ИНТЕГРАЛЬНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ, ВКЛЮЧАЮЩИЙ В СЕБЯ ЗАЩИТНОЕ УСТРОЙСТВО, ПРЕДНАЗНАЧЕННОЕ ДЛЯ МИНИМИЗАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИЙ С РАСПЛАВЛЕНИЕМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ Российский патент 2025 года по МПК G21C1/02 

Область техники

Настоящее изобретение относится к области ядерных реакторов на быстрых нейтронах (FNR) и, в частности, к реакторам интегрального типа. Такие реакторы можно охлаждать теплоносителем, как правило, в виде жидкого металла, в частности натрием. Таким образом, реактор такого типа называется ядерным реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (FNR-Na) или реактором типа SFR, что расшифровывается как реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этот тип ядерных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем является частью семейства ядерных реакторов IV поколения.

Таким образом, в настоящем изобретении предложен интегральный ядерный реактор на быстрых нейтронах, включающий в себя защитное устройство, предназначенное для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны.

Предпосылки изобретения

Принцип действия ядерных реакторов на быстрых нейтронах известен вот уже несколько лет. Таким образом, ядерный реактор на быстрых нейтронах представляет собой ядерный реактор, в котором используются быстрые нейтроны (кинетическая энергия которых составляет более 0,907 МэВ), в отличие от тепловых нейтронов (кинетическая энергия которых составляет менее 0,025 эВ). Кроме того, в отличие от традиционных ядерных реакторов, активная зона ядерного реактора на быстрых нейтронах не замедляется (то есть отсутствует замедление или термализация нейтронов).

Более того, хотя были изучены и другие технологии, в подавляющем большинстве ядерных реакторов на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий, так как последний имеет, в частности, высокую температуру кипения.

Ядерные реакторы с натриевым охлаждением, как правило, включают в себя резервуар, в котором находится активная зона, с пробкой для управления активной зоной, расположенной над активной зоной. Активная зона состоит из значительного числа тепловыделяющих сборок, как правило, окруженных сборками воспроизводящих элементов, при этом внутренняя зона хранения содержит отработанные тепловыделяющие сборки и сборки отражателя и поглотителя, которые действуют как нейтронный экран. Отбор тепла осуществляется путем циркуляции натрия в активной зоне с помощью насосных систем. Это тепло передается промежуточному контуру через один или более промежуточных теплообменников (IE) перед использованием для производства водяного пара в парогенераторе (VG). Затем этот пар проходит через турбину для преобразования тепла пара в механическую энергию, которая, в свою очередь, преобразуется в электрическую энергию.

Промежуточный контур включает в себя натрий. Из-за бурных реакций между натрием и водяным паром, которые могут происходить в случае возможного разрыва трубы парогенератора, назначение этого контура состоит в том, чтобы изолировать первичный натрий (в резервуаре) от водяного пара, содержащегося в парогенераторе. Эта архитектура позволяет выделить два натриевых контура: один контур, называемый первичным, предназначен для передачи тепла между активной зоной и промежуточным теплообменником, и другой контур, называемый вторичным, предназначен для передачи тепла от промежуточного теплообменника к парогенератору.

Все натриевые реакторы имеют общие технические характеристики. Резервуар герметизируется с помощью плиты крышки с тем, чтобы первичный натрий не контактировал с наружным воздухом. Все компоненты (теплообменники, насосы, трубы и т.д.) проходят через эту плиту вертикально для того, чтобы их можно было разобрать, подняв их вертикально с помощью подъемного устройства. Размеры проходных отверстий в этой плите зависят от размера и числа компонентов. Чем больше отверстия (по размеру и числу), тем больше диаметр резервуара.

Первичный контур может быть разделен на два основных семейства. Таким образом, среди ядерных реакторов на быстрых нейтронах имеются «интегральные» реакторы и «петлевые» реакторы. Следует отметить, что настоящее изобретение предпочтительно относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах интегрального типа.

Петлевые реакторы характеризуются тем, что промежуточный теплообменник и устройство для перекачки первичного натрия находятся за пределами резервуара. На фиг.1 в осевом разрезе показан принцип конструкции «петлевого» ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

В петлевом реакторе R, показанном на фиг.1, натрий проходит через активную зону 1, унося произведенные калории. На выходе из активной зоны 1 он попадает в зону 2 резервуара 3 реактора R. Эту зону 2 принято называть «горячим коллектором». Через петлю труба 4 спускается в горячий коллектор 2, чтобы всасывать первичный натрий и направлять этот натрий в промежуточный теплообменник, не показанный на чертеже, где он передает тепло вторичному натрию. На выходе из промежуточного теплообменника первичный натрий забирается насосом и направляется прямо на вход активной зоны по трубе 5.

Основное преимущество конструкции петли состоит в получении, при заданной мощности, резервуара с меньшим диаметром, чем у интегрального реактора, так как он содержит меньше компонентов. Таким образом, резервуар проще в изготовлении и, следовательно, он дешевле. Однако недостатком концепции петли является то, что первичный натрий выходит из резервуара, что более сложно с точки зрения архитектуры первичного контура и создает значительные проблемы с безопасностью. Таким образом, выгоды, связанные с уменьшением размеров и упрощением изготовления резервуара, сводятся на нет дополнительными затратами, вызванными добавлением устройств, связанных с конструкцией петель, и специальных средств для управления возможными утечками первичного натрия.

Что касается реакторов с интегрированной концепцией, то они характеризуются тем, что промежуточные теплообменники и средства для перекачивания первичного натрия находятся в резервуаре, что позволяет избежать выхода первичного контура резервуара и, таким образом, представляет собой существенное преимущество этого семейства решений по сравнению с семейством решений с петлями с точки зрения безопасности. На фиг.2 показан в осевом разрезе принцип конструкции «интегрального» ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

В интегральном реакторе, показанном на фиг.2, натрий проходит через активную зону 11, унося произведенные калории. На выходе из активной зоны 11 он входит в зону 12 резервуара 13 реактора, герметизированную плитой 24 крышки. Эту зону 12, как правило, называют «горячим коллектором». Этот горячий коллектор 12 отделен от другой зоны 14, называемой «холодным коллектором», стенкой 15, имеющей в целом цилиндрическо-коническую форму, называемую «реданом». Промежуточный теплообменник 16, состоящий из пучка труб, не показанного на чертеже, проходит через редан 15. Первичный натрий поступает в промежуточный теплообменник 16 через входные окна 17, расположенные в горячем коллекторе 12. При движении по трубам он передает свое тепло вторичному натрию и выходит из промежуточного теплообменника 16 через окна 18 в нижней части промежуточного теплообменника 16, расположенного в холодном коллекторе 14. Вторичный натрий входит в промежуточный теплообменник 16 по трубе 28 и выходит из него по трубе 29. В холодном коллекторе 14 натрий забирается насосным устройством 19 и направляется обратно прямо на вход активной зоны 11 через нижнюю опорную плиту 30 активной зоны, который используется для питания сборок. Нижняя опорная плита 30 активной зоны представляет собой емкость под давлением, в которую помещаются сборки, топливо, размножитель, внутреннее хранилище, или которая действует как нейтронный экран. Нижняя опорная плита 30 активной зоны поддерживается механической опорной конструкцией, называемой опорный пояс 31.

Циркуляция натрия в промежуточном теплообменнике 16 осуществляется под действием силы тяжести между горячим коллектором 12 и холодным коллектором 14. По причинам, связанным с размерами промежуточного теплообменника 16 и геометрической массой, этот движущий напор натрия между двумя коллекторами устанавливается приблизительно на 2 м, что соответствует разнице на уровне 20 горячего коллектора 12 и на уровне 21 холодного коллектора 14. Из соображений максимальной эффективности компоненты, которые проходят через редан 15, промежуточный теплообменник 16 и насосное средство, должны иметь максимально возможное уплотнение в этих проходах 22 и 23 во избежание обхода промежуточного теплообменника 16 первичным натрием.

