RU2741330C1

RU2741330C1 - Автономная ядерная энергетическая установка

Info

Publication number: RU2741330C1
Application number: RU2020127320A
Authority: RU
Inventors: Сергей Сергеевич Абалин; Виктор Владимирович Игнатьев; Сергей Александрович Конаков; Александр Иванович Суренков; Вадим Степанович Углов
Priority date: 2020-08-14
Filing date: 2020-08-14
Publication date: 2021-01-25

Abstract

Изобретение относится к ядерному реактору, пригодному для выработки электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики с помощью необслуживаемого двухконтурного жидкосолевого ядерного реактора. Реактор обладает мощностью 1-5 Мвт, охлаждается забортной водой, с активной зоной в виде жидкосолевого расплава и графита. Автономная ядерная энергетическая установка состоит из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа. Внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива и каналами вокруг активной зоны со вставленными в них тепловыми трубами с термоэлектрическими генераторами. На крышке корпуса реактора расположен газгольдер, внутри газгольдера установлен газовый абсорбер с дозатором, подающим топливную соль в жидкосолевые ТВЭЛы. ТВЭЛы представляют собой внешние трубы, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к верхнему коллектору топливной соли. В трубах имеются внутренние трубные вставки, установленные коаксиально с просветом с открытыми торцами, причем циркулирующая в жидкосолевых ТВЭЛах топливная соль охлаждается снаружи дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива, циркулирующим как в каналах графитовых блоков замедлителя активной зоны, так и в каналах бокового и нижнего отражателей. Техническим результатом является создание малой модульной реакторной установки с высокотемпературной активной зоной на основе урансодержащего солевого расплава Be-Li-F с режимом его естественной циркуляции. 1 ил.

Description

Область техники

Изобретение относится к производству электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики с помощью необслуживаемого двухконтурного жидкосолевого ядерного реактора (ЖСР). Конкретно, предложение относится к реактору мощностью 1-5 Мвт, охлаждаемого забортной водой, с активной зоной в виде жидкосолевого расплава и графита.

Уровень техники

Известен жидкосолевой ядерный реактор (патент RU №2642970), имеющий корпус с камерой активной зоны, заполненной топливной солью. Над камерой активной зоны установлены нижняя и верхняя трубные решетки с отверстиями для крепления в них соосных труб. К нижней решетке крепится заглушенная труба для перемещения в ней соли-теплоносителя. К верхней решетке соосно с трубой крепится полая труба меньшего диаметра, служащая для упорядочения циркуляции противоположных потоков теплоносителя (аналог трубы Фильда). К нижней решетке, крепится труба замедлителя с отверстиями в верхней и нижней ее частях для циркуляции топливной соли.

В ЖСР обеспечивается непрерывный прием в реактор свежего топлива и последующая его передача вне реактора на переработку с целью отделения продуктов ядерного деления.

Одним из существенных недостатков является большой объем топливной соли в корпусе реактора, включая соль в межтрубном пространстве между трубами с солью-теплоносителями.

Известен «Ядерный реактор на расплавах солей» с использованием естественной конвекции жидкосолевой композиции для охлаждения расплавленной топливной композиции, находящейся в заглушенных трубах (патент RU №2644393).

Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник для отвода тепла из жидкого теплоносителя. Активная зона содержит решетку пустотелых топливных каналов, каждый из которых содержит солевой расплав одного делящегося изотопа. Решетка топливных каналов частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя и содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от солевого расплава в каждом топливном канале к внешней стороне этого канала достигается любым одним или более из следующих процессов: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей, генерирование колебаний потока топливной соли внутри топливного канала и кипение расплава солей внутри топливного канала. Расплав солей делящихся изотопов полностью удерживается в каналах во время работы реактора. Жидкий теплоноситель представляет собой расплав солей металла, содержащийся в единственном баке, и циркуляция жидкого теплоносителя осуществляется только за счет естественной конвекции.

Недостатками данной конструкции реактора являются:

1. продукты деления остаются в топливной соли;

2. отсутствует подпитка свежим топливом;

3. нет достаточно эффективного теплоотвода от топливной соли к жидкосолевому теплоносителю.

Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому изобретению является конструктивная схема высокотемпературного жидкосолевого реактора (ВТЖСР) (М.В. Ковальчук, Б.Б. Чайванов, С.С. Абалин, О.С. Фейнберг «Ядерный источник энергии для Арктики», ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2018, вып. 1), в которой предложена схема корпусного одноконтурного ВТЖСР мощностью 1-5 Мвт с циркулирующим топливом на основе расплавов солей фторидов металлов.

Топливная соль заполняет все реакторное пространство, включая активную зону, состоящую из графитовых блоков замедлителя с отверстиями для прохода топливной соли, тягового участка над активной зоной и опускного участка, в котором находятся тепловые трубы, нижняя часть которых нагревается топливной солью, а в верхней части тепло передается блокам термоэлектрических генераторов.

Одним из недостатков этой схемы является относительно большая загрузка делящимся веществом всей реакторной установки (РУ), многократно превышающей загрузку собственно активной зоны реактора.

Технической проблемой, на решение которой направлено данное изобретение, является совершенствование принципиальной схемы ядерной энергетической установки малой мощности с термоэлектрическим генератором мощностью от 1 до 500 кВт (эл) со сроком службы 5-10 и более лет с циркулирующим топливом на основе расплавов солей фторидов металлов.

Раскрытие сущности изобретения

Техническим результатом заявляемого изобретения является создание малой модульной реакторной установки с высокотемпературной активной зоной на основе урансодержащего солевого расплава Be-Li-F с режимом его естественной циркуляции.

Для достижения технического результата предложена автономная ядерная энергетическая установка, состоящая из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа, внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива и каналами вокруг активной зоны со вставленными в них тепловыми трубами, имеющие в верхней части термоэлектрические генераторы, верхней крышки реактора, под которой на крышке корпуса реактора расположен газгольдер, при этом, внутри газгольдера установлен газовый абсорбер с дозатором, подающим топливную соль в жидкосолевые ТВЭЛы, представляющие собой внешние трубы, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к верхнему коллектору топливной соли, и внутренние трубные вставки, установленные коаксиально с просветом с открытыми торцами, при этом циркулирующая в жидкосолевых ТВЭЛах топливная соль охлаждается снаружи дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива, циркулирующим как в каналах графитовых блоков замедлителя активной зоны, так и в каналах бокового и нижнего отражателей.

Краткое описание чертежей

На фигуре показана схема автономной ядерной энергетической установки, где:

1 - дозатор;

2 - тепловая труба (ТТ) для ТЭГ;

3 - опускной участок с тепловой трубой (ТТ);

4 - подъемный участок;

5 - жидкосолевые ТВЭЛы;

6 - внутренний корпус;

7 - теплоизоляция;

8 - внешний корпус;

9 - блоки графитового замедлителя;

10 - дополнительный жидкосолевой теплоноситель без топлива 66LiF-34BeF₂ (стрелкой показано движение);

11 - верхний коллектор топливной соли;

12 - газгольдер;

13 - блоки ТЭГ;

14 - газовый абсорбер;

15 - боковой отражатель;

16 - нижний отражатель;

17 - наружнее водяное охлаждение (стрелкой показано направление движения);

18 - верхняя крышка реактора;

19 - топливная соль 66LiF-34BeF₂+x(UF4+ThF4) (стрелкой показано направление движения);

20 - внешние трубы жидкосолевого ТВЭЛа 5;

21 - внутренние трубные вставки жидкосолевого ТВЭЛа 5;

22 - крышка корпуса реактора.

Осуществление изобретения

Автономная ядерная энергетическая установка, схема которой показана на фигуре, включает теплоизолирующий материал 7 в виде инертного газа, заполненный между внешним 8 и внутренним 6 корпусами.

Внутри внутреннего корпуса 6 размещена активная зона, представляющая собой кладку из графитовых блоков замедлителя 9 с отверстиями радиусом 4 см, в которых располагаются жидкосолевые ТВЭЛы 5.

