Ядерный реактор

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности. Ядерный реактор содержит герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону. Герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны. Общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости. На поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция. Теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки. Технический результат - уменьшение массы конструкционного материала. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности для удаленных территорий.

Известны ядерные реакторы бассейнового типа, в которых функцию биологической защиты выполняет толстый слой воды (И.А. Чусов, А.С. Шелегов, О.Ю. Кочнов. Особенности конструкций исследовательских реакторов водо-водяного типа. // Известия вузов. - Ядерная энергетика. 2016. - №3. - С. 116-126).

Недостатком известных устройств является возможный выход воды, прошедшей активную зону и активированной изотопом азот-16, непосредственно на поверхность бассейна реактора, что ведет к недопустимому уровню дозовой нагрузки в реакторном зале.

Наиболее близкими по технической сущности к заявляемому устройству является ядерный реактор ВГР-50 (Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008. - 136 с.). Реактор содержит массивный твердый верхний блок биологической защиты, размещенный в верхней части корпуса ядерного реактора, выполненный из нейтронно- и гаммапоглощающего материала.

Недостатком такого устройства является большая масса поглощающего материала, что затрудняет транспортировку и монтаж реактора, а также увеличивает массу захораниваемых материалов при выводе реактора из эксплуатации.

Перед авторами стояла задача устранения указанных недостатков, а именно создание атомного реактора, обладающего уменьшенной массой конструкционного материала.

Для решения поставленной задачи в ядерном реакторе, содержащем герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону, герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны, при этом общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости. На поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция. Теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки.

Технический результат - уменьшение массы конструкционного материала.

Сущность изобретения поясняется фигурами, на фиг. 1 представлено схематическое изображение устройства. На фигуре приняты следующие позиционные обозначения: 1 - крышка корпуса реактора, 2 - стакан корпуса реактора, 3 - горизонтальная перегородка, 4 - теплоизоляция, 5 - верхняя полость, 6 - нижняя полость, 7 - перепускная труба, 8 - корзина реактора, 9 - активная зона, 10 - боковой отражатель, 11 - тяги органов СУЗ, 12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе, 13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности, 14 - теплообменник.

Ядерный реактор содержит герметичнопрочный корпус реактора, включающий крышку корпуса реактора 1 и стакан корпуса реактора 2, соединенных фланцами через горизонтальную перегородку 3 с теплоизоляцией 4. Горизонтальная перегородка 3 делит объем реактора на две части - верхнюю полость 5 и нижнюю полость 6. Полости соединены между собой вертикальной перепускной трубой 7, верхний срез которой открывается в верхнюю полость 5 непосредственно на горизонтальной перегородкет3, а нижний - в нижнюю полость 6 на уровне верхнего среза активной зоны 9, размещенной в нижней части корзины реактора 8. На внешней поверхности корзины реактора 8 на уровне активной зоны 9 размещен боковой отражатель 10. Контроль реактивности реактора ведется органами СУЗ, тяги органов СУЗ 11 пропущены в гильзах через верхнюю полость 5 и крышку корпуса реактора 1 к приводам, размещенным вне корпуса реактора. Активная зона 9 реактора залита теплоносителем, при остановленном и охлажденном реакторе уровень теплоносителя устанавливается на отметке 12, при работе реактора на мощности теплоноситель частично перетекает в верхнюю полость 5, заполняя ее, а нижней полости 6 уровень теплоносителя устанавливается на отметке 13. В нижней полости 6 между уровнем теплоносителя при работе реактора на мощности 13 теплоизоляцией 4 горизонтальной перегородки 3 размещены теплообменники 14 для отвода тепла из нижней полости 6 корпуса ядерного реактора.

Устройство работает следующим образом.

При остановленном и захоложенном реакторе теплоноситель стекает в нижнюю полость 6 и устанавливается на отметке 12, при этом столб теплоносителя выполняет функции биологической защиты от остаточного радиоактивного излучения облученного топлива. Поскольку короткоживущие радиоактивные примеси в теплоносителе отсутствуют, высоты столба теплоносителя над активной зоной достаточно для снижения дозовой нагрузки в реакторном зале до приемлемого уровня даже при наличии термоконвективного выноса теплоносителя на уровень поверхности теплоносителя в холодном реакторе 12 из-за отсутствия его активации потоком нейтронов в активной зоне 9.

