RU2687054C1 - Nuclear reactor - Google Patents
Nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2687054C1 RU2687054C1 RU2018121004A RU2018121004A RU2687054C1 RU 2687054 C1 RU2687054 C1 RU 2687054C1 RU 2018121004 A RU2018121004 A RU 2018121004A RU 2018121004 A RU2018121004 A RU 2018121004A RU 2687054 C1 RU2687054 C1 RU 2687054C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- horizontal partition
- reactor
- coolant
- heat
- active zone
- Prior art date
Links
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims abstract description 23
- 238000009413 insulation Methods 0.000 claims abstract description 10
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 31
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 4
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 230000006870 function Effects 0.000 description 4
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 4
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 210000000056 organ Anatomy 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000007123 defense Effects 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- QGZKDVFQNNGYKY-NJFSPNSNSA-N nitrogen-16 Chemical compound [16NH3] QGZKDVFQNNGYKY-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 230000009993 protective function Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области энергетики и может быть использовано при создании атомного реактора, преимущественно малой мощности для удаленных территорий.The invention relates to the field of energy and can be used to create a nuclear reactor, mainly low power for remote areas.
Известны ядерные реакторы бассейнового типа, в которых функцию биологической защиты выполняет толстый слой воды (И.А. Чусов, А.С. Шелегов, О.Ю. Кочнов. Особенности конструкций исследовательских реакторов водо-водяного типа. // Известия вузов. - Ядерная энергетика. 2016. - №3. - С. 116-126).Known nuclear pool-type reactors, in which the biological protection function is performed by a thick layer of water (IA Chusov, AS Shelegov, O.Yu. Kochnov. Design features of water-in-water type research reactors. // Izvestiya Vuzov. - Yadernaya Energy. 2016. -
Недостатком известных устройств является возможный выход воды, прошедшей активную зону и активированной изотопом азот-16, непосредственно на поверхность бассейна реактора, что ведет к недопустимому уровню дозовой нагрузки в реакторном зале.A disadvantage of the known devices is the possible release of water passing through the core and nitrogen-16 isotope activated directly onto the surface of the reactor pool, which leads to an unacceptable level of radiation dose in the reactor hall.
Наиболее близкими по технической сущности к заявляемому устройству является ядерный реактор ВГР-50 (Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы - инновационное направление развития атомной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 2008. - 136 с.). Реактор содержит массивный твердый верхний блок биологической защиты, размещенный в верхней части корпуса ядерного реактора, выполненный из нейтронно- и гаммапоглощающего материала.The closest in technical essence to the claimed device is a VGR-50 nuclear reactor (Grebennik VN, Kukharkin NE, Ponomarev-Stepnoy NN. High-temperature gas-cooled reactors - an innovative direction in the development of atomic energy. M .: Energoatomizdat, 2008 - 136 p.). The reactor contains a massive solid upper biological protection unit, placed in the upper part of the nuclear reactor vessel, made of neutron and gamma-absorbing material.
Недостатком такого устройства является большая масса поглощающего материала, что затрудняет транспортировку и монтаж реактора, а также увеличивает массу захораниваемых материалов при выводе реактора из эксплуатации.The disadvantage of this device is the large mass of the absorbing material, which complicates the transportation and installation of the reactor, and also increases the mass of the stored materials during the decommissioning of the reactor.
Перед авторами стояла задача устранения указанных недостатков, а именно создание атомного реактора, обладающего уменьшенной массой конструкционного материала.The authors faced the task of eliminating these shortcomings, namely the creation of an atomic reactor with a reduced mass of structural material.
Для решения поставленной задачи в ядерном реакторе, содержащем герметичный корпус, частично заполненный теплоносителем, и погруженную в него активную зону, герметичный корпус выше активной зоны разделен горизонтальной перегородкой на две полости, сообщенные вертикальной перепускной трубой, один конец которой соединен с горизонтальной перегородкой, а другой открывается на уровне активной зоны, при этом общий объем теплоносителя не превышает объема нижней полости. На поверхности горизонтальной перегородки размещена теплоизоляция. Теплообменники первого/второго контура пропущены через шахту с теплоизолированными стенками в верхней полости и размещены ниже горизонтальной перегородки.To solve this problem in a nuclear reactor containing a sealed enclosure, partially filled with coolant, and an active zone immersed in it, the hermetic enclosure above the active zone is divided by a horizontal partition into two cavities connected by a vertical overflow pipe, one end of which is connected to a horizontal partition and the other opens at the level of the core, while the total volume of the coolant does not exceed the volume of the lower cavity. Thermal insulation is placed on the surface of the horizontal partition. The first / second circuit heat exchangers are passed through a shaft with heat-insulated walls in the upper cavity and are located below the horizontal partition.
