СИСТЕМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ Российский патент 2020 года по МПК G21C1/00 

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к атомным электростанциям и, в частности, к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением, использующим металлическое топливо.

Уровень техники

Ожидается, что мировой спрос на электроэнергию к 2030 году увеличится в два раза, а к 2050 году - в четыре раза. Прогнозируется, что увеличение мирового спроса на электроэнергию произойдет за счет развитых стран, а также, в еще большей степени, за счет развивающихся стран. Для удовлетворения быстрорастущего спроса со стороны развивающихся стран, формы снабжения атомной энергией должны быть адаптированы с учетом их конкретных потребностей.

Краткое описание чертежей

Прилагаемые чертежи, которые позволяют лучше понять изобретение и являются составной частью настоящего описания изобретения, иллюстрируют предпочтительные варианты осуществления изобретения и совместно с подробным описанием служат для объяснения принципов изобретения.

На фиг. 1 показан типовой небольшой модульный реактор ("SMR") по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;

на фиг. 2 - пример атомной электростанции, оснащенной SMR, по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;

на фиг. 3 - типовая структура системы снабжения атомной энергией по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;

на фиг. 4 - типовая структура кластера по перегрузке топлива и радиального зонирования обогащения активной зоны реактора по одному из вариантов осуществления настоящего изобретения;

на фиг. 5А-5В - типовой клин, используемый для сжатия и разжатия активной зоны реактора во время операций по перегрузке топлива;

на фиг. 6А-6С - типовой клин, используемый для усиления отклика по реакционной способности при радиальном расширении активной зоны реактора.

Осуществление изобретения

Далее будет рассмотрен реактор на быстрых нейтронах, с натриевым охлаждением, использующий металлическое топливо.

На фиг. 1 показана система 501 с типовым небольшим модульным реактором ("SMR") по настоящему изобретению. Система SMR может включать в себя активную зону 503 реактора, использующую урановое топливо. Состав начальной активной зоны может обогащаться (<20%) сплавом из урана/циркония, а состав последующих активных зон - переработанным ураном/трансурановым цирконием. По некоторым вариантам осуществления изобретения также могут использоваться сплавы из урана 235/тория/циркония.

Активная зона реактора может быть погружена в бассейн 505 с жидким натрием 507 при давлении окружающей среды. Бассейн 505 может быть тонкостенным бассейном из нержавеющей стали такого размера, чтобы его можно было перевозить на барже или по железной дороге. Бассейн 505 может быть помещен в защитную емкость 517, а верхний настил 521 бассейна 505 может быть закрыт съемным куполом 519. Защитная емкость 517 и купол 519 совместно могут образовывать защитную оболочку 523.

Система 501 SMR может быть размещена в бетонированной шахте 515. Активная зона 503 реактора и ее защитная оболочка 523 могут быть помещены в бетонированную шахту с бетонной крышкой. Шахта и ее крышка могут образовывать защитную конструкцию для защиты системы 501 реактора и защитной оболочки 523 от внешних угроз. Защитная конструкция и/или защитная оболочка 523, а также реактор 503 могут быть сейсмоустойчивыми.

Система 501 SMR также может включать в себя стержни 513 регулирования мощности реактора.

Жидкий натрий 507 из бассейна 505 может нагнетаться одним или несколькими насосами 509 через активную зону 503 реактора для отвода тепла из активной зоны 503 реактора. Жидкий натрий 507 может передавать тепло одному или нескольким натрий-натриевым теплообменникам 511. Жидкий натрий 507 может разогреваться примерно от 350°С до примерно 510°С.