Редан 15 является существенным компонентом этого типа реактора. Большие компоненты (промежуточные теплообменники и насосы) проходят через коническую часть, расположенную в нижней части редана 15. Цилиндрическая часть представляет собой вертикальную защитную оболочку, расположенный в верхней части редана 15. Редан 15 представляет собой деталь, выполненную из стали, как правило, с использованием механической сварки, которую трудно спроектировать по следующим причинам: ее форма и размер, составляющий приблизительно пятнадцать метров; разность давлений (приблизительно два метра натриевого столба), которому он подвергается между двумя коллекторами; термомеханические напряжения, вызванные разницей температур между горячим и холодным коллекторами (приблизительно 150°C для действующих реакторов); уплотняющие напряжения в проходах через редан 15 в его конической части со стороны промежуточных теплообменников и насосных систем. Редан 15 должен быть герметизирован, так как следует избегать обхода промежуточного теплообменника 16, и система уплотнения должна допускать разборку компонентов для их технического обслуживания. Однако небольшой обход в сборках, сопряженный с тепловыми утечками через редан 15, приводит к наличию более холодной текучей среды в нижней части горячего коллектора 12, которая может переноситься вдоль конструкций и может вызвать термомеханические напряжения на последних за счет дестабилизации потоковых нитей.

В действительности, после выбора варианта исполнения редана его нельзя легко изменить апостериори. Более того, помимо нормальной эксплуатации, проектировщики ядерных энергетических реакторов должны учитывать ситуацию остановки реактора: таким образом, все реакторы должны иметь доступные системы, предназначенные для отвода остаточной мощности активной зоны (на французском языке EPuR). Эта остаточная мощность возникает в результате радиоактивного распада продуктов деления, которые образовались во время ядерных реакций при включении реактора. По соображениям безопасности и для обеспечения максимально возможной избыточности эти схемы должны как можно больше отличаться от нормальной схемы для отвода тепловой энергии при включении реактора, то есть они не должны использовать парогенератор. Общая архитектура систем отвода остаточной мощности должна быть совместима с нормальной работой реактора. Как правило, эти средства для отвода остаточной мощности активируются только при остановке реактора.

Средство для отвода остаточной мощности, общее для большинства вариантов осуществления или проектов, состоит из нескольких специфических теплообменников, предназначенных для функции отвода остаточной мощности. Эти теплообменники 25 (смотри фиг.2) расположены вертикально и проходят через плиту 24 крышки. Из-за своего предназначения эти теплообменники 25 имеют меньший размер, чем промежуточные теплообменники 16. Чтобы быть эффективными, в частности, в случае выхода из строя насосного средства 19, первичный натрий должен иметь возможность циркулировать за счет естественной конвекции между активной зоной 11 и теплообменниками 25 для отвода остаточной мощности.

В общем, надежность и эффективность естественной конвекции включает в себя определение простейшего возможного гидравлического пути, который может быть получен при соблюдении следующих рекомендаций: источник тепла (в данном документе активная зона ядерного реактора) должен быть расположен в нижней части; источник холода (в данном документе теплообменник, предназначенный для отвода остаточной мощности) должен быть расположен в верхней части; гидравлический путь, образующий горячий столб, расположенный между выходом источника тепла и входом источника холода, должен быть как можно более монотонным (без немонотонного альтиметрического изменения: горячий натрий всегда должен подниматься вверх); гидравлический путь, образующий холодный столб, расположенный между выходом источника холода и входом источника тепла, должен быть как можно более монотонным (без немонотонного альтиметрического изменения: холодный натрий всегда должен опускаться вниз); горячая и холодная колонны должны быть разделены во избежание смешивания теплоносителя между двумя колоннами.

В реакторе с натриевым охлаждением с интегральной конструкцией теплообменник, предназначенный для отвода остаточной мощности, расположен либо в горячем коллекторе, либо в холодном коллекторе. Независимо от своего местоположения, гидравлический путь первичного натрия проходит через промежуточный теплообменник с альтиметрическими вариациями в горячей и/или холодной колонне, что ухудшает гидравлические характеристики естественной конвекции. Таким образом, теплообменник 26 (фиг.2) для отвода остаточной мощности расположен в горячем коллекторе 12. Гидравлический путь состоит из горячей колонны 26 и холодной колонны 27. Горячая колонна 26 равномерно поднимается, при этом альтиметрическая вариация остается монотонной. Однако холодная колонна 27 включает в себя немонотонную альтиметрическую вариацию. Действительно, натрий на выходе из теплообменника 25 должен вернуться вверх к входным окнам 17, расположенным в верхней части горячего коллектора, прежде чем попасть в промежуточный теплообменник 16, чтобы попасть в активную зону 11 после прохождения через насосную систему 19. В горячем коллекторе 12 горячая колонна и холодная колонна физически не разделены, что не соответствует оптимальной концепции в отношении естественной конвекции, так как холодный натрий, выходящий из теплообменника 25, может смешиваться в горячем коллекторе с горячим натрием, поступающим в этот самый теплообменник.

Для специалиста в данной области техники одним из возможных улучшений могло бы стать размещение теплообменников, предназначенных для отвода остаточной мощности (EPuR) между горячим коллектором и холодным коллектором при прохождении через редан, как в случае промежуточных теплообменников. Этого не делают, потому что при нормальной работе это означало бы создание обхода промежуточных теплообменников EPuR и ухудшение характеристик нормальной работы реактора. Таким образом, существует внутреннее техническое противоречие в контуре отвода тепла с техническими решениями, которые оптимизируют работу в нормальной ситуации, что ухудшает работу в ситуации отвода остаточной мощности, и наоборот.

Последний недостаток реакторов с интегральной концепцией связан с ограничением размещения внутри последних всех компонентов, необходимых для его правильной работы: таким образом, резервуар имеет размер больше, чем петлевые реакторы, и редан сильно нагружен по прохождению насосов и теплообменников. Это приводит к ограничению размеров пассивных устройств, которые можно было бы добавить на редане, чтобы улучшить работу за счет естественной конвекции в ситуации отвода остаточной мощности с помощью теплообменников.

В ядерных реакторах на быстрых нейтронах, как описано выше, могут возникать аварии с полным расплавлением активной зоны. Таким образом, чтобы уменьшить последствия таких аварий с расплавлением активной зоны, для этих реакторов имеется процедура обеспечения безопасности для минимизации последствий аварий.

Таким образом, учет ситуаций, связанных с авариями с расплавлением активной зоны, обобщается, начиная с конструкции реактора, благодаря наличию устройств для минимизации последствий таких аварий. Минимизация переходных процессов реактивности в ситуации физического разрушения активной зоны осуществляется путем добавления устройств, в частности, передающих труб, для извлечения выгоревшего ядерного топлива, связанных с ловушкой кориума.

Существует несколько задач, которые необходимо решить для этих двух устройств. В начале аварии происходит кратковременное (приблизительно в течение нескольких секунд) перемещение топлива и расплавленных конструкционных материалов, и именно кориума, за пределы области активной зоны с использованием передающих труб. Таким образом, это перемещение кориума направляется вниз из зоны нейтронного потока. Кинетика выгрузки кориума является важным элементом, так как она включает в себя извлечение кориума до образования большой ванны расплава, что будет иметь значительный потенциал восстановления критичности из-за крупномасштабного уплотнения активной зоны.

