WO2016195541A1 - Ядерный реактор - Google Patents

Ядерный реактор Download PDF

Info

Publication number
WO2016195541A1
WO2016195541A1 PCT/RU2016/000320 RU2016000320W WO2016195541A1 WO 2016195541 A1 WO2016195541 A1 WO 2016195541A1 RU 2016000320 W RU2016000320 W RU 2016000320W WO 2016195541 A1 WO2016195541 A1 WO 2016195541A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
coolant
nuclear reactor
rods
reactor
reactor according
Prior art date
Application number
PCT/RU2016/000320
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Ларион Александрович ЛЕБЕДЕВ
Валерий Алексеевич ЛЕВЧЕНКО
Original Assignee
Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
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 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" filed Critical Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций"
Priority to US15/577,611 priority Critical patent/US10854341B2/en
Priority to EP16803839.6A priority patent/EP3306618B1/en
Priority to CN201680031459.5A priority patent/CN108140433B/zh
Priority to KR1020177034804A priority patent/KR20180012768A/ko
Priority to CA2987450A priority patent/CA2987450C/en
Priority to JP2018514770A priority patent/JP6791511B2/ja
Publication of WO2016195541A1 publication Critical patent/WO2016195541A1/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
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G21C1/20—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • 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
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/04—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/033—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by an absorbent fluid
    • 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 the field of nuclear energy, in particular to reactors of small and especially low power.
  • low-power atomic reactors are reactors with a capacity not exceeding 300 MW
  • Medium-power reactors include reactors with a capacity of 300 to 700 MW.
  • Reactors with a capacity of more than 700 MW are classified as high power reactors.
  • Nuclear power plants of small and especially low power have good prospects in view of the volatility of prices for fossil fuels and the tendency to increase their cost.
  • the use of nuclear fuel provides much greater stability.
  • Another advantage of nuclear energy is the possibility of multi-purpose use of nuclear power plants of small and especially low power through the combined production of electricity, hot water and steam, desalination of water, etc.
  • the relative simplicity of fuel supply, coupled with a long fuel campaign (7-15 years) and the small capacity of a single reactor unit make this type of energy affordable and economically viable.
  • a fast neutron reactor for a small power plant with a long (long) fuel replacement interval is known (Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval, US Patent 8767902, G21 C1 / 02, 2014).
  • This reactor uses liquid sodium as a coolant and is intended for energy production in the range from 50 to 100 MW, and the fuel replacement interval is 20 years.
  • a channel-type fast neutron nuclear reactor with a liquid metal coolant is known (patent RU 2088981, G21 C 1/02, 1997).
  • Advantages of Channel Type Fast Reactors in front of the hulls they consist in the fact that the channel layout provides the possibility of individual control of the coolant flow rate in the fuel channels, providing the optimum temperature regime for the fuel elements.
  • the space between the channels can be used to house the organs of control and protection systems (CPS).
  • CPS control and protection systems
  • the channel arrangement facilitates the task of removing residual heat in the event of termination of the circulation of the coolant in the primary circuit, and also greatly simplifies the solution of the problem of corium dispersion in the case of core melting to prevent the formation of a secondary critical mass.
  • the present invention is a further development and improvement of the design of reactors small and especially small channel-type powers, the neutron spectrum of which is shifted to the region of intermediate and fast energies.
  • the technical result of the invention is to expand the arsenal of technical means of nuclear reactors by creating a design of a nuclear reactor with a thermal power of about 30 MW with an increased service life and improved overall dimensions of the reactor.
  • the proposed reactor design provides improvements in the heat transfer process by increasing the uniformity and efficiency of heat removal and the specific power of the core of a nuclear reactor without increasing the speed of the coolant.
  • a nuclear reactor comprises Corp. ⁇ r with a reflector, forming the core disposed in the active first zone (fuel) technological channels for circulation thereon coolant and located in the active area of the second (control) technological channels designed to accommodate elements of the control and protection system, the reactor also comprises a primary circuit coolant supply chamber and a primary circuit coolant removal chamber, separated eregorodkoy.
  • the first technological channels are made in the form of Field tubes, the outer pipes of which are fixed to the bottom of the primary coolant supply chamber, and the inner pipes are fixed to the partition.
  • Fuel assemblies (FAs) are installed in the inner tubes of the Field tubes on suspensions mounted on the upper part (cover) of the primary coolant drain chamber.
  • the second technological channels are isolated from the inlet and outlet chambers of the primary coolant.
  • Annulus active The zones are filled with a medium or material transparent to neutrons (or, in other words, having a small neutron absorption cross section).
  • the reflector may consist of a side reflector, made, for example, in the form of a package of rings, upper and lower reflectors.
  • a zirconium alloy having a small neutron absorption cross section can be used as the annulus material.
  • the actuating units of the control and protection system can be located on the upper part (cover) of the primary coolant removal chamber.
  • emergency control absorbing rods can be used as elements of a control and protection system housed in second technological channels.
  • B 4 C with a content of up to 20% of 10 V. be used as the absorbent material of the control rods.
  • part of the fuel elements of the fuel assemblies can be made with a burnable absorber Gd 2 03.