На фиг. 2 показана система 501 SMR, находящаяся внутри более крупной энергетической установки 601. Нагретый натрий 507 может проходить через теплообменник 511, нагревая вторичный натрий, который в свою очередь проходит через теплообменник 603, где вторичный натрий нагревает сверхкритический (почти жидкий) диоксид углерода. Сверхкритический CO₂ сжимается до 21 МПа, что непосредственно выше его критической точки примерно в 7 МПа, при температуре около 31°С Затем он восстанавливается до температуры ~350°С в регенеративном теплообменнике 609; после чего нагрев продолжается до ~500°С в теплообменнике Na-CO₂. Рекуперация и сжатие почти жидкой текучей среды позволяет осуществлять примерно 40% преобразования энергии при относительно низкой температуре по сравнению с идеальным газом для циклов Брайтона. Нагретый сверхкритический диоксид углерода затем может использоваться для вращения газовой турбины 605 с целью выработки электроэнергии в электрическом генераторе 608, находящемся в помещении 607, при этом в цикле Брайтона используется диоксид углерода. За счет высокой плотности CO₂ турбина 605 и компрессор 606, вращающий оборудование, очень компактны. Пластинчатые теплообменники с вытравленными каналами, используемые для рекуперации, а также для теплообмена 603 между натрием и сверхкритическим диоксидом углерода, имеют исключительно высокую плотность энергии. Между тем, преобразователи энергии, использующие сверхкритический CO₂ с циклом Брайтона, намного более компактны по сравнению с аналогичными преобразователями энергии, использующими паровой цикл Рэнкина. Цикл Брайтона может обеспечивать реактору SMR тепловой кпд (преобразование тепловой энергии в электрическую) примерно от 39% до примерно 41% или более, что значительно выше, чем у паровых турбин с традиционными реакторами ("LWR") на легкой воде. Кроме этого, по отдельным вариантам осуществления настоящего изобретения сбросная теплота может использоваться для восполнения низкотемпературных потребностей, например, для обогрева помещений, опреснения воды, в промышленном производстве или может рассеиваться через градирни.

Небольшие быстрые реакторы с натриевым охлаждением могут обладать присущими им высокими характеристиками по безопасности. Подобные реакторы можно использовать с упрощенными, отказобезопасными средствами управления, позволяющими упростить процесс получения лицензий в регулирующих органах. Например, при возникновении аварийной ситуации, такой как утечка охлаждающей жидкости, переохлаждение теплообменника, выработка стержня регулирования мощности реактора или потеря способности по теплоотводу, контуры реактора могут самостоятельно отключаться без участия человека или задействования систем безопасности. Например, по мере нагрева охлаждающей жидкости реактора, элементы активной зоны могут термически расширяться, что приводит к увеличению утечки быстрых нейтронов из активной зоны, вызывая, в свою очередь, снижение уровня мощности в результате самокоррекции.

За счет подобной особенности, которая позволяет реактору реагировать на изменения нагрузки в электросети, вызванные изменением спроса на электроэнергию, эксплуатационные требования, предъявляемые к SMR, могут быть значительно менее строгими, чем для традиционных ядерных систем.

Топливо из металлических сплавов хорошо себя зарекомендовало как с точки зрения производительности, так и с точки зрения производства и вполне может отвечать требованиям по увеличенным интервалам замены топлива. Кроме этого, можно использовать металлокерамическое топливо, хотя металлокерамическое топливо, по-прежнему, обладает свойствами, присущими металлическим сплавам.

Активная зона реактора может иметь длительный срок службы, вплоть до 20 лет или более. Для работы реактора может не требоваться постоянное наличие на месте оборудования по замене топлива или склада по хранению топлива. Замена топлива может осуществляться сторонним поставщиком услуг, который доставляет оборудование по замене топлива с новой активной зоной реактора, производит замену активной зоны и увозит как отработанную активную зону, так и оборудование по замене топлива после завершения работ. За счет снижения удельной мощности (кВт тепловой энергии/кг топлива) манипуляции с топливом и его доставка могут осуществляться вскоре после остановки реактора. Для обеспечения длительных интервалов замены топлива один или несколько кластеров из нескольких сборок в активной зоне реактора могут иметь сниженные удельные мощности (кВт тепловой энергии/кг топлива), не выходя при этом за пределы значений, определенных в существующих топливных базах данных. Это также может позволить осуществлять операции по замене топлива вскоре после остановки реактора. Операции по замене топлива могут начинаться в течение примерно двух недель после полной остановки реактора и могут завершаться примерно в течение 1 месяца после полной остановки реактора. Вся активная зона реактора может полостью перегружаться примерно раз в 20 лет. Поэтому система реактора не требует загрузки топлива оператором. Вся установка может быть физически загерметизирована и установлены средства электронного наблюдения, поэтому любые попытки проникновения могут быть сразу обнаружены. Отсутствие какой-либо необходимости или возможности получения непосредственного доступа к топливу и использование интеллектуальных систем наблюдения не только снижают потребности в использовании операторов, но также решают проблему нераспространения ядерных материалов. Кроме этого, размеры SMR достаточно небольшие, что позволяет устанавливать его под землей, что увеличивает защиту от террористических угроз.

