РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА

Полезная модель относится к ядерной энергетике, а именно, к гомогенным ядерным реакторам и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов.
Известен гомогенный ядерный реактор, содержащий корпус, с обечайкой и днищем, в отверстии которого размещена камера смешения и сопло струйного бездиффузорного насоса, связанное с напорным патрубком насоса, размещенного вне корпуса реактора. Реактор содержит всасывающий патрубок, нижний срез которого размещен ниже днища обечайки. Реактор также оснащен теплообменником охлаждения топливного раствора, который размещен между корпусом и обечайкой. Внутри обечайки проходят гильзы для размещения органов СУЗ, а на крышке корпуса имеются патрубки для подсоединения газовой полости реактора к системе каталитической регенерации радиолитического водорода и кислорода для поддержания взрывобезопасной концентрации водорода при работе реактора, и патрубки для подсоединения, например, системы выделения молибдена-99 путем селективной его адсорбции в процессе фильтрации топливного раствора через выбранный сорбент. В процессе работы реактора топливный раствор насосом по всасывающему патрубку забирается из корпуса и по напорному патрубку подается в сопло струйного насоса. Выходящая из сопла насоса в камеру смешения струя увлекает за собой топливный раствор, который поднимается внутри обечайки и далее опускается между корпусом и обечайкой отдавая свое тепло через теплообменник охлаждающей воде. Газообразные продукты радиолиза воды топливного раствора, благодаря естественной циркуляции газа, попадают на платиновый катализатор, где происходит их непрерывная регенерация. К патрубкам подсоединяются трубопроводы и оборудование системы выделения молибдена-99.
(см. патент РФ, №2125743, кл. G21C 1/02, 1999 г.)
В результате анализа конструкции данного ядерного гомогенного реактора необходимо отметить, что он является узкоспециальным, так как обеспечивает получение только одного вещества - молибдена-99, кроме того, он характеризуется невысоким КПД.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая корпус с крышкой, в котором установлены активная зона и парогенератор, отделенные друг от друга обечайкой. Над крышкой реактора установлен герметичный колпак, внутри которого размещен теплообменник второго - третьего контура, окруженный снаружи обечайкой, установленной с зазором относительно внутренней поверхности колпака и разделяющей отверстия в крышке реактора, через которые проходит питательная вода в опускные питательные трубы и отверстия, через которые проходит пар, выходящий из подъемных паровых труб парогенератора. Часть внутриреакторного пространства отделена от первого контура реактора оболочкой, имеющей форму стакана и соединена с объемом первого контура через отверстия или трубу и образует компенсатор давления первого контура. В процессе работы устройства заполняют теплоносителем внутриреакторный объем корпуса и через отверстия часть пространства между корпусом и оболочкой. Далее подают газ в компенсатор давления и создают в первом контуре начальное давление, после чего производят разогрев реактора. Теплоноситель первого контура, нагреваясь в активной зоне, поднимается внутри обечайки и поступает в парогенератор, где, охладившись, опускается в пространстве между обечайкой и оболочкой под активную зону. Теплоноситель второго контура, нагреваясь в парогенераторе, превращается в пар и поднимается по подъемным паровым трубам через отверстия в крышке в кольцевой зазор между разделительной оболочкой и герметичным колпаком и поступает в теплообменник второго - третьего контура, где отдает тепло третьему контуру и конденсируется. Конденсат через отверстия в крышке поступает в опускные питательные трубы и в парогенератор.
(см. патент РФ, №2040051, Кл. G21C 1/00, 1995 г.) - наиболее близкий аналог.
В результате анализа выполнения известной реакторной установки необходимо отметить, что она обладает низким КПД, и для ее функционирования необходима периодическая загрузка сырья в активную зону.
Задачей настоящей полезной модели является разработка реакторной установки, функционирующей в непрерывном цикле, обладающей высоким КПД, безопасной в эксплуатации.
Сущность заявленной полезной модели поясняется графическими материалами, на которых представлена схема реакторной установки.
