобретения и, таким образом, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалистам в данной области техники следует принять во внимание, что данное краткое изложение сущности изобретения является только иллюстративным и не подразумевает какое-либо ограничение.
[0031] Для лучшего понимания сути предлагаемого технического решения ниже приводится описание конкретного примера выполнения изобретения, не являющееся ограничительным примером практической реализации ядерного реактора в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.
[0032] На фиг. 1 изображен разрез аксонометрического вида общей конструктивной схемы реактора в соответствии с настоящим изобретением.
[0033] На фиг. 2 изображена конструкция камер подвода и отвода теплоносителя первого контура с расположением первых технологических каналов.
[0034] На фиг. 3 изображено конструктивное выполнение подвеса тепловыделяющих сборок и вторых технологических каналов
[0035] На фиг. 4 изображено конструктивное выполнение первых технологических каналов с тепловыделяющими сборками.
[0036] На фиг. 5 изображено поперечное сечение активной зоны реактора.
[0037] На фиг. 6 изображен вид А на фиг. 5.
[0038] На фиг. 7 изображен вид Б на фиг. 5.
[0039] Принципиальная конструктивная схема реактора показана на фиг. 1. Реактор образован металлическим корпусом 1, внутри которого расположена активная зона 2 реактора, сформированная отражателем 3. Внутри активной зоны 2 расположены первые технологические каналы 4, предназначенные для циркуляции теплоносителя первого контура, и вторые технологические каналы 5, предназначенные для размещения в них элементов системы управления и защиты (СУЗ).
[0040] Над активной зоной 2 реактора расположены камера 6 подвода теплоносителя первого контура и камера 7 отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой 8. Сверху камеры 7 отвода теплоносителя первого контура расположены исполнительные агрегаты 9 системы СУЗ.
[0041] Отражатель 3 включает в себя боковой отражатель, выполненный в виде пакета отдельных колец 10, нижний отражатель 11 и верхний отражатель 12. В качестве материала отражателя 3 применен сплав Al-Be.
[0042] Как показано на фиг. 2, камера 6 подвода теплоносителя первого контура образована крышкой 13 корпуса 1 реактора, боковой стенкой (обечайкой) 14 и перегородкой 8. На боковой стенке 14 расположены патрубки 15 (фиг. 3), по которым теплоноситель первого контура поступает в камеру 6 от циркуляционных насосов. В качестве теплоносителя первого контура используется легкая вода Н2О.
[0043] Как показано на фиг. 3, камера 7 отвода теплоносителя первого контура образована перегородкой 8, боковой стенкой (обечайкой) 16 и верхней крышкой 17. На боковой стенке 16 расположены патрубки 18, по которым теплоноситель первого контура из камеры 7 поступает в теплообменник, который может быть выполнен в виде парогенератора.
[0044] Первые (топливные) технологические каналы 4 (фиг. 2) выполнены в виде трубок Фильда, содержащих каждая внешнюю трубу 19 и внутреннюю трубу 20. Внешняя труба 19 вварена в крышку 13 корпуса 1 реактора, представляющую собой трубную доску с отверстиями, расположенными по треугольной решетке. Внутренняя труба 20 вварена в перегородку 8 между камерой 6 подвода и камерой 7 отвода теплоносителя первого контура, которая (перегородка) также выполнена в виде трубной доски с отверстиями, соответствующими отверстиям крышки 13.
[0045] Вторые (управляющие) технологические каналы 5 (фиг. 3) образованы каждый трубой 21, расположенной в активной зоне 2 реактора, и трубой 22, проходящей через камеру 6 подвода и камеру 7 отвода теплоносителя первого контура и изолирующей второй технологический канал от теплоносителя. Пространство 23 (фиг. 4) между технологическими каналами в активной зоне 2 реактора заполнено циркониевым сплавом Э-110, имеющим малое сечение поглощения нейтронов.
[0046] Расположение первых и вторых каналов в активной зоне 2 реактора показано на фиг. 5.
[0047] На верхней крышке 17 (фиг. 3) камеры 7 отвода теплоносителя первого контура установлены подвески тепловыделяющих сборок 24. ТВС 24 представляет собой конструкцию, состоящую из центрального стержня 25, на нижнем конце которого закреплен пучок из восемнадцати ТВЭЛов 26 стержневого типа. На верхнем конце центрального стержня 25 расположен специальный фланец 27 для уплотнения подвески ТВС 24 на верхней крышке 17 и захвата тепловыделяющей сборки при установке и извлечении ее из активной зоны 2.
