Активная зона ядерного реактора

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 ядерной энергетики и может быть использовано в реакторах с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую за пределами активной зоны, в частности, с термофотоэлектрическим.

Известна активная зона с тепловыми трубами [Заявка на изобретение США «Мобильный быстрый реактор, охлаждаемый тепловыми трубами» US №2016/0027536 А1, опубликована 22.01.2016].

Активная зона реактора по указанной заявке содержит массивы стержневых тепловыделяющих элементов и тепловых труб, заключенных в металлический блок. Тепловыделяющие элементы содержат ядерное топливо, верхний и нижний отражатели нейтронов и газовые полости, расположенные выше и ниже отражателей. Тепловые трубы содержат герметичный корпус, заполненный испаряющимся теплоносителем, и фитиль. Тепловые трубы расположены так, чтобы передавать тепло за пределы активной зоны газообразному теплоносителю - рабочему телу газовой турбины (воздух, или СО2). Максимальная температура рабочего тела (воздух) на входе в турбину около 1100 К.

Недостатком указанного технического решения является относительно низкая температура теплоносителя на выходе из активной зоны, не позволяющая использовать прямое преобразование тепловой энергии в электрическую.

Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому техническому решению является активная зона быстрого реактора SAIRS [M.S. El-Genk, J-M.P. Tournier, "SAIRS" - Scalable AMTEC Integrated Reactor Space Power System// Progress in Nuclear Energy, Vol. 45, No. l, pp. 25-34, 2004].

Активная зона включает 60 модулей, состоящих из тепловой трубы и 3-х тепловыделяющих элементов. Модули расположены вплотную друг к другу и образуют треугольную упаковку. Оболочки тепловыделяющих элементов припаяны к корпусу тепловой трубы через рениевые трехгранные вкладыши, передающие тепло к тепловой трубе за счет теплопроводности. Каждый тепловыделяющий элемент имеет газовую полость с одного конца. В качестве топлива используются таблетки нитрида урана с обогащением 83,7%.

Недостатком этого технического решения является относительно низкая температура теплоносителя (1200 К) на выходе из активной зоны, что не позволяет эффективно использовать термоэлектрические, термоэмиссионные и термофотоэлектрические преобразователи энергии.

Задача изобретения состоит в исключении указанного недостатка, а именно, в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны.

Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок и расширение области применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.

Для исключения указанного недостатка в активной зоне ядерного реактора, включающей автономные модули, тепловыделяющие элементы и тепловые трубы, предлагается:

- активную зону ядерного реактора дополнительно снабдить твердым замедлителем нейтронов с отверстиями;

- модули активной зоны снабдить корпусами и расположить в отверстиях твердого замедлителя нейтронов;

- тепловые трубы и тепловыделяющие элементы расположить внутри корпусов модулей;

- тепловыделяющий элемент выполнить из ядерного топлива, расположенного в зоне испарения тепловой трубы вокруг ее корпуса в тепловом контакте с ним, и заключенного в оболочку;

- в пространстве между оболочкой тепловыделяющего элемента и корпусом модуля поместить теплоизоляцию;

- пространство между модулями и твердым замедлителем нейтронов дополнительно заполнить жидким замедлителем нейтронов.

В частных случаях исполнения активной зоны ядерного реактора предлагается:

- во-первых, в корпусе модуля создать вакуум;

- во-вторых, в другом частном случае, заполнить модуль инертным газом с низкой теплопроводностью, например, ксеноном;

- в-третьих, в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать воду;

- в-четвертых, в другом частном случае, в качестве жидкого замедлителя нейтронов использовать жидкость не замерзающую, по крайней мере до -40°С, например, водный раствор спирта;

- в-пятых, качестве теплоносителя тепловой трубы использовать легкоплавкие металлы с высокой температурой кипения, например, литий, кальций, свинец, серебро.

