RU2762391C1 - Fast neutron reactor with a passive core cooling system - Google Patents

Fast neutron reactor with a passive core cooling system Download PDF

Info

Publication number
RU2762391C1
RU2762391C1 RU2021118661A RU2021118661A RU2762391C1 RU 2762391 C1 RU2762391 C1 RU 2762391C1 RU 2021118661 A RU2021118661 A RU 2021118661A RU 2021118661 A RU2021118661 A RU 2021118661A RU 2762391 C1 RU2762391 C1 RU 2762391C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
coolant
core
heat exchanger
circuit
Prior art date
Application number
RU2021118661A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Виталий Алексеевич Узиков
Ирина Витальевна Узикова
Ильдар Радикович Сулейманов
Original Assignee
Виталий Алексеевич Узиков
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 Виталий Алексеевич Узиков filed Critical Виталий Алексеевич Узиков
Priority to RU2021118661A priority Critical patent/RU2762391C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2762391C1 publication Critical patent/RU2762391C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • 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

FIELD: nuclear engineering.
SUBSTANCE: invention relates to a fast neutron nuclear reactor with natural circulation of a liquid metal coolant. The installation contains an active zone in the reactor vessel, on the vessel there are inlet and outlet pipes connected to circulation pipelines, and the natural circulation circuit also includes a volume compensator and a primary circuit heat exchanger located significantly above the core. The inlet pipe is connected to the pipeline of the coolant cooled in the heat exchanger and is located in the lower part of the reactor vessel. The outlet pipe is connected to the pipeline of the coolant heated in the reactor and is located in the upper part of the reactor vessel. The height difference between the core and the primary heat exchanger corresponds to the condition of providing the required natural circulation head for safe cooling of the core at a given power. The ultimate heat sink can be a high-pressure steam generator, which is part of a two-circuit process flow diagram of NPP.
EFFECT: invention provides the possibility of creating low-power nuclear power reactors with a passive heat removal system, the reliability of which is increased by eliminating possible emergencies associated with blackout of circulation pumps, as well as with failure of pumps and shut-off and control valves in the cooling circuit.
2 cl, 1 dwg, 1 tbl, 1 ex

Description

Уровень техникиState of the art

В последние годы значительный возрос интерес к разработке коммерчески жизнеспособных реакторных установок, в которых используется явление естественной циркуляции (также известное как термосифонный эффект) с целью обеспечения потока теплоносителя первого контура для охлаждения активной зоны ядерного реактора. Настоящее изобретение в целом относится к системам ядерных реакторов и, в частности, к системам ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в которых используется естественная циркуляция однофазного теплоносителя первого контура, таким как корпусные реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.In recent years, there has been a significant increase in interest in the development of commercially viable reactor plants that use the natural circulation phenomenon (also known as the thermosyphon effect) to provide a primary coolant flow to cool the core of a nuclear reactor. The present invention relates generally to nuclear reactor systems, and in particular to fast neutron nuclear reactor systems that utilize natural circulation of a single-phase primary coolant, such as liquid metal-cooled tank reactors.

Известна конструкция ядерного реактора по патенту RU2558152C2 [1] в виде корпуса, заполненного жидкометаллическим теплоносителем. Разделитель потока обеспечивает подъемное движение теплоносителя из активной зоны, расположенной внутри разделителя потока и опускное движение теплоносителя между разделителем потока и корпусом реактора. Опускное движение жидкометаллического теплоносителя обеспечивается его охлаждением в теплообменнике, расположенном в верхней части кольцевой полости между разделителем потока и корпусом реактора. Known design of a nuclear reactor according to patent RU2558152C2 [1] in the form of a housing filled with a liquid metal coolant. The flow separator provides the lifting movement of the coolant from the core located inside the flow separator and the lowering movement of the coolant between the flow separator and the reactor vessel. The downward movement of the liquid metal coolant is provided by its cooling in a heat exchanger located in the upper part of the annular cavity between the flow divider and the reactor vessel.

Существенным недостатком этого изобретения является ограничение по возможной высоте контура естественной циркуляции из-за ограниченных размеров корпуса реактора. A significant disadvantage of this invention is the limitation on the possible height of the natural circulation circuit due to the limited dimensions of the reactor vessel.

Прототипом, описывающим параметры контура естественной циркуляции реактора с жидкометаллическим теплоносителем и совпадающим с заявляемым изобретением по многим признакам, является «Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах» [2]. Однако приведённое описание способа и патентная формула являются некорректными, так как утверждается, что нагрев трубопроводов нужно проводить исходя из условия выполнения неравенства The prototype describing the parameters of the natural circulation loop of a reactor with a liquid metal coolant and coinciding with the claimed invention in many ways is "A method of organizing the natural circulation of a liquid metal coolant of a nuclear reactor on fast neutrons" [2]. However, the above description of the method and the patent formula are incorrect, since it is argued that the heating of pipelines must be carried out proceeding from the condition of the inequality

