UA118862C2 - Реактор на швидких нейтронах та блок відбивача нейтронів реактора на швидких нейтронах - Google Patents
Реактор на швидких нейтронах та блок відбивача нейтронів реактора на швидких нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- UA118862C2 UA118862C2 UAA201607313A UAA201607313A UA118862C2 UA 118862 C2 UA118862 C2 UA 118862C2 UA A201607313 A UAA201607313 A UA A201607313A UA A201607313 A UAA201607313 A UA A201607313A UA 118862 C2 UA118862 C2 UA 118862C2
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- reflector
- active zone
- housing
- neutron
- reactor
- Prior art date
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 54
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 229910000746 Structural steel Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910000734 martensite Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 8
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 abstract description 4
- 239000010959 steel Substances 0.000 abstract description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 abstract 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 7
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 5
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 5
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 5
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 239000000112 cooling gas Substances 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 229910001152 Bi alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000978 Pb alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N bismuth atom Chemical compound [Bi] JCXGWMGPZLAOME-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000003628 erosive effect Effects 0.000 description 1
- 239000006023 eutectic alloy Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
-
- 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
- G21C15/10—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from reflector or thermal shield
-
- 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
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- 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
- 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
Винахід належить до області ядерної енергетики, а саме до конструкцій блоків відбивачів нейтронів для реакторів на швидких нейтронах з важким рідкометалевим теплоносієм. Реактор на швидких нейтронах містить активну зону, що складається з тепловиділяючих елементів, охолоджуваних важким рідкометалевим теплоносієм, блоки відбивача нейтронів, розташованих навколо активної зони, що включають сталевий корпус, в бічних стінках якого вище верхньої межі активної зони виконано щонайменше один вхідний отвір для відведення частини потоку теплоносія з міжблокового простору всередину корпусу, щонайменше одну вертикальну трубку, встановлену в корпусі, по якій відведений потік теплоносія, проходячи через верхню і нижню межі активної зони, надходить в його нижню частину, також на зовнішній стороні корпусу вище вхідного отвору встановлено дросельний пристрій для створення гідравлічного опору потоку теплоносія в міжблоковому просторі. Технічний результат - підвищення безпеки роботи реактора на швидких нейтронах, підвищення ККД реактора на швидких нейтронах, зниження теплообмінної поверхні в парогенераторі.
Description
Галузь техніки, до якої відноситься винахід
Винахід відноситься до галузі ядерної енергетики, а саме до реакторів на швидких нейтронах з важким рідкометалевим теплоносієм, які містять блоки, що виймаються, відбивача нейтронів.
Рівень техніки
З рівня техніки відомий пристрій для охолодження відбивача ядерного реактору з газовим охолодженням (патент СЕ 1281047 В, МПК 2210 11/06, 2210 15/10, опубліковано 24.10.1968 р.), в якому за межами окремих блоків, між циліндричною оболонкою відбивача та оточуючою ємністю реактора виконаний канал для охолодження оболонки, який оточує відбивач по колу по всій його довжині, при цьому охолоджуючий агент відомим способом поступає зверху з охолоджуючого газового каналу та уздовж відбивачів до рівня нижче активної зони реактора, а частина охолоджуючого агенту відомим способом проходить через отвори 7 в стінці охолоджуючого газового каналу і поглиблення на поверхні блоку відбивачів та безпосередньо через відбивач, при цьому отвори 7 і поглиблення виконані в області відбивача, розташованої поруч з активною зоною реактора, і з вказаної області відбивача охолоджуючий агент проходить у напрямку реактора.
Із використанням вказаного аналогу не забезпечується вирівнювання температури теплоносія по радіусу активної зони, підвищення середньозмішаної температури теплоносія на виході з активної зони, підвищення температури теплоносія на виході з активної зони без підвищення температури на оболонках твелів за рахунок вирівнювання температур на виході з активної зони і відбивачів, суттєвого зниження температури на оболонках тепловиділяючих елементів, підвищення температури теплоносія, що пройшов через блок відбивача, оскільки у найближчому аналогу використані конструктивні елементи, які зумовлюють радіальні потоки теплоносія у відбивачі. Таким чином, незважаючи на спрощення конструкції складових елементів реактора, які відповідають за охолодження відбивача, та підвищення їх ефективності, найближчий аналог не здатен забезпечити вирівнювання температури теплоносія на виході з активної зони, забезпечити достатній гідравлічний опір відбивача та покращення теплогідравліки активної зони при обмежені швидкості теплоносія, що, в свою чергу робить найближчий аналог небезпечним та знижує ККД ядерного реактора.