Технический результат - уменьшение массы конструкционного материала.The technical result is a reduction in the mass of structural material.
Сущность изобретения поясняется фигурами, на фиг. 1 представлено схематическое изображение устройства. На фигуре приняты следующие позиционные обозначения: 1 - крышка корпуса реактора, 2 - стакан корпуса реактора, 3 - горизонтальная перегородка, 4 - теплоизоляция, 5 - верхняя полость, 6 - нижняя полость, 7 - перепускная труба, 8 - корзина реактора, 9 - активная зона, 10 - боковой отражатель, 11 - тяги органов СУЗ, 12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе, 13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности, 14 - теплообменник.The invention is illustrated by the figures, in FIG. 1 is a schematic representation of the device. In the figure, the following reference designations are used: 1 — reactor vessel cover, 2 — reactor vessel beaker, 3 — horizontal partition, 4 — thermal insulation, 5 — upper cavity, 6 — lower cavity, 7 — overflow pipe, 8 — reactor basket, 9 — active zone, 10 - side reflector, 11 - thrusts of CPS organs, 12 - coolant level in the cold reactor, 13 - coolant level during reactor operation at power, 14 - heat exchanger.
Ядерный реактор содержит герметичнопрочный корпус реактора, включающий крышку корпуса реактора 1 и стакан корпуса реактора 2, соединенных фланцами через горизонтальную перегородку 3 с теплоизоляцией 4. Горизонтальная перегородка 3 делит объем реактора на две части - верхнюю полость 5 и нижнюю полость 6. Полости соединены между собой вертикальной перепускной трубой 7, верхний срез которой открывается в верхнюю полость 5 непосредственно на горизонтальной перегородкет3, а нижний - в нижнюю полость 6 на уровне верхнего среза активной зоны 9, размещенной в нижней части корзины реактора 8. На внешней поверхности корзины реактора 8 на уровне активной зоны 9 размещен боковой отражатель 10. Контроль реактивности реактора ведется органами СУЗ, тяги органов СУЗ 11 пропущены в гильзах через верхнюю полость 5 и крышку корпуса реактора 1 к приводам, размещенным вне корпуса реактора. Активная зона 9 реактора залита теплоносителем, при остановленном и охлажденном реакторе уровень теплоносителя устанавливается на отметке 12, при работе реактора на мощности теплоноситель частично перетекает в верхнюю полость 5, заполняя ее, а нижней полости 6 уровень теплоносителя устанавливается на отметке 13. В нижней полости 6 между уровнем теплоносителя при работе реактора на мощности 13 теплоизоляцией 4 горизонтальной перегородки 3 размещены теплообменники 14 для отвода тепла из нижней полости 6 корпуса ядерного реактора.A nuclear reactor contains a hermetically sealed reactor vessel comprising a
Устройство работает следующим образом.The device works as follows.