Figure 00000001
Figure 00000001

где ρ where ρ 1one (T(T 1one ) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре T) is the density of the liquid metal coolant at temperature T 1one трубопроводов и оборудования на подъемном участке; pipelines and equipment on the lifting section;

ρρ 22 (Т(T 22 ) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т) is the density of the liquid metal coolant at temperature T 22 трубопроводов и оборудования на опускном участке; pipelines and equipment at the drop section;

ΔHΔH 1one - разница высот между входом и выходом подъемного участка; - the difference in heights between the entrance and exit of the lifting section;

ΔНΔH 22 - разница высот между входом и выходом опускного участка; - the difference in heights between the entrance and exit of the lowering section;

ΔP - гидравлическое сопротивление контура;ΔP - hydraulic resistance of the circuit;

g - ускорение силы тяжести,g - acceleration of gravity,

которое не соответствует условиям организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в описанном контуре. В невозможности выполнения этого условия легко убедиться, если вход и выход холодильника будут расположены на одной высоте, а вход и выход нагревателя (например, активная зона) при минимальной разности высот (поэтому, ΔН1 ~ ΔН2). В этом случае при большой разности высот между нагревателем и холодильником (активной зоной и теплообменником первого контура) в контуре циркуляции гидростатический напор на горячем (пониженная плотность теплоносителя) подъемном участке

Figure 00000002
будет всегда меньше, чем гидростатический напор в холодном (повышенная плотность теплоносителя) опускном участке
Figure 00000003
, тем более, если к гидростатическому напору опускного участка добавляется еще и потеря напора в конуре циркуляции
Figure 00000004
. Кроме того, описанная в качестве примера и фигурирующая в формуле схема естественной циркуляции с опускным движением теплоносителя в активной зоне несет риск переворота циркуляции в контуре теплоотвода при резком повышении мощности, что может вызвать перегрев и разрушение активной зоны.which does not correspond to the conditions for organizing the natural circulation of the liquid metal coolant in the described circuit. It is easy to make sure that this condition cannot be met if the inlet and outlet of the refrigerator are located at the same height, and the inlet and outlet of the heater (for example, the core) with a minimum height difference (therefore, ΔH 1 ~ ΔH 2 ). In this case, with a large difference in heights between the heater and the cooler (the core and the primary circuit heat exchanger) in the circulation loop, the hydrostatic head on the hot (reduced heat carrier density) lifting section
Figure 00000002
will always be less than the hydrostatic head in the cold (high density of the coolant) lowering section
Figure 00000003
, especially if the pressure loss in the circulation loop is added to the hydrostatic head of the downstream section
Figure 00000004
... In addition, the scheme of natural circulation described as an example and appearing in the formula with the lowering movement of the coolant in the core carries the risk of a circulation reversal in the heat removal loop with a sharp increase in power, which can cause overheating and destruction of the core.

Ближайшим аналогом, описывающим параметры контура естественной циркуляции реактора с жидкометаллическим теплоносителем и совпадающим с заявляемым изобретением по большинству признаков, является «Система высокоавтономной работы модульного жидкометаллического реактора с паровым циклом» [3]. Описанная в патенте система регулирования мощности активной зоны ядерного реактора, включает ядерный реактор с естественной циркуляцией, имеющий входной и выходной патрубки, соединенные, соответственно, с трубопроводами охлажденного и нагретого теплоносителя, парогенератор для охлаждения ядерного реактора, имеющий объем, заполненный насыщенной жидкостью и паром, находящийся выше выходного патрубка и контур жидкометаллического теплоносителя, находящийся в тепловом контакте с объемом парогенератора, заполненным насыщенной жидкостью, контур жидкометаллического теплоносителя обеспечивает его циркуляцию через реактор из-за разницы плотностей при нагреве и охлаждении, а так же систему паровых трубопроводов с трехходовым клапаном, сообщающуюся по текучей среде с паровым пространством парогенератора, нагревателя питательной воды и паровой турбиной, при этом контроллер, управляющий положением трёхходового клапана, запрограммирован реагировать на увеличение потребности в мощности электрического генератора, направляя движение вала клапана для одновременного увеличения потока пара на турбину и уменьшения поток пара в нагреватель питательной воды, и реагировать на снижение потребности в мощности от электрического генератора, направляя движение вала клапана так, чтобы одновременно уменьшить поток пара на турбину и увеличить поток пара в нагреватель питательной воды.The closest analogue describing the parameters of the natural circulation loop of a reactor with a liquid metal coolant and coinciding with the claimed invention in most of the features is the "System of highly autonomous operation of a modular liquid metal reactor with a steam cycle" [3]. The system for controlling the power of the core of a nuclear reactor described in the patent includes a nuclear reactor with natural circulation, having inlet and outlet pipes connected, respectively, with pipelines of a cooled and heated coolant, a steam generator for cooling a nuclear reactor, having a volume filled with saturated liquid and steam, located above the outlet pipe and the liquid-metal coolant circuit, which is in thermal contact with the volume of the steam generator filled with saturated liquid, the liquid-metal coolant circuit ensures its circulation through the reactor due to the density difference during heating and cooling, as well as a system of steam pipelines with a three-way valve, communicating fluid medium with the steam space of the steam generator, feed water heater and steam turbine, while the controller controlling the position of the three-way valve is programmed to respond to an increase in the power demand of the electric about the generator by directing the movement of the valve shaft to simultaneously increase the flow of steam to the turbine and decrease the flow of steam to the feedwater heater, and respond to the decrease in power demand from the electric generator by directing the movement of the valve shaft so as to simultaneously reduce the flow of steam to the turbine and increase the flow steam into the feed water heater.

