Тепловыделяющие сборки ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
ТВС, РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ, НАТРИЕВЫЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ, МИКРОТВЭЛЫ.
Полезная модель может быть использована в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.Предложены ТВС для активной зоны (АЗ) и боковой зоны воспроизводства (БЗВ) быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем, выполненные в виде металлоконструкции, содержащей свободную засыпку микротвэлов с сердечниками из карбида урана и плутония (АЗ) и из карбида обедненного урана (БЗВ) с оболочками из карбида кремния, непосредственно, охлаждаемую теплоносителем.Предложенное техническое решение обеспечивает повышение радиационной безопасности реактора до уровня, при котором исключается существенный выход продуктов деления в тяжелых авариях. Количество стали в активной зоне уменьшается в 10 раз, что существенно улучшает нейтронно-физические характеристики быстрого реактора, и характеристики топливного цикла. В перспективе возможно существенное повышение параметров теплоносителя (средне смешанная температура на выходе АЗ до 750оС) и увеличение КПД до 60%.
Заявленное техническое решение обеспечивает повышение радиационной безопасности быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в режимах тяжелой аварии, а также существенно улучшает характеристики их топливного цикла. Потери давления в ТВС уменьшаются с 7,5 до 1,5 бар, что существенно снижает расход мощности на прокачку и увеличивает уровень естественной циркуляции теплоносителя при останове насосов. Перепад давления теплоносителя на стенках металлоконструкции ТВС-А очень мал, поэтому не ожидается их существенное формоизменение. Зазоры между ТВС-А, выполняющие роль собирающего коллектора, относительно велики, поэтому не ожидаются большие усилия при перегрузке.Оболочка из карбида кремния практически исключает температурные ограничения, характерные для стальных оболочек. Это позволяет в принципе существенно повысить параметры натрия, например, до 750оС, параметры пара до 700оС, при начальном давлении 300 бар и соответственно повысить КПД энергоблока до 60%.
Алексеев П.Н.
Научный руководитель
Кандидат физико-математических наук
Николаенко А.В.
Заместитель директора - главный ученый секретарь Центра
58.33.17
Ядерные реакторы по конструкции, энергетическому спектру нейтронов и типу теплоносителя
58.33.27
Тепловыделяющие элементы и их компоненты
01.03.UN
PHYSICS, NUCLEAR
02.03.RY
NUCLEAR SCIENCE & TECHNOLOGY
Борис
Фонарев
Ильич
20%
Евгений
Гришанин
Иванович
40%
Павел
Алексеев
Николаевич
20%
Николай
Маслов
Владимирович
20%
Правительство России
Правительство Российской Федерации
Организация
-
-
НИЦ "Курчатовский институт"
федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
1027739576006
Организация
Правительство Российской Федерации
Федеральные государственные бюджетные учреждения