реакторная установка

Формула изобретения

Реакторная установка, содержащая реактор, в корпусе которого размещена активная зона для топливного раствора, контур ее охлаждения, включающий теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора, отличающаяся тем, что активная зона реактора образована в корпусе реактора в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой, причем полости сообщаются друг с другом в нижней части корпуса реактора посредством щели, образованной между нижним срезом перегородки и дном корпуса, и в верхней части посредством одного или нескольких циркуляционных трубопроводов, каждый из которых имеет возможность соединения с насосом, причем установка оснащена как минимум одной емкостью, связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны и размещенной в одной из полостей активной зоны.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам, и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, для сжигания трансурановых нуклидов, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая корпус с крышкой, в котором размещены активная зона и парогенератор, отделенные друг от друга обечайкой. Над крышкой реактора установлен герметичный колпак, внутри которого размещен теплообменник второго-третьего контура, окруженный снаружи обечайкой, установленной с зазором относительно внутренней поверхности колпака и разделяющей отверстия в крышке реактора, через которые проходит питательная вода в опускные питательные трубы и отверстия, через которые проходит пар, выходящий из подъемных паровых труб парогенератора. Часть внутриреакторного пространства отделена от первого контура реактора оболочкой, имеющей форму стакана, и соединена с объемом первого контура через отверстия или трубу и образует компенсатор давления первого контура.

В процессе работы установки заполняют теплоносителем внутриреакторный объем корпуса и через отверстия часть пространства между корпусом и оболочкой. Далее подают газ в компенсатор давления и создают в первом контуре начальное давление, после чего производят разогрев реактора. Теплоноситель первого контура, нагреваясь в активной зоне, поднимается внутри обечайки и поступает в парогенератор, где, охладившись, опускается в пространстве между обечайкой и оболочкой под активную зону. Теплоноситель второго контура, нагреваясь в парогенераторе, превращается в пар и поднимается по подъемным паровым трубам через отверстия в крышке в кольцевой зазор между разделительной оболочкой и герметичным колпаком и поступает в теплообменник второго-третьего контура, где отдает тепло третьему контуру и конденсируется. Конденсат через отверстия в крышке поступает в опускные питательные трубы и в парогенератор.

(см. патент РФ, № 2040051, Кл. G21C 1/00, 1995 г.)

В результате анализа выполнения известной реакторной установки необходимо отметить, что она обладает низким КПД и для ее функционирования необходима периодическая загрузка сырья в активную зону.

Известна реакторная установка, состоящая из активной зоны, помещенной в корпус отражателя нейтронов, и трубопровода, в котором установлен циркуляционный насос, связанного с теплообменником, соединенным с сепаратором. Установка оснащена смесителем, связанным с сепаратором, а выход смесителя соединен трубопроводом с активной зоной, с которой также связана емкость (бак) аварийного сброса топливного раствора, погруженная в бак системы пассивного отвода тепла. Активная зона, циркуляционный насос, теплообменник, сепаратор, смеситель объединены трубопроводами в единый контур циркуляции топливного раствора (первый контур циркуляции). Сепаратор связан также со смесителем трубопроводами, через которые в смеситель поступают из сепаратора соответственно жидкометаллический теплоноситель и очищенное ядерное топливо. К одному из трубопроводов подсоединен бак подпитки ядерным топливом. Выходы сепаратора предназначены для вывода отсепарированных продуктов распада топливного раствора. Теплообменник имеет выходы для подсоединения полезной нагрузки (второй контур циркуляции). Активная зона помещена в корпус отражателя нейтронов, внутри которого образован зазор, в зазоре циркулирует раствор ядерного сырья, служащий отражателем нейтронов. Данный зазор посредством трубопроводов через циркуляционный насос связан с сепаратором, оснащенным баком подпитки свежим ядерным сырьем и трубопроводом отвода ядерного топлива. Данный зазор также связан с теплообменником, имеющим выходы для подключения системы циркуляции охладителя. Полость зазора, насос, сепаратор, теплообменник объединены трубопроводами и образуют контур циркуляции через зазор сырьевого раствора в жидком металле (третий контур циркуляции) для охлаждения активной зоны.

В процессе работы реакторной установки, как правило, одновременно функционируют все ее контуры. Топливный раствор постоянно прокачивается через активную зону циркуляционным насосом и, проходя через активную зону, ядерное топливо вступает в цепную реакцию благодаря наличию вокруг нее отражателя нейтронов и оптимальной форме активной зоны. В ходе цепной реакции теплоноситель с ядерным топливом разогревается до высокой температуры и поступает в теплообменник, оставаясь при этом внутри труб первого контура циркуляции. Сразу по выходу из активной зоны цепная реакция прекращается из-за того, что отсутствие отражателя и форма труб создают большую потерю нейтронов. Поэтому после выхода из активной зоны топливный раствор действует как теплоноситель. Раствор поступает в теплообменник, где отдает свое тепло хладагенту, прокачиваемому через теплообменник по трубам второго контура циркуляции. Разогретый хладагент данного контура может использоваться, например, для обогрева помещений и/или получения электроэнергии, для чего в него могут встраиваться турбина и электрогенератор.

