Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, содержащая кожух, вмещающий съемно прикрепленное верхнее устройство нейтронной защиты

Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, содержащая кожух, вмещающий съемно прикрепленное верхнее устройство нейтронной защиты

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к тепловыделяющей сборке для ядерных реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким металлом, в частности жидким натрием, то есть для так называемых быстрых натриевых реакторов, относящихся к семейству реакторов четвертого поколения.

Задача настоящего изобретения заключается в том, чтобы предложить тепловыделяющую сборку, которая могла бы временно применяться в проекте демонстрационной модели реактора четвертого поколения, называющемся ASTRID.

Тепловыделяющие сборки, к которым относится настоящее изобретение, могут использоваться не только в ядерном реакторе интегрального типа (в реакторе, в котором первый контур натриевого теплоносителя и его перекачивающие средства целиком расположены в баке, вмещающем также и теплообменники), но и в реакторе петлевого типа (в реакторе, в котором промежуточные теплообменники и средства для перекачки натриевого теплоносителя первого контура расположены вне бака).

Под тепловыделяющей сборкой понимается сборка, которая содержит тепловыделяющие элементы и которую загружают в ядерный реактор и/или выгружают из него.

Под тепловыделяющей сборкой быстрого натриевого реактора понимается тепловыделяющая сборка, предназначенная для облучения в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, охлаждаемом жидким натрием, то есть в так называемом быстром натриевом реакторе.

Уровень техники

Тепловыделяющие сборки, предназначенные для применения в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким натрием (в быстрых натриевых реакторах), в своей верхней части содержат устройство нейтронной защиты, обычно именуемое «верхней нейтронной защитой» («Protection Neutronique »), или аббревиатурой ВНЗ (PNS), ссылаясь на публикациюneutrons rapides refroidis au sodium" издательства Les techniques de Nngenieur, В 3 171 (на французском языке).

На фиг. 1 показана тепловыделяющая сборка 1, которая уже использовалась в известном быстром натриевом реакторе Такая сборка 1, вытянутая вдоль продольной оси X, содержит, прежде всего, оболочку или кожух 10 с гексагональным поперечным сечением, при этом его верхняя секция 11 образует головку сборки, обычно содержащую не показанную здесь ВНЗ, а центральная секция содержит тепловыделяющие стержни, также не показанные здесь. Иными словами, секции 11, 12 образуют одну и ту же трубчатую оболочку 10, или кожух, неизменного по всей его высоте гексагонального сечения. Головка 11 сборки имеет центральное отверстие 110, ведущее внутрь. Наконец, сборка 1 на продолжении кожуха 10 содержит нижнюю секцию 13, образующую хвостовик сборки. Хвостовик 13 сборки имеет дистальный конец 15 конусообразной или скругленной формы, предназначенный для ввода в вертикальном положении в нижнюю опорную конструкцию активной зоны ядерного реактора. Хвостовик 13 сборки имеет на своей периферии ведущие внутрь отверстия 16.

Таким образом, в установленном состоянии тепловыделяющей сборки, то есть в загруженном в активную зону реактора положении, хвостовик 13 сборки 1 вставлен в отверстие в нижней опорной конструкции активной зоны. Таким образом, сборка 1 удерживается на упомянутой опорной конструкции так, что ее продольная ось X является вертикальной. Натриевый теплоноситель первого контура может циркулировать внутри сборки 1 и, тем самым, за счет теплопроводности поглощать тепло, выделяемое тепловыделяющими стержнями. Таким образом, натрий поступает через отверстия 16 в хвостовик 13 и выходит через центральное отверстие 110 головки 11, пройдя через пучок тепловыделяющих стержней.

Как показано на фиг. 1, поперечное сечение хвостовика 13 сборки меньше гексагонального поперечного сечения кожуха 10 сборки. Соединение 17 между данными сечениями 10, 13 образует относительно скругленный или конусообразный уступ, обеспечивающий возможность образования соединения типа сфера/конус с нижней опорной конструкцией активной зоны.

Центральная секция 12 сборки содержит множество ядерных тепловыделяющих стержней. Каждый стержень имеет форму оболочки, внутрь которой вставлен столб 14 таблеток ядерного топлива, в которых протекает ядерная реакции с выделением тепла. Совокупность столбов 14 определяет то, что обычно называется зоной деления, расположенную примерно на половине высоты сборки 1. Она схематически показана на фиг. 1 в виде черного прямоугольника.

