Тепловыделяющий элемент

Тепловыделяющий элемент

Реферат

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для ядерных реакторов различного типа с тепловыделяющими элементами (твэлами), имеющими свободный от топливной композиции, заполненный газом объем для сбора газообразных продуктов деления. Тепловыделяющий элемент контейнерного типа, имеющий свободный от топливной композиции заполненный газом объем, предназначенный для сбора газообразных продуктов деления, снабжен плавким предохранительным клапаном, выполненным в виде штифта или заклепки в верхней или нижней заглушке, из металла, температура плавления которого ниже температуры плавления оболочки твэла и выбранного из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций реакторной установки. Технический результат - предотвращение вздутия твэлов, разрыва оболочки твэла в процессе тяжелой аварии, предотвращение контакта топливной композиции с теплоносителем и неконтролируемого выброса радиоактивных продуктов в первый контур. 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для реакторных установок с использованием тепловыделяющих элементов, имеющих свободный от топливной композиции, заполненный газом объем, предназначенный для сбора газообразных продуктов деления.

Известны различные конструкции тепловыделяющих элементов ядерных реакторов (ВВЭР, РБМК, PWR, BWR, БН, БГР и др. ) /1/ со стерженьковыми твэлами, охлаждаемыми водяным, жидкометаллическим или газовым теплоносителями. Общим для них является то, что топливная композиция в виде таблеток из диоксида урана или плутония заключена в металлическую оболочку. В. большинстве конструкций эта оболочка является герметичной и предназначена для удержания газообразных продуктов деления, выделяющиеся в процессе выгорания топлива.

При определенных условиях внутреннее давление газообразных продуктов может вырасти до критических значений и привести к разрушению оболочки.

Во избежание этого для быстрых реакторов с натриевым и газовым охлаждением была предложена конструкция "вентилируемого" твэла, т. е. твэла, который является негерметичным и позволяет выравнивать давление между контуром теплоносителя и его внутренним объемом. Такой твэл применялся, например, на американском реакторе EBR-II /2/.

Использование негерметичной оболочки повлекло за собой необходимость решить проблему улавливания осколочных продуктов деления для предотвращения их попадания в контур теплоносителя. Для этой цели в твэл встраиваются специальные фильтры из активированного угля или металла, которые, однако, не в состоянии удержать все осколки, например нейтральные газы, и при работе "вентилируемых" твэлов эти осколки непрерывно поступают в первый контур.

В качестве прототипа настоящего изобретения рассматривается конструкция стерженькового твэла реактора ВВЭР-440 с топливом в виде таблеток из диоксида урана, заключенных в герметичную оболочку из сплава циркония, заполненную гелием, имеющего газосборник в верхней части.

Недостатками прототипа являются: 1. В аварийных ситуациях с потерей теплоносителя (течь в первом контуре) оболочка твэла разогревается. Температура топлива тоже повышается, при этом выделяются дополнительные осколочные газы. В результате внутреннее давление газов в твэле начинает превышать внешнее давление и увеличивается до тех пор, пока в наиболее горячем месте, а значит и менее прочном, оболочка не начинает деформироваться - сначала упруго, а потом и пластично. Это приводит к вздутию твэла, нарушению охлаждаемой геометрии, а в дальнейшем и к разрыву оболочки /3/. В итоге радиоактивные газы, а также частицы топлива и продукты деления, вымываемые при соприкосновении теплоносителя с топливной композицией, выбрасываются в первый контур, а оттуда под защитную оболочку РУ и в окружающую среду.

2. В случае разгерметизации твэла выброс радиоактивных продуктов является неконтролируемым - все, что находится под оболочкой, беспрепятственно выходит наружу.

Техническая задача, решаемая в данном изобретении, - это предотвращение вздутия твэлов, разрыва оболочки твэла в процессе тяжелой аварии, предотвращение контакта топливной композиции с теплоносителем и неконтролируемого выброса радиоактивных продуктов в первый контур, снижение выброса наиболее токсичных радионуклидов.

Сущность изобретения состоит в том, что тепловыделяющий элемент с топливным сердечником, заключенным в герметичную оболочку, и имеющий свободный от топливной композиции заполненный газом объем, предназначенный для сбора газообразных продуктов деления, снабжается плавким предохранительным клапаном для сброса давления газов из внутреннего объема твэла в контур теплоносителя, размещенным в верхней или нижней заглушке твэла и выполненным из металла, температура плавления которого ниже температуры плавления оболочки твэла и выбранного из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций реакторной установки.

Техническая задача решается за счет того, что в аварийной ситуации с потерей теплоносителя температура твэла, в том числе температура оболочки и заглушки, быстро растет, плавкая вставка расплавляется и через образовавшееся отверстие газы выходят наружу, давление внутри твэла и в первом контуре выравнивается. При этом достигается ряд существенных преимуществ по сравнению с протеканием подобной аварии со стандартными герметичными твэлами, в том числе и с прототипом: а) сохраняется охлаждаемая геометрия тепловыделяющих сборок, что существенно облегчает аварийное охлаждения активной зоны и предотвращает дефрагментацию оболочки при повторном заливе; б) предотвращается или по крайней мере значительно уменьшается контакт топливной композиции с теплоносителем и ее вымывание в первый контур, которые неизбежны при разрыве оболочки; в) осуществляется организованный сброс радиоактивных газов в первый контур, позволяющий использовать встроенные в твэл специальные фильтры, аналогично тому, как это сделано в "вентилируемом" твэле, что может значительно уменьшить выброс наиболее опасных радиоизотопов йода, цезия, теллура и др.