Вторая задача включает в себя ограничение в радиальном направлении разрушенной активной зоны, чтобы не вызывать распространение плавления на другие сборки или во внутреннее хранилище, которое представляет собой зону по периферии активной зоны, содержащую использованные тепловыделяющие сборки.

Более того, третья задача включает в себя долгосрочное перемещение или перемещение в течение времени, превышающего несколько минут, кориума на пластину-ловушку, расположенную в нижней части основного резервуара под активной зоной. Ловушка позволяет снизить риски возникновения критичности за счет продвижения кориума, а также обеспечивает охлаждение и удержание кориума.

На практике конструктивное расположение, которое выбирается, как правило, для решения вышеупомянутых задач, представляет собой реализацию в активной зоне специфических устройств для извлечения и затем улавливания кориума. Эти устройства представляют собой трубы 40 для переноса кориума C, поступающего из зоны ZF деления, активной зоны 11, связанной с ловушкой 41 кориума, как показано на фиг.3, которая иллюстрирует принцип извлечения кориума через передающие трубы. Активная зона 11 включает в себя несколько передающих труб 40, расположение которых оптимизировано для выгрузки кориума.

В случае аварии с полным расплавлением активной зоны 11 эти трубы 40 должны быстро обеспечивать выгрузку расплавленной активной зоны в ловушку 41 кориума, расположенную в нижней части резервуара 13. Эти защитные устройства имеют только одну функцию, связанную с минимизацией последствий аварии с расплавлением активной зоны, и должны быть максимально незаметными в других рабочих ситуациях реактора.

С архитектурной точки зрения передающие трубы 40 представляют собой полые конструкции, обеспечивающие каналы для протекания потока кориума через нижнюю опорную плиту 30 активной зоны и опорный пояс 31.

Во время аварии с расплавлением активной зоны возникает ряд проблем, связанных с работой. Действительно, независимо от инициатора, запускающего ситуацию аварии с расплавлением активной зоны, тепловыделяющая сборка подвергается разрушению по меньшей мере одного элемента после расплавления топлива (при этом тепловыделяющая сборка, как правило, содержит основу для подачи натрия, тепловыделяющие элементы внутри шестигранной трубы (HT), деталь для крепления тепловыделяющих элементов, верхний нейтронный защитный экран (UNS) и поддерживаемую головку). Стальные элементы конструкции тепловыделяющего элемента (оболочка, провода, заглушки) быстро плавятся, и, таким образом, теряется первый защитный барьер, а именно герметизация оболочки. Дефект быстро распространяется на весь пучок тепловыделяющих элементов в масштабе сборки. Кориум при температуре приблизительно 2700°C, состоящий из топлива и расплавленных конструкционных материалов, контактирует с внутренними стенками шестиугольной трубы, выполненной из стали толщиной от 4 до 5 мм, которые плавятся и продырявливаются за несколько секунд. Таким образом, ванна с кориумом продвигается в активной зоне к другим тепловыделяющим сборкам, что приводит к полному расплавлению.

Передающие трубы позволяют определить и ограничить продвижение в радиальном направлении кориума в активной зоне. Каждая передающая труба предназначена для плавления, чтобы открыть путь отвода кориума, который течет внутрь под действием силы тяжести из зоны нейтронного потока, что способствует снижению реактивности. Таким образом, траектория кориума продолжается через нижнюю опорную плиту, и затем через опорный пояс, чтобы поступать вертикально по одной линии с тарелкой ловушки кориума, расположенной в нижней части резервуара.

С точки зрения последовательности развития аварии важно, чтобы отвод кориума из зоны потока происходил достаточно быстро для того, чтобы ограничить последствия аварии. Чтобы обеспечить правильную траекторию поступления кориума в ловушку, необходимо также ограничить препятствия, присутствующие внутри передающей трубы.

Также появляется несколько проблем, связанных с нормальной работой реактора. Действительно, так как трубы для переноса кориума должны работать только во время аварии с расплавлением активной зоны, они должны быть максимально незаметными во время нормальной работы реактора. В частности, они не должны влиять на работу с точки зрения механических, нейтронных и теплогидравлических характеристик.

С механической точки зрения трубы для переноса кориума представляют собой конструкцию активной зоны, которая подвергается, как и другие узлы, механическим нагрузкам на различных этапах жизненного цикла, а именно при производстве, транспортировке, обслуживании, облучении. Более того, механическая конструкция передающих труб имеет степень облучения и, следовательно, повреждения такие же сильные, как и у тепловыделяющих сборок (до 100 дПа). Преобладающими механическими нагрузками, которым должна противостоять конструкция передающих труб, являются контактные напряжения между узлами в активной зоне. Они проявляются в шестиугольной трубе как силы уплотнения, изгиба и скручивания, возникающие при нормальной работе и во время землетрясения.

С точки зрения нейтронов передающие трубы представляют собой полые конструкции, расположенные в активной зоне. Влияние наличия этих потенциально пустых элементов на нейтронные характеристики активной зоны должно быть приемлемым. В частности, это означает, что существуют критерии критичности активной зоны из-за уменьшения объема расщепляющегося материала и сглаживания распределения мощности из-за наличия «дырок» в активной зоне.

С теплогидравлической точки зрения представленная концепция передающей трубы не должна приводить к прямому соединению горячего коллектора с холодным коллектором. Таким образом, разность давлений, равная приблизительно 150 мбар, между двумя этими коллекторами приведет к возникновению потока горячего натрия, выходящего из горячего коллектора под избыточным давлением и опускающегося внутри труб в холодный коллектор. Однако нагнетание горячего натрия (550°C) в конструкциях (в нижней опорной плите, опорном поясе и т.д.), расположенных в холодном натрии (400°C), нежелательно с точки зрения их механической прочности и их старения (за счет термомеханических напряжений, вызванных градиентами температуры). В частности, необходимо иметь возможность обосновать срок службы упомянутых конструкций, равный сроку службы атомной электростанции. Более того, известно, что свободная поверхность натрия в горячем коллекторе является одним из основных источников газовыделения в горячем коллекторе. Эти пузырьки растворяются в натрии горячего коллектора под действием высокой температуры, при этом существует риск повторного образования пузырьков этого газа (явление образования пузырьков) и преобразования пузырьков, если он проходит в холодный коллектор. Однако присутствие газа в холодном коллекторе должно быть ограничено во избежание любого риска прохождения газа в сборки, то есть явления, которое может привести к отказу охлаждения тепловыделяющих элементов и к риску резкого увеличения мощности. Таким образом, передающая труба не должна приводить к впрыску натрия между коллекторами, чтобы ограничивать механическое повреждение конструкций или способствовать выделению газа в холодном коллекторе.

Таким образом, появляются следующие требования и функции ограничений. В последовательности развития аварии с расплавлением активной зоны требуется обеспечить быстрый отвод кориума из зоны нейтронного потока и затем в ловушку кориума. При нормальной работе реактора требуется обеспечить герметичность между горячим и холодным коллекторами. Две функции ограничений состоят в том, чтобы противостоять механическим нагрузкам на различных этапах жизненного цикла и не ухудшать нейтронные характеристики активной зоны.

Следует отметить со ссылкой на уровень техники, что первый FNR-Na во Франции под названием Рапсодия или Феникс (Rapsodie and Phénix) не включал в себя устройства в активной зоне, предназначенные для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны. Демонстрация безопасности реакторов FNR-Na была изучена с помощью квалифицированных инструментов моделирования в специальных экспериментах.

FNR-Na SuperPhénix включает в себя ловушку кориума в нижней части резервуара, но не включает в себя устройства для минимизации последствий аварий в активной зоне.

После ядерных аварий в Чернобыле и затем на Фукусиме были ужесточены меры безопасности для того, чтобы создать набор требований, которым должны были соответствовать реакторы нового поколения, а именно IV поколения.