Имеющаяся в головке 11 ВНЗ объединяет в себе поглощающие нейтроны материалы, предназначенные для ограничения активации проходящего через теплообменники натриевого теплоносителя второго контура, уменьшения радиационного разрушения структуры заглушки реактора, называемой обычно «заглушкой крышки активной зоны ядерного реактора» и гарантирования радиационной защиты персонала, находящегося над плитой реактора.

На фиг. 2 и 2А показана ВНЗ 2, встроенная в головку 11 тепловыделяющей сборки 1, используемой в реакторе Такая ВHЗ 2 состоит из герметичных трубчатых втулок 20, в которые вставлены блоки 21 из карбида бора и стальные блоки 22, и (в нижней части) кожуха 10 из более плотной стали. Упомянутая ВНЗ 2 съемно установлена внутри кожуха 10, определяющего механическую конструкцию тепловыделяющей сборки. Как показано на фиг. 2А, кожух 10 в своем центре образует проход 100 для внутренней циркуляции натрия.

На фиг. 3 и 3А показана ВHЗ 2, встроенная в головку 11 тепловыделяющей сборки 1, используемой в известном быстром натриевом реакторе Такая ВHЗ 2 состоит из втулки 20 из плотной стали, присоединенной к гексагональному кожуху 10. В сборках 1 такого типа зона 14 деления в своей верхней части содержит столб таблеток из оксидов обедненного урана, называемый «верхней торцевой зоной воспроизводства» или ВТЗВ, функция которой заключается в выравнивании нейтронного потока и длина L которой относительно велика и составляет около 300 мм.

В ходе различных исследований, проведенных в отношении конструкции тепловыделяющих сборок 1 для реактора ASTRID, конструкторами была разработана предварительная версия тепловыделяющей сборки 1 с неподвижной ВHЗ. Тепловыделяющая сборка 1 согласно этой предварительной версии показана на фиг. 4 и 4А: ВНЗ 2 состоит из негерметичной трубчатой втулки 20, в которую вставлены блоки 21 из карбида бора, причем цилиндрическая втулка 20 неподвижно установлена в стенке гексагонального кожуха 10. Эта ВHЗ содержит достаточное количество поглощающего нейтроны материала для того, чтобы попадать под ряд технических требований ASTRID в качестве реактора 4-го поколения, относящихся к активации натриевого теплоносителя второго контура.

Фактически, существует три основных технических требования, относящихся к радиационной защите ВНЗ тепловыделяющих сборок, предназначенных для применения в реакторе ASTRID, а именно:

- ограничивать активацию натриевого теплоносителя второго контура;

- ограничивать радиационного разрушения структур заглушки крышки активной зоны;

- обеспечивать радиационную защиту персонала, находящегося над плитой реактора.

Эти основные технические требования к ВHЗ распространяются на все типы реакторов.

Тем не менее, конструкция реактора ASTRID соответствует им не в достаточной степени, поскольку между верхней частью ядерного топлива и нижней частью ВHЗ имеется минимальное количество поглощающих нейтронный поток структур, то есть таких, как структуры верхней торцевой зоны воспроизводства в случае тепловыделяющей сборки, применяемой в реакторе В частности, как это объясняется ниже, причина этого заключается в требовании к низкому коэффициенту пустотности, согласно которому между тепловыделяющими стержнями и нижней частью ВНЗ должен присутствовать некоторый объем (пространство) натрия, а также в требовании отсутствия зоны воспроизводства в верхней части тепловыделяющих стержней. Причем это отсутствие связано с требованием, согласно которому реакторы четвертого поколения должны быть устойчивы к распространению делящихся материалов.

Иными словами, уровень флюенса нейтронов в ВНЗ тепловыделяющей сборки, предназначенной для применения в реакторе ASTRID, явно выше, чем в любых тепловыделяющих сборках, используемых в известных из уровня техники быстрых натриевых реакторах, то есть чем в тепловыделяющих сборках, оснащенных структурой ВТЗВ и используемых в реакторах, чья активная зона не является активной зоной с низкой пустотностью.