  • part of the fuel elements of the fuel assemblies can be performed with a burnable absorber Eg.
  • FIG. 1 is a sectional perspective view of a general structural diagram of a reactor in accordance with the present invention.
  • Figure 2 shows the design of the inlet and outlet chambers of the primary coolant with the location of the first process channels.
  • Fig.Z. depicts a constructive suspension of fuel assemblies and second technological channels
  • Figure 4 shows a structural embodiment of the first process channels with fuel assemblies.
  • Figure 5 shows a cross section of the reactor core.
  • FIG. 6 is a view A of seig. 5.
  • FIG. 7 is a view B of FIG. 5.
  • FIG. 1 A schematic structural diagram of a reactor is shown in FIG. 1.
  • the reactor is formed by a metal body 1, inside of which there is an active zone 2 of the reactor formed by a reflector 3. Inside the active zone 2 are located the first technological channels 4, intended for circulation of the coolant of the first circuit, and the second technological channels 5, designed to accommodate elements of a control and protection system (CPS) in them.
  • CPS control and protection system
  • a primary circuit coolant supply chamber 6 and a primary circuit coolant removal chamber 7 are separated by a partition 8.
  • Executive units 9 of the CPS system are located on top of the primary coolant coolant removal chamber 7.
  • the reflector 3 includes a side reflector made in the form of a package of individual rings 10, a lower reflector 1 1 and an upper reflector 12. Alloy A1-Be is used as the material of the reflector 3.
  • the primary circuit coolant supply chamber 6 is formed by a cover 13 of the reactor vessel 1, a side wall (casing) 14 and a partition 8. On the side wall 14 there are nozzles 15 (Fig. 3) along which the coolant of the first circuit enters the chamber 6 from the circulation pumps. As the primary coolant, light water H 2 0 is used.
  • the primary circuit coolant removal chamber 7 is formed by a partition 8, a side wall (casing) 16 and an upper cover 17.
  • a branch pipe 18 is located on the side wall 16, through which the primary circuit coolant from the chamber 7 enters the heat exchanger which can be made in the form of a steam generator.
  • the first (fuel) process channels 4 are made in the form of Field tubes, each containing an outer pipe 19 and an inner pipe 20.
  • the outer pipe 19 is welded into the lid 13 of the reactor vessel 1, which is a tube plate with holes located on a triangular lattice.
  • Inner the pipe 20 is welded into a partition 8 between the supply chamber 6 and the primary circuit coolant removal chamber 7, which (the partition) is also made in the form of a tube plate with holes corresponding to the openings of the cover 13.
  • the second (control) technological channels 5 are each formed by a pipe 21 located in the reactor core 2 and a pipe 22 passing through the supply chamber 6 and the primary coolant removal chamber 7 and isolating the second technological channel from coolant.
  • the space 23 (figure 4) between the technological channels in the reactor core 2 is filled with zirconium alloy E-110 having a small neutron absorption cross section.
  • the fuel assembly 24 is a structure consisting of a central rod 25, at the lower end of which a beam of eighteen rod-shaped fuel elements 26 is fixed. At the upper end of the central rod 25, a special flange 27 is located for sealing the fuel assembly 24 suspension on the upper cover 17 and for capturing the fuel assembly when installing and removing it from the core 2.
  • the coolant from the circulation pumps through the nozzles 15 is fed into the chamber 6 for supplying the coolant to the first process channels. Then, as shown in FIG. 2, the gap between the outer tube 19 and the inner tube 20 of the Field tubes enters, preheating, in the reactor core 2. Further, as shown in FIG. 4, the coolant enters the inner pipe 20, where it is located fuel assembly 24. Passing through the fuel assembly, the coolant finally heats up to the required temperature and returns to the coolant removal chamber 7, from where it is supplied to the heat exchanger through nozzles 18.
  • This embodiment of the fuel channels allows to almost halve the linear dimensions of the reactor core, in our case, the height. This increases the uniformity and efficiency of heat removal due to the transfer of part of the heat at the outlet of the coolant from the inner tubes 20 to the coolant at the entrance to the outer tubes 19. The distribution of the heat load of the fuel elements along their length also improves.
  • the design of the reactor is simple, providing full compensation for thermal deformations. All this makes it possible to ensure a large flow rate of the coolant through the core, which increases the specific power of the reactor and makes it possible to obtain a thermal power of 20-50 MW with small dimensions.
  • Enriched uranium dioxide was selected as the fuel for the fuel elements of the described reactor. Advantages - the best development of this type of fuel, confirmed by the use for thousands of reactor years. Uranium enrichment for nuclear fuel production is limited to 20% in accordance with IAEA requirements to prevent the proliferation of nuclear weapons. The enrichment was chosen equal to 19% in terms of uranium content 235 (enrichment close to serial fuel for BN-800 reactors). The choice of the maximum possible enrichment value helps to reduce the size of the active zone and achieve the required reactivity margin and a high burnup depth.
  • a fuel assembly contains three fuel rods 28 containing Eg, three fuel rods 29 containing Gd 2 03, and twelve fuel rods 30 that do not contain a burnable absorber.
  • the reactor is controlled by thirteen regulatory bodies 31 of the CPS (FIG. 2). each of which is made in the form of a package of seven absorbing rods 32 (Fig.6). All packages of absorbing rods CPS are divided according to their purpose into the following groups:
  • B 4 C enriched up to 80% of 10 V, was selected as an absorber for compensating rods and emergency protection rods, and 4 C with a content of up to 20% of 10 V was selected as an absorber for control rods [0057]
  • the present invention is not limited to the above-described embodiment of its practical implementation. So, for example, we can assume the use of internal structures having the form, the number of components and arrangement, different from those described here.