Наконец, компоненты системы имеют достаточно небольшие размеры, что позволяет осуществлять их перевозку на барже, по железной дороге или на грузовике и устанавливать на месте с использованием технологии модульной сборки: подобная возможность дистанционного производства и экономии при серийном производстве является существенным преимуществом.

При возврате топливных картриджей изготовителю/проектировщику/производителю, практически все отработанные ядерные материалы могут подвергаться вторичной переработке и использоваться в качестве топлива в новых картриджах, что существенно снижает объем радиотоксичности конечных отходов, помещаемых в подземные хранилища. В отличие от отработанного топлива из традиционных легководных реакторов, материал из реактора SMR не нужно хранить в течение десятков тысяч лет. Материалы SMR, не подлежащие вторичной переработке, хранятся лишь несколько сотен лет, после чего они распадаются до уровня радиоактивности, сопоставимого с уровнем исходной урановой руды.

Концепция реактора и используемая инфраструктура по обороту топлива позволяют предлагать ядерную энергию с учетом потребностей создаваемых рынков электроснабжения в развивающихся странах, а также неизбежных глобальных потребностей в переходе на углеродо-несодержащие источники энергии для других областей, кроме электроэнергетики. Подобные системы выработки атомной энергии могут быть основаны на использовании высокой плотности ядерного топлива (>10⁶ раз выше, чем у ископаемых видов топлива), что позволяет создать распределенную сеть небольших быстрых реакторов с длительным (20 лет) интервалом замены топлива и предлагать услуги по снабжению энергией на местном уровне через небольшое количество централизованных центров, занимающихся снабжением топливом и утилизацией отходов для всей сети. Реакторы могут быть рассчитаны на снабжение местных и/или небольших электросетей, они могут быть стандартными, модульными и иметь готовую лицензию на серийное фабричное изготовление и быструю сборку на объекте. Соответственно, централизованная инфраструктура по снабжению топливом может быть рассчитана на экономию за счет расширения производства для обеспечения работа широкой сети реакторов в регионе и может работать под эгидой международных надзорных органов. Конфигурация системы может быть адаптирована с учетом принципов устойчивого развития.

На фиг. 3 изображена типовая инфраструктура снабжения атомной энергией на развитом этапе. Региональный центр 701 может снабжать/поставлять топливо и/или забирать отработанное топливо из регионов, например, стран 703. Разные региональные центры 701 могут обмениваться расщепляющимися материалами и топливным сырьем для выравнивания региональных излишков и/или нехваток.

Обзор реактора

Варианты осуществления настоящего изобретения могут включать в себя реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением мощностью от 50 МВт электрической энергии (МВт_э) (125 МВтт (МВт_т)) до примерно 100 МВт_э (260 МВт_т), с длительным (примерно от 15 до примерно 20 лет) циклом полной замены топлива в активной зоне реактора. В качестве первоначальной топливной загрузки может использоваться обогащенный уран (с обогащением <20%) в виде топливных стержней из металлического сплава, связанных натрием или гелием с ферритно-мартензитной оболочкой. Реактор может обладать внутренним коэффициентом воспроизводства около единицы, таким образом, чтобы его реактивное отклонение при выгорании было небольшим, а его активная зона была самодостаточной при расщеплении. Отклонение при выгорании примерно менее 1% Δk/k может способствовать пассивной защите и пассивному отслеживанию нагрузки в электросети. Варианты осуществления настоящего изобретения позволяют обеспечивать в среднем выгорание топлива до 80 МВт_тд/кг, а после пирометаллургической переработки по завершении 20 летнего цикла выгорания обедненный уран может быть единственным сырьем используемым для перегрузки активной зоны. После нескольких циклов, состав активной зоны реактора может постепенно смещаться к равновесной композиции из трансуранового топлива, которое также является самодостаточным при расщеплении, и которому после переработки требуется лишь подпитка U238.