[0048] Теплоноситель от циркуляционных насосов через патрубки 15 подается в камеру 6 подвода теплоносителя к первым технологическим каналам. Затем, как показано на фиг. 2, по зазору между внешней трубой 19 и внутренней трубой 20 трубок Фильда поступает, предварительно подогреваясь, в активную зону 2 реактора. Далее, как показано на фиг. 4, теплоноситель поступает во внутреннюю трубу 20, где расположена тепловыделяющая сборка 24. Проходя через ТВС, теплоноситель окончательно нагревается до необходимой температуры и возвращается в камеру 7 отвода теплоносителя, откуда через патрубки 18 подается на теплообменник.
[0049] Такое выполнение топливных каналов позволяет практически вдвое уменьшить линейные размеры активной зоны реактора, в нашем случае высоту. При этом повышается равномерность и эффективность теплосъема за счет отдачи части тепла на выходе теплоносителя из внутренних труб 20 теплоносителю на входе во внешние трубы 19. Также улучшается распределение тепловой нагрузки ТВЭЛов по их длине.
[0050] Конструкция реактора получается простой, обеспечивающей полную компенсацию температурных деформаций. Все это позволяет обеспечить большой расход теплоносителя через активную зону, что повышает удельную мощность реактора и дает возможность получить тепловую мощность 20-50 МВт при малых габаритах.
[0051] В качестве топлива ТВЭЛов описываемого реактора выбран обогащенный диоксид урана. Преимущества - наилучшее освоение этого вида топлива, подтвержденное применением в течение тысяч реакторолет. Обогащение урана для производства ядерного топлива ограничено 20% в соответствии с требованиями МАГАТЭ для предотвращения распространения ядерного оружия. Обогащение выбрано равным 19% по содержанию урана 235 (обогащение, близкое к серийному топливу для реакторов БН-800). Выбор предельно-возможного значения обогащения способствует сокращению размеров активной зоны и достижению требуемого запаса реактивности и высокой глубины выгорания.
[0052] Для обеспечения длительной работы реактора без перегрузки требуется большой (около 22%) запас реактивности. Компенсация такого запаса при минимальном количестве поглощающих стержней в активной зоне и обеспечение внутренней самозащищенности достигнуты за счет использования топлива с выгорающим поглотителем. В качестве выгорающего поглотителя использован эрбий (Er) и гадолиний (Gd2O3).
[0053] Расположение и состав ТВЭЛов тепловыделяющей сборки 24 показано на фиг. 7. ТВС содержит три ТВЭЛа 28, содержащих Er, три ТВЭЛа 29, содержащих Gd2O3, и двенадцать ТВЭЛов 30, не содержащих выгорающий поглотитель.
[0054] Управление реактором осуществляется посредством тринадцати регулирующих органов 31 СУЗ (фиг. 2), каждый из которых выполнен в виде пакета из семи поглощающих стержней 32 (фиг. 6). Все пакеты поглощающих стержней СУЗ разделены по своему назначению на следующие группы:
- четыре пакета 33 компенсирующих стержней, обеспечивающих компенсацию запаса реактивности реактора, обусловленную потерей реактивности в результате выгорания топлива;
- два пакета 34 регулирующих стержней, обеспечивающих регулирование и поддержание мощности реактора в процессе его работы;
- семь пакетов 35 стержней аварийной защиты, обеспечивающих быстрое снижение мощности и перевод реактора в подкритическое состояние при нарушениях нормальной эксплуатации и аварийных ситуациях.
[0055] Как показано на фиг. 5 двенадцать пакетов поглощающих стержней расположены по шестигранному периметру и один пакет (аварийной защиты) - в центре активной зоны. Пакеты 34 регулирующих стержней находятся симметрично относительно центра активной зоны.
[0056] В качестве поглотителя для компенсирующих стержней и стержней аварийной защиты выбран В4С, обогащенный до 80% по 10B, а в качестве поглотителя для регулирующих стержней выбран В4С с содержанием до 20% по 10В.
[0057] Предлагаемое изобретение не ограничивается описанным выше вариантом его практической реализации. Так, например, можно предположить использование внутренних конструкций, имеющих форму, количество составных частей и расположение, отличные от тех, которые были описаны здесь.