Эти новые меры безопасности смогли привести к добавлению в активную зону специальных устройств, предназначенных для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны и позволяющих обеспечить перенос кориума в ловушку. Первая предложенная идея, а именно добавление передающих труб в активную зону, не была полностью удовлетворительной, так как создавала теплогидравлическую проблему перепуска между горячим коллектором и холодным коллектором.

То же самое верно и для предложений относительно полностью или частично закрытых передающих трубах, так как несмотря на то, что они действительно отвечают требованиям герметичности между коллекторами, существует риск того, что они будут способствовать выделению газа в активной зоне (перекрытие в верхней части может привести к риску скопления газа внутри передающей трубы) или блокированию потока кориума (случай «плавкого» перекрытия в нижней части). Действительно, устройства с плавкими мембранами представляют риск для надежности плавления во время последовательности развития аварии с расплавлением активной зоны, что связано с трудностями моделирования и аттестации.

Кроме того, в патентной литературе также предложены устройства для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны, в частности, предназначенные для переноса кориума.

Например, японская заявка на патент JP H10-227884 A относится к концепции абсорбирующей сборки (регулирующего стержня), играющего роль при минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны. На шестиугольной трубе выполнены отверстия, которые выходят в межсборочное пространство, ограниченное соседними тепловыделяющими сборками. Основание сборки также открывается в это межсборочное пространство и, таким образом, позволяет охлаждать абсорбирующий стержень во время нормальной работы. Основание закрыто на своем конце. Во время аварии с плавлением тепловыделяющих элементов кориум расплавляет шестиугольную трубу тепловыделяющей сборки и попадает в межсборочное пространство. Затем он самотеком течет к основанию абсорбирующей сборки, где он хранится. В настоящей заявке подробно описаны аспекты перемещения кориума из зоны нейтронного потока и снижения реактивности. Однако, помимо того факта, что продвижение кориума может значительно замедлиться в маленьком поперечном сечении межсборочного пространства, эта концепция не предусматривает устройство для переноса кориума в ловушку, расположенную под активной зоной.

Более того, американская патентная заявка US 2012/0201342 A1 относится к концепции тепловыделяющей сборки и реактора FNR с функцией отвода и извлечения кориума во время аварии с расплавлением активной зоны. Эта сборка включает в себя твердое тело в своей части под тепловыделяющими элементами, причем тело продырявливается с образованием ряда отверстий, позволяющих обеспечить охлаждение через внешнюю часть шестиугольной трубы во время последовательности развития аварии с расплавлением активной зоны с присутствием кориума внутри сборки. Тепловыделяющие элементы модифицированы с целью улучшения поведения во время аварии с расплавлением активной зоны. Конец основания сборки закрыт. Герметичный контейнер, который может содержать абсорбирующий материал, расположенный под нижней опорной плитой вертикально в совмещении со сборкой, действует как ловушка кориума. Эта заявка нацелена на перемещение и затем отвод кориума и предотвращение его продвижения в радиальном направлении в активной зоне. Однако возникает несколько недостатков: конец основания и верхняя часть контейнера представляют собой плавкие стенки, которые должны исчезнуть при контакте с кориумом, и устройства с плавкими мембранами обладают неудовлетворительной надежностью; интеграция устройства для отвода кориума в тепловыделяющую сборку, снабжаемую потоком сжатого натрия, представляет риск, связанный с затруднением нормального протекания потока кориума, если не остановлены первичные насосы; утолщение тела сборки в его нижней части значительно увеличивает количество облученных отходов и усложняет его изготовление. Кроме того, необходимо убедиться, что ряд отверстий не мешает теплогидравлике во время работы.

Кроме того, можно упомянуть принцип сборки FAIDUS (для тепловыделяющей сборки с внутренней структурой канала) от Японского агентства по атомной энергии. Таким образом, чтобы ограничить последствия ситуации аварии с расплавлением активной зоны со сценарием CDA (для аварии с разрушением активной зоны), в реакторе JSFR (японский реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением) в конструкцию его тепловыделяющих сборок интегрировано устройство для минимизации последствий аварий, называемое FAIDUS. Из-за его характеристик с точки зрения реактивности нагрев, исходящий от CDA, и индуцированное кипение натрия вырабатывают локальный пик мощности (положительный эффект реактивности в случае слива натрия) в сборке JSFR. Таким образом, конструкция FAIDUS, интегрированная в тепловыделяющие сборки JSFR, направлена на быстрое извлечение жидкого топлива во избежание слишком большого уплотнения и возврата к критичности, которая слишком велика во время возникновения событий CDA. FAIDUS не является запатентованной концепцией, но был предметом нескольких международных сообщений.

Существует два альтернативных варианта сборок FAIDUS. В стандартном решении, которое было объектом углубленных исследований (расчетов и экспериментов), предложен маленький канал для протекания потока кориума, расположенного в углу шестиугольной трубы. Расплавленное топливо выгружается по нему в направлении верхней части сборки за счет движущей силы первого раннего скачка мощности, инициированного в сборках (внутреннего давления). В верхних частях активной зоны JSFR имеются улавливающие тарелки для приема выбрасываемого делящегося материала. Во втором варианте канал для выгрузки кориума расположен в центре пучка тепловыделяющих элементов. Расплавленное топливо должно отводиться по нему самотеком через нижнюю часть сборки. Этому варианту не придается особое значение, с одной стороны, из-за трудностей изготовления, и, с другой стороны, из-за того, что технические ограничения для создания переноса кориума в нижние структуры были определены как сильные.

Следует отметить, что количества топлива, выброшенного через FAIDUS, недостаточно, чтобы избежать других последующих возвратов к критичности в остальной части активной зоны. И второй сценарий разгрузки топлива необходим через пустые конструкции абсорбирующих регулирующих стержней (для направляющей трубы регулирующего стержня (CRGT)), оставшихся в верхнем положении. Более того, возникают вопросы о правильном прохождении расплавленного топлива системы создания вакуума, препятствующей прохождению в основании CRGT. Наконец, даже если концепция FAIDUS имеет преимущество, связанное с тем, что слегка нарушает нейтронные характеристики активной зоны, интеграция канала для отвода кориума в тепловыделяющую сборку, снабжаемую потоком натрия под давлением, представляет риск затруднения надлежащего протекания потока кориума в том случае, если первичные насосы не останавливаются.

В заключение, стратегия отвода кориума с помощью верхней части тепловыделяющих сборок FAIDUS зависит от нейтронных и теплогидравлических характеристик активной зоны JSFR. Эту стратегию нельзя применить непосредственно к другой активной зоне FNR-Na.

Сущность изобретения

Одна задача изобретения состоит в том, чтобы по меньшей мере частично удовлетворить упомянутые выше потребности и устранить недостатки, связанные с вариантами осуществления уровня техники.

Более конкретно, изобретение направлено на улучшение поведения активной зоны реактора FNR-Na в случае аварии с полным расплавлением активной зоны. В частности, оно направлено на уменьшение последствий аварии с расплавлением активной зоны при сохранении целостности второго барьера (резервуара реактора) и герметизации третьего барьера безопасности (здания реактора и опорной плиты) из-за механических воздействий, вызванных во время аварии (например, выделение энергии, вызванное расширением паров расплавленных и затем испарившихся материалов), а также из-за тепловых эффектов, вызванных во время аварии (например, эрозии конструкций кориумом). В общем, изобретение направлено на соблюдение пределов радиоактивных выбросов, опасных для населения, и возвращение в безопасное состояние после аварии.