Тепловой реактор с принудительной циркуляцией может поставлять тепло при температуре ~500°С через промежуточную натриевую петлю, приводящую в действие преобразователь энергии со сверхкритическим CO₂ (S-CO₂), работающим в цикле Брайтона, коэффициент преобразования которого достигает ~40%, и позволяет использовать сбрасываемое тепло для опреснения воды, обогрева квартала и т.п. По другим вариантам осуществления изобретения может использоваться паровой цикл Рэнкина. Варианты осуществления настоящего изобретения позволяют использовать пассивное удаление теплоты радиоактивного распада; обеспечивать пассивную защиту для ожидаемого переходного процесса без аварийного останова реактора (ATWS); а также использовать пассивное отслеживание нагрузки в электросети. Неядерное оборудование АЭС может не соответствовать нормам радиационной безопасности.

Размеры станции позволяют осуществлять изготовление модулей на заводе, которые могут доставляться баржей или по железной дороге для ускорения сборки на объекте. Варианты осуществления настоящего изобретения могут обладать признаками, направленными на удовлетворение инфраструктурных и муниципальных потребностей быстро растущих городов в развивающихся странах, а также потребностей остальных стран, не связанных с электроэнергией, в промышленной и/или муниципальной областях.

Ориентация на развивающиеся рынки

Атомная энергетика является полностью сформировавшейся отраслью промышленности, появившейся более 3S лет назад, насчитывающей свыше 13000 реактор-часов работы, на долю которой приходится 16% мировых объемов выработки электроэнергии. В промышленно развитых странах атомная энергетика преимущественно существует в виде крупных станций (вырабатывающих свыше или около 1200 МВт_э). В настоящее время в 30 странах существует 436 реакторов. К 2030 году прогнозируется рост атомной энергетики в объеме > 66% или даже 100% дополнительных мощностей. Ожидается, что часть роста придется на развивающиеся страны, государственные и инфраструктурные условия в которых зачастую отличаются от тех, что в прошлом способствовали созданию крупных электростанций с полным топливным циклом. Развивающиеся страны зачастую имеют небольшие, локальные сети в несколько ГВт, которые не способны принять электроэнергию, вырабатываемую электростанцией мощностью от 1.2 до 1.5 ГВт_э. Варианты осуществления настоящего изобретения, рассчитанные на мощности до 100 МВт_э, не только совместимы с небольшими сетями, но также, за счет меньших капиталозатрат на развертывание, соответствуют потребностям развивающихся стран по разделению ограниченного финансирования между несколькими проектами на ранних этапах их быстрого экономического роста.

Двадцатилетний интервал замены топлива, а также услуги по доставке, переработке и утилизации отходов, оказываемые региональному центру сторонними организациями, позволяют странам добиться беспрецедентной энергетической безопасности даже при отсутствии необходимости предварительно создавать собственную инфраструктуру по снабжению/переработке топлива. Кроме этого, централизация мощностей топливного цикла в целях обеспечения экономии за счет расширения производства электроэнергии, поставляемой для промышленности и населения, может упростить контроль за соблюдением международного режима нераспространения даже при широком международном использовании источников атомной энергии.

Прогнозируется, что темпы роста снабжения энергией в промышленно развитых странах будут ниже, чем в развивающихся странах. Тем не менее, для замены угольных и атомных электростанций по мере их закрытия после выработки ресурса потребуется строительство новых атомных электростанций. Крупные, соединенные между собой электросети в промышленно развитых странах, совместимы с крупными электростанциями. Между тем, ожидается быстрое появление рыночных ниш, как в развитых, так и в развивающихся странах, связанных с выработкой неэлектрической энергии и/или когенерации с использованием атомной энергии, не создающей выбросов углерода. К числу таких рынков можно отнести опреснение воды, извлечение нефти из нефтеносных песков/битуминозных сланцев, а также модернизацию и переход с угля или биотоплива на жидкое синтетическое топливо. Пассивная безопасность заранее исключает наделение неядерного оборудования АЭС функциями обеспечения радиационной безопасности и параллельно с меньшей потребностью реактора в источниках топлива позволяет размещать его вблизи промышленных или гражданских объектов.

Отличительные особенности топливного цикла

Во-первых, плотность энергии в активной зоне (кВт_т/литр) и количество электроэнергии, получаемой из конкретного вида топлива (кВт_т/кг топлива), могут быть снижены для достижения 20 летнего цикла замены топлива, не выходя при этом за границы, определенные в экспериментальной базе данных для топлива из металлических сплавов. Это может обеспечить клиенту долгосрочную энергетическую безопасность и высокую степень гарантированной доступности электроэнергии.