Реакторная установка представляет собой гомогенный атомный реактор с циркулирующим топливным раствором, использующим в качестве теплоносителя жидкий металл, например, натрий или расплав какого-либо соединения делящегося материала. Установка состоит из активной зоны 1, помещенной в корпус 15 отражателя нейтронов. Активная зона 1 посредством трубопровода через циркуляционный насос 2 связана с теплообменником 3, который соединен с сепаратором 4. В качестве сепаратора может быть использован агрегат схожий по устройству с сорбционной колонкой ТМ-2. Установка может быть оснащена смесителем 5, связанным с сепаратором 4. Выход смесителя соединяется трубопроводом с активной зоной, с которой также связан бак 6 аварийного сброса топливного раствора, погруженный в бак 7 системы пассивного отвода тепла. Активная зона 1, циркуляционный насос 2, теплообменник 3, сепаратор 4, смеситель 5 объединены трубопроводами 8, 9, 10 в единый контур циркуляции топливного раствора (первый контур циркуляции). Сепаратор 4 может быть связан со смесителем 5 трубопроводами 9 и 10, через которые в смеситель поступают из сепаратора соответственно жидкометаллический теплоноситель и очищенное ядерное топливо. К трубопроводу 10 подсоединен бак 11 подпитки ядерным топливом. Выходы 12 и 13 сепаратора 4 предназначены для вывода отсепарированных продуктов распада. Теплообменник 3 имеет выходы 14 для подсоединения полезной нагрузки (второй контур циркуляции). Активная зона 1 помещена в корпус 15 отражателя нейтронов, внутри которого образован зазор, в котором циркулирует раствор ядерного сырья, служащего отражателем нейтронов. Этот зазор может быть образован разными способами, например, между корпусом активной зоны и корпусом отражателя (Фиг.3, вариант 1) или между наружной и внутренней поверхностями корпуса отражателя (Фиг.3, вариант 2) и т.д.
Данный зазор посредством трубопроводов 16 через циркуляционный насос 17 может быть связан с сепаратором 18, оснащенным баком 19 подпитки свежим ядерным сырьем и трубопроводом 20 отвода ядерного топлива. Данный зазор также может быть связан с теплообменником 21, имеющим выходы 22 для подключения системы циркуляции охладителя. Полость зазора, насос 17, сепаратор 18, теплообменник 21 объединены трубопроводами 16 и образуют контур циркуляции через зазор сырьевого раствора в жидком металле (третий контур циркуляции) для охлаждения активной зоны.
Активная зона и корпус 15 отражателя нейтронов имеют предпочтительно сферическую или цилиндрическую форму (цель которой - минимизация поверхности при данном объеме).
Реакторная установка работает следующим образом.
Установка рассчитана на работу на быстрых нейтронах. В качестве топлива используется раствор или взвесь порошкообразного или гранулированного ядерного топлива в жидкометаллическом теплоносителе. Вместо раствора в жидком металле может использоваться расплав какого-либо соединения ядерного топлива, например, соли. Топливом может служить, например, уран-235, плутоний-239, уран-233, их смесь или какое-либо соединение на их основе (порошкообразный металл, нитрид, карбид, оксид и т.д.) Степень обогащения по делящимся изотопам может быть разной, в зависимости от поставленной задачи, и может изменяться в ходе работы. Теплоносителем может служить любой металл в жидком состоянии (например, натрий, висмут, ртуть и т.д.) или расплав какого-либо соединения ядерного топлива. Активная зона 1 помещена в корпус 15 отражателя нейтронов, который представляет собой полый бак, в котором циркулирует раствор или взвесь порошкообразного или гранулированного ядерного сырья (урана-238, тория-232 или их соединений) в жидком металле. Раствор омывает активную зону. Отражателем нейтронов в процессе работы установки служит ядерное сырье (уран-238 или торий-232).
В процессе работы установки, как правило, одновременно функционируют все ее контуры.
Раствор ядерного топлива постоянно прокачивается через активную зону 1 циркуляционным насосом 2. Проходя через активную зону, ядерное топливо вступает в цепную реакцию благодаря наличию вокруг нее (активной зоны) отражателя нейтронов и оптимальной форме активной зоны. В ходе цепной реакции теплоноситель с ядерным топливом разогревается до высокой температуры и поступает в теплообменник 3, оставаясь при этом внутри труб первого контура охлаждения. Сразу по выходу из активной зоны 1 цепная реакция прекращается из-за того, что отсутствие отражателя и форма труб создают большую потерю нейтронов. Поэтому после выхода из активной зоны топливный раствор действует как теплоноситель. Раствор поступает в теплообменник 3, где отдает свое тепло теплоносителю, прокачиваемому через теплообменник 3 по трубам 14 второго контура охлаждения (не показан). Разогретый хладагент данного контура может использоваться, например, для обогрева помещений и/или получения электроэнергии, для чего в него могут встраиваться турбина и электрогенератор.
Необходимо отметить, что среда, циркулирующая по каждому контуру установки, не смешивается со средами других контуров.