Landscapes

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

Abstract

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор, содержит корпус с отражателем, образующим активную зону. В активной зоне расположены первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, и вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты. Реактор также содержит камеру подвода теплоносителя первого контура и камеру отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой. Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов.

Description

Ядерный реактор
[0001] Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности.
[0002] В соответствии с классификацией, принятой МАГАТЭ (B.J.Csik Assessment of the world market for small and medium reactors. IAEA- TECDOC-999, Vienna, 1998) в настоящее время, атомными реакторами малой мощности являются реакторы, мощность которых не превышает 300 МВт. К реакторам средней мощности относят реакторы с мощностью от 300 до 700 МВт. Реакторы с мощностью более 700 МВт отнесены к реакторам большой мощности.
[0003] Изначально, реакторы малой мощности применялись в военной сфере и использовались на подводных лодках. Гражданская атомная энергетика в период своего становления многое заимствовала от военных разработок. Но ставка была сделана на АЭС от 600 до 1000 МВт. Такое развитие атомной энергетики возможно и целесообразно для промышленно развитых стран, имеющих развитые электрические сети, квалифицированный персонал, технологии, растущий потенциал потребления энергии и средства на реализацию дорогостоящих проектов.
[0004] Однако большинство развивающихся стран не имеют достаточно развитой инфраструктуры, сети электропередач, достаточной плотности населения и средств на большие амбициозные проекты. В этих странах строить крупную электростанцию в одном месте - не лучший вариант развития энергетики на данном этапе. Это будет еще менее эффективно, если атомная энергия используется не для получения электричества, а, к примеру, для опреснения воды или отопления. В этой связи актуально использовать атомные станции очень малой мощности с реакторами, мощность которых не превышает 25-40 МВт.
[0005] Атомные станции малой и особо малой мощности имеют хорошие перспективы в виду неустойчивости цен на органическое топливо и тенденции к его удорожанию. Использование ядерного топлива обеспечивает гораздо большую стабильность.
[0006] Кроме значительных преимуществ в сфере топливоснабжения, побудительными мотивами для применения атомных станций очень малой мощности должны служить присущие им экологические достоинства. Особенно это актуально для природы северных районов и островных экосистем, так как они обладают слабыми возможностями к самовосстановлению.
[0007] Другое преимущество атомной энергетики - возможность многоцелевого использования атомных станций малой и особо малой мощности путем комбинированного производства электроэнергии, горячей воды и пара, обессоливания воды и т.д. Относительная простота топливоснабжения, в совокупности с длительной кампанией топлива (7 - 15 лет) и небольшая мощность единичного реакторного блока делают такой вид энергии доступным и экономически выгодным.
[0008] В связи с изложенным в мире активно разрабатываются реакторы для таких атомных станций, причем особое внимание уделяется обеспечению большого ресурса работы (до 60 лет) с проведением перегрузок активной зоны реактора не чаще чем один раз в 10 лет.
[0009] Так известен реактор на быстрых нейтронах для энергетической установки малой мощности с большим (длительным) интервалом замены топлива (Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval, US Patent 8767902, G21 C1/02, 2014). Данный реактор использует в качестве теплоносителя жидкий натрий и предназначен для выработки энергии в диапазоне от 50 до 100 МВт, а интервал замены топлива составляет 20 лет.
[0010] Использование жидкого металла позволяет обеспечить высокую энергонапряженность топлива, высокий коэффициент воспроизводства, повышенный КПД термодинамического цикла и не требует высокого давления, что повышает безопасность реакторной установки. Специфической проблемой быстрых реакторов, прежде всего с натриевым теплоносителем, является большое положительное значение натриевого пустотного эффекта реактивности, что весьма отрицательно сказывается на его безопасности в аварийных ситуациях с опустошением активной зоны или кипением натрия.
[001 1 ] Известен также реактор для теплоснабжения мощностью 300 кВт с ресурсом работы 60 лет без постоянного эксплуатационного персонала (Ю.А.Казанский, В.А.Левченко, Е.С.Матусевич, Ю.С.Юрьев и др. Саморегулируемый реактор сверхмалой мощности для теплоснабжения - «МАСТЕР ИАТЭ». «Известия вузов. Ядерная энергетика». N°3, с.63, 2003г.).
[0012] Недостатки этого реактора состоят в том, что он не удовлетворяет международным требованиям пс нераспространению ядерных материалов, т.к. для его работы необходимо ядерное топливо с обогащением около 40%. а малая мощность реактора и используемое топливо и материалы активной зоны обуславливают высокую стоимость вырабатываемой энергии. Кроме того, хорошие технические и нейтронно-физические свойства "однотвэльного" реактора стали непреодолимой преградой на пути уве личения мощности.
