RU2699229C1 - Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) - Google Patents
Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2699229C1 RU2699229C1 RU2019102743A RU2019102743A RU2699229C1 RU 2699229 C1 RU2699229 C1 RU 2699229C1 RU 2019102743 A RU2019102743 A RU 2019102743A RU 2019102743 A RU2019102743 A RU 2019102743A RU 2699229 C1 RU2699229 C1 RU 2699229C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- reproducing
- rods
- core
- Prior art date
Links
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 15
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 214
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 51
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 51
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 21
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 46
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 28
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 23
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 20
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 20
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 20
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 20
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 18
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 18
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 claims description 15
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 claims description 15
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 claims description 9
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims description 9
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 17
- 238000013461 design Methods 0.000 abstract description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 11
- 238000001816 cooling Methods 0.000 abstract description 10
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 9
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 abstract description 7
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 abstract description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 4
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 abstract description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 abstract description 2
- 230000004927 fusion Effects 0.000 abstract 1
- 229910044991 metal oxide Inorganic materials 0.000 abstract 1
- -1 uranium metal oxide Chemical class 0.000 abstract 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 17
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 12
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- 238000000034 method Methods 0.000 description 8
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 8
- 229910052716 thallium Inorganic materials 0.000 description 8
- BKVIYDNLLOSFOA-UHFFFAOYSA-N thallium Chemical compound [Tl] BKVIYDNLLOSFOA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 7
- 238000011161 development Methods 0.000 description 7
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 7
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 7
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 7
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 7
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 6
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 6
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 5
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 5
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 5
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 4
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 description 4
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 3
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 3
- 230000004941 influx Effects 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 3
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 3
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 3
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 101100317055 Gallus gallus VLDLR gene Proteins 0.000 description 2
- 241000270295 Serpentes Species 0.000 description 2
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 2
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 2
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000010587 phase diagram Methods 0.000 description 2
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 230000003362 replicative effect Effects 0.000 description 2
- GNWRAZCUQNKMIT-UHFFFAOYSA-N sodium thallium Chemical compound [Na].[Tl] GNWRAZCUQNKMIT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000342 Monte Carlo simulation Methods 0.000 description 1
- 229910019465 NaTl Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001007 Tl alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 description 1
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 1
- 239000003570 air Substances 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 1
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 239000007769 metal material Substances 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 230000008520 organization Effects 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 238000009853 pyrometallurgy Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- 238000012549 training Methods 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- 238000013024 troubleshooting Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004804 winding Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к модульному ядерному реактору малой мощности на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит корпус с крышкой, с расположенными внутри него активной зоной, теплообменниками промежуточного контура, циркуляционными насосами с напорным коллектором, системой СУЗ, при этом корпус выполнен с двойными стенками с внутренней газовой полостью, с установленными в верхней части внутренней стенки корпуса плавками вставками, а наружная стенка корпуса выполнена с оребрением. Возможны варианты конструкции активной зоны реактора, сформированной вертикально установленными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС), в том числе гетерогенными бесчехловыми ТВС, в которых применены топливные твэлы с МОКС - топливом и воспроизводящие твэлов с воспроизводящим материалом из сплава U-Zr или металлического урана с оксидным покрытием. Причем воспроизводящие твэлы равномерно распределены между топливными твэлами и их количество находится в соотношении 1 к 2 соответственно, а диаметр воспроизводящих твэлов больше диаметра топливных твэлов. Техническим результатом является повышение радиационной и пожарной безопасности реактора в режимах тяжелых аварий с потерей охлаждения активной зоны, его внутренней самозащищенности, возможность гибкого управления величиной характеристик активной зоны и работы с широким спектром изотопного состава и типов топлива и воспроизводящих материалов. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 3 табл., 9 ил.
Description
Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано в проектах атомных станций с быстрыми реакторами малой мощности - под которой в современной энергетике понимают значения менее 300 МВт(э), согласно классификации МАГАТЭ.
Список сокращений, используемых в данном тексте:
ТВС - тепловыделяющая сборка;
ТВЭЛ - тепловыделяющий элемент;
СУЗ - система управления и защиты реактора;
KB - коэффициент воспроизводства;
КВА - коэффициент воспроизводства топлива в активной зоне;
РАО - радиоактивные отходы;
ВКГ - внутрикассетная гетерогенность;
ОЯТ - отработавшее ядерное топливо;
АЗ - активная зона;
БР - быстрый реактор;
ОР - органы регулирования;
ЯЭС - ядерная энергетическая система;
ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;
ВТГР - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор;
ALMR PRISM - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Уровень техники
Известен ядерный реактор ALMR PRISM (D.C. WADE and Y.I. CHANG, «The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety», Nucl. Sci. Eng., 100, 507 ~1988., L.N. SALERNO, R.C. BERGLUND, G.L. GYOREY, F.E. TIPPETS, and P.M. TSCHAMPER «PRISM Concept, Modular LMR Reactors», Nucl. Eng. Des., 109, 79 ~1988., General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4»., 401 page(s), 12/31/1987., General Electric ML082880396 - Submittal of PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume III, Chapters 9-14, 519 page(s), 5/26/1993) с интегральной компоновкой, с быстрым спектром нейтронов, с натриевым теплоносителем, с активной зоной с плотным смешанным топливом и с электрической мощностью 145 МВт. В качестве топлива в активной зоне используется металлический сплав U-Pu-Zr с несколькими вариантами изотопного состава и доли плутония. Жидкий натрий выступает в качестве теплоносителя I и II контура, температура его на входе в активную зону составляет 360°С, на выходе 499°С (General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4», 401 page(s), 12/31/1987). Активная зона состоит из чехловых тепловыделяющих сборок (ТВС) с топливом и воспроизводящих кассет, которые используются для выравнивания тепловыделения, и окружают активную зону для обеспечения расширенного воспроизводства топлива. Для контроля реактивности используются 9 органов регулирования, в качестве аварийной защиты используются 3 стержня большого веса. Также, используется 6 модулей расширения газа для пассивной защиты в авариях с потерей расхода. В проекте реактора предусмотрена дополнительная система аварийного расхолаживания, которая работает за счет притока атмосферного воздуха вдоль внешнего корпуса блока. Сам воздух доставляется с помощью концентрических труб забора, тепло между внутренним корпусом реактора и страховочным кожухом переносится конвекцией и излучением. Атомная станция на основе такого модульного реактора предусматривает установку нескольких блоков на одну турбину для получения электрической мощности в 290 МВт или более (D.C. WADE and Y.I. CHANG, «The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety», Nucl. Sci. Eng., 100, 507 ~1988).
