WO2011008125A1 - Реакторная установка - Google Patents

Реакторная установка Download PDF

Info

Publication number
WO2011008125A1
WO2011008125A1 PCT/RU2009/000708 RU2009000708W WO2011008125A1 WO 2011008125 A1 WO2011008125 A1 WO 2011008125A1 RU 2009000708 W RU2009000708 W RU 2009000708W WO 2011008125 A1 WO2011008125 A1 WO 2011008125A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
reactor
circulation
heat exchanger
core
fuel
Prior art date
Application number
PCT/RU2009/000708
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Олег Николаевич МОРОЗОВ
Original Assignee
Morozov Oleg Nikolaevich
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 Morozov Oleg Nikolaevich filed Critical Morozov Oleg Nikolaevich
Publication of WO2011008125A1 publication Critical patent/WO2011008125A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/28—Two-region reactors
    • 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

Definitions

  • the invention relates to nuclear energy, namely, to homogeneous nuclear reactors and can be used to produce thermal, electrical energy, as well as to produce nuclear fuel and radioactive preparations.
  • the reactor also contains a suction pipe, the lower cut of which is located below the bottom of the shell, and a heat exchanger for cooling the fuel solution, which is installed between the body and the shell.
  • the fuel solution is withdrawn from the housing by the pump through the suction pipe, and fed to the nozzle of the jet pump through the pressure pipe.
  • the jet emerging from the pump nozzle into the mixing chamber entrains the fuel solution, which rises inside the shell and it then falls between the body and the shell, transferring its heat through the heat exchanger to the cooling water.
  • Pipes and equipment of the molybdenum-99 extraction system are connected to the nozzles.
  • a sealed cap is installed above the reactor cover, inside of which there is a second-third circuit heat exchanger, surrounded by an outer shell, with a gap relative to the inner surface of the cap and dividing the holes in the reactor cover, through which feed water passes into the lower feed pipes and openings through which steam passes exiting the steam lift tubes of the steam generator.
  • Part of the in-reactor space is separated from the primary reactor loop by a cup-shaped shell, and connected to the volume of the primary loop through openings or a pipe, and forms a pressure compensator of the primary loop.
  • the devices fill the internal reactor volume of the body with coolant and through the openings part of the space between the body and the shell.
  • gas is supplied to the pressure compensator and initial pressure is created in the primary circuit, after which the reactor is heated.
  • the primary coolant heating up in the core, rises inside the shell and enters the steam generator, where, having cooled, it falls in the space between the shell and the shell under the core.
  • the coolant of the second circuit being heated in the steam generator, turns into steam and rises through the lifting steam pipes through the holes in the lid in the annular gap between the separation shell and the sealed cap and enters the heat exchanger of the second - third circuit, where it transfers heat to the third circuit and condenses.
  • the objective of the present invention is the development of a reactor plant operating in a continuous cycle, with high efficiency, safe in operation.
  • FIG 1 is a diagram of a reactor installation
  • Fig 2 shows a section of a reactor installation
  • Figure 3 shows a section of the reflector housing (option 1);
  • Figure 4 shows a section of the reflector housing (option 2);
  • the reactor installation is a homogeneous nuclear reactor with a circulating fuel solution, using liquid metal as a heat carrier, for example, sodium or the melt of some compound of fissile material.
  • the setup consists of an active zone 1, placed in the housing 15 of the neutron reflector.
  • the core 1 through a pipeline through a circulation pump 2 is connected to a heat exchanger 3, which is connected to a separator 4.
  • a separator an aggregate similar in design to a sorption column TM-2 can be used.
  • the installation can be equipped with a mixer 5 connected to the separator 4.
  • the mixer outlet is connected by a pipeline to the active zone, to which the tank 6 for emergency discharge of the fuel solution is also connected, immersed in the tank 7 of the passive heat removal system.
  • the active zone 1, the circulation pump 2, the heat exchanger 3, the separator 4, the mixer 5 are combined by pipelines 8, 9, 10 into a single circuit of the fuel solution circulation (first circulation circuit).
  • the separator 4 can be connected to the mixer 5 by pipelines 9 and 10, through which liquid metal coolant and purified nuclear fuel, respectively, enter the mixer from the separator.
  • a nuclear fuel feed tank 11 is connected to the pipeline 10:
  • the outputs 12 and 13 of the separator 4 are designed to output the separated decay products.
  • the heat exchanger 3 has outputs 14 for connecting a payload (second circulation circuit).
  • the active zone 1 is placed in the housing 15 of the neutron reflector, inside of which a gap 23 is formed, in which a solution of the nuclear material serving as a neutron reflector circulates.
  • This gap can be formed in various ways, for example, between the core body 1 and the reflector body 15 (Fig. 3) or between the outer 15 and inner 24 surfaces of the reflector body (Fig. 4), etc.
  • This gap through pipelines 16 through the circulation pump 17 can be connected with a separator 18, equipped with a tank 19 recharge fresh nuclear material and a pipe 20 of the removal of nuclear fuel.
  • This gap can also be associated with a heat exchanger 21 having outputs 22 for connecting a cooler circulation system.
  • the gap cavity, the pump 17, the separator 18, the heat exchanger 21 are combined by pipelines 16 and form a circulation loop through the gap of the raw solution in the molten metal (third circulation loop) to cool the core.