[0013] Известен канальный ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (патент RU 2088981, G21 С 1/02, 1997г.). Преимущества реакторов на быстрых нейтронах канального типа перед корпусными состоят в том, что канальная компоновка представляет возможность индивидуального регулирования расхода теплоносителя в топливных каналах, обеспечивая оптимальный температурный режим для ТВЭЛов.
[0014] Пространство между каналами может быть использовано для размещения органов систем управления и защиты (СУЗ). Существенным положительным моментом при этом является независимость органов СУЗ от первого контура охлаждения реактора - стержни регулирования не могут быть выброшены из активной зоны потоком теплоносителя, что, безусловно, повышает надежность С З и безопасность реактора в целом.
[0015] Отсутствие заполненного теплоносителем корпуса реактора дает важное преимущество канальному реактору с точки зрения сейсмической устойчивости особенно при использовании свинцово-висмутового теплоносителя. В случае повреждения корпуса реактора последствия от опустошения активной зоны или от горения натрия будут значительно более тяжелыми, чем при повреждении отдельного канала. Ресурс корпуса ограничен его радиационной и термической стойкостью. Замена корпуса в энергетической установке практически невозможна, в то время как чехлы каналов могут регулярно по мере необходимости заменяться на новые и таким образом время жизни реакторной установки может быть значительно увеличено.
[0016] Канальная компоновка облегчает задачу отвода остаточного тепла в случае прекращения циркуляции теплоносителя в первом контуре, а также значительно упрощает решение проблемы рассредоточения кориума в случае расплавления активной зоны для предотвращения образования вторичной критической массы.
[0017] Предлагаемое изобретение является дальнейшим развитием и совершенствованием конструкции реакторов малой и особо малой мощности канального типа, спектр нейтронов которых смещен в область промежуточных и быстрых энергий.
[0018] Технический результат изобретения заключается в расширении арсенала технических средств ядерных реакторов за счет создания конструкции ядерного реактора с тепловой мощностью порядка 30 МВт с увеличенным ресурсом работы и улучшенными массогабаритными параметрами реактора в целом.
[0019] Кроме того, предлагаемая конструкция реактора обеспечивает улучшения процесса теплообмена за счет повышения равномерности и эффективности теплосъема и удельной мощности активной зоны ядерного реактора без увеличения скорости теплоносителя.
[0020] Указанный технический результат достигается за счет того, ядерный реактор, содержит корп}гс с отражателем, образующим активную зону, расположенные в активной зоне первые (топливные) технологические каналы, предназначенные для циркуляции по ним теплоносителя, и расположенные в активной зоне вторые (управляющие) технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты, реактор также содержит камеру подвода теплоносителя первого контура и камеру отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой.
[0021 ] Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки (ТВС) установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части (крышке) камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура. Межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов (или, другими словами, имеющие малое сечение поглощения нейтронов).
[0022] В частном случае выполнения изобретения отражатель может состоять из бокового отражателя, выполненного, например, в виде пакета колец, верхнего и нижнего отражателей.
[0023] В другом частном случае выполнения изобретения в качестве материала межтрубного пространства может быть применен циркониевый сплав, имеющий малое сечение поглощения нейтронов.
[0024] Еще в одном частном случае выполнения изобретения исполнительные агрегаты системы управления и защиты могут быть расположены на верхней части (крышке) камеры отвода теплоносителя первого контура.
[0025] Также в качестве элементов системы управления и защиты, размещаемых во-вторых технологических каналах могут быть использованы поглощающие стержни аварийной защиты, компенсирующие и регулирующие поглощающие стержни.
[0026] Кроме того, предпочтительно выполнение изобретения, чтобы в качестве поглощающего материала в компенсирующих стержнях и стержнях аварийной защиты был использован В4С, обогащенный до 80% по | 0В.
[0027] Также предпочтительно, чтобы в качестве поглощающего материала регулирующих стержней был использован В4С с содержанием до 20% по 10В.
[0028] В частном случае выполнения изобретения часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок может быть выполнена с выгорающим поглотителем Gd203.
[0029] Также часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок может быть выполнена с выгорающим поглотителем Ег. [0030] Вышеизложенное представляет собой краткое изложение сущности изобретения и, таким образом, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалистам в данной области техники следует принять во внимание, что данное краткое изложение сущности изобретения является только иллюстративным и не подразумевает какое-либо ограничение.
