АВТОНОМНАЯ ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА
AUTONOMOUS NUCLEAR POWER PLANT

Предложение относится к производству электрической энергии для труднодоступных территорий и островов Арктики с помощью необслуживаемого жидкосолевого ядерного реактора (ЖСР). Конкретно, предложение относится к реактору мощностью 1-5 Мвт, охлаждаемого забортной водой, с активной зоной в виде жидкосолевого расплава и графита, и термоэлектрического преобразователя тепловой энергии в электрическую.
Уровень техники
Известна автономная ядерная энергетическая установка (патент RU 2741330), которая состоит из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа. Внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива и каналами вокруг активной зоны со вставленными в них тепловыми трубами с термоэлектрическими генераторами. На крышке корпуса реактора расположен газгольдер, внутри газгольдера установлен газовый абсорбер с дозатором, подающим топливную соль в жидкосолевые ТВЭЛы. ТВЭЛы представляют собой внешние трубы, торцы которых снизу заглушены, а сверху приварены к верхнему коллектору топливной соли. В трубах имеются внутренние трубные вставки, установленные коаксиально с просветом с открытыми торцами, причем циркулирующая в жидкосолевых ТВЭЛах топливная соль охлаждается снаружи дополнительным жидкосолевым теплоносителем без топлива, циркулирующим как в каналах графитовых блоков замедлителя активной зоны, так и в каналах бокового и нижнего отражателей.
Одним из недостатков этой схемы является то, что жидкосолевое топливо заключено в твэлы, объединенные коллектором, и передает тепло тепловым трубам с ТЭГами с помощью дополнительного, промежуточного бестопливного теплоносителя, заполняющего все реакторное пространство.
99
Наиболее близкой по технической сущности к заявляемому изобретению является конструктивная схема высокотемпературного жидкосолевого реактора (ВТЖСР) (М.В. Ковальчук, Б.Б. Чайванов, С.С. Абалин, О.С. Фейнберг «Ядерный источник энергии для Арктики», ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2018, вып. 1), в которой предложена схема корпусного одноконтурного ВТЖСР мощностью 1-5 Мвт с циркулирующим топливом на основе расплавов солей фторидов металлов. Топливная соль заполняет все реакторное пространство, включая активную зону, состоящую из графитовых блоков замедлителя с отверстиями для прохода топливной соли, тягового участка над активной зоной и опускного участка, в котором находятся тепловые трубы (ТТ) со своим теплоносителем, нижняя часть которых нагревается топливной солью, а в верхней части тепло передается блокам термоэлектрического генератора (ТЭГ) вне корпуса реактора со своим, наружным охлаждением. При этом, наиболее близкой по технической сущности схемой самой активной зоны является конструктивная схема активной зоны жидкосолевого реактора (ЖСР) медицинского назначения (Татауров А.Л., Фейнберг О.С. Жидкосолевой реактор для широкомасштабного производства Мо, Атомная Энергия, 2017, т. 122, №5, с. 249-252), представляющая собой кладку из двадцати одного графитового блока замедлителя с отверстиями радиусом 4 см, которые являются жидкосолевыми каналами.
Одним из основных недостатков этой схемы является относительно большая загрузка делящимся веществом всей реакторной установки (РУ), многократно превышающей загрузку собственно активной зоны реактора.
Технической проблемой, на решение которой направлено данное изобретение, является совершенствование принципиальной схемы ядерной энергетической установки малой мощности с ЖСР и термоэлектрическим генератором (ТЭГ) мощностью до 500 кВт (эл) со сроком службы 5-10 и более лет с циркулирующим топливом на основе расплавов солей фторидов металлов.
Раскрытие сущности изобретения
Техническим результатом заявляемого изобретения является совершенствование схемы передачи тепла от жидкосолевого топлива к термоэлектрическим генераторам (ТЭГ) без какого-либо промежуточного теплоносителя, что ведет к повышению коэффициента полезного действия ТЭГ и к существенному уменьшению объемов расплавленных солей в установке.
