RU56048U1 - REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS - Google Patents
REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS Download PDFInfo
- Publication number
- RU56048U1 RU56048U1 RU2006114838/22U RU2006114838U RU56048U1 RU 56048 U1 RU56048 U1 RU 56048U1 RU 2006114838/22 U RU2006114838/22 U RU 2006114838/22U RU 2006114838 U RU2006114838 U RU 2006114838U RU 56048 U1 RU56048 U1 RU 56048U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- uranium
- moderator
- plutonium
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к ядерным энергетике, а именно к разработке реактора-конвертора на тепловых нейтронах с жидкометаллическим уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом. Реактор-конвертер на тепловых нейтронах канального типа состоит из корпуса низкого давления 7, с размещенной в корпусе активной зоной 8, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя 12 и замедлителя 13, с установленными в центральные отверстия колонн замедлителя технологическими каналами (ТК) 11 для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ) 10. Корпус низкого давления реактора, выполнен из конструкционной стали, защищенной изнутри композитным материалом на основе нитрида бора и заполнен жидкометаллическим теплоносителем в который погружена активная зона, внутренний объем ТВЭЛ ТВС, размещенных в технологических каналах замедлителя, заполнен металлическим уран-плутониевым топливом, верхние концы ТВЭЛ объединены в накопители продуктов деления ТВС 14, концы ТВЭЛ выполнены сообщающимися с полостью ТВС, последняя выполнена сообщающейся с открытой полостью над топливом, находясь с ней под общим давлением, при этом в реакторе при работе используют жидкометаллическое уран-плутониевое топливо, а корпус низкого давления заполнен жидкометаллическим теплоносителем литием-7. В предложенной конструкции реактора используют низкообогащенную смесь сырьевых и делящихся изотопов урана и плутония с содержанием делящихся изотопов не превышающим его значений в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) легководных реакторов, в связи с чем реактор не требует производств внешнего замкнутого топливного цикла. По завершении жизненного цикла реактора оставшееся в нем топливо перегружается в другой реактор для дальнейшего дожигания.The utility model relates to nuclear energy, namely to the development of a thermal neutron reactor-converter with liquid metal uranium-plutonium fuel operating with an average reproduction rate sufficient for self-supply of fuel. The channel-type thermal neutron reactor converter consists of a low pressure housing 7, with an active zone 8 located in the housing, consisting of vertical columns of the side reflector 12 and moderator 13, with technological channels (TK) 11 installed in the central holes of the columns of the moderator for the coolant flow and fuel assemblies (FA) located in them with fuel elements (TVEL) 10. The low-pressure housing of the reactor is made of structural steel, protected from the inside by a composite material based on boron nitride and is filled with a liquid metal coolant in which the active zone is immersed, the internal volume of the fuel elements of the fuel assemblies placed in the technological channels of the moderator is filled with uranium-plutonium metal fuel, the upper ends of the fuel elements are combined in the fuel product fission products 14, the ends of the fuel elements are connected to the fuel assembly cavity, the last made communicating with the open cavity above the fuel, being with it under general pressure, while in the reactor during operation using liquid metal uranium-plutonium fuel, and the body low pressure is filled with liquid metal coolant lithium-7. The proposed reactor design uses a low enriched mixture of raw and fissile isotopes of uranium and plutonium with fissile isotopes not exceeding its values in spent nuclear fuel (SNF) of light-water reactors, and therefore the reactor does not require an external closed fuel cycle. At the end of the life cycle of the reactor, the remaining fuel in it is reloaded into another reactor for further afterburning.
Description
Полезная модель относится к ядерным реакторам на тепловых нейтронах.The utility model relates to nuclear thermal neutron reactors.
