Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах

Реферат

 

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к активной зоне ядерного реактора на тепловых нейтронах. Технический результат изобретения - улучшение размножающих свойств активной зоны за счет увеличения среднего потока нейтронов на тепловыделяющих элементах и уменьшения неравномерности энерговыделения, а также выделение отрицательной реактивности при потере теплоносителя. Активная зона ядерного реактора содержит установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы. Тепловыделяющие элементы установлены в канале с образованием полости, которая содержит замедлитель из водородсодержащего материала. Размеры ее поперечного сечения выбраны в диапазоне от 1,0 до 5,0 см. В качестве водородсодержащего материала использована вода, при этом в полости установлен ограничитель объема воды, выполненный в виде обечайки. 1 н. и 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к активной зоне ядерного реактора на тепловых нейтронах.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах, содержащая установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы (Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов “Канальный ядерный энергетический реактор, М.: Атомиздат, 1980, с.11-13, рис.2.1).

Недостатком известной активной зоны является ухудшение ее размножающих свойств из-за дополнительного поглощения нейтронов и увеличения неравномерности энерговыделения поглотителями нейтронов, которые установлены в активной зоне для компенсации положительной реактивности, выделяемой при потере теплоносителя. При обезвоживании активной зоны мощность реактора не уменьшается, а только ограничивается темп ее роста, который может быть значительным, что снижает ядерную безопасность.

Задачей настоящего изобретения является создание активной зоны ядерного реактора на тепловых нейтронах, обладающей свойством внутренней ядерной безопасности при обезвоживании активной зоны (потере теплоносителя) за счет уменьшения реактивности до отрицательных значений.

Техническим результатом настоящего изобретения является улучшение размножающих свойств активной зоны за счет увеличения среднего потока нейтронов на тепловыделяющих элементах и уменьшения неравномерности энерговыделения, а также выделение отрицательной реактивности при потере теплоносителя.

Указанный технический результат достигается тем, что в известной активной зоне ядерного реактора на тепловых нейтронах, содержащей установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы, тепловыделяющие элементы установлены в канале с образованием симметричной или несимметричной относительно оси канала центральной полости, при этом полость содержит замедлитель из водородсодержащего материала, а размеры ее поперечного сечения выбраны соизмеримыми с длиной замедления нейтронов в водородсодержащем материале.

Кроме этого, размеры поперечного сечения центральной полости выбраны в диапазоне от 1,0 до 5 см.

Кроме этого, в качестве водородсодержащего материала использованы гидриды малопоглощающих нейтроны металлов.

Кроме этого, в качестве водородсодержащего материала использована вода, при этом в центральной полости канала установлен ограничитель объема воды, выполненный в виде обечайки.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлена регулярная полиячейка, составляющая около 1% от поперечного сечения активной зоны, на фиг.2 показан технологический канал с симметричной центральной полостью и с двумя рядами твэлов (поперечное сечение), на фиг.3 - то же с несимметричной центральной полостью и с двумя рядами твэлов (поперечное сечение), на фиг.4 - то же с симметричной лепестковой центральной полостью и с двумя рядами твэлов (поперечное сечение), на фиг.5 - то же с симметричной центральной полостью и с одним рядом твэлов (поперечное сечение).

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит технологические каналы 1, установленные в графитовой кладке 2 (твердый замедлитель), и стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы) 3, образующие тепловыделяющие сборки (ТВС). Твэлы 3 размещены в канале 1 с образованием центральной полости 4, которая расположена симметрично или несимметрично относительно оси канала 1. Между внешним рядом твэлов 3 и стенкой канала 1, а также между твэлами 3 в рядах и между рядами имеются зазоры 5 для прохода теплоносителя. Центральная полость 4 содержит замедлитель 6 из водородсодержащего материала, в качестве которого могут быть использованы вода или гидриды малопоглощающих нейтроны металлов, например гидрид циркония. Замедлитель 6 в центральной полости 4 сохраняет свой объем за счет использования в качестве водородсодержащего материала твердых гидридов малопоглощающих нейтроны металлов, а при использовании воды - замедлитель 6 сохраняет свой объем за счет размещения в центральной полости 4 ограничителя 7 объема, обеспечивающего воде неизменность агрегатного состояния. Ограничитель объема выполнен, например, в виде обечайки, повторяющей форму центральной полости 4. Сохранение объема замедлителя 6 позволяет стабилизировать высотное распределение нейтронов, деформирующееся при кипении теплоносителя вблизи твэлов 3. Центральная полость 4 может быть различной по форме сечения, например круговой, фигурной, многолепестковой и т.д. Размеры поперечного сечения полости 4 выбраны соизмеримыми с длиной замедления нейтронов в водородсодержащем материале и составляют величину, равную 1,0-5,0 см. Полость 4 с размером поперечного сечения, выбранным менее 1,0 см - малоэффективна, а при превышении 5 см физические характеристики тепловыделяющих элементов 3 не улучшаются из-за увеличения паразитного поглощения нейтронов водородсодержащим материалом. Полость 4 в канале 1, например, для РБМК образована за счет удаления центральных металлических несущих конструкций и части или всех тепловыделяющих элементов внутреннего ряда, что позволяет уменьшить количество твэлов и, следовательно, загрузку активной зоны примерно на 30% при одновременном сохранении мощности ядерного реактора за счет эффективного использования оставшихся твэлов путем уменьшения неравномерности распределения нейтронов. Для компенсации начальной избыточной реактивности в полости 4 или внутри твэлов 3 может быть установлен выгорающий поглотитель (не показан) нейтронов, например, из боросодержащего материала. Активная зона содержит элементы управления в виде стержней регулирования 8 и стержней аварийной защиты (не показаны).

