SU490187A1 - Fast neutron reactor - Google Patents

Fast neutron reactor

Info

Publication number
SU490187A1
SU490187A1 SU1765990A SU1765990A SU490187A1 SU 490187 A1 SU490187 A1 SU 490187A1 SU 1765990 A SU1765990 A SU 1765990A SU 1765990 A SU1765990 A SU 1765990A SU 490187 A1 SU490187 A1 SU 490187A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
fuel
fast neutron
heat
generating elements
neutron reactor
Prior art date
Application number
SU1765990A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Юрий Васильевич Силаев
Анатолий Николаевич Шмелев
Владимир Григорьевич Илюнин
Игорь Алексеевич Кузнецов
Виктор Михайлович Мурогов
Original Assignee
Московский Ордена Трудового Красного Знамени Инженерно-Физический Институт
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 Московский Ордена Трудового Красного Знамени Инженерно-Физический Институт filed Critical Московский Ордена Трудового Красного Знамени Инженерно-Физический Институт
Priority to SU1765990A priority Critical patent/SU490187A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU490187A1 publication Critical patent/SU490187A1/en

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

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Description

1one

Изобретение относитс  к области  дерной энергетики.The invention relates to the field of nuclear energy.

Известна конструкци  активной зоны  дерного реактора на быстрых нейтронах (тина БН-350, БН-600). Активна  зона известного  дерного реактора состоит из радиальных подзон , содержащих топливные пакеты с тепловыдел ющими элементами с сердечником из однородного топливного материала - двуокиси урана и плутони .The design of the core of a fast neutron nuclear reactor (TN BN-350, BN-600) is known. The active zone of a known nuclear reactor consists of radial subzones containing fuel bags with heat-generating elements with a core of homogeneous fuel material — uranium dioxide and plutonium dioxide.

Однако коэффициент воспроизводства реактора с такой активной зоной хот  и превышает единицу, но существенно ниже коэффициента воспроизводства, например, реакторов  а металлическом топливе. В то же врем  использование в тепловыдел ющих элементах активной зоны быстрого реактора металлического топлива либо невозможно, либо затруднено. Это св зано с тем, что требование обеспечени  высоких параметров термодинамического цикла приводит к тому, что максимальна  температура на оболочке тепловыдел ющих элементов достигает величины 680-720°С, в то врем  как допустимые температуры в металлическом топливе и на контакте топливо - оболочка низки (без учета факторов перегрева соответственно л:570-610°С и 490--510°С).However, the reproduction rate of a reactor with such an active zone, although it exceeds one, but is significantly lower than the reproduction rate, for example, of metal-based reactors. At the same time, the use of metal fuel in the heat-generating elements of the active zone of a fast reactor is either impossible or difficult. This is due to the fact that the requirement to ensure high parameters of the thermodynamic cycle leads to the fact that the maximum temperature on the cladding of heat-generating elements reaches 680-720 ° C, while the allowable temperatures in the metal fuel and on the contact fuel-cladding are low ( without taking into account the factors of overheating, respectively, l: 570-610 ° C and 490--510 ° C).

Цель изобретени  - увеличение темпа воспроизводства при сохранении высоких температурных параметров.The purpose of the invention is to increase the rate of reproduction while maintaining high temperature parameters.

Это достигаетс  тем, что в предлагаемом  дерном реакторе по крайней мере часть радиальных подзон разбита по высоте не менее чем на две части с различным топливным материалом в подзонах, нанример, в виде керамики и металла.This is achieved by the fact that in the proposed turf reactor at least part of the radial subzones are divided in height not less than into two parts with different fuel materials in the subzones, in particular, in the form of ceramics and metal.

Обогащение топлива уменьшаетс  по ходу теплоносител .Fuel enrichment decreases along the coolant.

В част х подзон со стороны входа теплоносител  размещено металлическое топливо, а со стороны выхода - керамическое, причем металлическое топливо занимает до 2/3 высоты активной зоны.In parts of the subzones, metallic fuel is placed on the input side of the coolant, and ceramic fuel is placed on the output side, and the metallic fuel occupies up to 2/3 of the core height.

