СИСТЕМА МАЛОГАБАРИТНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, РАБОТАЮЩЕГО В РЕЖИМЕ СЛЕДОВАНИЯ ЗА НАГРУЗКОЙ, ИСПОЛЬЗУЮЩАЯ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ ПЕРВОГО КОНТУРА
SYSTEM OF SMALL-SIZED NUCLEAR REACTOR OPERATING IN LOAD FOLLOWING MODE, USING LIQUID METAL COOLANT OF PRIMARY CIRCUIT

ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
[0001] Настоящее изобретение относится к системе ядерного реактора и конструкции малогабаритной системы генерации ядерной энергии, а также к конструкции ядерного реактора, включающей систему физической защиты вместо известной системы инженерно-технической защиты. Другими словами, настоящее изобретение относится к малогабаритному ядерному реактору, включающему систему управления в режиме следования за нагрузкой, которая управляет ядерной реакцией в ядерном реакторе естественным путем.
ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
[0002] Система генерации энергии легководного реактора, которая использует легкую воду в качестве теплоносителя, является главным направлением известных основных систем генерации ядерной энергии. Стержни ядерного топлива, каждый из которых выполнен путем вставки металл-оксидного топлива в трубу-оболочку из циркалоя, загружены в ядерный реактор для использования в этой системе. Ядерная реакция управляется регулирующими стержнями, содержащими карбид бора и тому подобное. Затем, пар, генерируемый теплом ядерного источника, подается на турбину для генерации энергии. Кроме того, такие системы генерации энергии на легководном реакторе в целом подразделяются на тип с кипящей водой, представляющий прямую систему, и тип с водой под давлением, представляющий косвенную систему. Реактор с водой под давлением, представляющий систему ядерного реактора с непрямым циклом, включает в себя парогенератор и теплообменник, которые расположены между основной системой охлаждения и вспомогательной системой охлаждения.
[0003] Ядерный реактор, используемый в большой системе генерации энергии этого типа, оснащен активной зоной реактора, которая включает в себя сборку из множества топливных стержней, каждый из которых образован из трубы-оболочки, которая заключает в себе топливо, приготовленное путем изготовления металл-оксидных таблеток, содержащих уран (U)-235 или плутоний (Pu)-239 с низкой способностью к теплопередаче. Активная зона реактора, используемая в большом ядерном реакторе, объединяет порядка 200 пучков топливных стержней, каждый из которых изготовлен путем группирования нескольких десятков топливных стержней и располагает управляющие стержни в областях собранных топливных стержней для управления скоростью реакции топлива.
СПИСОК ЦИТИРУЕМЫХ МАТЕРИАЛОВ
ПАТЕНТНАЯ ЛИТЕРАТУРА
[0004] Патентный документ (ПД) 1: Японская заявка на патент №. 2015-75942
Патентный документ (ПД) 2: JP-A-2015-165554
Патентный документ (ПД) 3: Патент США №. 2,495,745
НЕПАТЕНТНАЯ ЛИТЕРАТУРА
[0005] Непатентный документ 1: A. A. Bostrom, THE HIGH TEMPERATURE OXIDATION OF ZIRCALOY IN WATER, WAPD-104, March 19, 1954.
Непатентный документ 2: W. F. Murphy, W. N. Beck, F. L. Brown, B. J. Koprowski, and L. A. Neimark, POSTIRRADIATION EXAMINATION OF U-Pu-Zr FUEL ELEMENTS IRRADIATED IN EBR-I1 TO 4.5 ATOMIC PERCENT BURNUP, ANL-7602, November, 1969.
Непатентный документ 3: THERMOELECTRIC CONVERSION TECHNOLOGY, SURVEY REPORT ON TECHNOLOGY TRENDS OF PATENT APPLICATIONS, Japan Patent Office, March 2014.
Непатентный документ 4: DESIGN AND FABRICATION OF A COUNTERFLOW DOUBLE-CONTAINMENT TANTALUM-STAINLESS STEEL MERCURY BOILER by Laurence W. Gertsma and David W. Medwid, Lewis Research Center, Cleveland, Ohio, NATIONAL AERONAUTICS AND SPACE ADMINISTRATION, WASHINGTON, D. C., MAY 1969.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
ТЕХНИЧЕСКАЯ ПРОБЛЕМА
[0006] В большом ядерном реакторе, использующем управляющие стержни, как описано выше, ядерная реакция в активной зоне реактора имеет риск выхода из-под контроля, если управляющие стержни не работают вследствие повреждения механизма управления положениями управляющих стержней и т.д. Более серьезная проблема в отличие от вышеупомянутой состоит в том, что сплав циркалоя-2 или -4 значительно увеличивает риск выделения газообразного водорода за счет реакции с водой в соответствии со следующей химической формулой при высокой температуре, равной или выше 1000°C (непатентный документ 1):
2
2
2
(Формула 1) Zr+2HO → ZrO+2H.
В случае большого легководного реактора ядерная реакция протекает быстро, и температура достигает 1000°C и выше, если управляющие стержни в нем не приведены в действие. В этом случае реактор выполнен с возможностью активации системы защиты, такой как система быстрого охлаждения активной зоны реактора, для предотвращения повышения температуры топливных стержней. Однако, если эта система защиты не работает, возникает высокий риск быстрого выделения газообразного водорода в активной зоне реактора, который может реагировать с кислородом в воздухе и стать причиной взрыва. Для предотвращения риска взрыва водорода и тому подобного, такой легководный реактор включает в себя различные системы инженерно-технической защиты, такие как система активации управляющих стержней и система охлаждения активной зоны реактора. Однако эти системы инженерно-технической защиты являются дорогостоящими. Ядерный реактор должен быть увеличен в размере для уменьшения затрат на киловатт-час электроэнергии. Соответственно, легководные реакторы в последние годы были разработаны и построены на основании увеличения размера.
[0007] При этом имеется быстрый реактор, использующий металлический натрий (Na) или тому подобное в качестве теплоносителя первого контура, хотя этот реактор все еще находится в стадии разработки. Японский быстрый реактор ʺMonjuʺ использует металлический натрий в качестве теплоносителя первого контура и воду в качестве теплоносителя второго контура. Кроме того, в него загружается металл-оксидное топливо, и его ядерная реакция управляется с помощью управляющих стержней, содержащих карбид бора в качестве поглотителя нейтронов. Металлический Na, который является теплоносителем первого контура, имеет риск вступать в реакцию с водой, которая является теплоносителем второго контура, и, таким образом, выделять газообразный водород, который является взрывоопасным. Соответственно, в циркуляционной системе для металлического Na, являющегося теплоносителем первого контура, установлен промежуточный теплообменник , таким образом, удваивая трубопроводы для циркуляции металлического Na. Вода, являющаяся теплоносителем второго контура, превращается в пар нагревателем и парогенератором за счет использования тепла металлического Na, который нагревается промежуточным теплообменником, и пар вращает паровую турбину для генерации электрической энергии. Таким образом, система генерации ядерной энергии также является сложной в случае быстрого реактора по причине безопасности.
[0008] Как описано выше, для существующих промышленных ядерных реакторов необходимы системы инженерно-технической защиты. По этой причине неизбежно увеличение затрат на изготовление и строительство. Системы защиты в основном необходимы для ядерных реакторов, которые используют ядерные реакции деления. Однако, как упомянуто выше, системы инженерно-технической защиты всегда сталкиваются с несоответствиями с точки зрения безопасности, а попытка создать превосходную систему защиты вызывает проблему значительного увеличения затрат на установку такой системы защиты. задачей настоящего изобретения является создание системы ядерного реактора, которая внедряет систему физической защиты вместо вышеописанных систем инженерно-технической защиты.
РЕШЕНИЕ ПРОБЛЕМЫ
[0009] Система физической защиты означает управление выгоранием ядерного топлива на основании природного явления в активной зоне ядерного реактора. Примеры природного явления в ядерном реакторе включают в себя тепло, количество нейтронов и тому подобное. Среди них тепло является очень важным фактором. В то время как материалы, образующие ядерный реактор, включают в себя конструкционный материал, топливо и тому подобное, все эти материалы неизбежно подвергаются тепловому расширению или тепловому сжатию под действием тепла. Ядерная реакция может управляться посредством использования явления, при котором конструкционный материал деформируется под действием тепла. Конкретное объяснение этого явления будет описано ниже.
