RU1127446C - Высокотемпературный ядерный реактор - Google Patents
Высокотемпературный ядерный реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU1127446C RU1127446C SU833636296A SU3636296A RU1127446C RU 1127446 C RU1127446 C RU 1127446C SU 833636296 A SU833636296 A SU 833636296A SU 3636296 A SU3636296 A SU 3636296A RU 1127446 C RU1127446 C RU 1127446C
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- coolant
- rods
- active zone
- reactor
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для усовершенствования конструкции ядерных реакторов, в особенности с шаровыми тепловыделяющими элементами.
Известны ядерные реакторы с принудительной циркуляцией жидкого теплоносителя в виде расплава соли, содержащего ядерное топливо, MSRE, MSBK и EBASCO, включающие активную зону, окруженную графитовыми отражателем, поглощающие стержни, теплообменник, насос и системы очистки и переработки жидкого топлива-теплоносителя. Эксплуатация указанных расплавно-солевых реактора. В отличие от твердо-топливных реакторов, радиоактивные материалы в этих реакторах находятся в жидкой или газовой фазе при высокой температуре и циркулируют в топливном контуре и контуре системы переработки топлива. Опасность утечки радиоактивности при нарушении герметичности топливного контура здесь значительно более высокая, чем у твердотопливных реакторов при разрушении тепловыделяющих элементов. В реакторах MSBR и EBASCO используются топливная расплавно-солевая композиция и сольпромежуточный теплоноситель, химически взаимодействующие как между собой, так и с водой, являющейся теплоносителем энергетического контура, поэтому химические реакции, возникающие при утечках расплавленных солей в теплообменниках топливного и промежуточного контура, могут вызвать такие нарушения герметичности этих контуров, которые могут привести к неконтролируемому выходу радиоактивности из реактора. Следует также отметить, что несмотря на то, что радиационная безопасность расплавно-солевых реакторов, в первую очередь, связана с надежной герметизацией топливного контура в условиях нормальной работы реактора и при аварийных ситуациях, наличие в этих реакторах радиоактивных материалов в жидкой фазе осложняет радиационную обстановку во время ремонтных работ.
Наиболее близкой по технической сущности к описываемому является высокотемпературный ядерный реактор (ВТГР), содержащий активную зону из шаровых тепловыделяющих элементов, через которую снизу вверх прокачивают теплоноситель, а внутри активной зоны размещены подвижные органы регулирования.
Активная зона реактора представляет собой емкость, заполненную шаровыми тепловыделяющими элементами. Отражатель выполняется из графита, а замедлителем служит графит, находящийся непосредственно в тепловыделяющих элементах (твэлах). В качестве теплоносителя используется гелий, основной недостаток которого текучесть. Циркуляция теплоносителя в первом контуре при нормальной эксплуатации реактора и при аварийных режимах обеспечивается газодувками. Особенность реакторов этого типа состоит в том, что перегрузка шаровых твэлов может осуществляться непрерывно в процессе работы реактора.
Важной особенностью ВТГР является применение гелия высокой чистоты, для чего необходима постоянно действующая система очистки от механических и химических примесей, а также радиоактивных продуктов деления. Использование сверхчистого гелия приводит к ряду проблем, требующих разрешения, таких как диффузионная сварка, потеря окисной пленки и др. Важным элементом, обеспечивающим безопасность реактора, является корпус из предварительно напряженного железобетона. Для предотвращения потер теплоносителя из первого контура проходки в корпусе снабжены двойными уплотнениями с постоянным контролем утечки. Гелиевая плотность корпуса обеспечивается стальной оболочкой, которая выстилает всю внутреннюю поверхность корпуса.
Следует также отметить, что органы регулирования, изолированные от теплоносителя 1-го контура специальными гильзами, основное достоинство которых возможность замены стержней и привода без разгерметизации 1-го контура, обладают и крупными недостатками: увеличенным содержанием конструкционных материалов в активной зоне за счет гильз, что ухудшает физические характеристики активной зоны, пониженной эффективностью стержней, которые экранируют гильзами, плохими условиями охлаждения стержней, что требует использования материалов с повышенной жаростойкостью для их изготовления и может привести к короблению или пережогу стержней. Введение поглощающих стержней непосредственно в засыпку твэлов с контактными усилиями между стержнями и твэлами может вызвать повреждение последних.