Сущность изобретения поясняется на чертежах, где на фиг. 1 представлено поперечное сечение одного из вариантов исполнения активной зоны ядерного реактора, на фиг. 2 - продольный разрез одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора, на фиг.3 - поперечное сечение одного из вариантов исполнения модуля активной зоны ядерного реактора. На фигурах приняты следующие позиционные обозначения: 1 - корпус модуля; 2 - корпус тепловой трубы; 3 - оболочка тепловыделяющего элемента; 4 - твердый замедлитель нейтронов; 5 - теплоизоляция; 6 - фитиль тепловой трубы; 7 -чехол твердого замедлителя; 8 - ядерное топливо.

Сущность изобретения состоит в следующем.

Активная зона ядерного реактора, включает по меньшей мере один модуль активной зоны, твердый замедлитель 4 нейтронов и жидкий замедлитель нейтронов.

Модуль активной зоны содержит по меньшей мере одну тепловую трубу, по меньшей мере один тепловыделяющий элемент и теплоизоляцию 5.

Модуль активной зоны выполнен в виде корпуса 1 из слабо поглощающего нейтроны материала, например, циркониевого сплава. В частном случае исполнения в корпусе 1 модуля активной зоны создан вакуум. В другом частном случае он заполнен инертным газом, имеющим низкую теплопроводность, например, ксеноном.

Вакуум или инертный газ обеспечивают защиту от коррозии материалов корпуса 1 модуля активной зоны, корпуса 2 тепловой трубы и теплоизоляции 5.

Тепловая труба выполнена в виде корпуса 2, снабженного фитилем 6, и содержит теплоноситель - легкоплавкий металл с высокой температурой кипения.

В частных случаях исполнения в качестве теплоносителя тепловой трубы используют литий, кальций, свинец, серебро.

Корпус 2 и фитиль 6 тепловой трубы изготовлены из тугоплавкого материала, например, молибдена.

Тепловая труба предназначена для отвода тепла, образующегося в тепловыделяющих элементах, за пределы активной зоны ядерного реактора.

Тепловыделяющий элемент выполнен из ядерного топлива 8, расположенного в зоне испарения тепловой трубы вокруг ее корпуса 2 в тепловом контакте с ним, и заключенного в оболочку 3;

Оболочка 3 тепловыделяющего элемента выполнена из тугоплавкого материала, например, молибдена.

В качестве делящегося материала ядерного топлива 8 используются изотопы урана или плутония в виде оксидов, нитридов, карбидов с содержанием делящегося изотопа не более 20%.

Назначение тепловыделяющих элементов - получение тепла за счет ядерных реакций, протекающих в ядерном топливе 8.

Теплоизоляция 5 помещена внутри модуля активной зоны между его корпусом 1 и оболочкой 3 тепловыделяющего элемента. Теплоизоляция 5 выполнена в виде многослойного теплового экрана из фольги тугоплавких металлов, например, молибдена.

Назначение теплоизоляции 5 - предотвращение утечки тепла через корпус 1 модуля активной зоны в жидкий замедлитель нейтронов.

Твердый замедлитель 4 нейтронов выполнен из замедляющего нейтроны материала, например, бериллия, в виде цилиндра или многогранника с отверстиями. Весь замедляющий нейтроны материал заключен в чехол 7 твердого замедлителя 4. В отверстиях твердого замедлителя 4 нейтронов помещены модули активной зоны. Пространство между модулями активной зоны и твердым замедлителем 4 нейтронов заполнено жидким замедлителем нейтронов.

В частных случаях в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду или жидкости не замерзающие при понижении температуры по меньшей мере до минус 40°С, например, растворы спиртов.

Твердый замедлитель 4 нейтронов и жидкий замедлитель предназначены для получения теплового спектра нейтронов. Кроме того, жидкий замедлитель нейтронов выполняет функцию теплоносителя, охлаждающего твердый замедлитель 4 нейтронов и корпус 1 модуля.

Чехол 7 твердого замедлителя предназначен для защиты твердого замедлителя 4 нейтронов от коррозионного воздействия жидкого замедлителя нейтронов.