Недостатком заявленной системы высокоавтономной работы модульного жидкометаллического реактора с паровым циклом является то, что нахождение трубок парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем выше крышки корпуса реактора не позволит снимать крышку реактора для перегрузки тепловыделяющих сборок из-за слива жидкометаллического теплоносителя через верхнюю кромку корпуса реактора, а увеличение высоты корпуса ограничено требованиями к точности наведения транспортно-технологического оборудования при перегрузке тепловыделяющих сборок в активной зоне при отсутствии визуального контроля в расплаве металла. The disadvantage of the claimed system of highly autonomous operation of a modular liquid metal reactor with a steam cycle is that the location of the tubes of a steam generator with a liquid metal coolant above the reactor vessel lid will not allow removing the reactor lid for reloading fuel assemblies due to the discharge of the liquid metal coolant vessel through the upper edge of the reactor vessel, and limited by the requirements for the accuracy of guidance of transport and technological equipment during refueling of fuel assemblies in the core in the absence of visual control in the metal melt.

Заявляемая реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны позволяет устранить указанные недостатки контура циркуляции, а именно корректно определить требования к высоте контура циркуляции с жидкометаллическим теплоносителем при заданных параметрах мощности реактора и принятом диапазоне изменения температур жидкометаллического теплоносителя, а так же обеспечить возможность периодической перегрузки тепловыделяющих сборок в активной зоне при временно сниженном уровне жидкометаллического теплоносителя в первом контуре до уровня, ниже крышки корпуса реактора.The inventive fast neutron reactor plant with a passive core cooling system makes it possible to eliminate the indicated drawbacks of the circulation loop, namely, to correctly determine the requirements for the height of the circulation loop with a liquid metal coolant at the given parameters of the reactor power and the accepted range of temperature variation of the liquid metal coolant, overloading of fuel assemblies in the core with a temporarily reduced level of liquid metal coolant in the primary circuit to a level below the reactor vessel cover.

Сущность изобретенияThe essence of the invention

Изобретение направлено на создание эффективной системы теплоотвода от ядерного реактора на быстрых нейтронах, построенной на пассивных принципах действия и обладающей повышенным уровнем безопасности из-за существенного снижения количества вероятных аварийных ситуаций, а так же направленной на обеспечение удобства перегрузки активной зоны.The invention is aimed at creating an effective system of heat removal from a nuclear reactor on fast neutrons, built on passive principles of operation and having an increased level of safety due to a significant reduction in the number of probable emergencies, as well as aimed at ensuring the convenience of reloading the core.

Для устранения недостатков, отмеченных выше, решения поставленной технической задачи и достижения технического результата согласно предложенному изобретению улучшение конструкции заключается в том, что:To eliminate the disadvantages noted above, to solve the technical problem and achieve the technical result according to the proposed invention, the improvement of the design consists in the fact that:

• корпус реактора размещен предпочтительно глубоко под уровнем земли, а разница высот между активной зоной и теплообменником первого контура достаточна для создания требуемого движущего напора естественной циркуляции;• The reactor vessel is preferably located deep below ground level, and the height difference between the core and the primary heat exchanger is sufficient to create the required natural circulation driving pressure;

• обеспечивается минимальное гидравлическое сопротивление на всех участках первого контура, включая корпус реактора и теплообменник;• minimum hydraulic resistance is ensured in all sections of the primary circuit, including the reactor vessel and the heat exchanger;

• патрубок подвода охлаждённого теплоносителя находится в нижней части корпуса реактора, а патрубок отвода нагретого теплоносителя – в верхней части; • the chilled coolant inlet is located in the lower part of the reactor vessel, and the heated coolant outlet is in the upper part;

• конечным поглотителем тепла при работе реактора на номинальном уровне мощности может являться парогенератор высокого давления, обеспечивающий подачу пара на паровую турбину и выработку электроэнергии;• the ultimate heat sink during reactor operation at the nominal power level can be a high-pressure steam generator, which supplies steam to the steam turbine and generates electricity;

• первый контур соединен с прогреваемым монжусом, обеспечивающим прием жидкометаллического теплоносителя из верхней части контура при переходе на пониженный уровень жидкометаллического теплоносителя в первом контуре для обеспечения перегрузки ТВС при снятой крышке корпуса реактора;• the primary circuit is connected to a warmed-up monjus, which ensures the intake of liquid metal coolant from the upper part of the circuit during the transition to a reduced level of liquid metal coolant in the primary circuit to ensure fuel assembly reloading when the reactor vessel cover is removed;

• поглотителем тепла остаточного энерговыделения в активной зоне реактора при снижении уровня жидкометаллического теплоносителя в первом контуре ниже уровня крышки корпуса реактора является теплообменник, встроенный во внутреннее пространство корпуса и обеспечивающий расхолаживание активной зоны при перегрузке тепловыделяющих сборок в реакторе.• The heat exchanger built into the inner space of the reactor vessel is used to absorb the heat of the residual energy release in the reactor core when the level of the liquid metal coolant in the primary loop drops below the level of the reactor vessel head, which provides cooling of the core when the fuel assemblies in the reactor are overloaded.

