WO2014081332A1 - Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем Download PDF

Info

Publication number
WO2014081332A1
WO2014081332A1 PCT/RU2012/000979 RU2012000979W WO2014081332A1 WO 2014081332 A1 WO2014081332 A1 WO 2014081332A1 RU 2012000979 W RU2012000979 W RU 2012000979W WO 2014081332 A1 WO2014081332 A1 WO 2014081332A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
collector
nuclear reactor
steam generator
reactor according
pump
Prior art date
Application number
PCT/RU2012/000979
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Георгий Ильич ТОШИНСКИЙ
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
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 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority to CA2892392A priority Critical patent/CA2892392C/en
Priority to EP12888903.7A priority patent/EP2924690B1/en
Priority to KR1020157016472A priority patent/KR101791758B1/ko
Priority to UAA201505808A priority patent/UA111453C2/uk
Priority to MYPI2015001359A priority patent/MY170177A/en
Priority to PCT/RU2012/000979 priority patent/WO2014081332A1/ru
Priority to EA201590867A priority patent/EA026272B1/ru
Priority to US14/646,503 priority patent/US9947421B2/en
Priority to RU2013111585/07A priority patent/RU2521863C1/ru
Priority to BR112015011972-7A priority patent/BR112015011972B1/pt
Priority to HUE12888903A priority patent/HUE035298T2/en
Priority to CN201280077308.5A priority patent/CN104885160B/zh
Priority to JP2015544031A priority patent/JP6063581B2/ja
Publication of WO2014081332A1 publication Critical patent/WO2014081332A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/006—Details of nuclear power plant primary side of steam generators
    • 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
    • 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, in particular, to the design of pool-type fast-flow nuclear reactors with a heavy liquid metal coolant (for example, lead, lead-bismuth eutectic).
  • a heavy liquid metal coolant for example, lead, lead-bismuth eutectic
  • the design contains fuel assemblies, CPS covers with absorbing rods fixed in the base plate using collet devices, and the collet grip of the CPS cover is fixed in the base plate and is designed so that the collet shank of the fuel assemblies with its inner diameter covers the collet grips of the CPS cover and fixes them in a holding working condition (RU 2298849 C2, 2007).
  • a nuclear reactor in particular a pool-type nuclear reactor having a main tank in which an active zone is located, comprising a bundle of heat-generating elements and immersed in a primary coolant circulating between the active zone and at least one heat exchanger;
  • the reactor is characterized in that the fuel elements extend along the respective parallel longitudinal axes and have corresponding active sections located at the lower ends of the fuel elements and immersed in the primary coolant, forming an active zone, and corresponding service sections that are extended upward from the active sections and exit from the primary coolant (WO2009 / 040644 A2, 2009).
  • the closest analogue of the proposed invention is a nuclear reactor of the pool type with liquid metal cooling (RU 2408094, 2012).
  • the reactor contains a housing, an active zone, a pump (pumps) for circulating the primary coolant through the active zone and a steam generator (GH), the pump and the GHG being aggregated into a durable, non-separable assembly located in the annular space between the housing and the separation shell, and the primary coolant pump (s) from the hot collector located above the core, and flows horizontally to the GHG inlet, from where it flows downstream to the core inlet, closing the circulation loop.
  • a pump pumps
  • GH steam generator
  • the pump pumps hot fluid having a temperature of about 500 ° C.
  • the reactor lid operates at a high temperature of about 500 ° C, which creates difficulties in servicing and cooling the bearings of the pump and electric drive, seals of detachable joints on the lid, etc .;
  • the technical problem solved by the options for inventions is to increase the reliability of a nuclear reactor and improve its operational characteristics.
  • the nuclear reactor comprises a housing with a cover, inside which a separation shell with a protective plug is installed, placed in the housing with the formation of an annular space, the housing is equipped with at least one steam generator and at least one pump installed in annular space in their shells.
  • An active zone is located inside the separation shell in its lower part, above which there is a hot collector communicating through the inlet pipe (or two or more inlet pipes) with a steam generator (or two or more steam generators) in its middle part.
  • Cold coolant from the upper part of the steam generator flows through the windows in its shell into the upper horizontal cold collector with a free coolant level.
  • the upper horizontal cold collector is located in the annular space under the housing cover between the shells of the steam generators and pumps.
  • Cold coolant from the lower part of the steam generator enters the lower collecting collector, communicating with the upper cold collector through an annular channel passing along the reactor vessel, and channels formed by the internal radiation protection elements located in the annular space between the separation shell, the housing, and the shells of the steam generator and pumps.
  • the pump inlet through the windows in its shell is in communication with the upper horizontal cold collector, and the pump outlet is in communication with the lower annular pressure manifold, separated by a horizontal partition from the lower collecting manifold, while the lower annular pressure manifold is communicated through the annular gap with the core dispenser.
  • the coolant circulation scheme according to the first embodiment of the invention will be effective only for steam generators generating a steam-water mixture, since the heat exchange between the coolant and the steam-water mixture in the upper part of the steam generator takes place according to the direct-flow scheme, since in this embodiment the feed water is supplied to the lower part of the steam generator, and the steam-water mixture leaves from above and further it enters for separating water and saturated steam into a separator that is not a part of the reactor.
  • the nuclear reactor comprises a housing with a cover, inside of which a separation shell with a protective plug is installed, placed in the housing to form an annular space, the housing is equipped with at least one steam generator and at least one pump installed in annular space in their shells.
  • An active zone is located inside the separation shell in its lower part, over which there is a hot collector communicating through vertical channels in the protective plug with an inlet pipe (or two or more inlet pipes) located at the level of the upper part of the steam generator (or two or more steam generators) for organization of a countercurrent heat transfer scheme between the heating medium and the heated medium.
  • feed water is supplied to the lower part of the steam generator, and superheated steam leaves the upper part of the steam generator.
  • the cold coolant emerging from the lower part of the steam generator enters the lower collecting manifold, from where it enters the upper collector through the annular channel passing along the reactor vessel and the channels formed by the internal radiation protection elements located in the annular space between the separation shell, the casing, and the shells of the steam generator and pump horizontal cold collector with a free coolant level located in the annular space under the housing cover between the shells of the steam generator and a pump.
  • the input of each pump through the windows in its shell is in communication with the upper horizontal cold collector, and the output of each pump is connected with the lower annular pressure manifold separated by a horizontal partition from the lower collecting manifold, while the lower annular pressure manifold is communicated through the annular slot with the core transfer manifold.
