SU499845A3 - Ядерный реактор - Google Patents
Ядерный реакторInfo
- Publication number
- SU499845A3 SU499845A3 SU1952176A SU1952176A SU499845A3 SU 499845 A3 SU499845 A3 SU 499845A3 SU 1952176 A SU1952176 A SU 1952176A SU 1952176 A SU1952176 A SU 1952176A SU 499845 A3 SU499845 A3 SU 499845A3
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- heat exchanger
- sodium
- tank
- annular space
- primary tank
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
(54) ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
1
Изобретение относитс к области дерной энерГИИ.
Известен дерный реактор на быстрых нейтронах , содержащий активную зону, образованную грунной топливных сборок и охлаждаемую циркулируюидим жидким металлом, обычно натрием, заключенным, по крайней мере частично, внутри лервого бака, так называемого первичного бака, и содержащего также активную зону, этот первичный бак окружен вторым баком, так называемым главным баком, нри этом блок этих баков помещен в коНСтрукциЕО, составл ющую внещнюю биологическую защиту, главный бак содержит теплообменник и насосы, позвол ющие обеспечить отвод тепла от натри после его прохождени через активную зону и обеспечить его непрерывную циркул цию из одного бака в другой, причем каждый теплообменник имеет входные и выходные отверсти дл натри , выход щего из первичного бака, соответственно выполненные в его верхней и нижней част х, и окружен внешней обечайкой, расположенной вместе с теплообменником в зоне, заключенной между первичным баком и главным баком.
Цель изобретени - упрощение конструкции реактора.
Это дсстиггетс тем, что предлагаемый реактор содержит теплообменники, каждый из которых имеет входные и выходные отверсти ;1л натри , выход щего из первичного бака,
устроенные, соответственно, на его верхнем конце и на его нижнем конце, и окружен внешней обечайкой, проход щей вместе с теплообме;1никэ:- .; в зону, заключак нуюс между первичным баком и глаз)ым баком. Причем в
соответствии с данным изобретением эта сбекайка ограничивает вокруг теплообмешпп а кольцевое пространство, присоедщгеиное на уровне входных отверстий в теплообменники ка конце, по крайней мере, одного колеичатого канала, погруженио(го другим концом в натрий, содержаи ийс в главном баке, причем это кольцевое пространство соеди)1ено трубкой св зи с источником перекачивани , создающим в этолт кольцевом пространстве
кольцевой перепад давлений, обеснечиваюп;ий включение сифоиа, состо щего из первичного бака, изогнутого канала и кольцевого пространства . Каждый теплообменник содержит на своей верхней поверхности между входными и выходными отверсти ми дл натрн выступающие фланцы, ограничивающие циркул цию натрн в кольцевом пространстве внешн обечайка, окружающа каждый теплообменник , продолжаетс в своей верхней части трубчатым элементом, проход щим через верхнюю защиту и образующим опорную и поддерживающую поверхность дл теплообменника . На чертеже показан вариант схемы предлагаемого реактора, частичный разрез. Активна зона 1 расположева внутри первого бака 2, так называемого первичного бака , который сам окружен вторым баком 3, так называемым главным баком, коаксиальным с первым, причем баки 2 и 3 открыты в своей верхней части. Бак 3 может быть подвешен средствами 4 к толстой плите 5, закрывающей сверху внещнюю защиту 6. Баки 2 и 3 наполнены соответствующим объемом жидкого металла (например, натри ) служащего дл охлаждени активной зоны 1 и дл передачи телла, полученного при контакте с топливными сборками (на чертеже не показаны) вторичной жидкости, обеспечивающей вне реактора производство электрической энергии. Така конструкци позвол ет, в частности, изолировать гор чий натрий, выход щий из активной зоны 1 после .прохождени через последнюю снизу вверх, внутри бака 2, причем остающийс натрий, в частности тот, который содержитс в баке 3, находитс при менее высокой температуре, из-за охлаждени , осуществл ющегос при прохождении через теплообменники . Эти теплоо бменники расположены в главном баке 3, снаружи первичного бака 2 и соединены с циркул ционными насосами (на чертеже не показаны), содержащимис в баке 3 и позвол ющими снова забирать натрий 7 .