СИСТЕМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

1. Система ядерного реактора, 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
при этом система выполнена с возможностью выработки по меньшей мере примерно 50 МВт электроэнергии.
2
2. Система по п. 1, дополнительно содержащая реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим CO, использующий цикл Брайтона.
3. Система по п. 2, в которой тепловой преобразователь обладает коэффициентом преобразования примерно 40% или более.
4. Система по п. 2, в которой тепловой преобразователь обладает тепловым кпд от примерно 39% до примерно 41%.
5. Система по п. 1, дополнительно содержащая реактор источника тепла, выполняющий паровой цикл Рэнкина.
6. Система по п. 1, дополнительно содержащая циклы сбрасывания тепла для когенерации.
7. Система по п. 1, дополнительно содержащая неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности.
8. Система по п. 1, в которой бассейн реактора является тонкостенным бассейном из нержавеющей стали.
9. Система по п. 1, в которой бассейн реактора размещен в защитной емкости.
10. Система по п. 1, в которой бассейн реактора дополнительно содержит настил реактора, причем по меньшей мере настил реактора окружен съемным куполом.
11. Система по п. 1, в которой защитная емкость и съемный купол образуют защитную оболочку.
12. Система по п. 1, в которой защитная оболочка размещена в шахтной защитной сейсмоустойчивой конструкции.
13. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит обогащенный сплав урана/циркония для первой загрузки.
14. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит переработанный сплав урана/циркония для загрузки при замене топлива.
15. Система по п. 1, в которой активная зона реактора содержит один или несколько кластеров из нескольких сборок.
16. Система по п. 15, 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.
17. Система по п. 1, при этом система имеет отклонения при выгорании менее чем примерно 1% Δk/k.
18. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивной безопасности содержит пассивный канал удаления теплоты.
19. Система по п. 18, в которой пассивный канал удаления теплоты функционирует при мощности менее или приблизительно равной 1% от полной мощности.
20. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивной безопасности относится к характеристикам мощности, характеристикам топлива и температуре охлаждающей жидкости.
21. Система по п. 1, в которой по меньшей мере одна система пассивного отслеживания нагрузки включает в себя отслеживание баланса потребностей электростанции, передаваемых в виде расхода и обратной температуры в теплопередающей петле.
22. Система по п. 1, в которой на объекте отсутствует оборудование по перегрузке топлива или склад топлива.
23. Система по п. 1, причем система вырабатывает примерно 100 МВт электроэнергии.
24. Способ получения ядерной энергии, включающий в себя:
обеспечение системы ядерного реактора, 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,
запуск системы;
преобразование тепла в электричество; и
снабжение электричеством,
при этом система выполнена с возможностью выработки по меньшей мере примерно 50 МВт электроэнергии.
2
25. Способ по п. 24, в котором система ядерного реактора дополнительно содержит реактор для выработки тепла, приводящий в действие тепловой преобразователь со сверхкритическим СО, использующий цикл Брайтона, причем тепловой преобразователь обладает коэффициентом преобразования примерно 40% или более.
26. Способ по п. 24, дополнительно содержащий неядерное оборудование АЭС, не соответствующее нормам радиационной безопасности.
27. Способ по п. 24, в котором по меньшей мере одна система пассивной безопасности содержит пассивный канал удаления теплоты.
28. Способ по п. 24, в котором по меньшей мере одна система пассивного отслеживания нагрузки включает в себя отслеживание баланса потребностей электростанции, передаваемых в виде расхода и обратной температуры в теплопередающей петле.