[0010] (1) Управление реактивностью ядерного реактора посредством изменения плотности ядерного топлива
(1-1) Тепловое расширение топлива
В соответствии с непатентным документом 2, когда топливо из трехкомпонентного сплава уран (U) - плутоний (Pu) - цирконий (Zr) нагревается в диапазоне 600°-650°C, его коэффициент теплового расширения увеличивается приблизительно на три порядка величины. Так как каждый топливный стержень расширяется, плотность U или Pu в нем уменьшается, и его реактивность уменьшается, соответственно.
(1-2) Схема расположения тепловыделяющих сборок
Когда схема расположения сборок топливных стержней, образующих активную зону ядерного реактора, изменяется под действием теплового расширения опоры каждой сборки топливных стержней, и когда внутреннее расстояние между сборками топливных стержней увеличивается, такое увеличение уменьшает фактическую плотность U или Pu в них, и реактивность ядерного реактора уменьшается, соответственно.
[0011] (2) Контроль вероятности/величины утечки нейтронов
Нейтронный поток, генерируемый ядерным делящимся веществом, таким как Pu или U, содержащимся в топливных стержнях/тепловыделяющих сборках, в основном, подразделяется на два типа нейтронов, т.е., нейтронов, которые вылетают из системы, такой как ядерный реактор, и нейтронов, которые повторно поглощаются топливными стержнями и способствуют ядерному делению. Пропорция нейтронов, вылетающих из системы, зависит от следующих параметров.
(2-1) Эффективность отражателя
eff
Плотность нейтронного потока в активной зоне ядерного реактора зависит в основном от эффективности отражения отражателя, окружающего активную зону ядерного реактора. Можно достичь эффективного коэффициента K размножения нейтронов, равного или выше 1 путем использования эффективного отражателя. Управление в режиме следования за нагрузкой обеспечивается путем изменения эффективности отражения в зависимости от тепловыделения из активной зоны ядерного реактора.
(2-2) Характеристики теплоносителей
Примеры теплоносителей, используемых в настоящем изобретении, включают в себя металлический Na, свинец (Pb)-висмут (Bi), Pb и Sn. Затем, будут описаны характеристики соответствующих веществ.
(Плотность металлического натрия в качестве теплоносителя)
eff
eff
eff
[0012] Плотность металлического Na зависит от температуры, а точнее от коэффициента теплового расширения. Поскольку плотность уменьшается с повышением температуры, вероятность утечки нейтронов увеличивается, и эффективный коэффициент K размножения нейтронов уменьшается до 1, соответственно. Если температура дополнительно повышается, эффективный коэффициент K размножения нейтронов становится равным или меньше 1, что делает возможным поддержание критичности ядерного реактора. С другой стороны, когда температура опускается, вероятность утечки нейтронов уменьшается, и эффективный коэффициент K размножения нейтронов становится равным или больше 1. Следовательно, можно поддерживать ядерную цепную реакцию.
[0013]При этом температура кипения металлического Na составляет 880°C, и образование пустот обычно не становится проблемой. Тем не менее, металлический Na при контакте с топливными стержнями достигает высокой температуры, в результате чего небольшие пустоты могут быть образованы при температуре ниже его температуры кипения. В результате остается проблема в том, что пустотный коэффициент реактивности оказывается «положительным». Однако металлический Na имеет преимущество в том, что проблема пустотного коэффициента уменьшается, так как степень утечки нейтронов увеличивается вследствие высокой температуры.
(Другие теплоносители)
[0014] Помимо металлического Na, Pb также служит в качестве теплоносителя для быстрого реактора, поскольку Pb имеет небольшое поперечное сечение для поглощения нейтронов и не влияет на нейтронный поток. Однако Pb имеет недостаток в относительно высокой температуре плавления 325°C. Другим подходящим теплоносителем является Pb-Bi (45,5% Pb - 55,5% Bi), который может понижать температуру плавления. Температура плавления Pb-Bi понижена до 125°C. При этом другим перспективным кандидатом для теплоносителя первого контура является Sn, который имеет температуру плавления 232°C и температуру кипения 2602°C.
(2-3) Отношение площади поверхности к объему ядерного реактора
[0015] Количество нейтронов, подлежащих генерированию, зависит от объема ядерного реактора, в то время как величина утечки нейтронов зависит от площади поверхности ядерного реактора. То есть, доля вылетающих нейтронов зависит от отношения площади поверхности к объему ядерного реактора. Если доля площади поверхности становится большей, то доля вылетающих нейтронов увеличивается. Кроме того, количество нейтронов, подлежащих генерированию, также зависит от концентраций ядерных делящихся Pu и U, содержащихся в металлических топливных стержнях. Ядерная реакция ядерного топлива, образующего активную зону реактора, может управляться за счет использования тепловых характеристик и тепловой деформации отражателя в зависимости от изменения количества нейтронов, как описано выше (ПД1).
[0016] Настоящее изобретение относится к конструкции активной зоны ядерного реактора, применяющего управление в режиме следования за нагрузкой, который загружает сборки металлических топливных стержнях, и, кроме того, к конструкции ядерного реактора, включающего механизм управления в режиме следования за нагрузкой, который использует тепловое расширение либо жидкости, подобной жидкому металлу, либо газа, который имеет более высокий коэффициент теплового расширения по сравнению с коэффициентами теплового расширения твердых веществ.
[0017] Зависимость между тепловым расширением жидкого металла и характеристиками критичности ядерного топлива будет описана в первую очередь. Характеристики критичности зависят от следующих факторов:
(1) нейтронный поток;
(1-1) вероятность генерации нейтронов;
(1-2) вероятность утечки нейтронов и уменьшение вероятности утечки за счет отражателя;
(1-3) вероятность поглощения нейтронов, поглотитель нейтронов и нейтронный поток;
(2) концентрация ядерного делящегося вещества;
(2-1) концентрация ядерного делящегося вещества, такого как U и Pu, в ядерных топливных стержнях; и
(2-2) фактическая концентрация ядерного делящегося вещества при изменении внутреннего расстояния между тепловыделяющими сборками.
[0018] Относительно (1) легко физически увеличивать концентрацию ядерного делящегося вещества. Однако увеличение концентрации делает возможным производство ядерного оружия. Для предотвращения производства ядерного оружия Соединенные Штаты ограничивают концентрацию ядерного делящегося вещества до 20% или меньше. Кроме того, настоящее изобретение направлено на активную зону ядерного реактора, применяющего управление в режиме следования за нагрузкой. Конкретно, настоящее изобретение направлено на механизм, выполненный так, что ядерная реактивность уменьшается за счет природного явления, когда ядерная реактивность в активной зоне ядерного реактора увеличивается, и, с другой стороны, ядерная реактивность увеличивается за счет природного явления, когда ядерная реактивность в активной зоне ядерного реактора уменьшается. Используемым здесь природным явлением является тепловое расширение материала. Конструкционные материалы термически расширяются или термически сжимаются в зависимости от изменения температуры активной зоны ядерного реактора. Ядерной реактивностью управляют за счет изменения концентрации ядерного делящегося вещества посредством использования вышеупомянутого теплового расширения и теплового сжатия конструкционных материалов и посредством изменения нейтронного потока.
(Управление нейтронным потоком посредством использования теплового расширения/теплового сжатия)
[0019] Как раскрыто в ПД1, эффективность отражателя изменяется в результате деформации отражателя, использующего тепловое расширение твердотельной опоры отражателя, установленной вокруг тепловыделяющих сборок. Например, спиральная опора установлена на опорной конструкции. За счет увеличения размеров опоры посредством выбора вышеупомянутой формы, можно увеличивать величину теплового расширения и, таким образом, увеличить скорость изменения теплового расширения. В настоящем изобретении жидкий металл или газ используют в качестве другого способа увеличения степени теплового расширения/теплового сжатия. Для эффективного осуществления управления в режиме следования за нагрузкой желательно максимально увеличивать коэффициент теплового расширения. Важным моментом здесь является то, что коэффициент теплового расширения включает в себя коэффициент α линейного расширения и коэффициент β объемного расширения. Кроме того, коэффициенты α и β имеют зависимость, которая приблизительно выражена нижеследующей формулой:
(Формула 2) β=3α
Эта формула показывает, что коэффициент линейного расширения может быть увеличен за счет использования механизма, который преобразует коэффициент объемного расширения в коэффициент линейного расширения.
