SU597351A3 - Ядерный реактор на быстрых нейтронах - Google Patents

Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Info

Publication number
SU597351A3
SU597351A3 SU742007030A SU2007030A SU597351A3 SU 597351 A3 SU597351 A3 SU 597351A3 SU 742007030 A SU742007030 A SU 742007030A SU 2007030 A SU2007030 A SU 2007030A SU 597351 A3 SU597351 A3 SU 597351A3
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
liquid metal
tank
wall
main tank
side wall
Prior art date
Application number
SU742007030A
Other languages
English (en)
Inventor
Берниоль Жан-Мари (Франция)
Галло Сабино (Италия)
Original Assignee
Коммисариат 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 Коммисариат А Л"Энержи Атомик (Фирма) filed Critical Коммисариат А Л"Энержи Атомик (Фирма)
Application granted granted Critical
Publication of SU597351A3 publication Critical patent/SU597351A3/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/08Vessels characterised by the material; Selection of materials for pressure vessels
    • G21C13/087Metallic vessels
    • G21C13/0875Tube-type vessels, e.g. for not essentially pressurised coolants
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Изобретение относитс  к  дерной технике и может быть использовано дл  усовершенствовани  конструкции  дерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким металлом , например натрием, в так называемой баковой компоновке. Известен  дерный реактор на быстрых нейтронах с баковой компоновкой оборудовани  первого контура 1, 2. Известен также  дерный реактор на быстрых нейтронах 3 охлаждаемый жидким металлом, например натрием, содержащий вертикально расположенный основной бак, в котором размещен внутренний бак, содержащий активную зону, расположенную на горизонтальнол настиле, соединенном со стенкой основного бака коническим звеном, и обеспечивающий разделение гор чего жидкого металла, выход щего из активной зоны, и холодного жидкого металла, выход щего из теплообменников, размещенных внутри основного бака вместе с насосами дл  прокачки жидкого металла. Недостатком известной конструкции  вл етс  неустойчивость термогидравлического режима течени  натри  внутри основного бака дл  реакторов очень больщой мощности (1000 Мвт и выще), что приводит к нежеательным термически . напр жени м в стенах бака, к снижению надежности установки. Цель изобретени  - иовыщение надежности установки путем снижени  температуры стенок основного бака. Указанна  цель достигаетс  тем, что верхн   часть боковой стенки внутреннего бака расположена ниже верхнего кра  активной зоны и выще уровн  выхода из теплообменников , а наружный край боковой стенки отогнут книзу и соединен непосредственно с основным баком. Кооме того, стенка основного бака содержит по меньшей мере одну перегородку, образующую между стенкой и перегородкой пространство дл  циркул ции восход щего потока жидкого .металла, выход щего из теплообменников , а также содержит контр-перегородку, ограничивающую с указанной перегородкой кольцевое пространсгво дл  циркул ции нисход щего потока жидкого металла перед с.мещение .м его с .массой охлажденного жидкого металла. Кроме того, наружный край боковой стенки внутреннего бака соединен с коническим звеном вблизи его соединени  со стенкой основной камеры. Кроме того, наружный край боковой стеики внутреннего бака соединен со стенкой контрперегородки . На фиг. 1 схематически изображен  дерный реактор на быстры.х нейтронах с внутренним баком, в продольном разрезе; на фиг. 2 - раЗрез А-А фиг. 1; на фиг. 3 изображен главный вид и частичный разрез одного варианта конструкции рассматриваемого внутреннего бака. На фи1 1 схематически представлен  дерный реактор на быстрых нейтронах компоновки , содержащий внешнюю конструкцию 1 с толстымн бетонными стенками, ограничиваюHiyro внутреннюю полость больншх размеров, в которой смонтирован металлический бак 2 из стали, названный основным баком и нредназначенный дл  размещени  и ноддержки активной зонь реактора, а также объема жидкого натри , обосиечивающего охлаждение. Этот основной сиа)у/ки окружен вторым параллельным к;)аксиальным баком-кожухом 3, образующим защитную нолость в случае разрыва или аварии основного бака, которые могут возникнуть в процессе работы. Баки 2 и 3 нодвешены за их верхнюю часть к массивной плите 4. В этой плите 4 размещены пробки 5 б и 7, которые могут осуществл ть относительное вращение но отноплению друг к другу, что обеснечивает доступ через загрузочные устройства к активной зоне реактора. В плите 4 предусмотрены вертикальные проходы, как например 8 и 9, дл  монтажа в этой плите теплообмепьп-1ков 10 и насосов дл  циркул ции (.металла) 11; на фиг. 1 даетс  при.мер раз менлени  каждого из указанных устройств, расположенных в диаметрально противоположных участках; чис;10 этих теплообменников и насосов может быть какое угодно, оно устанавливаетс  в зависимости от рабочих характеристик реактора. В предпочтительном варианте насосы и обменники распредел ютс  через равные промежутки вокруг вертикальной оси основного бака 2, каждый насос может, нанример, соответствовать одно.