  • the active zone and the neutron reflector case 15 are preferably spherical or cylindrical in shape (the purpose of which is to minimize the surface for a given volume).
  • the reactor installation operates as follows.
  • the facility is designed to operate on fast neutrons.
  • the fuel used is a solution or suspension of powdered or granular nuclear fuel in liquid metal coolant.
  • a melt of some nuclear fuel compound, for example, salt can be used.
  • Fuel can be, for example, yran-235, plutonium-239, yran-233, their mixture or some compound based on them (powdered metal, nitride, carbide, oxide, etc.)
  • the degree of enrichment for fissile isotopes may be different, depending on the task, and may vary during operation.
  • the coolant can be any metal in the liquid state (for example, sodium, bismuth, mercury, etc.) or the melt of any compound of nuclear fuel.
  • the active zone 1 is placed in the neutron reflector case 15, which is a hollow tank in which a solution or suspension of powdered or granular nuclear materials (yrana-238, thoria-232 or their compounds) in a liquid metal circulates.
  • the neutron reflector case 15 is a hollow tank in which a solution or suspension of powdered or granular nuclear materials (yrana-238, thoria-232 or their compounds) in a liquid metal circulates.
  • the solution washes the core.
  • the neutron reflector during the operation of the facility is nuclear raw materials (yran-238 or thorium-232).
  • the nuclear fuel solution is constantly pumped through the active zone 1 by a circulation pump 2.
  • nuclear fuel Passing through the core, nuclear fuel enters into a chain reaction due to the presence of a neutron reflector around it (core) and the optimal shape of the core.
  • core neutron reflector around it
  • the coolant with nuclear fuel is heated to a high temperature and enters the heat exchanger 3, while remaining inside the pipes of the first circulation circuit.
  • the chain reaction ceases due to the fact that the absence of a reflector and the shape of the tubes create a large loss of neutrons.
  • the fuel solution acts as a coolant.
  • the solution enters the heat exchanger 3, where it gives its heat to the heat carrier pumped through the heat exchanger 3 through pipes 14 of the second circulation circuit (not shown).
  • the heated refrigerant of this circuit can be used, for example, for heating rooms and / or generating electricity, for which a turbine and an electric generator can be built into it.
  • the cooled solution of nuclear fuel passing through the heat exchanger 3 of the first circuit enters the separator 4, where the solution is divided into components: nuclear fuel is separated from the liquid metal coolant and decay products.
  • the liquid metal coolant flows through line 9 to mixer 5, and thereafter through line 10, nuclear fuel purified from decay products enters, where they are mixed again.
  • the mixture is fed with nuclear fuel from the tank 11.
  • the concentration of the fissile isotope in the solution is determined by current tasks and, with the help of mixer 5, can be flexibly changed during operation over a very wide range.
  • the solution with nuclear fuel again enters the reactor core by means of a circulation pump 2 and then the work continues similarly to the above.
  • the decomposition products are constantly removed from the separator 4 through the outputs 12, 13 and are recycled. This prevents poisoning of the reactor core by decay products.
  • a neutron moderator (not shown) is placed in the reactor core and / or the liquid metal in the feed solution is replaced with plain or heavy water.
  • the feed solution circulating in the housing 15 cools the reactor core 1 from the outside, thus protecting it from overheating. This allows you to reach high temperatures inside the core without the threat of melting.
  • a heat exchanger 21 is installed in the third circuit (feed circulation), which provides a decrease in the temperature of the feed solution and additional heat. This heat is removed by the refrigerant circulating in the pipes 22 of the fourth circulation loop (not shown) of the heat exchanger 21.
  • Case 15 also serves as a reproduction zone: in it, under the influence of neutrons coming from the reactor core, nuclear materials are converted into nuclear fuel (for example, yrana-238 to plutonium-239 or toria-232 to yran-233).
  • the solution is constantly pumped through the housing 15 by a circulation pump 17, included in the circulation circuit of the raw material 16, and can enter the separator 18, where the separation of nuclear material from newly formed nuclear fuel.
  • Nuclear fuel is removed from the circuit through line 20, and the solution is fed from the tank 19 with nuclear raw materials.
  • This design of the reactor has the advantage that it has solved one of the main problems arising from the operation of nuclear reactors - efficient heat dissipation.
  • the reactor can produce heat in any quantity, but only on condition that everything generated in this case, a huge amount of heat was immediately removed from it.
  • the practical limit of temperature increase in the core is only the refractoriness of the materials from which the walls of the core and the primary loop are made.
  • the emergency "cooling down” of the reactor occurs without the participation of any pumping systems. This ensures that the reactor is cooled down even in the event of an emergency power outage and shutdown of the circulation pumps.
  • the reactor has the advantage that the fuel reloading process, as well as the removal of radioactive waste from it, proceeds continuously, therefore it is not subject to poisoning by decay products and can constantly operate at maximum power, and its fuel efficiency is close to 100%.
  • Radioactive waste removed from the reactor can be reprocessed with the release of valuable radioactive preparations from them.
  • this reactor installation can produce several types of products, that is, it is multifunctional.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Предлагаемая реакторная установка, может быть использована в непрерывном цикле, обладает высоким КПД и безопасна в эксплуатации.