Зо З рівня техніки відомі реактори на швидких нейтронах з важким рідкометалевим теплоносієм, що містять блоки відбивачів (див: пйр у/лумли.аїотіс-епегду. пгиЛеснпо Іоду/360001, (патент ВО 2408094, дата публікації 27.12.2012.
До блоків відбивача в реакторах на швидких нейтронах, охолоджуваних важким рідкометалевим теплоносієм, висуваються такі вимоги: захист від нейтронного і гамма- випромінювань неперевантажуваних обичайок, що не виймаються, реакторної установки, розташованих зовні відбивача; мінімізація витрати теплоносія, що проходить через блоки відбивача, оскільки об'ємне енерговиділення в метало конструкціях відбивача менше ніж в тепловиділяючих елементах на 2-3 порядки та більше, і витрата теплоносія, що йде на охолодження блоків відбивача захолоджує при змішуванні теплоносій, що виходить з твельної частини активної зони; мінімізація вмісту конструкційних матеріалів в поперечному перерізі блоків відбивача з метою зменшення паразитного захоплення нейтронів.
На даний час на атомних електростанціях (АЕС) з діючими реакторами на швидких нейтронах, охолоджуваних натрієвим теплоносієм, в блоках відбивача використовується конструкція, де блоки складаються з трьох частин: головки, середньої частини і хвостовика. Такі блоки відбивача кріпляться хвостовиками до колектора реактора, через який подається теплоносій на охолодження блоків. Дроселювання натрієвого теплоносія всередині блоків здійснюється шайбами, які встановлюються у внутрішню порожнину блоків, а дроселювання теплоносія, який омиває натрій, що протікає в міжблоковому просторі, здійснюють зовні хвостовика за допомогою з'єднання типу "ялиночка", а також у верхній частині чохла за допомогою шайб. Всі ці вищевказані дросельні конструкції в натрієвому теплоносії досить компактні в силу того, що в натрії можливо локальне підвищення швидкості до 8-10 м/сек, і можна проточні частини дроселів виконувати з малою площею прохідного перерізу для теплоносія.
Здійснення винаходу
Задача, на вирішення якої спрямована група винаходів, полягає у створенні конструкції блоку відбивача реактора на швидких нейтронах, що забезпечує покращені теплогідравлічні характеристики реакторної установки, охолоджувальної важким рідкометалевим теплоносієм із забезпеченням граничних для важкого рідкометалевого теплоносія значень по швидкості омивання конструкції.
Технічний результат, який досягається при реалізації групи винаходів, яка заявляється, полягає в підвищенні безпеки роботи реактора на швидких нейтронах за рахунок зниження температури на оболонках тепловиділяючих елементів, яке досягається шляхом вирівнювання температури теплоносія по радіусу активної зони, підвищенні ККД реактора на швидких нейтронах за рахунок підвищення середньозмішаної температури теплоносія на виході з активної зони, тобто температури теплоносія, який пройшов твельну частину активної зони, і температури теплоносія, який пройшов через блок відбивача, що досягається за рахунок підвищення температури теплоносія, що пройшов через блок відбивача, в забезпеченні достатнього гідравлічного опору відбивача при великих значеннях прохідного перетину для теплоносія та покращенні тепло гідравліки активної зони при обмеженій швидкості теплоносія.
При цьому досягається можливість істотно збільшити термодинамічний ККД реактора за рахунок підвищення температури теплоносія на виході з активної зони без підвищення температури на оболонках твелів за рахунок вирівнювання температури на виході з активної зони і відбивачів заявленої конструкції.
