высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах

Формула изобретения

Высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого включает вертикальный цилиндрический блок с кольцевой полостью для размещения твэлов, выполненный с радиальными сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя, обеспечивающими соединение входного и выходного коллекторов с пространством между твэлами, при этом один из коллекторов - внутренний, образован стенками блока и расположен по его оси, а другой - наружный, образован его боковой поверхностью и боковой поверхностью блока, отличающийся тем, что блок установлен соосно с активной зоной, в качестве твэлов использованы твэлы стержневого типа, которые размещены параллельно друг другу и оси активной зоны, а блок выполнен из жаропрочной нержавеющей стали и внутри него установлены из того же материала поперечные дистанцирующие перегородки с отверстиями для размещения твэлов, при этом расстояние между соседними перегородками соизмеримо с диаметром твэлов.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной техники и может применяться в атомной энергетике, преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах.

Известны различные конструкции реакторов на быстрых нейтронах, в активной зоне (AЗ) которых размещены параллельно друг другу и оси AЗ тепловыделяющие элементы (твэлы) стерженькового типа. Для охлаждения этих твэлов используют жидкометаллический теплоноситель, чаще всего натриевый (например, патент РФ № 2088981, опубл. 27.08.97 г.). Использование для таких типов реакторов стерженьковых твэлов с большой эффективной плотностью топливной композиции (загрузкой тяжелых атомов на единицу длины твэла) в настоящее время традиционно и достаточно хорошо отработано.

Специфической проблемой таких реакторов является большое положительное значение натриевого пустотного эффекта реактивности. Эта проблема требует больших затрат в усовершенствовании конструкции, например изменение конструкции активной зоны, размещение натриевой полости над активной зоной или внутри нее, организацию газовых объемов и т.д. Следует также отметить, что большой объем жидкометаллического теплоносителя, сосредоточенного в объеме корпуса реактора, создает повышенную сейсмическую опасность и повышенную пожарооопасность при повреждении корпуса.

Известен высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор на быстрых нейтронах (патент РФ № 2236047, опубл. 20.10.03 г.), включающий активную зону с тепловыделяющими сборками, каждая их которых состоит из вертикальных цилиндрических графитовых блоков, установленных один над другим, входной и выходной коллекторы. Каждый блок содержит твэлы, и в нем выполнены радиальные сквозные отверстия для прохода газового теплоносителя. Блок имеет внутреннюю полость в виде кольцевого канала, образованную боковыми стенками блока, в этой полости и размещены микротвэлы свободной засыпкой. Один из коллекторов выполнен - внутренним и расположен по оси блока, а другой - наружным и образован его боковой поверхностью и боковой наружной поверхностью блока. Коллекторы сообщаются с пространством между твэлами через радиальные сквозные отверстия блоков. Каждый из коллекторов может быть либо входным, либо выходным. Блоки могут иметь форму усеченной пирамиды или опрокинутой усеченной пирамиды с чередованием через один по высоте сборки. Данная конструкция реактора по наибольшему количеству сходных признаков с заявляемым решением и общей с ним решаемой задачей выбрана в качестве прототипа.

Недостатком известной конструкции является низкая эффективность теплообмена в тепловыделяющих сборках из-за возникающего при передаче тепла от микротвэлов теплоносителю термического сопротивления. К тому же, конструкция твэлов, большие размеры A3, наличие монтажных зазоров и графитового блока увеличивают количество требуемого теплоносителя, а следовательно, и габариты реактора.

Задачей данной области техники является создание малогабаритного ядерного реактора с повышенными технико-экономическими показателями. Для решения указанной задачи предлагается в реакторе на быстрых нейтронах использовать газовый теплоноситель и твэлы стерженькового типа. Компоновка активной зоны реактора с твэлами стерженькового типа широко используется в конструкциях быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, а при использовании газового теплоносителя применяют шариковые твэлы или микротвэлы. Для быстрых реакторов с газовым теплоносителем компоновка активной зоны с применением стерженьковых твэлов не использовалась.