Description

Реакторная установка.
Область техники.
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно, к гомогенным ядерным реакторам и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов.
Предшествующий уровень техники.
Известен гомогенный ядерный реактор, содержащий корпус, с обечайкой и днищем, в отверстии которого размещена камера смешения и сопло струйного бездиффузорного насоса, связанное с напорным патрубком насоса, размещенного вне корпуса реактора, (см. патент РФ, JV<>2125743, кл. G21С 1/02, 1999 г.)
Реактор также содержит всасывающий патрубок, нижний срез которого размещен ниже днища обечайки, и теплообменник охлаждения топливного раствора, который установлен между корпусом и обечайкой.
Внутри обечайки проходят гильзы для размещения органов СУЗ, а на крышке корпуса имеются патрубки для подсоединения газовой полости реактора к системе каталитической регенерации радиолитического водорода и кислорода для поддержания взрывобезопасной концентрации водорода при работе реактора, и патрубки для подсоединения, например, системы выделения мoлибдeнa-99 путем селективной его адсорбции в процессе фильтрации топливного раствора через выбранный сорбент.
В процессе работы реактора топливный раствор насосом по всасывающему патрубку забирают из корпуса, и по напорному патрубку подают в сопло струйного насоса.
Выходящая из сопла насоса в камеру смешения струя увлекает за собой топливный раствор, который поднимается внутри обечайки и далее опускается между корпусом и обечайкой, отдавая свое тепло через теплообменник охлаждающей воде.
Газообразные продукты радиолиза воды топливного раствора, благодаря естественной циркуляции газа, попадают на платиновый катализатор, где происходит их непрерывная регенерация.
К патрубкам подсоединяют трубопроводы и оборудование системы выделения мoлибдeнa-99.
В результате анализа конструкции данного ядерного гомогенного реактора необходимо отметить, что он является узкоспециальным, так как обеспечивает получение только одного вещества - мoлибдeнa-99, кроме того, он характеризуется невысоким КПД.
Наиболее близкой по технической сущности к предлагаемому техническому решению является ядерная энергетическая установка, содержащая корпус с крышкой, в котором установлены активная зона и парогенератор, отделенные друг от друга обечайкой, (см. патент РФ,
JYO2040051 , КЛ. G21С 1/00, 1995 г.)
Над крышкой реактора установлен герметичный колпак, внутри которого размещен теплообменник второго - третьего контура, окруженный снаружи обечайкой, установленной с зазором относительно внутренней поверхности колпака и разделяющей отверстия в крышке реактора, через которые проходит питательная вода в опускные питательные трубы и отверстия, через которые проходит пар, выходящий из подъемных паровых труб парогенератора.
Часть внутриреакторного пространства отделена от первого контура реактора оболочкой, имеющей форму стакана, и соединена с объемом первого контура через отверстия или трубу, и образует компенсатор давления первого контура. В процессе работы устройства заполняют теплоносителем внутриреакторный объем корпуса и через отверстия часть пространства между корпусом и оболочкой.
Далее подают газ в компенсатор давления и создают в первом контуре начальное давление, после чего производят разогрев реактора.
Теплоноситель первого контура, нагреваясь в активной зоне, поднимается внутри обечайки и поступает в парогенератор, где, охладившись, опускается в пространстве между обечайкой и оболочкой под активную зону.
Теплоноситель второго контура, нагреваясь в парогенераторе, превращается в пар и поднимается по подъемным паровым трубам через отверстия в крышке в кольцевой зазор между разделительной оболочкой и герметичным колпаком и поступает в теплообменник второго - третьего контура, где отдает тепло третьему контуру и конденсируется.
Конденсат через отверстия в крышке поступает в опускные питательные трубы и в парогенератор.
В результате анализа выполнения известной реакторной установки необходимо отметить, что она обладает низким КПД, и для ее функционирования необходима периодическая загрузка сырья в активную зону.
Раскрытие сущности предлагаемого изобретения.