Решение задачи достижения требуемой мощности реактора

Figure 00000005
обеспечивается разностью высот Δh между теплообменником и активной зоной, определяемой из соотношения Solution of the problem of achieving the required reactor power
Figure 00000005
provided by the height difference Δh between the heat exchanger and the core, determined from the relation

Figure 00000006
Figure 00000006

где where

Figure 00000007
– максимальная мощность реакторной установки, Вт;
Figure 00000007
- maximum power of the reactor plant, W;

Figure 00000008
– требуемый расход теплоносителя в первом контуре при мощности
Figure 00000007
, кг/с;
Figure 00000008
- the required flow rate of the heating agent in the primary circuit at power
Figure 00000007
, kg / s;

Figure 00000009
– потеря напора на реакторе, включая активную зону, при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000008
, Па;
Figure 00000009
- loss of pressure in the reactor, including the core, at the flow rate of the coolant in the primary circuit
Figure 00000008
, Pa;

Figure 00000010
– потеря напора на трубопроводе с нагретым теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000008
, Па;
Figure 00000010
- loss of pressure in a pipeline with a heated coolant at a coolant flow rate in the primary circuit
Figure 00000008
, Pa;

Figure 00000011
– потеря напора на трубопроводе с охлажденным теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000008
, Па;
Figure 00000011
- loss of pressure in a pipeline with a cooled coolant at a coolant flow rate in the primary circuit
Figure 00000008
, Pa;

Figure 00000012
– потеря напора на теплообменнике при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000008
, Па;
Figure 00000012
- loss of head on the heat exchanger at the flow rate of the heat carrier in the primary circuit
Figure 00000008
, Pa;

Figure 00000013
– разность между средними плотностями теплоносителя на подъемном и опускном участках первого контура, кг/м3;
Figure 00000013
- the difference between the average densities of the coolant in the lifting and lowering sections of the primary circuit, kg / m 3 ;

g – ускорение свободного падения, м/с2. g - acceleration of gravity, m / s 2 .

Поставленные цели достигаются тем, что расположение реактора глубоко под уровнем земли обеспечивает преимущества перед обычной архитектурой исследовательских реакторных установок:These objectives are achieved by the fact that the location of the reactor deep below ground level provides advantages over the conventional architecture of research reactor facilities:

- исключается большинство сценариев внешнего воздействия на реакторную установку, поэтому можно не рассматривать многие аварийные ситуации возникающие в результате взрывов, смерчей, снеговой нагрузки, падения самолета и т.д., нет необходимости в дорогостоящем контейнменте, упрощается физическая защита реакторной установки; - most scenarios of external impact on the reactor facility are excluded, therefore, many emergencies arising as a result of explosions, tornadoes, snow load, aircraft crash, etc. can be ignored, there is no need for expensive containment, the physical protection of the reactor facility is simplified;

- снижается стоимость и сложность системы теплоотвода от активной зоны, а также повышается её надежность из-за отсутствия циркуляционных насосов в первом контуре, работающих в тяжелых условиях высоких температур;- the cost and complexity of the heat removal system from the core is reduced, as well as its reliability increases due to the absence of circulation pumps in the primary circuit operating in severe conditions of high temperatures;

- большая глубина погружения активной зоны под землю позволяет создать простую и высокоэффективную систему естественной циркуляции. При этом нет видимых ограничений по увеличению высоты естественной циркуляции и соответствующего повышения движущего напора через активную зону;- the large depth of immersion of the core under the ground makes it possible to create a simple and highly efficient natural circulation system. At the same time, there are no visible restrictions on the increase in the height of natural circulation and a corresponding increase in the driving pressure through the core;

- реактор может работать одинаково безопасно и эффективно в широком диапазоне мощностей исходя из поставленных задач облучения;- the reactor can operate equally safely and efficiently in a wide range of powers based on the assigned irradiation tasks;

- практически отсутствует проблема дорогостоящего демонтажа реакторной установки.- there is practically no problem of expensive dismantling of the reactor plant.