при выходе из теплообменников и отправл ть его |под активную зону 1 дл нового прохождени через последнюю. Вследствие работы этих насосов и последующей затем потери напора уровепь 8 в баке 2 слегка новыщен по отнощению к уровню 9 в баке 3. Каждый теплообменник 10 представлен в виде блока общей цилиндрической формы с вертикальной осью, в который проход т через его верхнюю часть трубы 11 и 12, служащие дл подачи и удалени любой вторичной жидкости (натри или воды), проход щей внутри теплообменника через р д циркул ционных труб (на чертеже не показаны), поддерживаемых параллельно оси блока трубными досками . Блок теплообменника 10 содержит на своем верхнем и нижнем концах входные 13 и выходные 14 отверсти дл натри , содержащегос в баках 2 и 3 с тем, чтобы позволить ему войти в контакт с циркул ционными трубами вторичной жидкости. Натрий проходит через теплообменник сверху вниз, насосы снова забирают его у выхода и отсылают к активной зоне 1. На своем верху теплообменник 10 имеет по-перечный фланец 15, опирающийс на выступ 16, принадлежащий элементу , образующему оболочку 17 прохождени через плиту 5 защиты 6, и служащий дл поддержани теплообменника, который может таким образом напосредствеино погружатьс в объем натри , содержащегос Между баками 2 и 3. Оболочка 17 продолжаетс внизу цилиндрической обечайкой 18, окружающей теплообменник и ограничивающей вокруг него кольцевое пространство 19, причем это пространство соединено патрубком 20, снабженным регулирующим вентилем 21, с источником нагнетани (на чертеже не .показан), наход щимс снаружи реактора и позвол ющим устанавливать в этом кольцевом пространстве перепад давлений по отнощению к давлению инертного защитного газа, который заполн ет пространство над натрием в баках 2 и 3. На внещней поверхности теплообменник 10 имеет серию фланцев 22, радиально выступающих к стенке напротив обечайки 18, причем эти фланцы образую с этой стенкой щлюз, ограничивающий по крайней мере, частично циркул цию через кольцевое пространство 19. В верхней части обечайки 18 на уровне входных отверстий 13 это пространство 19 соединено с коленчатым каналом 23, конец которого погружен под уровень 8 натри в первич«ом баке 2. Канал 23 имеет горизонтальную часть 24 и вертикальную часть 25, котора погружена в натрий до уровн , определенного услови ми действи устройства и, в частности , скоростью циркул ции через теплообменник 10 и активную зону 1. Ядерный реактор работает следующим образом . Под воздействием циркул ционных насосов натрий, собранный в главном баке на выходе из теплообменников 10, нагнетаетс через коллекторы (на чертеже не показаны) под активную зону 1 в бак 2, затем он проходит через активную зону снизу вверх, контактиру с топливными сборками. Гор чий натрий, выход щий из активной зоны, находитс в этих услови х замкнутым в первичном баке 2. Дл обеспечени его переноса к главному баку 3 в кольцевом пространстве понижают давление соответствующим образом посредством патрубка 20, причем это понижение, составл ющее по величине, например, 0,1 атмосферы, осуществл етс постепенно. Уровень натри поднимаетс одновременно в канале 23 (нгправление стрелки С) и вокруг пучка циркул ционных труб вторичной жидкости внутри блока каждого теплообменника 10. Когда уровень достигает нижней образующей горизонтальной части 24 канала 23, вытекание начинаетс из первичного бака 2 к главному баку 3, причем гор чий натрий проникает через входные отверсти 13. Если уровень натри продолжает подниматьс эти отверсти полностью покрываютс . Теплообменник работает в таком режиме непрерывно, причем канал 23 играет роль классического сифона. Входные отверсти 13 расположены специально так, чтобы создавать при вытекании натри легкую турбулентность, необходимую дл устойчивости функцинировани . Действительно, если бы вытекание происходило без турбулентности , натрий, исход щий из первичного бака 2, увлек бы за собой небольшое количество инертного газа, наход щегос под уровнем 8 в этом баке, это количество может при иостепенном накоплении в кольцевом пространстве 19 произвести повышение давлени и соответственно -понижение уровн натри по отношению к отверсти м до включени сифона . Наоборот, вследствие образовани соответствующей турбулентности, этот газ увлекаетс натрием, проход щим через теплообменники , и понижение давлени в кольцевом пространстве 19 поддерживаетс , таким образом, на иосто ином значении.
Таким образом, в дерном реакторе, при одновременном обеспечении изол ции гор чего натри внутри первичного бака достигают понижени объема гэр :его иатри , содержащегос в реакторе, или еще прибавление высоты теплообменников дл данного объема.
Другое преимущество изобретени - это возможность по желанию изолировать один или несколько теплообменников простой регулировкой давлени в кольцевом пространстве- нагнетанием подход щего количества соответствующего инертного газа, например аргона , под давлением. Это обеспечивает понижение уровн натри в этом пространстве и немедленное выключение соответствующего сифона. Достаточно, чтобы нагнетаемый газ представл л объемный расход, равный расходу натри , нроход щего через теплообменник, т. е. чтобы коли1-с;тво газа было равно объему , представл ющему собой совокупность объемов теплообменника и его обечайки.