Недостатками известного реактора является низкая эффективность расширенного воспроизводства ядерного горючего (КВ=1.12) из-за отсутствия нижнего и верхнего торцевых воспроизводящих экранов, его общей конфигурации и малой толщины боковых воспроизводящих экранов и, связанная с этим, большая утечка нейтронов из активной зоны, приводящая к дополнительной активации материалов (увеличение количества РАО) и сокращению срока службы оборудования первого контура. Согласно установленным для устойчивого развития ядерной энергетики системным требованиям (О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года// П.Н. Алексеев, В.Г. Асмолов, А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, Ю.М. Семченков, В.А. Сидоренко, С.А. Субботин, В.Ф. Цибульский, Я.И. Штромбах, М., НИЦ КИ, 2012, 143 с, «Энергетическая стратегия России на период до 2030 года», утверждена распоряжением Правительства Российской Федерации от 13 ноября 2009 г.), быстрый реактор должен иметь определенный уровень начальной загрузки и избыточной наработки топлива. Активная зона быстрого реактора малого размера имеет большую утечку и жесткий спектр нейтронов, из-за чего обладает высоким потенциалом для расширенного воспроизводства делящихся изотопов, однако в прототипе ALMR PRISM он не реализуется полностью.
В активной зоне известного реактора используется традиционная компоновка активной зоны с большим уплощением (D/H=2), что в сочетании с малым размером, приводит к большой удельной загрузке по делящимся изотопам, которая составляет 8000 кг/ГВт(эл). Это значение превышает рекомендованное в (О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года// П.Н. Алексеев, В.Г. Асмолов, А.Ю. Гагаринский, Н.Е. Кухаркин, Ю.М. Семченков, В.А. Сидоренко, С.А. Субботин, В.Ф. Цибульский, Я.И. Штромбах, М., НИЦ КИ, 2012, 143 с., «Энергетическая стратегия России на период до 2030 года», утверждена распоряжением Правительства Российской Федерации от 13 ноября 2009 г.) ограничение на величину начальной загрузки топлива быстрого реактора.
Суммарно, на органы регулирования, защиты и нейтронный источник приходится 19 ячеек активной зоны (остальные ячейки активной зоны заняты ТВС). Это занимает более 10% от площади базовой активной зоны. Подобный вариант компоновки активной зоны приводит к тому, что большое количество ячеек в активной зоне малого содержания (обогащения) топлива замещено технологическими каналами, что ухудшает баланс нейтронов и также повышает удельную загрузку. Также, это повышает утечку нейтронов и количество дополнительных РАО за счет активации материалов в активной зоне.
В качестве тепловыделяющих сборок используются традиционные чехловые шестигранные кассеты с треугольной решеткой стержневых твэлов (относительный шаг твэл ~1.20), в которых для дистанционирования твэлов применена металлическая проволочная навивка на твэлы. Такая решетка, с учетом метода дистанционирования твэлов, имеет высокое гидравлическое сопротивление активной зоны, что усложняет установление естественной циркуляции и ухудшает условия охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях, связанных с отказом насосов. Также, подобная конструкция повышает долю стали в активной зоне до (~25%), что ухудшает баланс нейтронов.
В качестве топлива в активной зоне используется металлический сплав U-Pu-10%Zr, в качестве воспроизводящего материала используется слав U-10%Zr из обедненного урана. Такое топливо имеет ряд преимуществ, в первую очередь, это высокая (с учетом заданной пористости в активной зоне) массовая плотность ~13,0 г/см3 тяжелых ядер (при теоретической плотности металлического топлива ~17.0 г/см3 тяжелых ядер), что повышает интенсивность взаимодействий в активной зоне, отсутствие легких ядер - замедлителей нейтронов, высокая теплопроводность и возможность эффективной переработки методами пирометаллургии. Основной недостаток данного топлива -возможное взаимодействие с оболочкой и формирование эвтектики при высоких температурах. В рабочих режимах температура контакта топливо-оболочка не должна превышать 704°С (General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4», 401 page(s), 12/31/1987 и Status and Trends of Nuclear Fuels Technology for Sodium Cooled Fast Reactors, IAEA Technical Reports, Nuclear Energy Series, No. NF-T-4.1, 113 pp, 76 figures, Vienna, 2011). Для случаев коротких переходных процессов это ограничение по температуре контакта может быть превышено, поскольку сам процесс взаимодействия с образованием эвтектики имеет низкую скорость.
Практическая эксплуатация такого топлива проводилась в реакторе EBR-II (General Electric ML082880369. GEFR-00793, «PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4»., 401 page(s), 12/31/1987., General Electric ML082880396 - Submittal of PRISM - Preliminary Safety Information Document, Volume III, Chapters 9-14, 519 page(s), 5/26/1993). В результате облучения нескольких тысяч твэлов не было замечено разгерметизации, при этом, более 800 топливных стержней имели выгорание выше 10% т.а., для 30 твэлов было получено выгорание ~18.5% т.а. Также, была освоена фабрикация и переработка циркониевого сплава.
Рабочие температуры теплоносителя выбраны ниже возможных (Твх./Твых.=360°С /499°С). Выбор входной температуры меньше 400°С приводит к развитию холодного радиационного охрупчивания сталей в нижней части активной зоны, а понижение выходной температуры снижает общий КПД цикла.
Недостатком используемого натриевого теплоносителя является его высокая химическая активность при взаимодействии с водой и с воздухом, что делает необходимым введение дополнительных мер для обеспечения безопасности, надежного контроля и герметичности натриевого контура (Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок)//В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев, В.В. Игнатьев, С.А. Субботин, М., Энергоатомиздат, 1993, 384 с.).
Предложенная пассивная система аварийного расхолаживания прежде всего нацелена на сохранение целостности защитного кожуха, тогда как во время переходных процессов в тяжелых авариях температуры внутренних компонентов могут превышать допустимые значения (L.N. SALERNO, R.C. BERGLUND, G.L. GYOREY, F.E. TIPPETS, and P.M. TSCHAMPER «PRISM Concept, Modular LMR Reactors», Nucl. Eng. Des., 109, 79 ~1988).