Технічний результат, що заявляється, досягається за рахунок того, що реактор на швидких нейтронах містить активну зону, що складається з тепловиділяючих елементів, охолоджуваних важким рідкометалевим теплоносієм, блоки відбивача нейтронів, розташовані навколо активної зони, що включають корпус, в бічних стінках якого вище верхньої межі активної зони виконаний щонайменше один вхідний отвір для відведення частини потоку теплоносія з міжблокового простору всередину корпусу, щонайменше одну вертикальну трубку, встановлену в корпусі, по якій відведений потік теплоносія, проходячи через верхню і нижню межу активної зони, надходить в його нижню частину, також на зовнішній стороні корпусу вище вхідного отвору встановлений дросельний пристрій для створення гідравлічного опору потоку теплоносія в міжблоковому просторі.
Також технічний результат, що заявляється, досягається за рахунок того, що блок відбивача нейтронів реактора на швидких нейтронах включає корпус, в бічних стінках якого виконано, щонайменше один вхідний отвір для відведення частини потоку теплоносія з міжблокового простору всередину корпусу, щонайменше одну вертикальну трубку, встановлену в корпусі і спрямовуючу відведений потік теплоносія в його нижню частину, також на зовнішній стороні
Зо корпусу вище вхідного отвору встановлено дросельний пристрій для створення гідравлічного опору потоку теплоносія в міжблоковому просторі.
Теплоносій, який пройшов між блоками відбивача, а потім через отвори, виконані в стінках корпусу, і вертикальні трубки, тричі проходить між нижньою межею активної зони (вхід в активну зону) і верхньою межею активної зони (вихід з активної зони), і, відповідно в три рази більше нагрівається за рахунок поглинання випромінювань в самому теплоносії, а також за рахунок послідовного по всьому шляху руху теплоносія його прогріву в процесі охолодження ним металоконструкцій блоків відбивача, в яких відбувається енерговиділення, пов'язане з поглинанням іонізуючих випромінювань. Таким чином, замість використання дроселів з високою локальною швидкістю теплоносія застосовується перенаправлення потоку теплоносія по більш довгому шляху його руху, де досягнення більш високого гідравлічного опору відбувається за рахунок як поворотів потоку теплоносія всередині корпусу блоку відбивача, так і за рахунок втрат на тертя на більш довгому шляху потоку, при цьому гідравлічний опір блоків відбивача збільшується, а блоки відбивача і ТВЕЛИи працюють паралельно в гідравлічній схемі першого контуру реакторної установки, тобто на них спрацьовує загальний гідравлічний перепад на активній зоні, отже, більша витрата теплоносія буде направлятися в твельну частину активної зони. Тим самим забезпечується вирівнювання температурного підігріву теплоносія по радіусу активної зони.
Вирівнювання температурного підігріву теплоносія, що проходить через активну зону і блоки відбивача, за рахунок збільшення потоку теплоносія, що йде у твельну частину активної зони, забезпечує зниження максимальної температури на оболонках тепловиділяючих елементів (температури у гарячій плямі), що є одним з головних обмежуючих факторів при визначенні критеріїв працездатності оболонок тепловиділяючих елементів у реакторі на швидких нейтронах, охолоджуваним важким рідкометалевим теплоносієм.
Крім того, в окремому випадку реалізації винаходу вертикальні трубки з'єднані з корпусом вище верхньої межі активної зони.
Крім того, в окремому випадку реалізації винаходу корпус блоку відбивача нейтронів виконаний з конструкційної сталі ферритно-мартенситного класу.
Крім того, в окремому випадку реалізації винаходу блок відбивача нейтронів додатково включає хвостовик. бо Відомості, що розкривають сутність винаходу
Фіг. 1 - схема розташування елементів активної зони реактора при трикутному розміщенні тепловиділяючих елементів;
Фіг. 2 - блок відбивача (поздовжній розріз).
Реактор на швидких нейтронах, схема розташування елементів якого показана на Фіг. 1, містить активну зону 1, що складається з тепловиділяючих збірок із стрижневими тепловиділялючими елементами (ТВЕЛи) 2, між якими знаходиться важкий рідкометалевий теплоносій (ВРМТ), переважно свинець або евтектичний сплав свинцю і вісмуту. Активна зона 1 має нижню межу Н': (вхід в активну зону) і верхню межу Не» (вихід з активної зони). Навколо активної зони 1 розміщені блоки З відбивача нейтронів, які призначені для зниження витоку нейтронів і повернення їх в активну зону 1.