Для достижения технического результата предложена автономная ядерная энергетическая установка, состоящая из внешнего и внутреннего корпусов, пространство между которыми заполнено теплоизолирующим материалом в виде инертного газа, внутри внутреннего корпуса размещена активная зона, включающая графитовые блоки замедлителя с каналами для жидкосолевого топлива в виде жидкосолевых ТВЭЛов, представляющих собой внешние трубы, торцы которых сверху и снизу заглушены, и внутренние трубные вставки, установленные с просветом с открытыми торцами, и блоки термоэлектрического генератора, расположенных снаружи над верхней крышкой реактора, при этом, нижняя часть жидкосолевых ТВЭлов находится в каналах графитовой кладки замедлителя активной зоны, имеющей в нижней части графитовой кладки замедлителя и отражателя каналы аварийного слива топливной соли из активной зоны в объем между внутренним и внешним корпусами, а верхняя часть жидкосолевых ТВЭЛов выходит из внутреннего корпуса в цилиндрические стальные гильзы, закрепленные снаружи на верхней крышке реактора, на внешней стенке которых закреплены блоки модулей термоэлектрического генератора, при этом, избыток реактивности компенсируется стержнями-поглотителями нейтронов, образующих четыре канала СУЗ, нижняя часть которых находится в каналах графитовой кладки замедлителя и отражателя активной зоны, а верхняя в цилиндрических стальных гильзах, закрепленных снаружи на верхней крышке реактора, находящихся в пространстве внешнего защитного корпуса, где расположен электрический блок, включающий коммутатор термоэлектрических генераторов и питание СУЗ, при этом, жидкосолевое топливо циркулирует в жидкосолевом ТВЭле, нагреваясь в нижней части активной зоны, и передавая тепло в верхней части внутреннему, «горячему» спаю термоэлектрических модулей (ТЭМ) термоэлектрического генератора, а «холодный», наружный спай этих модулей охлаждается забортной водой, в случае подводного размещения ядерной энергетической установки, или дополнительным теплоносителем в случае наземного размещения ядерной энергетической установки для включения в систему отопления поселения.
Краткое описание чертежей
На фигуре показана схема автономной ядерной энергетической установки, где:
1 - Внешний корпус реактора;
2 - Внутренний корпус реактора;
3 - Теплоизоляция (инертный газ)
4 - Графитовая кладка замедлителя и отражателя;
5 - Каналы аварийного слива расплава;
6 - Внешняя труба ТВЭЛа;
7 - Внутренняя труба вставка (стрелкой показано направление движения жидкосолевого топлива);
8 - Инвертор;
9 - Верхняя крышка реактора;
10 - Стальные гильзы;
11 - Блоки термоэлектрических генераторов (ТЭГ);
12 - Внешний теплоноситель (заборная вода, стрелкой показано направление движения);
13 - Внешний защитный корпус;
14 - Четыре канала СУЗ со стержнями-поглотителями нейтронов;
15 - Электрический блок, включающий коммутатор ТЭГ и питание СУЗ.
Осуществление изобретения
Автономная ядерная энергетическая установка, схема которой показана на фигуре, включает кладку из двадцати одного графитового блока замедлителя 4 с отверстиями радиусом 4 см, которые являются жидкосолевыми каналами, в нашем случае - ТВЭЛами. Жидкосолевые ТВЭЛы нижней частью помещаются в цилиндрические каналы графитовой кладки замедлителя и отражателя 4 радиусом 4 см, а сверху выходят из внутреннего корпуса 2 через верхнюю крышку реактора 9 в верхний защитный корпус 13, где каждый ТВЭЛ помещен в свою стальную гильзу 10, на которой размещены блоки термоэлектрических генераторов ТЭГ 11.
Жидкосолевые ТВЭЛы представляют собой внешние трубы 6 наружным диаметром 7 см, торцы которых снизу заглушены, и внутренние трубные вставки 7 круглого сечения радиусом 2 см типа трубы Фильда. Такие жидкосолевые ТВЭЛы заполнены расплавленной топливной солью и функционируют в режиме термосифона: нижняя часть ТВЭЛа находится в активной зоне реактора, где, топливная соль нагреваясь, поднимается вверх по кольцевому зазору ТВЭЛа до верха активной зоны, а затем, после специального инвертора 8 попадает во внутреннюю трубу вставку 7 верхней части ТВЭЛа над активной зоной, поднимается до зоны перелива и поворачивает вниз в кольцевой зазор ТВЭЛа, где отдает тепло блокам ТЭГ 11, расположенными на специальных стальных гильзах 10, закрепленных на верхней крышке реактора, в которые входят верхние части ТВЭЛов.