Задачей, настоящего изобретения, является разработка реакторной установки, функционирующей в непрерывном цикле, обладающей высоким КПД, безопасной в эксплуатации.
Сущность заявленного изобретения поясняется графическими материалами, где
На фиг 1- представлена схема реакторной установки; На фиг 2 показан разрез реакторной установки;
На фиг 3 показан разрез корпус отражателя (вариант 1 );
На фиг.4 показан разрез корпус отражателя (вариант 2);
Пример выполнения предлагаемой реакторной установки.
Реакторная установка представляет собой гомогенный атомный реактор с циркулирующим топливным раствором, использующим в качестве теплоносителя жидкий металл, например, натрий или расплав какого-либо соединения делящегося материала. Установка состоит из активной зоны 1, помещенной в корпус 15 отражателя нейтронов. Активная зона 1 посредством трубопровода через циркуляционный насос 2 связана с теплообменником 3, который соединен с сепаратором 4. В качестве сепаратора может быть использован агрегат схожий по устройству с сорбционной колонкой TM-2.
Установка может быть оснащена смесителем 5, связанным с сепаратором 4. Выход смесителя соединяется трубопроводом с активной зоной, с которой также связан бак 6 аварийного сброса топливного раствора, погруженный в бак 7 системы пассивного отвода тепла.
Активная зона 1 , циркуляционный насос 2, теплообменник 3, сепаратор 4, смеситель 5 объединены трубопроводами 8, 9, 10 в единый контур циркуляции топливного раствора (первый контур циркуляции).
Сепаратор 4 может быть связан со смесителем 5 трубопроводами 9 и 10, через которые в смеситель поступают из сепаратора соответственно жидкометаллический теплоноситель и очищенное ядерное топливо. К трубопроводу 10 подсоединен бак 11 подпитки ядерным топливом: Выходы 12 и 13 сепаратора 4 предназначены для вывода отсепарированных продуктов распада.
Теплообменник 3 имеет выходы 14 для подсоединения полезной нагрузки (второй контур циркуляции).
Активная зона 1 помещена в корпус 15 отражателя нейтронов, внутри которого образован зазор 23, в котором циркулирует раствор ядерного сырья, служащего отражателем нейтронов.
Этот зазор может быть образован разными способами, например, между корпусом активной зоны 1 и корпусом отражателя 15 (Фиг. 3) или между наружной 15 и внутренней 24 поверхностями корпуса отражателя (Фиг. 4) и т. д.
Данный зазор посредством трубопроводов 16 через циркуляционный насос 17 может быть связан с сепаратором 18, оснащенным баком 19 подпитки свежим ядерным сырьем и трубопроводом 20 отвода ядерного топлива.
Данный зазор также может быть связан с теплообменником 21, имеющим выходы 22 для подключения системы циркуляции охладителя. Полость зазора, насос 17, сепаратор 18, теплообменник 21 объединены трубопроводами 16 и образуют контур циркуляции через зазор сырьевого раствора в жидком металле (третий контур циркуляции) для охлаждения активной зоны.
Активная зона и корпус 15 отражателя нейтронов имеют предпочтительно сферическую или цилиндрическую форму (цель которой - минимизация поверхности при данном объеме).
Реакторная установка работает следующим образом.
Установка рассчитана на работу на быстрых нейтронах. В качестве топлива используется раствор или взвесь порошкообразного или гранулированного ядерного топлива в жидкометаллическом теплоносителе. Вместо раствора в жидком металле может использоваться расплав какого-либо соединения ядерного топлива, например, соли.
Топливом может служить, например, ypaн-235, плyтoний-239, ypaн-233, их смесь или какое-либо соединение на их основе (порошкообразный металл, нитрид, карбид, оксид и т. д.)
Степень обогащения по делящимся изотопам может быть разной, в зависимости от поставленной задачи, и может изменяться в ходе работы.
Теплоносителем может служить любой металл в жидком состоянии (например, натрий, висмут, ртуть и т. д.) или расплав какого-либо соединения ядерного топлива.
Активная зона 1 помещена в корпус 15 отражателя нейтронов, который представляет собой полый бак, в котором циркулирует раствор или взвесь порошкообразного или гранулированного ядерного сырья (ypaнa-238, тopия-232 или их соединений) в жидком металле.