Также известен ядерный реактор БН-800 с быстрым спектром, натриевым теплоносителем, активной зоной с диоксидным урановым и уран - плутониевым топливом и электрической мощностью 880 МВт (Борис Васильев, «Освоение МОКС топлива в БН-800» РОСЭНЕРГОАТОМ, №11, 2014, с. 18-23 и Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем: учебное пособие / В.И. Матвеев, Ю.С.Хомяков; под ред. чл.-корр. РАН В.И. Рачкова - М.: Издательский дом МЭИ, 2012. - 356 с,: ил.). Его активная зона составлена из чехловых ТВС с тремя вариантами обогащения (содержания) топлива для выравнивания радиального распределения энерговыделения, и окружена воспроизводящими экранами по бокам и снизу. Верхняя зона воспроизводства была убрана в БН-800 для снижения риска возможной реализации положительного пустотного эффекта реактивности. Жидкий натрий выступает в качестве теплоносителя, температура его на входе составляет 350°С, на выходе 540°С. Для контроля реактивности и защиты используются 12 органов регулирования. В реакторе БН-800 предусмотрена система аварийного расхолаживания, которая основана на дополнительных встроенных аварийных теплообменниках.
Недостатком известного реактора является низкий уровень избыточного воспроизводства ядерного топлива из-за использования в активной зоне диоксидного топлива, которое также содержит легкие ядра кислорода, и отсутствия верхней зоны воспроизводства. В БН-800 коэффициент воспроизводства ядерного топлива в активной зоне меньше 1,0, что повышает требуемый запас реактивности на выгорание.
Как и в случае ALMR PRISM, в БН-800 в качестве тепловыделяющих сборок используются традиционные чехловые шестигранные кассеты с треугольной решеткой стержневых твэлов, для дистанционирования которых применена металлическая проволока. Недостатки такой конструкции ТВС указаны выше.
Раскрытие сущности изобретения
Техническим результатом изобретения является:
- повышение безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с потерей охлаждения активной зоны;
- удовлетворение системным требованиям устойчивого развития атомной энергетики по удельной начальной загрузке и избыточной наработке топлива;
- повышение внутренней самозащищенности и снижение стоимости строительства АЭС с данным(и) модульными реакторами;
- повышение радиационной и пожарной безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с протечками теплоносителя;
- существенное улучшение параметров топливоиспользования и топливного цикла;
- возможность гибкого управления величиной характеристик активной зоны и работы с широким спектром изотопного состава и типов топлива и воспроизводящих материалов;
- расширение области применения энергоблока.
Для достижения указанного результата предложен модульный ядерный реактор малой мощности на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус с крышкой, с расположенными внутри него активной зоной, теплообменниками промежуточного контура, циркуляционными насосами с напорным коллектором, системой СУЗ, при этом корпус выполнен с двойными стенками с внутренней газовой полостью, с установленными в верхней части внутренней стенки корпуса плавками вставками, а наружная стенка корпуса выполнена с оребрением.
Кроме того, в качестве жидкометаллического теплоносителя используют натрий или эвтектику Na-Tl 92.9 и 7.1 атомных % соответственно.
Также для достижения указанного результата предложена активная зона модульного ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформированная вертикально установленными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с силовыми элементами и расположенными в верхней части дистанционирующими поясками, с треугольной решеткой цилиндрических тепловыделящих элементах с дистанционирующими решетками со смешанным U-Pu-Zr топливом, с нижней и верхней торцевыми зонами воспроизводства сформированными за счет помещения над и под U-Pu-Zr топливом в тепловыделящих элементах воспроизводящего материала из металлического обедненного уран/тория или диоксида обедненного урана/тория, и боковой зоны воспроизводства с чехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с цилиндрическими тепловыделящими элементами большого диаметра, в которых размещен воспроизводящий материал из диоксида обедненного урана/тория или металлического обедненного урана/тория.
Кроме того:
- силовые элементы представляют собой размещенные в углах ТВС шесть стальных стержней, прикрепленных к хвостовикам и головкам ТВС.
- часть ТВС выполнена с центральной полостью для размещения органов регулирования СУЗ с установленным в ней силовым элементом в виде стального чехла
Также для достижения указанного результата предложена активная зона модульного ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформирована вертикально установленными гетерогенными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с силовыми элементами и расположенными в верхней части дистанционирующими поясками, с треугольной решеткой цилиндрических тепловыделящих элементов (твэлов) с дистанционирующими решетками, при этом твэлы в гетерогенных ТВС выполнены в виде топливных твэлов с МОКС - топливом и воспроизводящих твэлов с воспроизводящим материалом из сплава U-Zr или металлического урана с оксидным покрытием, при этом воспроизводящие твэлы равномерно распределены между топливными твэлами и их количество находится в соотношении 1 к 2 соответственно, а диаметр воспроизводящих твэлов больше диаметра топливных твэлов, а нижняя и верхняя торцевые зоны воспроизводства сформированы из металлического обедненного уран/тория или диоксида обедненного урана/тория, а боковая зона воспроизводства сформирована чехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с цилиндрическими тепловыделящими элементами большого диаметра, в которых размещен воспроизводящий материал из диоксида обедненного урана/тория или металлического обедненного урана/тория.
В указанной активной зоне силовые элементы представляют собой размещенные в углах ТВС шесть стальных стержней, прикрепленных к хвостовикам и головкам ТВС,
а часть ТВС выполнена с центральной полостью для размещения органов регулирования СУЗ с установленным в ней силовым элементом в виде стального чехла
Заявляемый модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем выполнен с электрической мощностью (180-250) МВт. Конструкцией блока обеспечивается проток холодного теплоносителя после теплообменника вдоль стенки корпуса в бассейн холодного теплоносителя. Между двойными стенками корпуса реактора находится полость, заполненная инертным газом. По сравнению с реактором ALMR PRISM, в верхней части корпуса выше уровня теплоносителя находятся плавкие вставки. Данная схема позволяет при потере теплосъема организовать залив жидкого металла в полость на пассивных принципах за счет теплового расширения теплоносителя с ростом его температуры. При этом организуется эффективный перенос тепла от твэлов активной зоны на корпус реактора при работе насосов или путем естественной циркуляции теплоносителя.
По сравнению с реактором ALMR PRISM для интенсификации теплообмена на боковую стенку корпуса реактора добавлено оребрение, а также произведено чернение его поверхности. Боковая стенка с оребрением окружена черненым металлическим листом ширмообразной формы. К данной конструкции обеспечен приток атмосферного воздуха, который по системе труб пассивно подается к основанию реактора, после чего по системе каналов передается в выходную трубу высотой 5-15 метров, в зависимости от конфигурации.
