Топливная сборка ядерного реактора

Топливная сборка ядерного реактора

Реферат

 

Использование: изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных, уран-графитового типа. Сущность изобретения: центральный стержень сборки содержит выгорающий поглотитель, а удельное по высоте гидравлическое сопротивление внутреннего зазора между поверхностью стержня и внутренней поверхностью втулочного блока меньше удельного по высоте гидравлического сопротивления внешнего зазора между внешней поверхностью блока и стенкой канала за счет не менее, чем в 1,1 раза большего проходного сечения у внутреннего зазора, чем у внешнего или создания дополнительного лабиринтного сопротивления во внешнем зазоре, при этом произведение макроскопического сечения поглощения и объема делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя и поглотителя находится в пределах 0,3-1,1 за счет меньшего макроскопического сечения поглощения у материала оболочки, чем у теплоносителя или изменения концентрации выгорающего поглотителя и делящегося вещества по основному изотопу в естественной смеси, и при более быстром запаривании теплоносителя во внутреннем зазоре, чем во внешнем, область термализации нейтронов совпадает с резонансом поглотителя. В качестве выгорающего поглотителя выбраны изотопы иттербия, европия, тория, иридия, рения, бора или их смесь с бором или эрбием. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных, уран-графитового типа.

Известна топливная сборка ядерного реактора, содержащая установленные на опоре вертикальные столбы топливных блоков, охлаждаемые теплоносителем, и параллельные им управляющие стержни, перемещаемые с помощью электромеханического или гидравлического привода, который может включаться по аварийному сигналу или при управлении реактором [1] Недостатком такой сборки является то, что в случае аварийного снижения давления и расхода теплоносителя быстродействие аварийной защиты реактора ограничивается не только скоростью ввода управляющих стержней в активную зону, но и временем формирования аварийного сигнала с помощью вторичных приборов, его передачи к приводу и временем включения привода.

Также известна топливная сборка ядерного реактора, содержащая размещенный в вертикальном технологическом канале на опоре столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном стержне и охлаждаемых теплоносителем, которая выбрана в качестве прототипа [2] Недостатком прототипа является то, что при аварийном снижении давления теплоносителя на входе в технологические каналы реактора, например, в результате разрушения напорной части первого контура реактора, теплоноситель вскипает, вытесняется паром из каналов, реактор перейдет в надкритичное состояние с последующим аварийным разгоном и скачком мощности (так как процесс запаривания протекает значительно быстрее, чем вводятся управляющие стержни в активную зону), сопровождаемым значительным энерговыделением, способным вызвать плавление компонентов активной зоны. Ксенонообразование при использовании прототипа в реакторе в стационарных и переходных процессах, связанных с кратковременной остановкой реактора и последующим подъемом его мощности, приводит к неравномерному аксиальному энерговыделению (после остановки реактора ксенон образуется преимущественно в местах, где до остановки было наибольшее энерговыделение). Последующий подъем мощности сопровождается наибольшим энерговыделением там, где меньше накоплено ксенона, например, при исходном (до остановки реактора) аксиальном распределении, близком косинусоидальному, в процессе подъема мощности после остановки реактора наибольшее энерговыделение будет наблюдаться в верхней и нижней частях активной зоны. Это снижает или исключает запасы до поверхностного кипения теплоносителя, а, следовательно, снижает устойчивость и надежность работы реактора в целом.

Задача настоящего изобретения обеспечение эффективного быстрого самоперевода реактора в подкритичное состояние при аварийном запаривании активной зоны реактора и выравнивание нейтронного потока при работе реактора в стационарном и переходных режимах.