Раствор омывает активную зону. Отражателем нейтронов в процессе работы установки служит ядерное сырье (ypaн-238 или тopий-232).
В процессе работы установки, как правило, одновременно функционируют все ее контуры.
Раствор ядерного топлива постоянно прокачивается через активную зону 1 циркуляционным насосом 2.
Проходя через активную зону, ядерное топливо вступает в цепную реакцию благодаря наличию вокруг нее (активной зоны) отражателя нейтронов и оптимальной форме активной зоны.
В ходе цепной реакции теплоноситель с ядерным топливом разогревается до высокой температуры и поступает в теплообменник 3, оставаясь при этом внутри труб первого контура циркуляции. Сразу по выходу из активной зоны 1 цепная реакция прекращается из- за того, что отсутствие отражателя и форма труб создают большую потерю нейтронов.
Поэтому после выхода из активной зоны топливный раствор действует как теплоноситель.
Раствор поступает в теплообменник 3, где отдает свое тепло теплоносителю, прокачиваемому через теплообменник 3 по трубам 14 второго контура циркуляции (не показан).
Разогретый хладагент данного контура может использоваться, например, для обогрева помещений и/или получения электроэнергии, для чего в него могут встраиваться турбина и электрогенератор.
Необходимо отметить, что среда, циркулирующая по каждому контуру установки, не смешивается со средами других контуров.
Охлажденный раствор ядерного топлива, прошедший через теплообменник 3 первого контура поступает в сепаратор 4, где происходит разделение раствора на составляющие: ядерное топливо отделяется от жидкометаллического теплоносителя и продуктов распада.
Жидкометаллический теплоноситель поступает через трубопровод 9 в смеситель 5, туда же через трубопровод 10 поступает очищенное от продуктов распада ядерное топливо, где они снова смешиваются.
При необходимости осуществляется подпитка смеси ядерным топливом из бака 11.
Концентрация делящегося изотопа в растворе определяется текущими задачами и с помощью смесителя 5 может гибко меняться в ходе работы в очень широком диапазоне. Из смесителя 5 раствор с ядерным топливом снова поступает в активную зону реактора посредством циркуляционного насоса 2 и далее работа продолжается аналогично изложенному выше. Продукты распада постоянно выводятся из сепаратора 4 через выходы 12, 13 и поступают на переработку. Это предотвращает отравление активной зоны реактора продуктами распада.
При необходимости работы реактора на тепловых нейтронах, в активной зоне реактора размещают замедлитель нейтронов (не показан) и/или заменяют жидкий металл в сырьевом растворе на простую или тяжелую воду.
В процессе работы реактора, сырьевой раствор, циркулирующий в корпусе 15 (в зазоре), охлаждает активную зону 1 реактора снаружи, предохраняя ее, таким образом, от перегрева. Это позволяет достигать больших температур внутри активной зоны без угрозы ее расплавления.
При необходимости охлаждения сырьевого раствора, нагретого при контакте с активной зоной, в третьем контуре (циркуляции сырья) устанавливают теплообменник 21, который обеспечивает снижение температуры сырьевого раствора и получение дополнительного количества тепла. Это тепло отводится хладагентом, циркулирующим в трубах 22 четвертого контура циркуляции (не показан) теплообменника 21.
Корпус 15 служит одновременно зоной воспроизводства: в нем под воздействием нейтронов, поступающих из активной зоны реактора, происходит превращение ядерного сырья в ядерное топливо (например, ypaнa-238 в плyтoний-239 или тopия-232 в ypaн-233). Раствор постоянно прокачивают через корпус 15 циркуляционным насосом 17, включенным в контур циркуляции сырья 16, и может поступать в сепаратор 18, где происходит отделение ядерного сырья от вновь образовавшегося ядерного топлива. Ядерное топливо выводят из контура через трубопровод 20, а раствор подпитывают из бака 19 ядерным сырьем.
Все агрегаты реакторной установки, испускающие в ходе работы радиоактивное излучение (например, активная зона, теплообменники, контуры циркуляции, сепараторы, смеситель и т. д.) закрывают биозащитой (не показана), защищающей персонал от излучений.