2
[0020] Фиг.1 показывает пример механизма преобразования на основании этого принципа. Как показано на фиг.1, поршень 1 вставлен в цилиндр 2, и зажимное приспособление 4 отражателя и фиксирующее приспособление 5 отражателя монтированы на поршне 1. Для предотвращения утечки жидкости или газа любое из сульфида молибдена (MoS), меди (Cu) и графита, имеющее функцию смазывания и функцию предотвращения утечки, может быть использовано в качестве смазки между цилиндром 2 и поршнем 1.
[0021] Величина линейного расширения является важной для эффективного перемещения отражателя. Для дополнительного увеличения степени линейного расширения установлен резервуар 30 для жидкого металла, как показано на фиг.1, и, кроме того, объем элемента, подвергаемого объемному расширению, такой как объем резервуара для жидкого металла или газа, увеличен. Таким образом, степень линейного расширения может быть увеличена. При условии, что объем резервуара 30 равен V, площадь поперечного сечения поршня 1 равна S, и разность температур равна Δt, величина δ перемещения поршня выражена следующей формулой:
(Формула 3) δ=βΔtV/S
Здесь V - эквивалентен сумме объема V1 жидкого металла в цилиндре и объема V2 жидкого металла во вспомогательном резервуаре :
(Формула 4) V=V1+V2
Как описано выше, величина δ перемещения поршня увеличивается за счет увеличения объема резервуара для жидкого металла при уменьшении площади поперечного сечения поршня. В результате величина перемещения отражателя увеличена.
[0022] Фиг.2 показывает пример механизма перемещения отражателя, в котором механизм теплового расширения снабженный поршнями и цилиндрами, как показано на фиг.1, соединен с разделенными отражателями. Каждый поршень 1 соединен с соответствующим разделенным отражателем 10 за счет фиксирующего приспособления 5 отражателя. Кроме того, каждый цилиндр 2 закреплен на цилиндре 11 фиксации механизма перемещения отражателя. Жидкий металл или газ введен в цилиндр 2. Сильфон 15 предназначен для предотвращения утечки жидкого металла или газа на наружную сторону. При увеличении коэффициента расширения жидкого металла или газа внутри цилиндра 2 поршень 1 в цилиндре 2 перемещается наружу. В результате отражатели 10, составленные из шести разделенных частей, перемещаются наружу. С учетом факторов окружающей среды ядерного реактора, таких как нейтронное излучение и т.д., и высокая температура, потенциальные кандидаты для жидкие металлов включают в себя ртуть (Hg), натрий (Na), калий (K), свинец (Pb) и свинец-висмут (Pb-Bi). Кроме того, потенциальные кандидаты для газов включают в себя гелий (He), аргон (Ar) и тому подобное. При этом коэффициент теплового расширения сосуда для содержания жидкого металла или газа должен быть установлен минимальным. В связи с этим, примеры материалов для сосуда включают в себя углерод (C), карбид кремния (SiC), нитрид кремния (SiN), никелевую сталь и вольфрамовую сталь.
[0023] Конкретная конструкция малогабаритной системы генерации ядерной энергии по настоящему изобретению выглядит следующим образом:
малогабаритная система генерации ядерной энергии, включающая в себя
активную зону ядерного реактора, включающая в себя множество тепловыделяющих сборок, причем
каждая тепловыделяющая сборка образована из множества топливных стержней, каждый из которых изготовлен путем заключения металлического топлива в трубу-оболочку, причем металлическое топливо содержит один или оба из
урана (U)-235 и U-238, и
плутония (Pu) 239;
корпус ядерного реактора, заключающий в себе активную зону ядерного реактора;
теплоноситель первого контура, включающий в себя одно из металлического натрия (Na), свинца (PB), олова (Sn) и свинца-висмута (Pb-Bi), причем теплоноситель первого контура вводится в корпус ядерного реактора и нагревается активной зоной ядерного реактора; и
малогабаритный ядерный реактор, включающий в себя
отражатель нейтронов, расположенный вокруг активной зоны ядерного реактора с возможностью ее окружения, и по меньшей мере один из механизма перемещения отражателя нейтронов и механизма регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками, которые предназначены для управления ядерной реакцией в активной зоне ядерного реактора, причем
отражатель нейтронов имеет эффективность отражения нейтронов, которая устанавливает критическое состояние в активной зоне ядерного реактора при поддержании эффективного коэффициента размножения нейтронов, излучаемых активной зоной ядерного реактора, равным или выше единицы,
каждый из механизма перемещения отражателя нейтронов и механизма регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками включает в себя механизм, содержащий любое из жидкости и газа с большим коэффициентом расширения, чем коэффициент расширения отражателя нейтронов, и выполненный с возможностью преобразования величины объемного теплового расширения любого из жидкости и газа в величину линейного теплового расширения любого из жидкости и газа,
механизм перемещения отражателя соединен с отражателем нейтронов и выполнен с возможностью изменения расстояния между отражателем нейтронов и активной зоной ядерного реактора за счет смещения, связанного с тепловым расширением, преобразованным в величину линейного теплового расширения, соответствующую температуре в корпусе ядерного реактора и, таким образом, изменения эффективности отражения нейтронов,
механизм регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками соединен с элементом для установки расстояния между упомянутым множеством тепловыделяющих сборок в активной зоне ядерного реактора и выполнен с возможностью изменения расстояния между тепловыделяющими сборками посредством смещения, связанного с тепловым расширением, преобразованным в величину линейного теплового расширения, соответствующую температуре в корпусе ядерного реактора, и изменения эффективного коэффициента размножения нейтронов посредством использования измененного расстояния, и
причем по меньшей мере одним из механизма перемещения отражателя нейтронов и механизма регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками обеспечивается возможность управления в режиме следования за нагрузкой в зависимости от температуры.
[0024] Кроме того, металлическим топливом может быть трехкомпонентное металлическое топливо из U-Pu-циркония (Zr), в котором доля суммы U-235 и Pu-239 равна или меньше 20%.
[0025] При этом, механизм преобразования величины объемного теплового расширения любого из жидкости и газа в величину линейного теплового расширения любого из жидкости и газа может быть механизмом, включающим в себя цилиндрический сосуд, в который впрыскивают любое из жидкости и газа, и поршневой элемент, вставленный в сосуд с возможностью удержания любого из жидкости и газа в сосуде.
[0026] Кроме того, между цилиндрическим сосудом и поршневым элементом может быть смонтирован сильфон для предотвращения утечки любого из жидкости и газа.
[0027] В качестве альтернативы, любое из сульфида молибдена, меди и графита может быть предусмотрено между цилиндрическим сосудом и поршневым элементом в качестве смазки, имеющей функцию смазывания и функцию предотвращения утечки для предотвращения утечки любого из жидкости и газа.
[0028] Жидкость с большим коэффициентом расширения может быть жидким металлом, выбранным из группы, состоящей из лития (Li), калия (K), натрия (Na), ртути (Hg), свинца (Pb), свинца-висмута (Pb-Bi), галлия (Ga) и цинка (Zn). При этом, газ с большим коэффициентом расширения может быть любым из гелия (He) и аргона (Ar).
[0029] При этом в дополнение к механизму преобразования величины объемного теплового расширения в величину линейного теплового расширения посредством использования цилиндрического сосуда и поршневого элемента малогабаритная система генерации ядерной энергии может включать в себя механизм, выполненный с возможностью преобразования большей величины объемного теплового расширения в величину линейного теплового расширения посредством соединения резервуара с цилиндрическим сосудом, причем резервуар имеет большую емкость, чем емкость цилиндрического сосуда.
[0030] Малогабаритная система генерации ядерной энергии по настоящему изобретению осуществляет управление в режиме следования за нагрузкой при регулировке расстояний между отражателями нейтронов и тепловыделяющими сборками за счет расположения цилиндра фиксации механизма перемещения отражателя на наружной периферии отражателей нейтронов, окружающих активную зону ядерного реактора, разделенных на две или более частей в направлении по окружности и имеющих практически цилиндрической формы, соединения цилиндрических сосудов или сочетания цилиндрических сосудов и резервуара с цилиндром фиксации механизма перемещения отражателя, причем число цилиндрических сосудов равно или больше числа отделений отражателей нейтронов, и удержания любого из жидкости и газа, соединения цилиндрических сосудов или сочетания цилиндрических сосудов и множества поршневых элементов с отражателями нейтронов, причем каждый поршневой элемент проникает в резервуар, и перемещения каждого отражателя нейтронов относительно цилиндра фиксации механизма перемещения отражателя на величину линейного теплового расширения, соответствующую изменению температуры.