Целью изобретения является повышение безопасности.
Цель достигается тем, что в высокотемпературном ядерном реакторе, содержащем активную зону из шаровых тепловыделяющих элементов, через которую снизу вверх прокачивают теплоноситель, а внутри активной зоны размещены подвижные органы регулирования, в качестве теплоносителя использовано вещество в жидкой фазе с плотностью выше плотности шарового тепловыделяющего элемента, а под активной зоной выполнена полость, объем которой больше суммарного объема всех органов регулирования.
Кроме того, в качестве теплоносителя применен расплав соли LiF-BeF2-YrF4, а шаровой тепловыделяющий элемент выполнен в виде графитовой матрицы с диспергированными в ней микро, твэлами, заключенной в герметичную графитовую оболочку.
На чертеже представлена конструктивная схема расплавно-солевого ядерного реактора.
Расплавно-солевой ядерный реактор содержит гомогенную активную зону 1, заполненную шаровыми тепловыделяющими элементами 2 и жидким теплоносителем 3, плотность которого выше плотности твэлов, окруженную графитовым отражателем 4, снабженную перфорированной доской 5 и заключенную в герметичный корпус 6. Нижняя часть активной зоны 7 свободна от твэлов и заполнена только жидким теплоносителем. Шаровой твэл выполнен в виде графитовой матрицы с диспергированным в ней микротвэлами, заключенной в герметичную графитовую оболочку. В качестве жидкого теплоносителя используется расплав фтористых солей LiF-BeF2-ZrF4. Поглощающие стержни 8 обеспечивают управление реактором и аварийную защиту. Реактор-теплообменник 9 первого контура и насос 10 заключены в герметичный реакторный бокс. В контуре 11 жидкого телпоносителя предусмотрены баки для аварийного слива и хранения соли. Там же предусмотрены система очистки теплоносителя первого контура 12 и система 13 замены топлива, которая осуществляет перегрузку шаровых твэлов непрерывно в процессе работы реактора и снабжена специальными устройствами и шлюзовыми камерами, обеспечивающими загрузку и выгрузку твэлов.
Устройство работает следующим образом.
Жидкий теплоноситель 3 циркулирует по замкнутому контуру 11. Теплоноситель поступает в свободный объем 7 нижней части активной зоны 1 и снизу вверх проходит через шаровую засыпку твэлов 2 и через перфорированную доску 5 по отводящей магистрали поступает в центробежный насос 10, откуда попадает в теплообменник 9, где охлаждается и поступает в подводящую магистраль. Часть жидкого теплоносителя постоянно отбирается в систему очистки теплоносителя первого контура 12, где путем продувки через соль гелия обеспечивается равновесное содержание окислов в соли, и поэтому осаждения окислов из соли не происходит. Кроме того, газообразные продукты деления, такие как Хе и Kr, попадающие в теплоноситель в случае разгерметизации защитных оболочек твэла, очень эффективно выводятся из расплава соли при продувке его гелием. Очищенный теплоноситель поступает в подводящую магистраль контура 11.
Шаровые тепловыделяющие элементы 2 за счет меньшей плотности, чем у расплавно - солевого теплоносителя 3, и напора соли прижаты к перфорированной доске 5. По мере их выгорания выводятся из активной зоны 1 и поступают в систему 13 замены топлива, откуда попадают в хранилище на переработку. Одновременно из системы 13 в нижнюю часть активной зоны 7 подаются свежие шаровые твэлы и та часть теплоносителя, которая до этого попала в систему вместе с выгоревшими твэлами. Движение шаровых твэлов происходит по контуру: свободный объем 7 - активная зона 1 - система 13. Таким образом осуществляется непрерывная перегрузка шаровых твэлов в процессе работы реактора.
Для регулирования уровня распределения нейтронного потока или энерговыделения в активной зоне 1 реактора в нее вводятся поглощающие стержни 8 непосредственно в шаровую засыпку твэлов 2. Под давлением поглощающих стержней часть твэлов вытесняется в нижнюю часть активной зоны 7, в которой до этого находился только жидкий теплоноситель 3.
