SU1061624A1 - Способ охлаждени реактора-размножител на быстрых нейтронах - Google Patents

Способ охлаждени реактора-размножител на быстрых нейтронах Download PDF

Info

Publication number
SU1061624A1
SU1061624A1 SU823380169A SU3380169A SU1061624A1 SU 1061624 A1 SU1061624 A1 SU 1061624A1 SU 823380169 A SU823380169 A SU 823380169A SU 3380169 A SU3380169 A SU 3380169A SU 1061624 A1 SU1061624 A1 SU 1061624A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
gas
reactor
heat
active zone
transfer fluid
Prior art date
Application number
SU823380169A
Other languages
English (en)
Inventor
В.А. Стукалов
С.А. Субботин
И.С. Слесарев
Е.И. Гришанин
Original Assignee
Предприятие П/Я А-1758
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 Предприятие П/Я А-1758 filed Critical Предприятие П/Я А-1758
Priority to SU823380169A priority Critical patent/SU1061624A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU1061624A1 publication Critical patent/SU1061624A1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

СПОСОБ ОХЛАВДЕНИЯ РЕАКТОРАРАЗМНОЖИТЕЛЯ НА БЫСТРЫХ,НЕЙТРОНАХ, заключающийс  в том, что через акт тивную зону с тепловьщел ющими сборками прокачивают жидкий теплоноситель в смеси с газом, о т л и ч а ющ и и с   тем, что, с целью увеличени  воспроизводства  дерного топЛива и повышени  безопасности за счет осуществлени  цепной реакции нейтронами жесткого спектра, газ подают в ЯО1ДКИЙ теплоноситель периодически, причем тепловцдел ющие сборки вьшолн ют таким образом, что они образуют активную зону с отрицательным козффициентом реактивности по жидкому теплоносителю. s-S 7: J

Description

Изобретение относитс  к области атомной-промьшшенности и может быть использовано гфи разработке реактора на быстрых нейтронах с жидким теплоносителем, например, с водой под давлением.
Известен способ охлаждени  реактора-размножител  rfa быстрых нейтронах посредством протечки газа высокого давлени  через топливные сборки.
Использование газового теплоносител  обеспечивает высокий коэффициент воспроизводства и практически нулевые значени  пустотного эффекта реактивности. Недостатком известного способа  вл етс  ненадежность охлаждени , особенно в аварийных режимах с потерей теплоносител .
Наиболее близким по своей технической сущности и достигаемому резуль-20
тату к описываемому  вл етс  способ охлаждени  реактора-ра1змножител  на быстрых нейтронах, заключающийс  в том, что через активную зону с тепловыдел ющими сборками прокачивают «жидкий теплоноситель в смеси с газом.
Этот способ обеспечивает надежное охлаждение активной зоны при высокой
объемной энергонапр женности во всех режимах, включа  аварийные, в том
числе и с потерей теплоносител , при которых реактор может быть залит холодной водой из емкостей системы аварийного охлаждени  активной зоны (САОЗ).
Недостатками известного устройства  вл ютс  относительно низкий коэффициент воспроизводства и недостаточна  безопасность, обусловленна  пустотным эффектом реактивности из-за наличи  в активной зоне  дер,замедл ющего теплоносител .
Целью изобретени   вл етс  увеличение коэффициента воспроизводства и повышение безопасности эксплуатации реактора.
Указанна  цель достигаетс  тем, что в способе охлаждени  реактораразмножител  на быстрых нейтронах, заключающемс  в том, что через активную зону с тепловьщел ющими сборками прокачивают жидкий теплоноситель в смеси с газом, газ подают в жидкий теплоноситель периодически, причем тепловьщел кнцие сборки выполн ют таким образом, что они образуют активную з.ону с отрицательным коэффициентом реактивности по жидкому теплоносителю .
При таком способе по-существу работа реактора и воспроизводство горючего осуществл ютс  в жестком спектре нейтронов,.когда в активной зоне находитс  газовый теплоноситель, а охлаждение активной зоны (в подкритическом состо нии) осуществл етс  жидким теплоносителем, эффективно отвод щим тепло, аккумулированное в элементах активной зоны.
В качестве газового теплоносител  целесообразно использовать инертный газ, например, аргон. В качестве жидкого теплоносител  возможно использование расплавленного натри .
На чертеже показана принципиальна  конструктивна  схема реактора, работающего по насто щему способу.
Конструктивна  схема реакторавключает нижний торцевой экран 1, активную зону 2, боковой экран 3, верхний торцевой экран 4, тепловыдел ющую сборку 5 (показана дл  простоты только одна сборка), участки 6, заполненные газом, участки 7, заполненные жидким теплоносителем, линию 8 подачи газа и линию. 9 подачи жидкого теплоносител .
Согласно насто щему способу реактор-размножитель работает следующим образом.
Остановленный реактор заполнен циркулирующим через него жидким теплоносителем , например водой, под давлением, подаваемым по линии 9, и находитс  в подкритическом состо нии. Степень подкритичности несколько меньше эффекта реактивности при замене в активной зоне 2 жидкого теплоносител  газом.
Дл  вьшода на мощность на вход тепловьщел ющей сборки по линии 8 периодически подаетс  газ, например . аргон или азот. В результате через активную зону 2 периодически проход т участки 6 с газом и участки 7 с жидким теплоносителем. До тех пор, пока длина участка 6 с газом меньше высоты активной зоны 2, реактор находитс  в подкритическом состо нии, но степень подкритичности соответственно уменьшаетс  по мере увеличени  высоты участков 6 с газом, обуслов5 ленной увеличением расхода газа через реактрр. Когда высота участков 6 с газом достигает высоты активной зоны 2, реактор будет работать в имразмножител  на быстрых нейтронах 31 пульсном режиме. Разгон реактора и нагрев твэлов за счет реакции делери  будет происходить при отсутствии в активной зоне 2-участка 7 жидкого теплоносител , т.е. с большим коэффициентом воспроизводства, характерным дл  газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах. При поступлении в активную зону 2 следующего участка 7 с жидким теплоносителем pe актор перейдет в подкритическое состо ние ,, в котором будет отводитьс  больша  часть тепла, выдел ющегос  при разгоне реактора. Суммарное врем  прохождени  жидкого и газового теплоносител  через активную зону составл ет меньше 0,2 Длительность разгона и работы реакто ра на Мощности определ етс  величиной эффекта реактивности при замене жидкого теплоносител  на газ. Например , дл  воды под давлением зтот эффект составл ет 5-10% соответствен но дл  окисного и металлического топлива. Дл  разгона реактора необхоТ има положительна  реактивность пор дка доли запаздьшающих нейтронов,котора  дл  уран-плутониевой смеси составл ет примерно 0,3%. Следовательно, дли тельность разгона и работы реактора на мощности будет составл ть пример : но 0,01-0,02 с. За это врем  .в активной зоне должна вьщелитьс  энерги , достаточна  дл  обеспечени  необходшой за врем  прохождени  теплоносител  средней мощности в активной зоне. При этом пикова  мощность может превьш1ать ее среднее значение 44 в дес тки раз. Посто нна  времени твэла составл ет 1,5 с, поэтому кратковременные пики мощности привод т к относительно небольшому перегреву (60-100°С) сердечников твэлов относительно средней температуры. Поддержание средней мощности в реакторе осуществл етс  увеличением расхода газа через реактор и перемещением поглощающих стержней. Аппаратура контрол  нейтронного потока соответственно должна быть достаточно инерционна, чтобы сглаживать пики и обеспечивать измерение средней мощности за врем  прохождени  теплоносител  через активную зону. . При аварийной потере жидкого теплоносител  освобождаетс  только та часть пустотного эффекта реактивности (пор дка 0,3%), котора  используетс  дл  разгона реактора в нормальном импульсном режиме работы, котора  легко компенсируетс  поглощающими сте ржн ми, срабатывающими за обычное врем  пор дка 1с. Насто щий способ охлаждени  реактора-размножител  на нейтронах обесйечивает увеличение коэффициента воспроизводства до уровн , характерного дл  газоохлаждаемых ре;- . акторов, при обеспечении надежного охлаждени  активной зоны жидким теплоносителем в нормальных и аварийных режимах, включа  режимы с потерей теплоносител . Одновременно практи- чески исключаетс  введение пустотного эффекта реактивности при аварийной потере теплоносител . .

