RU143978U1 - Бланкет термоядерного реактора - Google Patents

Бланкет термоядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU143978U1
RU143978U1 RU2014115519/07U RU2014115519U RU143978U1 RU 143978 U1 RU143978 U1 RU 143978U1 RU 2014115519/07 U RU2014115519/07 U RU 2014115519/07U RU 2014115519 U RU2014115519 U RU 2014115519U RU 143978 U1 RU143978 U1 RU 143978U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
blanket
sels
module
thermonuclear reactor
Prior art date
Application number
RU2014115519/07U
Other languages
English (en)
Inventor
Александр Юрьевич Пашков
Борис Николаевич Колбасов
Борис Васильевич Кутеев
Юрий Сергеевич Шпанский
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
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 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом", Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to RU2014115519/07U priority Critical patent/RU143978U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU143978U1 publication Critical patent/RU143978U1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

1. Бланкет термоядерного реактора, состоящий из вертикальных металлических модулей, заполненных сырьевым материалом и теплоносителем, устройств для подвода и отвода теплоносителя, отличающийся тем, что модули заполнены сферическими сырьевыми элементами (СЭЛами) с диаметром значительно меньшим диаметра модуля, причем в верхней части каждого модуля расположено устройство для подвода необлученных СЭЛов и теплоносителя, а в нижней части - устройство для отвода СЭЛов на переработку и теплоносителя.2. Бланкет термоядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что СЭЛы выполнены гомогенными.3. Бланкет термоядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что СЭЛы выполнены гетерогенными.4. Бланкет термоядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя используют воду, или органические и фторорганические жидкости, или жидкие металлы, или газы.

