SU499845A3 - Ядерный реактор - Google Patents

Ядерный реактор

Info

Publication number
SU499845A3
SU499845A3 SU1952176A SU1952176A SU499845A3 SU 499845 A3 SU499845 A3 SU 499845A3 SU 1952176 A SU1952176 A SU 1952176A SU 1952176 A SU1952176 A SU 1952176A SU 499845 A3 SU499845 A3 SU 499845A3
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
heat exchanger
sodium
tank
annular space
primary tank
Prior art date
Application number
SU1952176A
Other languages
English (en)
Inventor
Обер Мишель
Голлион Анри-Жак
Веррьер Филипп
Original Assignee
Коммиссариат А Л"Энержи Атомик (Фирма)
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 Коммиссариат А Л"Энержи Атомик (Фирма) filed Critical Коммиссариат А Л"Энержи Атомик (Фирма)
Application granted granted Critical
Publication of SU499845A3 publication Critical patent/SU499845A3/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/02Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • 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

Description

(54) ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
1
Изобретение относитс  к области  дерной энерГИИ.
Известен  дерный реактор на быстрых нейтронах , содержащий активную зону, образованную грунной топливных сборок и охлаждаемую циркулируюидим жидким металлом, обычно натрием, заключенным, по крайней мере частично, внутри лервого бака, так называемого первичного бака, и содержащего также активную зону, этот первичный бак окружен вторым баком, так называемым главным баком, нри этом блок этих баков помещен в коНСтрукциЕО, составл ющую внещнюю биологическую защиту, главный бак содержит теплообменник и насосы, позвол ющие обеспечить отвод тепла от натри  после его прохождени  через активную зону и обеспечить его непрерывную циркул цию из одного бака в другой, причем каждый теплообменник имеет входные и выходные отверсти  дл  натри , выход щего из первичного бака, соответственно выполненные в его верхней и нижней част х, и окружен внешней обечайкой, расположенной вместе с теплообменником в зоне, заключенной между первичным баком и главным баком.
Цель изобретени  - упрощение конструкции реактора.
Это дсстиггетс  тем, что предлагаемый реактор содержит теплообменники, каждый из которых имеет входные и выходные отверсти  ;1л  натри , выход щего из первичного бака,
устроенные, соответственно, на его верхнем конце и на его нижнем конце, и окружен внешней обечайкой, проход щей вместе с теплообме;1никэ:- .; в зону, заключак нуюс  между первичным баком и глаз)ым баком. Причем в
соответствии с данным изобретением эта сбекайка ограничивает вокруг теплообмешпп а кольцевое пространство, присоедщгеиное на уровне входных отверстий в теплообменники ка конце, по крайней мере, одного колеичатого канала, погруженио(го другим концом в натрий, содержаи ийс  в главном баке, причем это кольцевое пространство соеди)1ено трубкой св зи с источником перекачивани , создающим в этолт кольцевом пространстве
кольцевой перепад давлений, обеснечиваюп;ий включение сифоиа, состо щего из первичного бака, изогнутого канала и кольцевого пространства . Каждый теплообменник содержит на своей верхней поверхности между входными и выходными отверсти ми дл  натрн  выступающие фланцы, ограничивающие циркул цию натрн  в кольцевом пространстве внешн   обечайка, окружающа  каждый теплообменник , продолжаетс  в своей верхней части трубчатым элементом, проход щим через верхнюю защиту и образующим опорную и поддерживающую поверхность дл  теплообменника . На чертеже показан вариант схемы предлагаемого реактора, частичный разрез. Активна  зона 1 расположева внутри первого бака 2, так называемого первичного бака , который сам окружен вторым баком 3, так называемым главным баком, коаксиальным с первым, причем баки 2 и 3 открыты в своей верхней части. Бак 3 может быть подвешен средствами 4 к толстой плите 5, закрывающей сверху внещнюю защиту 6. Баки 2 и 3 наполнены соответствующим объемом жидкого металла (например, натри ) служащего дл  охлаждени  активной зоны 1 и дл  передачи телла, полученного при контакте с топливными сборками (на чертеже не показаны) вторичной жидкости, обеспечивающей вне реактора производство электрической энергии. Така  конструкци  позвол ет, в частности, изолировать гор чий натрий, выход щий из активной зоны 1 после .прохождени  через последнюю снизу вверх, внутри бака 2, причем остающийс  натрий, в частности тот, который содержитс  в баке 3, находитс  при менее высокой температуре, из-за охлаждени , осуществл ющегос  при прохождении через теплообменники . Эти теплоо бменники расположены в главном баке 3, снаружи первичного бака 2 и соединены с циркул ционными насосами (на чертеже не показаны), содержащимис  в баке 3 и позвол ющими снова забирать натрий 7 .