  • the nuclear reactor vessel and the separation shell are preferably cylindrical, and the steam generators and pumps are preferably cylindrical shells (outer shells) and are preferably arranged vertically.
  • bypass valves connecting the collectors to each other are made to remove residual energy in the partition between the lower collector of the steam generator and the pressure collector of the active zone opening when the pumps are turned off.
  • Valves can be with or without actuators. In the case of valves without an actuator, they are made of a material with a higher density than the coolant, which ensures that after stopping the pumps, the valves open under gravity and close the valves when the pumps are turned on under the action of hydrodynamic forces.
  • bypass openings are made.
  • a constant bypass of the coolant is formed past the active zone, which should not exceed a small fraction of the nominal flow rate to exclude an unacceptable increase in the temperature of the coolant and fuel.
  • confusers can be installed in the bypass holes, the hydraulic resistance coefficients of which during flow the coolant from the pressure manifold of the pumps to the lower collection manifold is significantly higher than when the coolant flows in natural circulation from the lower collector to the lower annular pressure collector of the pumps.
  • discharge bursting membranes are made to eliminate the need for a significant increase in the thickness of the lid and reactor vessel in the case of a postulated multiple leak of the steam generator tubes and the possibility of increasing pressure inside housing to a vapor pressure value, limiting the vapor pressure in the gas cavity above the free coolant level in the upper cold m collector.
  • the lid of the reactor vessel operates at lower temperatures, which provides higher reliability and facilitates cooling conditions for devices placed on the lid;
  • a nuclear reactor includes a cylindrical body (1), in which an active zone (2), steam generators (3) (hereinafter - GHGs) and pumps (4) are located. GHGs and pumps are each located in their shells.
  • a heavy liquid metal coolant of the first circuit for example, lead or a lead-bismuth eutectic, moves in the annulus of the GHG, and the coolant of the second circuit (water, steam) moves inside the pipes.
  • GHGs and pumps pumping the liquid metal coolant are located in the annular space (5), formed by the cylindrical body (1) of the reactor and the cylindrical separation shell (6). Inside the cylindrical dividing shell (6), an active zone (2) is placed in its lower part, and a protective plug (7) is located in the upper part.
  • the steam generator (3) and pumps (4) are preferably cylindrical in the shape of the shells, preferably placed vertically, and the number of pumps (4) is not related to the number of steam generators (3), since they are installed in the housing independently of each other.
  • a hot collector (8) is placed above the active zone (2), from which the liquid metal coolant of the primary circuit is supplied to the input GHG chambers through inlet pipes (9) connecting windows in the separation shell (6) with GHG inlet chambers (3).
  • the inlet nozzles are located in the middle (in height) part of the steam generator (3).
  • the hot liquid metal coolant entering the middle part of the steam generator (3) is divided into two parts: an ascending stream that washes the upper part of the steam generator (3) and flows freely through the windows in the shell of the steam generator to the upper horizontal cold collector (10) with a free coolant level located in the annular space under the reactor cover between the NG shells and the pumps, and the downward flow, which washes the lower part of the GHG (3) and enters the lower collecting collector (11), from where upward flow through the annular channel, passes flowing along the reactor vessel and the channels formed by the elements of the internal radiation protection enclosed in the annular space between the separation shell, the housing and the shells of the steam generator and pumps, also enter the upper horizontal cold collector (10), where it is mixed with the liquid metal coolant coming from the upper part PG (3).
  • the liquid metal coolant flows into the pump inlet (4) through free windows through the windows in the pump shell, from where it flows downward due to the pressure of the pumps to the lower annular pressure collector (12), separated from the horizontal partition (13) from lower prefabricated manifold (11).
  • the reactor lid and the impellers of the pumps interact with the cold coolant from the upper horizontal cold collector (10), which improves their reliability and prolongs their service life.
  • the first embodiment of the invention relates to GHGs generating a steam-water mixture, which is then fed to the separator to separate water and saturated steam.
  • the circulation scheme of the liquid metal coolant of the first circuit is slightly changed and corresponds to the second embodiment of the invention.
  • the inlet pipes (9) of the steam generator (3) are located at the level of the liquid metal coolant inlet to the upper part of the steam generator (3), in which the coolant moves in a downward flow to organize a counter-current heat exchange circuit between the heating coolant and the heated medium, how feed water enters the GHG from below, and superheated steam comes from above.
  • Hot liquid metal coolant enters the inlet pipe (9) (or inlet pipes) of the steam generator from the hot collector (8) of the core (2) through special channels (16) made in a protective plug (7) located above the core (2) inside cylindrical separation shell (6).
  • Inlet (9) (or inlet pipes) connects the windows in the separation shell with the inlet chamber (inlet chambers) of the steam generator.
  • bypass valves are provided connecting these collectors, which open when the pumps are not working.
  • Valves can be made with actuators, as well as without actuators.
  • actuators In the case of valves without an actuator, they are made of a material with a higher density than the coolant (for example, tungsten). After stopping the pumps, the valves will open under the action of gravity, and when the pumps are turned on, they will close under the action of hydrodynamic forces.
  • the coolant from the active zone (2) enters the hot collector (8) of the active zone, from where it enters the middle part of the steam generator (3) through the inlet pipes (9) for the circuit with the steam generator acting as steam generators-evaporators generating wet steam, or in the upper part of the steam generator (3) for a direct-flow gas generator.
  • the coolant flows in a downward flow washing the lower part of the GHG evaporator (first embodiment of the invention) or the entire GHG for a direct-flow GHG (second variant of the invention) and enters the lower collecting collector (11) of the GHG from where it enters the lower annular valve through open bypass valves pressure collector (12) of the core, closing the circuit of the EC coolant.
  • Another option for improving the conditions of the EC primary coolant can be implemented without the use of bypass valves due to the presence of bypass holes in the horizontal partition (13) between the lower collector collector (1 1) of the steam generator and the lower annular pressure collector (12) of the active zone.
  • bypass valves due to the presence of bypass holes in the horizontal partition (13) between the lower collector collector (1 1) of the steam generator and the lower annular pressure collector (12) of the active zone.
  • confusers can be installed in the bypass openings, the hydraulic resistance coefficients of which are much higher during the flow of the coolant from the pressure collector of the pumps to the GHG collector than when the coolant flows in EC mode from the lower GHG collector (11) to the lower annular pressure header (12).
  • discharge bursting membranes are placed in special pipes on the reactor cover or in the nozzles on the reactor cover in which the GHGs are installed (3).
  • the strength of the membranes is designed for significantly lower pressure than the nominal vapor pressure. In fact, they, without burdening the design of the reactor, perform the function of single-acting safety devices, since there is no reason for the simultaneous destruction of many GHG tubes (3).

