Ядерный реактор Российский патент 2019 года по МПК G21C1/00 G21C13/02 

Описание патента на изобретение RU2687054C1

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности для удаленных территорий.

Известны ядерные реакторы бассейнового типа, в которых функцию биологической защиты выполняет толстый слой воды (И.А. Чусов, А.С. Шелегов, О.Ю. Кочнов. Особенности конструкций исследовательских реакторов водо-водяного типа. // Известия вузов. - Ядерная энергетика. 2016. - №3. - С. 116-126).

Недостатком известных устройств является возможный выход воды, прошедшей активную зону и активированной изотопом азот-16, непосредственно на поверхность бассейна реактора, что ведет к недопустимому уровню дозовой нагрузки в реакторном зале.

Наиболее близкими по технической сущности к заявляемому устройству является ядерный реактор ВГР-50 (Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008. - 136 с.). Реактор содержит массивный твердый верхний блок биологической защиты, размещенный в верхней части корпуса ядерного реактора, выполненный из нейтронно- и гаммапоглощающего материала.

Недостатком такого устройства является большая масса поглощающего материала, что затрудняет транспортировку и монтаж реактора, а также увеличивает массу захораниваемых материалов при выводе реактора из эксплуатации.

Перед авторами стояла задача устранения указанных недостатков, а именно создание атомного реактора, обладающего уменьшенной массой конструкционного материала.

Для решения поставленной задачи в ядерном реакторе, содержащем герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону, герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны, при этом общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости. На поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция. Теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки.

Технический результат - уменьшение массы конструкционного материала.

Сущность изобретения поясняется фигурами, на фиг. 1 представлено схематическое изображение устройства. На фигуре приняты следующие позиционные обозначения: 1 - крышка корпуса реактора, 2 - стакан корпуса реактора, 3 - горизонтальная перегородка, 4 - теплоизоляция, 5 - верхняя полость, 6 - нижняя полость, 7 - перепускная труба, 8 - корзина реактора, 9 - активная зона, 10 - боковой отражатель, 11 - тяги органов СУЗ, 12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе, 13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности, 14 - теплообменник.

Ядерный реактор содержит герметичнопрочный корпус реактора, включающий крышку корпуса реактора 1 и стакан корпуса реактора 2, соединенных фланцами через горизонтальную перегородку 3 с теплоизоляцией 4. Горизонтальная перегородка 3 делит объем реактора на две части - верхнюю полость 5 и нижнюю полость 6. Полости соединены между собой вертикальной перепускной трубой 7, верхний срез которой открывается в верхнюю полость 5 непосредственно на горизонтальной перегородкет3, а нижний - в нижнюю полость 6 на уровне верхнего среза активной зоны 9, размещенной в нижней части корзины реактора 8. На внешней поверхности корзины реактора 8 на уровне активной зоны 9 размещен боковой отражатель 10. Контроль реактивности реактора ведется органами СУЗ, тяги органов СУЗ 11 пропущены в гильзах через верхнюю полость 5 и крышку корпуса реактора 1 к приводам, размещенным вне корпуса реактора. Активная зона 9 реактора залита теплоносителем, при остановленном и охлажденном реакторе уровень теплоносителя устанавливается на отметке 12, при работе реактора на мощности теплоноситель частично перетекает в верхнюю полость 5, заполняя ее, а нижней полости 6 уровень теплоносителя устанавливается на отметке 13. В нижней полости 6 между уровнем теплоносителя при работе реактора на мощности 13 теплоизоляцией 4 горизонтальной перегородки 3 размещены теплообменники 14 для отвода тепла из нижней полости 6 корпуса ядерного реактора.

Устройство работает следующим образом.

При остановленном и захоложенном реакторе теплоноситель стекает в нижнюю полость 6 и устанавливается на отметке 12, при этом столб теплоносителя выполняет функции биологической защиты от остаточного радиоактивного излучения облученного топлива. Поскольку короткоживущие радиоактивные примеси в теплоносителе отсутствуют, высоты столба теплоносителя над активной зоной достаточно для снижения дозовой нагрузки в реакторном зале до приемлемого уровня даже при наличии термоконвективного выноса теплоносителя на уровень поверхности теплоносителя в холодном реакторе 12 из-за отсутствия его активации потоком нейтронов в активной зоне 9.

При выводе реактора на мощность начинается активация теплоносителя и подъем его температуры. С учетом теплоотвода в зал реактора от крышки корпуса реактора 1 можно утверждать, что температура в верхней полости 5 устанавливается на более низком уровне, чем в нижней полости 6. Поэтому вследствие разницы в давлениях насыщения теплоноситель из нижней полости 6 по перепускной трубе 7 передавливается в верхнюю полость 5, при этом теплоноситель отбирается из опускного участка тракта теплоносителя, с низким содержание короткоживущих радиоактивных изотопов. В результате под горизонтальной перегородкой 3 формируется паровая камера, в которой идет конденсация радиоактивного пара на поверхности теплообменников 14, а выше паровой камеры расположен слой неактивированного теплоносителя, выполняющего роль биологической защиты. При возникновении аварийной ситуации, связанной с потерей теплоносителя при работе реактора на мощности, происходит снижение уровня теплоносителя в стакане корпуса реактора 2 без слива теплоносителя из верхней полости 5, то есть сохраняются защитные функции. При опускании уровня теплоносителя до верхнего среза активной зоны 9 осушается нижний конец перепускной трубы 7, давление в полостях 5 и 6 выравнивается и теплоноситель перетекает в нижнюю полость 6, препятствуя осушению твэл и плавлению активной зоны 9. теплоизоляции

Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 на поверхности горизонтальной перегородки может быть размещена теплоизоляция 4.

Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 теплообменники 14 могут быть пропущены через шахту с теплоизолированными стенками и размещены ниже горизонтальной перегородки 3.