Description

Предложение относится к ядерной технике, а именно, к конструкции бланкета термоядерного реактора.
Известен проект ВТРС - высокотемпературный расплавно-солевой ядерный реактор с шаровыми ТВЭЛами, предложенный в "Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы, экспертные оценки". М., 1989. В этом реакторе активная зона заполнена шаровыми ТВЭЛами и охлаждается теплоносителем из жидкой фтористой соли, которая передает тепло через теплообменник второму контуру охлаждения. Циркуляция теплоносителя первого (жидкосолевого) контура может быть как естественной, так и принудительной.
Активная зона из сферических ТВЭЛов использовалась в высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторах, где через засыпку сферических ТВЭЛов, находящихся в цилиндрическом корпусе, прокачивался теплоноситель - гелий (см. Д. Бедениг. "Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы". М., Атомиздат, 1975). Эта конструкция имеет опыт практической эксплуатации и показала надежную работу активной зоны.
Известны конструкции бланкета термоядерного реактора, в частности B.V. Kuteev et al. "Steady-state operation in compact tocamacs with copper coils", Nuclear fusion 51 (2011) 073013, основными элементами которой являются металлические модули. Эту конструкцию можно рассматривать в качестве прототипа к заявленному устройству. Модули бланкета представляют собой металлические трубы, заполненные сырьевым материалом (в рассматриваемом случае жидкой фтористой солью, содержащей торий и литий, причем сырьевой материал является и теплоносителем). Сырьевой материал, он же и теплоноситель, подводится к каждому модулю и отводится от него, как это показано на Фиг. 1.
Недостатками известных конструкций является необходимость использовать высокотемпературный теплоноситель. В случае использования жидкой фтористой соли, температура плавления которой превышает 400°C и которая является сырьевым материалом и теплоносителем, возникает проблема ее коррозионного воздействия на конструкционные материалы бланкета. Это вынуждает использовать в качестве конструкционных материалов никелевые сплавы. Их применение в бланкете нежелательно, т.к. они сильно поглощают нейтроны и активируются ими.
Технический результат, который может быть получен при использовании данной конструкции модуля бланкета в термоядерном реакторе, заключается
- в снижении температуры эксплуатации бланкета (менее 100-150 C), что упрощает его конструкцию и облегчает решение проблем безопасности
- в улучшении его нейтронно-физических характеристик за счет гомогенности бланкета, когда сырьевой материал, размножитель и теплоноситель размещены по объему бланкета практически равномерно
- в возможности регулирования времени пребывания СЭЛов в бланкете и непрерывной перегрузки СЭЛов в бланкете.
Для достижения технического результата предложен бланкет термоядерного реактора, состоящий из вертикальных металлических модулей, заполненных сырьевым материалом и теплоносителем, устройств для подвода и отвода теплоносителя, при этом модули заполнены сферическими сырьевыми элементами (СЭЛами) с диаметром значительно меньшим диаметра модуля, причем в верхней части каждого модуля расположено устройство для подвода необлученных СЭЛов и теплоносителя, а в нижней части - устройство для отвода СЭЛов на переработку и теплоносителя.
Кроме того,
- СЭЛы выполнены гомогенными,
- СЭЛы выполнены гетерогенными,
- диаметр СЭЛов выбирается значительно меньше диаметра модуля, что обеспечивает свободное движение СЭЛов в засыпке и облегчает их перегрузку.
- в качестве теплоносителя используют воду, или органические и фторорганические жидкости, или жидкие металлы, или газы. Сущность предложения поясняется фигурами.
Принципиальная схема бланкета показана на фигуре. 1. Схема поперечного сечения бланкета представлена на фигуре 2, где показано взаимное расположение модулей. Пространство между модулями может быть пустым, а может быть заполнено размножителем для улучшения нейтронно-физических характеристик. Число рядов модулей в бланкете может быть различным, в зависимости от конструкции термоядерной установки и требований, предъявляемых к ней.
Принципиальная схема одного модуля представлена на фигуре 3.
Позициями на фигурах обозначены.
1 - Плазма в разрядной камере;
2 - Первая стенка;
3 - Модули бланкета;
4 - Подвод теплоносителя;
5 - Наружный корпус бланкета;
6 - Катушка магнитной системы;
7 - Отвод теплоносителя;
8 - Металлический корпус модуля;
9 - Железо-водная нейтронная защита.
10 - Загрузочное устройство СЭЛов;
11 - Перегрузочное устройство СЭЛов;
12 - Отвод СЭЛов на переработку.
Бланкет термоядерного реактора с возможностью непрерывной перегрузки сырьевого материала (например, для наработки трития, урана, плутония или трансмутации радиоактивных отходов), состоит из однотипных вертикальных металлических модулей - полых труб 3, заполненных сферическими сырьевыми элементами (СЭЛами) с диаметром значительно меньшим диаметра модуля, через массив которых прокачивается теплоноситель (например, вода или другая жидкость, или газ), причем в верхней части каждого модуля находится устройство для подвода свежих (необлученных) СЭЛов 10 и теплоносителя 4, а в нижней части - перегрузочное устройство 11 для отвода СЭЛов на переработку 12, а также теплоносителя в теплообменник 7.
СЭЛы могут быть выполнены как гомогенными (т.е. состоять из одного сырьевого материала), так и гетерогенными (например, сферический сердечник из размножителя нейтронов, затем слой сырьевого материала, затем наружный слой из полимерной пленки или металла для предотвращения взаимодействия сырьевого материала с теплоносителем). Диаметр СЭЛов с учетом размеров проектируемых термоядерных установок предполагается 10-20 мм.
Прокачка теплоносителя осуществляется сверху вниз, как это сделано в прототипе и рекомендовано в Р.Г. Богоявленский и др. "Перегрузка шаровых ТВЭЛов в реакторных установках". М., Энергоатомиздат, 1983. Подобная конструкция обеспечивает подвижность всех СЭЛов и позволяет не допустить пребывания их в бланкете под нейтронным облучением в течение времени более чем требуемое. Время пребывания СЭЛов в бланкете задается скоростью работы перегрузочного устройства.