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (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)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, содержит корпус (1), внутри которого помещена разделительная оболочка (6). В кольцевом пространстве (5) между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор (3) и один насос (4). Внутри разделительной оболочки (6) находится активная зона (2), над которой расположен горячий коллектор (8), сообщающийся с парогенератором (3) в его средней по высоте части для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, или горячий коллектор (8) выполнен сообщающимся с парогенератором в верхней его части для организации противоточного режима теплообмена. Под крышкой реактора расположен верхний горизонтальный холодный коллектор (10) со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором (3) - нижний сборный коллектор (11), сообщающийся с верхним холодным коллектором (10). Вход насоса (4) соединен с верхним холодным коллектором (10), а выход насоса (4) - с нижним кольцевым напорным коллектором (12), причем коллекторы (11) и (12) разделены горизонтальной перегородкой (13), причем коллектор (12) сообщен с раздаточным коллектором (15) активной зоны.

Description

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к конструкции ядерных реакторов на быстрых нейтронах бассейнового типа с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (например, свинец, эвтектика свинец-висмут).
Предшествующий уровень техники
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем: активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с рабочими колесами осевого типа, а также системой защитного газа, при этом лопасти рабочего колеса главного циркуляционного насоса установлены на втулках, оси которых перпендикулярны оси вала насоса с возможностью поворота лопастей до положения, полностью перекрывающего поток теплоносителя через насос (RU15955U1, 2012 г.) Известна разборная конструкция активной зоны ядерного реактора с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя. Конструкция содержит тепловыделяющие сборки, чехлы СУЗ с поглощающими стержнями, закрепленные в опорной плите с помощью цанговых устройств, причем цанговый захват чехла СУЗ закреплен в опорной плите и выполнен таким образом, что цанговый хвостовик тепловыделяющих сборок своим внутренним диаметром охватывает лепестки цангового захвата чехла СУЗ и фиксирует их в удерживающем рабочем состоянии (RU 2298849 С2, 2007). Известен ядерный реактор, в частности ядерный реактор бассейнового типа, имеющий главный бак, в котором размещается активная зона, содержащая пучок тепловыделяющих элементов и погруженная в первичный теплоноситель, циркулирующий между активной зоной и, по меньшей мере, одним теплообменником; реактор отличается тем, что топливные элементы проходят вдоль соответствующих параллельных продольных осей и имеют соответствующие активные участки, расположенные в нижних концах топливных элементов и погруженные в первичный теплоноситель, образуя активную зону, и соответствующие служебные участки, которые вытянуты вверх от активных участков и выходят из первичного теплоносителя (WO2009/040644 А2, 2009).
Ближайшим аналогом предполагаемого изобретения является ядерный реактор бассейнового типа с жидкометаллическим охлаждением (RU 2408094, 2012). Реактор содержит корпус, активную зону, насос (насосы) для циркуляции теплоносителя первого контура через активную зону и парогенератор (ПГ), причем насос и ПГ агрегатированы в прочную неразборную сборку, размещенную в кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой, а теплоноситель первого контура всасывается насосом (насосами) из горячего коллектора, расположенного над активной зоной, и поступает горизонтальным течением на вход ПГ, откуда опускным потоком поступает на вход активной зоны, замыкая контур циркуляции.
Ближайший аналог имеет следующие недостатки:
- насос перекачивает горячий теплоноситель, имеющий температуру около 500°С. Для таких температур отсутствуют конструкционные материалы, обладающие необходимой коррозионной и эрозионной стойкостью в течение многих лет в потоке тяжелого жидкометаллического теплоносителя при скоростях на лопатках рабочего колеса насоса около 20 м/сек.;
- крышка реактора работает при высокой температуре около 500 °С, что создает трудности в обслуживании и охлаждении подшипников насоса и электропривода, уплотнений разъемных соединений на крышке и др.;
- агрегатирование насоса с ПГ в единую неразборную конструкцию, имеющую
в поперечном сечении форму боба, создает трудности при ремонте, так как при необходимости замены неисправного ПГ потребуется замена и насоса;
- в случае течи ПГ пузыри пара и капли воды могут увлекаться опускным потоком теплоносителя с вероятным попаданием в активную зону. Это может привести к реактивностной аварии реактора с быстрым спектром нейтронов.
Раскрытие изобретения
Технической задачей, решаемой вариантами изобретений, является повышение надежности работы ядерного реактора и улучшение его эксплуатационных характеристик.
Ядерный реактор, согласно первому варианту изобретения, содержит корпус с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка с защитной пробкой, размещенная в корпусе с образованием кольцевого пространства, корпус оснащен, по меньшей мере, одним парогенератором и, по меньшей мере, одним насосом, установленными в кольцевом пространстве в своих обечайках. Внутри разделительной оболочки в ее нижней части размещена активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся через входной патрубок (или два или более входных патрубков) с парогенератором (или два или более парогенераторов) в средней его части. Холодный теплоноситель из верхней части парогенератора через окна в его обечайке вытекает свободным течением в верхний горизонтальный холодный коллектор с свободным уровнем теплоносителя. Верхний горизонтальный холодный коллектор расположен в кольцевом пространстве под крышкой корпуса между обечайками парогенераторов и насосов. Холодный теплоноситель из нижней части парогенератора поступает в нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним холодным коллектором через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора, и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве между разделительной оболочкой, корпусом и обечайками парогенератора и насосов. Вход насоса через окна в его обечайке сообщен с верхним горизонтальным холодным коллектором, а выход насоса сообщен с нижним кольцевым напорным коллектором, отделенным горизонтальной перегородкой от нижнего сборного коллектора, при этом нижний кольцевой напорный коллектор сообщен через кольцевую щель с раздаточным коллектором активной зоны. Парогенераторов может быть один или более, насосов также может быть один или более, количество парогенераторов может совпадать или не совпадать с количеством насосов.
Схема циркуляции теплоносителя по первому варианту изобретения будет эффективной только для парогенераторов, генерирующих пароводяную смесь, поскольку теплообмен между теплоносителем и пароводяной смесью в верхней части парогенератора происходит по схеме прямотока, так как в этом варианте питательная вода подается в нижнюю часть парогенератора, а пароводяная смесь выходит сверху и далее поступает для разделения воды и насыщенного пара в сепаратор, не являющийся принадлежностью реактора.