Описание фигур чертежей На фиг. 1 изображен тепловыделяющий элемент реактора ВВЭР-440 с плавким предохранительным клапаном: 1 - верхняя заглушка, 2 - втулка, 3 - ловушка газообразных продуктов, 4 - газосборник, 5 - фиксатор, 6 - оболочка, 7 - таблетка UO₂, 8 - нижняя заглушка, 9 - плавкий предохранительный клапан.

В верхней заглушке (1) герметичного твэла проделано сквозное отверстие (проходка), которое заполняется металлом (9) по типу штифта или заклепки (пайкой, заливкой или другим способом), что обеспечивает герметичность твэла в нормальных условиях эксплуатации. Температура плавления заполняющего металла должна быть ниже температуры плавления оболочки твэла и выбирается из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций конкретной реакторной установки.

На фиг. 2 показана зависимость изменения температуры оболочек при аварии типа LOCA (Loss of Coolant Acident) от времени после появления большой течи в первом контуре, полученная при различных (консервативных и более реалистичных) предположениях /2/. Здесь: 10-модель с консервативным подходом, 11 - модель с более реальным подходом, 12 - резкое снижение расхода теплоносителя, 13 - начало залива зоны, 14 - зона залита водой).

В условиях нормальной эксплуатации, когда температура оболочки и газов в газосборнике близка к температуре теплоносителя, предлагаемая конструкция работает как стандартный герметичный твэл, не создавая проблем с радиоактивным загрязнением первого контура.

В аварийной ситуации с потерей теплоносителя температура твэла, в том числе температура оболочки и заглушки, быстро растет. При достижении определенной температуры, выбранной на основе анализа аварийных ситуаций таким образом, чтобы внутреннее давление газов в твэле не превышало критического значения, при котором начинается интенсивная деформация оболочки, плавкая вставка расплавляется и через образовавшееся отверстие газы выходят наружу, давление внутри твэла и в первом контуре выравнивается. При этом: а) сохраняется охлаждаемая геометрия тепловыделяющих сборок, что существенно облегчает аварийное охлаждения активной зоны и предотвращает дефрагментацию оболочки при повторном заливе; б) предотвращается или по крайней мере значительно уменьшается контакт топливной композиции с теплоносителем и ее вымывание в первый контур, которые неизбежны при разрыве оболочки; в) осуществляется организованный сброс радиоактивных газов в первый контур, позволяющий использовать встроенные в твэл специальные фильтры, аналогично тому, как это сделано в "вентилируемом" твэле, что может значительно уменьшить выброс наиболее опасных радиоизотопов йода, цезия, теллура и др.

Все эти преимущества проявляются в условиях тяжелой аварии, когда массовая разгерметизация твэлов практически неизбежна и необходимо позаботиться о минимизации радиационных последствий такой аварии.

Примером возможного использования изобретения может быть внедрение предлагаемого твэла с плавким предохранительным клапаном в реактор ВВЭР-1000. В процессе аварии с потерей теплоносителя типа LOCA температура оболочек твэлов быстро растет, как это показано на фиг. 2. Температура топлива также повышается, при этом выделяются дополнительные осколочные газы. В результате внутреннее давление в твэле увеличивается до тех пор, пока оболочка не начинает деформироваться. Такая деформация наступает в интервале температур 900-1300^oС. Учитывая, что рост температуры заглушки запаздывает по сравнению с ростом температуры оболочки в наиболее горячем месте (температура заглушки в нормальных условиях при работе реактора на номинальной мощности составляет ~ 350^oС), в качестве материала для плавкого предохранительного клапана (9, фиг. 1) можно выбрать, например, алюминий с температурой плавления 660^oС. В результате расплавления предохранительного клапана избыточное давление внутри твэла будет сброшено, что предотвратит вздутие и дефрагментацию оболочки. Газообразные продукты деления, пройдя через ловушку (3, фиг. 1), будут в значительной мере уловлены фильтром, что уменьшит радиационные последствия аварии.

Список использованных источников 1. Б. Фрост. Твэлы ядерных реакторов. М. , Энергоатомиздат, 1986.

2. Уолтер А. , Рейнолдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. - М. : Энергоатомиздат, 1986.

3. О. Б. Самойлов, Г. Б. Усынин, А. М. Ахметьев. Безопасность ядерных энергетических установок, М. , Энергоатомиздат, 1989.

Формула изобретения

Тепловыделяющий элемент с топливным сердечником, заключенным в герметичную оболочку, имеющий свободный от топливной композиции заполненный газом объем, отличающийся тем, что верхняя и/или нижняя заглушка снабжена плавким предохранительным клапаном, выполненным из металла, температура плавления которого ниже температуры плавления оболочки твэла и выбранного из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций реакторной установки.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2