Стержень управления и защиты ядерного реактора

Стержень управления и защиты ядерного реактора

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым.

В технической литературе: Рисованный В.Д., Захаров А.В. и др. «Бор в ядерной технике». Димитровград: ФГУП "ГНЦ РФ НИИАР", 2003. - 345 с, учебное пособие «Органы регулирования ядерных реакторов», Ульяновск: УлГУ, 2005. - 125 с, «Материалы органов управления и защиты» - в кн. Машиностроение. Энциклопедия. Т.4-25 «Машиностроение ядерной техники»: В 2-х кн. Кн.1. Под общ. ред. Е.О.Адамова, 2005, с.427-500 описаны конструкции стержней управления и защиты, которые содержат как герметичные поглощающие элементы с полостью газосборника, так и негерметичные с возможностью выхода газа в теплоноситель. В этих конструкциях поглощающий элемент состоит из оболочки - гладкой тонкостенной трубы, в которой с зазором размещен поглощающий сердечник, в виде стержня, составленного из цилиндрических блоков поглотителя, и фиксатор, который препятствует смещению блоков поглотителя в осевом направлении. По торцам к оболочке приварены аргонодуговой сваркой заглушки, в негерметичном поглощающем элементе верхняя заглушка содержит отверстия для заполнения внутренней полости теплоносителем и выхода газообразных продуктов. В герметичном поглощающем элементе внутренняя полость заполнена гелием.

Между поглощающим сердечником и внутренней поверхностью оболочки в исходном состоянии имеется зазор, который определяется таким образом, чтобы обеспечивалось увеличение объема поглощающего сердечника от радиационного распухания при реакторном облучении и не произошла деформация и разрушение оболочки. Одним из основных критериев, ограничивающим время работы стержней управления и защиты, является сохранение ими целостности и формы для предотвращения вымывания поглощающего материала в теплоноситель и свободного перемещения в гильзах СУЗ (направляющих каналах).

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция стержня управления и защиты ядерного реактора, описанная в книге Рисованный В.Д., Захаров А.В. и др. «Бор в ядерной технике». Димитровград: ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», 2003. - 345 с. Эта конструкция содержит корпус и закрепленные в нем герметичные поглощающие элементы. Каждый поглощающий элемент представляет собой коаксиально расположенные оболочки диаметром 70 и 50 мм и толщиной 2 мм, между которыми размещены кольцевые блоки поглощающего стержня из B₄C с естественным содержанием изотопов ¹⁰B и ¹¹B с плотностью 1,7 г/см³, изготовленные методом холодного прессования. Внешний диаметр колец 65 мм, толщина стенки 7 мм.

Недостатками прототипа являются:

- неравномерность распределения температуры по периметру боковой поверхности блоков поглощающего стержня при энерговыделении в процессе эксплуатации, что способствует интенсивному растрескиванию поглощающего стержня и отделению фрагментов;

- высокие внутренние напряжения блоков поглощающего стержня от градиентов температур и радиационного формоизменения, воздействие которых приводит к их растрескиванию и возможной фрагментации;

- попадание фрагментов блоков поглощающего стержня в зазор между ними и оболочкой, которые в совокупности с радиационным формоизменением материала поглотителя оказывают механическое силовое воздействие на оболочку, что приводит к ее деформации и разрушению:

- не в полной мере в данном объеме поглощающего элемента реализована физическая эффективность из-за наличия зазоров между боковой поверхностью блоков поглощающего стержня и оболочкой;

- снижение безопасности конструкции в случае разгерметизации оболочки поглощающего элемента возможностью потери фрагментов блоков поглощающего стержня через образовавшееся отверстие, а следовательно, снижением физической эффективности;

- снижение технического ресурса из-за локального повышения температуры боковой поверхности блоков поглощающего стержня с увеличением газовыделения из них.