Эта система позволяет эффективно отводить тепло от разогретого в аварийных ситуациях корпуса блока с использованием естественной конвекции и теплового излучения. При этом, при работе энергоблока на полной мощности, в случае возникновения аварий с потерей принудительного штатного теплосъема, обеспечиваются допустимые температуры конструкционных элементов, включая корпус реактора, и сохраняется дальнейшая работоспособность основных систем реактора.
Активная зона сформирована безчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) со смешанным уран-плутониевым металлическим топливом для активной зоны и чехловыми ТВС с воспроизводящим материалом для боковой зоны воспроизводства. Геометрия активной зоны отличается от традиционной геометрии, применяемой для быстрых реакторов: используется меньшее уплощение по сравнению с реакторами ALMR PRISM, БН-800, ее эффективный диаметр составляет 140 см при высоте в 80 см, что находится ближе к оптимальному значению с точки зрения минимизации утечки нейтронов.
В базовом варианте загрузки активной зоны используются ТВС с треугольной решеткой твэлов одного диаметра с относительным шагом (1,16) со смешанным топливом из сплава U-Pu-Zr, обладающего высокой массовой плотностью и теплопроводностью, с начальной пористостью 25%. Изотопный состав плутония соответствует энергетическому плутонию, выделенному при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов. Доля топлива, конструкционных материалов и теплоносителя в активной зоне составляет 51.5%; 12.4%; 36.1% соответственно. Диаметр твэлов в активной зоне (8.100 мм) увеличен по сравнению с реактором ALMR PRISM, в котором диаметр твэлов в активной зоне (7.366 мм) (General Electric ML082880369. GEFR-00793, "PRISM -Preliminary Safety Information Document, Volume 1, Chapters 1-4." 401 page(s), 12/31/1987), а для дистанционирования используются дистанционирующие решетки. Чехол у ТВС отсутствует, для дистанционирования ТВС по ее краям добавлены пояски, силовую нагрузку берут на себя 6 стальных стержней с уголками, которые замещают часть твэлов, расположенных в углах ТВС. Они прикреплены к хвостовикам и головкам ТВС, на них держатся дистанционирующие решетки и дистанцинирующие пояски.
Данные изменения по сравнению с ALMR PRISM и БН-800 позволили снизить утечку нейтронов из активной зоны, повысить плотность топлива и интенсивность взаимодействий в нем, снизить поглощение нейтронов конструкционными материалами, а также ужесточить нейтронный спектр. Это привело к снижению удельной начальной загрузки по делящимся материалам в активной зоне до значения (~3990 кг/ГВт(эл)), удовлетворяющего системным требованиям. При этом, несмотря на малый размер АЗ, в ней достигается высокий коэффициент воспроизводства вплоть до 1,0 при применении энергетического плутония, начиная с определенной доли Pu-240 в изотопном составе, или при использовании гетерогенной компоновки активной зоны, и соответственно минимизируется запас реактивности на выгорание.
В качестве альтернативы, в нашем варианте возможно формирование активной зоны на основе ТВС с внутрикассетной гетерогенностью, в которых присутствуют топливные твэлы (обычного или меньшего диаметра) с МОКС - топливом, а также воспроизводящие твэлы (большего диаметра) со сплавом U-Zr или металлическим ураном с оксидным покрытием. Воспроизводящие твэлы равномерно распределены среди топливных твэлов и находятся в треугольной решетке в соотношении 1 к 2 соответственно.
Такой комбинированный вариант компоновки ТВС позволяет сохранить количество тяжелых ядер в активной зоне без применения U-Pu-Zr топлива, а с использованием только отработанного МОКС топлива и сплава U-Zr или отработанного в бланкетах быстрых реакторов металлического урана, что также повышает коэффициент воспроизводства активной зоны до 1 при использовании плутония из ОЯТ с малым выгоранием или из бланкетов БР. При облучении топлива в воспроизводящих твэлах нарабатывается количество плутония, достаточное для поддержания критичности реактора, а при извлечении отработавшей гетерогенной ТВС из бассейна выдержки, воспроизводящие твэлы могут быть отсортированы, например, по весу, и переработаны с коротким циклом выдержки, в связи с их низким выгоранием.
Для минимизации запаса реактивности на выгорание (получения оптимального коэффициента воспроизводства в АЗ), в случае использования ТВС с внутрикассетной гетерогенностью можно варьировать диаметр воспроизводящего твэла в небольших пределах. Такая мера не оказывает заметного влияния на остальные характеристики блока и может быть легко реализована, в отличие от альтернативных методик управления параметрами топлива, например, за счет варьирования высоты топливного столба в твэлах.
Одно из основных преимуществ ТВС с внутрикассетной гетерогенностью - распределение мощности между типами твэлов по кампании. В начале кампании МОКС топливо в топливном твэле имеет хорошие свойства топливных таблеток, что позволяет увеличить их линейную нагрузку с сохранением в нем допустимых температур. По мере выгорания, вместе с деградацией тепловых свойств диоксидных топливных таблеток, снижается и их линейная мощность. Это обеспечивает возможность выбора более высокой линейной нагрузки для свежего топлива, чем в случае использования традиционной гомогенной компоновки ТВС.
Для управления реактивностью и аварийной защиты применены комбинированные ТВС с органами СУЗ (ТВС-СУЗ), в которых вместо 4 центральных рядов твэлов в штатной топливной ТВС ставится шестигранный чехол. Через приводы в крышке реактора в этих чехлах ТВС-СУЗ обеспечивается движение поглотителей нейтронов шестигранной или круглой формы из очехлованного карбида бора. Основное количество ТВС-СУЗ сосредоточено ближе к центру активной зоны.
Подобная компоновка позволяет на один стержень СУЗ извлекать из активной зоны почти в 4 раза меньше топлива, чем в активной зоне БН-800, тем самым сохраняя его в активной зоне, снижая за счет этого содержание плутония и повышая воспроизводство ядерного топлива в активной зоне. Расположение ТВС-СУЗ по радиусу активной зоны дополнительно используется для выравнивания поля энерговыделения.
Активная зона окружена воспроизводящими чехловыми сборками с твэлами большого диаметра, в которых могут быть размещены таблетки, например, с металлическим обедненным ураном или торием, либо с диоксидом обедненного урана или тория. Воспроизводящие ТВС формируют боковую зону воспроизводства. Также таблетки с металлическим обедненным ураном/торием, либо с диоксидом обедненного урана/тория помещены в оболочки твэл под и над топливными таблетками активной зоны. Они формируют нижнюю и верхнюю торцевые зоны воспроизводства ядерного топлива.
