Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива - RU2012140426A

Реферат

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; инасос 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; иреактор 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 вр