В этих условиях конструкция тепловыделяющей сборки типа , показанная на фиг. 3 и 3А, непригодна для применения, поскольку в этом случае ВНЗ 2 из плотной стали не может обеспечить соответствующую нейтронную защиту, если только не увеличить значительно высоту ВHЗ, что неприемлемо в отношении высоты активной зоны реактора типа ASTRID.

Кроме того, в рамках проекта ASTRID, ВНЗ должна отвечать требованию безопасности. Речь о способствовании возникновения пустотно-натриевого эффекта, называемого «пустотным эффектом» и представляющего собой техническое требование к низкому пустотному эффекту активной зоны реактора, отличающейся стабильностью при переходных режимах и отрицательным натриевым пустотно-натриевым коэффициентом. Следует отметить, что коэффициент пустотности (выраженный в долларах) отражает изменение коэффициента размножения нейтронов реактора в момент, когда в активной зоне больше нет теплоносителя. Если этот коэффициент больше нуля, пустотно-натриевый эффект обеспечивает увеличение реактивности и мощности активной зоны. Если этот коэффициент меньше нуля, пустотно-натриевый эффект способствует остановке цепной реакции. Единицей реактивности является доллар. Один доллар ($) соответствует увеличению реактивности, рассчитываемому в отношении доли запаздывающих нейтронов.

Данное техническое требование к безопасности априори является совершенно новым и не применявшимся к каким-либо действовавшим ранее или действующим в настоящее время ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Оно в обязательном порядке требует применения в нижней части ВHЗ поглотителей из карбида бора В₄С, высокообогащенного изотопом бора ¹⁰В, что окончательно исключает возможность применения ВHЗ, выполненной из плотной стали, как, например, в реакторе типа Это техническое требование в сочетании с высокой мощностью флюенса в нижней части ВHЗ из-за отсутствия ВТЗВ, как упомянуто выше, приводит к тому, что В₄С при облучении образует очень большое количество гелия.

Прямым последствием этого для герметичной конструкции ВHЗ является необходимость наличия расширительных баков, то есть свободных объемов, способных вместить производимый газ, высота которых составляет порядка 800 мм для давления порядка 100 бар. Однако такие расширительные камеры неприемлемы как с точки зрения громоздкости, так и с точки зрения безопасности. Таким образом, увеличение высоты активной зоны на один метр означает увеличение высоты реакторного бака на два метра, что в свою очередь приводит к значительному увеличению требуемых инвестиционных затрат. Кроме того, в случае утраты герметичности столь значительных объемов газа, хранящихся в расширительных баках, есть риск возникновения быстрых переходных режимов в активной зоне.

По всем этим причинам конструкция герметичной ВHЗ, используемой, например, в тепловыделяющих сборках реактора , то есть показанная на фиг. 2 и 2А конструкция, не может использоваться для тепловыделяющей сборки реактора ASTRID.

Наконец, ВHЗ должна отвечать техническим требованиям, относящимся к первому этапу демонтажа сборки. Этот этап, с одной стороны, должен обеспечивать возможность раздельного обслуживания поглощающих нейтроны элементов и тепловыделяющих элементов ядерного реактора, а с другой стороны, должен быть совместим с процессами хранения и промывки в воде, которым подвергают сборки после их облучения.

Оба эти требования не являются новыми, но, вероятно, имеют для тепловыделяющих сборок реакторов четвертого поколения (как, например, ASTRID) большую важность, чем для предшествующих реакторов на быстрых нейтронах.

В частности, в тепловыделяющих сборках реакторов и , показанных на фиг. 2 и 3, ВHЗ размещены в кожухах тепловыделяющих сборок несъемным образом. При демонтаже этих известных из уровня техники сборок необходимо разрезать облученную сборку, что является трудоемкой операцией, которую затруднительно автоматизировать и которая требует специальных боксов, дорогостоящего оборудования и наличия дополнительного пространства для хранения.

Таким образом, авторы изобретения пришли к выводу, что для реактора четвертого поколения, такого, как ASTRID, следует разработать легкоразъемное соединение ВHЗ с остальной частью тепловыделяющей сборки для обеспечения возможности извлечения ВHЗ посредством транспортировочного захватного устройства. Кроме того, предпочтительно, чтобы ВHЗ были разборными в среде натрия или газа перед операциями промывки, предшествующими помещению тепловыделяющей сборки в воду. Причем эти операции в настоящее время не могут быть предусмотрены для негерметичной ВHЗ, образованной поглощающими элементами из В₄С.