Активная зона ядерного реактора работает следующим образом.

В ядерном топливе 8 тепловыделяющих элементов происходит реакция деления с выделением тепла. Образующееся тепло передается через корпус 2 тепловой трубы к теплоносителю, заполняющему фитиль 6 тепловой трубы. Теплоноситель испаряется из фитиля 6, пар теплоносителя заполняет внутреннее пространство корпуса 2 тепловой трубы, уносит теплоту парообразования за пределы активной зоны ядерного реактора к преобразователю энергии, конденсируется там и возвращается по фитилю 6 в зону испарения тепловой трубы. Перенос тепла испаряющимся теплоносителем происходит практически без перепада температуры между источником тепла и его потребителем, что позволяет получить относительно высокую (1500-1800 К) температуру теплоносителя не только на выходе из активной зоны ядерного реактора, но и на входе в преобразователи энергии. Это обеспечивает более высокий коэффициент полезного действия ядерной энергетической установки и расширяет область применения таких установок.

Твердый замедлитель 4 нейтронов совместно с жидким замедлителем нейтронов обеспечивают возможность ядерной реакции деления на тепловых нейтронах в низкообогащенном ядерном топливе 8. Жидкий замедлитель нейтронов дополняет функцию твердого замедлителя 4 и выполняет также функцию теплоносителя, охлаждающего твердый замедлитель 4 нейтронов.

Благодаря теплоизоляции 5 утечки тепла через корпус модуля 1 сводятся к минимуму, поэтому жидкий замедлитель нейтронов имеет низкую температуру. Это позволяет использовать в качестве жидкого замедлителя воду или водные растворы спирта при атмосферном давлении.

Конкретный вариант исполнения активной зоны ядерного реактора.

Твердый замедлитель 4 нейтронов выполнен из нескольких бериллиевых дисков диаметром 760 мм и суммарной высотой около 700 мм с 217 отверстиями диаметром 40 мм. Бериллиевые диски полностью окружены чехлом 7, изготовленным из циркониевого сплава Э110. В отверстиях твердого замедлителя 4 нейтронов размещены модули активной зоны. В качестве жидкого замедлителя нейтронов используется вода. Отверстия в твердом замедлителе 4 нейтронов с модулями расположены по концентрическим окружностям с минимальным расстоянием между центрами модулей 42 мм.

Модуль активной зоны ядерного реактора выполнен в виде цилиндрического корпуса 1 с диаметром около 35 мм и толщиной стенки 1,5 мм, изготовленного из циркониевого сплава Э110. Внутри корпуса 1 модуля расположена тепловая труба.

Корпус 2 тепловой трубы с внешним диаметром около 14 мм, выполнен из молибдена. На внутренней поверхности корпуса 2 тепловой трубы смонтирован фитиль 6 тепловой трубы, изготовленный из двух слоев молибденовой сетки с размером квадратной ячейки около 40 мкм. Фитиль 6 тепловой трубы заполнен жидким литием. Зона испарения тепловой трубы вместе с ядерным топливом 8 заключена в наружную оболочку 3 тепловыделяющего элемента. Между оболочкой 3 тепловыделяющего элемента и корпусом модуля 1 помещена теплоизоляция 5, выполненная в виде многослойного теплового экрана изготовленного из четырех слоев молибденовой и пяти слоев циркониевой фольги. В корпусе 1 модуля создан вакуум с давлением остаточных газов не более 10-1 Па.

Внешняя оболочка 3 тепловыделяющего элемента с наружным диаметром 20 мм и толщиной стенки 1 мм, изготовлена из молибдена, заполнена таблетками ядерного топлива 8 из диоксида урана с обогащением 19,75%. Высота топливного столба около 500 мм. Между топливными таблетками и оболочкой 3 тепловыделяющего элемента создан кольцевой зазор (на рисунке не показан) для отвода газообразных продуктов деления в расположенную над ядерным топливом 8 полость. Общее число тепловыделяющих элементов в активной зоне равно числу модулей. При тепловой мощности активной зоны 1200 кВт средняя мощность одного тепловыделяющего элемента составляет около 5,7 кВт. Расчетная температура внешней оболочки 3 тепловыделяющего элемента составляет 1525 К. В качестве теплоносителя тепловых труб используется Li7, в качестве жидкого замедлителя - вода при атмосферном давлении.