Claims (9)

1. Ядерный реактор, содержащий корпус с отражателем, образующим активную зону, расположенные в активной зоне первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, расположенные в активной зоне вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты, и тепловыделяющие сборки, отличающийся тем, что, дополнительно содержит разделенные перегородкой камеру подвода теплоносителя первого контура и камеру отвода теплоносителя первого контура, первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке, тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура, вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов.
2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что отражатель включает в себя боковой отражатель в виде пакета колец, верхний и нижний отражатель.
3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала межтрубного пространства применен циркониевый сплав.
4. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что исполнительные агрегаты системы управления и защиты расположены на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура.
5. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве элементов системы управления и защиты использованы поглощающие стержни аварийной защиты, компенсирующие и регулирующие поглощающие стержни.
6. Ядерный реактор по п. 4, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала в компенсирующих стержнях и стержнях аварийной защиты использован В4С, обогащенный до 80% по 10В.
7. Ядерный реактор по п. 4, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала регулирующих стержней использован В4С с содержанием до 20% по 10В.
8. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок выполнена с выгорающим поглотителем Gd2O3.
9. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок выполнена с выгорающим поглотителем Er.
RU2015120422/07A 2015-05-29 2015-05-29 Ядерный реактор RU2594889C1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015120422/07A RU2594889C1 (ru) 2015-05-29 2015-05-29 Ядерный реактор
PCT/RU2016/000320 WO2016195541A1 (ru) 2015-05-29 2016-05-27 Ядерный реактор
KR1020177034804A KR20180012768A (ko) 2015-05-29 2016-05-27 핵 반응기
CN201680031459.5A CN108140433B (zh) 2015-05-29 2016-05-27 核反应堆
US15/577,611 US10854341B2 (en) 2015-05-29 2016-05-27 Low power pressure tube nuclear reactor
EP16803839.6A EP3306618B1 (en) 2015-05-29 2016-05-27 Nuclear reactor
CA2987450A CA2987450C (en) 2015-05-29 2016-05-27 Nuclear reactor
JP2018514770A JP6791511B2 (ja) 2015-05-29 2016-05-27 原子炉

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015120422/07A RU2594889C1 (ru) 2015-05-29 2015-05-29 Ядерный реактор

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2594889C1 true RU2594889C1 (ru) 2016-08-20

Family

ID=56697535

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015120422/07A RU2594889C1 (ru) 2015-05-29 2015-05-29 Ядерный реактор

Country Status (8)

Country Link
US (1) US10854341B2 (ru)
EP (1) EP3306618B1 (ru)
JP (1) JP6791511B2 (ru)
KR (1) KR20180012768A (ru)
CN (1) CN108140433B (ru)
CA (1) CA2987450C (ru)
RU (1) RU2594889C1 (ru)
WO (1) WO2016195541A1 (ru)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2589446C1 (ru) * 2015-09-24 2016-07-10 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" Медицинский источник нейтронов, ядерный реактор для медицинского источника нейтронов, способ применения медицинского источника нейтронов
US10446284B2 (en) * 2016-06-01 2019-10-15 Terrapower, Llc Instrumentation conduit housing
JP6633471B2 (ja) * 2016-08-01 2020-01-22 株式会社東芝 原子炉および原子炉の熱除去方法
RU2697664C1 (ru) * 2018-11-26 2019-08-16 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Система ультразвукового контроля надзонного пространства ядерного реактора
CN113270206B (zh) * 2021-03-29 2023-12-22 中国核电工程有限公司 冷却剂通道密集排布的小型棱柱式环形气冷微堆堆芯系统
CN113793702B (zh) * 2021-08-25 2022-12-09 西安交通大学 一种固有安全一体化小型氟盐冷却高温堆堆芯