Данная конструкция реактора имеет то преимущество, что в ней решена одна из основных проблем, возникающих при эксплуатации ядерных реакторов - эффективный отвод тепла.
Реактор может производить тепло в любом количестве, но только при условии, чтобы все, образующееся при этом, огромное количество тепла из него немедленно отводилось.
При данной конструкции реактора все тепло, произведенное в активной зоне, немедленно выводят из нее вместе с топливным раствором, в котором оно и производится, и поступает в теплообменник 3, где эффективность теплоотдачи с помощью известных средств можно сделать практически любой. Это позволяет поднять энергонапряженность и температуру в активной зоне, до какого угодно высокого уровня.
Практическим пределом повышения температуры в активной зоне является только тугоплавкость материалов, из которых изготовлены стенки активной зоны и первого контура.
Так как внутри активной зоны нет ни тепловыделяющих элементов, ни каких-либо конструкций, то и нет угрозы их расплавления.
Такому реактору не страшны аварии с потерей теплоносителя, так как это означает и потерю ядерного топлива с неизбежной остановкой реактора. Данная конструкция имеет двойную страховку от перегрева: отвод тепла изнутри вместе с теплоносителем первого контура и охлаждение активной зоны снаружи сырьевым раствором.
При необходимости аварийной остановки реактора весь разогретый топливный раствор сбрасывается в бак 6 аварийного сброса, погруженный в бак 7 системы пассивного отвода тепла, заполненный водой, подпитываемой по трубопроводу (не показан). Здесь цепная реакция прекращается из-за большой потери нейтронов, а остаточное тепло передается водяной рубашке и уходит на ее испарение.
Таким образом, аварийное «pacxoлaживaниe» реактора происходит без участия каких-либо перекачивающих систем. Это гарантирует расхолаживание реактора даже при аварийном отключении энергии и остановке циркуляционных насосов.
Реактор обладает тем преимуществом, что процесс перезагрузки топлива, как и выведение из него радиоактивных отходов, протекают у него непрерывно, поэтому он не подвержен отравлению продуктами распада и может постоянно работать на максимальной мощности, а коэффициент использования топлива у него близок к 100%.
Выводимые из реактора радиоактивные отходы могут идти на переработку с выделением из них ценных радиоактивных препаратов.
Таким образом, данная реакторная установка может производить несколько видов продукции, то есть, является многофункциональной.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Реакторная установка, содержащая активную зону (1), контур ее охлаждения, включающий теплообменник (3), отличающаяся тем, что установка снабжена отражателем нейтронов , выполненным в виде корпуса 15, активная зона (1) размещена в корпусе отражателя (15), в котором образован циркуляционный зазор, причем установка оснащена контуром циркуляции через корпус отражателя сырьевого раствора и контуром циркуляции через активную зону топливного раствора или расплава, содержащим теплообменник (3), связанный с активной зоной (1) и сепаратор (4), причем сепаратор (4) связан с теплообменником (3) и с активной зоной (1).
2. Реакторная установка по п. 1, отличающаяся тем, что она оснащена смесителем (5), причем сепаратор (4) связан с теплообменником и смесителем, а последний - с активной зоной.
3. Реакторная установка по п. 1, отличающаяся тем, что контур циркуляции сырьевого раствора содержит сепаратор (4), который соединен с циркуляционным зазором.
4. Реакторная установка по п. 1, отличающаяся тем, что контур циркуляции сырьевого раствора содержит теплообменник (3), который соединен с циркуляционным зазором.
5. Реакторная установка по п. 1, отличающаяся тем, что она оснащена пассивно охлаждаемым баком (7) аварийного сброса топлива, связанным с активной зоной (1).
6. Реакторная установка по п. 1, отличающаяся тем, что первый контур циркуляции дополнительно связан с баком (1 1) для подпитки топливной смеси ядерным топливом.
PCT/RU2009/000708 2009-07-17 2009-12-22 Реакторная установка WO2011008125A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009127347 2009-07-17
RU2009127347/07A RU2009127347A (ru) 2009-07-17 2009-07-17 Реакторная установка