При работе реактора обеспечивается автоматическое подстраивание расхода в контурах охлаждения при изменении уровня мощности, а отсутствие возможности для персонала ошибочных или злонамеренных действий по снижению интенсивности циркуляции теплоносителя исключает аварийные ситуации с ухудшением теплоотвода от активной зоны. Кроме того, автоматическое подстраивание расхода в контурах охлаждения при изменении уровня мощности обеспечивает предельную простоту управления реакторной установкой и снижает требования к квалификации персонала. Поэтому такой реактор может работать в странах, в которых отсутствует персонал с большим опытом управления реакторными установками, а также реакторная установка может использоваться для учебных целей.During the operation of the reactor, automatic adjustment of the flow rate in the cooling circuits is ensured when the power level changes, and the absence of the possibility for the personnel of erroneous or malicious actions to reduce the intensity of the coolant circulation excludes emergencies with deterioration of heat removal from the core. In addition, automatic adjustment of the flow rate in the cooling circuits when changing the power level provides the ultimate simplicity of reactor control and reduces the requirements for personnel qualifications. Therefore, such a reactor can operate in countries where there are no personnel with extensive experience in operating reactor facilities, and the reactor facility can also be used for training purposes.

Отсутствие арматуры и насосов в контурах охлаждения обеспечивает плавность изменения параметров теплоотвода и полностью исключает гидроудары. The absence of fittings and pumps in the cooling circuits ensures smooth changes in the heat removal parameters and completely eliminates water hammer.

Заявляемая система теплоотвода реакторной установки с жидкометаллическим теплоносителем может использоваться как в исследовательских реакторах, так и в энергетических реакторах малой мощности. The inventive system for heat removal of a reactor plant with a liquid metal coolant can be used both in research reactors and in low-power power reactors.

Описание чертежейDescription of drawings

Нижеследующее описание относится к сопроводительным чертежам, которые показывают в качестве неограничивающего примера вариант осуществления изобретения и в котором на Фиг.1 приведена двухконтурная технологическая схема энергетического реактора малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем, например, расплавленным свинцом. The following description is directed to the accompanying drawings, which show, by way of non-limiting example, an embodiment of the invention and in which FIG. 1 is a by-pass flow diagram of a low power power reactor with a liquid metal coolant such as molten lead.

Представленная на Фиг.1 система теплоотвода реактора с естественной циркуляцией жидкометаллического теплоносителя включает в себя корпус реактора 1 , в котором внутри разделителя потока 2 размещена активная зона 3 реактора. Отвод нагретого в реакторе жидкометаллического теплоносителя к теплообменнику первого контура 4 осуществляется от верхней части корпуса по трубопроводу 5, а возврат охлажденного теплоносителя производится в нижнюю часть корпуса реактора – по трубопроводу 6 . Перед заполнением первого контура жидким металлом из бака (монжуса) системы заполнения и дренажа 7 все трубопроводы, теплообменные трубки и корпус реактора прогреваются до температуры, выше температуры плавления жидкометаллического теплоносителя. Заполнение и частичное опорожнение контура производится с использованием арматуры 8 . Компенсатор объема 9 компенсирует температурные расширения теплоносителя при работе реактора. При проведении перегрузки топлива уровень теплоносителя в первом контуре снижается ниже уровня крышки реактора, а остаточное тепловыделение от активной зоны отводится через встроенный теплообменник 10 . Разность высот h между активной зоной и теплообменником первого контура обеспечивает движущий напор естественной циркуляции. Presented at the reactor 1 heat removal system with natural circulation of liquid metal coolant includes a reactor vessel 1, wherein the flow inside the separator 2 is placed the active zone 3 of the reactor. The liquid metal coolant heated in the reactor is removed to the primary circuit heat exchanger 4 from the upper part of the vessel through pipeline 5, and the cooled coolant is returned to the lower part of the reactor vessel through pipeline 6 . Before filling the primary circuit with liquid metal from the tank (monjus) of the filling and drainage system 7, all pipelines, heat exchange tubes and the reactor vessel are heated to a temperature higher than the melting point of the liquid metal coolant. Filling and partial draining of the circuit is carried out using fittings 8 . The volume compensator 9 compensates for the thermal expansion of the coolant during the operation of the reactor. When refueling the fuel, the coolant level in the primary loop decreases below the level of the reactor head, and the residual heat release from the core is removed through the built-in heat exchanger 10 . The difference in heights h between the core and the primary heat exchanger provides the driving head of the natural circulation.

В рассматриваемом варианте пассивная система охлаждения в первом контуре реактора применяется для АЭС малой мощности при двухконтурной технологической схеме. В качестве теплообменника первого контура 4 используется парогенератор, а полученный пар высокого давления направляется на турбогенератор 11 , после чего пар низкого давления конденсируется в теплообменнике 12 , а конденсат питательным насосом 13 возвращается обратно в парогенератор 4 .In the considered variant, the passive cooling system in the first loop of the reactor is used for low-power NPPs with a two-loop technological scheme. A steam generator is used as a heat exchanger of the first circuit 4 , and the obtained high-pressure steam is sent to the turbine generator 11 , after which the low-pressure steam is condensed in the heat exchanger 12 , and the condensate is returned by the feed pump 13 to the steam generator 4 .

