Forbidden

You don't have permission to access /zzz_siteguard.php on this server.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ - Патент РФ 2025798
Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Использование: останов и расхолаживание реактора без применения внешних источников энергии. Сущность: ядерный реактор содержит активную зону, тяговый участок, компенсатор объема, входящие в состав подъемного участка контура циркуляции теплоносителя, и теплообменник, входящий в опускной участок контура теплоносители. В подъемной части контура установлены по крайней мере две емкости, заполненные модулями с возможностью прохода теплоносителя через емкости. В емкостях, расположенных под активной зоной, внутри оболочек модулей заключено вещество, образующее эвтевтический сплав с теплоносителем и поглощающее нейтроны, а также вещество, не взаимодействующее с поглотителем нейтронов, теплоносителем и конструкционными материалами реактора и имеющее температуру кипения выше температуры теплоносителя в зоне установки емкости, но ниже температуры кипения теплопоглощающего вещества, заключенного в емкостях, расположенных в подъемном участке контура циркуляции над активной зоной. Причем толщина Н и материал оболочек модулей, расположенных под активной зоной, выполнены согласно условию, приведенному в описании изобретения. 1 ил.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2025798
Класс(ы) патента: G21C1/00
Номер заявки: 4704876/25
Дата подачи заявки: 14.06.1989
Дата публикации: 30.12.1994
Заявитель(и): Российский научный центр "Курчатовский институт"
Автор(ы): Крашенинников Д.П.; Доронин А.С.
Патентообладатель(и): Российский научный центр "Курчатовский институт", Крашенинников Дмитрий Петрович
Описание изобретения: Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для останова и расхолаживания реактора без использования внешних источников энергии и хладагента и вмешательства извне.
В настоящее время известен ядерный реактор с шаровыми тепловыделяющимися элементами и жидкометаллическим теплоносителем [1]. При нормальной работе реактора теплоноситель прокачивается насосом через активную зону, нагревается и подается в теплообменник, где отдает тепло теплоносителю второго контура. В аварийных ситуациях реактор автоматически останавливается при отключении насосов первого контура, когда теплоноситель вместе с топливом под действием силы тяжести сливают в хранилище, где гарантирована подкритичность и обеспечен отвод остаточного тепла посредством естественной конвекции теплоносителей первого и расхолаживающего контуров. В расхолаживающем контуре воздух забирается из атмосферы, нагревается во встроенном в хранилище теплообменнике и выбрасывается из трубы необходимой высоты.
К недостаткам данного технического решения следует отнести то, что для слива теплоносителя с топливом необходимо открыть клапаны, что требует вмешательства оператора. Другим недостатком является невозможность расхолаживания в случае выхода из строя системы отвода остаточного тепловыделения, например в случае землетрясения, с разрушением системы теплоотвода.
Наиболее близким к предлагаемому является техническое решение, представляющее собой ядерный реактор, активная зона которого набрана из шаровых тепловыделяющих элементов, а в качестве теплоносителя используется расплав фтористых солей, например NaF-BeF2 [2] . При нормальных условиях работы теплоноситель нагревается в активной зоне, поднимается по подъемному каналу, переливается в теплообменник, где отдает тепло теплоносителю второго контура. Из теплообменника теплоноситель первого контура опускается вниз вдоль внутренней стенки корпуса реактора по опускному каналу, разворачивается и вновь подается в активную зону. Воздух постоянно подается в нижнюю часть корпуса реактора, охлаждает корпус и выбрасывается в атмосферу из трубы необходимой высоты. При аварийных ситуациях реактор останавливается, так как имеет отрицательный температурный коэффициент реактивности. Температура соли повышается, что приводит к улучшению теплоотвода к воздуху.