Известен жидкосолевой канальный реактор на тепловых нейтронах с расплавом фтористых солей урана и тория с воспроизводством ядерного топлива. [Материалы Международной научно-технической конференции "Канальные реакторы: проблемы и решения" Москва, 2004 г.;Known liquid-salt channel reactor with thermal neutrons with a melt of fluoride salts of uranium and thorium with the reproduction of nuclear fuel. [Materials of the International scientific and technical conference "Channel Reactors: Problems and Solutions" Moscow, 2004;
[www.nikiet.ru/rus/conf/19oct2004/presentations/session2/44_Kotov_NRC_RK.ppt;[www.nikiet.ru/rus/conf/19oct2004/presentations/session2/44_Kotov_NRC_RK.ppt;
http://www.nikiet.ru/rus/conf/19oct2004/programme/session2/44_Kotov_NRC_RK.doc].http://www.nikiet.ru/rus/conf/19oct2004/programme/session2/44_Kotov_NRC_RK.doc].
Указанный реактор обладает следующими недостатками.The specified reactor has the following disadvantages.
1. Высокая активность оборудования и трубопроводов первого контура.1. High activity of equipment and pipelines of the primary circuit.
2. Непроизводительное поглощение нейтронов продуктами деления.2. Unproductive absorption of neutrons by fission products.
3. Низкая плотность топлива, высокое обогащение.3. Low fuel density, high enrichment.
4. Необходимость в системе переработки топлива с изотопным разделением.4. The need for a fuel processing system with isotopic separation.
5. Разомкнутый топливный цикл.5. Open fuel cycle.
Наиболее близким по технической сущности предлагаемой полезной модели является натрий-графитовый реактор SGR (штат Небраска, США) [П.А.Петров. Ядерные энергетические установки Госэнергоиздат. М. 1958. стр.209]:The closest in technical essence of the proposed utility model is the sodium-graphite reactor SGR (Nebraska, USA) [P.A. Petrov. Nuclear power plants Gosenergoizdat. M. 1958. p. 209]:
Реактор на тепловых нейтронах канального типа, состоит из корпуса низкого давления, с размещенной в корпусе активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и замедлителя, с установленными в центральные отверстия колонн замедлителя технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ).The channel-type thermal neutron reactor consists of a low-pressure casing, with an active zone located in the casing, consisting of vertical columns of the side reflector and moderator, with technological channels (TK) installed in the central holes of the moderator columns for the coolant flow and heat-generating assemblies placed in them (FA) with fuel elements (TVEL).
В качестве топлива в реакторе применен металлический уран, легированный молибденом, с обогащением до 3% и коэффициентом воспроизводства около 0.7. Графитовый замедлитель состоит из шестигранных блоков, заключенных в циркониевые оболочки толщиной 0,9 мм. Оболочки защищают графит от пропитывания его натрием. Собранные в сборки стержневые тепловыделяющие элементы имеют оболочки из нержавеющей стали толщиной 0,25 мм. Хороший тепловой контакт между сердечником и оболочкой достигается посредством заполнения зазоров жидким Na или Na-K. В верхней части оболочки с учетом теплового расширения оставлено пространство, заполняемое Metallic uranium doped with molybdenum with an enrichment of up to 3% and a reproduction coefficient of about 0.7 was used as fuel in the reactor. The graphite moderator consists of hexagonal blocks enclosed in zirconium shells 0.9 mm thick. Shells protect graphite from impregnation with sodium. Rod fuel elements assembled in assemblies have 0.25 mm thick stainless steel shells. Good thermal contact between the core and the shell is achieved by filling the gaps with liquid Na or Na-K. In the upper part of the shell, taking into account thermal expansion, a space is left to be filled
гелием, что обеспечивает проверку герметичности оболочек посредством гелиевого течеискателя. Корпус реактора и опорные конструкции выполнены из нержавеющей стали. Теплоноситель подается в нижнюю часть корпуса реактора и оттуда движется кверху по трубам технологических каналов и зазорам шириной 11,25 мм между графитовыми блоками. Расход натрия по каналам регулируется дроссельными устройствами в соответствии с тепловой мощностью каналов, что обеспечивает одинаковость температуры натрия на выходе из каналов. Для циркуляции натрия применены вертикальные центробежные насосы с уплотнениями из охлажденного до отвердения натрия.helium, which provides verification of the tightness of the shells by means of a helium leak detector. The reactor vessel and supporting structures are made of stainless steel. The coolant is supplied to the lower part of the reactor vessel and from there it moves upward through the pipes of the technological channels and the gaps with a width of 11.25 mm between the graphite blocks. The sodium flow through the channels is regulated by throttle devices in accordance with the thermal power of the channels, which ensures the uniformity of the sodium temperature at the outlet of the channels. For the circulation of sodium, vertical centrifugal pumps with seals of sodium cooled to solidification are used.