Действительно, ни одно из технологических решений по удалению натрия, раскрытых на настоящий момент в НИОКР, не позволяет достигнуть эффективного и полного удаления натрия в промышленных условиях, что несовместимо с промежуточным хранением в бассейне, предусмотренным для реактора ASTRID. Наличие остаточного натрия в ВHЗ после промывки, а конкретнее, в зазоре между поглотителями нейтронов и кожухом, означает наличие риска непредвиденной и неконтролируемой реакции между натрием и водой при хранении сборок в воде в течение продолжительного времени.

Следовательно, в случае негерметичной ВHЗ необходимо иметь возможность отделять ВHЗ от остальной части тепловыделяющей сборки до операции промывки. Это требование отделения ВНЗ перед промывкой действует независимо от используемого способа хранения облученных сборок - внутреннего или внешнего. В случае наружного способа хранения, резервуар для хранения типа, используемого в реакторах и являлся бы идеальным местом, куда могла бы быть демонтирована ВНЗ. Данная операция может быть осуществлена в процессе эксплуатации в присутствии натрия и не требует дополнительного дорогостоящего оборудования, а также не влияет на работоспособность реактора, поскольку может быть выполнена при работающем реакторе. В случае внутреннего способа хранения, для транспортировки сборок необходимо иметь возможность демонтировать ВНЗ в газовой среде в транспортировочный сосуд в процессе эксплуатации.

С учетом всех вышеописанных функциональных технических требований авторы изобретения пришли к заключению, что тепловыделяющая сборка для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID должна соответствовать следующим конструктивным критериям:

- должно быть предусмотрено разъемное механическое соединение ВНЗ с остальной частью сборки для обеспечения возможности извлечения ВНЗ из сборки в процессе эксплуатации перед операцией промывки либо в охлаждаемый натрием резервуар для хранения, либо в охлаждаемый газом транспортировочный сосуд, предусмотренный для этого;

- упомянутая доля, приходящаяся на единицу площади поглотителей нейтронов из В₄С должна быть равна таковой для случая несъемной ВНЗ согласно предварительной версии тепловыделяющей сборки, показанной на фиг. 4 и 4А, и должна способствовать возникновению вышеупомянутого «пустотного эффекта», причем без значительного увеличения высоты ВНЗ и, следовательно, высоты сборок активной зоны реактора;

- осевая протяженность средств крепления ВНЗ к остальной части сборки должна быть минимальной для того, чтобы избежать значительного увеличения высоты ВНЗ и, следовательно, увеличения высоты сборок активной зоны реактора.

Кроме того, механическое разъемное соединение должно:

- обеспечивать возможность транспортировки тепловыделяющей сборки в транспортировочном сосуде или в резервуаре для хранения с использованием механизма захвата одного того же типа независимо от того, оснащена эта сборка ВНЗ или нет;

- быть прочным, то есть иметь низкий риск поломки как в случае преждевременного спада реактивности в реакторе (с риском падения на пучок тепловыделяющих стержней, что, очевидно, нежелательно с точки зрения безопасности), так и в случае блокировки/заклинивания в процессе упомянутого извлечения посредством захватного устройства (что может снизить уровень работоспособности реактора).

Тогда авторы изобретения попытались среди известных разъемных креплений в реакторном баке, используемых в баках ядерных реакторов выявить такие, которые могли бы быть применены для разъемного соединения ВНЗ с остальной частью тепловыделяющей сборки в быстром натриевом реакторе четвертого поколения типа ASTRID.

Известные решения могут быть объединены в две категории.

Первая категория относится к способам разъемного соединения ВНЗ и топливной сборки.