К недостаткам данного технического решения следует отнести то, что при аварийных ситуациях, связанных с остановом реактора и прекращением естественной циркуляции воздуха, отвод остаточного тепловыделения осуществляться не будет, что приведет к увеличению температуры, выкипанию теплоносителя, расплавлению активной зоны с выходом продуктов деления в окружающую среду, чего допустить нельзя. Кроме того, при нормально функционирующей системе аварийного теплоотвода и неработающей системе регулирования температура активной зоны и теплоносителя начнут понижаться, ядерные плотности, а следовательно, и сечения взаимодействия увеличатся, что может привести к самопроизвольному запуску реактора, чего также нельзя допустить.
Целью изобретения является повышение ядерной и радиационной безопасности в аварийных ситуациях.
Для достижения цели предложен ядерный реактор с естественной циркуляцией теплоносителя, содержащий корпус, внутри которого размещены активная зона и тяговый участок, входящие в состав подъемного участка контура циркуляции теплоносителя, и теплообменник, входящий в опускной участок контура теплоносителя, отличающийся тем, что в подъемной части контура циркуляции установлены по крайней мере две емкости, заполненные модулями с возможностью прохода теплоносителя через емкости, причем в емкостях, расположенных под активной зоной, внутри оболочек модулей заключено вещество, образующее эвтектический сплав с теплоносителем и поглощающее нейтроны, а также вещество, не взаимодействующее с поглотителем нейтронов, теплоносителем и конструкционными материалами реактора и имеющее температуру кипения выше температуры теплоносителя в зоне установки емкости, но ниже температуры кипения теплопоглощающего вещества, не взаимодействующего с другими веществами, теплоносителем и конструкционными материалами и заключенного в оболочках модулей, заполняющих емкости, расположенные в подъемном участке контура циркуляции над активной зоной, а температура кипения теплопоглощающего вещества выбрана выше температуры теплоносителя на выходе из активной зоны при нормальном режиме работы реактора и ниже допустимой температуры теплоносителя при аварийном режиме, причем толщина Н и материал оболочек модулей, расположенных под активной зоной, выбраны из соотношения:
P1< < P2, где Р1 - давление насыщенных паров веществ, заполняющих оболочку при нормальном режиме;
Р2 - давление паров веществ, заполняющих оболочку при аварийном режиме;
К - коэффициент, учитывающий форму оболочки и запас прочности;
σ - предел длительной прочности;
r - характерный размер оболочки.
На чертеже приведена конструктивная схема ядерного реактора с естественной циркуляцией жидкого теплоносителя.
Ядерный реактор содержит активную зону 1, набранную, например, из шаровых тепловыделяющих элементов. Над активной зоной расположены коллектор 2 и подъемный участок 3. В верхней части корпуса расположены компенсационный бак 4 и теплообменники 5. Вдоль корпуса реактора 6 проходит опускной канал 7. Под активной зоной расположено подзонное пространство 8. Активная зона 1, коллектор 2, подъемный канал 3, бак 4, теплообменник 5, опускной канал 7 и подзонное пространство 8 заполнены жидким теплоносителем, например расплавом фтористых солей Li7F - BeF2. В подзонном пространстве 8 установлена емкость 9, содержащая оболочки 10, заполненные поглотителем 11 нейтронов и заполнителем 12. Поглотителем нейтронов может быть фтористая соль Li6F - BeF2, которая полностью перемешивается с теплоносителем. Количество поглотителя выбрано с учетом обеспечения незапуска реактора после аварии. Выбор заполнителя 12 зависит от температуры теплоносителя. Количество заполнителя 12 и толщина оболочки 10 выбраны из расчета разрыва последней при аварии от паров заполнителя в утоньшении 13. Для осуществления возможности широкого выбора пары поглотитель 11 - заполнитель 12 внутри оболочки 10 может быть выполнена разделительная перегородка 14. Над активной зоной параллельно подъемному каналу установлена емкость 15, содержащая оболочки 16 с теплопоглощающим веществом 17, в качестве которого может быть использован гидрид лития. В качестве материала оболочки 16 может быть использован ниобий или тантал. В верхней и нижней частях емкости 15 предусмотрены каналы 18 и 19 для входа и выхода основного теплоносителя. Вокруг корпуса реактора 6 расположена обечайка 20. Объем 21, заключенный между корпусом 6 и оболочкой 20, меньше объема компенсационного бака 4. В верхней и нижней частях реактора размещены трубопроводы 22 и 23 с клапанами, объем 21 соединен с атмосферой. В верхней части реактора также установлен трубопровод 24 с клапаном (например, разрывным), с помощью которого объем, заключенный под корпусом реактора, соединен с системой очистки и с атмосферой.