Преимущества предлагаемой активной зоны ядерного реактора по сравнению с наиболее близким техническим решением заключаются в повышении температуры теплоносителя на выходе из активной зоны с 1200 К до 1500 К и выше, что приводит к повышению коэффициента полезного действия ядерных энергетических установок. Кроме того, это позволяет расширить область применения активной зоны, в частности, для реакторов с термофотоэлектрическим преобразованием энергии.

1. Активная зона ядерного реактора, включающая по меньшей мере один модуль, по меньшей мере одну тепловую трубу, содержащую корпус, фитиль и теплоноситель, и по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, состоящий из ядерного топлива и оболочки, отличающаяся тем, что активная зона дополнительно снабжена твердым замедлителем нейтронов с по меньшей мере одним отверстием, в котором размещен по меньшей мере один модуль, снабженный корпусом, тепловая труба помещена внутри корпуса модуля, 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, а пространство между корпусом модуля и твердым замедлителем нейтронов заполнено жидким замедлителем нейтронов.

2. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в корпусе модуля создан вакуум.

3. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что корпус модуля заполнен инертным газом с низкой теплопроводностью, например ксеноном.

4. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве теплоносителя тепловой трубы используют легкоплавкие металлы с высокой температурой кипения, например литий, кальций, свинец, серебро.

5. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют воду.

6. Активная зона ядерного реактора по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве жидкого замедлителя нейтронов используют жидкости, не замерзающие, по крайней мере, до минус 40°С, например водный раствор спирта.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к средствам преобразования тепловой энергии в электрическую. Термоэмиссионный электрогенерирующий канал включает плоскоцилиндрический катод (1), плоскоцилиндрический анод (5), электрически связанный с катодом через токовывод (12), потребитель электрической энергии (13) и токоввод (14), оболочку, находящуюся в тепловом контакте с катодом через слой электроизоляции (2), ядерное топливо (4), элемент (7) системы охлаждения с каналами, находящийся в тепловом контакте с анодом, щелевое сверхзвуковое сопло (8) из электронепроводящего материала, диффузор (9) из электронепроводящего материала расположен на торце, противоположном торцу с установленным щелевым сверхзвуковым соплом, и соединен с ним через трубопровод (16), внутри которого размещен нагреватель (10) рабочего тела.

Изобретение относится к области преобразования тепловой энергии в электрическую и может быть использовано в качестве источника электропитания в составе космической ядерной энергетической установки.

Изобретение относится к космическим энергетическим установкам с термоэмиссионным методом преобразования тепловой энергии в электрическую и к реакторной технике и может быть использовано в программе отработки термоэмиссионных электрогенерирующих сборок.

Изобретение относится к энергетике с термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии в электрическую и может быть использовано при создании термоэмиссионных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) преимущественно космического назначения.

Изобретение относится к атомной энергетике, к созданию и наземной отработке твэлов, в частности электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), термоэмиссионная сборка которых называется электрогенерирующим каналом (ЭГК).

Изобретение относится к атомной энергетике, к созданию и наземной отработке твэлов, в частности электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), термоэмиссионная сборка которых называется электрогенерирующим каналом (ЭГК).

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике и может быть использовано при создании преимущественно космических ядерных энергоустановок. .

Изобретение относится к области прямого преобразования тепловой энергии в электрическую и может быть использовано в качестве источника электропитания в составе космической ядерной энергетической установки (ЯЭУ).

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике и может быть использовано при создании преимущественно космических ядерных энергетических и двигательных установок.

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике и может быть использовано при создании преимущественно космических энергоустановок. .

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.

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 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.

Наверх