Охлажденный раствор ядерного топлива, прошедший через теплообменник первого контура, поступает в сепаратор, где происходит разделение раствора на составляющие - ядерное топливо отделяется от жидкометаллического теплоносителя и продуктов распада. Жидкометаллический теплоноситель поступает через трубопровод в смеситель, туда же через трубопровод поступает очищенное от продуктов распада ядерное топливо, где они снова смешиваются. При необходимости осуществляется подпитка смеси ядерным топливом из бака. Концентрация делящегося изотопа в растворе определяется текущими задачами и с помощью смесителя может гибко меняться в ходе работы в очень широком диапазоне. Из смесителя раствор с ядерным топливом снова поступает в активную зону реактора посредством циркуляционного насоса и далее работа продолжается аналогично изложенному выше.

В процессе работы реактора, сырьевой раствор, циркулирующий в корпусе (в зазоре), охлаждает активную зону реактора снаружи, предохраняя ее, таким образом, от перегрева. Это позволяет достигать больших температур внутри активной зоны без угрозы ее расплавления. При необходимости охлаждения сырьевого раствора, нагретого при контакте с активной зоной, в третьем контуре (циркуляции сырья) устанавливают теплообменник, который обеспечивает снижение температуры сырьевого раствора и получение дополнительного количества тепла.

(см. патент РФ на полезную модель № 90609, кл. G21C 1/24 2010 г.) - наиболее близкий аналог.

В результате анализа конструкции данной установки необходимо отметить, что данная конструкция реактора обеспечивает эффективный отвод тепла из активной зоны, при этом, все тепло, произведенное в активной зоне, немедленно выводится из нее вместе с топливным раствором, в котором оно и производится, и поступает в теплообменник, эффективность теплоотдачи которого с помощью известных средств можно сделать практически любой. Это позволяет поднять энергонапряженность и температуру в активной зоне.

При необходимости аварийной остановки реактора весь разогретый топливный раствор сбрасывается в бак аварийного сброса. Здесь цепная реакция прекращается из-за большой потери нейтронов, а остаточное тепло передается водяной рубашке и уходит на ее испарение. Таким образом, аварийное «расхолаживание» реактора происходит без участия каких-либо перекачивающих систем. Это гарантирует расхолаживание реактора даже при аварийном отключении энергии и остановке циркуляционных насосов.

Однако данная установка имеет проходящий вне корпуса реактора протяженный первый контур, в котором вместе с теплоносителем циркулируют ядерное топливо и высокорадиоактивные продукты деления. Протяженность первого контура повышает вероятность его течи, а вместе с ней и опасность прорыва высокорадиоактивных веществ в окружающую среду или в теплоноситель второго контура. Это понижает безопасность реактора. Также наличие только двух контуров затрудняет применение в первом контуре теплоносителей, активно взаимодействующих с нейтронами (например, натрия или жидких расплавов некоторых солей). При прохождении активной зоны такой теплоноситель становится радиоактивным и может заражать радиоактивностью теплоноситель второго контура, который передаст радиоактивность, например, турбогенератору и приведет к облучению персонала.

Техническим результатом настоящего изобретения является разработка реакторной установки, функционирующей в непрерывном цикле, обладающей высоким КПД, безопасной в эксплуатации, в которой радиоактивные вещества (особенно продукты распада), циркулируя по первому контуру, всегда остаются внутри корпуса реактора. Это предотвращает их попадание в окружающую среду, повышая безопасность реактора. Наличие промежуточного контура циркуляции делает возможным безопасное применение в первом контуре веществ, активно взаимодействующих с нейтронами. Такими веществами являются, например, натрий или соли щелочных металлов. При наличии трех контуров теплоноситель третьего контура при всех условиях защищен от заражения радиоактивностью.

Указанный технический результат обеспечивается тем, что в реакторной установке, содержащей реактор, в корпусе которого размещена активная зона, контур ее охлаждения, включающий теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора, новым является то, что активная зона реактора образована в корпусе реактора в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой, причем полости сообщаются друг с другом в нижней части корпуса реактора посредством щели, образованной между нижним срезом перегородки и дном корпуса, и в верхней части посредством циркуляционных трубопроводов, причем установка оснащена как минимум одной емкостью, связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны и размещенной в одной из полостей активной зоны. В активной зоне может быть установлено несколько емкостей, каждая из которых связана с линией циркуляции хладагента.