В случае применения прямоточного парогенератора, вырабатывающего перегретый пар, схема циркуляции теплоносителя первого контура выполняется по второму варианту изобретения. Ядерный реактор, согласно второму варианту изобретения, содержит корпус с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка с защитной пробкой, размещенная в корпусе с образованием кольцевого пространства, корпус оснащен, по меньшей мере, одним парогенератором и, по меньшей мере, одним насосом, установленными в кольцевом пространстве в своих обечайках. Внутри разделительной оболочки в ее нижней части размещена активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся через вертикальные каналы в защитной пробке с входным патрубком (или двумя или более входными патрубками), расположенным на уровне верхней части парогенератора (или двух или более парогенераторов) для организации противоточной схемы теплообмена между греющим теплоносителем и нагреваемой средой. При этом питательная вода подается в нижнюю часть парогенератора, а перегретый пар выходит из верхней части парогенератора. Выходящий из нижней части парогенератора холодный теплоноситель поступает в нижний сборный коллектор, откуда через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора, и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве между разделительной оболочкой, корпусом и обечайками парогенератора и насоса, поступает в верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, расположенный в кольцевом пространстве под крышкой корпуса между обечайками парогенератора и насоса. Вход каждого насоса через окна в его обечайке сообщен с верхним горизонтальным холодным коллектором, а выход каждого насоса сообщен с нижним кольцевым напорным коллектором, отделенным горизонтальной перегородкой от нижнего сборного коллектора, при этом нижний кольцевой напорный коллектор сообщен через кольцевую щель с раздаточным коллектором активной зоны. Парогенераторов может быть один или более, насосов также может быть один или более.
Для обоих вариантов осуществления ядерного реактора корпус ядерного реактора и разделительная оболочка, предпочтительно имеют цилиндрическую форму, а парогенераторы и насосы выполнены, предпочтительно, с обечайками (внешними оболочками) цилиндрической формы и размещены предпочтительно вертикально.
Кроме того, для обоих вариантов осуществления изобретения для улучшения условий естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя первого контура, когда насосы не работают, для отвода остаточного энерговыделения в перегородке между нижним сборным коллектором парогенератора и напорным коллектором активной зоны выполнены перепускные клапаны, соединяющие коллекторы между собой и открывающиеся при отключении насосов. Клапаны могут быть как с приводами, так и без приводов. В случае выполнения клапанов без привода, они выполняются из материала с более высокой плотностью, чем теплоноситель, что обеспечивает после остановки насосов открытие клапанов под действием силы тяжести и закрытие клапанов при включении насосов под действием гидродинамических сил.
В соответствии с другим вариантом улучшения условий естественной циркуляции теплоносителя первого контура в перегородке между нижним сборным коллектором и напорным коллектором активной зоны выполняют перепускные отверстия. При этом в случае работающих насосов образуется постоянный байпас теплоносителя мимо активной зоны, который не должен превышать небольшой доли номинального расхода для исключения недопустимого повышения температуры теплоносителя и топлива. Для уменьшения байпасирования насоса в перепускных отверстиях могут быть установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из напорного коллектора насосов в нижний сборный коллектор значительно выше, чем при течении теплоносителя в режиме естественной циркуляции из нижнего сборного коллектора в нижний кольцевой напорный коллектор насосов.
Поскольку все насосы (если их больше, чем один) включены параллельно на общий кольцевой напорный коллектор, в последнем для уменьшения байпасного расхода через один из остановившихся насосов (в случае его неисправности), предусмотрены радиальные плоские перегородки, размещенные на равном удалении от осей насосов, препятствующие прямому поступлению теплоносителя по кольцевому напорному коллектору от выхода работающих насосов на выход остановленного насоса. Это позволяет уменьшить снижение мощности реактора при остановке одного из насосов и не создает дополнительного гидравлического сопротивления при работе всех насосов, так как радиальные перегородки в кольцевом напорном коллекторе размещены симметрично относительно осей насосов.
Для обоих вариантов осуществления изобретения в специальных патрубках на крышке реактора или в патрубках на крышке реактора, в которых установлены парогенераторы, выполнены разгрузочные разрывные мембраны, для исключения необходимости значительного увеличения толщин крышки и корпуса реактора в случае постулированной множественной течи трубок парогенератора и возможности повышения давления внутри корпуса до значения давления пара, ограничивающие давление пара в газовой полости над свободным уровнем теплоносителя в верхнем холодном коллекторе.
Положительный эффект, достигаемый при осуществлении вариантов изобретений, в сравнении с известными из уровня техники ядерными реакторами, выражается в новых технических свойствах, состоящих в повышении надежности ядерного реактора бассейнового типа с жидкометаллическим теплоносителем и улучшении его эксплуатационных характеристик:
- насос перекачивает «холодный» теплоноситель, что облегчает решение задачи обеспечения длительного коррозионно-эрозионного ресурса рабочих органов насоса;
- крышка корпуса реактора работает в условиях более низких температур, что обеспечивает более высокую надежность и облегчает условия охлаждения устройств размещенных на крышке;
- парогенераторы и насосы можно заменять при необходимости независимо друг от друга, что сокращает сроки проведения ремонтных работ и уменьшает стоимость ремонта. Заявленная конструкция позволяет не связывать количество насосов с количеством парогенераторов. Такая конструкция позволяет просто заменять только неисправный парогенератор, не извлекая при этом насосы из реактора;
- поток теплоносителя после выхода из парогенератора поступает на его свободный уровень в верхнем холодном коллекторе. Такая схема циркуляции исключает возможность попадания влаги в активную зону в случае течи парогенератора, так как пар и капли воды поступают с восходящим потоком теплоносителя в верхний холодный коллектор, где на свободном уровне горизонтального потока теплоносителя происходит эффективная гравитационная сепарация пузырей пара и капель воды в газовую полость реактора, заполненную инертным газом при небольшом избыточном давлении для исключения попадания воздуха в газовую полость через возможные неплотности, который (воздух) в случае его попадания в газовую полость будет вызывать нежелательное окисление теплоносителя.
Кроме того, для первого варианта изобретения разделение потока теплоносителя, поступающего на вход парогенератора, выполняющего в данном случае функцию парогенератора-испарителя, на две части, восходящий и нисходящий потоки, за счет расположения патрубка в средней части парогенератора, уменьшает его гидравлическое сопротивление в восемь раз и позволяет уменьшить общее гидравлическое сопротивление первого контура и требуемую мощность насосов.
Краткое описание фигур чертежей
Изобретение поясняется чертежами, на которых изображено:
На фиг. 1 - ядерный реактор, схема (первый вариант).
На фиг. 2 - ядерный реактор, схема (второй вариант).
Осуществление изобретения
Ядерный реактор включает в себя цилиндрический корпус (1), в котором размещены активная зона (2), парогенераторы (3) (далее - ПГ) и насосы (4). ПГ и насосы размещены каждый в своих обечайках. Тяжелый жидкометаллический теплоноситель первого контура, например, свинец или эвтектика свинец-висмут, движется в межтрубном пространстве ПГ, а теплоноситель второго контура (вода, пар) - внутри труб.
ПГ и насосы, перекачивающие жидкометаллический теплоноситель, размещены в кольцевом пространстве (5), образованном цилиндрическим корпусом (1) реактора и цилиндрической разделительной оболочкой (6). Внутри цилиндрической разделительной оболочки (6) в ее нижней части размещена активная зона (2), а в верхней части - защитная пробка (7).
ПГ (3) и насосы (4) имеют предпочтительно цилиндрическую форму обечаек, размещены предпочтительно вертикально, причем количество насосов (4) не связано с количеством ПГ (3), так как их установка в корпусе осуществлена независимо друг от друга.
Над активной зоной (2) размещен горячий коллектор (8), из которого жидкометаллический теплоноситель первого контура подается во входные камеры ПГ через входные патрубки (9), соединяющие окна в разделительной оболочке (6) с входными камерами ПГ (3).