2
4
4
235
235
В качестве топливной соли используется топливная композиция молярного состава 66LiF-34BeF+x(UF4+ThF4), где х - мольная доля U 20%-го обогащения, изменяющаяся в процессе выгорания. Температура плавления топливной соли составляет 458°С. Естественным требованием для условий работы такого реактора является минимизация загрузки по делящимся элементам и применение низкообогащенного ядерного топлива. Данным критериям отвечает схема ВТЖСР, в котором выгорание U-233 компенсируется наработкой его из Th-232, предварительно добавленного в топливную соль в виде ThF В качестве конструкционного материала в активной зоне, замедлителя и отражателя нейтронов 4 предусматривается использовать графит, включая пирографит, стеклоуглерод СУ-2000 и стеклоуглеродный композиционный материал. Среди отечественных сортов графита в наибольшей степени всем требованием работы в условиях ЖСР отвечает графит марки ГСП (графит, связанный пироуглеродом), который используется для изготовления шаровых оболочек ТВЭЛов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Стартовая загрузка U (при 20% обогащении и доле UF 1,12 мол.%) в активной зоне составляет 7,8 кг, а годовая подпитка составит ~350 г на 1 МВт, т.е. общая загрузка в расчете на работу в течение 10 лет составит чуть более 10 кг.
В пространстве верхнего защитного корпуса 13 монтируется электрический блок 15, включающий коммутатор ТЭГ и питание СУЗ.
На случай повреждения стенок жидкосолевого ТВЭЛа и возможного вытекания из него топливной соли в нижней части графитовой кладки замедлителя и отражателя 4 и внутреннем корпусе 2 имеются сквозные каналы 5 аварийного слива топливной соли в объем между внутренним корпусом 2 и внешним 1 для исключения образования неконтролируемых дополнительных критических масс.
Термоэлектрический генератор (ТЭГ) 11 представляет собой набор из двадцати одного блока ТЭГ в виде сборки трубчатых термоэлектрических модулей (ТЭМ), которые представляют собой набор из двенадцати термобатарей (ТБ), нанизанных одна на другую на стенку цилиндрической стальной гильзы 11. «Горячий» спай ТБ нагревается от жидкосолевого ТВЭЛа через газовый зазор между стенкой ТВЭЛа и стенкой стальной цилиндрической гильзы 10. «Холодный» спай ТБ охлаждается забортной водой в пределах внешнего защитного корпуса 13, при подводном размещении установки, или дополнительным контуром охлаждения для включения в систему отопления поселения.
Таким образом, передавая тепло от жидкосолевого топлива непосредственно блокам ТЭГ 11 без «лишних» промежуточных теплоносителей - повышается температура на «горячем» спае ТЭМ и, как следствие, КПД ТЭГ 11.
Пространство между внешним 1 и внутренним 2 корпусами заполняется инертным газом.
Избыток реактивности компенсируется стержнями-поглотителями нейтронов 14, образующих четыре канала СУЗ, нижняя часть которых находится в каналах графитовой кладки замедлителя и отражателя активной зоны 4, а верхняя в цилиндрических стальных гильзах 10, находящихся в пространстве внешнего защитного корпуса 13 и закрепленных снаружи на верхней крышке реактора 9.
При заданной геометрии активной зоны, ее размерах, температурном проектном режиме и выбранной тепло-гидравлической схеме охлаждения реакторной установки достигается тепловая мощность около 1 МВт (тепл.), обеспечивая электрическую мощность от 50 до 100 кВт (в зависимости от конкретной конструкции ТЭГ со своим КПД преобразования). Дальнейшее увеличение мощности достигается увеличением числа блоков ТВЭЛов с блоками ТЭГов. Так, например, даже при том же диаметре корпуса реактора, добавив по периферии его активной зоны к имеющимся 21 топливном канале еще 12 или 18 дополнительных каналов, мощность реактора увеличится до ≈1,5 или ≈ 2 МВт, соответственно.