Блок відбивача нейтронів, показаний на Фіг. 2, включає сталевий корпус (чохол) 4, в бічних сторонах якого виконані один чи кілька вхідних отворів 5, призначених для відводу частини потоку 6 теплоносія з міжблокового простору всередину корпусу в збірний колектор 5', одну або кілька вертикальних трубок 7, призначених для направлення відведеного потоку 6 теплоносія в нижню частину, корпусу 4 і з'єднаних з ним через колектор 5 за допомогою зварних швів.
Вертикальні трубки 7 можуть бути встановлені паралельно поздовжньої осі блоку відбивача або можуть бути закручені відносно його поздовжньої осі. На зовнішній стороні корпусу 4 у верхній його частині на ділянці від вхідних отворів 5 до виходу з блоку відбивача встановлено дросельний пристрій 8, конструкція якого повинна забезпечувати збільшений відбір теплоносія з міжблокового простору всередину корпусу 4 за рахунок створення істотного, по відношенню до відведеного потоку, гідравлічного опору на вертикальній ділянці в міжблоковому просторі, при цьому швидкість теплоносія в дросельному пристрої 8 не повинна перевищувати 2-2,5 м/с з метою зниження ерозійно-корозійних пошкоджень стінок корпусу 4, що омиваються. У переважному варіанті реалізації винаходу дросельний пристрій 8 включає накладний сталевий лист, приварений однією стороною до стіни корпусу 4 і маючий відгин трапецеїдальної або хвилястої форми від поверхні стінки корпусу для поліпшення протоку теплоносія під цим листом. У накладному листі попередньо виконані прорізи для регулювання витрати теплоносія, що йде під накладний лист за рахунок підбору ширини і довжини прорізів. Зовнішня сторона накладного листа одного блоку відбивача повинна торкатися зовнішньої сторони листа
Зо накладного сусіднього блоку відбивача або бути з невеликим зазором з зовнішньою стороною листа накладного сусіднього блоку відбивача. Для збільшення ефективності роботи дросельного пристрою 8 необхідно розмістити накладні листи на кожній стінці корпусу 4 блока відбивача вище верхньої межі Нео активної зони, щоб перекрити всі щілинні зазори між блоками відбивача. Стінка корпусу 4 блоку відбивача під накладним листом дросельного пристрою 8 може мати потоншення для збільшення витрати теплоносія, який надходить під накладний лист.
Блок відбивача також включає хвостовик 9, призначений для кріплення до основи реактора.
Корпус 4 блока відбивача, в переважному варіанті реалізації винаходу, може бути виконаний з конструкційної сталі ферритно-мартенситного класу, оскільки сталі саме даного типу мають властивості корозійної стійкості в середовищі важкого рідкометалевого теплоносія, а також зберігають хороші пластичні властивості при опроміненні високими потоками нейтронів.
Вертикальні трубки 7 переважно закріплювати в корпусі 4 вище верхньої межі Но активної зони 1, а не між нижньою межею Ні і верхньою межею Не активної зони 1 з метою зменшення радіаційного окрихчення зварних швів в місці з'єднання трубок 7, так як між кордонами Н.: і Н2 активної зони 1 проходять більш високі потоки нейтронів, а також внаслідок того, що шлях руху теплоносія збільшується при зміщенні отворів вгору вздовж корпусу блоку відбивача. Корпус 4 блоку відбивача в поперечному перерізі може мати трикутну, квадратну, шестигранну або іншу довільну форму в залежності від форми розміщення використовуваних тепловиділяючих елементів 2.
Пристрій працює наступним чином
Активну зону 1 реактора на швидких нейтронах завантажують тепловиділяючими збірками зі стрижневими тепловиділлючими елементами (ТВЕЛами) 2. Навколо активної зони 1 встановлюють блоки відбивача 3 нейтронів, таким чином, що вхідні отвори 5, виконані в бічних стінках корпусу 4, розташовуються вище верхньої межі Нг активної зони 1. Таким чином, частина потоку б теплоносія, що проходить верхню межу Н»г активної зони 1, з міжблокового простору через отвори 5 і збірний колектор 5' надходить всередину корпусу 4 блоку відбивача, тобто повертається на 90" від прямоточного міжблокового потоку теплоносія знизу-вгору. Потім, повернувши ще на 90", відведений потік 6 через вертикальні трубки 7, проходячи верхню межу
Не активної зони 1 і нижню межу Ні: активної зони 1, опускається в нижню частину корпусу 4, після чого потік 6 теплоносія повертає на 180" і піднімається вгору корпусу 4, ще раз проходячи через нижню межу Ні активної зони 1 і верхню межу Н» активної зони 1 аж до виходу з корпусу 4 блоку відбивача.