Таким образом, задача настоящего изобретения, согласно одному из его аспектов, состоит в том, чтобы выполнить интегральный ядерный реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый жидкометаллическим теплоносителем, включающий в себя:

- основной резервуар, подвешенный к защитной плите и включающий в себя объем теплоносителя и активную зону реактора, причем активная зона включает в себя множество тепловыделяющих сборок, установленных в нижнюю опорную плиту активной зоны ядерного реактора, поддерживаемую опорным поясом,

- первичный контур, интегрированный в основной резервуар и включающий в себя по меньшей мере один первичный насос, по меньшей мере один промежуточный теплообменник для отвода мощности, производимой активной зоной во время нормальной работы, и по меньшей мере один теплообменник для отвода остаточной мощности,

- внутреннюю конструкцию, называемую реданом, разделяющую объем теплоносителя на по меньшей мере две зоны, образующие горячий коллектор на выходе активной зоны и холодный коллектор на выходе из упомянутого по меньшей мере одного промежуточного теплообменника,

отличающийся тем, что активная зона реактора дополнительно включает в себя защитное устройство, предназначенное для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны, причем упомянутое защитное устройство состоит из по меньшей мере одного элементарного защитного устройства, расположенного рядом с по меньшей мере одной тепловыделяющей сборкой активной зоны, для переноса расплавленного топлива в холодный коллектор на в нижней части основного резервуара,

где упомянутое по меньшей мере одно элементарное защитное устройство содержит передающую трубу, полую и съемную, установленную в нижнюю опорную плиту активной зоны через первое отверстие в нижней опорной плите активной зоны, и полую сквозную трубу, проточно сообщающуюся с передающей трубой,

сквозная труба проходит через нижнюю опорную плиту активной зоны от первого отверстия ко второму отверстию, расположенному между нижней опорной плитой активной зоны и опорным поясом, и через опорный пояс от второго отверстия к третьему отверстию опорного пояса, открывающемуся в холодный коллектор в нижней части основного резервуара,

передающая труба содержит одно или более инжекционных сопел, находящихся внутри трубы и расположенных по меньшей мере частично на участке трубы, установленной в нижнюю опорную плиту активной зоны, при этом ориентированными к горячему коллектору, причем инжекционные сопла предназначены для подачи в них теплоносителя из нижней опорной плиты активной зоны,

передающая труба включает в себя по меньшей мере одну зону уменьшенной толщины на своей внешней стенке, расположенную в зоне деления по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки, для увеличения скорости продырявливания внешней стенки в случае аварии с расплавлением активной зоны и обеспечения протекания расплавленного топлива от упомянутой по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки в передающую трубу,

и реактор дополнительно включает в себя устройство для извлечения расплавленного топлива, расположенное в холодном коллекторе в нижней части основного резервуара и расположенное в совмещении с третьим отверстием.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах согласно настоящему изобретению может дополнительно включать в себя один или более из следующих признаков, взятых по отдельности или в соответствии с любыми технически возможными комбинациями.

Передающая труба может иметь внешние признаки традиционных тепловыделяющих сборок.

Подача теплоносителя через инжекционные сопла на нижнюю опорную плиту предпочтительно осуществляется таким же образом, как и для традиционных тепловыделяющих сборок. Более того, установка передающей трубы в нижней опорной плите активной зоны предпочтительно выполняется вместо и в месте расположения традиционной тепловыделяющей сборки. Как и последняя, она легко снимается для удаления и замены.

Передающая труба может преимущественно включать в себя головку, обеспечивающую возможность ее поддержания, основание, установленное на нижней опорной плите активной зоны, и полое тело с шестиугольным поперечным сечением между головкой и основанием.

Основание может иметь поперечное сечение меньше, чем поперечное сечение полого тела. Верхняя часть основания может иметь форму воронки для облегчения прохождения расплавленного топлива. Нижняя часть основания может быть открытой для обеспечения потока расплавленного топлива к сквозной трубе.

Более того, головка может включать в себя центральный канал, имеющий поперечное сечение меньше, чем поперечное сечение полого тела чтобы снизить риски выброса расплавленного топлива по направлению к горячему коллектору, и уменьшения поперечного сечения на границе с полым телом для облегчения отвода газов во время погружения в теплоноситель.

Кроме того, упомянутая по меньшей мере одна зона, имеющая уменьшенную толщину, может быть получена путем фрезерования внешней стенки передающей трубы.

Упомянутая по меньшей мере одна зона, имеющая уменьшенную толщину, может быть расположена на полом теле передающей трубы, и может находиться не в углах шестиугольного поперечного сечения полого тела для сохранения механической жесткости передающей трубы.

Кроме того, инжекционные сопла могут быть расположены в основании передающей трубы.

Передающая труба может включать в себя по меньшей мере одно инжекционное сопло, имеющее кольцевую форму, в частности, единственное инжекционное сопло, имеющее кольцевую форму.

В качестве альтернативы, передающая труба может включать в себя множество инжекционных сопел, равномерно распределенных в передающей трубе, в частности, три инжекционных сопла, образующих вершины равностороннего треугольника.

Кроме того, активная зона может включать в себя защитное устройство, состоящее из множества элементарных защитных устройств, предназначенных для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны, причем часть элементарных защитных устройств расположена по периферии активной зоны, содержащей тепловыделяющие сборки, а другая часть элементарных защитных устройств расположена в центральной части активной зоны, содержащей тепловыделяющие сборки.

Каждое элементарное предохранительное устройство может быть прикреплено к тепловыделяющей сборке взаимно-однозначно.

Краткое описание чертежей

Изобретение можно лучше понять, прочитав следующее далее подробное описание неограничивающих вариантов его осуществления и изучив схематичные и неполные фигуры, сопроводительных чертежей, на которых:

- фиг.1 иллюстрирует в осевом разрезе принцип конструкции «петлевого» ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем;

- фиг.2 иллюстрирует в осевом разрезе принцип конструкции «интегрального» ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем;

- фиг.3 иллюстрирует в осевом разрезе принцип отвода топлива, в частности, кориума, с помощью передающих труб в случае аварии с полным расплавлением активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах;

- фиг.4 иллюстрирует в осевом разрезе принцип откачки топлива, в частности, кориума, через элементарное защитное устройство реактора согласно изобретению в случае аварии с полным расплавлением активной зоны реактора;

- фиг.5 иллюстрирует в частичном виде в перспективе деталь реализации полого тела передающей трубы элементарного защитного устройства реактора согласно изобретению;

- фиг.5A - сечение по линии AA (фиг.5);

- фиг.5B – сечение по линии BB (фиг5);

- фиг.6 иллюстрирует в осевом сечении вариант осуществления элементарного защитного устройства реактора согласно изобретению;

- фиг.6A – сечение по линии AA (фиг6);

- фиг.6B – сечение по линии BB (фиг6);

фиг.7 также иллюстрирует в осевом сечении другой вариант осуществления элементарного защитного устройства реактора согласно изобретению,

фиг.7A – сечение по линии AA на фиг7;

фиг.7B – сечение по линии BB на фиг7; и

фиг.8 иллюстрирует на виде сверху пример конструкции активной зоны реактора согласно изобретению.

На всех этих чертежах идентичные ссылки могут обозначать идентичный или аналогичный элемент.

Более того, различные детали, показанные на чертежах, необязательно имеют один и тот же масштаб для того, чтобы сделать чертежи более удобочитаемыми.

Подробное описание изобретения

Фиг.1-3 уже были описаны выше со ссылкой на уровень техники и в общем контексте настоящего изобретения.

Далее, со ссылкой на фиг.4-8, будут описаны особенности и конструктивные решения изобретения, которые позволяют минимизировать последствия гипотетической аварии с полным расплавлением активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах, в частности, с натриевым охлаждением (FNR-Na), посредством переноса кориума в ловушку 41 нижней части 13 резервуара через набор передающих труб 40.

