Малогабаритная система производства ядерной энергии с режимом следования за нагрузкой с использованием тепловой деформации отражателя, вызванной явлением теплового расширения
Изобретение относится к малогабаритной системе производства ядерной энергии. Система включает малогабаритный ядерный реактор, в котором используется управление в режиме следования за нагрузкой. Реактор включает топливную сборку активной зоны, имеющую металлическое топливо, состоящее из одного или обоих из урана (235, 238) и плутония-239; корпус реактора, содержащий топливную сборку активной зоны; металлический натрий, загружаемый в корпус реактора и нагреваемый топливной сборкой активной зоны; и отражатель нейтронов для достижения критичности в активной зоне с эффективным коэффициентом размножения нейтронов, испускаемых топливной сборкой активной зоны, поддерживаемый на или выше примерно 1. Способ управления реактором в режиме следования за нагрузкой предусматривает соединение отражателя нейтронов с пружинными или спиральными металлическими элементами и использование тепловой деформации металлических элементов из-за температуры металлического натрия, используемого в качестве теплоносителя, для управления эффективностью отражения быстрых нейтронов отражателя нейтронов. Техническим результатом является повышение безопасности и упрощение процесса управления эффективным коэффициентом размножения нейтронов в режиме следования за нагрузкой. 23 з.п. ф-лы, 18 ил.
ВКЛЮЧЕНИЕ ПО ССЫЛКЕ
[0001] Данная заявка испрашивает приоритет на основе заявки на патент Японии № 2015-75942, поданной 2 апреля 2015 года, раскрытие которой включено сюда по ссылке.
ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
[0002] Настоящее изобретение относится к малогабаритная системе производства ядерной энергии и, более конкретно, к малогабаритной системе производства ядерной энергии, имеющей системы охлаждения, по меньшей мере разделенные на первичную и вторичную системы, и включающей в себя систему управления в режиме следования за нагрузкой, при которой ядерная реакция в малогабаритном ядерном реакторе контролируется автоматически.
ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
[0003] Известные примеры ядерных реакторов в системах производства ядерной энергии включают в себя ядерный реактор с непрямым циклом для производства электричества путем вращения турбины с радиационно незагрязненным водяным паром. Такой ядерный реактор имеет парогенераторы и теплообменники между первичной и вторичной системами охлаждения.
[0004] Ядерный реактор на быстрых нейтронах петлевого типа , предназначенный для сооружения больших систем производства энергии, передает тепло, находящееся в первичной натриевой системе (первичной системе охлаждения), полученное при охлаждении активной зоны реактора, во вторичную натриевую систему (вторичную систему охлаждения) посредством промежуточных теплообменников, а также передает тепло, находящееся во вторичном натриевом теплоносителе, в пароводяную систему посредством испарителя и перегревателя. Аналогично, в реакторе-размножителе с интегральной компоновкой оборудования с большим корпусом реактора, содержащим насос первичной натриевой системы и промежуточные теплообменники, передает тепло, находящееся в первичной натриевой системе, во вторичную натриевую систему посредством промежуточных теплообменников, а также передает тепло из вторичной натриевой системы в пароводяную систему посредством парогенераторов.
[0005] Ядерный реактор в такой большой системе производства ядерной энергии включает в себя активную зону реактора, имеющую сборки из большого числа топливных стержней, каждая из которых представляет собой трубу-оболочку, содержащую топливные таблетки из оксидов металлов, включая уран-235 или плутоний-239, имеющих низкие характеристики теплопередачи. Активная зона большого ядерного реактора имеет около 200 топливных сборок, каждая из которых представляет собой пучок из нескольких десятков топливных стержней, и управляющие стержни для управления скоростью реакции топлива расположены между этими топливными сборками. В таком большом ядерном реакторе, имеющем управляющие стержни, потеря контроля над работой стержней, например, из-за проблем в механизме управления положением управляющих стержней, может привести к неконтролируемому протеканию ядерных реакций в активной зоне.
[0006] Ядерные реакторы, не являющиеся реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, например легководный реактор под давлением, передают тепло, находящееся в первичном теплоносителе, полученное при охлаждении активной зоны, в пароводяную систему посредством парогенераторов. Такой ядерный реактор также имеет управляющие стержни, расположенные между содержащимися в реакторе топливными сборками, для управления скоростью реакции в активной зоне.
СПИСОК ССЫЛОК
ПАТЕНТНАЯ ЛИТЕРАТУРА
[0007] ПАТЕНТНАЯ ЛИТЕРАТУРА 1: WO 03/007310
НЕПАТЕНТНАЯ ЛИТЕРАТУРА
[0008] НЕПАТЕНТНАЯ ЛИТЕРАТУРА 1: NISHIYAMA Takaaki «Genshiryokudenki suishin shisutemu ni okeru uchuuyou genshiro no teian (Proposal of Space Reactor in Nuclear Electric Propulsion System)», Graduation Thesis, Department of Energy Science and Engineering, Faculty of Engineering, Kyushu University, February 2009
НЕПАТЕНТНАЯ ЛИТЕРАТУРА 2: W.F. Murphy, W.N. Beck, F.L. Brown, B.J. Koprowski, and L.A. Neimark, «POSTIRRADIATION EXAMINATION OF U-Pu-Zr FUEL ELEMENTS IRRADIATED IN EBR-II TO 4.5 ATOMIC PERCENT BURNUP», ANL-7602, November 1969
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
ТЕХНИЧЕСКАЯ ПРОБЛЕМА
[0009] В контурном ядерном реакторе-размножителе на быстрых нейтронах петлевого типа, предназначенном для сооружения большой системы производства энергии, и в реакторе с непрямым циклом, таком как легководный реактор под давлением, которые описаны выше, передача тепла между системами охлаждения осуществляется парогенераторами и теплообменниками, независимыми друг от друга или заключенными в отдельные камеры и соединенные друг с другом трубами, поэтому в целом система охлаждения является громоздкой и сложной. В частности, реакторы-размножители на быстрых нейтронах и другие реакторы, предназначенные для производства энергии, имеют первичную систему охлаждения, в которой в качестве теплоносителя используется металлический натрий и которая имеет большое число петель, каждая из которых соединяется с петлями вторичной системы охлаждения. Таким образом, растет число труб, насосов, теплообменников, парогенераторов и прочего и, соответственно, значительно увеличиваются размеры и сложность систем охлаждения.
[0010] Более того, большой ядерный реактор для сооружения большой системы производства энергии, которая управляет скоростью ядерной реакцией в активной зоне с использованием управляющих стержней, расположенных между топливными сборками, требует, например, наличия системы контроля управляющих стержней, и поэтому структура самого реактора усложняется. Поэтому стоимость производства ядерного реактора огромна, и, кроме того, требуется большое число рабочих и аппаратуры контроля для обслуживания и управления реактором.
[0011] Предложены реакторы-размножители на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой оборудования для обеспечения реактора меньшего размера, чем контурные реакторы на быстрых нейтронах и для достижения способа управления в режиме следования за нагрузкой. Такой реактор-размножитель на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой оборудования также требует наличия промежуточных теплообменников и парогенераторов, чтобы избежать риска, связанного с использованием металлического натрия для охлаждения активной зоны. Таким образом, уменьшение размера и сложности системы охлаждения является нецелесообразным. Кроме того, реактор включает в себя другие инженерные системы безопасности, такие как управляющие стержни и система аварийного охлаждения. Сложность таких систем безопасности может привести к слишком высокой стоимости систем производства энергии.