В патентном документе FR 2402923 раскрыта тепловыделяющая сборка для ядерного реактора, в частности для быстрого натриевого реактора, содержащая головку сборки, вмещающую ВНЗ из плотной стали, съемно соединенную с остальной частью сборки посредством системы осей, расположенных поперечно продольной оси сборки, или посредством байонетной системы. Сборка в соответствии FR 2402923 не отвечает вышеуказанным функциональным техническим требованиям по нескольким причинам. Во-первых, транспортировочная головка сборки составляет одно целое с ВНЗ, что исключает возможность транспортировки сборки посредством того же захватного устройства, независимо от того, оснащена она ВНЗ или нет. К тому же, соединение с помощью системы осей или байонетной системы должно воспринимать вес сборки во время ее транспортировки, что создает риск разрыва соединения, неприемлемый с точки зрения безопасности. Наконец, соединение не может быть демонтировано в процессе эксплуатации, а транспортировка остальной части сборки невозможна после разделения сборки головки и ВНЗ.

В патентном документе FR 2513797 также раскрыта тепловыделяющая сборка со съемной ВНЗ для ядерного реактора, в частности для реактора на быстрых нейтронах. Раскрытая ВНЗ состоит из цилиндрической капсулы, содержащей поглощающий нейтроны материал и удерживаемой в центре сборки посредством трех пластин, расположенных под углом 120°. Верхняя часть этих пластин образует захватную головку сборки, причем каждая из этих пластин прикреплена к кожуху сборки посредством приваренных штифтов, посредством заделанных или приваренных профилированных клиньев или посредством приваренных замков. Сборка в соответствии с FR 2513797 имеет те же несоответствия функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, что и сборка в соответствии FR 2402923. Кроме того, раскрытая в данном документе капсула, то есть капсула, содержащая поглощающий нейтроны материал, является герметичной и потребовала бы, в условиях работы быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, наличия расширительных камер, что не желательно в отношении высоты сборки и безопасности активной зоны.

В патентном документе US 4935197 также раскрыта тепловыделяющая сборка со съемной ВНЗ для ядерного реактора. Раскрытая ВНЗ состоит из пучка стержней, составленных из поглотителей нейтронов и прикрепленных посредством винтовых соединений или байонетных соединений к головке тепловыделяющей сборки, которая, в свою очередь, прикреплена посредством винтовых соединений к кожуху с гексагональным поперечным сечением. Однако сборка в соответствии с US 4935197 имеет те же несоответствия функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, что и сборки в соответствии с FR 2402923 и FR 2513797. В частности, в отношении невозможности осуществления демонтажа или повторного монтажа в процессе эксплуатации упомянутых винтовых соединений. Кроме того, даже если такие операции отвинчивания и завинчивания будут осуществляться в транспортировочном сосуде, авторы изобретения полагают, что невозможно гарантировать надежность этих соединений в среде реактора, охлаждаемого жидким натрием, поскольку после продолжительного нахождения в реакторе имеет место множество источников деформации, механического повреждения и заклинивания, таких как радиационное вздутие, ползучесть, радиационное охрупчивание, механические нагрузки, прикладываемые к головке в процессе транспортировочных операций, натриевая среда и прочие. Такая низкая надежность характерна и для байонетного соединения головки сборки и кожуха, поскольку соединение данного типа практически неприемлемо для восприятия веса тепловыделяющей сборки в процессе транспортировки.

Резюмируя, можно сделать вывод о непригодности известных решений в категории разъемных соединений ВНЗ для соединения между ВНЗ и остальной частью тепловыделяющей сборки в быстром натриевом реакторе четвертого поколения типа ASTRID, главным образом, по следующим причинам:

- известные соединения невозможно разъединить в процессе эксплуатации;

- тепловыделяющие сборки необходимо транспортировать с захватом ВНЗ, то есть транспортировочную головку сборки извлекают одновременно с ВНЗ, что уже не позволяет транспортировать сборку с использованием того же захватного устройства после извлечения ВНЗ. Таким образом, известные соединения ВНЗ и сборки должны воспринимать вес сборки в процессе ее транспортировки, что создает неприемлемый с точки зрения безопасности риск разрыва этого соединения в процессе транспортировки.

Вторая категория относится к решениям для сцепления/расцепления, используемым в съемных устройствах в баке ядерного реактора.