Конструкция жидкосолевых ТВЕЛов 5 представляет собой внешние трубы 20 наружным диаметром 7 см, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к коллектору топливной соли 11 и внутренние трубные вставки 21 круглого сечения радиусом 2 см. Такие жидкосолевые ТВЭЛы 5 с вертикальной конфигурацией функционируют в режиме термосифона. Жидкосолевые ТВЭЛы 5 и каналы СУЗ помещаются в цилиндрические каналы графитовой кладки замедлителя 9 радиусом 4 см.

Внутри жидкосолевых ТВЭЛов циркулирует топливная соль 19, в качестве которой используется композиция молярного состава 66LiF-34BeF₂+x(UF4+ThF4), где х - мольная доля ²³⁵U 20%-ного обогащения, изменяющаяся в процессе выгорания. Температура плавления топливной соли 19 составляет 458°С.

Дополнительный жидкосолевой теплоноситель того же состава, но без топлива 10 (66LiF-34BeF₂) циркулирует в зазорах в вертикальных каналах графитовых блоков замедлителя 9. Передача тепла от расплава солей делящихся изотопов к каналам теплоносителя достигается за счет естественной конвекции между топливосодержащей и теплоносящей расплавленными солями.

Термоэлектрический генератор представляет собой набор закрепленных на крышке корпуса реактора 22 тепловых труб (ТТ) 2, нижние концы которых («испарительные») находятся в расплаве топливной соли 19 вокруг активной зоны, а верхние концы («конденсаторные») тепловых труб 2 выходят из внутреннего корпуса 6 реактора. На них крепятся блоки термоэлектрических генераторов (ТЭГов) 13 в виде кольцевых шайб, нанизанных на тепловые трубы 2. Внутренний, «горячий» спай нагревается от тепловой трубы 2, наружный, «холодный» спай - охлаждается забортной водой.

Термоэлектрический генератор (ТЭГ) состоит из 228 трубчатых термоэлектрических модулей (ТЭМ), смонтированных в 12 блоках по 19 ТЭМ в каждом блоке. Охлаждение блоков ТЭМ (БТЭМ) осуществляется забортной водой при подводном размещении установки или другим теплоносителем для системы отопления - при наземном размещении установки.

Для ВТЖСР малой мощности выбрана гетерогенная активная зона с тепловым спектром нейтронов, формируемым блоками графитового замедлителя 9, которая демонстрирует минимальную загрузку реактора по топливным элементам по сравнению с гомогенными компоновками активной зоны любой конфигурации. В случае использования топливной соли 19 одинакового состава загрузка по делящимся элементам гомогенной зоны приблизительно на порядок превосходит загрузку теплового гетерогеннного ВТЖСР. Как показали расчеты, за 15-20 лет работы реактора мольная доля тяжелых элементов в соли увеличится с 1,12 мол.% до 1,8 мол.%, что существенно ниже растворимости UF₄ в выбранном расплаве. При этом, газообразные продукты деления в реакторной установке мигрируют к поверхности раздела соль-газ в верхнем коллекторе топливной соли 11 и покидают топливную соль 19, а нерастворимые продукты деления частично осаждаются на элементах конструкции вне активной зоны. Расчеты также показали, что в гетерогенной активной зоне без непрерывной очистки топливной соли 19 от газообразных и растворимых продуктов деления достичь режима работы с самообеспечением по топливу не удается при любом соотношении концентраций сырьевых и делящихся элементов. В то же время, в ЖСР достаточно легко организовать подпитку реактора свежим топливом.

Газгольдер 12 накрыт верхней крышкой реактора 18, внутри которого на крышке корпуса реактора 22 расположен дозатор 1 с небольшим объемом свежего топлива 19.

Стартовая загрузка ²³⁵U (при 20%-ном обогащении и доле UF₄ 1,12 мол.%) в активной зоне составляет 7,8 кг, а годовая подпитка составит ~350 г на 1МВт.

В газгольдер 12 мигрируют газообразные продукты деления, где они поглощаются газовым абсорбером 14. В пространстве газгольдера 12 также монтируется система управления и защиты (СУЗ), включающая в себя 4 стержня-поглотителя нейтронов, а также система контроля окислительно-восстановительного состояния расплавов в контурах реактора (на фигуре не показаны).

При заданной геометрии активной зоны, ее размерах, температурном проектном режиме и выбранной тепло-гидравлической схеме охлаждения реакторной установки достигается тепловая мощность от 1,0 до 5 МВт (тепл.).