Применение тория в бланкетах позволяет эффективно вести наработку U-233 для подпитки топливом тепловых реакторов. При таком размещении тория практически отсутствует негативное влияние протактиниевого эффекта реактивности, а из-за высокой утечки нейтронов из активной зоны и их жесткого спектра, темп избыточного воспроизводства соответствует системным требованиям. Если для формирования подпитки активной зоны реактора не будет хватать плутония, то возможна частичная или полная замена ториевых экранов на урановые экраны для увеличения воспроизводства плутония.
Для повышения внутренней самозащищенности реактора в качестве теплоносителя предлагается применить эвтектику Na-Tl (92.9 и 7.1 атомных % соответственно).
При этом:
- значительно снижается химическая активность теплоносителя;
- исключается бурная реакция с водой, паром и атмосферным воздухом, сопровождаемая возгоранием или взрывом;
- значительно снижается образование радиоактивных аэрозолей при авариях с утечкой теплоносителя;
- повышается температура кипения теплоносителя;
- снижается температура плавления теплоносителя;
- упрощается технология очистки модифицированного теплоносителя от кислорода и потенциально допускается исключение холодной ловушки.
С целью повышения нейтронно-физических характеристик реактора, можно применить изотопное обогащение таллия по изотопу Т1-205.
В случае возникновения технических или экономических ограничений с использованием натрий-таллиевого теплоносителя, возможно сохранить в промежуточном контуре применение чистого натрия.
Краткое описание чертежей
Сущность изобретения иллюстрируется чертежами, представленными на фиг. 1-9.
На фиг. 1 приведена принципиальная конструкция корпуса реактора с системой пассивного теплоотвода.
На фиг. 2 приведена принципиальная конструкция системы аварийного расхолаживания с использованием естественной конвекции воздуха.
На фиг. 3 приведена расчетная область допустимых размеров модульного реактора, в которой удовлетворяются поставленные требования по его характеристикам.
На фиг. 4 приведена картограмма модульного реактора.
На фиг. 5 приведено изменение с выгоранием топливного твэла линейной нагрузки топливных и воспроизводящих твэлов в ТВС с внутрикассетной гетерогенностью.
На фиг. 6 приведена фазовая диаграмма состояния сплава натрий-таллий.
На фиг. 7 приведены изменения температуры теплоносителя и конструкционных материалов в аварии с потерей принудительного теплоотвода.
На фиг. 8 приведена конструкция штатной ТВС активной зоны и ТВС-СУЗ.
На фиг. 9 приведена конструкция штатной ТВС активной зоны с внутрикассетной гетерогенностью и ТВС-СУЗ.
Позициями на фигурах обозначены
1 - активная зона
2 - напорный коллектор
3 - бассейн холодного теплоносителя
4 - теплообменник промежуточного контура
5 - бассейн горячего теплоносителя
6 - циркуляционный насос
7 - плавкие вставки
8 - газовая полость между стенками корпуса
9 - приток атмосферного воздуха
10 - выход нагретого воздуха
11 - оребрение на боковой стенке корпуса
12 - ширмообразный лист - тепловой экран
13 - тепловая изоляция
14- хвостовик со спиральным уплотнением
15 - отверстия для входа теплоносителя
16 - опорная решетка
17 - пучок твэлов
18 - дистанционирующие решетки
19 - пояски для дистанционирования ТВС
20 - верхняя опорная решетка
21 - головка
22 - ухват
23 - шесть утолщенных стальных стержней
24 - твэлы с топливом
25 - внутренний стальной чехол - канал ОР СУЗ
26 - утолщенные стальные стержни для гетерогенной ТВС
27 - воспроизводящие твэлы
28 - топливные твэлы
29 - внутренний стальной чехол - канал ОР СУЗ для гетерогенной ТВС
Осуществление изобретения
На фиг.1 представлена схема организации пассивной системы аварийного расхолаживания в корпусе без дополнительных теплообменников. Она основана на пассивных принципах, является технологичной и не сложной в реализации. Для устранения отрицательного влияния на преобразование энергии (КПД) в номинальном режиме работы, корпус реактора выполнен с двойными стенками, между которых находится газовая полость 8. В нормальном режиме она заполнена аргоном (или другим инертным газом). При потере возможности теплосъема через теплообменники 4, средняя температура внутрикорпусного натрия в бассейнах 3 и 5 возрастает, что приводит к его расширению. Таким образом, становится возможным организовать уровень, при подъеме до которого, натрий войдет в контакт с плавкими вставками 7 и попадет в эту межкорпусную газовую полость, при этом, резко снижается ее тепловое сопротивление. После устранения неполадок, натрий из полости можно слить или вытеснить газом под давлением. В номинальном режиме, при тепловой мощности блока в 400 МВт, постоянные потери тепла через межкорпусное пространство, заполненное газом, по предварительным расчетам, составляют менее 100 кВт, что может быть допустимо для пассивного теплоотвода. В ходе исследования рассеивающей способности стенки корпуса, было установлено, что ее недостаточно для сохранения температур компонентов первого контура в допустимых пределах.
На фиг. 2 представлена схема установки корпуса реактора и шахты для организации системы пассивного расхолаживания через корпус. На боковую стенку реактора, вдоль которой создана возможность протекания воздуха, добавлено оребрение 11, также производится чернение поверхности. На некоторой дистанции от стенки, вокруг нее расположен тепловой экран 12 - металлический лист ширмового типа. Такая форма позволяет достичь большей площади поверхности, эффективно поглощать тепловое излучение от стенки реактора, и рассеивать его с помощью естественной конвекции. За тепловым экраном расположен лист тепловой изоляции 13, который отражает тепловое излучение, а также выполняет роль тепловой защиты шахты реактора. Через сеть труб производится забор атмосферного воздуха, который по коммуникациям 9 опускается вдоль листа теплового экрана 12, затем распределяется на 3 потока: вдоль оребренной стенки реактора 11 и с каждой стороны ширмового листа 12 и выходит через сеть выпускных каналов нагретого воздуха 10. В них предусмотрена система радиационного контроля и заслонки на случай утечки натрия. Также, размеры шахты подобраны таким образом, что в случае разгерметизации корпуса и образовании течи, активная зона находилась под слоем теплоносителя.
Конфигурация активной зоны реактора может быть изменена путем перехода от трехзонного выравнивания по радиусу активной зоны поля энерговыделения к двузонному при размещении ТВС-СУЗ в центральной части реактора. Картограмма с двузонным радиальным выравниванием поля энерговыделения в активной зоне приведена на фиг. 4.