Кроме того, (преимущество дерного реактора обеспечиваетс монтажом каждого теплообменника в цилиндрической обечайке, проход щей через верхнюю плиту защиты, допускающим относительные сдвиги этого теплообменника и обоих баков без взаимодействи этих различных элементов независимо от величины дифференциальных расширений. Наконец , пр-именение канала св зи между кольцевым пространством, предусмотренным вокруг каждого теплообменника, и первичным баком избавл ет от необходимости модификации формы этого бака и позвол ет соблюдать целостность его, в частности, устран необходимость создани отверстий через стенку чтого бака дл прохода натри .
В других вариантах шлюз, предназначенный дл ограничени циркул ции в кольцевом пространстве 19, может быть выполнен другими средствами при употреблении другого типа механического соединени (может быть скреплен с теплообменником 10 или с обечайкой 18) или гидравлического затвора.
Claims (3)
1.Ядерный реактор, в особенности на быстрых нейтронах, содержащий активную зону,
образованную группой топливных сборок и охлаждаемую циркулирующим жидким металлом , например натрием, заключенным по крайней мере частично внутри первичного бака , содержащего активную зону, причем первичный бак окружен главным баком, блок этих баков размещен во внешней биологической защите, главный бак содержит теплообмениики и насосы, позвол ющие обеспечить отвод тепла от натри после его прохождени
через активную зону и обеспечить его непрерывную циркул цию из одного бака в другой, причем каждый теплообменник имеет входные и выходные отверсти дл натри , выход щего из первичного бака, соответственно выиолненные в его верхней и нижией част х, и окружен внешней обечайкой, расположенной вместе с теплообменником в зоне, заключенной между первичным баком и главным баком, отличающийс тем. что, с целью упроЩ2НИЯ конструкции реактора, обечайка ограничивает вокруг теплообменника кольцевое пространство, присоединенное на уровне входных отверстий в теплообменнике к концу по крайней мере одного коленчатого канала, погруженного другим концом в натрий, содержащи1 с в глазном баке, причем это кольцевое пространство соединено патрубком с источником давлени , создаюп им в этом пространстве регулируемый перепад давлений, осуществл ющий пуск в ход сифона, состо щего из пер вичногэ бака, коленчатого канала и кольцевого пространства.
2.Реактор по п. 1, отличающийс тем, что каждый теплообменник имеет на своей
внешней inoBepxnocTn между входными и выходными отверсти ми дл натри выстуиающие фланцы, ограничивающие циркул цию натри в кольцевом пространстве.
3.Реактор по п. 1, о т л и ч а ю щ и и с тем, что внешн обечайка, окружающа каждый
теплообменник, продолжена в своей верхнеГ части трубчатым элементом, проход щим через верхнюю часть защиты и образующим опорную поверхность дл теплообменника.
IB
I
/
,: f r° -v.y;: Q- r- ti,-; ./}: o,y
(
mai-Si-ml
r
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR7228573A FR2195822B1 (ru) | 1972-08-08 | 1972-08-08 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU499845A3 true SU499845A3 (ru) | 1976-01-15 |
Family
ID=9103021
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU1952176A SU499845A3 (ru) | 1972-08-08 | 1973-08-07 | Ядерный реактор |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3932214A (ru) |
JP (1) | JPS49124494A (ru) |
BE (1) | BE802506A (ru) |
DE (1) | DE2338793A1 (ru) |
ES (1) | ES417645A1 (ru) |
FR (1) | FR2195822B1 (ru) |
GB (1) | GB1402213A (ru) |
IT (1) | IT994556B (ru) |
SU (1) | SU499845A3 (ru) |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4056438A (en) * | 1973-10-18 | 1977-11-01 | Commissariat A L'energie Atomique | Liquid sodium cooled fast reactor |
FR2291580A1 (fr) * | 1974-11-14 | 1976-06-11 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur |
FR2321750A1 (fr) * | 1975-08-22 | 1977-03-18 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnement apporte aux circuits secondaires d'un reacteur nucleaire |
FR2372494A2 (fr) * | 1975-12-29 | 1978-06-23 | Commissariat Energie Atomique | Perfectionnements dans les reacteurs surregenerateurs aux structures contenant un metal liquide chaud |
GB1567949A (en) * | 1976-08-12 | 1980-05-21 | Nuclear Power Co Ltd | Liquid metal cooled nuclear reactor constructions |