Топливная соль 19, нагреваясь, поднимается по внутренним трубным вставкам жидкосолевого ТВЭЛа 5 в верхний коллектор топливной соли 11 и возвращается вниз по кольцевому зазору ТВЭЛа 5, передавая тепло дополнительному теплоносителю 10, омывающему этот канал снаружи.

Этот дополнительный теплоноситель 10 заполняет все реакторное пространство - активную зону, состоящую из тех же графитовых блоков замедлителя активной зоны 9, подъемный участок 4 над активной зоной и опускной участок 3 между внутренним корпусом 6 и активной зоной с боковым отражателем 15 и пространством под активной зоной и нижним отражателем 16.

Затем дополнительный теплоноситель 10 через канал в нижнем отражателе 16 попадает в активную зону, представляющую собой кладку из графитовых блоков 9 с отверстиями радиусом 4 см, в которых располагаются жидкосолевые ТВЭЛы 5. Поднимаясь по кольцевым зазорам между жидкосолевым ТВЭЛом 5 и кладкой замедлителя 9, дополнительный теплоноситель 10 нагревается, попадает в тяговый участок 4 над активной зоной, продолжая охлаждать верхнюю часть жидкосолевых ТВЭЛов 5. Затем дополнительный теплоноситель 10 поворачивает в опускной участок 3, в котором находятся нижние части тепловых труб (ТТ) 2 для передачи тепла от активной зоны блокам термоэлектрических генераторов (ТЭГ) 13, расположенных снаружи корпуса реактора.

Далее топливная соль 19 возвращается снизу в активную зону. Так как не все тепло теперь выносится из активной зоны самой топливной солью 19, а отводится, главным образом, через стенку ТВЭЛа 5 дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива 10, то для сохранения той же мощности реактора число труб чуть меньшего диаметра в каждом блоке замедлителя увеличивается - вместо одного центрального до 4-5, сохраняя таким же соотношение поперечных сечений топлива, соли и графита.

Естественным требованием для условий работы такого реактора является минимизация загрузки по делящимся элементам и применение низкообогащенного ядерного топлива. Данным критериям отвечает схема ВТЖСР, в котором выгорание U-233 компенсируется наработкой его из Th-232, предварительно добавленного в топливную соль в виде ThF₄.

Все металлические элементы реактора изготовляются из жаропрочного сплава ХН80МТЮ, имеющего высокую коррозионно-механическую стойкость.

Таким образом, заявляемая конструкция обладает следующими преимуществами:

- разделение топливной зоны и зоны теплоносителя, дающий технологический выигрыш в том, что топливный контур помещен в бассейн в корпусе с той же солью, но без топлива;

- существенное снижение загрузки делящимся материалом (в 2-4 раза) из-за различий в объемах, занимаемых топливным расплавом и расплавом теплоносителя;

- повышение эффективности теплообмена между жидкосолевым теплоносителем и стенками топливных каналов за счет использования ТВЕЛов, работающих в режиме термосифона;

- чтобы обеспечить многоуровневый режим безопасности работы реактора и полностью исключить выход радиоактивного теплоносителя, а также газообразных продуктов деления за пределы корпуса реактора, его активная зона и отражатель, и весь контур циркуляции соли помещен во внутренний корпус.

Claims

Автономная ядерная энергетическая установка, состоящая из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа, внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива и каналами вокруг активной зоны со вставленными в них тепловыми трубами, имеющие в верхней части термоэлектрические генераторы, верхней крышки реактора, под которой на крышке корпуса реактора расположен газгольдер, отличающаяся тем, что внутри газгольдера установлен газовый абсорбер с дозатором, подающим топливную соль в жидкосолевые ТВЭЛы, представляющие собой внешние трубы, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к верхнему коллектору топливной соли, и внутренние трубные вставки, установленные коаксиально с просветом с открытыми торцами, при этом циркулирующая в жидкосолевых ТВЭЛах топливная соль охлаждается снаружи дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива, циркулирующим как в каналах графитовых блоков замедлителя активной зоны, так и в каналах бокового и нижнего отражателей.