[0012] С учетом этих обстоятельств были предложены ядерные реакторы, обладающие улучшенной безопасностью и включающие в себя более простые и небольшие по размеру системы управления для получения дешевых систем производства энергии. Один из таких реакторов описан, например, в патентной литературе 1. Ядерный реактор, раскрытый в патентной литературе 1, не имеет промежуточных теплообменников или парогенераторов и включает в себя двойной контейнер, содержащий первичную систему охлаждения и вторичную систему охлаждения, для существенного уменьшения числа труб первичной и вторичной систем охлаждения. Как следствие, такой ядерный реактор имеет уменьшенный размер. Тем не менее, в патентной литературе 1 не описан способ управления ядерной реакцией, и поэтому такой ядерный реактор отличается от реактора, в котором применяется способ управления в режиме следования за нагрузкой согласно настоящему изобретению.
[0013] Задача настоящего изобретения состоит в обеспечении малогабаритной системы производства ядерной энергии с уменьшенным размером всей системы, включающей в себя ядерный реактор и систему производства ядерной энергии. Другой задачей настоящего изобретения обеспечение простой в управлении малогабаритной безопасной системы производства ядерной энергии, работающей в режиме следования за нагрузкой. Еще одной задачей настоящего изобретения является обеcпечение системы производства ядерной энергии, более дешевой в производстве, в эксплуатации и в управлении.
РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМЫ
[0014] Настоящее изобретение обеспечивает малогабаритную безопасную систему производства ядерной энергии с простым управлением, имеющую нулевую вероятность повторной критичности или других аварий. Эта система достигается использованием ядерного реактора меньшего размера, загружаемого металлическим топливом, включающим в себя цирконий (Zr), плутоний (Pu) и уран (U), и использует способ управления в режиме следования за нагрузкой, в котором отражатель деформируется и перемещается с использованием теплового расширения металлического элемента, соединенного с отражателем. Таким образом, настоящее изобретение обеспечивает ядерный реактор меньшего размера и систему генерации энергии меньшего размера, что делает возможным управление в режиме следования за нагрузкой посредством управления возможностью отражения быстрых нейтронов вследствие тепловой деформации в металлическом элементе, вызванной изменением тепловой мощности.
[0015] Теперь первым делом будет описан способ управления в режиме следования за нагрузкой.
Способ управления в режиме следования за нагрузкой
[0016] Способ управления в режиме следования за нагрузкой, в котором используются основные факторы природных процессов, такие как тепло, в отличие от управляющих стержней в обычных ядерных реакторах, имеет два главных фактора управления: (1) управление вероятностью и величиной утечки нейтронов и (2) управление эффективностью образования нейтронов.
[0017] (1) Управление вероятностью и величиной утечки нейтронов
Потоки нейтронов, полученные в делящемся материале, таком как Pu и U, содержащемся в топливных стержнях, обычно подразделяются на две основные категории: нейтроны, утекающие из системы, например, покидающие ядерный реактор; и нейтроны, вторично поглощаемые топливными стержнями, вносящие вклад в ядерное деление. Процент нейтронов, покидающих систему, зависит от следующих параметров.
[0018] (1-1) Эффективность отражателя
Плотность потока нейтронов в активной зоне сильно зависит от эффективности отражения отражателя, окружающего активную зону. В эффективном отражателе коэффициент размножения нейтронов может быть равен 1 или более. Изменение эффективности отражения в соответствии с тепловой мощностью активной зоны позволяет использовать метод управления в режиме следования за нагрузкой.
[0019] (1-2) Характеристики теплоносителей
Примеры теплоносителей, используемых в настоящем изобретении, включают в себя металлический натрий, свинец и сплав свинца с висмутом. Далее будут описаны характеристики каждого из них.
[Плотность теплоносителя металлического натрия]
Плотность металлического натрия зависит от температуры и, более конкретно, от коэффициента теплового расширения. Плотность увеличивается с ростом температуры и, соответственно, увеличивается вероятность утечки нейтронов; в результате коэффициент размножения нейтронов увеличивается, приближаясь к 1. Когда температура растет дальше, коэффициент размножения нейтронов становится равным 1 или менее, и критичность реактора не может поддерживаться. Напротив, когда температура падает, вероятность утечки нейтронов уменьшается, и коэффициент размножения нейтронов становится равным 1 или более; в результате может поддерживаться цепная реакция деления ядер.
[0020] Металлический натрий, имеющий температуру кипения 880 °C, обычно не вызывает проблемы образования пустот. Тем не менее, металлический натрий в контакте с топливными стержнями может нагреваться до высоких температур, и очень небольшое количество пустот может образоваться при температуре равной или ниже точки кипения. В результате пустотный коэффициент реактивности может стать положительным. Тем не менее, проблему пустотного коэффициента можно успешно преодолеть, если утечка нейтронов велика при высокой температуре в малогабаритной активной зоне.
[Другие теплоносители]
[0021] Теплоносители для быстрых реакторов, помимо металлического натрия, включают в себя свинец, имеющий малое сечение поглощения нейтронов и не влияющий на поток нейтронов. Тем не менее, свинец обладает тем недостатком, что его температура плавления относительно высока и составляет 325 °C. Поэтому свинц-висмут (45,5% Pb и 55,5% Bi), имеющий меньшую температуру плавления, также может быть эффективным теплоносителем. Свинец-висмут имеет температуру плавления 125 °C, это меньше, чем температура плавления свинца.
[0022] (1-3) Отношение площади поверхности ядерного реактора к его объему
Число образовавшихся нейтронов зависит от объема ядерного реактора, и утечка нейтронов зависит от площади поверхности ядерного реактора. То есть, процент утекающих нейтронов зависит от отношения площади поверхности реактора к его объему. Другими словами, процент утекающих нейтронов увеличивается при уменьшении активной зоны.
[0023] Число образовавшихся нейтронов также зависит от концентраций делящихся Pu и U, содержащихся в металлических топливных стержнях.
[0024] (2) Управление эффективностью образования нейтронов
Управление потоком быстрых нейтронов, образованных в топливных стержнях, является важным. Обычно топливные стержни изготавливаются в основном из оксидного топлива, в котором вариации, такие как набухание при высоких температурах, малы. Для достижения задач настоящего изобретения, желательно использовать металлические топливные стержни для снижении эффективности образования нейтронов при высоких температурах. Набухание, расширение и т.п., происходящее в топливных стержнях при высоких температурах, снижает концентрацию ядерных материалов, таких как Pu и U, и, следовательно, эффективность реакции. Действительно, металлические топливные стержни обычно испытывают тепловое расширение при высоких температурах. В Непатентной литературе 2 указано, что коэффициент расширения топлива из трехкомпонентного сплава U-Pu-Zr увеличивается на три порядка величины при температурах от 600 до 650°C или выше. Итак, когда топливные стержни достигают высоких температур, эффективность ядерной реакции уменьшается, и поэтому температура также уменьшается. Таким образом, осуществляется способ управления в режиме следования за нагрузкой.
[0025] Теперь будет описано влияние отражателя.