US4324617A (en) * | 1979-04-27 | 1982-04-13 | Electric Power Research Institute, Inc. | Intermediate heat exchanger for a liquid metal cooled nuclear reactor and method |
FR2486296B1 (fr) * | 1980-07-04 | 1986-06-06 | Electricite De France | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide |
FR2583865B1 (fr) * | 1985-06-19 | 1989-03-31 | Commissariat Energie Atomique | Echangeur de chaleur a tubes en u coaxiaux a ecoulement intermediaire de gaz neutre et reacteur nucleaire a neutrons rapides comportant des echangeurs de ce type. |
GB8704872D0 (en) * | 1987-03-02 | 1987-04-08 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
IT1225699B (it) * | 1988-09-27 | 1990-11-22 | Ansaldo Spa | Blocco reattore di un reattore veloce con tanca interna cilindrica perl'evacuazione della potenza residua del nocciolo in circolazione naturale |
FR2665290B1 (fr) * | 1990-07-24 | 1994-06-10 | Toshiba Kk | Reacteur rapide. |
ITMI20051752A1 (it) * | 2005-09-21 | 2007-03-22 | Ansaldo Energia Spa | Reattore nucleare in particolare reattore nucleare raffreddato a metallo liquido |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1511662A (fr) * | 1966-12-23 | 1968-02-02 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire refroidi par un liquide |
FR1525182A (fr) * | 1967-03-28 | 1968-05-17 | Commissariat Energie Atomique | Réacteur nucléaire à réfrigérant liquide |
FR2101019B1 (ru) * | 1970-08-07 | 1973-12-21 | Commissariat Energie Atomique |
-
1972
- 1972-08-08 FR FR7228573A patent/FR2195822B1/fr not_active Expired
-
1973
- 1973-07-16 GB GB3374573A patent/GB1402213A/en not_active Expired
- 1973-07-18 BE BE133616A patent/BE802506A/xx unknown
- 1973-07-19 US US05/380,678 patent/US3932214A/en not_active Expired - Lifetime
- 1973-07-31 DE DE19732338793 patent/DE2338793A1/de active Pending
- 1973-08-06 IT IT69368/73A patent/IT994556B/it active
- 1973-08-07 JP JP48088746A patent/JPS49124494A/ja active Pending
- 1973-08-07 SU SU1952176A patent/SU499845A3/ru active
- 1973-08-07 ES ES417645A patent/ES417645A1/es not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE2338793A1 (de) | 1974-02-21 |
FR2195822A1 (ru) | 1974-03-08 |
BE802506A (fr) | 1973-11-16 |
IT994556B (it) | 1975-10-20 |
FR2195822B1 (ru) | 1976-03-12 |
US3932214A (en) | 1976-01-13 |
GB1402213A (en) | 1975-08-06 |
JPS49124494A (ru) | 1974-11-28 |
ES417645A1 (es) | 1976-08-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SU499845A3 (ru) | Ядерный реактор | |
RU2408094C2 (ru) | Ядерный реактор, в частности ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением | |
US4033814A (en) | Thermogenic swimming-pool type nuclear reactor | |
US4032399A (en) | Integrated fast reactor of the liquid metal cooled type | |
KR102422303B1 (ko) | 상승된 열교환기를 구비한 원자로 | |
JPH05240991A (ja) | 加圧水型原子炉プラント | |
US4101377A (en) | Fast neutron reactor | |
US3255887A (en) | Sludge digester | |
US4246069A (en) | Heat-generating nuclear reactor | |
US4366854A (en) | Heat exchanger for nuclear reactor | |
US4302296A (en) | Apparatus for insulating hot sodium in pool-type nuclear reactors | |
US3112735A (en) | Liquid metal heated vapor generator | |
US4713214A (en) | Device for purifying liquid metal coolant for a fast neutron nuclear reactor | |
US4351794A (en) | Fast neutron reactor | |
US4600554A (en) | Secondary heat transfer circuit for a nuclear reactor cooled by a liquid metal such as sodium, as well as a steam generator particularly suitable for such a circuit | |
US4515109A (en) | Apparatus for the production of steam by heat exchange between a heat-transfer liquid metal and feed water, comprising several liquid metal/inert gas interfaces | |
US4348354A (en) | Semi-modular heat exchanger for nuclear reactors | |
US4477410A (en) | Device for cooling the main vessel of a fast fission nuclear reactor | |
US4519978A (en) | Secondary heat transfer circuit for a nuclear reactor | |
JP2508538Y2 (ja) | 高速増殖炉の冷却ユニット | |
EP0143916A1 (en) | Tank type fast breeder reactor | |
JPS58187890A (ja) | 原子炉の液体金属の集収−分離装置 | |
JPS62142294A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
GB2088545A (en) | Parallel tube heat exchanger | |
JPH02222861A (ja) | 高速増殖炉 |