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4127443A (en) * 1960-05-04 1978-11-28 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Compact power reactor
RU2088981C1 (ru) * 1996-02-01 1997-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
RU56048U1 (ru) * 2006-05-03 2006-08-27 Валерий Иванович Лебедев Реактор-конвертер на тепловых нейтронах
US20140146934A1 (en) * 2012-11-29 2014-05-29 Robert M. Daily, III Compact Liquid Metal Cooled Spherical Fast Neutron Reactor Core Design

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP3950392B2 (ja) * 2002-08-29 2007-08-01 三菱重工業株式会社 原子炉
CN101315815B (zh) * 2008-04-28 2011-06-08 吕应中 快速增殖与转化核燃料的方法与装置
WO2011130821A1 (en) * 2010-04-23 2011-10-27 Atomic Energy Of Canada Limited/Énergie Atomique Du Canada Limitée Pressure-tube reactor with coolant plenum
CA2863845C (en) * 2012-02-06 2022-07-05 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
WO2013185230A1 (en) * 2012-06-13 2013-12-19 Atomic Energy Of Canada Limited / Énergie Atomique Du Canada Limitée Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4127443A (en) * 1960-05-04 1978-11-28 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Compact power reactor
RU2088981C1 (ru) * 1996-02-01 1997-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
RU56048U1 (ru) * 2006-05-03 2006-08-27 Валерий Иванович Лебедев Реактор-конвертер на тепловых нейтронах
US20140146934A1 (en) * 2012-11-29 2014-05-29 Robert M. Daily, III Compact Liquid Metal Cooled Spherical Fast Neutron Reactor Core Design

Also Published As

Publication number Publication date
EP3306618A4 (en) 2018-11-21
EP3306618B1 (en) 2020-01-29
WO2016195541A1 (ru) 2016-12-08
CN108140433A (zh) 2018-06-08
CA2987450A1 (en) 2016-12-08
US10854341B2 (en) 2020-12-01
CN108140433B (zh) 2021-02-26
CA2987450C (en) 2019-11-12
EP3306618A1 (en) 2018-04-11
KR20180012768A (ko) 2018-02-06
JP6791511B2 (ja) 2020-11-25
JP2018520369A (ja) 2018-07-26
US20180144834A1 (en) 2018-05-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2594889C1 (ru) Ядерный реактор
RU2486612C1 (ru) Двухфлюидный реактор на расплавленных солях
CA2869561C (en) Molten salt nuclear reactor
US20090268860A1 (en) Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors
US20160329113A1 (en) SLIMM-Scalable Liquid Metal Cooled Small Modular Reactor
RU2549369C2 (ru) Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
CN109256222B (zh) 钠冷快中子核反应堆系统
Sinha Advanced nuclear reactor systems–an Indian perspective
RU2668230C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
RU2699229C1 (ru) Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты)
US3211623A (en) Neutronic reactor and fuel element therefor
RU2088981C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
RU2524397C1 (ru) Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации
RU145059U1 (ru) Вертикальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов
RU2317602C2 (ru) Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения и способ (варианты) авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения
Khan et al. A review on specific features of small and medium sized nuclear power plants
Hoang Core Design of a Small Pressurized Water Reactor with AP1000 Fuel Assembly Using SRAC and COBRA‐EN Codes
Yu et al. Advanced light-water reactor: Russian approaches
Artamkin et al. Passive safety of water-cooled pool-type reactors for nuclear heating plants
OHTSUKA et al. J. YAMASHITA
Pomie et al. Fast nuclear reactor
JP2003075575A (ja) 沸騰水型原子炉及びその運転方法

Legal Events

Date Code Title Description
RH4A Copy of patent granted that was duplicated for the russian federation

Effective date: 20181114