Общие характеристики реактора и исходные данные для расчета представлены в таблице 
Для снижения в активной зоне доли конструкционных материалов, повышения доли топлива и получения других преимуществ применяются безчехловые ТВС. Конструкция такой сборки представлена на фиг. 8. Она представляет из себя хвостовик 14 со спиральным уплотнением и отверстиями 15 для входа теплоносителя, далее идет опорная решетка 16, пучок твэлов 17, которые удерживаются на месте дистанционирующими решетками 18. Сверху расположены пояски для дистанционирования 19, верхняя опорная решетка 20 и головка 21, через которую выходит теплоноситель. В верхней части ТВС предусмотрен ухват 22 для ее установки и перемещения.
Сечение топливных стержней стандартной касеты представлено на фиг. 8 б. Среди решетки твэлов предусмотрены шесть утолщенных стальных стержней 23, которые выполняют роль силовой конструкции, и к которым крепятся дистанционирующие решетки 18, удерживающие твэлы с топливом 24.
В варианте исполнения ТВС с полостью под органы регулирования, общая конструкция аналогична. Отличия в сечении твэлов представлены на фиг. 8 в. Центральные 4 ряда твэлов с топливом 24 извлечены, а вместо них установлен стальной чехол 25. Он выполняет роль силового элемента вместо стержней.
При использовании внутрикассетной гетерогенности ВКГ, конструкция ТВС представлена ни фиг. 9. Основные элементы повторяют вышеописанную стандартную кассету, отличия присутствуют в твэлах. Сечение топливных стержней касеты с ВКГ представлено на фиг. 9 б. Среди решетки твэлов предусмотрены шесть утолщенных стальных стержней 26, которые выполняют роль силовой конструкции, и к которым крепятся дистанционирующие решетки 18, удерживающие твэлы с топливом 24. Используются стержни двух типов -топливные 28, которые содержат смешанное оксидное топливо, и воспроизводящие 27, содержащие металлическое топливное из отвального урана и имеющие больших диаметр.
В варианте исполнения ТВС с ВКГ сполостью под органы регулирования, общая конструкция аналогична. Отличия в сечении твэлов представлены на фиг. 9 в. Центральные 4 ряда твэлов с топливом 27-28 извлечены, а вместо них установлен стальной чехол 29. Он выполняет роль силового элемента вместо стержней.
Примеры конкретного расчета
Для расчета нейтронно-физических характеристик использовались программы JARFR (Ярославцева Л.Н. Комплекс программ JARB для расчета нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов. ВАНТ, сер. ФТЯР, вып. 8 (37), 1983, с. 41-43) на основе диффузионного приближения и SERPENT 2 (
, J., et al. (2015) «The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013». Ann. Nucl. Energy, 82 (2015) 142-150) на основе метода Монте-Карло.
Пример поливариантного расчета с варьированием мощности блока и уплощения активной зоны представлен на фиг. 3. Видно, что уплощение, при котором обеспечивается минимальная загрузка делящихся изотопов, отличается от применяемого в реакторе ALMR PRISM. В предлагаемом реакторе оно находится ближе к оптимальному значению по величине утечки нейтронов, что обеспечивает более благоприятные нейтронно-физические характеристики.
На фиг. 4 представлена картограмма активной зоны. В таблице 1 представлены общие характеристики модуля и исходные данные для расчета. Результаты нейтронно-физического расчета блока для вариантов загрузки активной зоны плутонием с различным изотопным составом представлены в таблице 2.
Как видно, практически все представленные варианты удовлетворяют системным требованиям по удельной начальной загрузке и избыточной наработке ядерного топлива. Удельная загрузка по делящимся изотопам не превышает значения 4.0 т/ГВт(эл), удельное воспроизводство в зонах воспроизводства находится выше 250 кг/ГВт(эл)*год. Использование плутония с высокой долей Pu240 более предпочтительно, поскольку повышает КB в активной зоне и снижает запас реактивности на выгорание. Добавление верхнего и нижнего воспроизводящих торцевых экранов не привело к значительному росту пустотного эффекта реактивности в сравнении с ALMR PRISM, в котором заложена меньшая высота активной зоны. В случае использования ТВС с внутрикассетной гетерогенностью, возможно получить малый запас реактивности на выгорание с практически любым составом плутония, обеспечивая нужные параметры небольшим варьированием диаметра воспроизводящего твэла.
На фиг. 5 представлено изменение линейной мощности топливного и воспроизводящего твэлов в зависимости от выгорания топливного твэла. Видно, что в течение кампании топлива мощность топливного стержня снижается и максимальная нагрузка на него приходится только в начале кампании, когда теплофизические параметры топливной таблетки наилучшие. Также, что важно, такая компоновка кассет, помимо наработки топлива в зонах воспроизводства, позволяет получать в воспроизводящих твэлах более 400 кг/ГВт(эл)*год Pu с высоким содержанием Pu-239. Воспроизводящие твэлы имеют низкое выгорание, могут быть отделены от топливных твэлов и переработаны с меньшей выдержкой существующими методами переработки отработавшего топлива реакторов ВВЭР.
На фиг. 6 представлена фазовая диаграмма состояния системы Na-Tl. В точке с атомной долей таллия 7.1% образуется устойчивая эвтектика (Алексеев П.Н., Шимкевич А.Л. Целесообразность эвтектической модификации жидкометаллических теплоносителей. Атомная энергия. 2015. т. 119. №3. с. 178-179). С помощью описанных программных средств проведен расчет влияния добавления таллия на нейтронно-физические характеристики реактора. Результаты влияния добавления таллия на основные характеристики реактора в относительных единицах представлены в таблице 3. В таблице 3 показаны отличия характеристик реактора с теплоносителем Na+Tl от характеристик реактора с натриевым теплоносителем для различных вариантов изотопного состава таллия в теплоносителе Na+Tl.
В различных столбцах представлены результаты: для природной смеси изотопов Т1; для смеси изотопов Т1 с обогащением по изотопу Т1-205 до 90% и для смеси изотопов Т1 с обогащением по изотопу Т1-205 до 99% соответственно. Значению ρDopler соответствует коэффициент Доплера, ρvoid1 - реактивность пустотного эффекта, которая реализуется при опустошении верхней части активной зоны и торцевого экрана, ρvoid2 - реактивность, которая реализуется при опустошении области активной зоны, которая имеет максимальный положительный локальный пустотный эффект реактивности и ρvoid3 - реактивность, которая реализуется при опустошении всей активной зоны и верхнего торцевого экрана соответственно.