[Влияние отражателя]
[0026] Конкретный пример влияния отражателя приведен в Непатентной литературе 1, где описана конструкция экспериментального пространства малогабаритного реактора. Во-первых, топливо из частиц диоксида урана (UO2: концентрация 20%), покрытых графитом и кремнием, было рассредоточено в сферической активной зоне, изготовленной из графита, до увеличения массы активной зоны до 9000 кг, однако критическое условие, эффективный коэффициент размножения Keff > 1, не было удовлетворено (фигура 3.3). Тем не менее, когда вокруг такой активной зоны был создан отражатель радиусом 20 см, Keff мог быть больше 1. Согласно Непатентной литературе 1, когда бериллий (Be) или оксид бериллия (BeO) использовался в качестве материала отражателя, с отражателем, имеющим толщину 10 см или более, была достигнута критичность с Keff больше 1, тогда как отражатель, сделанный из графита, был менее эффективным, но такой отражатель толщиной более 30 см удовлетворял условию критичности (фигура 3.5). Таким образом, видно, что влияние отражателя значительно в малогабаритной активной зоне.
[0027] Малогабаритная система производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению, предлагаемая в описанных выше объектах, имеет ядерный реактор, содержащий: активную зону, имеющую множество топливных стержней, представляющих собой трубы-оболочки, содержащие металлическое топливо; корпус реактора, содержащий активную зону; первичный теплоноситель, представляющий собой металлический натрий, загружаемый в корпус реактора и нагреваемый активной зоной; и по меньшей мере один отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг активной зоны, для достижения критичности в активной зоне с эффективным коэффициентом размножения (Keff) нейтронов, испускаемых из активной зоны, поддерживаемым на или выше примерно 1.
[0028] Активная зона ядерного реактора имеет множество сборок топливных стержней, представляющих собой трубы-оболочки, выполненные из ферритной нержавеющей стали или хромомолибденовой стали, причем трубы-оболочки содержат металлическое топливо из сплава циркония, урана (235, 238) и плутония-239 или из сплава циркония и одного из урана (235, 238) и плутония-239. При работе реактора уран-238, содержащийся в урановом топливе, поглощает нейтроны с образованием плутония-239.
[0029] Малогабаритная система производства ядерной энергии дополнительно содержит главный теплообменник снаружи ядерного реактора. Главный теплообменник снабжается первичным теплоносителем, нагреваемым ядерным реактором через канал. Главный теплообменник содержит циркулирующий вторичный теплоноситель, нагреваемый посредством теплообмена с первичным теплоносителем. В варианте осуществления настоящего изобретения вторичный теплоноситель является, например, надкритическим диоксидом углерода. Малогабаритная система производства ядерной энергии также содержит турбину, приводимую в движение циркулирующим вторичным теплоносителем, нагреваемым главным теплообменником, и электрогенератор, который работает благодаря приведенной в движение турбине.
[0030] В настоящем изобретении отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг топливных сборок, содержащихся в ядерном реакторе, можно примерно отнести к одному из двух типов. Первый отражатель имеет высоту меньше высоты топливных сборок и удерживается так, что отражатель может перемещаться вверх или вниз вдоль топливных сборок. Для простоты желательно, чтобы перемещение посредством механизма перемещения осуществлялось вниз. Альтернативно, перемещение отражателя от израсходованной части ядерного топлива в топливных сборках к неизрасходованной части позволяет ядерным реакциям продолжаться в течение длительного времени при сохранении контроля над реактивностью ядерного топлива. Второй отражатель имеет высоту, которая способна покрыть топливные сборки полностью. Этот отражатель не перемещается, и поэтому период работы ядерного реактора меньше, чем в случае первого отражателя.
[0031] Малогабаритная система производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению дополнительно содержит малогабаритный ядерный реактор, имеющий конкретную конструкцию, описанную ниже.
Этот реактор включает в себя:
- активную зону, имеющую топливные сборки из множества топливных стержней, представляющих собой трубы-оболочки, содержащие металлическое топливо, включающее в себя один или оба из урана-235, 238 и плутония-239;
- корпус реактора, содержащий активную зону;
- первичный теплоноситель, представляющий собой одно из металлического натрия, свинца (Pb) и свинца-висмута (Bi), загружаемый в корпус реактора и нагреваемый активной зоной; и
- по меньшей мере один отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг активной зоны.
Отражатель нейтронов имеет эффективность отражения нейтронов для достижения критичности в активной зоне с эффективным коэффициентом размножения нейтронов, испускаемых из активной зоны, поддерживаемым на или выше примерно 1. Отражатель нейтронов также соединен с металлическими элементами, имеющими коэффициент теплового расширения выше, чем коэффициент теплового расширения отражателя, и изменяет эффективность отражения нейтронов, используя смещение, вследствие теплового расширения металлических элементов в соответствии с температурой в корпусе реактора, тем самым достигая управления в режиме следования за нагрузкой.
[0032] Отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг активной зоны, имеет высоту меньше, чем высота активной зоны, и может перемещаться вверх или вниз вдоль активной зоны посредством механизма перемещения.
[0033] Альтернативно, отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг топливных сборок, может иметь длину, сравнимую с полной длиной топливных сборок.
Альтернативно, металлические элементы, позволяющие управлять эффективностью отражения нейтронов с помощью теплового расширения, могут быть пружинообразными или спиральными, и отражатель нейтронов, имеющий металлические элементы, может быть предусмотрен вокруг и над топливными сборками.
[0034] По меньшей мере один отражатель нейтронов состоит из множества отражателей нейтронов, предусмотренных на концентрической окружности вокруг центра активной зоны и разделенных на две или более секции на этой концентрической окружности, причем отражатели имеют два радиуса. Эти отражатели нейтронов подразделены на первую группу, имеющую один радиус, и вторую группу, имеющую другой радиус. Отражатели нейтронов первой группы соединены с первым спиральным металлическим элементом, предусмотренным на концентрической окружности активной зоны. Вследствие теплового расширения первого спирального металлического элемента между отражателями нейтронов первой группы и отражателями нейтронов второй группы образуются щели, и промежутки между щелями регулируются на основе температуры в корпусе реактора.
Отражатели нейтронов могут быть дополнительно радиально разделены на две или более секции.
[0035] Отражатели второй группы могут также быть соединены с вторым спиральным металлическим элементом, предусмотренным на концентрической окружности активной зоны, и первый спиральный металлический элемент и второй спиральный металлический элемент могут закручиваться в спираль в противоположных направлениях.
[0036] Материал отражателя нейтронов выбирают из бериллия (Be), оксида бериллия (BeO), графита, углерода и нержавеющей стали.
В качестве смазки между отражателями нейтронов двух групп может быть предусмотрен углерод.
[0037] Отражатели нейтронов первой и второй групп могут иметь кольцевые перекрытия, и ширины перекрытий можно регулировать для достижения температуры, при которой критичность достигает 1.
[0038] Альтернативно, снаружи отражателей нейтронов, разделенных на две или более секции на концентрической окружности, может быть предусмотрен фиксационный цилиндр для фиксации регулирующих пружин, представляющих собой металлические элементы, а снаружи фиксационного цилиндра может предусмотрено множество перемещающих отражатель устройств, каждое из которых включает в себя опорную плиту регулирующей пружины, регулирующий отражатель стержень и одну из регулирующих пружин для разделенных отражателей нейтронов. Каждый из регулирующих отражатель стержней соединен с соответствующим отражателем нейтронов, и тепловое расширение регулирующей пружины передается по регулирующему отражатель стержню, зафиксированному на опорной плите регулирующей пружины, так, что отражатель нейтронов перемещается от топливных сборок, посредством чего обеспечивается возможность управления мощностью ядерного реактора в режиме следования за нагрузкой.