Во-вторых, раз в 20 лет полная перегрузка всей активной зоны может осуществляться силами сотрудников завода, которые доставляют перегрузочное оборудование и свежее топливо с другого объекта, проводят операции по перегрузке, а затем возвращают отработанную активную зону реактора и перегрузочное оборудование на завод. Это позволяет обеспечить клиенту энергетическую безопасность, которую ранее приходилось обеспечивать за счет использования собственных средств по обогащению, изготовлению топлива, переработке и помещению в хранилища.

В-третьих, операции по замене топлива могут осуществляться с использованием тепловыделяющих сборок, которые могут состоять из множества составных компонентов. Может использоваться разное количество компонентов, которые могут быть или не быть объединены в кластеры. В качестве примера, на фиг. 4 показана типовая активная зона реактора, состоящая из семи тепловыделяющих сборок 801. На фиг. 4 показана типовая компоновка компонентов активной зоны реактора. Например, внешний слой из защитных сборок 803 может закрывать слой отражателя 805, который может закрывать спой внешней активной зоны 807. Средняя активная зона 809 с меньшим обогащением, в целом, может окружать внутреннюю активную зону 811 с еще меньшим обогащением, а первичная 813 и вторичная 815 регулировочные сборки находиться внутри активной зоны 801. Как можно заметить, для ускорения перегрузки активной зоны реактора топливо, отражатель, защита и стержни регулирования мощности реактора сгруппированы в кластер из семи сборок.

Во время проведения работ, кластер, состоящий из семи сборок, может перемещаться через очень короткий период охлаждения, вскоре после остановки реактора для того, чтобы свести к минимуму перерыв в подаче энергии. Такие отличительные признаки как короткий период охлаждения и кластер из семи сборок становятся возможны за счет выработки тепла в щадящем режиме (кВт_т/кг топлива), с учетом особенностей топлива.

В-четвертых, первая топливная загрузка может состоять из обогащенного урана (с обогащением <20%), а активная зона реактора может быть самодостаточной в плане расщепляющегося материала таким образом, чтобы в конце 20-летнего периода эксплуатации активная зона содержала столько же воспроизведенных расщепляемых материалов, сколько было выжжено. После пирометаллургической переработки отработанной активной зоны реактора для воспроизводства или замены, активной зоны реактора может потребоваться лишь U238 в качестве исходного сырья и новая оболочка.

В-пятых, после нескольких переработок состав активной зоны реактора постепенно может изменяться от композиции, насыщенной U23S, к равновесной композиции, обогащенной трансурановыми материалами, которая также самодостаточна в плане расщепляющихся материалов. Цепочка утилизации отходов топливного цикла может включать в себя исключительно расщепляющиеся продукты, которые должны быть изолирована лишь на период от 200 до 300 лет, прежде чем они распадутся до фонового уровня радиоактивности, причем все трансурановые материалы могут быть возвращены в реактор в качестве топлива, в котором они превращаются в расщепляемые продукты.

В-шестых, после первой загрузки активной зоны для всех последующих активных зон в качестве сырья может использоваться лишь U238. Это может почти на 100% увеличить продолжительность использования мировых запасов руды и обеспечить снабжение энергией в течение, по меньшей мере, тысячи лет. Использование топлива из металлических сплавов на основе тория позволит расширить ресурсную базу для ее использования в течение многих тысячелетий.

В-седьмых, технология изготовления топлива позволит добавлять дробленые частицы отработанного топлива из легководных реакторов LWR в металлические сплавы для получения металлокерамического топлива. Подобная возможность, при ее использовании с дополнительным этапом (восстановления оксида) во время пирометаллургического процесса переработки, может открыть дорогу к экономически эффективному использованию отработанного топлива из легководных реакторов LWR за счет его включения в замкнутый топливный цикл быстрых реакторов.

Отличительные особенности реактора, используемого в качестве источника тепла

Во-первых, компоновка активной зоны может включать в себя сборные кластеры из тепловыделяющих сборок с индивидуальными каналами и отверстиями. Как отмечалось выше, компоновка активной зоны с типовыми кластерами из семи сборок показана на фиг. 4. По другим вариантам осуществления изобретения может использоваться другое количество и другие компоновки. Сборки могут быть сгруппированы в кластеры для удобства транспортировки топлива, без нарушения индивидуальных тепловыделяющих сборок таким образом, чтобы сохранить диафрагмирование и характеристики отклика по реакционной способности при ограниченном свободном изгибе. Заменяемые сборки отражателя и защиты могут группироваться в кластеры из 3-4 сборок.