При остановленном и захоложенном реакторе теплоноситель стекает в нижнюю полость 6 и устанавливается на отметке 12, при этом столб теплоносителя выполняет функции биологической защиты от остаточного радиоактивного излучения облученного топлива. Поскольку короткоживущие радиоактивные примеси в теплоносителе отсутствуют, высоты столба теплоносителя над активной зоной достаточно для снижения дозовой нагрузки в реакторном зале до приемлемого уровня даже при наличии термоконвективного выноса теплоносителя на уровень поверхности теплоносителя в холодном реакторе 12 из-за отсутствия его активации потоком нейтронов в активной зоне 9.When the reactor is stopped and cooled down, the coolant flows into the
При выводе реактора на мощность начинается активация теплоносителя и подъем его температуры. С учетом теплоотвода в зал реактора от крышки корпуса реактора 1 можно утверждать, что температура в верхней полости 5 устанавливается на более низком уровне, чем в нижней полости 6. Поэтому вследствие разницы в давлениях насыщения теплоноситель из нижней полости 6 по перепускной трубе 7 передавливается в верхнюю полость 5, при этом теплоноситель отбирается из опускного участка тракта теплоносителя, с низким содержание короткоживущих радиоактивных изотопов. В результате под горизонтальной перегородкой 3 формируется паровая камера, в которой идет конденсация радиоактивного пара на поверхности теплообменников 14, а выше паровой камеры расположен слой неактивированного теплоносителя, выполняющего роль биологической защиты. При возникновении аварийной ситуации, связанной с потерей теплоносителя при работе реактора на мощности, происходит снижение уровня теплоносителя в стакане корпуса реактора 2 без слива теплоносителя из верхней полости 5, то есть сохраняются защитные функции. При опускании уровня теплоносителя до верхнего среза активной зоны 9 осушается нижний конец перепускной трубы 7, давление в полостях 5 и 6 выравнивается и теплоноситель перетекает в нижнюю полость 6, препятствуя осушению твэл и плавлению активной зоны 9. теплоизоляцииWhen the reactor is brought to power, activation of the coolant begins and its temperature rises. Taking into account the heat sink to the reactor chamber from the
Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 на поверхности горизонтальной перегородки может быть размещена теплоизоляция 4.To reduce the flow of heat into the
Для снижения притока тепла в верхнюю полость 5 теплообменники 14 могут быть пропущены через шахту с теплоизолированными стенками и размещены ниже горизонтальной перегородки 3.To reduce the flow of heat into the
Пример конкретного исполнения устройства - водоводяной кипящий реактор с давлением пара 16 атм, с диаметром корпуса 4 м и высотой 11 м. Толщина стенок из нержавеющей стали - 20 мм, общая масса корпуса 26 тонн, что допускает его транспортировку любым видом транспорта двумя блоками заводского изготовления - крышка корпуса реактора и стакан корпуса реактора. Горизонтальная перегородка выполнена в виде диска толщиной 10 мм, зажатого между фланцами крышки корпуса реактора и стакана корпуса реактора. Перепускная труба - из нержавеющей стали 100×2. Конструкция активной зоны и твэл - аналогичны таковым реактора ВК-50. Крепление ТВС в корзине реактора - замковое в опорной плите активной зоны. Теплоноситель - вода - заливается в стакан корпуса реактора до уровня ниже теплоизоляции 4 на 20 см. При выводе реактора на номинальную мощность температура воды в нижнем объеме возрастает до 200°С, давление поднимается до 16 атм и вода передавливается из нижней полости в верхнюю. Высота верхней полости - 2 м, что достаточно для поглощения ионизирующего излучения от радиоактивного пара под горизонтальной перегородкой.A specific example of the device is a water-water boiling reactor with a vapor pressure of 16 atm, with a case diameter of 4 m and a height of 11 m. The wall thickness of stainless steel is 20 mm, the total weight of the case is 26 tons, which allows its transportation by any type of transport by two factory-made blocks - a reactor vessel cover and a reactor vessel beaker. The horizontal partition is made in the form of a disk with a thickness of 10 mm, sandwiched between the flanges of the reactor vessel lid and the reactor vessel glass. The overflow pipe is 100 × 2 stainless steel. The design of the core and fuel rods are similar to those of the VK-50 reactor. The mounting of fuel assemblies in the reactor basket is a lock in the base plate of the core. The heat carrier — water — is poured into the reactor vessel glass to a level below
В предложенном устройстве функции верхней биологической защиты выполняет слой не активированного теплоносителя и отсутствует твердая защита от ионизирующего излучения, что существенно снижает массу реактора. Кроме того, вода, заполняющая верхнюю полость, является аварийным запасом, обеспечивающим функцию пассивной защиты активной зоны от расплавления при инцидентах, связанных с потерей теплоносителя первого контура. Следует также отметить, что реализация технического решения не ведет к увеличению габаритов реактора, поскольку избыточная вода, перетекающая в верхнюю полость при работе реактора на мощности, в расхоложенном состоянии реактора занимает объем парового пространства с теплообменниками.In the proposed device, the function of the upper biological protection is performed by a layer of non-activated coolant and there is no solid protection against ionizing radiation, which significantly reduces the mass of the reactor. In addition, the water filling the upper cavity is an emergency reserve providing the function of passive protection of the core from melting in case of incidents associated with loss of the primary coolant. It should also be noted that the implementation of the technical solution does not lead to an increase in the dimensions of the reactor, since excess water flowing into the upper cavity when the reactor is operating at its capacity in the dampened state of the reactor occupies the volume of the vapor space with heat exchangers.