Поставленная задача решается тем, что в известной сборке, содержащей размещенный в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном стержне и охлаждаемых теплоносителем, центральный стержень выполнен из выгорающего поглотителя, а удельное по высоте гидравлическое сопротивление внутреннего кольцевого зазора между поверхностью стержня и внутренней поверхностью втулочного блока меньше удельного по высоте гидравлического сопротивления зазора между внешней поверхностью блока и стенкой канала за счет не менее, чем в 1,1 раза большего проходного сечения у внутреннего зазора, чем у внешнего или создания дополнительного лабиринтного сопротивления во внешнем зазоре, при этом произведение макроскопического сечения поглощения и объема делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя и поглотителя находится в пределах 0,3-1,1 за счет меньшего макроскопического сечения поглощения у материала оболочки, чем у теплоносителя или изменения концентрации выгорающего поглотителя и делящегося вещества по основному изотопу в естественной смеси, а при более быстром запаривании теплоносителя во внутреннем зазоре, чем во внешнем, область термализации нейтронов приближается к резонансу поглотителя или возрастает доля поглощенных резонансных нейтронов. В качестве выгорающего поглотителя в сборке выбраны изотопы иттербия, европия, тория, иридия, рения, бора или их смесь с бором или эрбием.

На фиг. 1 представлена конструкция топливной сборки ядерного реактора, общий вид; на фиг. 2 разрез общего вида.

Топливная сборка ядерного реактора содержит технологический канал 1, в котором на опоре 2 установлен столб втулочных топливных блоков 3 из обогащенного делящегося материала, например, по изотопу уран-235. В полости каждого втулочного топливного блока расположен коаксиально поглощающий стержень 4, при необходимости соединенный дистанционирующими вставками 5 с блоком 3. Топливные блоки 3 и поглощающие стержни 4 могут быть, по мере надобности, покрыты защитными оболочками 6, выполненными из одного и того же материала, что и дистанционирующие вставки. При нормальной работе реактора теплоноситель 7 под давлением проходит через канал 1, снимая тепло с топливных блоков 3 и стержней 4. Тепло выделяется в стержнях 4 в результате поглощения нейтронов поглощающим материалом, а в топливных блоках 3 в основном, в результате реакции деления. Концентрации делящегося материала и поглотителя, радиальные и аксиальные размеры стержней 4 и блоков 3 выбраны так, что мультиплицирующая способность сборки поддерживается в критичном или надкритичном состоянии. Так удельное по высоте гидравлическое сопротивление внутреннего кольцевого зазора стержень-блок меньше, чем удельное по высоте гидравлическое сопротивление внешнего зазора блок-канал, как правило, за счет большего гидравлического диаметра внутреннего в сравнении с внешним, это увеличивает диффузионное сопротивление потоку нейтронов, дополнительно снижает эффективность поглощающих стержней (снижается доля поглощаемых нейтронов в поглотителе), и повышает эффективность использования нейтронов (возрастает доля нейтронов, поглощенных в делящемся веществе) с одновременным аксиальным выравниванием потока нейтронов. А произведение макроскопического сечения поглощения делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочек, вставки, теплоносителя и поглотителя в сборке, при рабочих условиях в области наиболее вероятной энергии нейтронов находится в пределах 0,3-1,1 (меньшая величина определяется из условия обеспечения критичности, а большая необходимостью обеспечения отрицательного пустотного эффекта реактивности при запаривании теплоносителя).