Сущность заявленного изобретения поясняется графическими материалами, на которых:

- на фиг.1 - реакторная установка/ общий вид;

- на фиг.2 - реакторная установка, вид сбоку, осевой разрез;

- на фиг.3 - реакторная установка, горизонтальный разрез по центральной части реактора.

Реакторная установка содержит реактор, объем корпуса 1 которого является активной зоной. Объем корпуса 1 перегородкой 2 разделен на две полости. Наиболее целесообразно с точки зрения технологичности изготовления и эксплуатации, чтобы корпус 1 имел цилиндрическую форму, что вовсе не означает, что его форма не может быть иной, например овальной или многогранной. Размеры корпуса могут быть различными и диктуются, в основном, функциональным назначением установки. Перегородка 2 выполнена таким образом, что образует замкнутый объем, например, имеет в поперечном сечении форму цилиндра, овала или многогранника. Перегородка установлена в корпусе 1 реактора таким образом, что ее нижний (в плоскости чертежа) срез расположен на некотором расстоянии от дна корпуса 1, образуя щель 3. Форма перегородки, как правило, повторяет форму корпуса 1 и расположена в корпусе таким образом, что их поверхности эквидистантны. Это наиболее технологично. Полость, образованную внутренней поверхностью стенки корпуса 1 и наружной поверхностью стенки перегородки 2, обозначим «а», а полость внутри перегородки - «б». Полости «а» и «б» сообщены друг с другом в нижней части реактора через щель 3, как уже было отмечено выше, а в верхней - посредством циркуляционных трубопроводов 4. В трубопроводе установлен циркуляционный насос 5. Количество трубопроводов 4 может быть различным и зависит, в основном, от размеров реактора. Полости «а», «б» и трубопроводы 4 с циркуляционными насосами 5 образуют первый контур циркуляции, предназначенный для циркуляции топливного раствора. Весьма важно, что данный контур не выходит за пределы реактора.

В полости «а» установлены емкости (например, баллоны) 6, трубопроводами 7 связанные с теплообменниками 8. В трубопроводах, связывающих их, установлены циркуляционные насосы 9. Емкости 6, теплообменники 8 и связывающие их трубопроводы образуют второй контур циркуляции, предназначенный для циркуляции теплоносителя, не содержащего ядерных компонентов (например, соль, жидкий металл и т.д.). Количество емкостей и теплообменников данного контура может быть различным и зависит, в основном, от размеров реактора, его производительности, вида используемого топливного раствора. Теплообменник 8 (каждый теплообменник, если их несколько) трубопроводами 10 связан с линией (не показана) циркуляции посредством циркуляционных насосов (не показаны) хладагента (например, воды). Это третий контур циркуляции. Он предназначен для охлаждения теплоносителя второго контура и подачи нагретого до заданной температуры хладагента (воды) третьего контура на дальнейшее использование (в турбину энергоблока для получения электрической энергии или тепловую сеть для обеспечения теплом и горячей водой потребителей).

Полости «а» и «б» трубопроводом (позицией не обозначен) связаны с емкостью (баком) 11 аварийного сброса топливной смеси. Емкость 11 помещена в емкость 12 (бак) пассивного отвода тепла. Емкостей 11 и 12 может быть несколько.

Топливный раствор, используемый в установке, представляет собой теплоноситель, в качестве которого могут быть использованы жидкий металл (например, натрий, висмут и т.д.) или расплав какого-либо химического соединения (например, соли). В теплоноситель вводится ядерное топливо (уран, плутоний, торий) или его химическое соединение (соль, оксид, карбид, нитрид и т.д.).

Реакторная установка работает следующим образом.

Для работы установки полости «а» и «б» корпуса 1 реактора заполняют доверху топливным расплавом или раствором. Включают циркуляционные насосы 5, которые засасывают разогретый теплоноситель из верхней части полости «б» и перекачивают его через трубы 4 в верхнюю часть полости «а». По нему горячий теплоноситель спускается вниз, обтекая и разогревая емкости 6, и через щель 3 поступает снова в нижнюю часть полости «б», внутренний объем активной зоны. Здесь он поднимается снизу вверх к циркуляционным насосам. Таким образом, топливный раствор циркулирует по первому контуру, который целиком расположен в корпусе 1 реактора. Внутри активной зоны, благодаря оптимальной геометрии корпуса (т.е. такой, что при данном объеме площадь ее поверхности близка к минимальной, например к сферической) и наличию отражателя (в статике он не обозначен), протекает ядерная реакция. Она разогревает ядерное топливо и теплоноситель первого контура до высокой температуры. Из-за конвекции разогретая топливная смесь поднимается вверх, облегчая работу циркуляционных насосов. Здесь разогретая смесь всасывается циркуляционными насосами 5 и по трубам 4 поступает в полость "а" активной зоны. Здесь под действием силы тяжести и под напором насосов смесь опускается вниз, отдавая по дороге тепло емкостям 6 второго контура циркуляции и нагревая теплоноситель второго контура. Далее частично остывшая топливная смесь через щель 3 поступает в нижнюю часть полости "б" и снова поднимается вверх на вход циркуляционных насосов 5.