[0031] Малогабаритная система генерации ядерной энергии по настоящему изобретению осуществляет управление в режиме следования за нагрузкой при регулировке расстояний между отражателями нейтронов и тепловыделяющими сборками за счет установки множества цилиндрических сосудов и резервуара для любого из жидкости и газа с внутренней стороны отражателей нейтронов, окружающих активную зону ядерного реактора, разделенных на две или более частей в направлении по окружности и имеющих практически цилиндрическую форму, причем цилиндрические сосуды соединены с разделенными отражателями нейтронов и обеспечивают вставку множества поршневых элементов, соответственно, причем поршневые элементы расположены радиально от центра активной зоны ядерного реактора, и резервуар для любого из жидкости и газа расположен в центре радиально расположенных цилиндрических сосудов, удержания любого из жидкости и газа в резервуаре и упомянутом множестве цилиндрических сосудов, и перемещения каждого отражателя нейтронов в радиальном направлении на величину линейного теплового расширения, соответствующую изменению температуры.
[0032] Другая малогабаритная система генерации ядерной энергии по настоящему изобретению включает в себя:
практически цилиндрические отражатели нейтронов, разделенные на две или более частей в направлении по окружности, дополнительно разделенные на две части в радиальном направлении, дополнительно разделенные на две или более частей в направлении по высоте и имеющие формы множества колец, причем в каждой из двух групп кольцеобразных отражателей с наружной стороны и кольцеобразных отражателей с внутренней стороны отражатели расположены в шахматном порядке в направлении по высоте без перекрытия друг с другом, если смотреть в поперечном направлении, и отражатели нейтронов полностью окружают активную зону ядерного реактора, и
механизм перемещения отражателей, включающий в себя цилиндрические сосуды, соответственно, снабженные поршневыми элементами, подвижными в вертикальном направлении, и резервуар, устанавливающий проточное сообщение с цилиндрическими сосудами, при этом малогабаритная система генерации ядерной энергии осуществляет управление в режиме следования за нагрузкой посредством закрепления поршневых элементов на группе кольцеобразных отражателей с наружной стороны, закрепления группы кольцеобразных отражателей с внутренней стороны к резервуару, удержания любого из жидкости и газа в цилиндрических сосудах и резервуаре, перемещения группы кольцеобразных отражателей с наружной стороны в вертикальном направлении на величину линейного теплового расширения любого из жидкости и газа, соответствующего изменению температуры, посредством использования поршневых элементов, образования щели между группой кольцеобразных отражателей с наружной стороны и группой кольцеобразных отражателей с внутренней стороны, и управления величиной утечки нейтронов за счет использования просвета щели.
[0033] Еще одна система генерации ядерной энергии по настоящему изобретению осуществляет управление активной зоной ядерного реактора в режиме следования за нагрузкой посредством расположения множества тепловыделяющих сборок практически концентрически и разделения тепловыделяющих сборок на концентрические группы, расположения резервуара и множества цилиндров, в которые вставлены поршни, соответственно, по меньшей мере в любой из верхней части и нижней части тепловыделяющих сборок, расположения упомянутого множества цилиндров радиально при определении резервуара как центра, удержания любого из жидкости и газа в цилиндрах и резервуаре, причем цилиндры и резервуар устанавливают проточное сообщение друг с другом, соединения поршней с концентрическими группами, соответственно, и перемещения каждой концентрической группы тепловыделяющих сборок в радиальном направлении на величину линейного теплового расширения любого из жидкости и газа, соответствующего изменению температуры.
[0034] Отражатель нейтронов, расположенный вокруг активной зоны ядерного реактора с возможностью ее окружения, может быть образован с высотой, меньшей размера по высоте активной зоны ядерного реактора, и может быть выполнен перемещаемым от нижней стороны к верхней стороне активной зоны ядерного реактора или от верхней стороны к нижней стороне активной зоны ядерного реактора путем использования механизма перемещения.
[0035] В качестве альтернативы, отражатель нейтронов, имеющий длину, равную общей длине тепловыделяющих сборок, может быть установлен вокруг тепловыделяющих сборок.
[0036] В малогабаритной системе генерации ядерной энергии по настоящему изобретению в корпусе ядерного реактора и вокруг тепловыделяющих сборок, на которых смонтирован любой из механизма перемещения отражателя и механизма регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками, может быть расположен цилиндр, выполненный из металла и имеющий функцию обеспечения естественной циркуляции теплоносителя первого контура и функцию предотвращения утечки нейтронов, и вокруг цилиндра может быть дополнительно расположен теплообменник, выполненный с возможностью осуществления теплообмена между теплоносителем первого контура и теплоносителем второго контура.
[0037] В малогабаритной системе генерации ядерной энергии по настоящему в центральной части тепловыделяющих сборок изобретению может быть установлен поглотитель нейтронов.
[0038] В качестве альтернативы, с наружной стороны отражателя нейтронов может быть установлен поглотитель нейтронов. При этом, в качестве поглотителя нейтронов может быть использован материал, пригодный для утилизации ядерных отходов и тому подобного, такого как радиоактивный элемент на основе актиноида.
[0039] Активная зона ядерного реактора настоящего изобретения включает в себя упомянутое множество топливных стержней, причем каждый изготовлен посредством заключения металлического топлива в трубу-оболочку. Здесь металлическое топливо включает в себя любой из сплава, выполненного из Zn, U-235, U-238 и Pu-239, и сплава, выполненного из Zr или любого из U-235 и U-238 и Pu-239. При этом труба-оболочка включает в себя любую из ферритовой нержавеющей стали и хромисто-молибденовой стали.
[0040] Корпус ядерного реактора по настоящему изобретению выполнен в цилиндрической форме, имеющей диаметр, равный или меньше 5 м, и высоту, равную или меньше 20 м, активная зона ядерного реактора, размещенная в корпусе ядерного реактора, включает в себя множество топливных стержней, каждый из которых сформирован с диаметром в диапазоне 5-15 мм и длиной, равной или меньше 3,0 м.
[0041] Малогабаритная система генерации ядерной энергии по настоящему изобретению включает в себя основной теплообменник, выполненный с возможностью принимать подачу теплоносителя первого контура через трубы, причем теплоноситель первого контура нагревается ядерным реактором, и обеспечивать циркуляцию теплоносителя второго контура, подлежащего нагреву, посредством подвергания теплообмену с теплоносителем первого контура, причем теплоноситель второго контура выполнен из любого из диоксида углерода в сверхкритическом состоянии, диоксида углерода в подкритическом состоянии, легкой воды и гелия, и турбинную систему генерации электроэнергии, приводимую в действие теплоносителем второго контура, нагретым основным теплообменником. Здесь основной теплообменник и турбинная система генерации электроэнергии предусмотрены снаружи ядерного реактора.
[0042] В другой малогабаритной системе генерации ядерной энергии по настоящему изобретению теплоноситель первого контура вводится в ядерный реактор, причем турбинная система генерации электроэнергии предусмотрена снаружи ядерного реактора, причем турбинная система генерации электроэнергии выполнена приводимой в действие теплоносителем второго контура, нагретым теплообменником в корпусе ядерного реактора, причем теплообменник нагревается топливом в корпусе ядерного реактора и теплоносителем первого контура, нагретым топливом в корпусе ядерного реактора. Теплоносителем второго контура может быть любое из ртути (Hg) и легкой воды.
[0043] Группа труб для впуска теплоносителя второго контура множества теплообменников, установленных в ядерном реакторе, может быть соединена с первым коллектором, и их группа труб для выпуска теплоносителя второго контура может быть соединена со вторым коллектором.
[0044] В еще одной малогабаритной системе генерации ядерной энергии по настоящему изобретению множество трубок, каждая из которых включает в себя термоэлектрический элемент, имеющий функцию термоэлектрической генерации электроэнергии и установленный на внутренней поверхности трубки, установлено вокруг активной зоны ядерного реактора, причем любое из тепловыделяющих сборок и тепловыделяющих сборок, оснащенных механизмом регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками, загружено в центре отражателя нейтронов, соединенного с механизмом перемещения. При этом теплоноситель первого контура вводится в ядерный реактор, и теплоноситель второго контура подается в упомянутое множество трубок.
