RU2017242C1 - Ядерный реактор - Google Patents
Ядерный реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU2017242C1 RU2017242C1 SU904889930A SU4889930A RU2017242C1 RU 2017242 C1 RU2017242 C1 RU 2017242C1 SU 904889930 A SU904889930 A SU 904889930A SU 4889930 A SU4889930 A SU 4889930A RU 2017242 C1 RU2017242 C1 RU 2017242C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear
- reactor
- heat
- coolant
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 20
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 18
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract description 18
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims abstract description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 11
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 14
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 11
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 8
- 239000011551 heat transfer agent Substances 0.000 abstract 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 10
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 4
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 4
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 3
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 3
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 3
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 2
- 230000002269 spontaneous effect Effects 0.000 description 2
- 229910001339 C alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001066 Pu alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical group C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- -1 e.g. Substances 0.000 description 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 1
- 239000003779 heat-resistant material Substances 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010791 quenching Methods 0.000 description 1
- 230000000171 quenching effect Effects 0.000 description 1
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Сущность изобретения: выполнение топлива и оболочек твэл из материалов, температура плавления которых ниже температуры кипения теплоносителя обеспечивает сохранение теплоносителя в расплавленном состоянии в случае запроектной аварии с расплавлением активной зоны. 1 ил.
Description
Изобретение касается эксплуатации атомных энергетических установок (АЭУ).
В настоящее время существует ориентация на дальнейшее совершенствование эксплуатируемых АЭС, которая, должна исключить трагические последствия даже при ошибочных действиях персонала, но не может исключить ряда других опасных обстоятельств, например диверсии, мощные землетрясения. Остаются вне рассмотрения так называемые запроектные аварийные ситуации. Они могут быть отражены в расчетных исследованиях, но как весьма маловероятные не учитываются в технических решениях разрабатываемых проектов.
Нельзя исключить вариант вскипания натрия при нарушении теплосъема, разрушения твэлов и попадания ядерного топлива в кипящий натрий. Такого же характера могут быть аварийные ситуации на водяных реакторах, работающих при большом давлении и малом запасе до вскипания.
Следовательно, главным недостатком проектов всех атомных энергетических установок является отсутствие технических решений, повышающих ядерную безопасность при запроектных авариях, связанных, например, с расплавлением активной зоны.
Известен ядерный реактор на промежуточных нейтронах, для которых в перспективе рассматривается использование жидкометаллического теплоносителя на основе свинца.
В качестве прототипа изобретения следует принять проект АЭУ типа РБЕЦ.
В нем в качестве теплоносителя реакторного и промежуточного контуров принят жидкий свинец, а ядерное топливо основано на композиции оксидных соединений плутония заданной концентрации. Известно, что ядерное топливо на основе оксидных соединений плутония и урана имеет высокую температуру плавления (выше 2000оС), а жидкометаллический теплоноситель свинец имеет температуру кипения 1680оС.
Целью изобретения является повышение безопасности в аварийных условиях за счет исключения кипения жидкометаллического теплоносителя.
Это достигается тем, что в ядерном реакторе включающем активную зону, систему СУЗ и реакторный контур с жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца, топливная композиция и оболочки твэлов выполнены из материала, температура плавления которых ниже температуры кипения теплоносителя.
В качестве примера осуществления изобретения могут быть приняты следующие исходные данные по комплексу используемых решений:
жидкометаллический теплоноситель, например, на основе свинца, температура кипения которого порядка 1700оС;
ядерное топливо, например, на основе уранбериллиевой композиции, температура плавления которой порядка 1200оС, или плутониевые сплавы температурой плавления порядка 1000оС;
оболочки твэлов, например, из аустенитной стали ЭИ-211 или ферритной стали ЭИ-952, температура плавления которых порядка 1400оС.
жидкометаллический теплоноситель, например, на основе свинца, температура кипения которого порядка 1700оС;
ядерное топливо, например, на основе уранбериллиевой композиции, температура плавления которой порядка 1200оС, или плутониевые сплавы температурой плавления порядка 1000оС;
оболочки твэлов, например, из аустенитной стали ЭИ-211 или ферритной стали ЭИ-952, температура плавления которых порядка 1400оС.