Таким чином, пропонована гідравлічна схема руху відведеного потоку б теплоносія всередині корпусу 4 блоку відбивача забезпечує підвищення підігріву теплоносія, що проходить через блок відбивача, і вирівнювання температурного підігріву теплоносія по радіусу активної зони 1 в зоні змішування - де змішуються потоки теплоносія, що пройшов ТВЕЛи і пройшов через блок відбивача, за рахунок того, що частина потоку теплоносія, що пройшов між відбивачами, тричі проходить між верхньою межею Н»г і нижньою межею Н': активної зони 1 і, відповідно, в три рази більше підігрівається за рахунок поглинання випромінювань в теплоносії і за рахунок послідовного нагріву при знятті енерговиділення з металоконструкції блоків З відбивача. При вирівнюванні профілю температури по радіусу активної зони 1 підвищується також середньозмішана температура теплоносія вище верхньої межі Нео активної зони 1. Під середньозмішаною температурою приймають змішання температури теплоносія, що пройшов твельную частину активної зони 1 і через блок З відбивача. Таке вирівнювання відбувається за рахунок підвищення температури теплоносія, що пройшов через блок 3 відбивача. При підвищенні середньозмішаної температури теплоносія на верхній межі Но з активної зони 1 підвищується ККД реакторної установки, тобто за тієї ж теплової потужності, що виділяється в активній зоні 1, можна підвищити потужність, що виділяється через теплоносій другого контуру в турбіні (на кресленнях не показано). Підвищується ентальпія води при такій самій витраті другого контуру. Також за рахунок підвищення середньозмішаної температури на виході з активної зони 1 можливе скорочення поверхні теплообміну в парогенераторах при збереженні тієї ж потужності, що знімається другим контуром (на кресленнях не показано).
Claims (6)
1. Реактор на швидких нейтронах, що містить активну зону, яка складається з тепловиділяючих елементів, охолоджуваних важким рідкометалевим теплоносієм, блоки відбивача нейтронів, розташовані навколо активної зони, причому кожен з блоків відбивачів містить корпус, який відрізняється тим, що в бічних стінках корпусу вище верхньої межі активної зони виконаний щонайменше один вхідний отвір для відведення частини потоку теплоносія з міжблокового простору всередину корпусу, містить щонайменше одну вертикальну трубку, встановлену в корпусі, по якій відведений потік теплоносія, проходячи через верхню і нижню межі активної зони, надходить в його нижню частину, також на зовнішній стороні корпусу вище вхідного отвору встановлений дросельний пристрій для створення гідравлічного опору потоку теплоносія в міжблоковому просторі.
2. Реактор за п. 1, який відрізняється тим, що щонайменше одна вертикальна трубка з'єднана з корпусом вище верхньої межі активної зони.
3. Блок відбивача нейтронів реактора на швидких нейтронах, що включає корпус, в бічних стінках якого виконано щонайменше один вхідний отвір для відведення частини потоку теплоносія з міжблокового простору всередину корпусу, щонайменше одну вертикальну трубку, встановлену в корпусі і спрямовуючу відведений потік теплоносія в його нижню частину, також на зовнішній стороні корпусу вище вхідного отвору встановлено дросельний пристрій для створення гідравлічного опору потоку теплоносія в міжблоковому просторі.
4. Блок відбивача за п. 3, який відрізняється тим, що вертикальні трубки з'єднані з корпусом вище верхньої межі активної зони.
5. Блок відбивача за п. 3, який відрізняється тим, що корпус блока відбивача нейтронів виконаний з конструкційної сталі феритно-мартенситного класу.