[0045] Термоэлектрический элемент выполнен из одного из полупроводника на основе теллуристого свинца (на основе Pb-Te), полупроводника на основе кремния и германия (на основе Si-Ge), полупроводника на основе заполненного скуттерудита, выполненного из сплава La-Fe-Sb для p-типа и сплава Ce-Co-Sb для n-типа, полупроводника на основе оксида-металла, и полупроводника на основе оксида, выполненного из оксида Ca-Co для p-типа и оксида любого из Ca и Mn для n-типа.
ПОЛОЖИТЕЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗОБРЕТЕНИЯ
[0046] Ядерный реактор для малогабаритной системы генерации ядерной энергии по настоящему изобретению применяет систему физической защиты, такую как механизм перемещения отражателя нейтронов и механизм регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками, которые используют тепловое расширение или тепловое сжатие. Таким образом, настоящее изобретение может создать малогабаритную и недорогую систему ядерного реактора.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
[0047] Фиг.1 представляет собой перспективный вид в разрезе механизма перемещения отражателя нейтронов в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.2 представляет собой схематичный перспективный вид конструкции, которая объединяет отражатели нейтронов с механизмом перемещения в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.3 представляет собой перспективный вид сверху варианта осуществления активной зоны малогабаритного ядерного реактора по настоящему изобретению;
фиг.4 представляет собой внешний вид тепловыделяющей сборки;
фиг.5 представляет собой кривую, показывающую зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов от среднего радиуса активной зоны ядерного реактора тепловыделяющих сборок в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.6 представляет собой кривую, показывающую зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов от среднего зазора между активной зоной ядерного реактора и отражателями в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.7 представляет собой внешний вид тепловыделяющих сборок и механизма регулировки расстояния в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.8 представляет собой вид сверху механизмов регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.9 представляет собой кривую, показывающую зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов от среднего расстояния между тепловыделяющими сборками в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.10 представляет собой схематичный перспективный внешний вид механизма перемещения отражателя вместе с резервуаром для жидкости и тепловыделяющей сборкой в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.11A представляет собой схематичный перспективный вид в разрезе варианта осуществления механизма перемещения отражателя с регулировкой щели отражателя в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.11B представляет собой схематичный перспективный вид варианта осуществления механизма перемещения отражателя с регулировкой щели отражателя в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.12 представляет собой перспективный вид сверху варианта осуществления механизма перемещения отражателя с установкой внутри отражателя в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.13 представляет собой вид в разрезе тепловыделяющих сборок в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.14 представляет собой схематичный перспективный внешний вид тепловыделяющих сборок и механизма перемещения ядерного реактора в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.15 представляет собой кривую, показывающую отличие зависимости эффективного коэффициента размножения нейтронов от рабочего времени в системе генерации ядерной энергии, причем отличие связано с присутствием и отсутствием поглотителя нейтронов;
фиг.16A представляет собой прозрачный перспективный вид системы генерации ядерной энергии с естественной циркуляцией, снабженной теплообменником внутри реактора в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.16B представляет собой вертикальный вид в разрезе системы генерации ядерной энергии с естественной циркуляцией, снабженной теплообменником внутри реактора в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.17 представляет собой схематичный вид в разрезе варианта осуществления системы генерации ядерной энергии с естественной циркуляцией в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.18 представляет собой схематичный вид в разрезе другого варианта осуществления системы генерации ядерной энергии с естественной циркуляцией в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.19 представляет собой схематичный вид в разрезе варианта осуществления системы генерации ядерной энергии с естественной циркуляцией при использовании разделенного отражателя в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.20 представляет собой схематичный вид в разрезе другого варианта осуществления малогабаритной системы генерации ядерной энергии с разделенным отражателем в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.21 представляет собой схематичный вид в разрезе варианта осуществления турбинной малогабаритной системы генерации электроэнергии ядерного реактора, работающей на газообразном диоксиде углерода в сверхкритическом состоянии, в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.22 представляет собой перспективный вид в разрезе варианта осуществления малогабаритного ядерного реактора с механизмом термоэлектрической генерации электроэнергии в соответствии с настоящим изобретением;
фиг.23 представляет собой схематичный вид в разрезе варианта осуществления малогабаритной системы генерации ядерной энергии в соответствии с настоящим изобретением, которая использует ртуть в качестве теплоносителя второго контура.
ОПИСАНИЕ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0048] Варианты осуществления настоящего изобретения основаны на результатах, полученных путем использования кода для анализа стандартного реактора (SRAC). SRAC - система кода для анализа реактора, которая применяется для анализов активных зона различных типов ядерных реакторов. Прежде всего, ядерная реакция была подтверждена на основании основных характеристик активной зоны малогабаритного ядерного реактора, приведенных ниже:
(Основные характеристики)
*диаметр активной зоны ядерного реактора: 85 см;
*высота активной зоны ядерного реактора: 200 см;
*количество тепловыделяющих сборок: 60; и
*диаметр тепловыделяющего элемента: 1 см.
Затем, будут описаны варианты осуществления малогабаритных ядерных реакторов конкретных форм на основании результатов расчетов критичности, проведенных относительно вариантов осуществления и со ссылкой на чертежи.
ПЕРВЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0049] На фиг.3 изображен схематичный вид в разрезе конструкции малогабаритного ядерного реактора в соответствии с первым вариантом осуществления настоящего изобретения. Тепловыделяющие сборки 20 загружены в корпус ядерного реактора, выполненного из низколегированной стали или тому подобного, и разделенные отражатели 10 нейтронов, выполненные из графита, установлены вокруг тепловыделяющих сборок. Эти отражатели могут перемещаться снизу вверх или перемещаться сверху вниз. Для перемещения отражателей в поперечном направлении цилиндр 11 фиксации механизма перемещения отражателя установлен в качестве опорного механизма отражателей, и цилиндры 2 для жидкого металла, крепежные приспособления 5 отражателя и поршни 1 уставлены на нем. Разделенные отражатели и опорный механизм отражателей соединены с приводным механизмом (не показан), установленным в верхней части ядерного реактора. Однако настоящее изобретение не ограничивается этой конструкцией, и отражатели, имеющие длину, равную общей длине тепловыделяющих сборок, могут быть установлены вокруг тепловыделяющих сборок.
[0050] На фиг.4 показан внешний вид тепловыделяющей сборки 20. Тепловыделяющая сборка 20 была образована путем объединения в пучок двадцати четырех топливных стержней 21 посредством использования распорок 22, в которой каждый топливный стержень 21 изготовлен путем вставки топливного стержня, выполненного из стали, легированной Pu-U-Zr и имеющего диаметр 10 мм и длину 200 мм в трубу-оболочку, выполненную из ферритной нержавеющей стали (сталь HT-9 (Fe-12CHMo-V, W)), являющейся типом эталонной стали ферритных стальных материалов). Как показано в модели ядерного реактора на фиг.3, девяносто три или более наборов тепловыделяющих сборок 20 были загружены в разделенные отражатели. Концентрация ядерных делящихся веществ, являющаяся суммой Pu-239 и U-235, была установлена на 19%.
eff
eff
eff
eff
eff
eff
eff
eff
[0051] На фиг.5 показана зависимость эффективного коэффициента (K) размножения нейтронов от среднего размера активной зоны ядерного реактора. Как можно видеть на чертеже, когда средний радиус активной зоны ядерного реактора становится больше, эффективный коэффициент (K) размножения нейтронов стремится превысить 1. В настоящем изобретении радиус активной зоны ядерного реактора установлен на значение, равное или меньше 1, которое находится в диапазоне от Kприблизительно 1 до окрестности 1, и K> 1 удовлетворяется путем использования отражателей. На фиг.6 показана зависимость эффективного коэффициента (K) размножения нейтронов от среднего расстояния (зазора) между активной зоной ядерного реактора и отражателями. Как можно видеть на чертеже, коэффициент Kстановится меньше, когда отражатели удаляются от тепловыделяющих сборок. С другой стороны, коэффициент Kстановится больше, когда зазор становится меньше. Можно регулировать коэффициент Kпосредством перемещения положения каждого отражателя в зависимости от температуры. Другими словами, на этом чертеже показано, что повышение температуры активной зоны ядерного реактора увеличивает зазор для понижения температуры ядерной реакции, и падение ее температуры уменьшает зазор для повышения температуры ядерной реакции. Следовательно, обеспечивается возможность управления в режиме следования за нагрузкой.
ВТОРОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0052] Выше было описано управление в режиме следования за нагрузкой посредством использования отражателей. Далее будет описано управление в режиме следования за нагрузкой путем изменения расстояний между тепловыделяющими сборками. Фиг.7 показывает внешний вид тепловыделяющих сборок, снабженных механизмами сдвига положений тепловыделяющих сборок. Фиг.8 показывает вид сверху механизмов сдвига положений тепловыделяющих сборок для установки в верхних частях и нижних частях тепловыделяющих сборок, каждый из которых выполнен с возможностью изменения расстояния между тепловыделяющими сборками и ядерным реактором, образованным из тепловыделяющих сборок. Каждый механизм перемещения тепловыделяющих сборок устанавливает цилиндры 2, поршни 1, опоры 9 тепловыделяющих сборок и блокировочные элементы 35 тепловыделяющих сборок на любом из резервуара 30 для жидкости и нижнего резервуара 31 для жидкости. Подходящие жидкие металлы, подлежащие использованию в этом варианте осуществления, включают в себя галлий (Ga), ртуть (Hg), цинк (Zn), кадмий (Cd), свинец (Pb), свинец-висмут (Pb-Bi), калий (K), натрий (Na), литий (Li) и олово (Sn), каждый из которых превращается в жидкость при температуре, равной или ниже 400°C. Среди них Hg, K и Na являются особенно эффективными из-за высокого коэффициента теплового расширения.
eff
eff
[0053] На фиг.9 показана зависимость эффективного коэффициента (K) размножения нейтронов от расстояния между тепловыделяющей сборкой на наружной кромочной части активной зоны ядерного реактора и тепловыделяющей сборкой в центральной части. Как можно видеть на этом чертеже, коэффициент (K) постепенно уменьшается при удалении тепловыделяющей сборки на наружной кромочной части от центральной части, таким образом, в результате достигая субкритического значения.
ТРЕТИЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0054] На фиг.10 изображен вариант осуществления механизма перемещения отражателя, одновременно использующий резервуары для жидкости и цилиндры. Поршень 1 и цилиндр 11 фиксации механизма перемещения отражателя закреплены на каждом разделенном отражателе 10. Как показано на фиг.1, резервуар 30 для жидкости выполнен как одно целое с цилиндром 2, в который вставлен поршень 1. Выполнение как одно целое цилиндра с резервуаром для жидкости делает возможным увеличение емкости для жидкого металла, используемого для теплового расширения. Увеличение количества общего жидкого металла приводит к увеличению скорости изменения (величины перемещения/разности температур) каждого отражателя, и управление в режиме следования за нагрузкой в результате становится легче. В случае этого варианта осуществления можно увеличить продолжительность рабочего времени малогабаритного ядерного реактора посредством перемещения отражателей в вертикальном направлении вместе с рабочим временем. Конкретно, горящая часть ядерного топлива перемещается посредством перемещения отражателей от нижней части к верхней части тепловыделяющих сборок.
ЧЕТВЕРТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0055] На фиг.11A и 11B изображен вариант осуществления разделения разделенных отражателей на две или более частей в радиальном направлении. Отражатели, разделенные в радиальном направлении, разделены на внутренние разделенные отражатели 14 и наружные разделенные отражатели 13. Внутренние разделенные отражатели 14 и наружные разделенные отражатели 13 расположены в шахматном порядке в направлении по высоте. Внутренние разделенные отражатели 14 закреплены друг с другом за счет использования фиксирующих средств 15 для внутренних разделенных отражателей. Наружные разделенные отражатели 13 соединены с цилиндром 11 фиксации механизма перемещения отражателя. Кроме того, цилиндр 11 фиксации механизма перемещения отражателя соединен с поршнем 1. Каждый цилиндр 2, который обеспечивает вставку поршня 1, выполнен как одно целое с резервуаром 30 для жидкости. Кроме того, хотя не показано, внутренние разделенные отражатели 14 и резервуар 30 для жидкости закреплены друг с другом. В случае такой конструкции наружные разделенные отражатели 13 перемещаются вертикально за счет использования теплового расширения металла, загруженного в резервуар 30 для жидкости. Это перемещение, связанное с жидким металлом, образует щель между внутренними разделенными отражателями 14 и наружными разделенными отражателями 13, которая уменьшает эффективность отражения. Управление в режиме следования за нагрузкой обеспечено посредством использования этого механизма.
ПЯТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0056] На фиг.12 изображен вариант осуществления конструкции отражателя, в которой механизм перемещения отражателя, использующий жидкость, встроен в отражатели. Конкретно, любой из Hg, K и Na, которые являются жидкими металлами, загружены в качестве жидкости. Этот вариант осуществления представляет пример устройства, в котором механизм перемещения отражателя, выполненный с возможностью использования теплового расширения жидкого металла, встроен в отражатели. Механизм перемещения жидкого металла встроен в отражатели 10, разделенные на восемь частей. Механизм перемещения жидкого металла включает в себя резервуар 30 для жидкости в центре, и восемь цилиндров 2, в которые вставлены поршни 1, соответственно, смонтированы вокруг резервуара 30 для жидкости. Поршни 1 соединены с разделенными отражателями 10. В случае этой конструкции отражатели 10 перемещаются наружу при увеличении температуры жидкого металла и перемещаются внутрь при уменьшении его температуры. В результате, обеспечено управление в режиме следования за нагрузкой. Конструкция отражателя по этому варианту осуществления выполнена с возможностью монтажа в верхней части, нижней части или на обоих концах тепловыделяющих сборок, и, следовательно, трудно перемещать отражатели в вертикальном направлении. Соответственно, отражатели должны иметь высоту, большую высоты тепловыделяющих сборок.
ШЕСТОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
2
3
[0057] В нижеследующем варианте осуществления будет описан способ, обеспечивающий более длительный срок службы. Прежде всего, как показано на фиг.13, поглощающий нейтроны стержень 25, содержащий бор (B) и гадолиний (Gd), установлен в группе 20 тепловыделяющих сборок, образованной из девяноста трех топливных стержней 21, как описано выше. На фиг.14 изображено состояние загрузки активной зоны ядерного реактора, имеющей вышеупомянутую конструкцию, в конструкцию отражателя. На фиг.14 разделенные отражатели 10 загружены в цилиндр 11 фиксации механизма перемещения отражателя, и цилиндры 2, содержащие жидкий металл, соединены с цилиндром 11 фиксации механизма перемещения отражателя для перемещения разделенных отражателей 10 в радиальном направлении. Ядерные характеристики этой конструкции были изучены. Тепловыделяющие сборки, содержащие запас начальной реактивности, как показано на фиг.13, были загружены для увеличения рабочего времени ядерного реактора. Если начальная реактивность является большой, существует риск чрезмерной скорости ядерной реакции, что может привести к перегреву. В связи с этим, можно уменьшать чрезмерную реактивность в начальном процессе посредством загрузки поглотителя 25 нейтронов, выполненного из горючего поглотителя нейтронов и смешанного с B10 при высокой концентрации 20% или больше, как показано на фиг.15. Другим способом уменьшения начальной реактивности является способ добавления поглотителя нейтронов, такого как диоксид гадолиния (GdO), в топливные стержни.
СЕДЬМОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0058] На фиг.16A и 16B изображен вариант осуществления системы ядерного реактора, в которой тепловыделяющие сборки управления в режиме следования за нагрузкой, изображенные на фиг.7, установлены в корпусе ядерного реактора. Эта система использует Pb-Bi в качестве теплоносителя первого контура в корпусе ядерного реактора и использует легкую воду в качестве теплоносителя второго контура. Тепловыделяющие сборки 20 загружены в корпус 50 ядерного реактора. Как показано на фиг.7 и 8, цилиндры 2, соединенные с резервуаром 30 для жидкости и другими компонентами, соединены с тепловыделяющими сборками 20, и эта конструкция имеет механизм, с помощью которого расстояния между тепловыделяющими сборками увеличиваются в результате расширения Hg, который является жидким металлом, загруженным в резервуар 30 для жидкости. Цилиндр 52 для обеспечения естественной циркуляции установлен вокруг тепловыделяющих сборок 20. Этот цилиндр 52 имеет функцию трубы и обеспечивает естественную циркуляцию теплоносителя первого контура. Кроме того, за счет наличия цилиндра 52 с функцией отражателя, а также функцией трубы можно улучшить характеристики критичности и увеличить продолжительность горения каждой из тепловыделяющих сборок. Кроме того, теплообменник 51 для осуществления теплообмена между теплоносителем первого контура и теплоносителем второго контура установлен вокруг внутренней периферии корпуса 50 ядерного реактора. Кроме того, множество труб для впуска теплоносителя второго контура этого теплообменника соединено с коллектором 56 для впуска теплоносителя второго контура. Затем, множество труб для выпуска теплоносителя второго контура теплообменника соединено с коллектором 55 для выпуска теплоносителя второго контура.
ВОСЬМОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0059] На фиг.17 изображен вариант осуществления системы ядерного реактора, включающей в себя ядерный реактор, описанный в седьмом варианте осуществления. Конструкция внутри корпуса 59 ядерного реактора является такой же, что и конструкция по седьмому варианту осуществления. Тепловыделяющие сборки 20, механизм перемещения тепловыделяющей сборки, включающий в себя резервуар 30 для жидкости и нижний резервуар 31 для жидкости в качестве основных компонентов, цилиндр 52 для обеспечения естественной циркуляции и теплообменник 51 встроены в корпус 50 ядерного реактора. Коллектор 56 для впуска теплоносителя второго контура, пригодный для впускных труб теплообменника, и коллектор 56 для выпуска теплоносителя второго контура, пригодный для его выпускных труб, установлены вокруг корпуса 50 ядерного реактора. Этот вариант осуществления использует воду в качестве теплоносителя второго контура. Трубы, соединенные с коллектором 55 для выпуска теплоносителя второго контура, соединены с паровой турбиной 71, которая приводится в действие для генерации электроэнергии. Вода, превращенная в жидкость конденсатором 70, соединенным с паровой турбиной 71, предварительно нагревается первым нагревателем 72 и вторым нагревателем 73 и затем подается в теплообменник 51 в корпусе 50 ядерного реактора через коллектор 56 для впуска теплоносителя второго контура с помощью насоса 75 для подачи воды. Этот вариант осуществления представляет систему, выполненную с возможностью непосредственной генерации пара внутри теплообменника 51 путем нагрева теплоносителя второго контура в корпусе ядерного реактора и забора пара из коллектора 55 для выпуска теплоносителя второго контура, и генерации электроэнергии посредством вращения паровой турбины.
ДЕВЯТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0060] Другой вариант осуществления будет описан со ссылкой на фиг.18. В этом варианте осуществления генерация пара внутри корпуса ядерного реактора подавляется компенсатором 91 давления. Прежде всего, тепловыделяющие сборки 20, механизм перемещения отражателя тепловыделяющих сборок, включающий в себя резервуары 30 и 31 для жидкости в качестве основных компонентов и теплообменник 51 встроены в корпус 50 ядерного реактора. Кроме того, цилиндр 52 для обеспечения естественной циркуляции для обеспечения естественного циркуляционного потока теплоносителя первого контура установлен вокруг тепловыделяющих сборок. Коллектор 56 для впуска теплоносителя второго контура, пригодный для впускных труб теплообменника в ядерном реакторе, и коллектор 56 для выпуска теплоносителя второго контура, пригодный для его выпускных труб, которые установлены для поглощения тепла теплоносителя (Bi-Pb) первого контура, нагретого за счет естественной циркуляции, установлены вокруг корпуса 50 ядерного реактора. Этот вариант осуществления использует воду в качестве теплоносителя второго контура. Трубы, соединенные с коллектором 55 для выпуска теплоносителя второго контура, соединены с основным теплообменником 90. Пар охлаждающей воды третьего контура, генерируемый в основном теплообменнике 90, подается на паровую турбину 71, и турбина 71 соединена с конденсатором 70. Таким образом, турбина приводится в действие для генерации энергии. Охлаждающая вода третьего контура, превращенная в жидкость конденсатором 70, предварительно нагревается первым нагревателем 72 и вторым нагревателем 73 и затем возвращается в основной теплообменник 90 с помощью насоса 75 для подачи воды. Охлаждающая вода второго контура подается в теплообменник 51 в корпусе 50 ядерного реактора через коллектор 56 для впуска теплоносителя второго контура.
ДЕСЯТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0061] В девятом варианте осуществления описана система, выполненная с возможностью нагрева теплоносителя первого контура жидкого металла (Bi-Pb) за счет естественной циркуляции внутри тепловыделяющих сборок, загружающих ядерный реактор, имеющих функцию регулировки расстояния между тепловыделяющими сборками. В этом варианте осуществления разделенные отражатели 10 установлены вокруг тепловыделяющих сборок 20, как показано на фиг.19. Разделенными отражателями управляют за счет расширения/сжатия жидкого металла, загруженного в резервуар 30 для жидкости. Кроме того, цилиндр 67 для поглощения нейтронов, выполненный с возможностью предотвращения возврата, вылетающих нейтронов за пределы отражателей, в активную зону ядерного реактора, посредством отражения, расположен на наружной периферии разделенных отражателей для повышения эффекта отражателя. Эта конструкция, объединяющая цилиндр 67 для поглощения нейтронов с разделенными отражателями также имеет функцию для обеспечения естественной циркуляции теплоносителя первого контура. Вода используется в качестве теплоносителя второго контура на фиг.19. Для нагрева воды множество теплообменников 51 установлено в корпусе 50 ядерного реактора. Эти теплообменники 51 соединены с коллектором 56 для впуска теплоносителя второго контура и коллектором 55 для выпуска теплоносителя второго контура. Теплоноситель второго контура, превращенный в пар внутри теплообменников 51, подается на турбину 71, и пар превращается обратно в воду конденсатором 70. Вода предварительно нагревается первым нагревателем 72 и вторым нагревателем 73 и затем подается в теплообменники 51 с помощью насоса 75 для подачи воды.
ОДИННАДЦАТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0062] Затем будет описан вариант осуществления системы, выполненной с возможностью обеспечения циркуляции теплоносителя (Bi-Pb) первого контура, со ссылкой на фиг.20. На фиг.20 тепловыделяющие сборки 20 и механизм 10 перемещения разделенного отражателя, включающий в себя резервуар 30 для жидкости в качестве основного компонента, встроены в корпус 50 ядерного реактора. Обратная труба 57 теплоносителя первого контура и выпускная труба 58 теплоносителя первого контура установлены на корпусе 50 ядерного реактора. Этот вариант осуществления использует воду в качестве теплоносителя второго контура. Нагретый теплоноситель первого контура подается из выпускной трубы 58 теплоносителя первого контура в основной теплообменник 90. После теплообмена теплоноситель первого контура возвращается в корпус 50 ядерного реактора через обратную трубу 57. Пар, генерируемый основным теплообменником, подается на паровую турбину 71, и пар приводит в действие турбину 71 для генерации энергии. Вода, превращенная обратно в жидкость конденсатором 70, соединенным с паровой турбиной 71, предварительно нагревается первым нагревателем 72 и вторым нагревателем 73 и затем подается в основной теплообменник 90 с помощью насоса 75 для подачи воды.
ДВЕНАДЦАТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0063] Другой вариант осуществления системы, выполненной с возможностью обеспечения циркуляции теплоносителя (Bi-Pb) первого контура, будет описан со ссылкой на фиг.21. На фиг.21 тепловыделяющие сборки 20 и механизм 10 перемещения разделенного отражателя, включающий в себя резервуар 30 для жидкости в качестве основного компонента, встроены в корпус 50 ядерного реактора. Обратная труба 57 теплоносителя первого контура и выпускная труба 58 теплоносителя первого контура установлены на корпусе 50 ядерного реактора. Этот вариант осуществления использует диоксид углерода в сверхкритическом состоянии (диоксид углерода в подкритическом состоянии) в качестве теплоносителя второго контура. Нагретый теплоноситель первого контура подается из выпускной трубы 58 теплоносителя первого контура в основной теплообменник 90. После теплообмена теплоноситель первого контура возвращается в корпус 50 ядерного реактора через обратную трубу 57. Газообразный диоксид углерода в сверхкритическом состоянии (или газообразный диоксид углерода в подкритическом состоянии), нагретый основным теплообменником 90, подается на турбину 81, работающую на газообразном диоксиде углерода в сверхкритичном состоянии, соединенную с компрессором 82 через изолирующий клапан 80, и этот газ приводит в действие турбину 81 для генерации энергии. Газообразный диоксид углерода в сверхкритическом состоянии (газообразный диоксид углерода в подкритическом состоянии), выходящий из турбины, охлаждается охладителем 83 и затем подается в компрессор 82. Низкотемпературный газообразный диоксид углерода в сверхкритическом состоянии предварительно нагревается регенеративным теплообменником 84 и затем подается в основной теплообменник 90 с помощью использования насоса 86 для подачи газообразного диоксида углерода в сверхкритическом состоянии (или газообразного диоксида углерода в подкритическом состоянии).