Для изобретения согласно первому варианту входные патрубки расположены в средней (по высоте) части ПГ (3).
Вошедший в среднюю часть ПГ (3) горячий жидкометаллический теплоноситель разделяется на две части: восходящий поток, который омывает верхнюю часть ПГ (3) и поступает свободным течением через окна в обечайке ПГ-испарителя в верхний горизонтальный холодный коллектор (10) со свободным уровнем теплоносителя, размещенный в кольцевом пространстве под крышкой реактора между обечайками ПГ и насосов, и нисходящий поток, который омывает нижнюю часть ПГ (3) и поступает в нижний сборный коллектор (11), откуда восходящим потоком через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса реактора, и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве между разделительной оболочкой, корпусом и обечайками ПГ и насосов, поступает также в верхний горизонтальный холодный коллектор (10), где смешивается с жидкометаллическим теплоносителем, поступившим из верхней части ПГ (3).
Из верхнего горизонтального холодного коллектора (10) жидкометаллический теплоноситель свободным горизонтальным течением через окна в обечайке насосов поступает на вход насосов (4), откуда нисходящим потоком за счет напора насосов подается в нижний кольцевой напорный коллектор (12), отделенный горизонтальной перегородкой (13) от нижнего сборного коллектора (11).
Из нижнего кольцевого напорного коллектора через кольцевую щель (14) поступает в раздаточный коллектор (15) активной зоны (2), замыкая контур циркуляции. Возможность попадания влаги в активную зону (2) в случае течи ПГ исключается за счет того, что влага (пар, капли воды) из межтрубного пространства ПГ 3 восходящим потоком теплоносителя переносится в верхний горизонтальный холодный коллектор (10), где на свободном уровне теплоносителя происходит эффективная гравитационная сепарация пара, который выводится в газовую полость реактора, заполненную инертным газом под небольшим избыточном давлением. Из газовой полости реактора влага удаляется известными устройствами.
В результате крышка реактора и рабочие колеса насосов взаимодействуют с холодным теплоносителем из верхнего горизонтального холодного коллектора (10), что позволяет повысить надежность их работы и продлить срок службы.
Первый вариант изобретения относится к ПГ, генерирующих пароводяную смесь, которая далее поступает для разделения воды и насыщенного пара в сепаратор.
Для прямоточного ПГ, вырабатывающего перегретый пар, схема циркуляции жидкометаллического теплоносителя первого контура несколько изменена и соответствует второму варианту изобретения.
В этом случае (второй вариант изобретения) входные патрубки (9) ПГ (3) располагают на уровне входа жидкометаллического теплоносителя в верхнюю часть ПГ (3), в котором теплоноситель движется нисходящим потоком для организации противоточной схемы теплообмена между греющим теплоносителем и нагреваемой средой, так как питательная вода поступает в ПГ снизу, а перегретый пар выходит сверху.
Горячий жидкометаллический теплоноситель поступает во входной патрубок (9) (или входные патрубки) ПГ из горячего коллектора (8) активной зоны (2) через специальные каналы (16), выполненные в защитной пробке (7), размещенной над активной зоной (2) внутри цилиндрической разделительной оболочки (6). Входной патрубок (9) (или входные патрубки) соединяет окна в разделительной оболочке с входной камерой (входными камерами) ПГ.
В остальном схема циркуляции не отличается от описанной выше для первого варианта.
Для улучшения условий естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя первого контура, когда насосы не работают, и отвода остаточного энерговыделения между нижним сборным коллектором ПГ и напорным коллектором активной зоны предусмотрены перепускные клапаны, соединяющие эти коллекторы, которые открываются, когда насосы не работают.
Клапаны могут быть выполнены с приводами, а также без приводов. В случае клапанов без привода их изготавливают из материала с более высокой плотностью, чем теплоноситель (например, из вольфрама). После остановки насосов клапаны под действием силы тяжести будут открываться, а при включении насосов под действием гидродинамических сил будут закрываться.
При открытых перепускных клапанах контур циркуляции теплоносителя получается коротким с меньшим гидравлическим сопротивлением.
При этом теплоноситель из активной зоны (2) поступает в горячий коллектор (8) активной зоны, откуда через входные патрубки (9) поступает в среднюю часть ПГ (3) для схемы с ПГ, выполняющими функцию парогенераторов-испарителей, вырабатывающих влажный пар, или в верхнюю часть ПГ (3) для прямоточного ПГ. Далее теплоноситель нисходящим потоком омывает нижнюю часть ПГ-испарителя (первый вариант изобретения) или весь ПГ для прямоточного ПГ (второй вариант изобретения) и попадает в нижний сборный коллектор (11) ПГ, откуда через открытые перепускные клапаны поступает в нижний кольцевой напорный коллектор (12) активной зоны, замыкая контур ЕЦ теплоносителя.
Другой вариант улучшения условий ЕЦ теплоносителя первого контура может быть реализован без применения перепускных клапанов за счет наличия перепускных отверстий в горизонтальной перегородке (13) между нижним сборным коллектором (1 1) ПГ и нижним кольцевым напорным коллектором (12) активной зоны. При этом в случае работающих насосов (4) образуется постоянный байпас расхода мимо активной зоны, который не должен превышать небольшой доли номинального расхода для исключения недопустимого повышения температуры теплоносителя и топлива. Для уменьшения байпасирования насоса (4) в перепускных отверстиях могут быть установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из напорного коллектора насосов в сборный коллектор ПГ значительно выше, чем при течении теплоносителя в режиме ЕЦ из нижнего сборного коллектора (11) ПГ в нижний кольцевой напорный коллектор (12).
Поскольку в режиме ЕЦ скорость теплоносителя очень низкая, то в случае течи ПГ (3) пузыри пара и капли воды не будут увлекаться нисходящим потоком теплоносителя в ПГ (3), а будут всплывать под действием архимедовой силы на свободный уровень теплоносителя в верхнем горизонтальном холодном коллекторе (10) и эффективно сепарироваться в газовую полость. Для дополнительного уменьшения возможности попадания пара в активную зону перепускные клапаны или отверстия должны быть размещены на максимально возможном удалении от мест выхода теплоносителя из ПГ (3) в нижний сборный коллектор (11) ПГ.
Поскольку все насосы (4) (если их больше, чем один) включены параллельно на общий нижний кольцевой напорный коллектор (12), в последнем для уменьшения байпасного расхода через один из остановившихся насосов (например, при его поломке), предусмотрены радиальные плоские перегородки, размещенные на равном удалении от осей насосов, препятствующие прямому поступлению теплоносителя по нижнему кольцевому напорному коллектору (12) от выхода работающих насосов (4) на выход остановленного насоса. Это позволяет уменьшить снижение мощности реактора при остановке одного из насосов и не создает дополнительного гидравлического сопротивления при работе всех насосов, так как радиальные перегородки в нижнем кольцевом напорном коллекторе (12) размещены симметрично относительно осей насосов (4).
Для исключения необходимости значительного увеличения толщин крышки и корпуса (1) реактора, обеспечивающих их прочность при постулированной множественной течи трубок ПГ (3) и возможности повышения давления внутри корпуса (1) до значения давления пара, предусмотрены разгрузочные разрывные мембраны, размещенные в специальных патрубках на крышке реактора или в патрубках на крышке реактора, в которых установлены ПГ (3). Прочность мембран рассчитана на значительно более низкое давление, чем номинальное давление пара. Фактически они, не обременяя конструкцию реактора, выполняют функцию предохранительных устройств одноразового действия, поскольку нет никаких причин для одновременного разрушения многих трубок ПГ (3).