Указанный реактор обладает следующими недостатками.The specified reactor has the following disadvantages.
1. Нержавеющая сталь, используемая в реакторе в качестве оболочки твэл, ограничивается максимальной температурой 650°С по работоспособности в контакте с твердым урановым топливом.1. Stainless steel, used in the reactor as a fuel rod sheath, is limited to a maximum temperature of 650 ° C for operability in contact with solid uranium fuel.
2. Защитная циркониевая оболочка графитовых блоков, используемых в реакторе в качестве замедлителя, неустойчивого к пропитке натрием, является паразитным поглотителем нейтронов.2. The protective zirconium shell of graphite blocks used in the reactor as a moderator, unstable to impregnation with sodium, is a parasitic neutron absorber.
3. Твердое металлическое урановое топливо, используемое в реакторе, в процессе работы накапливает в себе продукты деления, являющиеся поглотителями нейтронов, что не дает возможности осуществить самообеспечение реактора топливом путем конвертирования урана - 238 в плутоний (достигаемый коэффициент воспроизводства не превышает 0,7), влечет за собой эффекты отравления реактора, а при расплавлении топлива в аварийной ситуации - к выходу из него накопившихся газообразных продуктов деления и всплеску реактивности.3. Solid metal uranium fuel used in the reactor, during operation, accumulates fission products, which are neutron absorbers, which makes it impossible to provide the reactor with fuel by converting uranium - 238 into plutonium (the achieved reproduction ratio does not exceed 0.7), entails the effects of poisoning the reactor, and when the fuel is melted in an emergency, it leads to the exit of the accumulated gaseous fission products and a surge in reactivity.
4. Кристаллическая решетка твердого металлического урана подвержена аллотропическим и радиационным изменениям, что приводит к формоизменению топливного стержня и препятствует достижению высокой температуры топлива и теплоносителя.4. The crystalline lattice of solid metallic uranium is subject to allotropic and radiation changes, which leads to the formation of a fuel rod and prevents the achievement of a high temperature of the fuel and coolant.
5. Герметичная конструкция оболочки твэл не позволяет удалять поступающие в нее из топлива газообразные продукты деления, что ведет к повышению давления под оболочкой в процессе эксплуатации, а при расплавлении топлива - к разрушению оболочки.5. The sealed construction of the fuel rod cladding does not allow the removal of gaseous fission products entering the fuel from it, which leads to an increase in pressure under the cladding during operation, and during fuel melting, to the destruction of the cladding.
6. Натрий, температура кипения которого (883°С), ниже температуры плавления урана (1132°С), ограничивает его пригодность для работы с расплавленным уран-6. Sodium, the boiling point of which (883 ° С), is lower than the melting point of uranium (1132 ° С), limits its suitability for working with molten uranium -
плутониевым топливом в качестве теплоносителя. Активация натриевого теплоносителя и загрязнение его продуктами коррозии, образующимися при контакте с металлическими поверхностями из нержавеющей стали и циркония приводит к высокой радиоактивности оборудования и трубопроводов реактора.plutonium fuel as a coolant. The activation of the sodium coolant and its contamination with corrosion products resulting from contact with metal surfaces made of stainless steel and zirconium leads to high radioactivity of the equipment and pipelines of the reactor.
7. Материалы, применяемые в активной зоне реактора - нержавеющая сталь, цирконий, натрий, прослойка Na-K в твэле, легирующая добавка молибдена в уране имеют высокие сечения поглощения нейтронов и не позволяют достичь коэффициента воспроизводства, достаточного для самообеспечения реактора ядерным топливом.7. The materials used in the reactor core — stainless steel, zirconium, sodium, the Na-K interlayer in the fuel element, and the dopant of molybdenum in uranium — have high neutron absorption cross sections and do not allow achieving a reproduction coefficient sufficient for self-supply of the reactor with nuclear fuel.