[0031] Для лучшего понимания сути предлагаемого технического решения ниже приводится описание конкретного примера выполнения изобретения, не являющееся ограничительным примером практической реализации ядерного реактора в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.
[0032] На фиг.1 изображен разрез аксонометрического вида общей конструктивной схемы реактора в соответствии с настоящим изобретением.
[0033] На фиг.2 изображена конструкция камер подвода и отвода теплоносителя первого контура с расположением первых технологических каналов.
[0034] На фиг.З. изображено конструктивное выполнение подвеса тепловыделяющих сборок и вторых технологических каналов
[0035] На фиг.4 изображено конструктивное выполнение первых технологических каналов с тепловыделяющими сборками.
[0036] На фиг.5 изображено поперечное сечение активной зоны реактора.
[0037] На фиг.6 изображен вид А на сэиг.5.
[0038] На фиг.7 изображен вид Б на фиг.5.
[0039] Принципиальная конструктивная схема реактора показана на фиг. 1. Реактор образован металлическим корпусом 1 , внутри которого расположена активная зона 2 реактора, сформированная отражателем 3. Внутри активной зоны 2 расположены первые технологические каналы 4, предназначенные для циркуляции теплоносителя первого контура, и вторые технологические каналы 5, предназначенные для размещения в них элементов системы управления и защиты (СУЗ).
[0040] Над активной зоной 2 реактора расположены камера 6 подвода теплоносителя первого контура и камера 7 отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой 8. Сверху камеры 7 отвода теплоносителя первого контура расположены исполнительные агрегаты 9 системы СУЗ.
[0041] Отражатель 3 включает в себя боковой отражатель, выполненный в виде пакета отдельных колец 10, нижний отражатель 1 1 и верхний отражатель 12. В качестве материала отражателя 3 применен сплав А1-Ве.
[0042] Как показало на фиг.2, камера 6 подвода теплоносителя первого контура образована крышкой 13 корпуса 1 реактора, боковой стенкой (обечайкой) 14 и перегородкой 8. На боковой стенке 14 расположены патрубки 15 (фиг. 3), по которым теплоноситель первого контура поступает в камеру 6 от циркуляционных насосов. В качестве теплоносителя первого контура используется легкая вода Н20.
[0043] Как показало на фиг.З, камера 7 отвода теплоносителя первого контура образована перегородкой 8, боковой стенкой (обечайкой) 16 и верхней крышкой 17. На боковой стенке 16 расположены патрубки 18, по которым теплоноситель первого контура из камеры 7 поступает в теплообменник, который может быть выполнен в виде парогенератора.
[0044] Первые (топливные) технологические каналы 4 (фиг. 2) выполнены в виде трубок Фильда, содержащих каждая внешнюю трубу 19 и внутреннюю трубу 20. Внешняя труба 19 вварена в крышку 13 корпуса 1 реактора, представляющую собой трубную доску с отверстиями, расположенными по треугольной решетке. Внутренняя труба 20 вварена в перегородку 8 между камерой 6 подвода и камерой 7 отвода теплоносителя первого контура, которая (перегородка) также выполнена в виде трубной доски с отверстиями, соответствующими отверстиям крышки 13.
[0045] Вторые (управляющие) технологические каналы 5 (фиг. 3) образованы каждый трубой 21, расположенной в активной зоне 2 реактора, и трубой 22, проходящей через камеру 6 подвода и камеру 7 отвода теплоносителя первого контура, и изолирующей второй технологический канал от теплоносителя. Пространство 23 (фиг.4) между технологическими каналами в активной зоне 2 реактора заполнено циркониевым сплавом Э- 110, имеющим малое сечение поглощения нейтронов.
[0046] Расположение первых и вторых каналов в активной зоне 2 реактора показано на фиг.5.
[0047] На верхней крышке 17 (фиг.З) камеры 7 отвода теплоносителя первого контура установлены подвески тепловыделяющих сборок 24. ТВС 24 представляет собой конструкцию, состоящую из центрального стержня 25, на нижнем конце которого закреплен пучок из восемнадцати ТВЭЛов 26 стержневого типа. На верхнем конце центрального стержня 25 расположен специальный фланец 27 для уплотнения подвески ТВС 24 на верхней крышке 17 и захвата тепловыделяющей сборки при установке и извлечении её из активной зоны 2.
[0048] Теплоноситель от циркуляционных насосов через патрубки 15 подается в камеру 6 подвода теплоносителя к первым технологическим каналам. Затем, как показано на фиг. 2, по зазору между внешней трубой 19 и внутренней трубой 20 трубок Фильда поступает, предварительно подогреваясь, в активную зону 2 реактора. Далее, как показано на фиг. 4, теплоноситель поступает во внутреннюю трубу 20, где расположена тепловыделяющая сборка 24. Проходя через ТВС, теплоноситель окончательно нагревается до необходимой температуры и возвращается в камеру 7 отвода теплоносителя, откуда через патрубки 18 подается на теплообменник.
[0049] Такое выполнение топливных каналов позволяет практически вдвое уменьшить линейные размеры активной зоны реактора, в нашем случае высоту. При этом повышается равномерность и эффективность теплосъема за счет отдачи части тепла на выходе теплоносителя из внутренних труб 20 теплоносителю на входе во внешние трубы 19. Также улучшается распределение тепловой нагрузки ТВЭЛов по их длине.