Охлажденный раствор ядерного топлива, прошедший через теплообменник 3 первого контура поступает в сепаратор 4, где происходит разделение раствора на составляющие: ядерное топливо отделяется от жидкометаллического теплоносителя и продуктов распада. Жидкометаллический теплоноситель поступает через трубопровод 9 в смеситель 5, туда же через трубопровод 10 поступает очищенное от продуктов распада ядерное топливо, где они снова смешиваются. При необходимости осуществляется подпитка смеси ядерным топливом из бака 11. Концентрация делящегося изотопа в растворе определяется текущими задачами и с помощью смесителя 5 может гибко меняться в ходе работы в очень широком диапазоне. Из смесителя 5 раствор с ядерным топливом снова поступает в активную зону реактора посредством циркуляционного насоса 2 и далее работа продолжается аналогично изложенному выше. Продукты распада постоянно выводятся из сепаратора 4 через выходы 12, 13 и поступают на переработку. Это предотвращает отравление активной зоны реактора продуктами распада.
При необходимости работы реактора на тепловых нейтронах, в активной зоне реактора размещают замедлитель нейтронов (не показан) и/или заменяют жидкий металл в сырьевом растворе на простую или тяжелую воду.
В процессе работы реактора, сырьевой раствор, циркулирующий в корпусе 15 (в зазоре), охлаждает активную зону 1 реактора снаружи, предохраняя ее, таким образом, от перегрева. Это позволяет достигать больших температур внутри активной зоны без угрозы ее расплавления. При необходимости охлаждения сырьевого раствора, нагретого при контакте с активной зоной, в третьем контуре (циркуляции сырья) устанавливают теплообменник 21, который обеспечивает снижение температуры сырьевого раствора и получение дополнительного количества тепла. Это тепло отводится хладагентом, циркулирующем в трубах 22 четвертого контура циркуляции (не показан) теплообменника 21.
Корпус 15 служит одновременно зоной воспроизводства: в нем под воздействием нейтронов, поступающих из активной зоны реактора, происходит превращение ядерного сырья в ядерное топливо (например, урана-238 в плутоний-239 или тория-232 в уран-233). Раствор постоянно прокачивается через корпус 15 циркуляционным насосом 17, включенным в контур циркуляции сырья 16, и может поступать в сепаратор 18, где происходит отделение ядерного сырья от вновь образовавшегося ядерного топлива. Ядерное топливо выводится из контура через трубопровод 20, а раствор подпитывается из бака 19 ядерным сырьем.
Все агрегаты реакторной установки, испускающие в ходе работы радиоактивное излучение (например, активная зона, теплообменники, контуры циркуляции, сепараторы, смеситель и т.д.) закрываются биозащитой (не показана), защищающей персонал от излучений.
Данная конструкция реактора имеет то преимущество, что в ней решена одна из основных проблем, возникающих при эксплуатации ядерных реакторов - эффективный отвод тепла. Реактор может производить тепло в любом количестве, но только при условии, чтобы все, образующееся при этом, огромное количество тепла из него немедленно отводилось.
При данной конструкции реактора все тепло, произведенное в активной зоне, немедленно выводится из нее вместе с топливным раствором, в котором оно и производится, и поступает в теплообменник 3, где эффективность теплоотдачи с помощью известных средств можно сделать практически любой. Это позволяет поднять энергонапряженность и температуру в активной зоне до какого угодно высокого уровня. Практическим пределом повышения температуры в активной зоне является только тугоплавкость материалов, из которых изготовлены стенки активной зоны и первого контура.
Так как внутри активной зоны нет ни тепловыделяющих элементов, ни каких-либо конструкций, то и нет угрозы их расплавления. Такому реактору не страшны аварии с потерей теплоносителя, так как это означает и потерю ядерного топлива с неизбежной остановкой реактора. Данная конструкция имеет двойную страховку от перегрева: отвод тепла изнутри вместе с теплоносителем первого контура и охлаждение активной зоны снаружи сырьевым раствором.
При необходимости аварийной остановки реактора весь разогретый топливный раствор сбрасывается в бак 6 аварийного сброса, погруженный в бак 7 системы пассивного отвода тепла, заполненный водой, подпитываемой по трубопроводу (не показан). Здесь остаточное тепло передается водяной рубашке и уходит на ее испарение. Таким образом, аварийное «расхолаживание» реактора происходит без участия каких-либо перекачивающих систем. Это гарантирует расхолаживание реактора даже при аварийном отключении энергии и остановке циркуляционных насосов.
Реактор обладает тем преимуществом, что процесс перезагрузки топлива, как и выведение из него радиоактивных отходов, протекают у него непрерывно, поэтому он не подвержен отравлению продуктами распада и может постоянно работать на максимальной мощности, а коэффициент использования топлива у него близок к 100%.
Выводимые из реактора радиоактивные отходы могут идти на переработку с выделением из них ценных радиоактивных препаратов.
Таким образом, данная реакторная установка может производить несколько видов продукции, то есть, является многофункциональной.