Claims

O 2014/081332 15 Формула изобретения
1. Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус (1) с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка (6), размещенная в корпусе (1) с образованием кольцевого пространства (5) между разделительной оболочкой (6) и корпусом (1), причем в кольцевом пространстве (5) размещены, по меньшей мере, один парогенератор (3) и, по меньшей мере, один насос (4), установленные каждый в своей обечайке, при этом внутри разделительной оболочки (6) в ее верхней части размещена защитная пробка (7), а в нижней части - активная зона (2), над которой расположен горячий коллектор (8), отличающийся тем, что горячий коллектор (8) выполнен сообщающимся с парогенератором (3) по высоте в средней части парогенератора (3) для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, омывающие соответственно верхнюю и нижнюю части парогенератора (3), в кольцевом пространстве под крышкой реактора между корпусом (1), разделительной оболочкой (6) и обечайками парогенератора (3) и насоса (4) расположен верхний горизонтальный холодный коллектор (10) со свободным уровнем теплоносителя, сообщающийся через окна в обечайке парогенератора (3) с верхней его частью, а под парогенератором размещен нижний сборный коллектор (11) для сбора холодного теплоносителя из нижней части парогенератора (3), сообщающийся с верхним горизонтальным холодным коллектором (10) через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса (1) реактора и образованный разделительной оболочкой (6), корпусом (1) и обечайками парогенератора (3) и насоса (4), и через каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в упомянутом кольцевом пространстве, при этом вход насоса (4) через окна в его обечайке сообщен с верхним горизонтальным холодным коллектором (10), а выход насоса (4) - с нижним кольцевым напорным коллектором (12), причем нижний сборный коллектор (11) и нижний кольцевой напорный коллектор (12) разделены горизонтальной перегородкой (13), а нижний кольцевой напорный коллектор (12) сообщен через кольцевую щель (14) с раздаточным коллектором активной зоны (15).
2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что корпус (1) ядерного реактора и разделительная оболочка (6) выполнены цилиндрической формы.
3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что парогенератор
(3) и насос (4) выполнены с обечайками цилиндрической формы и размещены вертикально в кольцевом пространстве (5) между корпусом (1) ядерного реактора и разделительной оболочкой (6).
4. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что горячий коллектор (8) связан со средней частью парогенератора входным патрубком (9).
5. Ядерный реактор по любому из п. 1-4, отличающийся тем, что количество парогенераторов (3) составляет два или более.
6. Ядерный реактор по любому из п. 1-4, отличающийся тем, что количество насосов (4) составляет два или более.
7. Ядерный реактор по п. 5, отличающийся тем, что количество насосов (4) составляет два или более.
8. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке (13) между нижним сборным коллектором (11) и нижним кольцевым напорным коллектором (12) выполнены перепускные клапаны, соединяющие упомянутые коллекторы (11) и (12) между собой и размещенные на максимальном удалении от выходов парогенератора (3) в нижний сборный коллектор (11).
9. Ядерный реактор по п. 8, отличающийся тем, что клапаны выполнены с приводами.
10. Ядерный реактор по п. 8, отличающийся тем, что клапаны выполнены без приводов из материала с более высокой плотностью, чем жидкометаллический теплоноситель.
11. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке (13) между нижним сборным коллектором (11) и нижним кольцевым напорным коллектором (12) выполнены перепускные отверстия, которые выполнены на максимальном удалении от выхода парогенераторов (3) в нижний сборный коллектор (11).
12. Ядерный реактор по п. 11, отличающийся тем, что в перепускных отверстиях установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из напорного коллектора насосов в нижний сборный коллектор (11) выше, чем при течении теплоносителя в режиме естественной циркуляции из нижнего сборного коллектора (1 1) в нижний кольцевой напорный коллектор (12) насосов (4).
13. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в нижнем кольцевом напорном коллекторе (12) на равном удалении от осей насосов (4), при количестве насосов более чем один, выполнены радиальные плоские перегородки.
14. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что на крышке реактора, в том числе в местах установки парогенераторов (3), выполнены разгрузочные разрывные мембраны.
15. Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус (1) с крышкой, внутри которого установлена разделительная оболочка (6), размещенная в корпусе (1) с образованием кольцевого пространства (5) между разделительной оболочкой (6) и корпусом (1), причем в кольцевом пространстве (5) в своих обечайках установлены, по меньшей мере, один парогенератор (3) и, по меньшей мере, один насос (4), внутри разделительной оболочки (6) в ее верхней части размещена защитная пробка (7), а в нижней части - активная зона (2), над которой расположен горячий коллектор (8), отличающийся тем, что горячий коллектор (8) выполнен сообщающимся через каналы в защитной пробке (7) с входным патрубком (9), расположенным по высоте на уровне верхней части парогенератора (3), в кольцевом пространстве под крышкой реактора между корпусом (1), разделительной оболочкой (6) и обечайками парогенератора (3) и насоса (4) расположен верхний горизонтальный холодный коллектор (10) со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором (3) - нижний сборный коллектор (11), сообщающийся с верхним горизонтальным холодным коллектором (10) через кольцевой канал, проходящий вдоль корпуса (1) реактора, образованный разделительной оболочкой (6), корпусом (1) и обечайками парогенератора (3) и насоса (4), и каналы, образованные элементами внутрикорпусной радиационной защиты, размещенными в кольцевом пространстве (5) между корпусом (1) ядерного реактора и разделительной оболочкой (6), при этом вход насоса (4) соединен с верхним горизонтальным холодным коллектором (10) через окна в обечайке насоса (4), а выход насоса (4) - с нижним кольцевым напорным коллектором (12), причем нижний сборный коллектор (11) и нижний кольцевой напорный коллектор (12) разделены горизонтальной перегородкой (13), а нижний кольцевой напорный коллектор (12) сообщен через кольцевую щель (14) с раздаточным коллектором (15) активной зоны (2).
16. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что корпус (1) ядерного реактора и разделительная оболочка (6) выполнены цилиндрической формы.
17. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что парогенератор (3) и насос (4) выполнены с обечайками цилиндрической формы и размещены вертикально в кольцевом пространстве (5) между корпусом (1) ядерного реактора и разделительной оболочкой (6).
18. Ядерный реактор по любому из п. 15-17, отличающийся тем, что количество парогенераторов (3) составляет два или более.
19. Ядерный реактор по любому из п. 15-17, отличающийся тем, что количество насосов (4) составляет два или более.
20. Ядерный реактор по п. 18, отличающийся тем, что количество насосов (4) составляет два или более.
21. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке (13) между нижним сборным коллектором
(11) и нижним кольцевым напорным коллектором (12) выполнены перепускные клапаны, соединяющие упомянутые коллекторы (И) и (12) между собой и размещенные на максимальном удалении от выходов парогенераторов (3) в нижний сборный коллектор (11).
22. Ядерный реактор по п. 21, отличающийся тем, что клапаны выполнены с приводами.
23. Ядерный реактор по п. 21, отличающийся тем, что клапаны выполнены без приводов из материала с более высокой плотностью, чем жидкометаллический теплоноситель.
24. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что в горизонтальной перегородке (13) между нижним сборным коллектором (1 1) и нижним кольцевым напорным коллектором (12) выполнены перепускные отверстия, размещенные на максимальном удалении от выходов парогенераторов (3) в нижний сборный коллектор (1 1).
25. Ядерный реактор по п. 24, отличающийся тем, что в перепускных отверстиях установлены конфузоры, коэффициенты гидравлического сопротивления которых при течении теплоносителя из нижнего кольцевого напорного коллектора (12) в нижний сборный коллектор (11) выше, чем при течении теплоносителя в режиме естественной циркуляции из нижнего сборного коллектора (11) в нижний кольцевой напорный коллектор (12).
26. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что в нижнем кольцевом напорном коллекторе (12) на равном удалении от осей насосов (4), при количестве насосов более чем один, выполнены радиальные плоские перегородки.
27. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что на крышке реактора, в том числе в месте установки парогенератора (3), выполнены разгрузочные разрывные мембраны.
PCT/RU2012/000979 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем WO2014081332A1 (ru)