6. Блок відбивача за. п. 3, який відрізняється тим, що блок відбивача нейтронів додатково включає хвостовик.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013154529/07A RU2545170C1 (ru) | 2013-12-10 | 2013-12-10 | Реактор на быстрых нейтронах и блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейтронах |
| PCT/RU2014/000916 WO2015088390A1 (ru) | 2013-12-10 | 2014-12-08 | Реактор на быстрых нейтронах и блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейтронах |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA118862C2 true UA118862C2 (uk) | 2019-03-25 |
Family
ID=53371549
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UAA201607313A UA118862C2 (uk) | 2013-12-10 | 2014-08-12 | Реактор на швидких нейтронах та блок відбивача нейтронів реактора на швидких нейтронах |
Country Status (12)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20170018320A1 (uk) |
| EP (1) | EP3082132A4 (uk) |
| JP (1) | JP6649887B2 (uk) |
| KR (1) | KR102259111B1 (uk) |
| CN (1) | CN105849817B (uk) |
| BR (1) | BR112016013344A2 (uk) |
| CA (1) | CA2932602C (uk) |
| EA (1) | EA029950B1 (uk) |
| MY (1) | MY184252A (uk) |
| RU (1) | RU2545170C1 (uk) |
| UA (1) | UA118862C2 (uk) |
| WO (1) | WO2015088390A1 (uk) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2600457C1 (ru) * | 2015-07-20 | 2016-10-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Блок бокового отражателя ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
| CN107767969A (zh) * | 2017-09-04 | 2018-03-06 | 中广核研究院有限公司 | 压力容器的堆芯结构及堆芯装载方法 |
| CN107767968A (zh) * | 2017-09-04 | 2018-03-06 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆及减少核反应堆中子泄漏的屏蔽燃料组件 |
| CN109192329B (zh) * | 2018-11-01 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | 一种热管型双模式空间核反应堆堆芯 |
| CN109920570A (zh) * | 2019-03-28 | 2019-06-21 | 江苏核电有限公司 | 一种中子温度测量通道拔出与安装辅助夹具 |
Family Cites Families (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE1281047B (de) * | 1965-02-17 | 1968-10-24 | Brown Boveri Krupp Reaktor | Anordnung zur Kuehlung des Reflektors von gasgekuehlten Kernreaktoren |
| US4166003A (en) * | 1973-03-30 | 1979-08-28 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear core and a reflector assembly therefor |
| JPS63434A (ja) * | 1986-06-20 | 1988-01-05 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 原子炉用高強度フエライト鋼 |
| DE3641284A1 (de) * | 1986-12-03 | 1988-06-16 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Deckenreflektor fuer einen kernreaktor |
| RU9083U1 (ru) * | 1998-07-15 | 1999-01-16 | Государственное предприятие "Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина" | Устройство активной зоны уран-графитового реактора |
| JP4101422B2 (ja) * | 1999-12-28 | 2008-06-18 | 株式会社東芝 | 液体金属冷却型原子炉および液体金属冷却型原子力プラント |
| ITMI20051752A1 (it) | 2005-09-21 | 2007-03-22 | Ansaldo Energia Spa | Reattore nucleare in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido |
| JP5426110B2 (ja) * | 2007-05-17 | 2014-02-26 | 株式会社東芝 | 反射体制御方式の高速炉 |
| US8472581B2 (en) * | 2008-11-17 | 2013-06-25 | Nuscale Power, Llc | Reactor vessel reflector with integrated flow-through |
| FR2938691B1 (fr) * | 2008-11-19 | 2010-12-24 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire sfr de type integre a compacite et convection ameliorees |
| RU2562617C2 (ru) * | 2010-06-04 | 2015-09-10 | Пеббл Бед Модулар Риэктор Сок Лтд | Сборка блока отражателя нейтронов, боковой отражатель ядерного реактора и ядерный реактор |
| JP2012042368A (ja) * | 2010-08-20 | 2012-03-01 | Toshiba Corp | 反射体制御原子炉および反射体 |
| PL2758965T3 (pl) * | 2011-09-21 | 2018-02-28 | HUKE, Armin | Reaktor jądrowy z pętlą paliwa ciekłego |