Пример конкретного исполненияAn example of a specific execution

В качестве неограничивающего примера конкретного исполнения рассмотрена двухконтурная система охлаждения корпусного энергетического реактора малой мощности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем. Реактор заглублен под землю на 65 м. Тепловая мощность реактора 134 МВт, электрическая – 50 МВт. Основные теплотехнические параметры первого контура приведены в Таблице 1.As a non-limiting example of a specific implementation, a two-circuit cooling system of a low-power fast neutron power reactor with a lead coolant is considered. The reactor is buried 65 m underground. The thermal power of the reactor is 134 MW, and the electric power is 50 MW. The main heat engineering parameters of the primary circuit are shown in Table 1.

№ п/пP / p No. ПараметрParameter Обозн.Identifier ЗначениеMeaning Ед.изм.Unit. 1one Теплоемкость свинцового теплоносителяHeat capacity of lead coolant СpCp 147,3147.3 Дж/(кг К)J / (kg K) 22 Кинематическая вязкостьKinematic viscosity νν 0,0000001950.000000195 м2/сm 2 / s 33 Средняя плотность свинцового теплоносителяAverage density of lead coolant ρρ 1049610496 кг/м3 kg / m 3 Расход теплоносителя в первом контуре:Heat carrier flow rate in the primary circuit: 44 - объемный- volumetric GvGv 26002600 м3/чm 3 / h 55 - объемный- volumetric GvGv 0,720.72 м3/сm 3 / s 66 - массовый- massive GmGm 7580,47580.4 кг/сkg / s 77 Температура теплоносителя на входе в реакторCoolant temperature at the reactor inlet ТвхTvx 420420 °С° C 8eight Температура теплоносителя на выходе из реактораCoolant temperature at the reactor outlet ТвыхYours 540540 °С° C 99 Перепад температур на подъемном и опускном участкахTemperature difference in the lifting and lowering sections ΔТΔТ 120120 °С° C 1010 Плотность теплоносителя на входе в реакторThe density of the coolant at the reactor inlet ρвхρin 1056810568 кг/м3 kg / m 3 11eleven Плотность теплоносителя на выходе из реактораThe density of the coolant at the outlet of the reactor ρвыхρout 1042410424 кг/м3 kg / m 3 1212 Разность плотностей на подъемном и опускном участкахThe difference in density at the lifting and lowering sections ΔρΔρ 144144 кг/м3 kg / m 3 13thirteen Ускорение свободного паденияAcceleration of gravity gg 9,89.8 м/с2 m / s 2 1414 Расчетная высота контура естественной циркуляции (разность высот между активной зоной и теплообменником)Design height of the natural circulation circuit (height difference between the core and the heat exchanger) hh 63,463.4 мm 1515 Движущий напор естественной циркуляцииNatural circulation driving head Δρ × g × hΔρ × g × h 89450,089450.0 ПаPa 16sixteen Общая длина циркуляционных трубопроводовTotal length of circulation pipes LтрLtr 230230 мm 1717 Диаметр циркуляционных трубопроводовDiameter of circulation pipelines DтрDtr 0,850.85 мm 18eighteen Проходное сечение циркуляционных трубопроводовCross section of circulation pipelines FF 0,5670.567 м2 m 2 19nineteen Средняя скорость в циркуляционных трубопроводахAverage speed in circulation pipelines vv 1,2731.273 м/сm / s 20twenty Шероховатость циркуляционных трубопроводовRoughness of circulation pipelines КэKe 0,00010.0001 мm 2121 Коэффициент трения циркуляционных трубопроводовFriction coefficient of circulation pipelines λλ 0,0130.013 2222 Критерий Рейольдса в циркуляционных трубопроводахReyolds criterion in circulation pipelines ReRe 5 547 871,85 547 871.8 2323 Потеря напора на трение в циркуляционных трубопроводахFriction head loss in circulation pipes ΔPтрΔPtr 29904,129904.1 ПаPa 2424 Коэффициент местного сопротивления в контуре циркуляцииCoefficient of local resistance in the circulation circuit ξξ 7,0047,004 2525 Потеря напора на местное сопротивление в контуре циркуляцииLoss of head on local resistance in the circulation circuit ΔPмΔPm 59546,059546.0 ПаPa 2626 Суммарные потери в контуре циркуляцииTotal losses in the circulation loop ΔPΔP 89450,089450.0 ПаPa 2727 Расчетная тепловая мощность реактораCalculated thermal power of the reactor NтNT 134,0134.0 МВтMW 2828 Расчетная электрическая мощность реактораEstimated electrical power of the reactor NэлNel 5050 МВтMW

Таблица 1. Основные параметры корпусного энергетического реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем для АЭС малой мощности Table 1. Main parameters of a lead-cooled fast neutron power reactor for small NPPs

Список источниковList of sources

Патент RU2558152C2 «Ядерный реактор»Patent RU2558152C2 "Nuclear reactor"

Патент RU2691755C2 «Способ организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора на быстрых нейтронах» Patent RU2691755C2 "Method of organizing natural circulation of liquid metal coolant in a fast neutron reactor"

