Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
Владельцы патента RU 2713222:
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)
Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса по меньшей мере один главный циркуляционный насос, один парогенератор и одна выгородка. Выгородка выполнена из двух концентричных обечаек, образующих между собой кольцевой зазор. В нижней части кольцевого зазора установлена перегородка, снабженная отверстиями для прохода тяжелого жидкометаллического теплоносителя. Парогенератор размещен в полости, образованной выгородкой. Техническим результатом является уменьшение пусковой мощности главного циркуляционного насоса за счет формирования свободного уровня теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса, уменьшение колебательного процесса при останове главного циркуляционного насоса, создание термического сопротивления (теплового барьера) между "горячим" теплоносителем, проходящим в полости выгородки из активной зоны к парогенератору, и "холодным" теплоносителем, проходящим снаружи внешней обечайки выгородки от парогенератора через главный циркуляционный насос к активной зоне, увеличение количества газа, выходящего из теплоносителя в газовую полость ядерного реактора, путем организации дополнительных выходных отверстий. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков к настоящему изобретению является ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса ядерного реактора по меньшей мере один главный циркуляционный насос и по меньшей мере один парогенератор (Патент РФ №2192052, МПК G21C 9/00, опубл. 27.10.2002 г.).
Недостатками известного ядерного реактора являются увеличение пусковой мощности главного циркуляционного насоса при его запуске, возможное увеличение температуры в активной зоне при останове главного циркуляционного насоса, объясняющееся возникновением колебательного процесса при выравнивании трех свободных уровней тяжелого жидкометаллического теплоносителя, и уменьшенный выход газа из тяжелого жидкометаллического теплоносителя из-за недостаточного количества выходных отверстий в полости периферийной части корпуса ядерного реактора,.
Задачей настоящего изобретения является создание ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, который надежно работает во всех эксплуатационных режимах, включая его запуск, за счет повышения надежности работы главного циркуляционного насоса и активной зоны.
Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение пусковой мощности главного циркуляционного насоса за счет формирования свободного уровня теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса, уменьшение колебательного процесса при останове главного циркуляционного насоса, создание термического сопротивления (теплового барьера) между "горячим" теплоносителем, проходящим в полости выгородки из активной зоны к парогенератору, и "холодным" теплоносителем, проходящим снаружи внешней обечайки выгородки от парогенератора через главный циркуляционный насос к активной зоне, увеличение количества газа, выходящего из теплоносителя в газовую полость ядерного реактора, путем организации дополнительных выходных отверстий в периферийной части ядерного реактора.
Указанный технический результат достигается тем, что известный ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса ядерного реактора по меньшей мере один главный циркуляционный насос и по меньшей мере один парогенератор, согласно изобретению снабжен по меньшей мере одной выгородкой, которая выполнена из двух концентричных обечаек, образующих между собой кольцевой зазор, в нижней части которого установлена перегородка, снабженная отверстиями для прохода тяжелого жидкометаллического теплоносителя, при этом выгородка расположена в полости периферийной части корпуса ядерного реактора, а парогенератор размещен в полости, образованной выгородкой.
Кроме этого, кольцевой зазор выполнен с поперечным сечением, величина которого выбрана из условия формирования в кольцевом зазоре максимально возможной площади свободного уровня тяжелого жидкометаллического теплоносителя.
Выполнение выгородки из двух обечаек, образующих между собой кольцевой зазор, обеспечивает создание свободного уровня тяжелого жидкометаллического теплоносителя в кольцевом зазоре, который соответственно формирует свободный уровень тяжелого жидкометаллического теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса, способствуя тем самым уменьшению его пусковой мощности, а следовательно, улучшению условий выхода на рабочий режим и повышению надежности его работы. Кроме этого, наличие кольцевого зазора между двумя обечайками выгородки способствует созданию термического сопротивления (теплового барьера) между "горячим" тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, проходящим в полости выгородки из активной зоны к парогенератору, и "холодным" тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, проходящим снаружи внешней обечайки выгородки от парогенератора через главный циркуляционный насос к активной зоне, что способствует повышению эксплуатационной надежности выгородки. Кроме этого, наличие кольцевого зазора позволяет создать дополнительный выход газов из теплоносителя через кольцевой зазор в газовую полость корпуса ядерного реактора, что предотвращает пустотный эффект в активной зоне и повышает надежность ее работы.
Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором представлен ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем (общий вид, продольное сечение).
Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус 1, в полости центральной части которого расположена активная зона 2. В полости периферийной части корпуса 1 расположены по меньшей мере один парогенератор 3 (например, четыре) и по меньшей мере один главный циркуляционный насос 4 (например, четыре). В полости периферийной части корпуса 1 установлена по меньшей мере одна выгородка 5 (например, четыре). Парогенератор 3 размещен в полости, образованной выгородкой 5. Выгородка 5 выполнена из двух концентрично расположенных обечаек, образующих между собой кольцевой зазор. В нижней части кольцевого зазора установлена перегородка 6, снабженная отверстиями для прохода тяжелого жидкометаллического теплоносителя.. Кольцевой зазор между обечайками выгородки 5 выполнен с поперечным сечением, величина которого выбрана из условия формирования в кольцевом зазоре максимально возможной площади свободного уровня тяжелого жидкометаллического теплоносителя. Данное условие может быть выполнено в зависимости от конструктивного пространства полости периферийной части корпуса 1 ядерного реактора.
Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем работает следующим образом.
В полости центральной и периферийной частей корпуса 1 заливают тяжелый жидкометаллический теплоноситель, например, расплавленный свинец, при этом создается общий свободный уровень тяжелого жидкометаллического теплоносителя. При включении главного циркуляционного насоса 4 и выходе ядерного реактора на запланированную мощность появляются три свободных уровня тяжелого жидкометаллического теплоносителя, а именно: свободный уровень 7 тяжелого жидкометаллического теплоносителя над активной зоной 2, свободный уровень 8 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на выходе из главного циркуляционного насоса 4, свободный уровень 9 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса 4 (в кольцевом зазоре выгородки 5). Из кольцевого зазора, образованного между обечайками выгородки 5, через отверстия в перегородке 6 выходит тяжелый жидкометаллический теплоноситель, при этом соответственно свободный уровень 9 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса 4 понижается. Достигнутая величина свободного уровня 9 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса 4 способствует уменьшению его пусковой мощности, а следовательно, улучшению его выхода на рабочий режим. В нормальном режиме работы ядерного реактора в газовую полость корпуса 1 через кольцевой зазор выходят газы. При возможном запланированном или незапланированном отключении одного из четырех главных циркуляционных насосов 4 свободный уровень 9 тяжелого жидкометаллического теплоносителя в кольцевом зазоре (на всасе главного циркуляционного насоса 4) изменяется, благодаря чему нагрузка на оставшиеся три главных циркуляционных насоса 4 уменьшается, обеспечивая тем самым их стабильную работу. При возможном отключении всех четырех главных циркуляционных насосов 4 меняются все три свободных уровня 7, 8, 9 тяжелого жидкометаллического теплоносителя. При этом свободный уровень 8 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на выходе из главного циркуляционного насоса 4, свободный уровень 7 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на выходе из активной зоны 2 и свободный уровень 9 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на всасе главного циркуляционного насоса 4 стремятся к выравниванию и установлению общего свободного уровня тяжелого жидкометаллического теплоносителя. Изменение свободного уровня 9 тяжелого жидкометаллического теплоносителя в кольцевом зазоре между обечайками выгородки 5 уменьшает колебания свободного уровня 7 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на выходе из активной зоны и свободного уровня 8 тяжелого жидкометаллического теплоносителя на выходе из главного циркуляционного насоса 4, что предотвращает возможное повышение температуры тяжелого жидкометаллического теплоносителя в активной зоне 2.
1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителям, содержащий активную зону, расположенную в полости центральной части корпуса ядерного реактора, и размещенные в полости периферийной части корпуса ядерного реактора по меньшей мере один главный циркуляционный насос и по меньшей мере один парогенератор, отличающийся тем, что реактор снабжен по меньшей мере одной выгородкой, которая выполнена из двух концентричных обечаек, образующих между собой кольцевой зазор, в нижней части которого установлена перегородка, снабженная отверстиями для прохода тяжелого жидкометаллического теплоносителя, при этом выгородка расположена в полости периферийной части корпуса ядерного реактора, а парогенератор размещен в полости, образованной выгородкой.
2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что кольцевой зазор выполнен с поперечным сечением, величина которого выбрана из условия формирования в кольцевом зазоре максимально возможной площади свободного уровня тяжелого жидкометаллического теплоносителя.