при выходе из теплообменников и отправл ть его |под активную зону 1 дл  нового прохождени  через последнюю. Вследствие работы этих насосов и последующей затем потери напора уровепь 8 в баке 2 слегка новыщен по отнощению к уровню 9 в баке 3. Каждый теплообменник 10 представлен в виде блока общей цилиндрической формы с вертикальной осью, в который проход т через его верхнюю часть трубы 11 и 12, служащие дл  подачи и удалени  любой вторичной жидкости (натри  или воды), проход щей внутри теплообменника через р д циркул ционных труб (на чертеже не показаны), поддерживаемых параллельно оси блока трубными досками . Блок теплообменника 10 содержит на своем верхнем и нижнем концах входные 13 и выходные 14 отверсти  дл  натри , содержащегос  в баках 2 и 3 с тем, чтобы позволить ему войти в контакт с циркул ционными трубами вторичной жидкости. Натрий проходит через теплообменник сверху вниз, насосы снова забирают его у выхода и отсылают к активной зоне 1. На своем верху теплообменник 10 имеет по-перечный фланец 15, опирающийс  на выступ 16, принадлежащий элементу , образующему оболочку 17 прохождени  через плиту 5 защиты 6, и служащий дл  поддержани  теплообменника, который может таким образом напосредствеино погружатьс  в объем натри , содержащегос  Между баками 2 и 3. Оболочка 17 продолжаетс  внизу цилиндрической обечайкой 18, окружающей теплообменник и ограничивающей вокруг него кольцевое пространство 19, причем это пространство соединено патрубком 20, снабженным регулирующим вентилем 21, с источником нагнетани  (на чертеже не .показан), наход щимс  снаружи реактора и позвол ющим устанавливать в этом кольцевом пространстве перепад давлений по отнощению к давлению инертного защитного газа, который заполн ет пространство над натрием в баках 2 и 3. На внещней поверхности теплообменник 10 имеет серию фланцев 22, радиально выступающих к стенке напротив обечайки 18, причем эти фланцы образую с этой стенкой щлюз, ограничивающий по крайней мере, частично циркул цию через кольцевое пространство 19. В верхней части обечайки 18 на уровне входных отверстий 13 это пространство 19 соединено с коленчатым каналом 23, конец которого погружен под уровень 8 натри  в первич«ом баке 2. Канал 23 имеет горизонтальную часть 24 и вертикальную часть 25, котора  погружена в натрий до уровн , определенного услови ми действи  устройства и, в частности , скоростью циркул ции через теплообменник 10 и активную зону 1. Ядерный реактор работает следующим образом . Под воздействием циркул ционных насосов натрий, собранный в главном баке на выходе из теплообменников 10, нагнетаетс  через коллекторы (на чертеже не показаны) под активную зону 1 в бак 2, затем он проходит через активную зону снизу вверх, контактиру  с топливными сборками. Гор чий натрий, выход щий из активной зоны, находитс  в этих услови х замкнутым в первичном баке 2. Дл  обеспечени  его переноса к главному баку 3 в кольцевом пространстве понижают давление соответствующим образом посредством патрубка 20, причем это понижение, составл ющее по величине, например, 0,1 атмосферы, осуществл етс  постепенно. Уровень натри  поднимаетс  одновременно в канале 23 (нгправление стрелки С) и вокруг пучка циркул ционных труб вторичной жидкости внутри блока каждого теплообменника 10. Когда уровень достигает нижней образующей горизонтальной части 24 канала 23, вытекание начинаетс  из первичного бака 2 к главному баку 3, причем гор чий натрий проникает через входные отверсти  13. Если уровень натри  продолжает подниматьс  эти отверсти  полностью покрываютс . Теплообменник работает в таком режиме непрерывно, причем канал 23 играет роль классического сифона. Входные отверсти  13 расположены специально так, чтобы создавать при вытекании натри  легкую турбулентность, необходимую дл  устойчивости функцинировани . Действительно, если бы вытекание происходило без турбулентности , натрий, исход щий из первичного бака 2, увлек бы за собой небольшое количество инертного газа, наход щегос  под уровнем 8 в этом баке, это количество может при иостепенном накоплении в кольцевом пространстве 19 произвести повышение давлени  и соответственно -понижение уровн  натри  по отношению к отверсти м до включени  сифона . Наоборот, вследствие образовани  соответствующей турбулентности, этот газ увлекаетс  натрием, проход щим через теплообменники , и понижение давлени  в кольцевом пространстве 19 поддерживаетс , таким образом, на иосто ином значении.
Таким образом, в  дерном реакторе, при одновременном обеспечении изол ции гор чего натри  внутри первичного бака достигают понижени  объема гэр :его иатри , содержащегос  в реакторе, или еще прибавление высоты теплообменников дл  данного объема.
Другое преимущество изобретени  - это возможность по желанию изолировать один или несколько теплообменников простой регулировкой давлени  в кольцевом пространстве- нагнетанием подход щего количества соответствующего инертного газа, например аргона , под давлением. Это обеспечивает понижение уровн  натри  в этом пространстве и немедленное выключение соответствующего сифона. Достаточно, чтобы нагнетаемый газ представл л объемный расход, равный расходу натри , нроход щего через теплообменник, т. е. чтобы коли1-с;тво газа было равно объему , представл ющему собой совокупность объемов теплообменника и его обечайки.
Кроме того, (преимущество  дерного реактора обеспечиваетс  монтажом каждого теплообменника в цилиндрической обечайке, проход щей через верхнюю плиту защиты, допускающим относительные сдвиги этого теплообменника и обоих баков без взаимодействи  этих различных элементов независимо от величины дифференциальных расширений. Наконец , пр-именение канала св зи между кольцевым пространством, предусмотренным вокруг каждого теплообменника, и первичным баком избавл ет от необходимости модификации формы этого бака и позвол ет соблюдать целостность его, в частности, устран   необходимость создани  отверстий через стенку чтого бака дл  прохода натри .
В других вариантах шлюз, предназначенный дл  ограничени  циркул ции в кольцевом пространстве 19, может быть выполнен другими средствами при употреблении другого типа механического соединени  (может быть скреплен с теплообменником 10 или с обечайкой 18) или гидравлического затвора.

