RU2668230C1 - Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents
Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем Download PDFInfo
- Publication number
- RU2668230C1 RU2668230C1 RU2018107949A RU2018107949A RU2668230C1 RU 2668230 C1 RU2668230 C1 RU 2668230C1 RU 2018107949 A RU2018107949 A RU 2018107949A RU 2018107949 A RU2018107949 A RU 2018107949A RU 2668230 C1 RU2668230 C1 RU 2668230C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- reproduction
- fuel
- microfuel
- core
- 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
-
- 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)
Abstract
Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем содержит вертикально установленные тепловыделяющие сборки активной зоны и боковой зоны воспроизводства. Тепловыделяющие сборки выполнены в виде металлоконструкции, жестко соединенной с головкой и хвостовиком. При этом внутри металлоконструкции размещены свободная засыпка микротвэлов активной зоны и зоны воспроизводства. Технический результат – повышение радиационной безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с повышением температуры активной зоны, улучшение характеристик топливного цикла, уменьшение перепада давления и уменьшение расхода на прокачку теплоносителя, увеличение выходной среднесмешанной температуры теплоносителя, исключение больших усилий при извлечении отработавших тепловыделяющих сборок. 3 з.п. ф-лы, 6 ил.
Description
Область техники
Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано в действующих реакторах с жидкометаллическим теплоносителем типа БН-600 и БН-800.
Уровень техники
Известен ядерный реактор с водяным теплоносителем с активной зоной на основе микротвэлов (см., например, Гришанин Е.И, Кухаркин Н.Е. «Инновация с микротвэлами» РОСЭНЕРГОАТОМ, №9, 2009 с. 30-36).
Известный реактор включает тепловыделяющие сборки (ТВС) со свободной засыпкой микротвэлов (МТ), непосредственно охлаждаемой поперечным потоком теплоносителя. Применение ТВС с МТ в известном реакторе позволяет повысить его внутреннюю само защищенность до уровня, при котором исключается существенный выход продуктов деления при любой тяжелой аварии, включая аварию с отказом всех систем охлаждения, разрушение корпуса реактора и действия террористов, или враждебного персонала. Это обусловлено свойствами наружного покрытия МТ из карбида кремния.
Недостатком известного реактора является невозможность расширенного воспроизводства ядерного горючего и низкий КПД из-за свойств водяного теплоносителя.
Известна конструкция тепловыделяющей сборки с МТ для реактора, охлаждаемого водой (RU 2229176, RU 2475869), включающая наружный перфорированный стальной чехол в виде усеченной шестигранной пустотелой пирамиды, внутренний перфорированный стальной чехол в виде пустотелого конуса, опорную решетку, подпружиненную крышку, пространственные элементы жесткости и свободную засыпку МТ.
Недостатком известной ТВС с МТ является очень большая высота более 3,5 м, что в 4 раза больше необходимого для быстрых реакторов и отсутствие торцевых зон воспроизводства.
Известен ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (см. например, Борис Васильев, «Освоение МОКС топлива в БН-800» РОСЭНЕРГОАТОМ, №11, 2014), который принят за прототип, как наиболее близкий по технической сущности.
В известном реакторе используются ТВС активной зоны (ТВС-А) и ТВС боковой зоны воспроизводства (ТВС-Б). ТВС-А включают тесный пучок стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) со стальными оболочками и с проволочной навивкой, уран-плутониевым топливом, герметичным стальным шестигранным чехлом, головкой и хвостовиком. ТВС-А содержат в стержневых твэлах торцевые зоны воспроизводства с обедненным ураном. ТВС-Б включают тесную решетку стержневых твэлов со стальными оболочками и с проволочной навивкой, с обедненным ураном герметичным стальным шестигранным чехлом, головкой и хвостовиком.
Недостатком известной ТВС-А является использование стальных оболочек твэлов. В нормальных условиях работоспособность твэлов при температуре 700°С удовлетворительна. Однако в аварийных условиях, когда температура увеличивается до 900°С, стальные оболочки теряют герметичность и газовые продукты деления выходят в натриевый теплоноситель. При расплавлении оболочек твэлов (температура плавления 1450°С) могут возникнуть конфигурации активной зоны с ростом реактивности и образованием вторичных критмасс. В этом случае трудно обеспечить радиационную безопасность реактора на быстрых нейтронах. Поэтому некоторые отцы атомной энергетики, например, Э. Теллер категорически возражали против развития быстрых реакторов. В итоге, прототипы быстрых энергетических реакторов с натриевым теплоносителем в США, Англии, Германии были комиссованы.