Данное устройство позволяет получить следующие преимущества по сравнению с известными ядерными реакторами с шаровыми тепловыделяющими элементами.
Размещение шаровых твэлов в жидком теплоносителе в виде расплава соли, плотность которого выше плотности твэлов, и циркуляция жидкого теплоносителя снизу вверх через активную зону, нижняя часть которой свободна от шаровых твэлов и заполнена только жидким теплоносителем, позволяет повысить безопасность эксплуатации реактора при нормальных условиях работы и в аварийных ситуациях; отказаться от строительства дорогостоящего корпуса высокого давления; отказаться от установки и эксплуатации неэкономичных газодувок и решения проблемы создания надежно работающих подшипников и уплотнений, связанной с их применением; уменьшить действующее усилие на приводе поглощающих стержней и контактные усилия между поглощающими стержня и твэлами, а также увеличить скорость ввода поглощающих стержней в активную зону реактора. Кроме того, утечка теплоносителя первого контура возможна только в аварийных ситуациях, а высокая температура плавления расплавленного солевого теплоносителя (400-600оС) обуславливает задержание теплоносителя, содержащего радиоактивные продукты деления, защитными оболочками, а также их легкое обнаружение и удаление в твердой фазе.
Claims (2)
- ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий активную зону из шаровых тепловыделяющих элементов, через которую снизу вверх прокачивают теплоноситель, а внутри активной зоны размещены подвижные органы регулирования, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности, в качестве теплоносителя использовано вещество в жидкой фазе с плотностью выше плотности шарового тепловыделяющего элемента, а под активной зоной выполнена полость, объем которой больше объема всех органов регулирования.
- 2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя применен расплав соли, а шаровой тепловыделяющий элемент выполнен в виде графитовой матрицы, с диспергированными в ней микротвэлами, заключенной в герметичную графитовую оболочку.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU833636296A RU1127446C (ru) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | Высокотемпературный ядерный реактор |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU833636296A RU1127446C (ru) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | Высокотемпературный ядерный реактор |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU1127446C true RU1127446C (ru) | 1994-07-30 |
Family
ID=30440050
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU833636296A RU1127446C (ru) | 1983-05-30 | 1983-05-30 | Высокотемпературный ядерный реактор |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU1127446C (ru) |
-
1983
- 1983-05-30 RU SU833636296A patent/RU1127446C/ru active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR960008856B1 (ko) | 역류 냉각제 흐름로를 갖는 액상금속 냉각 원자로에 대한 수동 냉각 시스템 | |
US2736696A (en) | Reactor | |
EP0410667B1 (en) | Liquid metal cooled nuclear reactors with passive cooling system | |
US4959193A (en) | Indirect passive cooling system for liquid metal cooled nuclear reactors | |
JP4840627B2 (ja) | 受動崩壊熱除去システムを具備した液体金属原子炉用の腐食軽減システム | |
US20050069074A1 (en) | Nuclear plant spent fuel low temperature reactor | |
JPS6262308B2 (ru) | ||
US4795607A (en) | High-temperature reactor | |
US20240120117A1 (en) | Molten salt fission reactor with integrated primary exchanger and electrogenerator comprising such a reactor | |
WO2020107109A1 (en) | Cooling system for nuclear reactor | |
US4069100A (en) | Adsorption seal for nuclear reactors | |
JP4746911B2 (ja) | 高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
US4113560A (en) | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
RU1127446C (ru) | Высокотемпературный ядерный реактор | |
US2886503A (en) | Jacketed fuel elements for graphite moderated reactors | |
JP2002181976A (ja) | 原子炉及びこれを備える原子力プラント | |
RU143978U1 (ru) | Бланкет термоядерного реактора | |
EP0231633A2 (en) | Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system | |
Ignat’ev et al. | Accident resistance of molten-salt nuclear reactor | |
US3141828A (en) | Nuclear reactor equipment | |
KR100265320B1 (ko) | 원자력발전소의노심용융물억제장치 | |
RU2088981C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
KR20240047020A (ko) | 용융염 원자로 장치 | |
EP0240603B1 (en) | Core assembly storage structure | |
RU1365972C (ru) | Ядерный реактор с шаровыми тепловыделяющими элементами и жидким теплоносителем |