му или двум соседним теплообменникам . Внутри бака 2 располагаетс  активна  зона 12 реактора, содержаща  центральную часть 13 с  дерным топливом, окруженную экраном 14 из воспроизвод щего материала, например нриродного урана. Нейтронна  защита 15 располагаетс  гю стенкам активного участка вокруг активной зоны. Активна  зона 12 находитс  в(утри емкости 16, называемой внутренним баком. Коллектор 17 размещен на основании 18. Само основание соединено на конце с коническим звеном 19, внещний край которого сопр жен с точкой соединени  20 на боковой стенке основного бака 2, котора  поддерживает таким образом посредством этого звена и основани  активную зону 12 и внутренний бак 16. Внутренний бак 16 представл етсобой тело вращени  вокруг вертикальной оси, общей дл  основного бака 2 и активной зоны 12, и имеет горизонтальное дно 21, образую1цее верхнюю часть коллектора 17 и боковую стенку 22, иродо;1жающуюс  наклонным выступом 23. Этот высгуп боковой стенки оканчинаетс  повернутым концом 24, параллельным боковой стенке 22, и подсоедин етс  к точке соединени  20 конического звена 19 и основного бака 2. Наклонный выступ 23 боковой стенки внутреннего бака 16 содержит, кроме всего прочего , справа от теплообменников 10 и насосов 11, отверсти  дл  прохода этих компонентов , часть которых находитс  во внутреннем баке, а верхн   часть находитс  на ней. В св зи с эти.м, выступ 23 имеет дл  каждого теплообменника 10 отверстие, отграничиваемое вертикальным воротником 25, способным взаимодействовать с патрубком 26, сопр женным с корпусом соответствующего теплообменника; эти элементы 25 и 26 составл ют вместе герметичное покрытие, в которо.м может иоддерживатьс  давление соответствующего нейтрального газа. Наклонный выступ 23 соединен с вертикальными цилиндрическими(трубчатымп ) кожухами 27 справа от расположени  корпусов насосов дл  циркул ции (металла) 11. Внутренний бак 16 отграничивает внутри основного бака два независимых пространства, одно из которых 28 заключает активную зопу, собирающую гор чий натрий на выходе из него; второе 29 находитс  под внутренним баком 16, между этой камерой и дном основного бака 2, образу  сборник дл  холодного натри . Дл  того, чтобы попасть пз одного пространства в другое, гор чий натрий из пространства 28 проходит через теплообменники 10, . на выходе из них отводитс  в пространство 29, где он свободно распростран етс  перед тем как быть откаченным насосами 11 и затем отсылаетс  в трубопроводы циркул ции 30, далее собираетс  в подущке 17 дл  нового прохождени  через активную зону. Бокова  стенка основного бака 2 посто нно о.хлаждаетс  частью холодного натри , вз того из пространства 29 и циркулирующего за перегородкой, ограниченной первым покрытием 31, располагаюплимс  параллельпо этой стенке . Эта перегородка (покрытие) 31 отделена контр-иерегородкой 32, что позвол ет холодному натрию, предназначенному дл  охлаждени , соверп ать двойной путь вблизи от стеикп; перегородки 31 и 32 отграничивают .между собой и баком узкое кольцевое пространство 33. В предпочтительном варианте это пространство наполн етс  хо.юдным натрием через входные отверсти  34, 35, предусмотренные в нижней конечности кра  24 выступа 23 под коническим звеном 19; натрий выходит, после прохождени  между перегородками, через отверстие 36, также предусмотренное в крае 24, по наход п:еес  на конечной части перегородки 32. На фиг. 2 представлены пекоторые другие основные элементы реактора, в частности топливные пакеты 37, составл ющие активную зону 12 с активной частью 13 и экраном 14. Эти пакеты 37 могут перегружатьс  посредством перегрузочного устройства 38, смонтированного сквозь вращающиес  пробки 5, 6 и 7; их относительные вращени  позво ют приводить нижнюю часть перегрузочного
устройства, имеющего захватные устройства 39 над любым пакетом в активной зоне и экране . Оно захватывает нужный пакет и затем кладет в приемный ковш 40.
Последний может перемещатьс  посредством соответствующей системы т г вдоль отгрузочной рампы 41, котора  выходит к мащине 42 дл  перегрузки, покрытой защитным кожухом; машина 42 располагаетс  вне полости 1, на верху закрывающей плиты 4; мащина 42 осуществл ет перемещение топливных пакетов из активной зоны к зоне складировани  43.
В другом варианте конструировани  выступа -стенки внутреннего бака на фиг. 3 показано основание 18, несущее активную зону .посредством коллектора 17; однако в это.м случае св зующее звено основани  со стенками основного бака 2 не соедин етс  с повернутым концом 24 выступа 23, а через звено 44 опираетс  на дно бака 2 справа от накладки 45 дл  усилени .
В этом варианте повернутый конец 24 выступа соединен пр мо с нижней конечностью контр-перегородки 32; выход холодного натри , циркулирующего между перегородкой 31 и боковой стенкой основного бака 2, осуществл етс  на уровне конца звена 44, через проходные отверсти  46; выход этого натри  за пределы контр-перегородки 32 осуществл етс  через отверсти  47, устроенные под отдельным соединением, наход щимс  между повернутым краем 24 выступа и внещней поверхностью контр-перегородки 32.