Другим существенным недостатком известной ТВС-А является большое содержание стали в оболочках твэлов, в дистанцирующих их проволоках и в чехле (всего ~22% объема активной зоны). Большое количество стали существенно ухудшает баланс нейтронов и характеристики топливного цикла реактора на быстрых нейтронах.
Тесная решетка твэлов ТВС-А обеспечивает необходимую для теплоотдачи скорость натрия. При этом потери давления в решетке твэлов составляют 7,5 бар, т.е., стальной шестигранный чехол работает под давлением 7,5 бар. Под действием потока быстрых нейтронов (флюенс 3×1023н/см3) стальной чехол толщиной 2 мм претерпевает существенное формоизменение так, что усилия при извлечении ТВС-А после проектного выгорания достигают 4 тонн.
Большой перепад давления в активной зоне приводит к повышенному расходу мощности на прокачку теплоносителя и низкому уровню естественной циркуляции теплоносителя при останове насосов.
Недостатком ТВС-Б является большая неравномерность тепловыделения по его поперечному сечению, что приводит к недогреву средне смешанной температуры натрия на выходе реактора примерно на 25°С.
Раскрытие сущности изобретения
Техническим результатом изобретения является:
- радикальное повышение радиационной безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с повышением температуры активной зоны;
- существенное улучшение характеристик топливного цикла;
- уменьшение перепада давления и уменьшение расхода на прокачку теплоносителя;
- увеличение выходной средне смешанной температуры теплоносителя;
- исключение больших усилий при извлечении отработавших ТВС.
Для достижения этого результата предложен ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформированный вертикально установленными тепловыделяющими сборками (ТВС) активной зоны ТВС-А и боковой зоны воспроизводства ТВС-Б, выполненными в виде металлоконструкции, жестко соединенный с головкой и хвостовиком, при этом внутри металлоконструкции ТВС размещена свободная засыпка микротвэлов.
При этом:
- тепловыделяющая сборка для активной зоны быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем выполнена в виде стальной металлоконструкции, включающей наружный чехол в виде усеченной шестигранной пустотелой пирамиды с перфорированными стенками, внутренний чехол в виде пустотелого конуса с перфорированными стенками, опорную решетку, жестко соединенную с чехлами, подпружиненную крышку и размещенную внутри металлоконструкции свободную засыпку микротвэлов с топливными сердечниками из карбидов урана и плутония и засыпку микротвэлов торцевых зон воспроизводства с сердечниками из карбида обедненного урана.
- тепловыделяющая сборка боковой зоны воспроизводства быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем, выполнена в виде стальной металлоконструкции, включающей шестигранную трубу, опорную решетку, шнек, жестко соединенный с шестигранной трубой, подпружиненную крышку и свободную засыпку микротвэлов с сердечниками из карбида обедненного урана, размещенную внутри шестигранной трубы.
- микротвэлы боковой и торцевых зон воспроизводства выполнены большего диаметра, чем микротвэлы активной зоны
Сущность изобретения иллюстрируется чертежами на фиг. 1, 2, 3, 4, 5 и 6.
На фиг. 1 приведена конструкция тепловыделяющей сборки для активной зоны быстрого реактора ТВС-А, на фиг. 2 приведена конструкция тепловыделяющей сборки боковой зоны воспроизводства ТВС-Б, а на фиг. 3 приведена конструктивная схема микротвэла, разработанная применительно к условиям активной зоны быстрого реактора с натриевым теплоносителем. На фиг. 4, 5 и 6 приведены результаты конкретного теплогидравлического расчета ТВС со свободной засыпкой микротвэлов.