Патент US10217536B2 «Система высокоавтономной работы модульного жидкометаллического реактора с паровым циклом»Patent US10217536B2 "System of highly autonomous operation of a modular liquid metal reactor with a steam cycle"

Claims (12)

1. Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны, выполненной в виде контура естественной циркуляции с жидкометаллическим теплоносителем, включающей расположенный под уровнем земли корпус реактора с активной зоной, размещенный над реактором теплообменник первого контура, подводящий и отводящий циркуляционные трубопроводы, компенсатор объема, а также подводящий патрубок, соединенный с трубопроводом охлажденного теплоносителя, находящийся в нижней части корпуса, и отводящий патрубок, соединенный с трубопроводом нагретого теплоносителя, находящийся в верхней части корпуса, отличающаяся тем , что заглубление активной зоны реактора относительно высотной отметки теплообменника Δh определяется из соотношения1. A fast neutron reactor facility with a passive core cooling system made in the form of a natural circulation loop with a liquid metal coolant, including a reactor vessel with a core located below ground level, a primary loop heat exchanger located above the reactor, supply and exhaust circulation pipelines, and a volume compensator , as well as a supply pipe connected to the cooled coolant pipeline located in the lower part of the vessel, and a discharge branch pipe connected to the heated coolant pipeline located in the upper part of the vessel, characterized in that the deepening of the reactor core relative to the heat exchanger elevation Δh is determined from the relation
Figure 00000014
Figure 00000014
 где
Figure 00000015
– максимальная мощность реакторной установки, Вт;where
Figure 00000015
- maximum power of the reactor plant, W;
Figure 00000016
– требуемый расход теплоносителя в первом контуре при мощности
Figure 00000015
, кг/с;
Figure 00000016
- the required flow rate of the heating agent in the primary circuit at power
Figure 00000015
, kg / s;
Figure 00000017
– потеря напора на реакторе, включая активную зону, при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000016
, Па;
Figure 00000017
- loss of pressure in the reactor, including the core, at the flow rate of the coolant in the primary circuit
Figure 00000016
, Pa;
Figure 00000018
– потеря напора на трубопроводе с нагретым теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000016
, Па;
Figure 00000018
- loss of pressure in a pipeline with a heated coolant at a coolant flow rate in the primary circuit
Figure 00000016
, Pa;
Figure 00000019
– потеря напора на трубопроводе с охлажденным теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000016
, Па;
Figure 00000019
- loss of pressure in a pipeline with a cooled coolant at a coolant flow rate in the primary circuit
Figure 00000016
, Pa;
Figure 00000020
– потеря напора на теплообменнике при расходе теплоносителя в первом контуре
Figure 00000016
, Па;
Figure 00000020
- loss of head on the heat exchanger at the flow rate of the heat carrier in the primary circuit
Figure 00000016
, Pa;
Figure 00000021
– разность между средними плотностями теплоносителя на подъемном и опускном участках первого контура, кг/м3;
Figure 00000021
- the difference between the average densities of the coolant in the lifting and lowering sections of the primary circuit, kg / m 3 ; g – ускорение свободного падения, м/с2,g - acceleration of gravity, m / s 2 , а в контуре жидкометаллического теплоносителя предусмотрены монжус, обеспечивающий периодическое снижение уровня в контуре циркуляции ниже уровня крышки корпуса, а также дополнительный теплообменник в корпусе реактора, обеспечивающий отвод тепла остаточного энерговыделения от активной зоны при сниженном уровне теплоносителя.and in the liquid-metal coolant circuit, a monjus is provided, which ensures a periodic decrease in the level in the circulation circuit below the level of the vessel lid, as well as an additional heat exchanger in the reactor vessel, which removes the heat of the residual energy release from the core at a reduced coolant level. 2. Реакторная установка на быстрых нейтронах с пассивной системой охлаждения активной зоны по п.1, отличающаяся тем, что реактор оснащен каналами для облучения и экспериментальными каналами.2. Reactor installation on fast neutrons with a passive core cooling system according to claim 1, characterized in that the reactor is equipped with channels for irradiation and experimental channels.
RU2021118661A 2021-06-27 2021-06-27 Fast neutron reactor with a passive core cooling system RU2762391C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021118661A RU2762391C1 (en) 2021-06-27 2021-06-27 Fast neutron reactor with a passive core cooling system

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021118661A RU2762391C1 (en) 2021-06-27 2021-06-27 Fast neutron reactor with a passive core cooling system

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2762391C1 true RU2762391C1 (en) 2021-12-20

Family

ID=79175427

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2021118661A RU2762391C1 (en) 2021-06-27 2021-06-27 Fast neutron reactor with a passive core cooling system

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2762391C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2778548C1 (en) * 2020-12-01 2022-08-22 Стэйт Пауэр Инвестмент Корпорейшн Ресёарч Инститьют Nuclear reactor