Claims (1)

  1. СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ РЕАКТОРАРАЗМНОЖИТЕЛЯ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ, заключающийся в том, что через ак тивную зону с тепловыделяющими сборками прокачивают жидкий теплоноситель в смеси с газом, о т л и ч а ющ и й с я тем, что, с целью увеличения воспроизводства ядерного топ'Лива и повышения безопасности за счет осуществления цепной реакции нейтронами жесткого спектра, газ подают в жидкий теплоноситель периодически, причем тепловыделяющие сборки выполняют таким образом, что они образуют активную зону с отрицательным коэффициентом реактивности по жидкому теплоносителю.
SU823380169A 1982-01-15 1982-01-15 Способ охлаждени реактора-размножител на быстрых нейтронах SU1061624A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU823380169A SU1061624A1 (ru) 1982-01-15 1982-01-15 Способ охлаждени реактора-размножител на быстрых нейтронах

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU823380169A SU1061624A1 (ru) 1982-01-15 1982-01-15 Способ охлаждени реактора-размножител на быстрых нейтронах

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU1061624A1 true SU1061624A1 (ru) 1986-09-30

Family

ID=20991788

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU823380169A SU1061624A1 (ru) 1982-01-15 1982-01-15 Способ охлаждени реактора-размножител на быстрых нейтронах

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU1061624A1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Бедениг Д. Высокотемпературные газоохпахздаемые реакторы. - М.: Атомиздат, 1976, с. 180-200. Патент GB K) 1074281, кл. G 6 С, опублик. 1967. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0469616B1 (en) Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly
US9881700B2 (en) Molten salt nuclear reactor
US4663110A (en) Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
Ergen et al. The aircraft reactor experiment—physics
RU2699229C1 (ru) Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты)
Novikova et al. Neutronic and physical characteristics of reactor SVBR-75/100 with different types of fuel
EP2674948A1 (en) Nuclear reactor and power generation facility
Heidet et al. Performance of large breed-and-burn core
Stacey et al. A tokamak tritium production reactor
GB979937A (en) Nuclear reactor
SU1061624A1 (ru) Способ охлаждени реактора-размножител на быстрых нейтронах
RU2173484C1 (ru) Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
RU143978U1 (ru) Бланкет термоядерного реактора
US2836554A (en) Air cooled neutronic reactor
RU2088981C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
US2850447A (en) Neutronic reactor
RU2630893C1 (ru) Реакторная установка с изменяемым спектром нейтронов
RU2767298C1 (ru) Способ обеспечения ядерной безопасности высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах
RU2694812C1 (ru) Гетерогенный канальный ядерный реактор на тепловых нейтронах
Böning et al. Design and safety features of the planned compact core research reactor FRM-II
US3974028A (en) Reactor and method of operation
Gabaraev et al. Vessel and channel fast reactors cooled by boiling water or water with supercritical parameters
RU2680252C1 (ru) Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах
Furuta et al. Design and safety study of power producing fusion-fission hybrid reactor
Clement et al. Analysis of the Gas Core Actinide Transmutation Reactor (GCATR)