Задачей полезной модели является создание реактора-конвертора на тепловых нейтронах с жидкометаллическим уран-плутониевым топливом, работающего со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом, свободного от вышеперечисленных недостатков:The objective of the utility model is to create a thermal neutron reactor-converter with liquid metal uranium-plutonium fuel, operating with an average reproduction rate sufficient for self-supply of fuel, free from the above disadvantages:
Технический результат от использования полезной модели заключается в том, что в предложенной конструкции реактора используют низкообогащенную смесь сырьевых и делящихся изотопов урана и плутония с содержанием делящихся изотопов не превышающим его значений в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) легководных реакторов, в связи с чем реактор не требует производств внешнего замкнутого топливного цикла.The technical result from the use of the utility model consists in the fact that the proposed reactor design uses a low-enriched mixture of raw and fissile isotopes of uranium and plutonium with fissile isotopes not exceeding its values in spent nuclear fuel (SNF) of light-water reactors, and therefore the reactor does not require production of an external closed fuel cycle.
По завершении жизненного цикла реактора оставшееся в нем топливо перегружается в другой реактор для дальнейшего дожигания.At the end of the life cycle of the reactor, the remaining fuel in it is reloaded into another reactor for further afterburning.
Разработанный реактор позволяет использовать для производства энергии существующие ресурсы урана и плутония, включая ОЯТThe developed reactor allows the use of existing uranium and plutonium resources, including SNF, for energy production
Поставленная задача решается следующим образом:The problem is solved as follows:
Реактор-конвертер на тепловых нейтронах канального типа, состоящий из корпуса низкого давления, с размещенной в корпусе активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и замедлителя, с установленными в центральные отверстия колонн замедлителя технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ).A channel-type thermal reactor-neutron reactor, consisting of a low-pressure housing, with an active zone located in the housing, consisting of vertical columns of the side reflector and moderator, with technological channels (TK) installed in the central holes of the moderator columns for the coolant flow and placed in them fuel assemblies (fuel assemblies) with fuel elements (fuel elements).
Корпус низкого давления реактора, выполнен из конструкционной стали, защищенной изнутри композитным материалом на основе нитрида бора и заполнен жидкометаллическим теплоносителем в который погружена активная зона, внутренний объем ТВЭЛ ТВС, размещенных в технологических каналах замедлителя, заполнен The low-pressure vessel of the reactor is made of structural steel, protected from the inside with a composite material based on boron nitride and filled with a liquid metal coolant in which the core is immersed; the internal volume of the fuel elements of the fuel assemblies placed in the technological channels of the moderator is filled
металлическим уран-плутониевым топливом, верхние концы ТВЭЛ объединены в накопители продуктов деления ТВС, концы ТВЭЛ выполнены сообщающимися с полостью ТВС, последняя выполнена сообщающейся с открытой полостью над топливом, находясь с ней под общим давлением, при этом в реакторе при работе используют жидкометаллическое уран-плутониевое топливо, а корпус низкого давления заполнен жидкометаллическим теплоносителем литием - 7.metal uranium-plutonium fuel, the upper ends of the fuel elements are combined into storage units for fission products of the fuel assemblies, the ends of the fuel elements are connected with the cavity of the fuel assembly, the latter is connected with the open cavity above the fuel, being under common pressure with it, while liquid-metal uranium is used in the reactor during operation plutonium fuel, and the low-pressure housing is filled with liquid metal coolant lithium - 7.
Замедлитель и отражатель выполнены из композитного материала на основе нитрида бора с изотопным составом В11N15, упрочненного дискретными ультрадисперсными кристаллами β-SiC на поверхности углеродных дискретных волокон, при следующем соотношении компонентов:The retarder and reflector are made of a composite material based on boron nitride with an isotopic composition of B 11 N 15 hardened by discrete ultrafine β-SiC crystals on the surface of carbon discrete fibers, with the following ratio of components:
B11Nl5 - 95-80% oб.B 11 N l5 - 95-80% vol.
β-SiC - 5-20% об.β-SiC - 5-20% vol.