Priority Applications (13)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CA2892392A CA2892392C (en) 2012-11-26 2012-11-26 Nuclear reactor with liquid metal coolant
EP12888903.7A EP2924690B1 (en) 2012-11-26 2012-11-26 Nuclear reactor with liquid metal coolant
KR1020157016472A KR101791758B1 (ko) 2012-11-26 2012-11-26 액체 금속 냉각제를 갖는 원자로
UAA201505808A UA111453C2 (uk) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерний реактор з рідкометалевим теплоносієм
MYPI2015001359A MY170177A (en) 2012-11-26 2012-11-26 Nuclear reactor with liquid metal coolant
PCT/RU2012/000979 WO2014081332A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем
EA201590867A EA026272B1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем
US14/646,503 US9947421B2 (en) 2012-11-26 2012-11-26 Nuclear reactor with liquid metal coolant
RU2013111585/07A RU2521863C1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем (варианты)
BR112015011972-7A BR112015011972B1 (pt) 2012-11-26 2012-11-26 reator nuclear com refrigerante de metal líquido
HUE12888903A HUE035298T2 (en) 2012-11-26 2012-11-26 Atomic reactor with liquid metal chiller
CN201280077308.5A CN104885160B (zh) 2012-11-26 2012-11-26 具有液体金属冷却剂的核反应堆
JP2015544031A JP6063581B2 (ja) 2012-11-26 2012-11-26 液体金属の冷却材を用いる原子炉

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2012/000979 WO2014081332A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2014081332A1 true WO2014081332A1 (ru) 2014-05-30

Family

ID=50776382

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2012/000979 WO2014081332A1 (ru) 2012-11-26 2012-11-26 Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Country Status (12)

Country Link
US (1) US9947421B2 (ru)
EP (1) EP2924690B1 (ru)
JP (1) JP6063581B2 (ru)
KR (1) KR101791758B1 (ru)
CN (1) CN104885160B (ru)
BR (1) BR112015011972B1 (ru)
CA (1) CA2892392C (ru)
EA (1) EA026272B1 (ru)
HU (1) HUE035298T2 (ru)
RU (1) RU2521863C1 (ru)
UA (1) UA111453C2 (ru)
WO (1) WO2014081332A1 (ru)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101513139B1 (ko) * 2013-11-28 2015-04-17 한국원자력연구원 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전
CN105244064B (zh) * 2015-09-15 2017-06-23 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态重金属冷却反应堆冷却剂排空系统及排空方法
ITUA20163716A1 (it) * 2016-05-04 2017-11-04 Luciano Cinotti Reattore nucleare con barre di spegnimento con intervento tramite galleggiante
IT201600069589A1 (it) * 2016-07-05 2018-01-05 Luciano Cinotti Reattore nucleare munito di scambiatore di calore rialzato
CN106205749B (zh) * 2016-08-29 2018-06-15 北京新核清能科技有限公司 核反应堆系统
CN107622803A (zh) * 2017-10-12 2018-01-23 中国科学技术大学 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道
CN108518663B (zh) * 2018-03-30 2019-10-29 清华大学天津高端装备研究院 一种适用于铅铋堆的蒸汽发生器及核设备
CN110767331B (zh) * 2019-11-05 2022-07-15 中国科学院合肥物质科学研究院 一种小型液态金属反应堆箱式堆顶盖
CN113130095B (zh) * 2021-03-05 2022-05-17 安徽中科超核科技有限公司 一种屏蔽一体化反应堆及其制备方法
RU2756231C1 (ru) * 2021-03-15 2021-09-28 Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем
CN113539528A (zh) * 2021-07-30 2021-10-22 长江勘测规划设计研究有限责任公司 地下核电站非能动循环冷却系统及其使用方法
WO2023018350A1 (ru) * 2021-08-11 2023-02-16 Акционерное Общество "Акмэ - Инжиниринг" Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU15955U1 (ru) 2000-04-10 2000-11-27 Сибирский медицинский университет Устройство для оценки возбуждения дыхательного центра
RU2298849C2 (ru) 2005-06-16 2007-05-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Активная зона ядерного реактора
RU2300817C2 (ru) * 2005-06-30 2007-06-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Ядерная паропроизводящая установка
WO2009040644A2 (en) 2007-09-26 2009-04-02 Del Nova Vis S.R.L. Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, having new concept fuel elements
RU2408094C2 (ru) 2005-09-21 2010-12-27 Ансальдо Нуклеаре С.П.А. Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением
WO2012045691A1 (fr) * 2010-10-04 2012-04-12 Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium ("sodium fast reactor" ) de type intégré