Видно, что общее влияние добавления таллия на нейтронно-физические характеристики реактора невелико и также позволяет удовлетворять системные требования устойчивого развития атомной энергетики. Изотопное обогащение Т1 по изотопу Т1-205 позволяет снизить негативное влияние таллия и целесообразно к применению в случае экономической оправданности. Что касается активации теплоносителя и радиационной нагрузки от него, под облучением образуются очень малые количества гамма-активных изотопов таллия, и он вносит незначительный вклад в общую интенсивность гамма источников в теплоносителе. Вместе с большим эффектом самоэкранировки NaTl по сравнению с чистым Na, это приводит к уменьшению эквивалентной дозы от облученного теплоносителя.
Для оценки эффективности теплосъема остаточного тепловыделения через корпус, была создана квазидинамическая модель реактора и окружающего пространства, которая учитывает характер теплообмена между его элементами, их теплоемкость и характер тепловыделения от топлива после остановки блока. Результаты моделирования температур элементов в зависимости от времени для случая полной потери теплосъема и сброса аварийной защиты при работе на полной мощности представлены на фиг. 7. TNa - температура натрия, Тст1 - температура внутренней стенки корпуса, Тст2 - температура внешней стенки корпуса с оребрением. Температуры оболочек твэлов и топлива отличаются от температуры натрия первого контура незначительно и поэтому не представлены. Как видно, после потери теплосъема и остановки реактора температура элементов растет, и переходной процесс сглаживается за счет теплоемкости теплоносителя. Далее, спустя 50 минут происходит плавление плавких вставок и перелив теплоносителя в полость между частями корпуса. Это приводит к интенсификации теплообмена между стенками корпуса и нагреву всех остальных частей. Далее происходит рост температуры теплоносителя первого контура до значения 680°С, после чего остаточное тепловыделение от топлива сравнивается с отводимой мощностью, и происходит спад температур. Такая система может работать неограниченное время, а в ходе переходного процесса температуры элементов не превысили критические значения по допустимой температуре оболочки и по образованию эвтектики между сталью и топливом.
Таким образом, предложен модульный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, конструкция которого обеспечивает высокую внутреннюю самозащищенность, в котором реализуется минимальный запас реактивности на выгорание, специальным выбором соотношения величин максимального пустотного и доплеровского эффектов реактивности исключается разгон реактора на мгновенных нейтронов при аварийном снижении плотности теплоносителя, для уменьшения химической активности при взаимодействии с водой и воздухом натриевый теплоноситель заменяется на эвтектику Na-Tl (92.9 и 7.1 атомных % соответственно), для обеспечения безопасности в случае аварий с потерей теплоотвода организована пассивная воздушная система аварийного расхолаживания через корпус реактора без дополнительных теплообменников. Она основана на пассивных принципах, является технологичной и не сложной в реализации. Показано, что, не смотря на малый размер предлагаемого модульного быстрого реактора и высокой утечки нейтронов, за счет выбора топлива, минимизации доли конструкционных материалов в активной зоне, наличия торцевых и бокового воспроизводящих экранов, его характеристики удовлетворяют системным требованиям развития ядерной энергетической системы (ЯЭС) по величине удельной начальной загрузки и избыточной наработке ядерного топлива.
Актуальность предложения связана с тем, что согласно энергетической стратегии в ядерной энергетике России, наряду с наращиванием количества энергоблоков с перспективными тепловыми реакторами ВВЭР (и ВТГР) и переходом к замкнутому топливному циклу, должны появиться быстрые реакторы (БР) с высокой внутренней самозащищенностью, с расширенным воспроизводством топлива, предназначенные для эффективного вовлечения U-238 и Th-232 в энергопроизводство, минимизации объема ОЯТ и топливообеспечения новых и существующих реакторов, а также блоки малой и средней мощности.
Claims (9)
1. Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус с крышкой, с расположенными внутри него активной зоной, теплообменниками промежуточного контура, циркуляционными насосами с напорным коллектором, системой СУЗ, при этом корпус выполнен с двойными стенками с внутренней газовой полостью, с установленными в верхней части внутренней стенки корпуса плавками вставками, а наружная стенка корпуса выполнена с оребрением.
2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве жидкометаллического теплоносителя используют натрий.
3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве жидкометаллического теплоносителя используют эвтектику Na-Tl 92.9 и 7.1 атомных % соответственно.
4. Активная зона модульного ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, сформированная вертикально установленными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с силовыми элементами и расположенными в верхней части дистанционирующими поясками, с треугольной решеткой цилиндрических тепловыделящих элементах с дистанционирующими решетками со смешанным U-Pu-Zr топливом, с нижней и верхней торцевыми зонами воспроизводства, сформированными за счет помещения над и под U-Pu-Zr топливом в тепловыделящих элементах воспроизводящего материала из металлического обедненного уран/тория или диоксида обедненного урана/тория, и боковой зоны воспроизводства с чехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с цилиндрическими тепловыделящими элементами большого диаметра, в которых размещен воспроизводящий материал из диоксида обедненного урана/тория или металлического обедненного урана/тория.
5. Активная зона по п. 4, отличающаяся тем, что силовые элементы представляют собой размещенные в углах ТВС шесть стальных стержней, прикрепленных к хвостовикам и головкам ТВС.
6. Активная зона по п. 4, отличающаяся тем, что часть ТВС выполнена с центральной полостью для размещения органов регулирования СУЗ с установленным в ней силовым элементом в виде стального чехла.
7. Активная зона модульного ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем сформирована вертикально установленными гетерогенными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с силовыми элементами и расположенными в верхней части дистанционирующими поясками, с треугольной решеткой цилиндрических тепловыделящих элементов (твэлов) с дистанционирующими решетками, при этом твэлы в гетерогенных ТВС выполнены в виде топливных твэлов с МОКС - топливом и воспроизводящих твэлов с воспроизводящим материалом из сплава U-Zr или металлического урана с оксидным покрытием, при этом воспроизводящие твэлы равномерно распределены между топливными твэлами и их количество находится в соотношении 1 к 2 соответственно, а диаметр воспроизводящих твэлов больше диаметра топливных твэлов, а нижняя и верхняя торцевые зоны воспроизводства сформированы из металлического обедненного уран/тория или диоксида обедненного урана/тория, а боковая зона воспроизводства сформирована чехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС) с цилиндрическими тепловыделящими элементами большого диаметра, в которых размещен воспроизводящий материал из диоксида обедненного урана/тория или металлического обедненного урана/тория.