[0050] Конструкция реактора получается простой, обеспечивающей полную компенсацию температурных деформаций. Все это позволяет обеспечить большой расход теплоносителя через активную зону, что повышает удельную мощность реактора и дает возможность получить тепловую мощность 20 - 50 МВт при малых габаритах.
[0051] В качестве топлива ТВЭЛов описываемого реактора выбран обогащенный диоксид урана. Преимущества - наилучшее освоение этого вида топлива, подтвержденное применением в течение тысяч реакторо- лет. Обогащение урана для производства ядерного топлива ограничено 20% в соответствии с требованиями МАГАТЭ для предотвращения распространения ядерного оружия. Обогащение выбрано равным 19% по содержанию урана 235 (обогащение, близкое к серийному топливу для реакторов БН-800). Выбор предельно-возможного значения обогащения способствует сокращению размеров активной зоны и достижению требуемого запаса реактивности и высокой глубины выгорания.
[0052] Для обеспечения длительной работы реактора без перегрузки требуется большой (около 22%) запас реактивности. Компенсация такого запаса при минимальном количестве поглощающих стержней в активной зоне и обеспечение внутренней самозащищённости достигнуты за счет использования топлива с выгорающим поглотителем. В качестве выгорающего поглотителя использован эрбий (Ег) и гадолиний (GcbC ).
[0053] Расположение и состав ТВ Э Лов тепловыделяющей сборки 24 показано на фиг.7. ТВС содержит три ТВЭЛа 28, содержащих Ег, три ТВЭЛа 29, содержащих Gd203, и двенадцать ТВЭЛов 30, не содержащих выгорающий поглотитель.
[0054] Управление реактором осуществляется посредством тринадцати регулирующих органов 31 СУЗ (фиг.2). каждый из которых выполнен в виде пакета из семи поглощающих стержней 32 (фиг.6). Все пакеты поглощающих стержней СУЗ разделены по своему назначению на следующие группы:
- четыре пакета 33 компенсирующих стержней, обеспечивающих компенсацию запаса реактивности реактора, обусловленную потерей реактивности в результате выгорания топлива;
- два пакета 34 регулирующих стержней, обеспечивающих регулирование и поддержание мощности реактора в процессе его работы;
- семь пакетов 35 стержней аварийной защиты, обеспечивающих быстрое снижение мощности и перевод реактора в подкритическое состояние при нарушениях нормальной эксплуатации и аварийных ситуациях.
[0055] Как показано на фиг.5 двенадцать пакетов поглощающих стержней расположены по шестигранному периметру и один пакет (аварийной защиты) - в центре активной зоны. Пакеты 34 регулирующих стержней находятся симметрично относительно центра активной зоны.
[0056] В качестве поглотителя для компенсирующих стержней и стержней аварийной защиты выбран В4С, обогащенный до 80% по 10В, а в качестве поглотителя для регулирующих стержней выбран В4С с содержанием до 20% по 10В. [0057] Предлагаемое изобретение не ограничивается описанным выше вариантом его практической реализации. Так, например, можно предположить использование внутренних конструкций, имеющих форму, количество составных частей и расположение, отличные от тех, которые были описаны здесь.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Ядерный реактор, содержащий корпус с отражателем, образующим активную зону, расположенные в активной зоне первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, расположенные в активной зоне вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты, и тепловыделяющие сборки, отличающийся тем, что, дополнительно содержит разделенные перегородкой камеру подвода теплоносителя первого контура и камеру отвода теплоносителя первого контура, первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке, тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура, вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов.
2. Ядерный реактор по п. 1 , отличающийся тем, что отражатель включает в себя боковой отражатель в виде пакета колец, верхний и нижний отражатель.
3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала межтрубного пространства применен циркониевый сплав.
4. Ядерный реактор по п. 1. отличающийся тем, что исполнительные агрегаты системы зщравления и защиты расположены на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура.
4. Ядерный реактор по п. 1 , отличающийся тем, что в качестве элементов системы управления и защиты использованы поглощающие стержни аварийной защиты, компенсирующие и регулирующие поглощающие стержни.
5. Ядерный реактор по п. 4, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала в компенсирующих стержнях и стержнях аварийной защиты использован В4С, обогащенный до 80% по ,0В.
6. Ядерный реактор по п. 4, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала регулирующих стержней использован В4С с содержанием до 20% по 10В.
7. Ядерный реактор по п. 1 , отличающийся тем, что часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок выполнена с выгорающим поглотителем Gd203.
8. Ядерный реактор по п. 1 , отличающийся тем, что часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок выполнена с выгорающим поглотителем Ег.
PCT/RU2016/000320 2015-05-29 2016-05-27 Ядерный реактор WO2016195541A1 (ru)