Указанные недостатки обусловлены:

- радиальным зазором между блоками поглощающего стержня и оболочкой, величина которого превышает размеры фрагментов поглотителя;

- торцевым зазором между поглощающим стержнем и верхней заглушкой;

- смещением блоков поглощающего стержня относительно оси оболочки в пределах имеющегося радиального зазора между ними;

- монолитной структурой блоков поглощающего стержня.

Заявляемое техническое решение устраняет вышеперечисленные недостатки и позволяет повысить безопасность и технический ресурс стержня.

Поставленная цель достигается тем, что стержень управления и защиты ядерного реактора, включающий корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, по меньшей мере один из которых расположен соосно корпусу и содержит две кольцевые заглушки, наружную и внутреннюю оболочки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем между оболочками и блоками поглотителя нейтронов дополнительно размещен упругий газопроницаемый материал.

Верхняя кольцевая заглушка поглощающего элемента содержит сквозные отверстия в его внутреннюю полость.

Поглощающий элемент дополнительно снабжен блоком кольцевой формы, выполненным из упругого газопроницаемого материала, расположенного между поглощающим стержнем и верхней заглушкой.

Упругий газопроницаемый материал содержит проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.

Блоки поглощающего стержня кольцевой формы выполнены составными из сегментов.

Наличие упругого газопроницаемого материала, размещенного без зазоров между оболочками и кольцевыми блоками поглощающего стержня, позволяет обеспечить центрирование их относительно оси оболочки, а следовательно, повысить равномерность температуры на боковой поверхности блоков поглощающего стержня при увеличении исходного расстояния между ними и оболочкой для обеспечения увеличения радиальных размеров блоков кольцевого поглощающего стержня при радиационном формоизменении. А также позволяет предотвратить отделение от блоков поглощающего стержня фрагментов, образовавшихся в результате их растрескивания в процессе эксплуатации, и в то же время обеспечить свободный выход выделяемых газообразных продуктов. А при применении в этих слоях проволоки из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны повышается физическая эффективность стержня управления и защиты.

Наличие кольцевых блоков поглотителя нейтронов, выполненных составными из сегментов, позволяет снизить внутренние напряжения в них от градиентов температур и радиационного формоизменения.

Предложенная конструкция позволяет повысить равномерность распределения температуры на боковой поверхности поглотителя нейтронов и предотвратить отделение от них фрагментов, повысить безопасность и технический ресурс, разместив между оболочками и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов упругий, газопроницаемый материал, а между кольцевым блоком поглотителя нейтронов и верхней заглушкой блок кольцевой формы из упругого, газопроницаемого материала, увеличить физическую эффективность стержня управления и защиты, применив в этих слоях проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны, снизить внутренние напряжения кольцевых блоков поглотителя нейтронов, выполнив их составными из сегментов.

Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей стержня управления и защиты ядерного реактора и их взаимное расположение:

- размещение между оболочками и блоками поглощающего стержня упругого, газопроницаемого материала;

- блок кольцевой формы из упругого, газопроницаемого материала, который расположен между кольцевым блоком поглотителя нейтронов и верхней заглушкой;

- кольцевые блоки поглотителя нейтронов, выполненные составными из сегментов.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает критерием "новизна".

Предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, опубликованной в научной и технической литературе, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию "изобретательский уровень".

Перечень фигур графического изображения: на рис.1 изображен продольный разрез стержня управления и защиты ядерного реактора, на рис.2 - поперечное сечение.

Стержень управления и защиты ядерного реактора содержит корпус 1 и соосно закрепленные в нем поглощающие элементы 2. Каждый поглощающий элемент 2 содержит верхнюю кольцевую заглушку 3 со сквозными отверстиями в его внутреннюю полость для заполнения ее теплоносителем и выхода газообразных продуктов, нижнюю кольцевую заглушку 4, наружную оболочку 5 и внутреннюю оболочку 6. Между оболочками 5 и 6 размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7. При этом между оболочками 5 и 6 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 без зазоров содержатся слои упругого газопроницаемого материала 8. Между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 и верхней заглушкой 3 без зазоров расположен блок 9 кольцевой формы из упругого газопроницаемого материала.