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE638823A (ru) * 1962-10-17
GB1128913A (en) * 1965-02-05 1968-10-02 English Electric Co Ltd Nuclear reactors
FR1525183A (fr) * 1967-03-28 1968-05-17 Commissariat Energie Atomique Réacteur nucléaire
FR2289031A1 (fr) * 1974-08-29 1976-05-21 Commissariat Energie Atomique Bouchon couvercle pour coeur de reacteur nucleaire
FR2289033A1 (fr) * 1974-09-06 1976-05-21 Commissariat Energie Atomique Dispositif de calorifugeage de surfaces horizontales de fermeture pour reacteur nucleaire refroidi par metal liquide
DE2535378A1 (de) * 1975-08-08 1977-02-24 Interatom Entkoppelter primaerkreis
FR2535510A1 (fr) 1982-10-29 1984-05-04 Novatome Dispositif de purification du metal liquide de refroidissement d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS6337289A (ja) * 1986-08-01 1988-02-17 株式会社東芝 タンク型原子炉
US4765948A (en) * 1986-08-29 1988-08-23 Stone & Webster Engineering Corporation Coolant circulation system for a liquid metal nuclear reactor
US5030411A (en) * 1988-11-14 1991-07-09 Westinghouse Electric Corp. Removal of impurities from coolant of a nuclear reactor
US4976913A (en) 1989-04-24 1990-12-11 Schoessow Glen J Nuclear energy system using pelletized fuel in a boiling liquid reactor
JPH07159563A (ja) * 1993-12-06 1995-06-23 Toshiba Corp 液体金属冷却型原子炉
US5499277A (en) * 1994-08-19 1996-03-12 General Electric Company Method and apparatus for enhancing reactor air-cooling system performance
AU2905301A (en) 1999-11-24 2001-06-04 Impulse Devices, Inc. A liquid based cavitation nuclear reactor including a system for externally processing the reactor liquid
US7139352B2 (en) * 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core
JP2001264476A (ja) * 2000-03-17 2001-09-26 Toshiba Corp 重金属冷却炉
US7864913B2 (en) * 2004-02-19 2011-01-04 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof
JP5624355B2 (ja) * 2010-04-21 2014-11-12 株式会社東芝 液体金属冷却型原子炉及びその除熱方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU15955U1 (ru) 2000-04-10 2000-11-27 Сибирский медицинский университет Устройство для оценки возбуждения дыхательного центра
RU2298849C2 (ru) 2005-06-16 2007-05-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Активная зона ядерного реактора
RU2300817C2 (ru) * 2005-06-30 2007-06-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Ядерная паропроизводящая установка
RU2408094C2 (ru) 2005-09-21 2010-12-27 Ансальдо Нуклеаре С.П.А. Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением
WO2009040644A2 (en) 2007-09-26 2009-04-02 Del Nova Vis S.R.L. Nuclear reactor, in particular pool-type nuclear reactor, having new concept fuel elements
WO2012045691A1 (fr) * 2010-10-04 2012-04-12 Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives Réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi au sodium ("sodium fast reactor" ) de type intégré

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP2924690A4

Also Published As

Publication number Publication date
CN104885160B (zh) 2017-10-10
CA2892392C (en) 2019-01-08
RU2521863C1 (ru) 2014-07-10
KR101791758B1 (ko) 2017-11-20
UA111453C2 (uk) 2016-04-25
EP2924690A4 (en) 2016-08-03
JP2015535605A (ja) 2015-12-14
EA026272B1 (ru) 2017-03-31
CN104885160A (zh) 2015-09-02
BR112015011972A2 (pt) 2017-07-11
KR20150088285A (ko) 2015-07-31
US20150294745A1 (en) 2015-10-15
JP6063581B2 (ja) 2017-01-18
EP2924690B1 (en) 2017-09-27
EA201590867A1 (ru) 2015-08-31
EP2924690A1 (en) 2015-09-30
HUE035298T2 (en) 2018-05-02
CA2892392A1 (en) 2014-05-30
BR112015011972B1 (pt) 2020-11-03
US9947421B2 (en) 2018-04-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2521863C1 (ru) Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем (варианты)
US8971477B2 (en) Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
RU2383816C1 (ru) Пароводяной сепаратор
CN104335286B (zh) 用于一体化压水反应堆的加压器波动管分离器
KR20110106850A (ko) 반응로 용기 냉각제 편향 차폐부
JP7190485B2 (ja) エネルギー変換システムへの接続にプリント回路型熱交換器を用いるプール型液体金属高速スペクトル原子炉
US4737337A (en) Nuclear reactor having double tube helical coil heat exchanger
EP1990806B1 (en) Steam-water separator
JP5971832B2 (ja) 原子力蒸気発生器の蒸気ノズル流量制限装置
EP2694904A1 (en) Steam generator tube lane flow buffer
US3888212A (en) Liquid metal steam generator
JP7439263B2 (ja) 一体型原子炉
KR20170039202A (ko) 탈기기(옵션)
EA041381B1 (ru) Ядерный реактор интегрального типа (варианты)
Wolowodiuk Liquid metal steam generator
RU73757U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
JPH02251797A (ja) 沸騰水型原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2013111585

Country of ref document: RU

Kind code of ref document: A

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

Ref document number: 12888903

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 14646503

Country of ref document: US

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2892392

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2015544031

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 201590867

Country of ref document: EA

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112015011972

Country of ref document: BR

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2012888903

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2012888903

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: IDP00201503707

Country of ref document: ID

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20157016472

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: A201505808

Country of ref document: UA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112015011972

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20150525