Цифрами на фиг. 1, 2, 3 обозначены:
1. Хвостовик со спиральным уплотнением
2. Отверстия для входа теплоносителя
3. Опорная решетка
4. Внешний перфорированный чехол
5. Внутренний перфорированный чехол
6. Засыпка микротвэлов активной зоны
7. Подпружиненная крышка
8. Головка
9. Пространственные элементы жесткости
10. Засыпка микротвэлов
11. Засыпка микротвэлов верхней торцевой зоны воспроизводства ТВС-А
12 Шестигранная труба
13 Засыпка микротвэлов в ТВС-Б
14 Опорная решетка
15 Головка
16 Подпружиненная перфорированная крышка
17 Шнек
18.. Сердечник микротвэла из карбидов урана и плутония
19. Слой пористого пиролитического графита
20. Слой плотного пиролитического графита
21. Слой карбида кремния
Краткое описание конструкции
Конструкция ядерного реактора с активной зоной на основе микротвэлов может быть существенно упрощена. Уменьшение перепада давления в активно зоне с 7,5 до 1,5 бар позволяет выполнить нижнюю плиту напорного коллектора герметичной, и не использовать ее для удержания ТВС от всплытия.
При необходимости ТВС с микротвэлами можно использовать в действующих реакторах типа БН-600 и БН-800 без изменения их конструкции. Для них ТВС могут быть полностью унифицированы с традиционными ТВС со стержневыми твэлами.
В активной зоне и в боковой зоне воспроизводства реактора предлагается использовать заявляемые соответственно ТВС-А и ТВС-Б.
ТВС-А, приведенная на фиг. 1, представляет металлоконструкцию, которая включает хвостовик 1 со спиральным уплотнением и отверстиями 2 для входа теплоносителя, опорную решетку 3, внешний перфорированный чехол 4 в виде усеченной шестигранной пустотелой пирамиды, внутренний перфорированный чехол 5 в виде усеченного пустотелого конуса и засыпки микротвэлов 6 активной зоны, засыпки микротвэлов нижней 10 и верхней 11 зоны воспроизводства, размещенные между внешним чехлом 4 и внутренним чехлом 5 над опорной решеткой 3. Подпружиненная крышка 7 фиксирует засыпку микротвэлов, исключает их перемещение под действием теплоносителя и при транспортировке. Внешний перфорированный чехол 4 жестко соединен с опорной решеткой 3 и головкой 8. Внутренний перфорированный чехол 5 жестко соединен с опорной решеткой 3 и имеет возможность свободного перемещения в вертикальном направлении при разогреве. Пространственные элементы жесткости 9 предназначены для повышения устойчивости внешнего чехла 4 под действием веса засыпки микротвэлов. В ТВС-А охлаждение слоев микротвэлов 6, 10 и 11 осуществляется в основном поперечным потоком теплоносителя, протекающим между внешним чехлом 4 и внутренним чехлом 5 через засыпку микротвэлов 6, 10 и 11.
ТВС на фиг. 1 работает следующим образом.
«Холодный» теплоноситель, например, натрий с температурой 350°С поступает через отверстия 2 в хвостовике 1 и далее поступает во внутренний чехол 5. Через перфорацию стенок внутреннего чехла 5 «холодный» теплоноситель раздается примерно равномерно по его высоте и через перфорацию (сечение А-А) поступает в засыпки микротвэлов 6, 10 и 11 и охлаждает их. Нагретый теплоноситель выходит через перфорацию (сечение А-А) внешнего чехла 4 в зазор между соседними ТВС, который выполняет роль собирающего коллектора. Далее по этому зазору горячий теплоноситель выходит из ТВС. При термокачках микротвэлы 10, 6 и 11 могут перемещаться относительно свободно, так как их коэффициент трения вдоль стенок чехлов 4 и 5 достаточно мал.
Перепад давления на стенках чехлов 4 и 5 ничтожно мал. Поэтому изменение их формы исключается. Кроме того, зазор между ТВС достаточно большой. Это исключает затруднения при извлечении ТВС из активной зоны.
Заявленная конструкция ТВС-А обеспечивает приемлемый передал давления и относительно большую долю топлива в активной зоне (~28%) и в ~10 раз меньший объем стали. Это обеспечивает существенное улучшение нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора
ТВС-Б, приведена на фиг. 2. ТВС-Б для боковой зоны воспроизводства выполнена в виде шестигранной трубы 12 без перфорации, в которой размещается засыпка микротвэлов 13, она также снабжена опорной решеткой 14, головкой 15 и хвостовиком 18. Подпружиненная перфорированная крышка 16 фиксирует засыпку микротвэлов 13, исключает их перемещение под действием теплоносителя и при транспортировке. Внутри засыпки микротвэлов 13 выполнен шнек 17 из стали в виде витой ленты, обрезанной под шестигранник и жестко соединенной в шестигранной трубой.