При выводе реактора на мощность начинается активация теплоносителя и подъем его температуры. С учетом теплоотвода в зал реактора от крышки корпуса реактора 1 можно утверждать, что температура в верхней полости 5 устанавливается на более низком уровне, чем в нижней полости 6. Поэтому вследствие разницы в давлениях насыщения теплоноситель из нижней полости 6 по перепускной трубе 7 передавливается в верхнюю полость 5, при этом теплоноситель отбирается из опускного участка тракта теплоносителя, с низким содержание короткоживущих радиоактивных изотопов. В результате под горизонтальной перегородкой 3 формируется паровая камера, в которой идет конденсация радиоактивного пара на поверхности теплообменников 14, а выше паровой камеры расположен слой неактивированного теплоносителя, выполняющего роль биологической защиты. При возникновении аварийной ситуации, связанной с потерей теплоносителя при работе реактора на мощности, происходит снижение уровня теплоносителя в стакане корпуса реактора 2 без слива теплоносителя из верхней полости 5, то есть сохраняются защитные функции. При опускании уровня теплоносителя до верхнего среза активной зоны 9 осушается нижний конец перепускной трубы 7, давление в полостях 5 и 6 выравнивается и теплоноситель перетекает в нижнюю полость 6, препятствуя осушению твэл и плавлению активной зоны 9. теплоизоляции

Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 на поверхности горизонтальной перегородки может быть размещена теплоизоляция 4.

Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 теплообменники 14 могут быть пропущены через шахту с теплоизолированными стенками и размещены ниже горизонтальной перегородки 3.

Пример конкретного исполнения устройства - водоводяной кипящий реактор с давлением пара 16 атм, с диаметром корпуса 4 м и высотой 11 м. Толщина стенок из нержавеющей стали - 20 мм, общая масса корпуса 26 тонн, что допускает его транспортировку любым видом транспорта двумя блоками заводского изготовления - крышка корпуса реактора и стакан корпуса реактора. Горизонтальная перегородка выполнена в виде диска толщиной 10 мм, зажатого между фланцами крышки корпуса реактора и стакана корпуса реактора. Перепускная труба - из нержавеющей стали 100×2. Конструкция активной зоны и твэл - аналогичны таковым реактора ВК-50. Крепление ТВС в корзине реактора - замковое в опорной плите активной зоны. Теплоноситель - вода - заливается в стакан корпуса реактора до уровня ниже теплоизоляции 4 на 20 см. При выводе реактора на номинальную мощность температура воды в нижнем объеме возрастает до 200°С, давление поднимается до 16 атм и вода передавливается из нижней полости в верхнюю. Высота верхней полости - 2 м, что достаточно для поглощения ионизирующего излучения от радиоактивного пара под горизонтальной перегородкой.

В предложенном устройстве функции верхней биологической защиты выполняет слой не активированного теплоносителя и отсутствует твердая защита от ионизирующего излучения, что существенно снижает массу реактора. Кроме того, вода, заполняющая верхнюю полость, является аварийным запасом, обеспечивающим функцию пассивной защиты активной зоны от расплавления при инцидентах, связанных с потерей теплоносителя первого контура. Следует также отметить, что реализация технического решения не ведет к увеличению габаритов реактора, поскольку избыточная вода, перетекающая в верхнюю полость при работе реактора на мощности, в расхоложенном состоянии реактора занимает объем парового пространства с теплообменниками.

Использование изобретения позволяет снизить транспортные расходы, сократить сроки монтажа и уменьшить объем захораниваемых радиоактивных материалов при выводе установки из эксплуатации.

Перечень позиций

1 - крышка корпуса реактора

2 - стакан корпуса реактора

3 - горизонтальная перегородка

4 - теплоизоляция

5 - верхняя полость

6 - нижняя полость

7 - перепускная труба

8 - корзина реактора

9 - активная зона

10 - боковой отражатель

11 - тяги органов СУЗ

12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе

13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности

14 - теплообменник

1. Ядерный реактор, содержащий герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону, отличающийся тем, что герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны, при этом общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что на поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция.