Следует отметить, что элементы, специфичные для ядерного реактора на быстрых нейтронах R, уже описанные выше со ссылкой на фиг.1-3, необязательно будут описаны снова. Таким образом, одинаковые ссылки обозначают одни и те же элементы. Более того, в примерах, описанных ниже, жидкометаллическим теплоносителем реактора R является натрий, хотя этот выбор никоим образом не является ограничивающим.

Более того, следует отметить, что авторы изобретения работали над решением для охлаждения активной зоны за счет естественной конвекции с прямым гидравлическим путем, спускающимся от горячего коллектора к холодному коллектору, представленным во французской патентной заявке FR 3 053 827 A1. Однако настоящее изобретение относится к совершенно другой технической задаче, связанной с логикой минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны посредством гидравлического запирания пустой передающей трубы.

Процедуру обеспечения безопасности, включающую в себя быстрое удаление расплавленного топлива из активной зоны во избежание резких скачков мощности во время аварии с расплавлением активной зоны, разделяет международное сообщество, в частности, Япония. Однако технические средства, выбранные для ее осуществления, зависят от нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны и ее поведения во время аварийных сценариев. Таким образом, принцип настоящего изобретения, разработанный, в частности, в отношении активной зоны реактора ASTRID, отличается от решений уровня техники и, в частности, от принципов, принятых Японией в концепции тепловыделяющей сборки FAIDUS, представленной выше.

Действительно, одна из особенностей реактора ASTRID заключается в новаторской конструкции его гетерогенной активной зоны CFV (активной зоны с низким эффектом реактивности в случае слива натрия). Таким образом, скачок мощности, вызванный сливом натрия из сборки в аварийной ситуации, маловероятен. В таком сценарии задача подхода с минимизацией последствий аварий в реакторе ASTRID состоит в том, чтобы избежать значительного уплотнения распределения топлива по разрушающейся активной зоне и, таким образом, предотвратить мгновенную критичность, которая является слишком высокой. Для этого в активной зоне CFV должны быть предусмотрены дополнительные защитные устройства для достаточно быстрой выгрузки из активной зоны через проточные каналы расплавленного топлива, а именно кориума. На практике проточные каналы могут быть либо интегрированы в существующие сборки (тепловыделяющие элементы, регулирующие стержни и т.д.), либо образованы в полностью отдельных сборках, примыкающих к тепловыделяющим сборкам. Настоящее изобретение основано на второй возможности, а именно на использовании специальных передающих труб 40, чтобы не влиять на работу других узлов и максимально увеличить поперечное сечение каналов для удаления кориума.

Более того, особенность этих объектов состоит в том, чтобы способствовать осевому переносу под действием силы тяжести жидкого топлива через нижние конструкции реактора (нижнюю опорную плиту и опорный пояс). Таким образом, часть или все расплавленное топливо в активной зоне может быть собрано только с помощью этих устройств в нижней части резервуара в ловушке 41 кориума, предназначенной для этой цели.

Таким образом, изобретение основано на использовании гидравлической блокировочной системы в передающих трубах, не имеющей недостатков по сравнению с предыдущими решениями (плавкая стенка, байпас между горячим и холодным коллекторами, риск газовыделения, перенос кориума под первичным потоком и т.д.) и, с другой стороны, на оптимизации конструкции труб и их установки в активной зоне с учетом задачи минимизации последствий аварий.

На фиг.4 проиллюстрирован в осевом сечении принцип отвода топлива, в данном случае в виде кориума, через защитное устройство, состоящее из по меньшей мере одного элементарного защитного устройства 45 реактора R согласно изобретению в случае аварии с полным расплавлением активной зоны 11 реактора.

Согласно изобретению активная зона 11 реактора R включает в себя защитное устройство, состоящее из по меньшей мере одного элементарного защитного устройства 45, предназначенного для минимизации последствий возможной аварии с расплавлением активной зоны.

Это элементарное защитное устройство 45 примыкает к тепловыделяющей сборке 43 активной зоны 11 и позволяет переносить расплавленный кориум в холодный коллектор 14 в нижней части основного резервуара 13.

Элементарное защитное устройство 45 включает в себя передающую трубу 40, напоминающую съемную полую конструкцию сборочного типа, которая размещается или устанавливается в нижней опорной плите 30 активной зоны через первое отверстие 50 на нижней опорной плите 30 активной зоны.

Оно также включает в себя при продолжении передающей трубы 40 полую сквозную трубу 42, проточно сообщающуюся с передающей трубой 40. Эта сквозная труба 42 проходит через нижнюю опорную плиту 30 активной зоны от первого отверстия 50 ко второму отверстию 54, расположенному между нижней опорной плитой 30 активной зоны и опорным поясом 31, и через опорный пояс 31 от второго отверстия 54 к третьему отверстию 56 опорного пояса 31, чтобы открываться в холодный коллектор 14 при низком давлении, приблизительно 0 бар, по вертикали в соответствии с устройством 41 в виде улавливающей тарелки для извлечения расплавленного кориума, расположенного в холодном коллекторе 14 в нижней части основного резервуара 13.

Функция нижней опорной плиты 30 активной зоны заключается в снабжении сборок холодным натрием под высоким давлением или приблизительно 3 бара. Для этого трубы защитной оболочки и основания сборок имеют радиальные отверстия, обращенные друг к другу. Кроме того, функция опорного пояса 31 состоит в том, чтобы поддерживать активную зону 11 и нижнюю опорную плиту 30 активной зоны.

Передающая труба 40 представляет собой узел, предназначенный для отвода кориума. Его внешняя архитектура предпочтительно идентична архитектуре других узлов в активной зоне 11 и имеет такие же средства сопряжения.

Передающая труба 40 включает в себя головку 60 в верхней части, выполненную с возможностью ее поддержания, основание 62, позволяющее поддерживать трубу в нижней опорной плите 30 активной зоны, и полое тело 61 с шестиугольным поперечным сечением между головкой 60 и основанием 62.

Основание 62 незначительно отличается от такового других узлов активной зоны 11. Оно имеет поперечное сечение меньше, чем поперечное сечение полого тела 61. Кроме того, верхняя часть 62a основания 62 может иметь форму воронки для облегчения прохождения кориума внутрь основания 62, имеющего меньшее поперечное сечение. Более того, нижняя часть 62b основания 62 открыта, чтобы позволить потоку кориума течь к сквозной трубе 42 и, таким образом, к улавливающей тарелке 41 через нижнюю опорную плиту 30 активной зоны и опорный пояс 31. Это основание 62 дополнительно содержит инжекционные сопла 53, которые описаны ниже.

Более того, головка 60 включает в себя центральный канал 60a, имеющий внутреннее поперечное сечение меньше, чем поперечное сечение полого тела 61, чтобы снизить риски удаления кориума через верхнюю часть в начале последовательности развития аварии с расплавлением активной зоны. Кроме того, нижняя часть головки 60 включает в себя сужения 60b поперечного сечения для облегчения отвода газа во время погружения сборки в натрий. Прочная конструкция стальной головки 60 также действует как нейтронный защитный экран, ограничивая осевые утечки нейтронов.

Полое тело 61 не содержит внутренней конструкции и во время нормальной работы заполнено натрием. Во время аварии с расплавлением активной зоны это полое тело 61 продырявливается путем расплавления и образует, прежде всего, канал для потока кориума под действием силы тяжести к основанию 62.

Что касается изложенного выше требования относительно возможности быстрой выгрузки кориума из зоны нейтронного потока и учитывая, что невозможно воздействовать на кинетику потока кориума внутри передающей трубы 40, в начале сценария аварии может быть получен выигрыш по времени за счет ускорения продырявливания полого тела 61 кориумом, выходящим из соседних тепловыделяющих сборок 43. Более быстрое повышение температуры полого тела 61 достигается за счет уменьшения его тепловой инерции путем уменьшения его толщины.