Claims (3)

1.Ядерный реактор, в особенности на быстрых нейтронах, содержащий активную зону,
образованную группой топливных сборок и охлаждаемую циркулирующим жидким металлом , например натрием, заключенным по крайней мере частично внутри первичного бака , содержащего активную зону, причем первичный бак окружен главным баком, блок этих баков размещен во внешней биологической защите, главный бак содержит теплообмениики и насосы, позвол ющие обеспечить отвод тепла от натри  после его прохождени 
через активную зону и обеспечить его непрерывную циркул цию из одного бака в другой, причем каждый теплообменник имеет входные и выходные отверсти  дл  натри , выход щего из первичного бака, соответственно выиолненные в его верхней и нижией част х, и окружен внешней обечайкой, расположенной вместе с теплообменником в зоне, заключенной между первичным баком и главным баком, отличающийс  тем. что, с целью упроЩ2НИЯ конструкции реактора, обечайка ограничивает вокруг теплообменника кольцевое пространство, присоединенное на уровне входных отверстий в теплообменнике к концу по крайней мере одного коленчатого канала, погруженного другим концом в натрий, содержащи1 с  в глазном баке, причем это кольцевое пространство соединено патрубком с источником давлени , создаюп им в этом пространстве регулируемый перепад давлений, осуществл ющий пуск в ход сифона, состо щего из пер вичногэ бака, коленчатого канала и кольцевого пространства.
2.Реактор по п. 1, отличающийс  тем, что каждый теплообменник имеет на своей
внешней inoBepxnocTn между входными и выходными отверсти ми дл  натри  выстуиающие фланцы, ограничивающие циркул цию натри  в кольцевом пространстве.
3.Реактор по п. 1, о т л и ч а ю щ и и с   тем, что внешн   обечайка, окружающа  каждый
теплообменник, продолжена в своей верхнеГ части трубчатым элементом, проход щим через верхнюю часть защиты и образующим опорную поверхность дл  теплообменника.
IB
I
/
,: f r° -v.y;: Q- r- ti,-; ./}: o,y
(
mai-Si-ml
r
SU1952176A 1972-08-08 1973-08-07 Ядерный реактор SU499845A3 (ru)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7228573A FR2195822B1 (ru) 1972-08-08 1972-08-08

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU499845A3 true SU499845A3 (ru) 1976-01-15

Family

ID=9103021

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU1952176A SU499845A3 (ru) 1972-08-08 1973-08-07 Ядерный реактор

Country Status (9)