Предлагаемый реактор работает следующим образом.
При нормальных условиях работы теплоноситель нагревается в активной зоне 1 и поднимается по коллектору 2 и подъемному каналу 3. Затем теплоноситель поступает в теплообменник 5, где отдает тепло теплоносителю второго контура, опускной канал 7 и, разворачиваясь в подзонном пространстве 8, вновь поступает в активную зону 1. Движение теплоносителя осуществляется за счет естественной конвекции. Часть потока теплоносителя поступает в емкость 15, заполненную модулями с теплопоглощающим веществом 17, по каналу 18, а выходит по каналу 19.
Канал 19 для выхода теплоносителя из емкости 15 может быть введен в подъемный участок или непосредственно в компенсационный бак 4. Расходы через емкость и подъемный канал будут обратно пропорциональны гидравлическим сопротивлениям. Поскольку равновесное давление водорода (в случае использования гидрида лития) под оболочками меньше давления теплоносителя, то разложения гидрида лития происходить не будет. Под активной зоной расположена емкость 9, заполненная оболочками 10 с поглотителем 11 нейтронов и заполнителем 12. При нормальных условиях работы разрушения оболочек не происходит. Воздух подается по трубопроводу 22, охлаждает корпус, проходя по полости 21, и далее по трубопроводу 23 подается в трубу, необходимой высоты, откуда выкидывается в атмосферу. Охлаждение корпуса предусмотрено на случай аварийных ситуаций, не связанных с его разрушением. Все воздушные магистрали выполнены таким образом, чтобы при разрушении корпуса реактора теплоноситель не вытек через них из полости 21 и из корпуса.
При аварийных ситуациях, связанных одновременно с выбросом стержней регулирования, разрушением внешней системы теплоотвода и корпуса реактора, происходит следующее. Теплоноситель из компенсационного бака 4 заполняет полость 21, объем которой меньше объема бака 4. В результате этого сохраняется контур циркуляции теплоносителя. Вследствие того, что теплоотвода от активной зоны нет, температура теплоносителя начинает увеличиваться. Конвекция теплоносителя сохраняется, так как в активной зоне и в подъемном канале он горячей, чем в теплообменнике и опускном канале. По мере прогрева теплоносителя начинает увеличиваться температура оболочек 10 и 16 и, следовательно, теплопоглощающего вещества 17, заполнителя 12 и поглотителя 11 нейтронов. При достижении температуры, равной температуре кипения, заполнитель закипает. Давление под оболочками 10 начинает резко увеличиваться. После того, как оно превысит допустимое значение, прорывается тонкое место 13 и поглотитель 11 нейтронов выбрасывается в контур. Пары заполнителя ускоряют циркуляцию, попадая в подъемный канал, способствуют лучшему перемешиванию теплоносителя с поглотителем 11 нейтронов и более быстрому вводу последнего в активную зону 1. После того, как поглотитель нейтронов попал в активную зону, реакция деления останавливается (если раньше не была остановлена из-за температурного коэффициента реактивности). Количество поглотителя выбрано с учетом обеспечения незапуска реактора даже в случае охлаждения активной зоны до температуры окружающей среды. В том случае, если поглотитель нейтронов будет иметь приемлемую температуру кипения, подчиняющуюся зависимости, установленной для заполнителя, то он одновременно будет выполнять обе функции. Для обеспечения невыхода поглотителя нейтронов в виде пара в атмосферу он должен успеть образовать эвтектический сплав с теплоносителем, поднимаясь по подъемному каналу. По мере прогрева теплопоглощающего вещества 17 в оболочках 16 и увеличения равновесного давления под оболочками свыше давления теплоносителя газообразный (или парообразный) продукт разложения (испарения) будет выходить в контур циркуляции. При этом большая часть