Активная зона работает следующим образом. При делении топлива в тепловыделяющих элементах 3 замедлитель 6, расположенный в центральной полости 4 и выполненный из водородсодержащего материала, увеличивает поток замедленных, в том числе тепловых нейтронов на внутренних поверхностях твэлов 3, обращенных к замедлителю 6. Это приводит к снижению неравномерности распределения нейтронов по сечению канала 1, например, для реактора РБМК примерно с 20% до 6-10%. Снижение неравномерности происходит при любом (симметричном или несимметричном) расположении полости 4 относительно оси канала 1, поскольку определяющим фактором для замедления нейтронов является объем полости, а не ее форма. При этом улучшается баланс нейтронов, что позволяет использовать уменьшенное количество твэлов 3 практически без большой потери реактивности. Замедлитель 6, сохраняющий свой объем в полости 4 за счет неизменности агрегатного состояния водородоодержащего материала, стабилизирует распределение нейтронов вдоль вертикальной оси канала 1. При обезвоживании канала 1 полностью или частично аннулируется подпитка нейтронами твэлов 3 из обезвоженной полости 4, возрастает неравномерность распределения нейтронов по поперечному сечению канала 1 из-за уменьшения поступления нейтронов на внутренние поверхности твэлов 3, ухудшается баланс нейтронов, особенно, если в канале 1 уменьшено число твэлов 3, что приводит к уменьшению реактивности. Например, для канала с числом твэлов, меньшим на 3-6 числа твэлов канала РБМК с топливом 2% обогащения по изотопу урана 235, реактивность уменьшается при обезвоживании на мощности при извлеченных стержнях СУЗ, так как уменьшение реактивности от удаления твэлов превышает ее возможное нарастание вследствие положительного парового эффекта. Это придает “чистой” активной зоне (без стержней СУЗ) свойства внутренней ядерной безопасности, так как наличие стержней СУЗ в активной зоне из-за соответствующего снижения положительного парового эффекта увеличивает отрицательную реактивность при обезвоживании на мощности. С уменьшением реактивности также уменьшается мощность реактора при обезвоживании с переводом ядерного реактора в подкритическое состояние, если уменьшено число твэлов. В случае использования в полости 4 в качестве замедлителя 6 гидридов малопоглощающих нейтроны металлов обезвоживание приводит к потере теплоносителя в межтвэльных зазорах 5 с соответствующим уменьшением реактивности из-за уменьшения объема водородсодержащего замедлителя. Из-за меньшего снижения объема замедлителя по сравнению с обезвоживанием всего канала в случае использования воды эффекты реактивности выражены слабее, что облегчает дальнейшее управление реактором.

Использование настоящего изобретения позволит:

- повысить ядерную безопасность канального ядерного реактора с твердым замедлителем и водой в качестве теплоносителя при потере теплоносителя (обезвоживании) на мощности, поскольку связанное с этим уменьшение реактивности приводит к уменьшению мощности и остановке реактора даже при извлеченных из активной зоны стержнях СУЗ;

- уменьшить неравномерность распределения нейтронов и улучшить баланс нейтронов и, следовательно, использовать в реакторе меньшую загрузку топлива и обеспечить его равномерное выгорание в процессе кампании;

- устранить необходимость использования дополнительных поглотителей в активной зоне и увеличить мощность реактора за счет их замены на тепловыделяющие сборки (ТВС);

- уменьшить высотную неравномерность энерговыделения и стабилизировать высотное распределение нейтронов от деформации при кипении теплоносителя, что повышает устойчивость работы реактора и обеспечивает более равномерное аксиальное выгорание.

Это обеспечивает реактору внутреннюю ядерную безопасность, что приводит к его остановке даже в случае множественного разрыва контура с теплоносителем на мощности, например, при диверсии.

Формула изобретения

1. Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах, содержащая установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы, отличающаяся тем, что тепловыделяющие элементы установлены с образованием полости, при этом полость содержит замедлитель из водородсодержащего материала, а размеры ее поперечного сечения выбраны в диапазоне от 1,0 до 5,0 см.

2. Активная зона по п.1, отличающаяся тем, что в качестве водородсодержащего материала использованы гидриды малопоглощающих нейтроны металлов.

3. Активная зона по п.1, отличающаяся тем, что в качестве водородсодержащего материала использована вода, при этом в полости установлен ограничитель объема воды.

4. Активная зона по п.3, отличающаяся тем, что ограничитель выполнен в виде обечайки.

РИСУНКИ