НЕБОЛЬШАЯ АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ДЛИТЕЛЬНЫМ ИНТЕРВАЛОМ ЗАМЕНЫ ТОПЛИВА

1. Система ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащая:
реактор, который содержит:
бассейн реактора;
активную зону реактора, которая расположена внутри бассейна реактора и содержит топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и
насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности, получающую отклики по реакционной способности;
по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети;
неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности; и
2
реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим CO, использующий цикл Брайтона и обладающий коэффициентом преобразования примерно 40% или более;
при этом реактор является модульным, а система выполнена с возможностью выработки примерно от 50 до 100 МВт электроэнергии.
2. Система по п.1, дополнительно содержащая небольшую по объему защитную конструкцию, состоящую из защитной емкости и купола над настилом реактора, причем небольшая по объему защитная конструкция помещена в шахтную защитную, сейсмоустойчивую конструкцию.
3. Система по п.1, в которой на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.
4. Система по п.1, в которой первая загрузка состоит из обогащенного урана с обогащением примерно менее 20%, а все последующие загрузки состоят из переработанного урана, трансурановых материалов и циркония.
5. Система по п.1, в которой интервал перегрузки топлива составляет примерно 20 лет, причем во время перегрузки топлива активная зона реактора заменяется полностью.
6. Система по п.1, дополнительно содержащая один или несколько кластеров из нескольких сборок.
7. Система по п.6, в которой один или несколько кластеров из нескольких сборок имеют пониженную удельную мощность (кВт тепловой энергии/кг топлива), позволяющую осуществлять перегрузку топлива через длительные интервалы, а также позволяющую начинать перегрузку топлива примерно через две недели после остановки реактора.
8. Система по п.1, дополнительно содержащая съемный и регулируемый клин в активной зоне реактора на уровне загрузочных корзин, расположенных над активной зоной, предназначенный для сжатия активной зоны и корректирующей подстройки откликов по реакционной способности.
9. Система по п.1, в которой тепловой кпд системы составляет примерно от 39% до примерно 41%.
10. Система по п.1, в которой внутренний коэффициент воспроизводства составляет около единицы.
11. Способ получения ядерной энергии, включающий в себя:
обеспечение системы ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащей:
реактор, который содержит:
бассейн реактора;
активную зону реактора, расположенную внутри бассейна реактора и содержащую топливную загрузку из металлического или металлокерамического топлива, при этом в качестве теплопередающей среды используется жидкий натрий; и
насос для обеспечения циркуляции жидкого натрия через теплообменник; и
по меньшей мере, одну систему пассивной безопасности с откликами по реакционной способности;
по меньшей мере, одну систему пассивного отслеживания нагрузки в электросети;
неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности; и
2
реактор для выработки тепла, приводящий в действие преобразователь энергии со сверхкритическим СО, использующий цикл Брайтона и обладающий коэффициентом преобразования примерно 40% или более,
запуск системы;
преобразование тепла в электричество; и
снабжение электричеством,
при этом реактор является модульным, а система выполнена с возможностью выработки примерно от 50 до 100 МВт электроэнергии.
12. Способ по п.11, в котором реактор дополнительно содержит небольшую по объему защитную конструкцию, состоящую из защитной емкости и купола над настилом реактора, причем небольшая по объему защитная конструкция помещена в шахтную защитную, сейсмоустойчивую конструкцию.
13. Способ по п.11, в котором на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.
14. Способ по п.11, в котором первая загрузка состоит из обогащенного урана с обогащением примерно менее 20%, а последующие загрузки состоят из переработанного урана, трансурановых материалов и циркония.
15. Способ по п.11, в котором интервал перегрузки топлива составляет примерно 20 лет, причем во время перегрузки топлива активная зона реактора заменяется полностью.
16. Способ по п.11, в котором реактор дополнительно содержит один или несколько кластеров из нескольких сборок.
17. Способ по п.16, в котором один или несколько кластеров из нескольких сборок имеют пониженную удельную мощность (кВт тепловой энергии/кг топлива), позволяющую осуществлять перегрузку топлива через длительные интервалы, а также позволяющую начинать перегрузку топлива примерно через две недели после остановки реактора.
18. Способ по п.11, в котором реактор дополнительно содержит съемный и регулируемый клин в активной зоне реактора на уровне загрузочных корзин, расположенных над активной зоной, предназначенный для сжатия активной зоны и корректирующей подстройки откликов по реакционной способности.
19. Способ по п.11, в котором тепловой кпд системы составляет примерно от 39% до примерно 41%.
20. Способ по п.11, в котором внутренний коэффициент воспроизводства составляет около единицы.
21. Система сжатия активной зоны реактора, содержащая:
активную зону реактора, содержащую одну или несколько канализированных тепловыделяющих сборок, а также центральную область сборки активной зоны;
одну или несколько верхних загрузочных корзин, сопряженных с каждой из одной или нескольких канализированных тепловыделяющих сборок рядом с верхними торцами одной или нескольких канализированных тепловыделяющих сборок;
одну или несколько загрузочных корзин, расположенных над активной зоной и сопряженных с каждой из одной или нескольких канализированных тепловыделяющих сборок снизу одной или нескольких верхних загрузочных корзин;
активную зону, образующую кольцо, расположенное вокруг реактора примерно на уровне верхней загрузочной корзины, причем кольцо, образующее активную зону, соприкасается с одной или несколькими верхними загрузочными корзинами во время работы активной зоны реактора;
съемный и регулируемый клин, вставляемый в центральную сборную область активной зоны реактора; и
приводное устройство клина, соединенное с клином для введения, удаления и регулирования положения клина.
22. Система по п.21, в которой клин вставляется примерно на уровне загрузочных корзин, расположенных над активной зоной, для сжатия активной зоны и корректирующей подстройки откликов по реакционной способности.
23. Система по п.21, в которой приводное устройство клина выполнено с возможностью теплового расширения для корректирующей подстройки отклика по реакционной способности.
24. Система по п.21, в которой во время проведения операции по перегрузке топлива клин ослабляется и удаляется.