Верхние концы ТВЭЛ в ТВС соединены с накопителем, полость которого через отверстие в ТК сообщена с полостью газовой подушки реактора и находится с ней под общим давлением, через которую осуществляют непрерывное удаление газообразных и испаряющихся продуктов деления при неизменном давлении в ТВС, при этом накопитель выполнен с возможностью аккумулирования остальных продуктов деления, поглощающих нейтроны.The upper ends of the fuel elements in the fuel assemblies are connected to a drive, the cavity of which is connected with the cavity of the gas cushion of the reactor through a hole in the fuel cell and is under common pressure through which the gaseous and vaporizing fission products are continuously removed at a constant pressure in the fuel assembly, and the drive is made with the ability to accumulate other fission products that absorb neutrons.
Выполнение реактора-конвертера обеспечивает достижение коэффициента воспроизводства, достаточного для самообеспечения реактора топливом.The implementation of the reactor Converter ensures the achievement of a reproduction rate sufficient for self-supply of the reactor with fuel.
- Термически и радиационно-стойкий композитный материала на основе нитрида бора с температурой плавления ~2400°С, значительно превышающей температуру плавления урана (1132°С), по своим замедляющим свойствам не уступает графиту. В состав композита входят ультрадисперсные кристаллы β-SiC, не ухудшающие нейтронно-физические характеристики композита и обеспечивающие его длительную работоспособность в контакте с одной стороны с расплавленным металлическим уран-плутониевым топливом, а с другой стороны с жидкометаллическим теплоносителем - литием;- The thermally and radiation-resistant composite material based on boron nitride with a melting point of ~ 2400 ° C, significantly higher than the melting point of uranium (1132 ° C), is not inferior to graphite in its slowing properties. The composition of the composite includes ultrafine β-SiC crystals, which do not impair the neutron-physical characteristics of the composite and ensure its long-term performance in contact with molten uranium-plutonium metal fuel on the one hand, and lithium with a liquid metal coolant, on the other hand;
- Оболочка твэл из композитного материала на основе нитрида бора позволяет использовать в реакторе жидкометаллическое уран-плутониевое топливо, обладающее максимальной плотностью и максимальным выходом нейтронов.- The fuel rod cladding of a composite material based on boron nitride allows the use of liquid metal uranium-plutonium fuel in the reactor, which has a maximum density and maximum neutron yield.
Жидкометаллическое уран-плутониевое топливо в процессе ядерных превращений очищается (саморафинируется) от продуктов деления за счет их естественного Liquid metal uranium-plutonium fuel in the process of nuclear transformations is purified (self-refining) of fission products due to their natural
всплытия из активной зоны реактора, что позволяет экономить нейтроны и осуществить самообеспечение реактора топливом путем конвертирования урана-238 в плутоний.surfacing from the reactor core, which saves neutrons and provides the reactor with fuel self-supply by converting uranium-238 into plutonium.
- В конструкции ТВС концы ТВЭЛ, через которые производится непрерывное удаление газообразных и испаряющихся продуктов деления, сообщаются с полостью ТВС, которая в свою очередь сообщается с газовой подушкой реактора и находится с ней под общим давлением, исключая повышение давления в ТВС.- In the design of the fuel assembly, the ends of the fuel elements, through which the gaseous and vaporizing fission products are continuously removed, communicate with the cavity of the fuel assembly, which in turn communicates with the gas cushion of the reactor and is under common pressure with it, eliminating the increase in pressure in the fuel assembly.
- Непрерывное удаление газообразных и испаряющихся продуктов деления исключает всплеск реактивности и эффекты отравления реактора.- Continuous removal of gaseous and vaporizing fission products eliminates the reactivity surge and reactor poisoning effects.