потока теплоносителя будет идти через емкость 15, а не через среднюю часть подъемного канала 3, между трубопроводами 18 и 19, особенно в случае вывода трубопроводов 19 в компенсационный бак 4. Количество теплопоглощающего вещества выбрано с учетом поглощения тепла остаточного тепловыделения до момента времени, когда мощность остаточного тепловыделения спадет до приемлемого уровня. Выделяющийся газ (пар) будет обеспечивать циркуляцию теплоносителя даже в случае полного равенства температур по контуру. Вывод газа (пара) может быть предусмотрен из трубопровода 24, расположенного в верхней части реактора, после открытия клапана (например, разрывного). Поскольку пузыри газа (пара) будут увеличивать скорость циркуляции, то это улучшит теплоотвод от теплоносителя к теплопоглощающему веществу 17, а в случае выбора заполнителя 12 с более высокой температурой кипения, чем температура разложения вещества 17,- к более быстрому ее закипанию и, следовательно, к более быстрому останову реактора, а это, в свою очередь, приведет к необходимости иметь меньшее количество теплопоглощающего вещества. Следовательно, при тех же самых поперечных габаритах емкости 15 высота ее может быть уменьшена, а следовательно, и гидравлическое сопротивление тоже. Поэтому может быть повышена скорость циркуляции теплоносителя в аварийных ситуациях и улучшена теплоотдача к поглотителю нейтронов и теплопоглощающему материалу.
Таким образом предлагаемое техническое решение позволяет повысить ядерную и радиационную безопасность путем останова реактора и отвода тепла остаточного тепловыделения даже в случае запроектных аварийных ситуаций, связанных с одновременным нарушением герметичности силового корпуса, выбросом стержней регулирования и выходом из строя внешней системы теплоотвода. Системы останова и расхолаживания при этом работают автономно, только за счет использования физических свойств и свойств обеспечения безопасности.
Формула изобретения: ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ, содержащий корпус, внутри которого размещены активная зона и тяговый участок, входящие в состав подъемного участка контура циркуляции теплоносителя, и теплообменник, входящий в опускной участок контура теплоносителя, отличающийся тем, что, с целью повышения ядерной и радиационной безопасности в аварийных ситуациях, в подъемной части контура циркуляции установлено по крайней мере две емкости, заполненные модулями с возможностью прохода теплоносителя через емкости, причем в емкостях, расположенных под активной зоной внутри оболочек модулей, заключено вещество, образующее эвтектический сплав с теплоносителем и поглощающее нейтроны, а также вещество, не взаимодействующее с поглотителем нейтронов, теплоносителем и конструкционными материалами реактора и имеющее температуру кипения выше температуры теплоносителя в зоне установки емкости, но ниже температуры кипения теплопоглощающего вещества, не взаимодействующего с другими веществами, теплоносителем и конструкционными материалами, и заключенного в оболочках модулей, заполняющих емкости, расположенные в подъемном участке контура циркуляции над активной зоной, а температура кипения теплопоглощающего вещества выбрана выше температуры теплоносителя на выходе из активной зоны при нормальном режиме работы реактора и ниже допустимой температуры теплоносителя при аварийном режиме, причем толщина H и материал оболочек модулей, расположенных под активной зоной, выбраны из соотношения
P1< < P2,
где P1 - давление насыщенных паров веществ, заполняющих оболочку при номинальном режиме;
P2 - давление паров веществ, заполняющих оболочку при аварийном режиме;
K - коэффициент, учитывающий форму оболочки и запас прочности;
δ - предел длительной прочности;
r - характерный размер оболочки.