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3128233A (en) * 1961-08-07 1964-04-07 Gen Electric Control of single cycle power system having a steam generating reactor
DE3442236A1 (en) * 1984-11-19 1986-05-22 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach LIQUID METAL COOLED NUCLEAR POWER PLANT WITH STEAM GENERATORS INTEGRATED IN THE SECURITY INCLUDED
RU2188472C2 (en) * 2000-11-08 2002-08-27 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Method for transferring heat energy of source to working medium of power installation with aid of liquid-metal coolant
RU2212066C1 (en) * 2002-05-17 2003-09-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Steam-generating nuclear reactor unit using liquid-metal coolant
RU2558152C2 (en) * 2012-11-26 2015-07-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Nuclear reactor
KR20180021326A (en) * 2016-08-19 2018-03-02 한국원자력연구원 Nuclear fuel pellets comprising closed internal void at its center and nuclear fuel rods comprising thereof
US10217536B2 (en) * 2005-03-31 2019-02-26 U.S. Department Of Energy System for the highly autonomous operation of a modular liquid-metal reactor with steam cycle
RU2691755C2 (en) * 2017-07-24 2019-06-18 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of natural circulation of a liquid metal coolant of a fast neutron reactor
US10955375B2 (en) * 2018-03-16 2021-03-23 U.S. Department Of Energy Multielectrode sensor for concentration and depth measurements in molten salt
EP3241218B1 (en) * 2014-12-29 2021-03-24 TerraPower LLC Molten nuclear fuel salts and related systems and methods

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3128233A (en) * 1961-08-07 1964-04-07 Gen Electric Control of single cycle power system having a steam generating reactor
DE3442236A1 (en) * 1984-11-19 1986-05-22 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach LIQUID METAL COOLED NUCLEAR POWER PLANT WITH STEAM GENERATORS INTEGRATED IN THE SECURITY INCLUDED
RU2188472C2 (en) * 2000-11-08 2002-08-27 Опытное Конструкторское Бюро "Гидропресс" Method for transferring heat energy of source to working medium of power installation with aid of liquid-metal coolant
RU2212066C1 (en) * 2002-05-17 2003-09-10 Фгуп Окб "Гидропресс" Steam-generating nuclear reactor unit using liquid-metal coolant
US10217536B2 (en) * 2005-03-31 2019-02-26 U.S. Department Of Energy System for the highly autonomous operation of a modular liquid-metal reactor with steam cycle
RU2558152C2 (en) * 2012-11-26 2015-07-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Nuclear reactor
EP3241218B1 (en) * 2014-12-29 2021-03-24 TerraPower LLC Molten nuclear fuel salts and related systems and methods
KR20180021326A (en) * 2016-08-19 2018-03-02 한국원자력연구원 Nuclear fuel pellets comprising closed internal void at its center and nuclear fuel rods comprising thereof
RU2691755C2 (en) * 2017-07-24 2019-06-18 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of natural circulation of a liquid metal coolant of a fast neutron reactor
US10955375B2 (en) * 2018-03-16 2021-03-23 U.S. Department Of Energy Multielectrode sensor for concentration and depth measurements in molten salt

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2778548C1 (en) * 2020-12-01 2022-08-22 Стэйт Пауэр Инвестмент Корпорейшн Ресёарч Инститьют Nuclear reactor

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2496163C2 (en) Nuclear reactor with improved cooling in emergency situation
US6795518B1 (en) Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
EP2218076B1 (en) Passive emergency feedwater system for a nuclear reactor
KR101463440B1 (en) Passive safety system and nuclear power plant having the same
US20180350472A1 (en) Passive safe cooling system
EP3101658B1 (en) Reactor system with a lead-cooled fast reactor
JP6309972B2 (en) Nuclear power generation facility and method for maintaining liquid level of coolant
KR101973996B1 (en) External Reactor Vessel Cooling and Electric Power Generation System
JPH03502005A (en) Full-pressure passive emergency core cooling and residual heat removal equipment for water-cooled reactors
KR101250479B1 (en) Apparatus for safety improvement of passive type emergency core cooling system with a safeguard vessel and Method for heat transfer-function improvement using thereof
US5790619A (en) Drain system for a nuclear power plant
RU2762391C1 (en) Fast neutron reactor with a passive core cooling system
RU2649417C1 (en) System and method of removing heat from nuclear reactor case
US4554129A (en) Gas-cooled nuclear reactor
WO1999059160A1 (en) Cooling system for a nuclear reactor
RU2769102C1 (en) Passive cooling system of a nuclear reactor
CN113593733A (en) Passive steel containment heat exporting system
Nikiforova et al. Lead-cooled flexible conversion ratio fast reactor
Cinotti et al. The inherently safe immersed system (ISIS) reactor
Uspuras et al. Development of accident management measures for RBMK-1500 in the case of loss of long-term core cooling
Gaudet et al. Conceptual plant layout of the Canadian generation IV supercritical water-cooled reactor
US10096387B2 (en) Fissionable material energy extraction system
CN112420226B (en) Passive residual heat removal system based on annular air cooler
Kaliatka et al. Development and evaluation of additional shutdown system at the Ignalina NPP by employing RELAP5 code
CN116759118A (en) Passive reactor core and containment integrated cooling system and cooling method