Country Link
US (1) US3932214A (ru)
JP (1) JPS49124494A (ru)
BE (1) BE802506A (ru)
DE (1) DE2338793A1 (ru)
ES (1) ES417645A1 (ru)
FR (1) FR2195822B1 (ru)
GB (1) GB1402213A (ru)
IT (1) IT994556B (ru)
SU (1) SU499845A3 (ru)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4056438A (en) * 1973-10-18 1977-11-01 Commissariat A L'energie Atomique Liquid sodium cooled fast reactor
FR2291580A1 (fr) * 1974-11-14 1976-06-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur
FR2321750A1 (fr) * 1975-08-22 1977-03-18 Commissariat Energie Atomique Perfectionnement apporte aux circuits secondaires d'un reacteur nucleaire
FR2372494A2 (fr) * 1975-12-29 1978-06-23 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements dans les reacteurs surregenerateurs aux structures contenant un metal liquide chaud
GB1567949A (en) * 1976-08-12 1980-05-21 Nuclear Power Co Ltd Liquid metal cooled nuclear reactor constructions
US4324617A (en) * 1979-04-27 1982-04-13 Electric Power Research Institute, Inc. Intermediate heat exchanger for a liquid metal cooled nuclear reactor and method
FR2486296B1 (fr) * 1980-07-04 1986-06-06 Electricite De France Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide
FR2583865B1 (fr) * 1985-06-19 1989-03-31 Commissariat Energie Atomique Echangeur de chaleur a tubes en u coaxiaux a ecoulement intermediaire de gaz neutre et reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant des echangeurs de ce type.
GB8704872D0 (en) * 1987-03-02 1987-04-08 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactors
IT1225699B (it) * 1988-09-27 1990-11-22 Ansaldo Spa Blocco reattore di un reattore veloce con tanca interna cilindrica perl'evacuazione della potenza residua del nocciolo in circolazione naturale
FR2665290B1 (fr) * 1990-07-24 1994-06-10 Toshiba Kk Reacteur rapide.
ITMI20051752A1 (it) * 2005-09-21 2007-03-22 Ansaldo Energia Spa Reattore nucleare in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1511662A (fr) * 1966-12-23 1968-02-02 Commissariat Energie Atomique Réacteur nucléaire refroidi par un liquide
FR1525182A (fr) * 1967-03-28 1968-05-17 Commissariat Energie Atomique Réacteur nucléaire à réfrigérant liquide
FR2101019B1 (ru) * 1970-08-07 1973-12-21 Commissariat Energie Atomique

Also Published As

Publication number Publication date
BE802506A (fr) 1973-11-16
FR2195822A1 (ru) 1974-03-08
FR2195822B1 (ru) 1976-03-12
IT994556B (it) 1975-10-20
DE2338793A1 (de) 1974-02-21
JPS49124494A (ru) 1974-11-28
US3932214A (en) 1976-01-13
ES417645A1 (es) 1976-08-01
GB1402213A (en) 1975-08-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SU499845A3 (ru) Ядерный реактор
RU2408094C2 (ru) Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением
US4033814A (en) Thermogenic swimming-pool type nuclear reactor
US4032399A (en) Integrated fast reactor of the liquid metal cooled type
US4101377A (en) Fast neutron reactor
KR20190035733A (ko) 상승된 열교환기를 구비한 원자로
JPH05240991A (ja) 加圧水型原子炉プラント
US3255887A (en) Sludge digester
US4246069A (en) Heat-generating nuclear reactor
US4366854A (en) Heat exchanger for nuclear reactor
US3112735A (en) Liquid metal heated vapor generator
US4713214A (en) Device for purifying liquid metal coolant for a fast neutron nuclear reactor
US4351794A (en) Fast neutron reactor
US4515109A (en) Apparatus for the production of steam by heat exchange between a heat-transfer liquid metal and feed water, comprising several liquid metal/inert gas interfaces
US4348354A (en) Semi-modular heat exchanger for nuclear reactors
US4477410A (en) Device for cooling the main vessel of a fast fission nuclear reactor
US4519978A (en) Secondary heat transfer circuit for a nuclear reactor
JP2508538Y2 (ja) 高速増殖炉の冷却ユニット
EP0143916A1 (en) Tank type fast breeder reactor
JPS58187890A (ja) 原子炉の液体金属の集収−分離装置
JPS62142294A (ja) タンク型高速増殖炉
GB2088545A (en) Parallel tube heat exchanger
JPH02222861A (ja) 高速増殖炉
JPH02243990A (ja) 高速増殖炉
JPH01185485A (ja) 原子炉容器の熱保護装置