Таким образом, как показано на фиг.5, 5A и 5B, передающая труба 40 включает в себя по меньшей мере одну зону 65 уменьшенной толщины на своей внешней стенке 66, расположенную напротив зоны ZF деления по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки 43, для увеличения скорости продырявливания внешней стенки 66 в случае аварии с расплавлением активной зоны и обеспечения протекания потока кориума из по меньшей мере одной упомянутой тепловыделяющей сборки 43 в передающую трубу 40.

Действительно, это конструктивное решение применимо только к зоне передающей трубы 40, наиболее подверженной контакту с кориумом, то есть к полому телу 61, обращенному к зоне ZF деления. Разумеется, осевое расположение на полом теле 61 зоны (зон) уменьшенной толщины 65 может быть оптимизировано с помощью подходящих расчетов.

С производственной точки зрения одна или более зон уменьшенной толщины 65 могут быть получены путем фрезерования внешней стенки 66 передающей трубы 40, в частности, путем фрезерования ее внешних поверхностей. Преимущество этого решения состоит в том, что вначале используется полностью стандартная труба, при этом операция фрезерования не представляет каких-либо технических трудностей. Фрезерование выполняется только на поверхностях, и не под углами шестиугольного поперечного сечения полого тела 61 таким образом, чтобы сохранить хорошую механическую жесткость и, таким образом, выполнить упомянутую выше функцию противодействия механическим нагрузкам во время этапов жизненного цикла.

Решение, связанное с фрезерованием, является более предпочтительным, чем то, которое включает в себя, например, изготовление и последующее соединение путем сварки участка трубы, имеющей уменьшенную толщину, с другими участками трубы, имеющими стандартную толщину. Действительно, изготовление таких труб и выполнение их сварных швов сопряжено с многочисленными трудностями.

Более того, согласно настоящему изобретению и со ссылкой на фиг.6-7B передающая труба 40 содержит одно или более инжекционных сопел 53, находящихся внутри основания 62 и расположенных по меньшей мере частично в полом теле 62 трубы 40, установленной в нижней опорной плите 30 активной зоны, при этом ориентированных к горячему коллектору 12, причем инжекционные сопла 53 предназначены для подачи в них теплоносителя из нижней опорной плиты 30 активной зоны.

В данном документе натрий под «высоким давлением» подается в эти сопла 53 с нижней опорной плиты 30 активной зоны, аналогично тепловыделяющим сборкам 43. Размер этих сопел 53 по диаметру и числу определяется таким образом, что противодавление, создаваемое этим впрыском, как можно точнее компенсировало потерю напора промежуточных теплообменников во время работы, который отражает разность давлений между коллекторами 12, 14. Таким образом, скорость потока, поступающего в горячий коллектор 12 в верхней части передающей трубы 40 почти равна нулю и нейтрализуется в случае остановки первичных насосов, при этом пониженная разность давлений между коллекторами 12, 14 равна нулю. Однако скорость потока, выходящего из нижней части этой передающей трубы 40, соответствует скорости потока в инжекционных соплах 53. Этот выходящий поток отклоняется в холодный коллектор 14 через сквозные трубы 42, нижнюю опорную плиту 30 активной зоны и опорный пояс 31.

Противодавление, создаваемое нагнетанием натрия, подаваемого первичными насосами, блокирует поток натрия, спускающийся в шестиугольной передающей трубе 40 на всех скоростях перекачки. Таким образом, при нормальной работе реактора R, то есть, когда нет ни гидравлического байпаса между коллекторами 12, 14, ни верхнего закрытия трубы (нет выделения газа), выполняется сформулированное выше требование обеспечения герметичности между горячим коллектором 12 и холодным коллектором 14.

Аналогичным образом, в случае последовательности развития аварии с расплавлением активной зоны, и если первичные насосы все еще работают, полученная гидравлическая блокировка не создает возрастающей скорости потока теплоносителя, способной противодействовать переносу кориума к улавливающей тарелке 41. Это способствует соблюдению перечисленного выше требования о возможности быстрой выгрузки кориума из зоны нейтронного потока. Тот факт, что передающая труба 40 остается открытой и не закрывается у своего основания стенкой плавкого типа, также способствует выполнению этого требования за счет отсутствия блокировки или замедления потока кориума к улавливающей тарелке 41. Возможен также случай с кольцевым инжектором 53, описанным ниже со ссылкой на фиг.7-7B, который сводит к минимуму препятствия для протекания потока кориума внутри основания 62.

Таким образом, на фиг.6, 6A и 6B показан конкретный вариант осуществления передающей трубы 40, имеющей три инжекционных сопла 53 и содержащей круглое внутреннее поперечное сечение для основания 62 и шестиугольную внешнюю форму для полого тела 61, как для стандартных тепловыделяющих сборок. Эти три сопла 53 образуют вершины равностороннего треугольника.

Более того, на фиг.7, 7A и 7B показан другой вариант осуществления, который отличается от вариантов осуществления, показанных на фиг.6, 6A и 6B тем, что три сопла 53, расположенные в поперечном сечении в вершинах равностороннего треугольника, заменены на одиночное инжекционное сопло 53, имеющее кольцевую форму и находящееся в непосредственном контакте с внутренней стенкой основания 62. Эта кольцевая форма инжекционного сопла 53 показана, в частности, на фиг.7A.

Кроме того, на фиг.8 показан на виде сверху пример конструкции активной зоны 11 реактора R согласно изобретению.

Таким образом, активная зона 11 включает в себя защитное устройство, состоящее из множества элементарных защитных устройств 45, предназначенных для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны. Часть элементарных защитных устройств 45 расположена по периферии активной зоны 11, содержащей тепловыделяющие сборки 43, и другая часть элементарных защитных устройств 45 расположена в центральной части активной зоны 11, содержащей тепловыделяющие сборки 43.

Таким образом, большая часть передающих труб 40 расположена по периферии активной зоны для того, чтобы ограничить продвижение расплавленной ванны в радиальном направлении. Некоторые передающие трубы 40 также расположены в центральной части активной зоны для того, чтобы вывести часть кориума как можно раньше. Установка центральных труб 40 должна соответствовать нейтронным исследованиям, направленным на определение числа и расстояния между поглощающими стержнями, а также для управления и остановки реактора R.

Выбор числа и расстояния между передающими трубами 40 внутри и по периферии активной зоны основывается на результатах расчетов сценариев аварий с расплавлением активной зоны с помощью кода, имитирующего продвижение кориума внутри активной зоны 11. Отыскивается лучший компромисс между ограниченным числом труб 40, чтобы не ухудшать нейтронные характеристики, позволяя при этом отвести удовлетворительный объем кориума за короткое время.

То же самое верно для оптимального определения числа центральных труб 40 (по возможности ранняя выгрузка в зависимости от нейтронных характеристик) и числа труб 40 по периферии активной зоны 11 (ограниченное число в зависимости от пространственного расположения кориума, подлежащего выгрузке).

Следует также отметить, что установка труб 40 для переноса кориума вместо тепловыделяющих сборок 43 в активной зоне 11 приводит к снижению мощности последней. Чтобы не ухудшать нейтронные характеристики активной зоны 11, можно компенсировать потерю мощности за счет увеличения числа тепловыделяющих сборок 43 и, следовательно, диаметра активной зоны 11. Этот вариант нежелателен, так как он приведет к прямому увеличению затрат, связанных с увеличением размеров резервуара 13 и здания реактора, которые связаны с увеличением затрат на изготовление, установку и демонтаж тепловыделяющих сборок 43.