[0039] Альтернативно, на концентрической окружности и вдоль топливных стержней расположены многослойные кольцевые отражатели нейтронов, разделенные на две или более секции, причем снаружи и вокруг многослойных кольцевых отражателей нейтронов предусмотрены пружинообразные металлические элементы, причем различные отделения многослойных кольцевых отражателей нейтронов соединены с различными участками пружинных металлических элементов, тепловое расширение пружинных металлических элементов передается разделенным кольцевым отражателям нейтронов, и вероятность утечки нейтронов регулируется изменением промежутков между разделенными отражателями нейтронов, посредством чего обеспечивается возможность управления мощностью ядерного реактора в режиме следования за нагрузкой.
[0040] Альтернативно, каждый из отражателей нейтронов, разделенных на две или более секции на концентрической окружности, имеет опорный стержень вдоль топливного стержня на одном конце отражателя нейтронов, и каждый отражатель нейтронов является поворачиваемым наружу вокруг опорного стержня, позволяя, таким образом, отражателям нейтронов открываться. Вследствие теплового расширения спиральных металлических элементов, соединенных с опорными стержнями, каждый из которых является центром поворота соответствующего отражателя нейтронов, регулируется вероятность утечки нейтронов посредством изменения степени открытия между отражателями нейтронов, посредством чего обеспечивается возможность управления мощностью ядерного реактора в режиме следования за нагрузкой.
[0041] Спиральные или пружинные металлические элементы изготовлены из нержавеющей стали, жаропрочного сплава на основе никеля или жаропрочного сплава на основе кобальта и никеля.
[0042] Пружинные металлические элементы или спиральные металлические элементы могут быть биметаллом. Материалами биметаллов могут быть сплав комбинации никеля (Ni)-железа (Fe) в качестве материала с низким коэффициентом расширения, и один из меди (Cu), никеля (Ni), меди-цинка (Zn), никеля-меди, никеля-марганца (Mn)-железа, никеля-хрома (Cr)-железа и никеля-молибдена (Mo)-железа в качестве материала с высоким коэффициентом расширения. Материал с высоким коэффициентом расширения предпочтительно представляет собой никель-марганец-железо или никель-хром-железо.
[0043] Малогабаритная система производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению может иметь поглотитель нейтронов снаружи отражателя нейтронов.
[0043] Поглотители нейтронов может представлять собой материал, подходящий для захоронения радиоактивных отходов и т.п., например, актиноидов.
[0044] Активная зона имеет множество топливных стержней, представляющих собой трубы-оболочки, изготовленные из ферритной нержавеющей стали или хромомолибденовой стали, причем трубы-оболочки содержат металлическое топливо из сплава циркония (Zr), урана (235, 238) и плутония-239 или из сплава циркония и одного из урана (235, 238) и плутония-239.
[0045] Корпус реактора представляет собой цилиндр диаметром 5 м или меньше и высотой 15 м или меньше. Активная зона, содержащаяся в корпусе реактора, имеет множество топливных стержней диаметром от 5 до 15 мм и длиной 3 м или меньше.
[0046] Малогабаритная система производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению дополнительно содержит: главный теплообменник, предусмотренный снаружи ядерного реактора и снабжаемый первичным теплоносителем, нагреваемым ядерным реактором через канал, причем главный теплообменник содержит циркулирующий вторичный теплоноситель, нагреваемый посредством теплообмена с первичным теплоносителем, причем вторичный теплоноситель является надкритическим диоксидом углерода; турбину, приводимую в движение вторичным теплоносителем, нагреваемым главным теплообменником; и электрогенератор, который работает благодаря приведенной в движение турбине.
[0047] Другая малогабаритная система производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению дополнительно содержит: главный теплообменник, предусмотренный снаружи ядерного реактора и снабжаемый первичным теплоносителем, нагреваемым ядерным реактором через канал, причем главный содержит циркулирующий вторичный теплоноситель, нагреваемый посредством теплообмена с первичным теплоносителем, причем вторичный теплоноситель является легкой водой; турбину, приводимую в движение вторичным теплоносителем, нагреваемым главным теплообменником; и электрогенератор, который работает благодаря приведенной в движение турбине.
[0048] Еще одна малогабаритная система производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению дополнительно содержит: турбину, предусмотренную снаружи ядерного реактора, и причем ядерный реактор загружен первичным теплоносителем, не вызывающим реакцию с легкой водой, приводимую в движение вторичным теплоносителем, нагреваемым посредством теплообмена с первичным теплоносителем в корпусе реактора, причем вторичный теплоноситель является легкой водой; и электрогенератор, который работает благодаря приведенной в движение турбине.
ПРЕИМУЩЕСТВЕННЫЕ ЭФФЕКТЫ ИЗОБРЕТЕНИЯ
[0049] Настоящее изобретение имеет корпус реактора диаметром 5 м или менее и высотой 15 м или меньше, и корпус реактора содержит активную зону, имеющую сборки топливных стержней диаметром от 5 до 15 мм и длиной 3 м или меньше. Настоящее изобретение позволяет, таким образом, получить ядерный реактор меньшего размера.
[0050] Ядерный реактор в малогабаритная системе производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению использует металлический натрий в качестве первичного теплоносителя. Поэтому при работе в режиме следования за нагрузкой, когда выдача мощности меняется в соответствии с изменениями энергопотребления нагрузки, соединенной с системой производства энергии, реактивностью ядерного топлива можно автоматически управлять в соответствии с изменениями энергопотребления нагрузки. Это позволяет системе производства энергии работать в автоматическом режиме.
[0051] В настоящем изобретении циркуляция первичного теплоносителя, загруженного в корпус реактора, осуществляется с помощью насоса, и поэтому металлический натрий, свинец или свинец-висмут, составляющие первичный теплоноситель, могут циркулировать бесперебойно.
[0052] В настоящем изобретении первичный теплоноситель, нагреваемый ядерным реактором, поступает в теплообменник, предусмотренный снаружи ядерного реактора, и осуществляется теплообмен с вторичным теплоносителем, представляющим собой надкритический диоксид углерода. Таким образом, система циркуляции вторичного теплоносителя, включающая в себя теплообменник и турбину, может быть обеспечена снаружи ядерного реактора. Это облегчает обслуживание системы производства энергии.
[0053] Контур, в котором циркулирует вторичный теплоноситель, приводящий в движение турбину, является замкнутым контуром, и поэтому система производства энергии может стать гораздо меньше и испытывать меньшие потери вторичного теплоносителя.
[0054] Надкритический диоксид углерода, используемый в качестве вторичного теплоносителя, когда первичный теплоноситель представляет собой металлический натрий, имеет значительно более высокую плотность по сравнению с водой или подобными веществами, и поэтому турбина может приводиться в движение с большей степенью эффективности. Это позволяет сделать турбину, запускающую электрогенератор, значительно меньшей.
[0055] Кроме того, даже если вторичный теплоноситель, представляющий собой надкритический диоксид углерода, вступает в контакт с металлическим натрием, составляющим первичный теплоноситель, авария, такая как взрыв, вызванный реакцией между натрием и водой, не может произойти, что приводит к улучшению безопасности системы.
[0056] Если первичный теплоноситель представляет собой свинец или свинец-висмут, который не реагирует с водой, то вторичный теплоноситель может быть водой (легкой водой). В этом случае ядерный реактор предварительно загружают первичным теплоносителем. Вода, являющаяся вторичным теплоносителем, может испаряться вследствие теплообмена при непосредственном контакте с первичным теплоносителем в ядерном реакторе. Это позволяет уменьшить размер системы производства ядерной энергии.