Стержень управления и защиты ядерного реактора работает следующим образом.

При эксплуатации поток жидкометаллического теплоносителя первого контура реактора контактирует с внешними поверхностями оболочек 5 и 6 поглощающих элементов 2 и через отверстия в верхней заглушке 3 заполняет полости упругого газопроницаемого материала 8 и блока кольцевой формы 9. Радиационное энерговыделение в кольцевых блоках поглотителя нейтронов 7 увеличивает их температуру.

Теплообмен между кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7 и внешним потоком теплоносителя осуществляется посредством упругого газопроницаемого материала 8, полости которого заполнены жидкометаллическим теплоносителем, и оболочек 5 и 6.

Газовыделение в процессе эксплуатации происходит через полости упругого газопроницаемого материала 8, блока кольцевой формы 9 и затем через отверстия в верхней заглушке 3. Упругий газопроницаемый материал 8 может быть изготовлен из спрессованной проволоки диаметром менее 0,1 мм с толщиной слоя более 2 мм. Такая величина исходной толщины слоя выбрана из условия технологичности сборки и обеспечения радиационного формоизменения материала поглотителя. При использовании проволоки с хорошими свойствами поглощать нейтроны, например, гафния, тантала, вольфрама повышается физическая эффективность стержня управления и защиты ядерного реактора. Такая конструкция способна уменьшаться в размере толщины слоя более чем в пять раз при радиационном формоизменении материала поглотителя. При этом постоянно сохраняется контакт упругого газопроницаемого материала 8 с оболочками 5, 6 и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов 7, тем самым надежно центрируются кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7 относительно оболочек 5, 6, а также фиксируются все фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7, когда в процессе эксплуатации могут возникнуть внутренние напряжения от градиентов температур и происходит их растрескивание. Таким образом достигается равномерность температуры на боковой поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7 и их фрагменты не имеют возможности отделиться, а следовательно, не оказывают механического силового воздействия на оболочку.

В случае разгерметизации оболочки, фрагменты кольцевых блоков поглотителя нейтронов 7 не вымываются в теплоноситель, и стержень управления и защиты ядерного реактора сохраняет физическую эффективность, что способствует повышению безопасности и технического ресурса. Кольцевые блоки поглотителя нейтронов 7 могут быть выполнены составными из сегментов. В зависимости от диаметра колец, условий эксплуатации, определяющих напряжения от возникающих градиентов температур, количество сегментов может быть от двух до шести.

Стержень управления и защиты ядерного реактора позволяет повысить равномерность температуры на боковой поверхности кольцевых блоков поглотителя нейтронов и предотвратить отделение от них фрагментов, разместив упругий газопроницаемый материал между оболочками и кольцевыми блоками поглотителя нейтронов. При этом позволяет повысить его безопасность и технический ресурс. А также позволяет увеличить физическую эффективность стержня управления и защиты, применив в упругом газопроницаемом материале проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.

1. Стержень управления и защиты ядерного реактора, включающий корпус и закрепленные в нем поглощающие элементы, по меньшей мере один из которых расположен соосно корпусу и содержит две кольцевые заглушки, наружную и внутреннюю оболочки, между которыми размещены кольцевые блоки поглотителя нейтронов, причем между оболочками и блоками поглотителя нейтронов дополнительно размещен упругий газопроницаемый материал.

2. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что верхняя кольцевая заглушка поглощающего элемента содержит сквозные отверстия в его внутреннюю полость.

3. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что поглощающий элемент дополнительно снабжен блоком кольцевой формы, выполненным из упругого газопроницаемого материала, расположенного между поглощающим стержнем и верхней заглушкой.

4. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что упругий газопроницаемый материал содержит проволоку из тугоплавких материалов с высокой способностью поглощать нейтроны.

5. Стержень управления и защиты по п.1, характеризующийся тем, что блоки поглощающего стержня кольцевой формы выполнены составными из сегментов.