Таким образом, альтернативно можно увеличить мощность, не увеличивая число тепловыделяющих сборок 43, а, скорее, увеличивая концентрацию плутония (Pu) или другого делящегося материала в используемом оксидном топливе (U, Pu)O₂. Однако это необходимо делать осторожно, чтобы соблюсти предел максимальной концентрации Pu, установленный обратной связью по излучению и производственными мощностями. Требуются нейтронные исследования, чтобы в конечном итоге убедиться, что соблюдается критерий максимальной линейной мощности в тепловыделяющих элементах.

Разумеется, изобретение не ограничивается вышеописанными вариантами осуществления. Специалисты в данной области техники могут внести в него различные модификации.

В частности, жидкометаллический теплоноситель может быть другим, чем натрий, таким, например, как свинец или свинец-висмут, помимо прочего.

Изобретение относится к интегральному ядерному реактору на быстрых нейтронах. Реактор содержит основной резервуар, включающий в себя активную зону и интегральный первичный контур, содержащий первичный насос, промежуточный теплообменник и теплообменник для отвода остаточной мощности, а также редан, разделяющий объем теплоносителя на горячий коллектор (12) и холодный коллектор. Причем активная зона содержит защитное устройство, состоящее из по меньшей мере одного элементарного защитного устройства (45), предназначенного для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны, содержащего передающую трубу (40) и сквозную трубу (42), проходящую через нижнюю опорную плиту (30) активной зоны и опорный пояс (31), открываясь в нижнюю часть резервуара. Передающая труба (40) содержит одно или более инжекционных сопел и зону уменьшенной толщины для увеличения скорости продырявливания в случае аварии с расплавлением активной зоны. Устройство (41) для извлечения расплавленного топлива расположено в нижней части резервуара. Техническим результатом является минимизация последствий аварии с расплавлением активной зоны интегрального ядерного реактора на быстрых нейтронах. 9 з.п. ф-лы, 8 ил.

1. Интегральный ядерный реактор на быстрых нейтронах (R), охлаждаемый жидкометаллическим теплоносителем, включающий в себя:

- основной резервуар (13), подвешенный к защитной плите (24) и включающий в себя объем теплоносителя и активную зону (11) реактора (R), причем активная зона (11) включает в себя множество тепловыделяющих сборок (43), установленных в нижнюю опорную плиту (30) активной зоны, поддерживаемую опорным поясом (31),

- первичный контур, интегрированный в основной резервуар (13) и включающий в себя по меньшей мере один первичный насос (19), по меньшей мере один промежуточный теплообменник (16) для отвода мощности, производимой активной зоной (11) во время нормальной работы, и по меньшей мере один теплообменник для отвода остаточной мощности (25),

- внутреннюю конструкцию (15), называемую реданом, разделяющую объем теплоносителя на по меньшей мере две зоны, образующие горячий коллектор (12) на выходе активной зоны (11) и холодный коллектор (14) на выходе из упомянутого по меньшей мере одного промежуточного теплообменника (16),

отличающийся тем, что активная зона (11) реактора (R) дополнительно включает в себя защитное устройство, предназначенное для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны, причем упомянутое защитное устройство состоит из по меньшей мере одного элементарного защитного устройства (45), расположенного рядом с по меньшей мере одной тепловыделяющей сборкой (43) активной зоны (11), для переноса расплавленного топлива в холодный коллектор (14) в нижней части основного резервуара (13),

причем упомянутое по меньшей мере одно элементарное защитное устройство (45) содержит передающую трубу (40), полую и съемную, установленную в нижнюю опорную плиту (30) активной зоны через первое отверстие (50) в нижней опорной плите (30) активной зоны, и полую сквозную трубу (42), проточно сообщающуюся с передающей трубой (40),

сквозная труба (42) расположена проходящей через нижнюю опорную плиту (30) активной зоны от первого отверстия (50) ко второму отверстию (54), расположенному между нижней опорной плитой (30) активной зоны и опорным поясом (31), и через опорный пояс (31) от второго отверстия (54) к третьему отверстию (56) опорного пояса (31), открывающемуся в холодный коллектор (14) в нижней части основного резервуара (13),

передающая труба (40) содержит одно или более инжекционных сопел (53), находящихся внутри трубы (40) и расположенных по меньшей мере частично на участке (40a) трубы (40), установленной в нижнюю опорную плиту (30) активной зоны, при этом ориентированных к горячему коллектору (12), причем инжекционные сопла (53) предназначены для подачи в них теплоносителя из нижней опорной плиты (30) активной зоны,

передающая труба (40) включает в себя по меньшей мере одну зону уменьшенной толщины (65) на своей внешней стенке (66), расположенную в зоне (ZF) деления по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки (43), для увеличения скорости продырявливания внешней стенки (66) в случае аварии с расплавлением активной зоны и обеспечения протекания расплавленного топлива от упомянутой по меньшей мере одной тепловыделяющей сборки (43) в передающую трубу (40),

и реактор (R) дополнительно включает в себя устройство (41) для извлечения расплавленного топлива, расположенное в холодном коллекторе (14) в нижней части основного резервуара (13) и расположенное в совмещении с третьим отверстием (56).

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что передающая труба (40) включает в себя головку (60), обеспечивающую возможность ее поддержания, основание (62), установленное в нижнюю опорную плиту (30) активной зоны, и полое тело (61) с шестиугольным поперечным сечением между головкой (60) и основанием (62).

3. Реактор по п.2, отличающийся тем, что основание (62) имеет меньшее поперечное сечение, чем поперечное сечение полого тела (61), тем, что верхняя часть (62а) основания (62) имеет форму воронки для облегчения прохождения расплавленного топлива, и тем, что нижняя часть (62b) основания (62) является открытой для обеспечения потока расплавленного топлива к сквозной трубе (42).

4. Реактор по п.2 или 3, отличающийся тем, что головка (60) включает в себя центральный канал (60а), имеющий меньшее поперечное сечение, чем поперечное сечение полого тела (61), чтобы снизить риски выброса расплавленного топлива по направлению к горячему коллектору (12), и сужения (60b) поперечного сечения на границе с полым телом (61) для облегчения отвода газа во время погружения в теплоноситель.

5. Реактор по любому из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что упомянутая по меньшей мере одна зона уменьшенной толщины (65) получена путем фрезерования внешней стенки (66) передающей трубы (40).

6. Реактор по любому из пп.2-5, отличающийся тем, что упомянутая по меньшей мере одна зона уменьшенной толщины (65) расположена на полом теле (61) передающей трубы (40) и не находится в углах шестиугольного поперечного сечения полого тела (61) для сохранения механической жесткости передающей трубы (40).

7. Реактор по любому из пп.2-6, отличающийся тем, что инжекционные сопла (53) расположены в основании (62) передающей трубы (40).

8. Реактор по любому из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что передающая труба (40) включает в себя по меньшей мере одно инжекционное сопло (53), имеющее кольцевую форму, в частности единственное инжекционное сопло (53), имеющее кольцевую форму.

9. Реактор по любому из пп.1-7, отличающийся тем, что передающая труба (40) включает в себя множество инжекционных сопел (53), равномерно распределенных в передающей трубе (40), в частности три инжекционных сопла (53), образующих вершины равностороннего треугольника.

10. Реактор по любому из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что активная зона (11) включает в себя защитное устройство, состоящее из множества элементарных защитных устройств (45), предназначенных для минимизации последствий аварий с расплавлением активной зоны, причем часть элементарных защитных устройств (45) расположена по периферии активной зоны (11), содержащей тепловыделяющие сборки (43), а другая часть элементарных защитных устройств (45) расположена в центральной части активной зоны (11), содержащей тепловыделяющие сборки (43).