Claims (4)

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый жидким металлом, например натрием ,. содержа1ций вертикально расположе)ный основной бак, в которол; размещен внутренний бак, включающий активную зону, расположенную на горизонтальном настиле, соединенном со стенкой основного бака коническим звеном, обеспечивающие разделение гор чего жидкого металла, выход щего из активной зоны, и холодного жидкого металла, выход щего из теплообменников, размещенных внутри основного бака вместе с насосами дл  прокачки жидкого металла, отличающийс  тем, что, с целью повышени  надежности установки путем снижени  температуры стенок основного бака, верхн   часть боковой стенки внутреннего бака расположена ниже верхнего кра  активной зоны и выше уровн  выхода из теплообменников , а наружный край боковой стенки отогнут книзу и соединен непосредственно с основным баком.
2.Реактор по п. 1, отличающийс  тем, что стенка основного бака содержит по меньшей
мере, одну перегородку, образ ющую со стенкой нространство дл  циркул ции восход щего потока лчидкого металла, выход пгего из теплообменников, а также содержит контр-перегородку . ограничивающую с указанной перегородкой кольцевое пространство дл  1щркул ции нисход щего потока жидкого металла перед смещением его с массой охлажденного жидкого металла.
3. Реактор но п. 1, отличающийс  тем,
что наружный край боковой стенки внутреннего бака соединен с коническим звеном вблизи его соединени  со стенкой основной камеры.
4. Реактор по п. 2. отличающийс  тем, что наружный край боковой стенки внутреннего
бака соединен со стенкой контр-перегородки. Источники информации, прин тые во внимание при эксперт11зе:
1. Багдасаров Ю. Е. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М., Атомиздат, 1969, с. 27.
2. Крамеров А. Я. Вопросы конструировани   дерных реакторов. ... Атомиздат, 1971, с. 33.
3.За вка Франции « 2077444, G 21 С 1/00, 1971. по которой прин то положительное реП1ение о выдаче авторского свидетельства.
25
SU742007030A 1973-03-07 1974-03-06 Ядерный реактор на быстрых нейтронах SU597351A3 (ru)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR7308075A FR2220847B1 (ru) 1973-03-07 1973-03-07