Пример конкретного исполнения устройства - водоводяной кипящий реактор с давлением пара 16 атм, с диаметром корпуса 4 м и высотой 11 м. Толщина стенок из нержавеющей стали - 20 мм, общая масса корпуса 26 тонн, что допускает его транспортировку любым видом транспорта двумя блоками заводского изготовления - крышка корпуса реактора и стакан корпуса реактора. Горизонтальная перегородка выполнена в виде диска толщиной 10 мм, зажатого между фланцами крышки корпуса реактора и стакана корпуса реактора. Перепускная труба - из нержавеющей стали 100×2. Конструкция активной зоны и твэл - аналогичны таковым реактора ВК-50. Крепление ТВС в корзине реактора - замковое в опорной плите активной зоны. Теплоноситель - вода - заливается в стакан корпуса реактора до уровня ниже теплоизоляции 4 на 20 см. При выводе реактора на номинальную мощность температура воды в нижнем объеме возрастает до 200°С, давление поднимается до 16 атм и вода передавливается из нижней полости в верхнюю. Высота верхней полости - 2 м, что достаточно для поглощения ионизирующего излучения от радиоактивного пара под горизонтальной перегородкой.

В предложенном устройстве функции верхней биологической защиты выполняет слой не активированного теплоносителя и отсутствует твердая защита от ионизирующего излучения, что существенно снижает массу реактора. Кроме того, вода, заполняющая верхнюю полость, является аварийным запасом, обеспечивающим функцию пассивной защиты активной зоны от расплавления при инцидентах, связанных с потерей теплоносителя первого контура. Следует также отметить, что реализация технического решения не ведет к увеличению габаритов реактора, поскольку избыточная вода, перетекающая в верхнюю полость при работе реактора на мощности, в расхоложенном состоянии реактора занимает объем парового пространства с теплообменниками.

Использование изобретения позволяет снизить транспортные расходы, сократить сроки монтажа и уменьшить объем захораниваемых радиоактивных материалов при выводе установки из эксплуатации.

Перечень позиций

1 - крышка корпуса реактора

2 - стакан корпуса реактора

3 - горизонтальная перегородка

4 - теплоизоляция

5 - верхняя полость

6 - нижняя полость

7 - перепускная труба

8 - корзина реактора

9 - активная зона

10 - боковой отражатель

11 - тяги органов СУЗ

12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе

13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности

14 - теплообменник

Похожие патенты RU2687054C1

название год авторы номер документа
Ядерный реактор интегрального типа (варианты) 2019
  • Григорьев Сергей Александрович
  • Дедуль Александр Владиславович
  • Комлев Олег Геннадьевич
  • Ошейко Юрий Викторович
  • Тормышев Иван Владимирович
  • Тошинский Георгий Ильич
RU2745348C1
РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА 2012
  • Морозов Олег Николаевич
RU2522139C2
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ВАРИАНТЫ) 2012
  • Тошинский Георгий Ильич
RU2521863C1
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР И СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЕГО МОЩНОСТИ 1983
  • Мурганов Б.П.
SU1141908A1
ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ МНОГОРАЗОВОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ 2020
  • Писарев Александр Николаевич
  • Сенявин Александр Борисович
  • Павшук Владимир Александрович
RU2760079C1
Многокомпонентная энергетическая установка (варианты) 2023
  • Веселов Денис Олегович
RU2813400C1
Ядерный реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем 2021
  • Дедуль Александр Владиславович
  • Степанов Владимир Сергеевич
  • Тошинский Георгий Ильич
  • Арсеньев Юрий Александрович
  • Комлев Олег Геннадьевич
  • Вахрушин Михаил Петрович
  • Григорьев Сергей Александрович
  • Самкотрясов Сергей Владимирович
RU2756230C1
СПОСОБ ИНТЕНСИФИКАЦИИ ТЕПЛОМАССООБМЕНА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО РЕАЛИЗАЦИИ (ВАРИАНТЫ) 2016
  • Балакирев Валерий Григорьевич
RU2631120C1
ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ НА КОМПРИМИРОВАННОМ РАБОЧЕМ ТЕЛЕ 2022
  • Сенявин Александр Борисович
  • Писарев Александр Николаевич
RU2788991C1
ИНТЕГРАЛЬНЫЙ ВОДО-ВОДЯНОЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ВСТРОЕННЫМ КОМПЕНСАТОРОМ ДАВЛЕНИЯ 1996
  • Адамович Л.А.
  • Ачкасов А.Н.
  • Гольцов Е.Н.
  • Гречко Г.И.
  • Павлов В.Л.
  • Шишкин В.А.
RU2139580C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 687 054 C1

Реферат патента 2019 года Ядерный реактор

Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности. Ядерный реактор содержит герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону. Герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны. Общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости. На поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция. Теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки. Технический результат - уменьшение массы конструкционного материала. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Формула изобретения RU 2 687 054 C1

1. Ядерный реактор, содержащий герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону, отличающийся тем, что герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны, при этом общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что на поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция.

3. Устройство по пп. 1, 2, отличающееся тем, что теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2019 года RU2687054C1

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА 2012
  • Морозов Олег Николаевич
RU2522139C2
ВОДО-ВОДЯНОЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2012
  • Утида Кэн
  • Окуда Кэн
  • Аоки Кадзуёси
  • Икэда Хироси
  • Иваки Тикако
  • Ямамото Тецудзо
RU2551124C2
US 9852820 B2, 26.12.2017
US 4246069 A1, 20.01.1981.

RU 2 687 054 C1

Авторы

Лазаренко Георгий Эрикович

Талдыгина Наталья Борисовна

Даты

2019-05-07Публикация

2018-06-06Подача