Общая компоновка бланкета совпадает с той, которая предлагалась практически для всех проектируемых термоядерных установок типа "токамак" и сейчас реализуется в строящейся установке ИТЭР. Плазменная камера 1 окружена первой стенкой 2, за которой находится бланкет 3, находящийся внутри наружного корпуса 5. Магнитное поле для удержания плазмы создается катушками электромагнитной системы (показана одна из них - 6). Металлические корпуса модулей бланкета цилиндрической формы - 8 - установлены вертикально. Подвод теплоносителя осуществляется сверху - 4, а отвод снизу - 7. За бланкетом установлена железо-водная защита - 9. Устройство загрузки СЭЛов - 10 - расположено вверху каждого модуля, а устройство перегрузки СЭЛов - 11 - расположено внизу каждого модуля. Далее СЭЛы отводятся на переработку - 12.
Предлагаемая конструкция, в зависимости от предъявляемых к бланкету требований, может иметь множество вариантов. В качестве конструкционного материала модуля 3 можно использовать циркониевые сплавы, хорошо освоенные в ядерной энергетике. СЭЛы можно изготовлять из фтористых солей, литийсодержащей керамики, урановых и ториевых соединений, эвтектики литий-свинец и т.д. В качестве теплоносителя можно использовать воду, органические и фторорганические жидкости; для высокотемпературного бланкета - газы и жидкие металлы.
В качестве примера по методике, изложенной в Р.Г. Богоявленский "Гидродинамика и теплообмен в высокотемпературных ядерных реакторах с шаровыми ТВЭЛами". М., Атомиздат, 1978, был рассчитан вариант, где в качестве материала СЭЛов использовалась твердая фтористая соль, содержащая торий и литий. Теплоноситель - вода при давлении 1 МПа и температуре 50-100°C. Как представляется, подобная конструкция бланкета будет иметь следующие преимущества: низкие температура и давление в контуре; пожаробезопасность, высокая радиационная и термическая стойкость теплоносителя и фтористой соли; возможность непрерывной корректировки ее элементного состава, что, в свою очередь, позволит исключить остановки на перегрузку бланкета и организовать непрерывное выделение наработанных делящихся изотопов, трития и протактиния; отсутствие МГД-потерь при прокачке теплоносителя и перемещении СЭЛов; возможность получать в бланкете готовое топливо для жидкосолевых ЯР; возможность быстро сменить тип фтористой соли.
Дальнейшие оценки относятся именно к такому варианту.
Выполненные в Е.П. Велихов, Э.А. Азизов и др. "Концепция зеленой ядерной энергетики", Вопросы атомной науки и техники, серия "Термоядерный синтез", т. 36, вып. 1, 2013 расчеты показали глубокую подкритичность бланкета подобной конструкции, что исключает возможность ядерной аварии и обеспечивает внутренне присущую безопасность. При возникновении аварийной ситуации с потерей теплоносителя в модуле бланкета разогрев СЭЛов будет протекать медленно, что обусловлено малым объемным тепловыделением в них (менее 1 МВт/м3). Если подача теплоносителя не возобновится или не сработает система аварийного охлаждения, то СЭЛы расплавятся за счет остаточного тепловыделения. Далее сработает система безопасности, предложенная для жидкосолевых ядерных реакторов. На трубопроводе отвода теплоносителя 7 установлен предохранительный клапан, соединенный сливным трубопроводом со сбросной емкостью (на фигуре не показано). Этот клапан закрыт пробкой из твердой фтористой соли с температурой плавления большей, чем рабочая температура в модуле. В случае возникновения аварийной ситуации и плавления СЭЛов материал пробки также расплавится. Образовавшийся расплав стечет в сбросную емкость. При аварии с потерей течения теплоносителя возможен переход на его естественную циркуляцию. Если этого не произойдет, то теплоноситель (вода) будет кипеть под действием остаточного тепловыделения в СЭЛах, а образующийся пар будет сброшен через паровой предохранительный клапан. После плавления СЭЛов расплав стечет в сбросную емкость, и разрушения модуля бланкета не произойдет.
Дополнительными преимуществами бланкета с использованием СЭЛов из твердых фтористых солей будут:
- низкая температура в бланкете, отсутствие необходимости разогревать соль перед пуском установки и поддерживать ее в жидком состоянии при плановых остановках.
- Отсутствие в установке больших масс высокотемпературной расплавленной соли, что снизит потенциальный риск и упростит проблемы безопасности.
- Отсутствие главной проблемы, которая до сих пор тормозит применение жидких фтористых солей - коррозионное взаимодействие расплава с конструкционным материалом, что требует тонкого регулирования редоксного потенциала в расплаве. В качестве конструкционного материала жидкосолевых установок предлагается использовать хастеллой-никелевый сплав, который сильно поглощает нейтроны и активируется ими. В нашем случае в качестве конструкционного материала можно использовать циркониевые сплавы или малоактивируемые стали.
- Сохранение однородности соли в магнитном поле, а возможность ее потери существует при использовании жидкой соли.
Расчеты показывают принципиальную возможность создания бланкета подобной конструкции. При использовании воды в качестве теплоносителя и при любых разумных значениях диаметра СЭЛа (приблизительно в 10-20 раз меньше диаметра модуля) и подогрева теплоносителя (10-50°C) в модуле гидравлическое сопротивление при прокачке будет незначительным и не превысит нескольких процентов от начального давления на входе в модуль.
Температура поверхности СЭЛов будет превышать температуру теплоносителя лишь на 1-2°C. Даже в местах с пониженным значением коэффициента теплоотдачи (в местах соприкосновения СЭЛов) температура их поверхности не будет превышать температуру теплоносителя более чем на 3-4°C. Температура в центре СЭЛов в самом неблагоприятном случае не будет превышать температуру теплоносителя более чем на 37°C, что гарантирует поддержание СЭЛов в твердом состоянии и не создаст в них термических напряжений, превышающих допустимые.
Предлагаемая конструкция модуля бланкета обладает новизной по сравнению с прототипом и ранее предложенными ядерными реакторами за счет того, что
1. В случае использования фтористой соли она находится в твердом состоянии и используется как сырьевой материал, а не как теплоноситель. Это дает возможность эксплуатировать бланкет при низких температурах (менее 100-150°C), что упрощает его конструкцию и облегчает решение проблем безопасности.
2. В качестве сырьевого материала можно использовать широкий класс веществ, а не только содержащие делящиеся изотопы (как в ядерном реакторе).
3. В качестве теплоносителя также можно использовать различные вещества.
4. Отсутствует проблема взаимодействия жидкого сырьевого материала с конструкционными материалами модуля бланкета.
5. При соответствующем подборе материалов бланкет обладает глубокой подкритичностью, что исключает возникновение ядерной аварии.
6. Последствия аварии с отказом системы охлаждения и плавлением сырьевого материала легко локализуются.