ТВС-Б боковой зоны на фиг.2 воспроизводства работает следующим образом. Расход теплоносителя в ней примерно в 50 раз меньше. Поэтому нет необходимости организовывать поперечное течение теплоносителя. Микротвэлы в засыпке 13 имеют очень небольшое выгорание и могут работать при температуре более 1000°С без потери герметичности. При этом стальной шнек 17 обеспечивает эффективное перемешивание натрия по сечению ТВС-Б. Это позволяет существенно повысить средне смешанную температуру теплоносителя на выходе.
Микротвэл 6 на фиг. 3 состоит из сердечника 18 с топливом UPu в виде карбидов, или нитридов. Сердечник 18 имеет трехслойное покрытие, состоящее из слоя пористого пиролитического графита 19, слоя плотного пиролитического графита 20 и Внешнего слоя карбида кремния 21. При разработке конструкции микротвэла использованы результаты работ [3] и [4].
Микротвэл 6 на фиг. 3 работает следующим образом. Слой пористого пиролитического графита. 19 выполняет роль буфера при разогреве ТВС, компенсируя разность термических расширений сердечника 18 и слоев покрытия. При выгорании топлива слой 19 является емкостью для газовых продуктов деления вместе с зазорами, которые образуются изготовлении микротвэла. Слой плотного пиролитического графита 20 предохраняет слой карбида кремния 21 от воздействия химически активных продуктов деления. Слой карбида кремния 21 коррозионно стоек по отношению к натрию и к кислороду. Он удерживает давление газовых продуктов деления.
В режимах тяжелой аварии при температуре более 1000°С микротвэл 6 с наружным покрытием из карбида кремния эффективно удерживает продукты деления. Эксперименты, проведенные в работе [5], показали, что карбид кремния сохраняет герметичность и коррозионную стойкость при температуре до 1600°С, а его химическое взаимодействие с нержавеющей сталью не происходит до температуры 1200°С [6].
Микротвэл 13 для боковой зоны воспроизводства работает при существенно более благоприятных условиях, так как его мощность, флюенс и выгорание в несколько раз меньше, чем у микротвэлов 6 в активной зоне. Поэтому возможно уменьшить расход теплоносителя в ТВС-Б и соответственно повысить температуру на выходе по сравнению с температурой ТВС-А, в том числе за счет перемешивания теплоносителя шнеком. Это позволит существенно увеличить средне смешанную температуру теплоносителя на входе в промтеплообменники и соответственно температуру пара.
Примеры конкретного расчета
На фиг. 4, 5 и 6 приведена расчетная схема для теплогидравлического расчета ТВС-А. Она имеет 7 зон по радиусу и 31 точку по высоте засыпки микротвэлов ТВС-А, равной 0,9 метра. Первая слева зона расположена внутри пустотелого конуса 5, далее расположены пять зон по радиусу засыпки микротвэлов 6 и седьмая зона - это зазор между соседними ТВС-А.
Пример конкретного теплогидравлического расчета, приведенный на фиг.4, показывает, что неравномерность распределения расхода теплоносителя, обусловленная коллекторным эффектом, приводит к повышению температуры натрия в засыпке микротвэлов 6 до 700°С. В наиболее напряженной ТВС-А максимальная температура натрия достигает 605°С. Средне смешанная температура натрия в реакторе составляет 550°С. Расчет выполнен для реактора БН-800, исходные данные для которого взяты из работы [1]. Максимальная температура топлива в микротвэле 6 не превышает 720°С.
Потери давления в ТВС составляют всего 1,5 бар вместо 7,5 бар. Это обусловлено, тем, что зазор между ТВС используется для переноса тепла, а также за счет уменьшения толщины чехлов, т.е., за счет полезного использования объема активной зоны. При перепаде давления 1,5 бар можно исключить всплывание ТВС под действием теплоносителя. Это позволит существенно упростить конструкцию быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.
На фиг. 4 и 5 приведены результаты расчета вертикальной и горизонтальной скорости теплоносителя в элементах конструкции ТВС-А. Эти расчеты иллюстрируют особенности заявленной ТВС-А. Видно, что вертикальная скорость теплоносителя в засыпке микротвэлов 6 составляет всего 0,1 м/с.Основной расход теплоносителя протекает в радиальном направлении. Максимальные скорости внутри пустотелого конуса 5 и в зазоре между соседними ТВС-А. В качестве ограничивающего фактора принималось, что максимальная скорость натрия по эрозии не должна превышать 18 м/с.Такая скорость воды имеет место в трубопроводах зарубежных блоков PWR, рассчитанных на 30 лет эксплуатации. Вода и жидкий натрий похожи по плотности и эрозионной способности.