Во-вторых, может использоваться подход сжатия активной зоны «с ограниченным свободным изгибом». Подход сжатия может предусматривать использование съемного и вертикально регулируемого горизонтального клина 901, расположенного над центральной частью сборной компоновки активной зоны из канализированных топливных сборок 913, примерно на уровне загрузочных корзин 903, расположенных над активной зоной реактора, как это показано на фиг. 5. Следует отметить, что радиальное смещение, показанное на фиг. 5A и 5B, преувеличено. Клин 901 может быть прикреплен к приводному устройству 905, сопряженному с вертикально позиционирующим механизмом 907, расположенным на настиле 909 реактора. Предпочтительно клин 901 расположен у нижнего торца приводного устройства 905, когда приводное устройство 905 находится в вертикальном положении. Клин 901 может выниматься/извлекаться для ослабления активной зоны реактора при манипуляциях с топливом, как это показано на фиг. 5В. Клин может повторно вставляться для сжатия активной зоны 915 и верхних загрузочных корзин 917 наружу к бывшему кольцу 911 активной зоны на уровне верхней загрузочной корзины после завершения перегрузки топлива. Предпочтительно верхние загрузочные корзины 917 могут окружать одну или несколько канализированных сборок 913 примерно у верхнего торца канализированных тепловыделяющих сборок 913. Загрузочные корзины 903, расположенные над активной зоной, могут окружать одну или несколько канализированных тепловыделяющих сборок 913 выше уровня топлива, но ниже верхних загрузочных корзин 917. Уровень плиты с сеткой крепежных отверстий примерно может соответствовать нижнему торцу канализированных тепловыделяющих сборок 913.

В-третьих, активная зона может сохранять параметры производительности, как с точки зрения функциональности, так и безопасности, даже если топливная композиция изменится за 20-летний цикл выгорания, а также дополнительно изменится от одной загрузки переработанного топлива к другой.

В-четвертых, варианты осуществления настоящего изобретения могут включать в себя стратегию мониторинга откликов по реакционной способности на протяжении всего срока службы активной зоны реактора и подстройки их величины при помощи вертикально расположенного регулировочного клина в случае, если они изменятся по мере старения активной зоны реактора в течение ее 20-летнего цикла выгорания. Отклики по полной реакционной способности могу измеряться по месту за счет неинтрузивных незначительных корректировок расхода охлаждающей жидкости, температуры охлаждающей жидкости на входе, а также положения стержня регулирования мощности реактора. Положение покоя зажимного клина 901 активной зоны реактора может использоваться для корректировки величины компонента радиального расширения активной зоны с присущим ей коэффициентом реактивности отрицательной мощности, как это показано на фиг. 6А-6С. Следует заметить, что радиальное смещение, показанное на фиг. 6А-6С, преувеличено. Как показано на фиг. 6А, увеличение мощности может увеличивать изгиб 951 наружу (вправо на фиг. 6А-6C) тепловыделяющих сборок 913. Неконтролируемое развертывание при увеличении мощности активной зоны может возникать в результате увеличения радиального теплового градиента в канальных тепловыделяющих сборках 913. Расположенные с внутренней стороны канализированные тепловыделяющие сборки 913 могут выталкиваться наружу, как это показано на фиг. 6В. Сдерживание ограниченного свободного изгиба может усиливать радиальное растяжение на уровне топливной зоны канализированных тепловыделяющих сборок 913. Как показано на фиг. 6С, увеличение температуры охлаждающей жидкости на выходе может увеличивать температуру приводного устройства 905 клина таким образом, что тепловое расширение приводного устройства может приводить к перемещению клина 901 вниз/вглубь. Это, в свою очередь, может приводить к радиальному изгибу наружу тепловыделяющих сборок 913 активной зоны реактора на уровне топливной зоны, что в результате может увеличивать осевую утечку и снижать реакционную способность. За счет корректирования положения покоя клина 901 при полной мощности и полном потоке можно осуществлять подстройку амплитуды усиления изгиба.

В-пятых, в случае потери потока, потери поглотителя тепла, снижения температуры охлаждающей жидкости на входе, а также временной перегрузки при выработке одиночного стержня во время ожидаемого переходного периода без аварийного останова реактора (ATWS) может подаваться отклик пассивной безопасности. Обязательные отклики о реакционной способности, относящиеся к мощности, топливу, а также температуре охлаждающей жидкости, в сочетании с практически нулевым отклонением при выгорании и естественной возможностью циркуляции при уровне теплоты радиоактивного распада позволяют обеспечить безопасное состояние реактора при возникновении любых ATWS, т.е. не возникает никаких повреждений, а устойчивое положение может быть достигнуто, даже если не произойдет аварийного отключения стержней.

В-шестых, в качестве постоянного резервного устройства для активных каналов по отводу теплоты радиоактивного распада может использоваться пассивный канал удаления теплоты соединенного с атмосферой конечного поглотителя тепла. Пассивные каналы всегда могут функционировать при мощности менее или примерно равной 1% от полной мощности, а их функционирование на всех этапах срока службы активной зоны может контролироваться за счет проведения неинтрузивных измерений. Теплоемкость активной зоны и внутренняя конструкция достаточны для поглощения на начальном переходном процессе излишков теплоты радиоактивного распада, превышающих пропускную способность пассивного канала.

Отличительные особенности электростанции

Во-первых, реактор для выработки тепла, приводящий в действие преобразователь энергии S-CO₂, работающий в цикле Брайтона, способен обеспечивать коэффициент преобразования тепла в электричество почти в 40% или более в диапазоне рабочей текучей среды от ~500°С, 21 МПа до 31°С, ~7 МПа. Для подобного преобразования может использоваться ротационное оборудование с исключительно высокой плотностью энергии и рекуперативные теплообменники с исключительно высокой плотностью энергии.

Во-вторых, реактор для выработки тепла может пассивно отслеживать потребности преобразователя энергии по теплоте с учетом нагрузки в электросети. Реактор может регистрировать потребности неядерного оборудования АЭС, передаваемые в виде расхода и температуры в обратной промежуточной теплопередающей петле. Штатные отклики реактора по реакционной способности позволяют выравнивать выработку тепла с учетом отвода тепла через промежуточную петлю в течение десятых долей секунды, без активной корректировки стержней регулирования мощности реактора.

В-третьих, может использоваться неядерное оборудование АЭС, к которому не предъявляются требования по радиационной безопасности и которое может изготавливаться, эксплуатироваться и обслуживаться в соответствии с общепринятыми промышленными нормами. В реакторе могут быть пассивно реализованы любые физически возможные комбинации расхода и температуры в обратном трубопроводе, проходящем от неядерного оборудования АЭС через промежуточную теплопередающую петлю. Пассивные каналы по отводу теплоты радиоактивного распада могут быть независимы от неядерного оборудования АЭС, а почти нулевое регулировочное отклонение при выгорании не делает повышение мощности в переходном режиме при выработке стержня в результате ошибки системы контроля аварийным событием. Поэтому неядерное оборудование АЭС может не соответствовать нормам радиационной безопасности.

В-четвертых, варианты осуществления настоящего изобретения позволяют привязывать огромное разнообразие конфигураций неядерного оборудования АЭС к стандартным, тепловым реакторам с готовой лицензией, поскольку неядерное оборудование АЭС не соответствует требованиям радиационной безопасности. В цикле Брайтона с S-CO₂ может теряться -60% подаваемого тепла, причем это может происходить в диапазоне от ~100°С до 31°С. Для подобного диапазона температур может использоваться много разных вариантов когенерации, в том числе многоцелевое опреснение воды, обогрев муниципальных объектов, подача холодной воды для муниципальных объектов, приготовление льда и т.п. Как вариант, принимая во внимание функции автоматической защиты, небольшое потребление топлива, функцию пассивного отслеживания нагрузки в электросети, а также высокую степень работоспособности, тепловой реактор может быть размещен рядом с различными промышленными производствами, не являющимися потребителями электроэнергии.

Хотя в представленном выше описании предложены предпочтительные варианты осуществления изобретения, следует отметить, что специалисты в данной области техники могут вносить в них изменения и модификации, не выходя за объем и сущность изобретения. Кроме этого, признаки, рассмотренные для одного варианта осуществления изобретения, могут использоваться для других вариантов осуществления, даже если это не оговорено отдельно выше.