| CN103065693B (zh) * | 2013-01-13 | 2015-04-22 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种液态金属冷却池式反应堆堆内冷热池分隔*** |
-
2013
- 2013-12-10 RU RU2013154529/07A patent/RU2545170C1/ru active
-
2014
- 2014-08-12 UA UAA201607313A patent/UA118862C2/uk unknown
- 2014-12-08 MY MYPI2016001095A patent/MY184252A/en unknown
- 2014-12-08 CA CA2932602A patent/CA2932602C/en active Active
- 2014-12-08 EA EA201600417A patent/EA029950B1/ru not_active IP Right Cessation
- 2014-12-08 WO PCT/RU2014/000916 patent/WO2015088390A1/ru active Application Filing
- 2014-12-08 KR KR1020167017729A patent/KR102259111B1/ko active IP Right Grant
- 2014-12-08 JP JP2016536869A patent/JP6649887B2/ja active Active
- 2014-12-08 CN CN201480067454.9A patent/CN105849817B/zh active Active
- 2014-12-08 US US15/102,445 patent/US20170018320A1/en not_active Abandoned
- 2014-12-08 EP EP14869046.4A patent/EP3082132A4/en not_active Withdrawn
- 2014-12-08 BR BR112016013344A patent/BR112016013344A2/pt not_active Application Discontinuation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP3082132A1 (en) | 2016-10-19 |
| EP3082132A4 (en) | 2017-10-25 |
| KR20160096126A (ko) | 2016-08-12 |
| WO2015088390A1 (ru) | 2015-06-18 |
| BR112016013344A2 (pt) | 2017-08-08 |
| KR102259111B1 (ko) | 2021-05-31 |
| CN105849817B (zh) | 2017-10-03 |
| EA029950B1 (ru) | 2018-06-29 |
| RU2545170C1 (ru) | 2015-03-27 |
| CA2932602A1 (en) | 2015-06-18 |
| JP6649887B2 (ja) | 2020-02-19 |
| US20170018320A1 (en) | 2017-01-19 |
| CN105849817A (zh) | 2016-08-10 |
| JP2017503156A (ja) | 2017-01-26 |
| MY184252A (en) | 2021-03-29 |
| CA2932602C (en) | 2022-03-08 |
| EA201600417A1 (ru) | 2016-09-30 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| UA118862C2 (uk) | Реактор на швидких нейтронах та блок відбивача нейтронів реактора на швидких нейтронах | |
| US8416908B2 (en) | Nuclear reactor control method and apparatus | |
| US20150117589A1 (en) | Molten Salt Reactor | |
| JP4786616B2 (ja) | 原子炉 | |
| JPH08160179A (ja) | 液体金属冷却式原子炉 | |
| EP2837004B1 (en) | Passive containment air cooling for nuclear power plants | |
| JP6236463B2 (ja) | 原子炉 | |
| KR101250474B1 (ko) | 연통효과를 이용하여 원자로 풀 자연순환 성능을 강화한 액체금속냉각 원자로의 피동형 잔열 제거시스템 | |
| CN104658620A (zh) | 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置 | |
| US20110075786A1 (en) | Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system | |
| CN113593727A (zh) | 一种超临界二氧化碳液态锂铅双冷包层 | |
| US9275760B2 (en) | Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system | |
| Sagara et al. | Innovative liquid breeder blanket design activities in Japan | |
| US9221093B2 (en) | Heat exchanger, methods therefor and a nuclear fission reactor system | |
| Chen et al. | Preliminary thermal-hydraulic design and analysis of china lead alloy cooled research reactor (CLEAR-I) | |
| Chen et al. | Subchannel analysis of fuel assemblies of a lead–alloy cooled fast reactor | |
| CN106941014A (zh) | 配备阻尼器的核反应堆的无源触发型安全装置 | |
| JP6650776B2 (ja) | フローダンパおよび蓄圧注水装置ならびに原子力設備 | |
| Davis et al. | Core power limits for a lead-bismuth natural circulation actinide burner reactor | |
| Dombrovskii et al. | In-vessel corium catcher of a nuclear reactor | |
| Marcellin et al. | 38 Hydrothermic behaviour of intermediate heat exchangers in a pool-type fast breeder reactor | |
| Lee et al. | A preliminary conceptual design study of blanket for Korean DEMO Reactor (K-DEMO) | |
| Cinotti et al. | 99 Vertical emergency air coolers | |
| BR112018071325B1 (pt) | Método para resfriar ativamente um recipiente de contenção e sal combustível em um reator nuclear | |
| Baek et al. | Coolant options and critical heat flux issues in fusion reactor divertor design |