Оптимальная конструктивная схема МТ для ТВС-А активной зоны включает наружный диаметр ~2,000 мм, содержит сердечник из карбидов урана и плутония диаметром 1,640 мм, слой пористого пиролитического углерода толщиной 0,125 мм и плотностью 0,80 г/см3, затем слой пиролитического графита плотностью более 1,80 г/см3 толщиной 0,005 мм, и наружное покрытие из карбида кремния толщиной не менее 0,050 мм.
Оптимальная конструктивная схема МТ для зон воспроизводства 10, 11 и 13 включает наружный диаметр 2,400 мм, сердечник из карбида обедненного урана диаметром 2,100 мм, слой пористого пиролитического углерода плотностью 0,8 г/см3 толщиной 0,100 мм, затем слой плотного пиролитического углерода толщиной 0,100 мм и наружный слой карбида кремния 0.040 мм. Различные диаметры микротвэлов 6 активной зоны и микротвэлов 10, 11 и 13 зон воспроизводства позволяет их легко разделить и упростить их переработку.
Микротвэл 6 для ТВС-А обеспечивает надежное удержание продуктов деления в нормальных и аварийных режимах при выгорании более 14% тяжелых ядер. Это обеспечивается за счет характеристик сердечника из карбидов урана и плутония, а также за счет того, что слой пористого пиролитического графита при исходной плотности 0,8 г/см3 практически не меняет плотности, так как усадка его при. температуре 700°С компенсируется распуханием в потоке быстрых нейтронов, характерном для спектра быстрого реактора. Важную роль играет также радиационная ползучесть материалов микротвэла 6 в большом потоке быстрых нейтронов, характерном для быстрых реакторов. Радиационная ползучесть карбида кремния существенно увеличивает свободный объем внутри микротвэлаб и соответственно уменьшает давление газовых продуктов деления.
Расчет нейтронно-физических характеристик показал, что начальная концентрация делящихся ядер (средняя по трем зонам) уменьшается с ~20 до ~15% по сравнению с БН-800. Коэффициент воспроизводства при наличии боковой и торцевых зон воспроизводства составляет ~1,4. Это существенно улучшает характеристики топливного цикла. Такое улучшение есть результат уменьшения концентрации стали в активной зоне с ~22 до ~2%. Увеличение содержания легких ядер углерода и кремния не сильно Смягчает спектр нейтронов и не приводит к уменьшению воспроизводства.
Заявленное техническое решение обеспечивает повышение радиационной безопасности быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в режимах тяжелой аварии, а также существенно улучшает характеристики топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах. Потери давления в ТВС уменьшаются с 7,5 до 1,5 бар, что существенно снижает расход мощности на прокачку и увеличивает уровень естественной циркуляции теплоносителя при останове насосов.
Перепад давления теплоносителя на стенках металлоконструкции ТВС-А очень мал, поэтому не ожидается их существенное формоизменение. Кроме того, зазоры между ТВС-А, выполняющие роль собирающего коллектора, относительно велики. Соответственно не ожидаются большие усилия при перегрузке ТВС.
Уменьшение потерь давления в ТВС-А позволяет в принципе увеличить расход теплоносителя в первом контуре реактора в соответствии с напор - расходной характеристикой насосов. С учетом увеличения средне смешанной температуры в принципе можно увеличить тепловую мощность реактора примерно на 25%.
Оболочка из карбида кремния практически исключает температурные ограничения, характерные для стальных оболочек. Это позволяет, в принципе, существенно повысить параметры натрия в первом контуре реактора, например, до 750°С, параметры пара в контуре турбины до 700°С, при начальном давлении 300 бар и соответственно повысить КПД энергоблока до 60%.
Источники информации
1. Борис Васильев. «Освоение МОКС топлива в БН-800» РОСЭНЕРГОАТОМ, №11, 2014, с. 18-23).
2. Гришанин Е.И, Кухаркин Н.Е. «Инновация с микротвэлами», РОСЭНЕРГОАТОМ, №9, 2009 с. 30-36.
3. Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Филиппов Г.А., Гришанин Е.И. и др. «Перспективы применения микротвэлов в ВВЭР», «Атомная энергия», т. 86, Вып.6, июнь 1999 г.
4. Г.А. Филиппов, Е.И. Гришанин, М.В. Кондитеров и др. «Исследование коррозионной стойкости оболочек микротвэлов из карбида кремния и пироуглерода применительно к условиям работы легководных реакторов АЭС» Атомная энергия, т. 10, вып. 4, 270 (2006).
5. Г.А. Филиппов, Е.И. Гришанин, В.М. Трубачев и др. Исследование коррозионной стойкости оболочек микротвэлов из карбида кремния и пироуглерода применительно к условиям работы легководных реакторов АЭС." Атомная энергия", т 101, вып. 4, октябрь 2006.
6. Е.И. Гришанин Е.И., Е.Е. Денисов, А.Я. Любин, Л.Н. Фальковский "Разработка математической модели расчета параметров теплоносителя в тепловыделяющей сборке легководного реактора с микротвэлами», Тяжелое машиностроение, №9, 11 (1995).
7. О.С. Виноградов, И.П. Смирнов, И.П. Тигарев "Гидродинамика кассет с шаровой засыпкой" Труды ЦКТИ, вып. 145, Исследование и отработка оборудования АЭС, 107 (1977).
Claims (4)
1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформированный вертикально установленными тепловыделяющими сборками (ТВС) активной зоны и боковой зоны воспроизводства, выполненными в виде металлоконструкции, жестко соединенной с головкой и хвостовиком, отличающийся тем, что внутри металлоконструкции размещены свободная засыпка микротвэлов активной зоны и зоны воспроизводства.
2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что тепловыделяющая сборка для активной зоны быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем выполнена в виде стальной металлоконструкции, включающей наружный чехол в виде усеченной шестигранной пустотелой пирамиды с перфорированными стенками, внутренний чехол в виде пустотелого конуса с перфорированными стенками, опорную решетку, жестко соединенную с чехлами, подпружиненную крышку и размещенную внутри металлоконструкции свободную засыпку микротвэлов с топливными сердечниками из карбидов урана и плутония и засыпку микротвэлов торцевых зон воспроизводства с сердечниками из карбида обедненного урана.
3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что тепловыделяющая сборка боковой зоны воспроизводства быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем, выполнена в виде стальной металлоконструкции, включающей шестигранную трубу, опорную решетку, шнек, жестко соединенный с шестигранной трубой, подпружиненную крышку и свободную засыпку микротвэлов с сердечниками из карбида обедненного урана, размещенную внутри шестигранной трубы.
4. Ядерный реактор по п. 2 и 3, отличающийся тем, что микротвэлы боковой и торцевых зон воспроизводства выполнен большего диаметра, чем микротвэлы активной зоны.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018107949A RU2668230C1 (ru) | 2018-03-05 | 2018-03-05 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018107949A RU2668230C1 (ru) | 2018-03-05 | 2018-03-05 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2668230C1 true RU2668230C1 (ru) | 2018-09-27 |
Family
ID=63668927
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018107949A RU2668230C1 (ru) | 2018-03-05 | 2018-03-05 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2668230C1 (ru) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2699229C1 (ru) * | 2019-01-31 | 2019-09-04 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) |
| RU2713222C1 (ru) * | 2019-05-21 | 2020-02-04 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
| RU2732732C1 (ru) * | 2020-02-06 | 2020-09-22 | Акционерное общество "Прорыв" | Модульная система контроля термодинамической активности кислорода в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе ядерного реактора |
| RU2757160C2 (ru) * | 2019-11-11 | 2021-10-11 | Вячеслав Иванович Беляев | Атомный реактор |
| RU2766322C1 (ru) * | 2021-07-23 | 2022-03-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Автономная ядерная энергетическая установка |
| RU2805987C1 (ru) * | 2022-12-07 | 2023-10-24 | Вячеслав Иванович Беляев | Атомный реактор с аварийной самозащитой |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4976913A (en) * | 1989-04-24 | 1990-12-11 | Schoessow Glen J | Nuclear energy system using pelletized fuel in a boiling liquid reactor |