- Теплоноситель литий-7, с температурой кипения и теплоемкостью, превышающими температуру плавления и теплоемкость металлического уран-плутониевого топлива, позволяет эффективно отводить тепло от расплава топлива и при градиенте температур топлива и теплоносителя не менее 150-300°С создавать условия для образования защитной гарнисажной пленки твердого металлического топлива на внутренней поверхности оболочки ТВЭЛ, снижающей скорость взаимодействия расплава с оболочкой ТВЭЛ.- The heat carrier lithium-7, with a boiling point and heat capacity exceeding the melting temperature and heat capacity of metallic uranium-plutonium fuel, allows you to effectively remove heat from the fuel melt and, with a temperature gradient of fuel and coolant of at least 150-300 ° C, create conditions for the formation of a protective skull films of solid metal fuel on the inner surface of the fuel rod cladding, which reduces the rate of interaction of the melt with the fuel rod cladding.
- Наведенная активность лития-7 при облучении нейтронами незначительна, а отсутствие металлических поверхностей в активной зоне и взаимодействия лития с композитом на основе нитрида бора не ведет к образованию продуктов коррозии.- The induced activity of lithium-7 upon irradiation with neutrons is negligible, and the absence of metal surfaces in the core and the interaction of lithium with a boron nitride composite does not lead to the formation of corrosion products.
- Поскольку в состав материалов активной зоны, кроме топлива, входят только литий-7 и композит на основе нитрида бора В11N15, то паразитное поглощение нейтронов сведено к минимуму и создаются условия для достижения коэффициента воспроизводства, достаточного для самообеспечения реактора ядерным топливом.- Since the composition of the core materials, except for fuel, includes only lithium-7 and a composite based on boron nitride B 11 N 15 , parasitic absorption of neutrons is minimized and conditions are created for achieving a reproduction coefficient sufficient for self-supply of the reactor with nuclear fuel.
- Самообеспечение реактора топливом с соответствующим коэффициентом воспроизводства достигается за счет материалов активной зоны, атомного отношения замедлитель/топливо.- The self-sufficiency of the reactor with fuel with an appropriate reproduction ratio is achieved due to core materials, atomic moderator / fuel ratio.
Схематическое устройство реактора представлено на рис.1, где 1 - биологическая защита, 2 - пробка топливного канала, 3 - газовая подушка, 4 - теплоноситель - литий-7, 5 - шахта реактора, 6 - страховочный корпус, 7 - корпус низкого давления реактора, 8 - активная зона, 9 - опорная конструкция активной зоны 8, 10 - тепловыделяющая сборка (ТВС), 11 - технологический канал, 12 - отражатель, 13 - замедлитель, 14 - накопитель продуктов деления тепловыделяющей сборки, 15 канал СУЗ.The schematic structure of the reactor is shown in Fig. 1, where 1 is biological protection, 2 is the fuel channel plug, 3 is a gas cushion, 4 is a heat carrier lithium-7, 5 is a reactor shaft, 6 is a safety housing, 7 is a low-pressure housing 8 - core, 9 - supporting structure of the core 8, 10 - fuel assembly (FA), 11 - technological channel, 12 - reflector, 13 - moderator, 14 - storage of fission products of the fuel assembly, 15 channel CPS.
Корпус 7 низкого давления реактора, выполненный из конструкционной стали, защищенной изнутри композитным материалом на основе нитрида бора, заполнен жидкометаллическим теплоносителем 4 в который погружена активная зона 8, образованная замедлителем 13 с размещенными в нем технологическими каналами 11, каналами системы управления и защиты 15 и отражателем 12, установленными на опорную конструкцию 9. В технологических каналах 11 размещены ТВС ТВЭЛ 10. ТВЭЛ представляет собой тигель с глухим нижнем дном и открытым верхним концом, внутренний объем ТВЭЛ заполнен металлическим уран-плутониевым топливом находящимся при работе реактора в расплавленном состоянии при температуре 700-1150°С. Верхние концы ТВЭЛ объединяются в накопителе продуктов деления ТВС 14, сообщаются между собой и газовой полостью 3 реактора, заполненной инертным газом и находятся при одинаковом давлении.The reactor low pressure housing 7, made of structural steel, protected from the inside by a composite material based on boron nitride, is filled with a liquid metal coolant 4 into which the active zone 8 is formed, formed by a moderator 13 with technological channels 11 placed therein, control and protection channels 15 and a reflector 12, mounted on the supporting structure 9. In the technological channels 11 are placed fuel assemblies TVEL 10. TVEL is a crucible with a blind bottom and an open upper end, internal volume The fuel rod is filled with metallic uranium-plutonium fuel which is in the molten state at the temperature of 700–1150 ° C while the reactor is in operation. The upper ends of the fuel elements are combined in the storage of fission products of the fuel assembly 14, communicate with each other and the gas cavity 3 of the reactor, filled with an inert gas and are at the same pressure.