[0064] В этой малогабаритной системе генерации ядерной энергии, которая использует газообразный диоксид углерода в сверхкритическом состоянии в качестве теплоносителя второго контура, необходимо рассмотрение удельных теплопроводностей, в основном, для увеличения термического к.п.д., который влияет на величину теплообмена между теплоносителем первого контура и теплоносителем второго контура. Среди используемых газов, водород, гелий, воздух и азот сравнимы друг с другом. При этом газообразный водород имеет наибольший термический к.п.д. 0,172 (Вт/м/К). При этом гелий имеет удельную теплопроводность, которая немного меньше теплопроводностей вышеупомянутых, и удельная теплопроводность газообразного диоксида углерода для транспортабельной и безопасной малогабаритной системы генерации ядерной энергии и с учетом воспламеняемости газообразного водорода.
ТРИНАДЦАТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0065] На фиг.22 изображен вариант осуществления малогабаритной системы ядерного реактора, которая использует термоэлектрический элемент в ядерном реакторе. Термоэлектрическим элементом является элемент, который преобразует тепло в электрическую энергию. Элемент образован путем склеивания двух типов разных металлов или полупроводников друг с другом и выполнен с возможностью создания электродвижущей силы вследствие эффекта Зеебека посредством приложения разности температур между его двумя концами. Этот элемент используется для генерации энергии. Для получения большой разности потенциалов, полупроводниковый материал p-типа и полупроводниковый материал n-типа используются вместе. Конкретные примеры включают в себя нижеследующее (непатентный документ 3):
(1) от комнатной температуры до 500K: на основе висмута-теллура (на основе Bi-Te);
(2) от комнатной температуры до 800K: на основе свинца-теллура (на основе Bi-Te); и
(3) от комнатной температуры до 1000K:
(a) на основе кремния-германия (на основе Si-Ge),
(b) на основе заполненного скуттерудита: сплава La-Fe-Sb для p-типа и сплава Ce-Co-Sb для n-типа, 600°C/50°C, КПД преобразования 6,2%,
(c) на основе оксида-металла: сочетание материала, пригодного для 800°C или ниже, и материала, пригодного для 300°C или ниже, и
(d) на основе оксида: оксид Ca-Co для p-типа и оксида Ca или Mn для n-типа, 600-400°C/50°C.
Корпорация Panasonic производит термоэлектрические трубки путем использования термоэлектрических элементов, которые используют эффект Зеебека. Сущность этого способа была описана в ПД2. Такой трубчатый термоэлектрический элемент встроен в ядерный реактор, как и в случае трубки теплообменника.
[0066] Конкретно, на фиг.22 множество тепловыделяющих сборок 20 загружено в ядерный реактор 50, и установлены резервуар 30 для жидкости и цилиндры 2 для регулировки расстояний между тепловыделяющими сборками. Цилиндр 52 для обеспечения естественной циркуляции теплоносителя первого контура расположен вокруг тепловыделяющих сборок 20, а цилиндр 67 для поглощения нейтронов расположен с их наружной стороны. Внутренний коллектор 65 для выпуска теплоносителя второго контура установлен в верхней части внутри ядерного реактора 50, в то время как внутренний коллектор 66 для впуска теплоносителя второго контура установлен в его нижней части. Кроме того, трубчатая система 53 термоэлектрической генерации электроэнергии установлена между этими коллекторами.
ЧЕТЫРНАДЦАТЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
[0067] В вышеописанных вариантах осуществления или вода или диоксид углерода в сверхкритическом состоянии были использованы в качестве теплоносителя второго контура. Использование этих материалов имеет недостаток в низком коэффициенте теплопередачи, поскольку эти материалы имеют меньшие плотности, чем плотности металлов. При изготовлении транспортабельной малогабаритной системы генерации ядерной энергии желательно выполнить систему как можно меньше. Самым важным фактором, влияющим на уменьшение размера системы, является теплообменник. Использование теплоносителя, имеющего низкий коэффициент теплопередачи, требует увеличения площади теплообмена, и, таким образом, является главной проблемой. Площадь теплообмена может быть выполнена меньшей за счет использования теплоносителя, имеющего высокий коэффициент теплопередачи. Этот вариант осуществления использует ртуть в качестве теплоносителя второго контура. Ртуть является перспективным материалом в качестве теплоносителя второго контура в малогабаритной системе генерации ядерной энергии, поскольку ртуть имеет свойства быть жидкостью при комнатной температуре и иметь температуру кипения 356,7°C. В прошлом этот способ был рассмотрен NASA в качестве турбины, подлежащей установке на подвижном объекте (непатентный документ 3), и фактически был подан в качестве патента на малогабаритную турбину (ПД3).
[0068] Вариант осуществления малогабаритной системы генерации ядерной энергии в соответствии с настоящим изобретением, включающей в себя вышеупомянутую малогабаритную ртутную турбину, будет описан посредством ссылки на фиг.23. Управление в режиме следования за нагрузкой обеспечивается путем загрузки тепловыделяющих сборок 20 в корпус 50 ядерного реактора и установки резервуара 30 для жидкости и нижнего резервуара 31 для жидкости на тепловыделяющих сборках. В качестве теплоносителя первого контура Pb-Bi загружен в корпус 50 ядерного реактора. Для естественной циркуляции теплоносителя первого контура цилиндр 52 для обеспечения естественной циркуляции установлен вокруг тепловыделяющих сборок 20. Теплообменник 51 установлен в корпусе, и впускная труба теплообменника соединена с коллектором 56 для впуска теплоносителя второго контура, в то время как его выпускная труба соединена с коллектором 55 для выпуска теплоносителя второго контура. Ртуть, являющаяся теплоносителем второго контура, нагретого активной зоной ядерного реактора, подается на турбину 95. Турбина 95 соединена с ртутным конденсатором 98. Сконденсированная ртуть предварительно нагревается первым ртутным нагревателем 96 и затем подается в корпус 50 ядерного реактора с помощью насоса 97.
[0069] Хотя варианты осуществления были описаны выше, настоящее изобретение не ограничивается только этими вариантами осуществления. Специалисты в данной области техники должны понимать, что возможны различные изменения и модификации в пределах сущности настоящего изобретения и объема прилагаемой формулы изобретения.
СПИСОК ССЫЛОЧНЫХ ПОЗИЦИЙ
[0070] 1 - поршень
2 - цилиндр
4 - установочное приспособление отражателя
5 - фиксирующее приспособление отражателя
9 - опора тепловыделяющей сборки
10 - разделенный отражатель
11 - цилиндр фиксации механизма перемещения отражателя
13 - наружный разделенный отражатель
14 - внутренний разделенный отражатель
15 - сильфон
20 - тепловыделяющая сборка
21 - топливный стержень
24 - опорная пластина тепловыделяющей сборки
25 - поглощающий нейтроны стержень
30 - резервуар для жидкости
31 - нижний резервуар для жидкости
35 - блокировочный элемент тепловыделяющей сборки
50 - корпус ядерного реактора
51 - теплообменник
52 - цилиндр для обеспечения естественной циркуляции
53 - трубчатая система термоэлектрической генерации электроэнергии
55 - коллектор для выпуска теплоносителя второго контура
56 - коллектор для впуска теплоносителя второго контура
57 - обратная трубатеплоносителя первого контура
58 - выпускная трубатеплоносителя первого контура
65 - внутренний коллектор для выпуска теплоносителя второго контура
66 - внутренний коллектор для впуска теплоносителя второго контура
67 - цилиндр для поглощения нейтронов
70 - конденсатор
71 - паровая турбина
72 - первый нагреватель
73 - второй нагреватель
75 - насос для подачи воды
76 - циркуляционный насос теплоносителя первого контура
80 - изолирующий клапан
81 - турбина, работающая на газообразном диоксиде углерода в сверхкритическом состоянии
82 - компрессор
83 - охладитель
84 - регенеративный теплообменник
85 - циркуляционный насос для газообразного диоксида углерода в сверхкритическом состоянии
86 - насос для подачи газообразного диоксида углерода в сверхкритическом состоянии
90 - основной теплообменник
91 - компенсатор давления
95 - ртутная паровая турбина
96 - первый ртутный нагреватель
98 - ртутный конденсатор.