| RU2010365C1 (ru) * | 1985-09-20 | 1994-03-30 | Форшунгсцентрум Юлих Гмбх | Способ эксплуатации ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами и ядерный реактор, работающий по этому способу |
| US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| EP2879133A1 (en) * | 2012-07-25 | 2015-06-03 | Zhengwei Li | Spherical fuel reactor |
| RU2601558C1 (ru) * | 2015-11-13 | 2016-11-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов |
-
2018
- 2018-03-05 RU RU2018107949A patent/RU2668230C1/ru active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2010365C1 (ru) * | 1985-09-20 | 1994-03-30 | Форшунгсцентрум Юлих Гмбх | Способ эксплуатации ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами и ядерный реактор, работающий по этому способу |
| US4976913A (en) * | 1989-04-24 | 1990-12-11 | Schoessow Glen J | Nuclear energy system using pelletized fuel in a boiling liquid reactor |
| US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
| EP2879133A1 (en) * | 2012-07-25 | 2015-06-03 | Zhengwei Li | Spherical fuel reactor |
| RU2601558C1 (ru) * | 2015-11-13 | 2016-11-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2811776C2 (ru) * | 2018-11-01 | 2024-01-17 | Дьюэл Флюид Энерджи Инк. | ДВУХЖИДКОСТНЫЙ РЕАКТОР - ВАРИАНТ С ЖИДКИМ МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ (DFR/m) |
| RU2699229C1 (ru) * | 2019-01-31 | 2019-09-04 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) |
| RU2713222C1 (ru) * | 2019-05-21 | 2020-02-04 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
| RU2757160C2 (ru) * | 2019-11-11 | 2021-10-11 | Вячеслав Иванович Беляев | Атомный реактор |
| RU2732732C1 (ru) * | 2020-02-06 | 2020-09-22 | Акционерное общество "Прорыв" | Модульная система контроля термодинамической активности кислорода в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе ядерного реактора |
| RU2766322C1 (ru) * | 2021-07-23 | 2022-03-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Автономная ядерная энергетическая установка |
| RU2805987C1 (ru) * | 2022-12-07 | 2023-10-24 | Вячеслав Иванович Беляев | Атомный реактор с аварийной самозащитой |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2668230C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
| Sofu | A review of inherent safety characteristics of metal alloy sodium-cooled fast reactor fuel against postulated accidents | |
| Yetisir et al. | Development and integration of Canadian SCWR concept with counter-flow fuel assembly | |
| US20090268860A1 (en) | Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors | |
| US20140023172A1 (en) | Molten salt nuclear reactor | |
| AU2011212810B2 (en) | Modular nuclear fission waste conversion reactor | |
| RU2699229C1 (ru) | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) | |
| US20090207963A1 (en) | Nuclear reactor | |
| Hartanto et al. | Neutronics assessment of accident-tolerant fuel in advanced power reactor 1400 (APR1400) | |
| CA3212783A1 (en) | Gas-cooled micro-reactor core and gas-cooled micro-reactor | |
| Mehta et al. | Core analysis of spectral shift operated SmAHTR | |
| Senor et al. | A new innovative spherical cermet nuclear fuel element to achieve an ultra-long core life for use in grid-appropriate LWRs | |
| RU210128U1 (ru) | Бланкет для трансмутации изотопов | |
| Maslov et al. | Improving inherent safety BN-800 by the use of fuel assembly with (U, Pu) C microfuel | |
| RU2242810C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| US20150348654A1 (en) | Organically Cooled Nuclear Reactor for Enhanced Economics and Safety | |
| Gabaraev et al. | Direct-flow channel reactor with supercritical coolant pressure | |
| Alekseev et al. | Physical and technical basics of the concept of a competitive gas cooled fast reactor facility with the core based on coated fuel microparticles | |
| Wang et al. | Scaling analysis and test facility design for steam ingress accident in MHTGR | |
| RU2241262C2 (ru) | Активная зона водо-водяного энергетического реактора | |
| RU2248630C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| Zhu et al. | Neutronic design and fuel cycle analysis of a fluoride salt-cooled High Temperature Reactor (FHR) | |
| Jing et al. | Stationary liquid fuel fast reactor SLFFR–Part I: Core design | |
| Ney | SOVIET NUCLEAR POWER PLANT WITH BWGR TYPE GRAPHITE REACTOR AND HIGH PRESSURE STEAM SUPERHEATER | |
| Dobashi et al. | Core and plant design of the power reactor cooled and moderated by supercritical light water |