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU597351A3 true SU597351A3 (ru) 1978-03-05

Family

ID=9115898

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU742007030A SU597351A3 (ru) 1973-03-07 1974-03-06 Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Country Status (10)

Country Link
US (1) US3962032A (ru)
JP (1) JPS5949559B2 (ru)
BE (1) BE811627A (ru)
DE (1) DE2410701C2 (ru)
ES (1) ES423992A1 (ru)
FR (1) FR2220847B1 (ru)
GB (1) GB1427673A (ru)
IT (1) IT1009206B (ru)
SE (1) SE407301B (ru)
SU (1) SU597351A3 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2461085C2 (ru) * 2007-09-26 2012-09-10 Дель Нова Вис С.Р.Л. Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции

Families Citing this family (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2425129A2 (fr) * 1975-11-26 1979-11-30 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire
FR2333328A1 (fr) * 1975-11-26 1977-06-24 Commissariat Energie Atomique 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
US4116764A (en) * 1976-02-11 1978-09-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Apparatus for controlling nuclear core debris
FR2347749A1 (fr) * 1976-04-06 1977-11-04 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur nucleaire
FR2356244A1 (fr) * 1976-06-23 1978-01-20 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif pour detecter et prelocaliser une rupture de gaine dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2359484A1 (fr) * 1976-07-22 1978-02-17 Electricite De France Dispositif d'echange de chaleur integre pour reacteur nucleaire a sels fondus
GB1567040A (en) * 1976-08-12 1980-05-08 Nuclear Power Co Ltd Liquid metal cooled nuclear reactor constructions
FR2388375A1 (fr) * 1977-04-19 1978-11-17 Commissariat Energie Atomique Procede de refroidissement de la cuve d'un reacteur nucleaire et dispositif pour l'application du procede
US4249995A (en) * 1977-07-04 1981-02-10 Commissariat A L'energie Atomique Liquid-metal cooled reactor with practically static intermediate zone
FR2429479A1 (fr) * 1978-06-23 1980-01-18 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire a neutrons rapides a metal liquide caloporteur
US4613478A (en) * 1978-08-31 1986-09-23 Westinghouse Electric Corp. Plenum separator system for pool-type nuclear reactors
US4294661A (en) * 1979-04-04 1981-10-13 Nuclear Power Company Limited Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactor constructions
FR2453472A1 (fr) * 1979-04-06 1980-10-31 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides et a cuve interne cylindrique
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
JPS5658692A (en) * 1979-10-19 1981-05-21 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear reactor
FR2490863A1 (fr) * 1980-09-22 1982-03-26 Novatome Dispositif de transfert d'assemblages combustibles pour reacteur a neutrons rapides
FR2505078A1 (fr) * 1981-04-30 1982-11-05 Novatome Ind Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2506062B1 (fr) * 1981-05-13 1985-11-29 Novatome Cuve interne pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4485067A (en) * 1982-01-29 1984-11-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel transfer manipulator for liquid metal nuclear reactors
FR2525017A1 (fr) * 1982-04-09 1983-10-14 Novatome Dispositif collecteur et separateur de metal liquide caloporteur dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2542909B1 (fr) * 1983-03-16 1985-07-05 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides de type integre
DE3416397A1 (de) * 1984-05-03 1985-11-07 INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor mit verbesserter tankwand-kuehlung
FR2572838B1 (fr) * 1984-11-08 1989-03-31 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par un metal liquide et dont les structures internes sont equipees d'un dispositif de protection thermique
FR2605136B1 (fr) * 1986-10-09 1990-05-04 Novatome Dispositif de refroidissement de la cuve principale d'une reacteur nucleaire a neutrons rapides refroidi par un metal liquide
US4859402A (en) * 1987-09-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Bottom supported liquid metal nuclear reactor
CN106653105B (zh) * 2016-12-29 2017-10-13 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种可移动核反应堆双容器支撑系统

