Способ охлаждения активной зоны кипящего ядерного реактора

 

Способ относится к атомной промышленности и может быть использован в корпусных кипящих реакторах и в реакторах бассейнового типа. Цель изобретения стабилизация температурного режима в области активной зоны достигается путем введения в эту область расплава с плотностью, большей плотности парообразующей жидкости, и с температурой плавления, меньшей температуры кипения этой жидкости. Отвод тепла осуществляют в условиях каплеобразования расплава с границы расплав парообразующая жидкость с последующим возвращением этих капель в расплав, поскольку температура кипения расплава высока, генерация пара в месте контакта расплава с поверхностью твэла исключается, что снижает температурные перепады вдоль всей длины твэлов. 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в реакторах с кипящим теплоносителем. Известен способ охлаждения активной зоны кипящего ядерного реактора, в котором теплоотвод осуществляется с помощью расплавленного свинца, находящегося в непосредственном контакте с жидким ядерным топливом. В нижней части реактора находится резервуар, заполненный жидким теплоносителем (свинцом), плотность которого больше плотности топлива, поэтому топливо плавает на поверхности теплоносителя, заполняя каналы и полости в верхней и нижней частях графитовой активной зоны реактора. Теплоноситель перекачивается насосом в коллектор над реактором, откуда по системе разводящих труб поступает в опускные каналы активной зоны, отбирая тепло от топлива. Свинец попадает в нижний резервуар, где отдает тепло через парогенератор в энергетическую установку. Недостатком описанного способа является то, что он может быть реализован только в случае использования расплавленного ядерного топлива и не обеспечивает высокой эффективности теплоотдачи из-за отсутствия отвода тепла в месте непосредственного контакта свинца и топлива, связанного с генерацией пара и капельным забором энергии. Наиболее близким по технической сути к изобретению является способ, в котором отвода тепла от активной зоны осуществляется через заторможенный слой жидкости у поверхности твэла к основной массе жидкости и тепла, расходуемого на испарение жидкости в пристенном слое в полости поверхностных паровых пузырей. Недостатком прототипа является то, что при больших значениях весового содержания пара работа реактора может быть неустойчивой. Целью изобретения является стабилизация температурного режима в области активной зоны. Поставленная цель достигается тем, что область активной зоны заполняют слоем расплава с плотностью, большей плотности парообразующей жидкости, и с температурой плавления, меньшей температуры кипения этой жидкости, а отвод тепла осуществляют в условиях каплеобразования расплава с границы расплав-парообразующая жидкость с последующим возвращением этих капель в расплав. Изобретение поясняется чертежом, на котором приведена конструкция реактора, содержащего вертикальный цилиндрический корпус 1, в нижней части которого расположена активная зона 2, заполненная расплавом 3 металла или сплава, над которым размещается слой 4 кипящей жидкости. Реактор содержит насосы 5 и 6 подачи расплава и питательной воды соответственно, а также пароперегреватель 7 и стержни 8 регулирования. Устройство работает следующим образом. В нижнюю часть корпуса 1 реактора заливается расплав 3 металла или сплава (ртуть, олово, свинец, свинцово-висмутовые сплавы и т.д.) с температурой плавления, ниже температуры кипения теплоносителя, и плотностью, выше плотности кипящего теплоносителя. Слой 4 находится в непосредственном контакте с топливом и теплоносителем. В силу хорошего теплового контакта между расплавом 3 металла или сплава и поверхностью твэлов и в силу хорошей теплопроводности расплава 3 при наличии свободной конвекции тепло интенсивно передается через расплав 3 от твэлов активной зоны 2 к кипящей жидкости, слой 4 которой находится выше активной зоны 2. Поскольку температура кипения расплава 3 очень высока, генерация пара в месте контакта расплава 3 с поверхностью твэла исключается. Отсутствие паровой фазы в области расположения твэлов снижает температурные перепады вдоль всей длины твэлов и является фактором, стабилизирующим работу реактора. Поскольку температура кипения теплоносителя значительно меньше температуры кипения расплава 3 металла или сплава, то процесс генерации пара из активной зоны 2 переносится на границу раздела расплав-теплоноситель. Циркуляция расплава осуществляется насосом 5, а подача питательной воды насосами 6. Пар, который образуется на поверхности расплава 3, отводится через пароперегреватель 7 сверху вниз, а работа активной зоны регулируется с помощью стержней 8.

Формула изобретения

СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ КИПЯЩЕГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА путем отвода тепла к массе парообразующей жидкости, отличающийся тем, что, с целью стабилизации температурного режима, область активной зоны заполняют слоем расплава с плотностью, большей плотности парообразующей жидкости, и с температурой плавления, меньшей температуры кипения этой жидкости, а отвод тепла осуществляют в условиях каплеобразования расплава с гриницы расплав - пароображующая жидкость с последующим возвращением этих капель в расплав.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в установках с ядерными реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к технике переработки облученного топлива и обработки твердых радиоактивных отходов, а именно растворения названных материалов, и рекомендуется для использования в радиохимическом производстве, а также в химической промышленности

Изобретение относится к неводным методам регенерации ядерного топлива и может быть использовано при переработке уран-плутониевого оксидного топлива в расплавленных солях

Изобретение относится к конструированию ядерных реакторов предельно достижимой безопасности

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к опорным конструкциям корпуса ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной техники, к средствам локализации аварийных выбросов и предназначено для использования при ликвидации последствий аварий на ядерных оеакторах и других объектах, содержащих радиоактивные или токсичные вещества

Изобретение относится к устройствам контроля за технологическими параметрами ядерных реакторов, в частности, за расходом теплоносителя в технологических каналах (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС)

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании транспортабельных и стационарных ядерных паропроизводящих установок

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных станциях с водоводяными реакторами в аварийных режимах

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано на АЭС для предотвращения аварий из-за падения тяжелых объектов, например контейнеров с отработавшими сборками энергетических реакторов, на строительные конструкции здания, например на междуэтажное перекрытие
Наверх