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2011008125A1 true WO2011008125A1 (ru) 2011-01-20

Family

ID=43449567

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2009/000708 WO2011008125A1 (ru) 2009-07-17 2009-12-22 Реакторная установка

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2009127347A (ru)
WO (1) WO2011008125A1 (ru)

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2031455C1 (ru) * 1990-01-23 1995-03-20 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса
RU2125743C1 (ru) * 1997-04-09 1999-01-27 Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт им.академика А.И.Лейпунского" Ядерный гомогенный реактор
JP2009036606A (ja) * 2007-08-01 2009-02-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2031455C1 (ru) * 1990-01-23 1995-03-20 Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники Способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса
RU2125743C1 (ru) * 1997-04-09 1999-01-27 Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт им.академика А.И.Лейпунского" Ядерный гомогенный реактор
JP2009036606A (ja) * 2007-08-01 2009-02-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉

Also Published As

Publication number Publication date
RU2009127347A (ru) 2011-01-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7139352B2 (en) Reactivity control rod for core
RU2515496C2 (ru) Система и способ генерации пара посредством высокотемпературного газоохлаждаемого реактора
JP2014119429A (ja) 熔融塩炉
CN103489488A (zh) 模块式压水堆
CN108140433B (zh) 核反应堆
EP0410667A1 (en) Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system
JP2022552608A (ja) 液体金属合金の燃料及び／又は減速材を有する原子炉
RU90609U1 (ru) Реакторная установка
CN116848589A (zh) 具有一体化主交换器的熔盐裂变反应堆、和包括这种反应堆的发电设备
US10079077B2 (en) Water-cooled reactor system for generating electricity
JP2006282413A (ja) 水素製造システム
WO2011008125A1 (ru) Реакторная установка
RU2125743C1 (ru) Ядерный гомогенный реактор
EP0231633A2 (en) Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system
RU2522139C2 (ru) Реакторная установка
US3284305A (en) Process of producing energy by nuclear fission
JP2003130976A (ja) 核融合反応装置
KR101404646B1 (ko) 열담수화를 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통
US2961391A (en) Water boiler reactor
US20070172015A1 (en) Nuclear fusion containment complex and systems network for the thermal durational enhancement of contained heat processes
CN115461824A (zh) 熔盐快速反应堆
JP7304470B2 (ja) 有機よう素捕集装置及び有機よう素捕集方法
CN116230260A (zh) 全固态全静态微型反应堆
CA3020492A1 (en) High-temperature nuclear reactor cooled with molten fluoride salt
WO2022106756A2 (en) A nuclear reactor module and a nuclear district heating reactor comprising and method of operating the same

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 09847405

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 09847405

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1