Способ охлаждения активной зоны быстрого реактора Советский патент 1986 года по МПК G21C1/02 

Изобретение относится к атомной тезснике, а именно к способам охлажде ния ядерных реакторов. I Известен Способ охлаждения б строго реактора, включаняций подучу на его вход насыщенного пара и перег рев его в активной зоне . Недостатком изв стного способа является высокая температура теплоносителя и оболочки твэлов активной зоны, приводя11(ие к необходимости использования высокотемпературного окиснрго топлива. Реактор с таким активной зоны имеет низкий составом тёйй воспроизводства ядерного горючего (экспоненциальное время удвоения 30-40 лет). Известен способ охлаждения активной зоны быстрого реактора, включающий подачу, пароводяной смеси на вход активной зоны. В известном способе осуществляется частичное испарение i жидкости в смеси. Нейспарившаяся жидкость отделяется сейара о)раШ. Одйакр этот способ характеризуетс недостЬ-Точной на дежностью охлаждения твэлов активной зонь вследстви возникновения кризиса теплообмейа и пулЁсацйй расхода смеси и большая конце1йтра1щя воды в активной зоне; Цель изобретения - повьппениёнддежности охлаждения тепловьщёляющйх эйвментов активной зоны и згменьшение концё нтрации воды в активной зоне. Цель достигается тем, что:в спосо бе охлаждения активной зоны быстрого реактора, включающем подачу парчзводяной смеси на вход активной зоны, содержание пара на входе в активную зону поддерживают вьше критического значения, при котором возникает кризйс Btoporo роди, Сущность изобр етения шшюстрирует :Ся чертежом, где п|Ехйвёдена схема ядерной энергетической установки с быстрьь-1 реактором, которая вюйоЧйёт ядерный реактор 1с активной зоной 2 и боковш экраном 3 паройровод 4 и насос 5 для подвода водса на в активную ЗОНУ I, паропровод 6 и паро вой компрессор 7 дтШ подвбда пара на вход В активную зону и боковой экран 3, а также паропроводы 8 и 9 для отвода пара из реактора 1 в пар огенератор 10. Установка работает следунщим рбразс мГ42 Поток пара на выходе активной зоны 2 разделяется на два потока, один из которых По паропроводу 9 направляется в парогенератор 10 (или непосредственно в турбогенератор), в котором он охлаждается.конденсируется и насосом 5 подается на вход активной зоны 2 непосредственно в каждую сборку твэлов. Второй поток пара паровым компрессором 7 по паропроводу 6 направляется в сборки твзлов бокового экрана 3 и сборки твэлов активной зоны 2. На входе в сборки твэлов активной зоны 2 пар смешивает.ся с водой, подаваемой насосом 5, образуя пароводянзгю смесь необходимого состава. В активной зоне 2 пароводяная смесь испаряется до напара и перегревается на сыщенного 10-20с. Перегрев пара происходит на верхнем конце твэла (по ходу теплоносителя) активной зоны 2, где тепловьщеление на 20-30% меньше, чем в центре активной зоны, а также в твэлах верхнего торцевого экрана (на чертеже не показана), где тепловьщеление в несколько раз меньше, чем в активной зоне 2. В сборки твэлов бокового экрана 3, а также в регулирующие стержни (на чертеже не показаны) подается только пар непосредственно с выхода реактора 1. Ввиду малой тепловой мощности бокового экрана 3 и регулирую , щйсх стержней их температура не превышает температуру материалов, .активной зоны 1. Пример осуществления. . Для объемной мовдюсти 700 800 кВт-м объема активной зоны при давлении 160 ата массовая скорость пароводяной смеси составляет 40рО кг/СМ при перепаде давления; в реакторе 6-7 ата и высоте активной зоны 600 мм. Расчетное критическое j массовое паросодержание составляет 22%. С учетом неточности эксперименталышх и проектных данньсс массовое паросодержание на входе может быть принято с запасом равным 30%. Темпеipatypa пара иа выходе равна (перегрев 13с), что соответствует теплоперепаду равному 197 ккал/кг, максимальная тё «1ератУра оболочки - 400 С, топлива из сплава урана и плутония 7 С. В пароохлалщаемом реакторе такой теплоперепад имеет

„. 776334 :

место при перегреве пара примерноОписываемый способ охлаждения

до 56.. При этом температура обо- обеспечивает надежное охлаждение твэ;лочки твэла превьшает 700°С, и следо-лов активной зоны, позволяет увеливательно применение нелегированного:чить темп воспроизводства ядерного

металлического топлива невозмож - jгорючего за счет уменьшения концентно.рации воды в активной зоне.

СПОСОБ ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ БЫСТРОГО РЕАКТОРА, вклк чающий подачу пароводяной .смеси на вход активной зоны, отличающийся тем, что, с целью повышения надежности охлаждейия тепловьщеляющих элементов активной зоны и уменьшения концентраций воды в активной зоне, содержание пара на входе в активную зону поддерживают выше критического значения, при котором возникает кризис второго рода. «S