Совместное использование выгорающего поглотителя 4 и топливных блоков 3 (фиг. 1) при более низкой при нормальной работе реактора и более высокой при запаривании поглощающей способностью стержней 4 в сочетании меньшего удельного по высоте гидравлического сопротивления внутреннего по сравнению с удельным гидравлическим сопротивлением внешнего кольцевого зазора обеспечивает критичность реактора, выравнивание нейтронного потока, компенсирует температурные эффекты и выгорание топлива в течение кампании реактора, что сообщает предлагаемой сборке новое свойство и является существенным отличием по сравнению с прототипом. При переходных процессах, связанных с остановкой реактора и последующим подъемом его мощности, неравномерность аксиального энерговыделения в результате ксенонообразования компенсируется поглотителем определенной выше концентрации в стержне 4 при взаимном расположении стержней 4 и топливных блоков 3 (фиг. 1). При аварийной разгерметизации напорной части первого контура реактора давление теплоносителя на входе в канал 1 падает до значений, близких к атмосферному, а в нижней части канала до давления насыщения вскипающего теплоносителя на выходе из канала, где температура теплоносителя наибольшая. В насыщенной жидкости на выходе из канала возникает объемное кипение, при котором теплоноситель переходит из однофазного состояния в двухфазное в виде парожидкостной смеси, которая расширяется в процессе испарения жидкости теплоносителя и вытесняется вверх через отверстие разгерметизации первого контура в атмосферу. При этом парожидкостная смесь из внутреннего кольцевого зазора выбрасывается быстрее, чем из внешнего, за счет меньшего по высоте удельного гидравлического сопротивления. Более быстрое самовыталкивание этим паром жидкой фазы теплоносителя во внутреннем кольцевом зазоре по сравнению с внешним приводит к скачкообразному возрастанию эффективности поглощающих стержней, вызванному снижению отражающей способности теплоносителя во внутреннем кольцевом зазоре при запаривании и ретермализацией нейтронов в область резонанса поглотителя, это увеличивает энерговыделение в поглотителе, а следовательно, возрастает скорость движения двухфазного теплоносителя во внутреннем кольцевом зазоре и еще больше возрастает эффективность поглотителя с одновременным улучшением теплосъема с блоков 3, что переводит реактор в подкритичное состояние путем ускоренного самогашения цепной ядерной реакции деления. Такое развитие аварии приводит не только к быстрой (одновременно с аварийным процессом) остановке реактора, но и снижает после остановки реактора остаточное энерговыделение, от которого зависит возможность или время начала плавления компонентов активной зоны.

Таким образом, неизвестное ранее совместное расположение поглощающих стержней 4 в полости втулочных топливных блоков 3 из обогащенного делящегося вещества с использованием в качестве выгорающего поглотителя изотопов, имеющих в сечении поглощения резонанс, в область которого ретермализуются нейтроны при запаривании устройства за счет меньшего по высоте гидравлического сопротивления внутреннего кольцевого зазора по сравнению с внешним кольцевым зазором, обеспечивает эффективный быстрый самоперевод реактора в подкритичное состояние, повышает его безопасность за счет высокой внутренней самозащищенности, не зависящей от скорости ввода в активную зону управляющих стержней системы управления и защиты, сообщает тем самым положительный эффект и является существенным отличием в сравнении с прототипом.

В настоящее время промышленностью освоено производство втулочных блоков, покрытых защитной оболочкой, которые без каких-либо существенных конструктивных изменений могут быть использованы в предложенном варианте в уран-графитовых реакторах.

Применение в качестве выгорающего поглотителя иридия, тория, рения позволяет нарабатывать также и полезные изотопы.

Предлагаемая сборка допускает в дальнейшем использование в качестве делящегося вещества изотопов плутония.

Формула изобретения

1. Топливная сборка ядерного реактора, содержащая размещенный на опоре в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном стержне и охлаждаемых теплоносителем, отличающаяся тем, что центральный стержень содержит выгорающий поглотитель, а удельное по высоте гидравлическое сопротивление внутреннего зазора между поверхностью стержня и внутренней поверхностью втулочного блока меньше удельного по высоте гидравлического сопротивления внешнего зазора между внешней поверхностью блока и стенкой канала за счет не менее чем в 1,1 раза большего проходного сечения у внутреннего зазора, чем у внешнего, или создания дополнительного лабиринтного сопротивления во внешнем зазоре, при этом произведение макроскопического сечения поглощения и объема делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя и поглотителя, находится в пределах от 0,3 до 1,1 за счет меньшего макроскопического сечения поглощения у материала оболочки, чем у теплоносителя, или изменения концентрации выгорающего поглотителя и делящегося вещества по основному изотопу в естественной смеси, а при более быстром запаривании теплоносителя во внутреннем зазоре, чем во внешнем, область термализации нейтронов совпадает с резонансом поглотителя.

2. Сборка по п.1, отличающаяся тем, что в качестве выгорающего поглотителя выбраны изотопы иттербия, европия, тория, иридия, рения, бора или их смесь с бором или эрбием.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2