[0057] КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
[Фиг. 1] Фигура 1 представляет собой схему, иллюстрирующую вариант осуществления малогабаритного ядерного реактора в малогабаритной системе производства ядерной энергии согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 2] Фигура 2 представляет собой вид сбоку, иллюстрирующий детали топливной сборки в малогабаритном ядерном реакторе согласно настоящему изобретению, показанном на фигуре 1.
[Фиг. 3A] Фигура 3A представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий вариант осуществления отражателя для малогабаритного ядерного реактора согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 3B] Фигура 3B представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий вариант осуществления отражателя для малогабаритного ядерного реактора согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 4] Фигура 4 представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий другой вариант осуществления отражателя для малогабаритного ядерного реактора согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 5] Фигура 5 представляет собой график, показывающий связь между числом витков пружины и линейным тепловым расширением отражателя, показанного на фигуре 4.
[Фиг. 6] Фигура 6 представляет собой график, показывающий температурную зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов Keff и ширины щели отражателя, меняющейся в зависимости от теплового расширения пружины.
[Фиг. 7] Фигура 7 представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий еще один вариант осуществления отражателя для малогабаритного ядерного реактора согласно настоящему изобретению, причем отражатель имеет перекрытия.
[Фиг. 8] Фигура 8 представляет собой график, показывающий температурную зависимость Keff и ширин щелей, меняющихся в зависимости от теплового расширения, когда отражатели имеют перекрытия.
[Фиг. 9] Фигура 9 представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий еще один вариант осуществления отражателя для малогабаритного ядерного реактора согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 10] Фигура 10 представляет собой график, показывающий связь Keff и перемещений отражателей в варианте осуществления, показанном на фигуре 9.
[Фиг. 11] Фигура 11 представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий отражатели в закрытом положении в еще одном варианте осуществления отражателя согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 12] Фигура 12 представляет собой вид сбоку, иллюстрирующий отражатели в открытом положении в варианте осуществления отражателей, показанных на фигуре 11.
[Фиг. 13] Фигура 13 представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий еще один вариант осуществления отражателя согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 14] Фигура 14 представляет вид в перспективе, иллюстрирующий вариант осуществления отражателя для утечки быстрых нейтронов согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 15] Фигура 15 представляет собой вид в перспективе, иллюстрирующий деталь отражателя с фигуры 14.
[Фиг. 16] Фигура 16 представляет собой схематический вид в разрезе, иллюстрирующий вариант осуществления малогабаритной системы производства энергии, включающей в себя активную зону, в которой используется управление в режиме следования за нагрузкой согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 17] Фигура 17 представляет собой схематический вид в разрезе, иллюстрирующий еще один вариант осуществления малогабаритной системы производства энергии, включающей в себя активную зону, в которой используется управление в режиме следования за нагрузкой согласно настоящему изобретению.
[Фиг. 18] Фигура 18 представляет собой схематический вид в разрезе, иллюстрирующий еще один вариант осуществления малогабаритной системы производства энергии, включающей в себя активную зону, в которой используется управление в режиме следования за нагрузкой согласно настоящему изобретению.
ОПИСАНИЕ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0058] Варианты осуществления настоящего изобретения основаны на результатах, полученных с использованием комплексных кодов для нейтронно-физических расчетов SRAC (Standard Reactor Analysis Code). SRAC представляет собой кодовую систему для нейтронно-физических расчетов, которая применяется для анализа активной зоны различных типов ядерных реакторов. Эта система включает в себя шесть библиотек данных (ENDF/B-IV, -V, -VI, JENDLE-2, -3.1, -3.2), пять встроенных модульных программ, модуль вычисления вероятности столкновений (PIJ), применимый к 16 типам геометрии решетки, SN-транспортные модули, ANIS и TWOTRAN, диффузионные модули (TUD (1D) и CITATION (multi-D)), и два опциональных кода (ASMBURN, улучшенный COREBURN) для расчета выгорания топливной сборки и активной зоны. В настоящем изобретении модуль вычисления вероятности столкновений (PIJ) и SN-транспортные модули, ANIS and TWOTRAN, были использованы для расчета критичности. Варианты осуществления, основанные на результатах, будут теперь описаны со ссылкой на чертежи.
[0059] Во-первых, ядерная реакция осуществлялась на основе следующих основных технических требований к активной зоне ядерного реактора.
[Основные технические требования]
Диаметр активной зоны: 85 см
Высота активной зоны: 200 см
Число топливных сборок: 60
Диаметр пруткового твэла: 1 см
[0060] Фигура 1 представляет собой схематический вид в разрезе, иллюстрирующий конструкцию малогабаритного ядерного реактора, использованную для вычисления критичности малогабаритного ядерного реактора согласно настоящему изобретению. Корпус 1 реактора выполнен из низколегированной стали и подобных материалов и загружен топливными сборками 4, вокруг которых предусмотрен отражатель 2 нейтронов, сделанный из графита. Отражатель может перемещаться вверх или вниз. Для перемещения отражателя установлен опорный механизм 5 отражателя. Этот опорный механизм соединен с механизмом привода (не показан), предусмотренным над верхней камерой ядерного реактора. Тем не менее, реактор не ограничен этой конструкцией. Отражатель, имеющий длину, сравнимую с полной длиной топливных сборок, может быть предусмотрен вокруг топливных сборок.
[0061] Дно корпуса 1 реактора имеет впуск трубу 6 теплоносителя, через который впускается жидкий металлический натрий, являющийся первичным теплоносителем. Корпус реактора также имеет выпуск трубу 7 теплоносителя, через который выпускается нагретый теплоноситель.
[0063] Фигура 2 иллюстрирует детали топливных сборок 4. Каждый из топливных стержней 41 был подготовлен введением пруткового твэла, сделанного из Pu-U-Zr сплава легированной стали и имеющего диаметр 10 мм и длину 200 мм, в трубу-оболочку из ферритной нержавеющей стали (сталь HT-9 (Fe-12CH Mo-V, W), которая является основной сталью среди ферритных сталей), и 24 топливных стержня 41 были сгруппированы в топливную сборку 4 с дистанцирующим устройством 42. Корпус реактора был загружен 60 топливными сборками 4.
ПЕРВЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0063] Отражатель, являющийся ключевым элементом в способе управления в режиме следования за нагрузкой в настоящем изобретении, будет теперь описан со ссылками на фигуры 3A, 3B, и 4. Как показано на фигуре 3A, отражатель имеет конструкцию с двойными стенками, в которой обе стенки, выполненные из графита, имеют толщину 10 см. Отражатель по окружности разделен на восемь секций двух типов: отражатели A 21 и отражатели B 22. Два типа отражателей чередуются и имеют различные радиусы. Эта конструкция с двойными стенками способна вмещать одну стенку соседних отражателей, когда отражатели смещены по окружности. Как показано на фигуре 3B, конструкция с двойными стенками, имеющая отражатели A 21 и отражатели B 22, фиксирована опорными плитами 20 отражателя. Отражатели B 22 имеют внутренний диаметр 52 см и высоту 50 см. Эти два типа отражателей в конструкции с двойными стенками смещены относительно друг друга, образуя промежутки (щели) между отражателями A 21 и отражателями В 22, что уменьшает эффективность отражения. Углерод (например, графит, или частицы углерода) может находиться в качестве смазки между отражателями A 21 и отражателями B 22. Хотя отражатели в этом варианте осуществления имеют конструкцию с двойными стенками, эти отражатели, конечно, могут иметь конструкцию с одинарными стенками, или с тройными и более стенками. Кроме того, поглотитель нейтронов, подходящий для захоронения радиоактивных отходов и подобного, например, актиноидов, может быть расположен снаружи отражателей для эффективного использования нейтронов утечки.