Использование изобретения позволяет снизить транспортные расходы, сократить сроки монтажа и уменьшить объем захораниваемых радиоактивных материалов при выводе установки из эксплуатации.The use of the invention allows to reduce transportation costs, reduce installation time and reduce the amount of disposed radioactive materials during decommissioning.
Перечень позицийList of positions
1 - крышка корпуса реактора1 - reactor cover
2 - стакан корпуса реактора2 - reactor vessel glass
3 - горизонтальная перегородка3 - horizontal partition
4 - теплоизоляция4 - heat insulation
5 - верхняя полость5 - upper cavity
6 - нижняя полость6 - the lower cavity
7 - перепускная труба7 - overflow pipe
8 - корзина реактора8 - reactor basket
9 - активная зона9 - active zone
10 - боковой отражатель10 - side reflector
11 - тяги органов СУЗ11 - traction control organs
12 - уровень теплоносителя в холодном реакторе12 - the level of coolant in the cold reactor
13 - уровень теплоносителя при работе реактора на мощности13 - the level of coolant when the reactor is on power
14 - теплообменник14 - heat exchanger
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018121004A RU2687054C1 (en) | 2018-06-06 | 2018-06-06 | Nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018121004A RU2687054C1 (en) | 2018-06-06 | 2018-06-06 | Nuclear reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2687054C1 true RU2687054C1 (en) | 2019-05-07 |
Family
ID=66430356
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018121004A RU2687054C1 (en) | 2018-06-06 | 2018-06-06 | Nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2687054C1 (en) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4246069A (en) * | 1977-07-05 | 1981-01-20 | Commissariat A L'energie Atomique | Heat-generating nuclear reactor |
RU2522139C2 (en) * | 2012-03-20 | 2014-07-10 | Олег Николаевич Морозов | Reactor assembly |
RU2551124C2 (en) * | 2011-01-19 | 2015-05-20 | Кабусики Кайся Тосиба | Pressurised water reactor |
US9852820B2 (en) * | 2012-04-25 | 2017-12-26 | Smr Inventec, Llc | Nuclear steam supply system |
-
2018
- 2018-06-06 RU RU2018121004A patent/RU2687054C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4246069A (en) * | 1977-07-05 | 1981-01-20 | Commissariat A L'energie Atomique | Heat-generating nuclear reactor |
RU2551124C2 (en) * | 2011-01-19 | 2015-05-20 | Кабусики Кайся Тосиба | Pressurised water reactor |
RU2522139C2 (en) * | 2012-03-20 | 2014-07-10 | Олег Николаевич Морозов | Reactor assembly |
US9852820B2 (en) * | 2012-04-25 | 2017-12-26 | Smr Inventec, Llc | Nuclear steam supply system |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US3115450A (en) | Nuclear reactor containment apparatus | |
US4473528A (en) | Passive containment system | |
US3935063A (en) | Emergency heat removal system for a nuclear reactor | |
US4210614A (en) | Passive containment system | |
CA2846055C (en) | Pressurized water reactor with compact passive safety systems | |
US3454466A (en) | Nuclear reactor containment system for metropolitan sites | |
US5276720A (en) | Emergency cooling system and method | |
US20090323884A1 (en) | Containment vessel and nuclear power plant therewith | |
RU2687288C1 (en) | Nuclear reactor active zone | |
JPS63229390A (en) | Nuclear reactor | |
US20090060112A1 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
TW201239897A (en) | Reactor containment vessel and nuclear power plant | |
RU2695632C1 (en) | Thermonuclear reactor vacuum chamber | |
JP2634739B2 (en) | Liquid metal cooled reactor plant | |
US10147506B2 (en) | Conformal core cooling and containment structure | |
CN106898389A (en) | A kind of constrain cooling system of inherently safe containment | |
US3021273A (en) | Subsurface containment for nuclear power reactors | |
US20230197301A1 (en) | Nuclear reactor cooled by liquid metal incorporating a passive decay heat removal system with a phase change material thermal reservoir and a removable thermally-insulating layer around the phase change material reservoir | |
US20150243386A1 (en) | Public acceptable simple water-cooled reactor system for generating electricity | |
RU2687054C1 (en) | Nuclear reactor | |
US4113560A (en) | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
US5196161A (en) | Fail-safe storage rack for irradiated fuel rod assemblies | |
RU2726940C1 (en) | Thermonuclear reactor vacuum chamber | |
Ignat’ev et al. | Accident resistance of molten-salt nuclear reactor | |
CN104409111A (en) | Energy control system for externally-often-submerged steel safety shell |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200607 |