8. Активная зона по п. 7 отличающаяся тем, что силовые элементы представляют собой размещенные в углах ТВС шесть стальных стержней, прикрепленных к хвостовикам и головкам ТВС.
9. Активная зона по п. 7 отличающаяся тем, что часть ТВС выполнена с центральной полостью для размещения органов регулирования СУЗ с установленным в ней силовым элементом в виде стального чехла.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019102743A RU2699229C1 (ru) | 2019-01-31 | 2019-01-31 | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019102743A RU2699229C1 (ru) | 2019-01-31 | 2019-01-31 | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2699229C1 true RU2699229C1 (ru) | 2019-09-04 |
Family
ID=67851537
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019102743A RU2699229C1 (ru) | 2019-01-31 | 2019-01-31 | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2699229C1 (ru) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112599259A (zh) * | 2020-11-27 | 2021-04-02 | 中国核电工程有限公司 | 一种聚变-裂变混合堆嬗变燃料组件 |
| RU2757160C2 (ru) * | 2019-11-11 | 2021-10-11 | Вячеслав Иванович Беляев | Атомный реактор |
| RU2761857C1 (ru) * | 2021-07-29 | 2021-12-13 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Активная зона ядерного реактора |
| RU2766322C1 (ru) * | 2021-07-23 | 2022-03-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Автономная ядерная энергетическая установка |
| RU2798480C1 (ru) * | 2022-12-27 | 2023-06-23 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах и система для его реализации |
| CN119964852A (zh) * | 2025-04-11 | 2025-05-09 | 中核龙原科技有限公司 | 一种快堆堆芯 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2549371C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| EA026547B1 (ru) * | 2013-11-19 | 2017-04-28 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка |
| KR20180021326A (ko) * | 2016-08-19 | 2018-03-02 | 한국원자력연구원 | 중심부에 밀폐된 빈공간을 포함하는 핵연료 소결체 및 이를 포함하는 핵연료봉 |
| RU2668230C1 (ru) * | 2018-03-05 | 2018-09-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
-
2019
- 2019-01-31 RU RU2019102743A patent/RU2699229C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EA026547B1 (ru) * | 2013-11-19 | 2017-04-28 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Оболочка для тепловыделяющего элемента, тепловыделяющий элемент и тепловыделяющая сборка |
| RU2549371C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| KR20180021326A (ko) * | 2016-08-19 | 2018-03-02 | 한국원자력연구원 | 중심부에 밀폐된 빈공간을 포함하는 핵연료 소결체 및 이를 포함하는 핵연료봉 |
| RU2668230C1 (ru) * | 2018-03-05 | 2018-09-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2757160C2 (ru) * | 2019-11-11 | 2021-10-11 | Вячеслав Иванович Беляев | Атомный реактор |
| CN112599259A (zh) * | 2020-11-27 | 2021-04-02 | 中国核电工程有限公司 | 一种聚变-裂变混合堆嬗变燃料组件 |
| CN112599259B (zh) * | 2020-11-27 | 2023-11-24 | 中国核电工程有限公司 | 一种聚变-裂变混合堆嬗变燃料组件 |
| RU2766322C1 (ru) * | 2021-07-23 | 2022-03-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Автономная ядерная энергетическая установка |
| RU2761857C1 (ru) * | 2021-07-29 | 2021-12-13 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Активная зона ядерного реактора |
| WO2023009024A1 (ru) * | 2021-07-29 | 2023-02-02 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Активная зона ядерного реактора |
| RU2798480C1 (ru) * | 2022-12-27 | 2023-06-23 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах и система для его реализации |
| RU224035U1 (ru) * | 2023-09-13 | 2024-03-13 | Юрий Яковлевич Головачев | Регулируемый теплообменный аппарат с промежуточным жидкометаллическим теплоносителем |
| CN119964852A (zh) * | 2025-04-11 | 2025-05-09 | 中核龙原科技有限公司 | 一种快堆堆芯 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2699229C1 (ru) | Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) | |
| RU2549369C2 (ru) | Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов | |
| JPS5844237B2 (ja) | 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法 | |
| WO2012135957A1 (en) | Molten salt nuclear reactor | |
| Choi et al. | PASCAR: Long burning small modular reactor based on natural circulation | |
| Holcomb et al. | Core and refueling design studies for the advanced high temperature reactor | |
| Alameri | A coupled nuclear reactor thermal energy storage system for enhanced load following operation | |
| RU2668230C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
| Sobolev et al. | Design of a fuel element for a lead-cooled fast reactor | |
| Van Dam | Physics of nuclear reactor safety | |
| Xiong et al. | Preliminary conceptual design of a small high-flux multi-purpose LBE cooled fast reactor | |
| US20240371535A1 (en) | Nuclear Reactor with Liquid Coolant and Solid Fuel Assemblies, Integrating a System of Evacuation of the Nominal Power with Liquid Metal Bath and Material(s) (MCP) for the Evacuation of the Residual Power in the Event of an Accident | |
| Chang et al. | Thorium-based fuel cycles in the modular high temperature reactor | |
| van Rooijen | Improving fuel cycle design and safety characteristics of a gas cooled fast reactor | |
| RU2088981C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
| US20240304344A1 (en) | Nuclear reactor with liquid heat transfer and solid fuel assemblies, integrating a nominal power evacuation system with a liquid metal bath and material(s) (mcp) for the evacuation of residual power in the event of an accident | |
| Leer et al. | Fast modular reactor nuclear design parameters of fuel cycle and power distributions | |
| Boyes et al. | The Power Cell Micro Reactor | |
| CN115394459B (zh) | 一种基于板形燃料组件的超高通量反应堆堆芯 | |
| Greenspan | STAR: The Secure Transportable Autonomous Reactor System-Encapsulated Fission Heat Source | |
| Cammi et al. | The multi-physics modelling approach oriented to safety analysis of innovative nuclear reactors | |
| Boyes et al. | Evaluation of the Basic Neutronics and Thermohydraulics for the Safety Case of the Advanced Micro Reactor (AMR) | |
| US20150348654A1 (en) | Organically Cooled Nuclear Reactor for Enhanced Economics and Safety | |
| Zhu et al. | Neutronic design and fuel cycle analysis of a fluoride salt-cooled High Temperature Reactor (FHR) | |
| Wu | Neutronics Design of Advanced Fission Systems |