[0064] Как показано на фигуре 4, верх и низ отражателя 2 дополнительно соединены с теплостойкими спиральными металлическими элементами, изготовленными из аустенитной нержавеющей стали. Отражатели A 21 соединены со спиральным металлическим элементом 31, тогда как отражатели B 22 соединены со спиральным металлическим элементом 32. Эти элементы закручены в спираль в противоположных направлениях. Противоположные направления закручивания верхней и нижней спиралей позволяют щелям отражателя, вызванным тепловым расширением, становиться шире.
[0065] Фигура 5 показывает отношение между числом витков спиралей и линейным тепловым расширением. Когда внутренний и внешний диаметры спиралей фиксированы, число витков меняется увеличением толщины спиралей от 10 мм до 30 мм.
[0066] Связь теплового расширения и нейтронно-физических характеристик отражателей в этой конструкции была вычислена с использованием вычислительного кода CITAION. Фигура 6 показывает температурную зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов Keff и ширины щели отражателя, связанной с тепловым расширением пружины. Как видно из чертежа, Keff уменьшается до 1 или менее с увеличением температуры, приводя к подкритическому состоянию. С ростом температуры экономия нейтронов ухудшается, и поэтому эффективность ядерной реакции падает. Напротив, при падении температуры эффективность отражателя улучшается, и поэтому улучшается эффективность ядерной реакции. Это позволяет автоматически управлять ядерной реакцией деления в соответствии с мощностью реактора.
ВТОРОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0067] Теперь будет описан способ увеличения температуры критической точки, при которой Keff достигает 1. Как показано на фигуре 7, предусмотрено четыре отражателя A 21 и четыре отражателя B 22, на которые разделен отражатель, и эти отражатели имеют перекрытия 23. Ширины щелей, связанные с тепловым расширением отражателей, регулируются с использованием перекрытий. Фигура 8 показывает вычисления Keff и ширин щелей, связанных с тепловым расширением, когда отражатели имеют перекрытия. Как видно из чертежа, температура, при которой Keff достигает 1, увеличивается до примерно 500 °C. Таким образом, регулирование длин перекрытий отделений отражателей позволяет регулировать температуру, при которой Keff достигнет 1.
ТРЕТИЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0068] Фигура 9 иллюстрирует еще один вариант осуществления конструкции отражателя согласно настоящему изобретению. В первом и втором вариантах осуществления отделения отражателей сдвигаются по окружности для создания каждой щели между отражателями, таким образом осуществляется управление Keff. В настоящем варианте осуществления отражатели перемещаются радиально для управления Keff. Механизм будет описан со ссылкой на фигуру 9. Чтобы отражатели 21, 22 с двойными стенками, образующие восемь отделений, могли отодвигаться от топливных сборок с ростом температуры, используется тепловое расширение регулирующих пружин 26. Во-первых, снаружи разделенных на восемь отделений отражателей 21, 22 предусмотрен фиксационный цилиндр 24 для фиксации регулирующих пружин 26. Далее, снаружи фиксационного цилиндра установлены восемь перемещающих отражатель устройств, приводимых в движение пружинами, для этого количества отделений отражателей, и каждое такое устройство имеет комбинацию из опорной плиты 27 регулирующей пружины, регулирующего отражатель стержня 28 и регулирующей пружины 26. Опорная плита 27 принимает тепловое расширение регулирующей пружины 26 и превращает тепловое расширение в движение наружу регулирующего отражатель стержня 28, прикрепленного к опорной плите 27; в результате отражатели 21, 22, прикрепленные к регулирующим отражатель стержням 28, перемещаются наружу.
[0069] Фигура 10 показывает связь Keff и перемещений регулирующих отражатель стержней 28 (или перемещений отражателей 21, 22) в варианте осуществления, показанном на фигуре 9. С увеличением расстояния между активной зоной и отражателями реактивность падает. В этом примере, когда стержни сдвигаются примерно на 7 см, Keff достигает 1. Таким образом можно осуществлять управление в режиме следования за нагрузкой.
ЧЕТВЕРТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0070] Фигура 11 показывает еще один, другой вариант осуществления конструкции отражателя согласно настоящему изобретению. В этом варианте осуществления используется конструкция, в которой отражатели открывают и закрывают, используя тепловое расширение. Тепловое расширение верхних спиральных металлических элементов 291 и нижних спиральных металлических элементов 292 используется для поворота каждого из 12 отражателей 21, 22 с двойными стенками, на которые разделен отражатель, наружу относительно соответствующего опорного стержня 25, выполненного из спирального металлического элемента, являющегося центральной осью. Фигура 12 показывает отражатели, открытые в ответ на подъем температуры. Спиральные металлические элементы должным образом изготовлены из нержавеющей стали, жаропрочного сплава на основе никеля, или жаропрочного сплава на основе никеля-кобальта (Co). Далее, использование спиральных металлических элементов, выполненных из биметаллов, в качестве верхних спиральных металлических элементов 291 и нижних спиральных металлических элементов 292, позволяет поворачивать отражатели более эффективно. Компонентами биметалла могут быть комбинация сплава никеля (Ni)-железа (Fe) в качестве материала с низким коэффициентом расширения и одного из меди (Cu), никеля, меди-цинка (Zn), никеля-меди, никеля-марганца (Mn)-железа, никеля-хрома (Cr)-железа и никеля-молибдена (Mo)-железа в качестве материала с высоким коэффициентом расширением. Поскольку ядерный реактор работает в условиях высоких температур, подходящей является комбинация сплава никеля-железа в качестве материала с низким коэффициентом расширения и никеля-хрома-железа и никеля-марганца-железа в качестве материала с высоким коэффициентом расширения. Когда отражатели нейтронов, включающие в себя такие металлические спирали из биметаллов, открыты, все больше и больше нейтронов утекают из отражателей. В результате Keff уменьшается, и скорость ядерной реакции деления также уменьшается. Таким способом осуществляется управление в режиме следования за нагрузкой.
ПЯТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0070] Фигура 13 показывает еще один, другой вариант осуществления конструкции отражателя согласно настоящему изобретению. В этом варианте осуществления используется конструкция, в которой многослойные кольцевые отражатели 211 окружены спиральным металлическим элементом 311. Многослойные кольцевые отражатели 211 и металлический элемент 311 соединены друг с другом опорами 281. Деформация вследствие теплового расширения пружинного металлического элемента 311 приводит к возникновению щелей между многослойными отражателями. Щели снижают эффективность отражения быстрых нейтронов. Таким образом, с ростом температуры уменьшается эффективность ядерного деления. Напротив, когда температура падает, эффективность отражения восстанавливается, и поэтому эффективность ядерного деления увеличивается. Таким способом осуществляется управление в режиме следования за нагрузкой. Пружинный металлический элемент подходящим образом выполнен из нержавеющей стали, жаропрочного сплава на основе никеля или жаропрочного сплава на основе никеля-кобальта.
ШЕСТОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0072] Как описано выше, скорость утечки утекающих быстрых нейтронов может быть необходимо снизить, чтобы коэффициент размножения нейтронов Keff малогабаритного ядерного реактора стал равен 1 или более. В этом случае отражатель желательно предусмотреть в другом положении, чем окружность топливных сборок. Фигура 14 показывает такой вариант осуществления. Корпус реактора 1 включает в себя дополнительный многослойный отражатель 91 над топливными сборками 4. Для расширения щелей в этом многослойном отражателе при высоких температурах дополнительно предусмотрена пружина 92 многослойного отражателя. Фигура 15 показывает детали многослойного отражателя. Многослойный отражатель 91 имеет цилиндрическую полость в центре. Топливные сборки и подвижный отражатель 2 могут проходить через эту полость. Верхний многослойный отражатель 91 и верхняя пружина соединены с опорными плитами 93 многослойного отражателя. Эта конструкция позволяет уменьшить скорость утечки утекающих быстрых нейтронов и также позволяет регулировать скорость утечки.
СЕДЬМОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0073] Фигура 16 показывает вариант осуществления системы производства энергии, включающей активную зону, в которой используется способ управления в режиме следования за нагрузкой согласно настоящему изобретению. Во-первых, корпус 1 реактора включает в себя топливные сборки 4 и отражатель 2 нейтронов вокруг топливных сборок. В этом варианте осуществления первичный теплоноситель является металлическим натрием. В целях безопасности вторичный теплоноситель является газообразным диоксидом углерода. Для улучшения эффективности производства энергии предпочтительно используется газовая турбина 521 для надкритического газообразного диоксида углерода. В главном теплообменнике 50 осуществляется теплообмен между металлическим натрием и надкритическим диоксидом углерода. Металлический натрий подается через впуск 51 корпуса 1 реактора и подается из выпуска 52 в главный теплообменник 50 посредством циркуляционного насоса 555.
[0074] Главный теплообменник 50 подает газообразный диоксид углерода в турбину 521 для газообразного надкритического диоксида углерода. Надкритический газообразный диоксид углерода проходит через регенеративный теплообменник 524 и охладитель 523 и достигает компрессора 522. Надкритический газообразный диоксид углерода, сжатый компрессором, нагревается регенеративным теплообменником 524 и подается в главный теплообменник 50 посредством питательного насоса 550 для надкритического газообразного диоксида углерода.
ВОСЬМОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0075] Фигура 17 показывает другой вариант осуществления системы производства энергии, включающей в себя активную зону, в которой используется способ управления в режиме следования за нагрузкой согласно настоящему изобретению. В этом варианте осуществления первичный теплоноситель является свинцом-висмутом. Как описано выше, вторичный теплоноситель в этом варианте осуществления является водой (легкой водой), и для производства энергии используется паровая турбина. Как показано на фигуре 17, корпус 1 реактора загружен топливными сборками 4 и отражателем 2 нейтронов вокруг топливных сборок. Корпус 1 реактора загружен свинцом-висмутом в качестве первичного теплоносителя. Первичный теплоноситель принимается через впуск 51 и подается в главный теплообменник 50 через выпуск 52 с помощью циркуляционного насоса 555. В главном теплообменнике 50 тепло передается от свинца-висмута воде, и образуется пар. Этот пар приводит в движение паровую турбину 501 и конденсатор 502 для получения электричества. Конденсатор 502 превращает пар в воду, которая затем нагревается первым нагревателем 503 и вторым нагревателем 504. Нагретая вода подается в главный теплообменник 50 с помощью циркуляционного питательного насоса 550.
ДЕВЯТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0076] Если первичный теплоноситель является свинцом или свинцом-висмутом, теплообмен может также осуществляться внутри корпуса 1 реактора, поскольку этот первичный теплоноситель не вступает в реакцию с водой. Фигура 18 показывает такой вариант осуществления. Корпус 1 реактора включает в себя топливные сборки 4 и отражатель 2, и загружен свинцом-висмутом в качестве первичного теплоносителя. Вторичный теплоноситель является водой. Вода подается в корпус 1 реактора снизу или сбоку с помощью циркуляционного насоса 555. Пар, образовавшийся в корпусе 1 реактора, приводит в движение паровую турбину 580 и конденсатор 581 для получения электричества. Вода нагревается первым нагревателем 582 и вторым нагревателем 583. Нагретая вода снова подается в корпус 1 реактора с помощью циркуляционного насоса 555.
Хотя выше были описаны варианты осуществления изобретения, изобретение не ограничивается ими. Специалисты в данной области техники поймут, что варианты осуществления могут различным образом меняться или дополняться без отступления от сущности изобретения и от объема прилагаемой формулы изобретения.
СПИСОК ССЫЛОЧНЫХ ПОЗИЦИЙ
1 корпус реактора
2 отражатель нейтронов
4 топливная сборка
5 опора отражателя
6 впускная труба первичного теплоносителя
7 выпускная труба первичного теплоносителя
20 опорная плита отражателя
21 отражатель A
22 отражатель B
23 перекрытие отражателя
24 фиксационный цилиндр регулирующей пружины
25 опорный стержень
26 регулирующая пружина
27 опорная плита регулирующей пружины
28 регулирующий отражатель стержень
31 верхний спиральный металлический элемент
32 нижний спиральный металлический элемент
41 топливный стержень
42 опорная плита топливной сборки
51 впуск корпуса реактора
52 выпуск корпуса реактора
60 главный теплообменник
91 верхний многослойный отражатель
92 пружина верхнего многослойного отражателя
93 опорная плита верхнего многослойного отражателя
211 кольцевой многослойный отражатель
311 пружинный металлический элемент
281 опорная плита многослойного отражателя
291 верхний спиральный металлический элемент, регулирующий угол
292 нижний спиральный металлический элемент, регулирующий угол
501, 580 паровые турбины
502, 581 конденсаторы
503, 582 первые нагреватели
504, 583 вторые нагреватели
521 турбина для газообразного надкритического диоксида углерода
522 компрессор для газообразного надкритического диоксида углерода
523 охладитель
524 регенеративный теплообменник
525 циркуляционный насос углекислого газа
550 циркуляционный питательный насос
555 циркуляционный насос
560 изоляционный клапан
1001 поверхность свинца-висмута
1. Малогабаритная система производства ядерной энергии, имеющая малогабаритный ядерный реактор, содержащий:
активную зону, имеющую топливные сборки из множества топливных стержней, представляющих собой трубы-оболочки, содержащие металлическое топливо, включающее в себя один или оба из урана (U)-235, 238 и плутония (Pu)-239;
корпус реактора, содержащий активную зону;
первичный теплоноситель, представляющий собой одно из металлического натрия, свинца (Pb) и свинца-висмута (Bi), загружаемый в корпус реактора и нагреваемый активной зоной; и
по меньшей мере один отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг активной зоны,
причем отражатель нейтронов обладает эффективностью отражения нейтронов для достижения критичности в активной зоне с эффективным коэффициентом размножения нейтронов, испускаемых из активной зоны, поддерживаемым на или выше примерно 1, и причем отражатель нейтронов соединен с металлическими элементами, имеющими более высокий коэффициент теплового расширения, чем коэффициент теплового расширения отражателя, и изменяет эффективность отражения нейтронов, используя смещение вследствие теплового расширения металлических элементов в соответствии с температурой в корпусе реактора, тем самым достигая управления в режиме следования за нагрузкой.
2. Малогабаритная система производства ядерной энергии по п.1, причем отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг активной зоны, имеет меньшую высоту, чем высота активной зоны, и является перемещаемым вверх или вниз вдоль активной зоны посредством механизма перемещения.
3. Малогабаритная система производства ядерной энергии по п.1, причем отражатель нейтронов, предусмотренный вокруг топливных сборок, имеет длину, сравнимую с полной длиной топливных сборок.
4. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-3, причем вокруг и над топливными сборками предусмотрен отражатель нейтронов, имеющий металлические элементы, которые являются пружинообразными или спиральными, и позволяющий управлять эффективностью отражения нейтронов с использованием теплового расширения.
5. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-4, причем упомянутый по меньшей мере один отражатель нейтронов является множеством отражателей нейтронов, предусмотренных на концентрической окружности вокруг центра активной зоны и разделенных на две или более секции на этой концентрической окружности, причем отражатели имеют два радиуса, при этом упомянутое множество отражателей нейтронов подразделено на первую группу, имеющую один радиус, и вторую группу, имеющую другой радиус, при этом отражатели нейтронов первой группы соединены с первым спиральным металлическим элементом, предусмотренным на концентрической окружности активной зоны, при этом из-за теплового расширения первого спирального металлического элемента между отражателями нейтронов первой группы и отражателями нейтронов второй группы образуются щели, и при этом промежутки между щелями регулируются на основе температуры в корпусе реактора.
6 Малогабаритная система производства ядерной энергии по п.5, причем отражатель нейтронов дополнительно радиально разделен на две или более секции.
7. Малогабаритная система производства ядерной энергии по п.5 или 6, причем отражатели второй группы одинаково соединены со вторым спиральным металлическим элементом, предусмотренным на концентрической окружности активной зоны, и первый спиральный металлический элемент и второй спиральный металлический элемент закручены в спираль в противоположных направлениях.
8. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-7, причем материал отражателя нейтронов выбран из бериллия (Be), оксида бериллия (BeO), графита, углерода и нержавеющей стали.
9. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-8, причем в качестве смазки между отражателями нейтронов первой группы и отражателями нейтронов второй группы предусмотрен углерод.
10. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.5-9, причем отражатели нейтронов первой и второй групп имеют кольцевые перекрытия, и ширины этих перекрытий регулируются для достижения температуры, при которой критичность достигает 1.
11. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-4, причем снаружи отражателей нейтронов, разделенных на две или более секции на концентрической окружности, предусмотрен фиксационный цилиндр для фиксации регулирующих пружин, представляющих собой металлические элементы, а снаружи фиксационного цилиндра предусмотрено множество перемещающих отражатель устройств, соответствующих каждому разделенному отражателю нейтронов, каждое из которых включает в себя опорную плиту регулирующей пружины, регулирующий отражатель стержень и одну из упомянутых регулирующих пружин, причем каждый из регулирующих отражатель стержней соединен с соответствующим отражателем нейтронов, и при этом тепловое расширение регулирующей пружины передается по регулирующему отражатель стержню, прикрепленному к опорной плите регулирующей пружины, так что отражатель нейтронов перемещается от топливных сборок, посредством чего обеспечивается возможность управления мощностью ядерного реактора в режиме следования за нагрузкой.
12. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-4, причем на концентрической окружности и вдоль топливных стержней расположены многослойные кольцевые отражатели нейтронов, разделенные на две или более секции, причем снаружи и вокруг многослойных кольцевых отражателей нейтронов предусмотрены пружинообразные металлические элементы, причем различные отделения многослойных кольцевых отражателей нейтронов соединены с различными секциями пружинных металлических элементов, причем тепловое расширение пружинных металлических элементов передается разделенным кольцевым отражателям нейтронов, и причем вероятность утечки нейтронов регулируется изменением промежутков между разделенными отражателями нейтронов, посредством чего обеспечивается возможность управления мощностью ядерного реактора в режиме следования за нагрузкой.
13. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-4, причем каждый из отражателей нейтронов, разделенных на две или более секции на концентрической окружности, имеет опорный стержень вдоль топливного стержня и на одном конце отражателя нейтронов, и каждый отражатель нейтронов является поворачиваемым наружу вокруг опорного стержня, тем самым позволяя отражателям нейтронов открываться, и причем из-за теплового расширения спиральных металлических элементов, соединенных с опорными стержнями, каждый из которых является центром поворота соответствующего отражателя нейтронов, регулируется вероятность утечки нейтронов посредством изменения степени открытия между отражателями нейтронов, посредством чего обеспечивается возможность управления мощностью ядерного реактора в режиме следования за нагрузкой.
14. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-13, причем пружинные или спиральные металлические элементы изготовлены из нержавеющей стали, жаропрочного сплава на основе никеля или жаропрочного сплава на основе никеля-кобальта.
15. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-13, причем пружинный или спиральный металлический элемент является биметаллом.
16. Малогабаритная система производства ядерной энергии по п.15, причем материал биметалла является комбинацией сплава никеля (Ni)-железа (Fe) в качестве материала с низким коэффициентом расширения и одного из меди (Cu), никеля (Ni), меди-цинка (Zn), никеля-меди, никеля-марганца (Mn)-железа, никеля-хрома (Cr)-железа и никеля-молибдена (Mo)-железа в качестве материала с высоким коэффициентом расширения.
17. Малогабаритная система производства ядерной энергии по п.16, причем материал с высоким коэффициентом расширения представляет собой никель-марганец-железо или никель-хром-железо.
18. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-17, причем снаружи отражателя нейтронов предусмотрен поглотитель нейтронов.
19. Малогабаритная система производства ядерной энергии по п.18, причем поглотитель нейтронов представлять собой материал, пригодный для захоронения радиоактивных отходов, таких как актиноиды.
20. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-19, причем активная зона имеет множество топливных стержней, представляющих собой трубы-оболочки, изготовленные из ферритной нержавеющей стали или хромомолибденовой стали, причем трубы-оболочки содержат металлическое топливо из сплава циркония (Zr), урана (235, 238) и плутония-239 или из сплава циркония и одного из урана (235, 238) и плутония-239.
21. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-20, причем корпус реактора представляет собой цилиндр диаметром 5 м или менее и высотой 15 м или менее, а содержащаяся в корпусе реактора активная зона имеет множество топливных стержней диаметром от 5 до 15 мм и длиной 3 м или менее.
22. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-21, дополнительно содержащая главный теплообменник, предусмотренный снаружи ядерного реактора и снабжаемый первичным теплоносителем, нагреваемым ядерным реактором через канал, причем главный теплообменник содержит циркулирующий вторичный теплоноситель, нагреваемый посредством теплообмена с первичным теплоносителем, причем вторичный теплоноситель является надкритическим диоксидом углерода; турбину, приводимую в движение вторичным теплоносителем, нагреваемым главным теплообменником; и электрогенератор, работающий благодаря приведенной в движение турбине.
23. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-21, дополнительно содержащая главный теплообменник, предусмотренный снаружи ядерного реактора и снабжаемый первичным теплоносителем, нагреваемым ядерным реактором через канал, причем главный теплообменник содержит циркулирующий вторичный теплоноситель, нагреваемый посредством теплообмена с первичным теплоносителем, причем вторичный теплоноситель является легкой водой; турбину, приводимую в движение вторичным теплоносителем, нагреваемым главным теплообменником; и электрогенератор, работающий благодаря приведенной в движение турбине.
24. Малогабаритная система производства ядерной энергии по любому из пп.1-21, дополнительно содержащая турбину, предусмотренную снаружи ядерного реактора и, при ядерном реакторе, загруженном первичным теплоносителем, не вызывающим реакцию с легкой водой, приводимую в движение вторичным теплоносителем, нагреваемым посредством теплообмена с первичным теплоносителем в корпусе реактора, причем вторичный теплоноситель является легкой водой; и электрогенератор, работающий благодаря приведенной в движение турбине.