Следует иметь в виду, что расплавление уранбериллиевой топливной композиции приводит к разрушению материала оболочек твэлов при температуре порядка 1200оС.
Процесс расплавления твэлов активной зоны первоначально возникнет на участках с наибольшим энерговыделением или местным нарушением теплосъема.
В практических условиях эксплуатации, включая ошибочные действия персонала, использование указанных исходных технических данных вызовет местное нарушение заданной геометрии загрузки ядерного топлива в активной зоне и приведет к снижению критичности, а в конечном итоге - к полному прекращению ядерной реакции.
Таким образом, местное нарушение заданной геометрии загрузки ядерного топлива в активной зоне при дальнейшем развитии такого характера аварии приведет к самопроизвольному прекращению ядерной реакции, т.е. создаются внутренние свойства самозащищенноости реактора при тяжелой аварии запроектного характера.
Для надежного обеспечения самозащищенности активной зоны оболочки стержней-поглотителей нейтронов в системе СУЗ должны быть выполнены из материала, температура плавления которого выше температуры плавления топливной композиции и оболочек твэлов на заданную величину.
На чертеже изображен ядерный реактор.
Он включает активную зону 1, систему СУЗ со стержнями-поглотителями 2 нейтронов, корпус 3 реактора из жаростойких сталей с термостойким покрытием, встроенную в нижнюю часть корпуса реактора аварийную камеру 4 с внутренним термостойким покрытием, устройство 5 для сбора расплава ядерного топлива из материала, поглощающего нейтроны, каналы 6 для прохода и равномерного распределения расплава ядерного топлива, "жертвенный" барьер 7 из материалов с температурой плавления на заданное значение ниже температуры плавления нижней части корпуса реактора, устройство 8 снятия остаточных тепловыделений с аварийной камеры при естественной циркуляции внешнего хладагента, бетонной шахты 9 для размещения конструкций ядерного реактора.
Ядерный реактор в условиях запроектной аварии, вызывающей расплавление активной зоны, работает следующим образом.
Рассматривается наихудший случай запроектной аварии, когда прекращена циркуляция теплоносителя реакторного контура, а также возникли неисправности в системе аварийной защиты.
Процесс расплавления активной зоны (топливной композиции и оболочек твэлов) первоначально возникнет на участках активной зоны с наибольшим энергетическим или местным нарушением теплосъема.
Поскольку принятый вид жидкометаллического теплоносителя на основе свинца имеет температуру кипения порядка 1700оС, то при применении топливной композиции и оболочек твэлов из материала с температурой плавления ниже температуры кипения свинца создаются условия сохранения жидкометаллического теплоносителя в жидком состоянии.
Нижняя часть корпуса 3 реактора выполнена из жаростойких материалов с термостойким покрытием, а "жертвенный" барьер 7 - из материалов с температурой плавления на заданное значение ниже температуры плавления нижней части корпуса 3 реактора. Расплав топливной композиции, материала оболочек твэлов и теплоносителя будет поступать в цилиндрические каналы 6 устройства 5 для сбора расплава ядерного топлива, выполненного из материала, поглощающего нейтроны, которое размещено в аварийной камере 4.
Картограмма расположения каналов 6 в устройстве 5 из карбидбора и их диаметры обеспечивают надежную степень подкритичности поступающей в объем аварийной камеры 4 расплава топливной композиции.
При этом возникшие в объеме активной зоны 1 нарушения заданной геометрии загрузки ядерного топлива, связанные с частичным уходом топливной композиции твэлов, приведут к самопроизвольному гашению ядерной реакции.
Таким образом, будет реализован принципиально важный дополнительный барьер ядерной безопасности.
Поскольку штатная система расхолаживания реактора может быть неработоспособной, то снятие остаточных тепловыделений с активной зоны 1 и с расплава в аварийной камере 4 может осуществляться устройством 8 снятия остаточных тепловыделений.
В целях дополнительного барьера локализации последствий тяжелой аварии все конструкции ядерного реактора размещены в бетонной шахте 9.