Радиальные подзоны активной зоны содержат топливные пакеты, состо щие из кожуха, в котором заключены тепловыдел ющие элементы двух типов. Тепловыдел ющие элементы могут представл ть собой, напрпмер, единые по всей длине активной зоны трубки, одна часть которых содержит металлическое топливо , друга  - керамическое. Возмол но использование двух раздельных сборок тепловыдел ющих элементов: в нижней части пакета установлена решетка тепловыдел ющих элементов с металлическим топливом, а в верхней части пакета - решетка тепловыдел ющих элементов с окисным топлпвом. При этом диаметры тепловыдел ющих элементов могут быть неременными по высоте. Это способствует улучщенню физических характеристик  дерногоThe radial subbands of the core contain fuel packs consisting of a casing in which two types of heat release elements are enclosed. Heat-generating elements can be, for example, uniform along the entire length of the core of the tube, one part of which contains metallic fuel and the other ceramic. It is possible to use two separate assemblies of heat generating elements: in the lower part of the package a grid of heat generating elements with metal fuel is installed, and in the upper part of the package a grid of heat generating elements with oxide fuel is installed. At the same time, the diameters of the heat-generating elements may be unremovable in height. This contributes to the improvement of the physical characteristics of the forest.

SU1765990A 1972-03-31 1972-03-31 Fast neutron reactor SU490187A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU1765990A SU490187A1 (en) 1972-03-31 1972-03-31 Fast neutron reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU1765990A SU490187A1 (en) 1972-03-31 1972-03-31 Fast neutron reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU490187A1 true SU490187A1 (en) 1975-10-30

Family

ID=20508552

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU1765990A SU490187A1 (en) 1972-03-31 1972-03-31 Fast neutron reactor

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU490187A1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US2798848A (en) Neutronic reactor fuel element
GB883678A (en) Nuclear reactor fuel element
GB931974A (en) Improvements in or relating to control rods for nuclear reactors
JPS5356497A (en) Fuel storage rack for nuclear reactor
GB1143291A (en) Improvements in thermoelectric generators
GB897145A (en) Improvements in or relating to fuel elements for nuclear reactors
GB1062875A (en) Nuclear reactor fuel
SU490187A1 (en) Fast neutron reactor
ES457630A1 (en) Device for thermal protection of a nuclear reactor vessel
GB914614A (en) Improvements in or relating to nuclear fuel elements
JPS5332297A (en) Fuel element
GB871908A (en) Nuclear reactor
GB960813A (en) Device for centring fuel elements in nuclear reactors
GB989393A (en) Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements
FR2039421A7 (en) Ceramic fissile material element for nucl- - ear reactors
GB1056305A (en) Radiation reactor
GB974129A (en) Improvements relating to nuclear reactors
Little Jr et al. NUCLEAR PARAMETERS AND PARAMETRIC STUDIES FOR THE FAST TEST REACTOR (FTR).
GB846330A (en) Nuclear reactor fuel element
GIBSON et al. Irradiation testing of fuel for the Mark 1 core of the Argonne Advanced Research Reactor(Irradiation testing of low density uranium oxide stainless steel dispersion fuel for Mark 1 core of Argonne Advanced Research Reactor)
LIPPINCOTT Measurement of the temperature dependence of k sub infinity for a(U-233) O 2-thO HTGR lattice(Temperature dependence measurement of k sub infinity for(U-233) O 2-ThO 2 lattice for design and safety analysis of advanced high temperature gas cooled reactors)
GB829436A (en) Improvements in or relating to nuclear reactors
GB898712A (en) Nuclear reactor fuel element
GOEDDEL et al. High-temperature gas-cooled reactor fuels and fuel cycles- Their progress and promise(High temperature gas cooled reactor fuels and fuel cycles)
JPS52144589A (en) Safety device of reactor