Priority Applications (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US15/577,611 US10854341B2 (en) 2015-05-29 2016-05-27 Low power pressure tube nuclear reactor
EP16803839.6A EP3306618B1 (en) 2015-05-29 2016-05-27 Nuclear reactor
CN201680031459.5A CN108140433B (zh) 2015-05-29 2016-05-27 核反应堆
KR1020177034804A KR20180012768A (ko) 2015-05-29 2016-05-27 핵 반응기
CA2987450A CA2987450C (en) 2015-05-29 2016-05-27 Nuclear reactor
JP2018514770A JP6791511B2 (ja) 2015-05-29 2016-05-27 原子炉

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015120422/07A RU2594889C1 (ru) 2015-05-29 2015-05-29 Ядерный реактор
RU2015120422 2015-05-29

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2016195541A1 true WO2016195541A1 (ru) 2016-12-08

Family

ID=56697535

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2016/000320 WO2016195541A1 (ru) 2015-05-29 2016-05-27 Ядерный реактор

Country Status (8)

Country Link
US (1) US10854341B2 (ru)
EP (1) EP3306618B1 (ru)
JP (1) JP6791511B2 (ru)
KR (1) KR20180012768A (ru)
CN (1) CN108140433B (ru)
CA (1) CA2987450C (ru)
RU (1) RU2594889C1 (ru)
WO (1) WO2016195541A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113793702A (zh) * 2021-08-25 2021-12-14 西安交通大学 一种固有安全一体化小型氟盐冷却高温堆堆芯

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2589446C1 (ru) * 2015-09-24 2016-07-10 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" Медицинский источник нейтронов, ядерный реактор для медицинского источника нейтронов, способ применения медицинского источника нейтронов
US10446284B2 (en) * 2016-06-01 2019-10-15 Terrapower, Llc Instrumentation conduit housing
JP6633471B2 (ja) * 2016-08-01 2020-01-22 株式会社東芝 原子炉および原子炉の熱除去方法
RU2697664C1 (ru) * 2018-11-26 2019-08-16 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Система ультразвукового контроля надзонного пространства ядерного реактора
CN113270206B (zh) * 2021-03-29 2023-12-22 中国核电工程有限公司 冷却剂通道密集排布的小型棱柱式环形气冷微堆堆芯系统