Контроль параметров активной зоны осуществляется с помощью датчиков, установленных в измерительные каналы (на рис.1 не показаны).The core parameters are monitored using sensors installed in the measuring channels (not shown in Fig. 1).
В процессе работы реактора из расплавленного топлива 10 непрерывно выделяются газообразные и испаряющиеся продукты деления, удаляемые затем газоочисткой. Остальные продукты деления выносятся естественными конвективными потоками за счет разницы атомных весов в верхнюю часть ТВЭЛ - накопитель ТВС 14 в район верхнего отражателя 12 и удерживаются там в течение всего времени эксплуатации реактора, обеспечивая тем самым однородный и неизменный состав топлива в пределах активной зоны.During operation of the reactor, gaseous and vaporizing fission products are continuously released from the molten fuel 10, which are then removed by gas cleaning. The remaining fission products are carried out by natural convective flows due to the difference in atomic weights in the upper part of the fuel elements - fuel assembly 14 in the region of the upper reflector 12 and are kept there for the entire life of the reactor, thereby ensuring a uniform and unchanged fuel composition within the core.
Таким образом, с помощью предлагаемого изобретения решаются основные проблемы традиционной ядерной энергетики:Thus, with the help of the invention, the main problems of traditional nuclear energy are solved:
- ядерная безопасность обеспечивается естественной безопасностью реактора, отсутствием высокого давления теплоносителя первого контура, низкой стартовой избыточной реактивностью, однородным составом топлива в установившемся режиме эксплуатации, отсутствием ядерно-опасных работ при работе реактора, высокой тепловой инерцией активной зоны, отсутствием отходов топлива;- nuclear safety is ensured by the natural safety of the reactor, the absence of high pressure of the primary coolant, the low starting excess reactivity, the uniform composition of the fuel in the steady state, the absence of nuclear hazardous work during reactor operation, the high thermal inertia of the core, and the absence of fuel waste;
- радиационная безопасность обеспечивается отсутствием наведенной активности теплоносителя лития-7, низкой запасенной активностью топлива, непрерывной эвакуацией газообразных, испаряющихся и других продуктов деления из активной зоны, отсутствием радиационно-опасных производств по переработке и рафинированию топлива;- radiation safety is ensured by the absence of induced activity of the lithium-7 coolant, low stored fuel activity, the continuous evacuation of gaseous, vaporizing and other fission products from the core, the absence of radiation-hazardous fuel processing and refining plants;
- практически полное использование делящихся компонентов топлива снимает существующие проблемы отработавшего ядерного топлива: длительное хранение, переработку и захоронение;- the almost full use of fissile fuel components removes the existing problems of spent nuclear fuel: long-term storage, processing and disposal;
- экономичность и конкурентоспособность энергоблока обеспечивается простотой конструкции реактора и технологических схем, дешевизной используемого топлива, простотой и многообразием использования ресурсов урана, низкими капитальными и эксплуатационными затратами, высокими маневренностью, КИУМ и КПД;- the cost and competitiveness of the power unit is ensured by the simplicity of the reactor design and technological schemes, the cheapness of the fuel used, the simplicity and variety of use of uranium resources, low capital and operating costs, high maneuverability, KIUM and efficiency;
- низкое стартовое обогащение, однородный состав топлива в установившемся режиме эксплуатации, отсутствие перегрузок реактора, замкнутый топливный цикл без внешних производств и расширенного воспроизводства топлива естественным образом решают проблему нераспространения ядерного оружия.- low start enrichment, uniform fuel composition in the steady state of operation, the absence of reactor overloads, a closed fuel cycle without external production and expanded fuel reproduction naturally solve the problem of non-proliferation of nuclear weapons.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006114838/22U RU56048U1 (en) | 2006-05-03 | 2006-05-03 | REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006114838/22U RU56048U1 (en) | 2006-05-03 | 2006-05-03 | REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU56048U1 true RU56048U1 (en) | 2006-08-27 |