Техническим результатом заявляемого решения является уменьшение габаритов реактора и увеличение теплосъема с активной зоны.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в высокотемпературном газоохлаждаемом ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающем общие признаки с прототипом, а именно:

активная зона включает вертикальный цилиндрический блок с кольцевой полостью для размещения твэлов, выполненный с радиальными сквозными отверстиями для прохода газового теплоносителя, обеспечивающими соединение входного и выходного коллекторов с пространством между твэлами, при этом один из коллекторов выполнен - внутренним, образован внутренней боковой поверхностью блока и расположен по его оси, а другой - наружным и образован его боковой поверхностью и боковой наружной поверхностью блока, содержатся отличительные признаки, а именно:

оси блока и активной зоны совпадают, в качестве твэлов использованы твэлы стерженькового типа, которые размещены параллельно друг другу и оси активной зоны, а блок выполнен из жаропрочной нержавеющей стали и внутри него установлены из того же материала поперечные дистанцирующие перегородки, в которых выполнены отверстия для размещения твэлов, при этом расстояние между соседними перегородками соответствует диаметру твэлов.

Применение твэлов стерженькового типа, которые размещают параллельно друг другу и оси активной зоны, дает возможность выполнить оптимальной компоновку активной зоны, сделать активную зону более гетерогенной и увеличить эффективную плотность топливной композиции (загрузку топлива, например, урана).

Выполнение блока из стали упрощает конструкцию, позволяет устранить недостатки, присущие прототипу и связанные с использованием графита в AЗ, уменьшает ее габариты и увеличивает теплосъем.

Наличие перегородок позволяет оптимизировать конструкцию и придать поперечное направление потоку теплоносителя через твэлы по всей высоте активной зоны.

Выбор расстояния между перегородками связан с обеспечением максимального теплосъема.

На фиг.1 схематично представлена конструкция заявляемого устройства (вид сбоку),

на фиг.2 - вид сверху, где:

1 - блок активной зоны;

2 - входной коллектор;

3 - выходной коллектор;

4 - твэлы.

Ядерный реактор содержит активную зону, по оси которой установлен блок из жаропрочной нержавеющей стали. Блок содержит кольцевую полость для размещения стерженьковых твэлов, образованную наружной и внутренней цилиндрическими боковыми поверхностями. Каждый твэл представляет собой стержень с сердечником из двуокиси урана, диаметром около 1 см, заключенный в стальную оболочку. Стержни сверху и снизу закреплены в трубных досках. В блоке выполнены радиальные отверстия для прохода теплоносителя. Вокруг наружной боковой поверхности блока размещен наружный коллектор, который является входным и образован собственной поверхностью и поверхностью блока, а выходной коллектор размещен внутри блока и образован его внутренней боковой поверхностью. Блок выполнен из жаропрочной нержавеющей стали, и внутри него установлены из того же материала поперечные дистанцирующие перегородки, в которых выполнены отверстия для размещения твэлов, при этом расстояние между соседними перегородками соизмеримо с диаметром твэлов. Возможно также применение реактора с измененным направлением потока теплоносителя, при этом внутренний коллектор будет входным, а наружный - выходным. Такая схема потребует выполнение корпуса реактора из жаропрочной стали. В качестве теплоносителя возможно применение воздуха или инертного газа.

Реактор работает следующим образом.

Холодный теплоноситель поступает во входной коллектор 2, далее через отверстия блока 1 поступает в пространство между твэлами 4, где контактирует с ними и нагревается за счет реакции деления в ядерном топливе. Поперечные дистанцирующие перегородки, установленные по высоте блока, придают потоку теплоносителя поперечное истечение через стерженьковые твэлы 4, что увеличивает теплосъем с активной зоны. Далее нагретый теплоноситель поступает в выходной коллектор 3 и покидает активную зону. При выполнении наружного коллектора 2 входным при прокачке через него холодного теплоносителя он формирует вокруг активной зоны газовую полость и выполняет дополнительную функцию - отделяет активную зону от внешней среды. Применение в качестве теплоносителя газа, являющегося слабопоглощающей нейтроны средой, позволяет упростить конструкцию активной зоны и уменьшить ее габариты, а компоновка твэлов и поперечное обтекание их теплоносителем позволяет увеличить теплосъем. Таким образом, предложенная конструкция реактора позволяет изготовить его компактным с повышенными технико-экономическими показателями.