Claims (4)

1. Бланкет термоядерного реактора, состоящий из вертикальных металлических модулей, заполненных сырьевым материалом и теплоносителем, устройств для подвода и отвода теплоносителя, отличающийся тем, что модули заполнены сферическими сырьевыми элементами (СЭЛами) с диаметром значительно меньшим диаметра модуля, причем в верхней части каждого модуля расположено устройство для подвода необлученных СЭЛов и теплоносителя, а в нижней части - устройство для отвода СЭЛов на переработку и теплоносителя.
2. Бланкет термоядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что СЭЛы выполнены гомогенными.
3. Бланкет термоядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что СЭЛы выполнены гетерогенными.
4. Бланкет термоядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя используют воду, или органические и фторорганические жидкости, или жидкие металлы, или газы.
Figure 00000001
RU2014115519/07U 2014-04-17 2014-04-17 Бланкет термоядерного реактора RU143978U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014115519/07U RU143978U1 (ru) 2014-04-17 2014-04-17 Бланкет термоядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014115519/07U RU143978U1 (ru) 2014-04-17 2014-04-17 Бланкет термоядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU143978U1 true RU143978U1 (ru) 2014-08-10

Family

ID=51355847

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014115519/07U RU143978U1 (ru) 2014-04-17 2014-04-17 Бланкет термоядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU143978U1 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2633373C1 (ru) * 2016-07-21 2017-10-12 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Бланкет термоядерного реактора
RU207110U1 (ru) * 2021-04-15 2021-10-13 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Бланкет для трансмутации изотопов
RU210128U1 (ru) * 2021-11-29 2022-03-29 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Бланкет для трансмутации изотопов
RU214875U1 (ru) * 2022-06-01 2022-11-18 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Сегмент первой стенки термоядерного реактора

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2633373C1 (ru) * 2016-07-21 2017-10-12 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Бланкет термоядерного реактора
RU207110U1 (ru) * 2021-04-15 2021-10-13 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Бланкет для трансмутации изотопов
RU210128U1 (ru) * 2021-11-29 2022-03-29 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Бланкет для трансмутации изотопов
RU214875U1 (ru) * 2022-06-01 2022-11-18 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Сегмент первой стенки термоядерного реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2902046C (en) A practical molten salt fission reactor
Yoo et al. Overall system description and safety characteristics of prototype Gen IV sodium cooled fast reactor in Korea
Ignatiev et al. Molten-salt reactors: new possibilities, problems and solutions
US20150243376A1 (en) Molten salt fission reactor
US8594268B2 (en) Two-fluid molten-salt reactor
Alemberti et al. Lead-cooled fast reactor (LFR) risk and safety assessment white paper
RU143978U1 (ru) Бланкет термоядерного реактора
GB2516046A (en) A simple low cost molten salt nuclear reactor
GB2511113A (en) A simple low cost molten salt thorium breeder nuclear reactor
Mochizuki et al. Nuclear reactor must need heat pipe for cooling
JP2016156729A (ja) 原子炉
JP4746911B2 (ja) 高速炉および高速炉施設の建設方法
Ignat’ev et al. Accident resistance of molten-salt nuclear reactor
JP2014173984A (ja) 原子炉
RU100328U1 (ru) Система пассивного отвода тепла от теплообменника устройства локализации расплава
Dolan Molten Salt Reactors
Paramonov et al. Generation IV concepts: USSR and Russia
Oh et al. AMBIDEXTER nuclear energy complex: a practicable approach for rekindling nuclear energy application
RU2253912C1 (ru) Гомогенный быстрый реактор-хранилище
RU2550092C2 (ru) Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива
KR20090047186A (ko) 핵비확산적 안전ㆍ보안식 자동제어 캡슐형 원자로
Adamov et al. Project Proryv (Breakthrough)
Schulenberg Molten Salt Reactors
RU2633419C1 (ru) Бланкет термоядерного реактора с естественной циркуляцией
Shin et al. ICONE23-2135 design status of small modular reactor cooled by lead-bismuth eutectic natural circulation: Uranus