Высокотемпературный ядерный реактор

 

(19)RU(11)1127446(13)C(51)  МПК ⁵    _G21C1/22Статус: по данным на 17.01.2013 - прекратил действиеПошлина:

(54) ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

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 (400-600^оС) обуславливает задержание теплоносителя, содержащего радиоактивные продукты деления, защитными оболочками, а также их легкое обнаружение и удаление в твердой фазе.

Формула изобретения

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.

РИСУНКИ

Рисунок 1

MM4A Досрочное прекращение действия патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Номер и год публикации бюллетеня: 23-2001

Извещение опубликовано: 20.08.2001        

---