Теплоноситель второго контура, прокачиваемый насосами 9 через баллоны 6 снизу - вверх, разогревается и через трубы 7 поступает в теплообменник 8, где отдает тепло теплоносителю третьего контура, а сам, частично остывший, поступает снова на вход насосов 9. Теплоноситель третьего контура (например, вода), прокачиваемый снизу - вверх по трубам 10 насосами (не показаны), отбирает тепло у теплоносителя второго контура и передает его на полезную нагрузку.

Разогретый хладагент данного контура может использоваться, например, для обогрева помещений и/или получения электроэнергии, для чего в него могут встраиваться турбина и электрогенератор.

Наряду с производством тепла данный реактор может использоваться для трансмутации в его активной зоне долгоживущих радиоактивных отходов. В его топливную смесь первого контура могут вводиться продукты распада, оставшиеся от твердотвэльных реакторов (например минорные актиниды). Здесь они под воздействием нейтронов будут трансмутировать в менее опасные вещества, годные уже для безопасного захоронения. Такой реактор-пережигатель способен радикально изменить состав и количество отходов радиохимической промышленности, сделать доступным их надежное захоронение.

Несомненным достоинством конструкции данной установки является то, что среда, циркулирующая по каждому контуру, не смешивается со средами других контуров.

Все агрегаты реакторной установки, испускающие в ходе работы радиоактивное излучение (например, активная зона, теплообменники, контуры циркуляции и т.д.), закрываются отражателем и биозащитой (не показаны), защищающими персонал от излучений.

Данная конструкция реактора имеет то преимущество, что в ней решена принципиальная проблема, возникающая при эксплуатации ядерных реакторов, - эффективный отвод тепла. Реактор может производить тепло в любом количестве, но только при условии, чтобы все образующееся при этом огромное количество тепла из него немедленно отводилось.

При данной конструкции реактора все тепло, произведенное в активной зоне, немедленно выводится из нее вместе с топливным раствором, в котором оно и производится, и передается второму контуру, где эффективность теплоотдачи с помощью известных средств можно сделать практически любой. Это позволяет поднять энергонапряженность и температуру в активной зоне до какого угодно высокого уровня. Практическим пределом повышения температуры в активной зоне является только тугоплавкость материалов, из которых изготовлены стенки активной зоны и первого контура.

Так как внутри активной зоны нет ни тепловыделяющих элементов, ни каких-либо конструкций, то нет и угрозы их расплавления. Такому реактору не страшны аварии с потерей теплоносителя, так как это означает и потерю ядерного топлива с неизбежной остановкой реактора.

При необходимости аварийной остановки реактора весь разогретый топливный раствор сбрасывается в бак 11 аварийного сброса, погруженный в бак 12 системы пассивного отвода тепла, заполненной водой, подпитываемой по трубопроводу (не показан). Здесь цепная реакция прекращается из-за большой потери нейтронов, а остаточное тепло передается водяной рубашке и уходит на ее испарение. Таким образом, аварийное «расхолаживание» реактора происходит без участия каких-либо перекачивающих систем. Это гарантирует расхолаживание реактора даже при аварийном отключении энергии и остановке циркуляционных насосов.

В первый контур циркуляции (или параллельно с ним) могут встраиваться устройства (не показаны), которые могут в режиме реального времени изменять топливный состав, удаляя из него продукты распада и добавляя свежее ядерное топливо. Процесс перезагрузки топлива, как и выведение из него радиоактивных отходов, может таким образом осуществляться без остановки реактора, поэтому он не подвержен отравлению продуктами распада и может постоянно работать на максимальной мощности, а коэффициент использования топлива у него может быть близок к 100%.

Выводимые из реактора радиоактивные отходы могут идти на переработку с выделением из них ценных радиоактивных препаратов.

Вокруг активной зоны такого реактора может быть расположено ядерное сырье, например уран-238 или торий-232 (не показано), которое под воздействием нейтронов, излучаемых реактором, будет превращаться в ядерное топливо.

Таким образом, данная реакторная установка может производить несколько видов продукции, то есть является многофункциональной.