Family
ID=37061974
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2006114838/22U RU56048U1 (en) | 2006-05-03 | 2006-05-03 | REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU56048U1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2594889C1 (en) * | 2015-05-29 | 2016-08-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Nuclear reactor |
| RU2601963C1 (en) * | 2015-11-23 | 2016-11-10 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Act heat-pipe cooled reactor |
| RU2609895C1 (en) * | 2016-02-15 | 2017-02-07 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (ФГБУ НИЦ "Курчатовский институт") | Channel type reactor-converter with molten fuel |
-
2006
- 2006-05-03 RU RU2006114838/22U patent/RU56048U1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2594889C1 (en) * | 2015-05-29 | 2016-08-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Nuclear reactor |
| WO2016195541A1 (en) * | 2015-05-29 | 2016-12-08 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" | Nuclear reactor |
| CN108140433A (en) * | 2015-05-29 | 2018-06-08 | 创新研究开发中心 | Nuclear reactor |
| US10854341B2 (en) | 2015-05-29 | 2020-12-01 | Limited Liability Company “Research and Development Center for Innovations” | Low power pressure tube nuclear reactor |
| CN108140433B (en) * | 2015-05-29 | 2021-02-26 | 创新研究开发中心 | Nuclear reactor |
| RU2601963C1 (en) * | 2015-11-23 | 2016-11-10 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Act heat-pipe cooled reactor |
| RU2609895C1 (en) * | 2016-02-15 | 2017-02-07 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (ФГБУ НИЦ "Курчатовский институт") | Channel type reactor-converter with molten fuel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2644393C2 (en) | Molten-salt reactor | |
| AU2011212810B2 (en) | Modular nuclear fission waste conversion reactor | |
| US11942229B2 (en) | Molten metal fuel buffer in fission reactor and method of manufacture | |
| US20170040069A1 (en) | Dispersion Ceramic Micro-encapsulated (DCM) Nuclear Fuel and Related Methods | |
| RU2699229C1 (en) | Low-power fast neutron modular nuclear reactor with liquid metal heat carrier and reactor core (versions) | |
| RU2668230C1 (en) | Fast neutron nuclear reactor with liquid metal coolant | |
| RU56048U1 (en) | REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS | |
| JP5006233B2 (en) | Propagable nuclear fuel assembly using thorium-based nuclear fuel. | |
| WO2017098228A1 (en) | Rectangular nuclear reactor core | |
| JP5090946B2 (en) | BWR nuclear fuel rods and nuclear fuel assemblies | |
| US3127325A (en) | Reactor with prompt negative temperature | |
| JPS58135989A (en) | Fuel assembly for bwr type reactor | |
| JP5312754B2 (en) | Light water reactor core | |
| US2807581A (en) | Neutronic reactor | |
| RU2088981C1 (en) | Fast reactor using liquid-metal coolant | |
| RU2609895C1 (en) | Channel type reactor-converter with molten fuel | |
| RU2601963C1 (en) | Act heat-pipe cooled reactor | |
| RU2166214C1 (en) | Composite fuel assembly for power control system of nuclear reactor core | |
| RU2214633C2 (en) | Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor | |
| US20150228361A1 (en) | Converter Reactor for Thermal Neutrons | |
| JP5090687B2 (en) | PWR nuclear fuel rod-based BWR square nuclear fuel assembly manufacturing method and nuclear fuel assembly | |
| Pham et al. | The current status of DALAT nuclear research reactor and proposed core conversion studies | |
| JP2017090176A (en) | Parallel plate transuranium nuclear fuel assembly | |
| KR20230065327A (en) | Reactor passive reactivity control system | |
| GB2606614A (en) | A spherical nuclear fuel element for use in a nuclear fission reactor. It encapsulates a liquefied fuel form and a solid internal element. |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20070504 |
|
| NF1K | Reinstatement of utility model |
Effective date: 20080310 |
|
| MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20080504 |