Claims (1)
- ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, включающий активную зону, систему СУЗ и реакторный контур с жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца, отличающийся тем, что, с целью повышения безопасности в аварийных условиях за счет исключения кипения жидкометаллического теплоносителя, топливная композиция и оболочки твэлов выполнены из материалов, температура плавления которых ниже температуры кипения теплоносителя.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU904889930A RU2017242C1 (ru) | 1990-11-20 | 1990-11-20 | Ядерный реактор |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU904889930A RU2017242C1 (ru) | 1990-11-20 | 1990-11-20 | Ядерный реактор |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2017242C1 true RU2017242C1 (ru) | 1994-07-30 |
Family
ID=21549462
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU904889930A RU2017242C1 (ru) | 1990-11-20 | 1990-11-20 | Ядерный реактор |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2017242C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2157006C1 (ru) * | 1999-04-20 | 2000-09-27 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Способ управления реактивностью быстрого гомогенного ядерного реактора |
| RU2184995C2 (ru) * | 1998-07-15 | 2002-07-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Способ эксплуатации быстрого гомогенного ядерного реактора |
-
1990
- 1990-11-20 RU SU904889930A patent/RU2017242C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Пояснительная записка технических предложений по созданию АЭУ на быстрых нейтронах с жидкокристаллическим теплоносителем свинцом. Разработано по техническому заданию НИКИЭТ Минатомэнергопрома СССР, 1990. /АЭУ типа РБЕЦ/. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2184995C2 (ru) * | 1998-07-15 | 2002-07-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Способ эксплуатации быстрого гомогенного ядерного реактора |
| RU2157006C1 (ru) * | 1999-04-20 | 2000-09-27 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Способ управления реактивностью быстрого гомогенного ядерного реактора |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lee et al. | A preliminary safety analysis for the prototype gen IV sodium-cooled fast reactor | |
| Vijayan et al. | Safety features in nuclear power plants to eliminate the need of emergency planning in public domain | |
| US4113560A (en) | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
| Cronenberg | Hydrogen generation behavior in the loft FP-2 and other experiments: comparative assessment for mitigated severe accident conditions | |
| Silady et al. | Safety and licensing of MHTGR | |
| Hennies | The fast-neutron breeder fission reactor: safety issues in reactor design and operation | |
| Denning et al. | Reduction in reactor risk by the mitigation of accident consequences | |
| AJ et al. | The Accident at Three Mile Island | |
| Silady et al. | Safety and licensing of MHTGR [Modular High Temperature Gas Cooled Reactor] | |
| Shi et al. | Selection and Analysis of CAP1400 Design Extension Conditions Based on New Revision of Design Safety of Nuclear Power Plants | |
| Bento et al. | Safety evaluation of the SECURE nuclear district heating plant | |
| Lamarsh | Safety considerations in the design and operation of light water nuclear power plants | |
| Kessler et al. | Safety of the liquid metal cooled fast breeder reactor and aspects of its fuel cycle | |
| Raj et al. | Safety Enhancements in Boiling Water Reactor (BWR) Tarapur Atomic Power Station (TAPS-1&2) | |
| Bell | Safety features of subcritical fluid fueled systems | |
| Driscoll et al. | Core catcher for nuclear reactor core meltdown containment | |
| Jagger | Nuclear Reactor Accidents | |
| Higson et al. | Nuclear power plant safety-the risk of accidents | |
| Lowrie et al. | Accelerator Production Of Tritium Safety Program | |
| Simpson | LMFBR accident consequences assessment | |
| Youssefnia | Pressurized water reactor (PWR) accident analysis using the EMERALD code | |
| Lipinski et al. | Safety-licensing assessment of NASAP reactor concepts and fuel cycle facilities | |
| FEDOROV et al. | CONSIDERATION OF SEVERE ACCIDENTS IN XA9847568 DESIGN OF ADVANCED WWER REACTORS | |
| Glasstone et al. | Nuclear Reactor Safety and Regulation | |
| Rogers et al. | Analysis of effects of calandria tube uncovery under severe accident conditions in CANDU reactors |