Изобретение относится к системе и способу использования ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Система с ядерным реактором на быстрых нейтронах включает реактор с бассейном реактора. Активная зона реактора находится внутри бассейна реактора. Активная зона включает топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом жидкий натрий используется в качестве теплопередающей среды. Насос обеспечивает циркуляцию жидкого натрия через теплообменник. Система включает неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности. Реактор может быть модульным и может вырабатывать около 100 МВт электрической энергии. 2 н. и 26 з.п. ф-лы, 6 ил.

1. Система ядерного реактора, содержащая:

реактор, который содержит:

бассейн реактора;

активную зону реактора, которая расположена внутри бассейна реактора и содержит топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и

насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности, получающую отклики по реакционной способности;

по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети;

неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности; и

при этом система выполнена с возможностью выработки по меньшей мере примерно 50 МВт электроэнергии.

2. Система по п. 1, дополнительно содержащая реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим CO₂, использующий цикл Брайтона.

3. Система по п. 2, в которой тепловой преобразователь обладает коэффициентом преобразования примерно 40% или более.

4. Система по п. 2, в которой тепловой преобразователь обладает тепловым КПД от примерно 39% до примерно 41%.

5. Система по п. 1, дополнительно содержащая реактор источника тепла, выполняющий паровой цикл Рэнкина.

6. Система по п. 1, дополнительно содержащая циклы сбрасывания тепла для когенерации.

7. Система по п. 1, дополнительно содержащая неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности.

8. Система по п. 1, в которой бассейн реактора является тонкостенным бассейном из нержавеющей стали.

9. Система по п. 1, в которой бассейн реактора размещен в защитной емкости.

10. Система по п. 1, в которой бассейн реактора дополнительно содержит настил реактора, причем по меньшей мере настил реактора окружен съемным куполом.

11. Система по п. 1, в которой защитная емкость и съемный купол образуют защитную оболочку.

12. Система по п. 1, в которой защитная оболочка размещена в шахтной защитной сейсмоустойчивой конструкции.

13. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит обогащенный сплав урана/циркония для первой загрузки.

14. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит переработанный сплав урана/циркония для загрузки при замене топлива.

15. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит один или несколько кластеров из нескольких сборок.

16. Система по п. 15, в которой один или несколько кластеров из нескольких сборок имеют пониженную удельную мощность (кВт тепловой энергии/кг топлива), позволяющую осуществлять перегрузку топлива через длительные интервалы, а также позволяющую начинать перегрузку топлива примерно через две недели после остановки реактора.

17. Система по п. 1, при этом система имеет отклонения при выгорании менее чем примерно 1% Δk/k.

18. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивной безопасности содержит пассивный канал удаления теплоты.

19. Система по п. 18, в которой пассивный канал удаления теплоты функционирует при мощности менее или приблизительно равной 1% от полной мощности.

20. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивной безопасности относится к характеристикам мощности, характеристикам топлива и температуре охлаждающей жидкости.

21. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивного отслеживания нагрузки включает в себя отслеживание баланса потребностей электростанции, передаваемых в виде расхода и обратной температуры в теплопередающей петле.

22. Система по п. 1, в которой на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.

23. Система по п. 1, причем система вырабатывает примерно 100 МВт электроэнергии.

24. Способ получения ядерной энергии, включающий в себя:

обеспечение системы ядерного реактора, содержащей:

реактор, который содержит:

бассейн реактора;

активную зону реактора, расположенную внутри бассейна реактора и содержащую топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и

насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и

по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности с откликами по реакционной способности;

по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети,

запуск системы;

преобразование тепла в электричество; и

снабжение электричеством,

при этом система выполнена с возможностью выработки по меньшей мере примерно 50 МВт электроэнергии.

25. Способ по п. 24, в котором система ядерного реактора дополнительно содержит реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим СО₂, использующий цикл Брайтона, причем тепловой преобразователь обладает коэффициентом преобразования примерно 40% или более.

26. Способ по п. 24, дополнительно содержащий неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности.

27. Способ по п. 24, в котором по меньшей мере одна система пассивной безопасности содержит пассивный канал удаления теплоты.

28. Способ по п. 24, в котором по меньшей мере одна система пассивного отслеживания нагрузки включает в себя отслеживание баланса потребностей электростанции, передаваемых в виде расхода и обратной температуры в теплопередающей петле.