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2088981C1 (ru) * 1996-02-01 1997-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
RU56048U1 (ru) * 2006-05-03 2006-08-27 Валерий Иванович Лебедев Реактор-конвертер на тепловых нейтронах
WO2013185230A1 (en) * 2012-06-13 2013-12-19 Atomic Energy Of Canada Limited / Énergie Atomique Du Canada Limitée Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4127443A (en) * 1960-05-04 1978-11-28 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Compact power reactor
JP3950392B2 (ja) * 2002-08-29 2007-08-01 三菱重工業株式会社 原子炉
CN101315815B (zh) * 2008-04-28 2011-06-08 吕应中 快速增殖与转化核燃料的方法与装置
RU2596160C2 (ru) * 2010-02-22 2016-08-27 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
EP2561513B1 (en) * 2010-04-23 2019-04-10 Atomic Energy of Canada Limited Pressure-tube reactor with coolant plenum
WO2011130841A1 (en) * 2010-04-23 2011-10-27 Atomic Energy Of Canada Limited/Énergie Atomique Du Canada Limitée Pressure-tube reactor with pressurised moderator
EA033315B1 (ru) * 2012-02-06 2019-09-30 Тэррестриал Энерджи Инк. Интегрированный жидкосолевой реактор
US20140146934A1 (en) * 2012-11-29 2014-05-29 Robert M. Daily, III Compact Liquid Metal Cooled Spherical Fast Neutron Reactor Core Design

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2088981C1 (ru) * 1996-02-01 1997-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
RU56048U1 (ru) * 2006-05-03 2006-08-27 Валерий Иванович Лебедев Реактор-конвертер на тепловых нейтронах
WO2013185230A1 (en) * 2012-06-13 2013-12-19 Atomic Energy Of Canada Limited / Énergie Atomique Du Canada Limitée Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP3306618A4 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113793702A (zh) * 2021-08-25 2021-12-14 西安交通大学 一种固有安全一体化小型氟盐冷却高温堆堆芯

Also Published As

Publication number Publication date
CN108140433B (zh) 2021-02-26
KR20180012768A (ko) 2018-02-06
EP3306618B1 (en) 2020-01-29
JP2018520369A (ja) 2018-07-26
US10854341B2 (en) 2020-12-01
CA2987450A1 (en) 2016-12-08
EP3306618A4 (en) 2018-11-21
JP6791511B2 (ja) 2020-11-25
CA2987450C (en) 2019-11-12
US20180144834A1 (en) 2018-05-24
EP3306618A1 (en) 2018-04-11
RU2594889C1 (ru) 2016-08-20
CN108140433A (zh) 2018-06-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2594889C1 (ru) Ядерный реактор
CA2869561C (en) Molten salt nuclear reactor
US20160329113A1 (en) SLIMM-Scalable Liquid Metal Cooled Small Modular Reactor
CN102906821B (zh) 模块化核裂变废料转化反应堆
US20090268860A1 (en) Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors
CN109256222B (zh) 钠冷快中子核反应堆系统
CN111508622A (zh) 堆芯及反应堆
US3211623A (en) Neutronic reactor and fuel element therefor
RU2088981C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
Toshinsky et al. Safety aspects of SVBR-75/100 reactor
RU2524397C1 (ru) Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации
RU2317602C2 (ru) Ядерный реактор энергетической установки теплоснабжения и способ (варианты) авторегулирования мощности ядерной энергетической установки теплоснабжения
Khan et al. A review on specific features of small and medium sized nuclear power plants
RU145059U1 (ru) Вертикальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов
Pham et al. The current status of DALAT nuclear research reactor and proposed core conversion studies
Yu et al. Advanced light-water reactor: Russian approaches
Artamkin et al. Passive safety of water-cooled pool-type reactors for nuclear heating plants
JP2006300849A (ja) 増殖炉になり得る高転換比のａｂｗｒ炉心
OHTSUKA et al. J. YAMASHITA
Pomie et al. Fast nuclear reactor
Sun et al. Nuclear reactor development in China for non-electrical applications
Yuliang et al. Nuclear reactor development in China for non-electrical applications
JP2003075575A (ja) 沸騰水型原子炉及びその運転方法

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: 16803839

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2987450

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2018514770

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20177034804

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2016803839

Country of ref document: EP