3. Устройство по пп. 1, 2, отличающееся тем, что теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к подводным модулям для производства электрической энергии. Модуль содержит удлиненный цилиндрический корпус, в который интегрированы средства (25а, 25b), образующие электрический энергоблок и содержащие средства (28, 29) в виде кипящего ядерного реактора, связанные со средствами (30, 31) производства электрической энергии, соединенные при помощи электрических кабелей (6) с внешним пунктом (7) распределения электрической энергии.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к атомным электростанциям с реакторами корпусного типа, и касается закрепления корпуса ядерного реактора в шахте.

Изобретение относится к устройству для зажима расположенного в напорном баке реактора шахтного ствола реактора относительно крышки напорного бака реактора. .

Здание // 2099802
Изобретение относится к зданию, в частности, к защитной оболочке (контейнмент) для ядерно-технической установки с внешней и внутренней оболочкой (сводами), которые расположены с зазором друг от друга, и с уплотнительным элементом, находящимся между обеими оболочками.

Изобретение относится к устройствам для аварийного перекрытия трубопроводов высокотемпературного теплоносителя под давлением и может быть использовано в трубопроводах ядерных реакторов, преимущественно водоводяного типа.

Изобретение относится к излучателям нейтронов. Устройство содержит составной зеркальный нейтроновод, часть которого выполнена из чистого графита и соединена с двух сторон нейтроноводами, изготовленными из меди.

Изобретение относится к управляющей сборке для ядерного реактора. Сборка содержит первую сборку управления реактивностью, имеющую первый модифицирующий нейтроны материал, вторую сборку управления реактивностью, имеющую второй модифицирующий нейтроны материал, и по меньшей мере один приводной механизм, соединенный с первым модифицирующим нейтроны материалом и со вторым модифицирующим нейтроны материалом.

Изобретение относится к ядерному реактору деления на быстрых нейтронах. Реактор содержит активную зону, имеющую места для установки устройств.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца и его сплавов с поглощающими элементами.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в реакторах с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую. Активная зона ядерного реактора включает по меньшей мере один модуль, твердый и жидкий замедлители нейтронов.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно: к конструкции ядерных реакторов на быстрых нейтронах, работающих в подкритическом режиме, предназначенных для децентрализованного энергоснабжения.

Изобретение относится к области ядерных энергодвигательных установок и электроракетных двигательных установок с электромагнитным ускорением плазмы и преимущественно может быть использовано в двигательных установках космических аппаратов.

Изобретение относится к созданию системы горячего водоснабжения (ГВС). Отличительным признаком предлагаемого изобретения от используемых в настоящее время систем ГВС второго типа является то, что в нем рассматривается практическая возможность использования для водонагрева вместо тепла недешевых традиционных источников в виде угля, солярки, природного газа и т.п., а теплогенерации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), например отработавших ТВС ядерных реакторов ВВЭР-1000, РБМК-1000 и др., которые после 3-летнего использования в реакторе помещаются в бассейн выдержки для последующей процедуры утилизации.

Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем содержит вертикально установленные тепловыделяющие сборки активной зоны и боковой зоны воспроизводства.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах типа РБМК. Система сбора графитовых отходов, полученных после резки и калибровки графитовой кладки реактора РБМК, включает бункер.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в реакторах с прямым преобразованием энергии в электрическую. Активная зона ядерного реактора включает по меньшей мере один модуль, а также твердый и жидкий замедлители нейтронов. Модуль содержит корпус, по меньшей мере одну тепловую трубу, по меньшей мере один тепловыделяющий элемент и теплоизоляцию. Тепловая труба выполнена в виде корпуса, снабженного фитилем, и содержит теплоноситель. Тепловыделяющий элемент выполнен из ядерного топлива, расположенного в зоне испарения тепловой трубы вокруг ее корпуса в тепловом контакте с ним и заключенного в оболочку. Между оболочкой и корпусом модуля помещена теплоизоляция. В твердом замедлителе нейтронов выполнено по меньшей мере одно отверстие, в котором размещен по меньшей мере один модуль. Пространство между корпусом модуля и твердым замедлителем нейтронов заполнено жидким замедлителем нейтронов. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия реакторных установок и расширение области применения активной зоны. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности. Ядерный реактор содержит герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону. Герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны. Общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости. На поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция. Теплообменники первоговторого контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки. Технический результат - уменьшение массы конструкционного материала. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Наверх