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3203867A (en) * 1961-06-26 1965-08-31 Atomic Energy Authority Uk Organic liquid moderated and cooled nuclear reactors
DE1239410B (de) * 1964-04-11 1967-04-27 Babcock & Wilcox Dampfkessel W Mit Wasser gekuehlter und moderierter Druckwasserreaktor
GB1128913A (en) * 1965-02-05 1968-10-02 English Electric Co Ltd Nuclear reactors
US3349004A (en) * 1966-01-17 1967-10-24 Gen Electric Nuclear reactor fuel bundle
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
GB1258763A (ru) * 1968-02-23 1971-12-30
CH511498A (fr) * 1969-03-10 1971-08-15 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la cuve d'un réacteur nucléaire
FR2101019B1 (ru) * 1970-08-07 1973-12-21 Commissariat Energie Atomique

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2461085C2 (ru) * 2007-09-26 2012-09-10 Дель Нова Вис С.Р.Л. Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции

Also Published As

Publication number Publication date
JPS49125797A (ru) 1974-12-02
GB1427673A (en) 1976-03-10
DE2410701A1 (de) 1974-10-24
JPS5949559B2 (ja) 1984-12-03
FR2220847A1 (ru) 1974-10-04
SE407301B (sv) 1979-03-19
DE2410701C2 (de) 1983-03-31
BE811627A (fr) 1974-06-17
US3962032A (en) 1976-06-08
FR2220847B1 (ru) 1975-10-31
ES423992A1 (es) 1977-07-01
IT1009206B (it) 1976-12-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SU597351A3 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах
US3182002A (en) Liquid cooled nuclear reactor with improved heat exchange arrangement
US7139352B2 (en) Reactivity control rod for core
US4115192A (en) Fast neutron nuclear reactor
US4664871A (en) Nuclear power installation with a high temperature pebble bed reactor
US4309252A (en) Nuclear reactor constructions
US4762667A (en) Passive reactor auxiliary cooling system
US3321376A (en) High temperature nuclear reactor
US4032399A (en) Integrated fast reactor of the liquid metal cooled type
US3253999A (en) Boiling water nuclear reactor with improved vapor separating arrangement
US3420738A (en) Fuel element assembly for a nuclear reactor
GB1098282A (en) Improvements in or relating to nuclear reactors
US4382907A (en) Liquid metal cooled nuclear reactor
JPS6153675B2 (ru)
US3932214A (en) Nuclear reactor
JP4101422B2 (ja) 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント
US4056438A (en) Liquid sodium cooled fast reactor
US4698203A (en) Gas-cooled nuclear reactor with a bed of spherical fuel elements
FI74830B (fi) Kaernreaktor, vars haerd aer avskaermad med en konstruktion av staenger och tvaerstaellda plattor.
US4302296A (en) Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors
US3385760A (en) Integral nuclear reactor-heat exchanger system
US4246069A (en) Heat-generating nuclear reactor
US4705662A (en) Fast neutron nuclear reactor with a steam generator integrated into the vessel
JPH0326795B2 (ru)
US4508678A (en) Liquid metal-cooled nuclear reactor