В патентном документе ЕР 0312416 раскрыт способ разъемного крепления устройства регулирования расхода (редуктора), расположенного в головке тепловыделяющей сборки для реактора на быстрых нейтронах, при этом снятие крепления возможно в процессе эксплуатации с помощью захватного устройства для транспортировки сборки. Кроме того, в этом патентном документе раскрыта сцепляющая система, образованная поворотными пальцами, поворачиваемыми за счет поступательного движения захватного устройства по вертикали. Однако решение в соответствии с ЕР 0312416 также не отвечает функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID, приведенным во вводной части. Во-первых, слишком большая осевая протяженность раскрытой сцепляющей системы и заплечика, требуемого в головке сборки, предполагает уменьшение также слишком большого радиального сечения. Кроме того, раскрытая система ни при каких обстоятельствах не предусматривает механическое усиление сцепляющих пальцев во время захвата. Наконец, раскрытый редуктор перемещают с применением того же самого захватного устройства, который используют для транспортировки сборок, причем невозможно транспортировать сбору без предварительного снятия редуктора, что не соотносится с уровнем работоспособности, предполагаемым в промышленном ядерном реакторе. Последние два фактора исключают возможность использования такого решения в упомянутом ядерном реакторе на быстрых нейтронах.

В патентном документе ВЕ 558245 раскрыто разъемное крепление тепловыделяющего элемента в вертикальном канале ядерного реактора типа реактора уран-графит-газовой технологии (UNGG) с системой поворотных пальцев, поворот которых относительно осуществляется непосредственно захватным устройством и обеспечивает сцепление тепловыделяющего элемента. Техническое решение в соответствии с ВЕ558245 имеет те же несоответствия функциональным техническим требованиям к тепловыделяющей сборке для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID. В частности, достигаемое поворотом пальцев сцепление предназначено только для предотвращения падения тепловыделяющего элемента под действием силы тяжести, то есть для блокирования осевого поступательного движения вниз. Иными словами, такое сцепляющее устройство предотвращает вылет устройства, например съемной ВНЗ, под действием тянущего усилия теплоносителя. Кроме того, в данном патенте отведение поворотных пальцев обеспечивается пружиной, что не может быть использовано в реакторе на быстрых нейтронах, поскольку такое решение не может считаться надежным из-за риска изменения упругих характеристик пружины при ее облучении.

В патентной заявке ЕР 2741298 А1 раскрыта система захвата и сцепления держателя образцов ядерных материалов в держателе инструментов для экспериментальных облучений, в частности система, двумя основными задачами которой является раскрытие транспортировочного захватного устройства без движущихся деталей и обеспечение герметичности сцепления держателя образца на захватном устройстве. Для этого, в раскрытой системе сцепления используются многочисленные маленькие подвижные детали, отличающиеся точной и достаточно сложной кинематикой, которая в сочетании с задачей герметичного сцепления требует посадки с натягом. Данная система не приспособлена для транспортировки в процессе эксплуатации таких тяжелых деталей, как ВНЗ тепловыделяющей сборки для такого промышленной демонстрационной модели, как ASTRID. Кроме того, упомянутая система сцепления включает в себя возвратную пружину, которая не может быть использована в реакторе на быстрых нейтронах, как и в случае ВЕ 558245.

Резюмируя, можно сказать, что, вышерассмотренные известные сцепляющие системы съемных устройств в реакторе, как и известные разъемные соединения ВНЗ, не соответствуют техническим требованиям к соединению ВНЗ и остальной части тепловыделяющей сборки для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID.

Следовательно, существует потребность в усовершенствовании разъемных соединений ВНЗ с тепловыделяющей сборкой, в частности, для достижения соответствия техническим требованиям к соединению ВНЗ с остальной частью тепловыделяющей сборки для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID.

Задача настоящего изобретения заключается в том, чтобы по меньшей мере частично удовлетворить эту потребность.

Раскрытие сущности изобретения

С этой целью настоящее изобретение относится к тепловыделяющей сборке для ядерного реактора, в частности, для быстрого натриевого реактора с натриевым охлаждением, содержащей кожух с продольной осью (X), предназначенный для вставки в вертикальном направлении в нижнюю опорную конструкцию активной зоны реактора, при этом кожух содержит центральную секцию, вмещающую стержни ядерного топлива, и верхнюю секцию, образующую часть головки сборки, вмещающую устройство верхней нейтронной защиты (ВНЗ), содержащее поглотители нейтронов, средства для обратимого сцепления с кожухом и груз, образующий головку ВНЗ, причем упомянутый груз выполнен с возможностью поступательного перемещения относительно остальной части ВНЗ в пределах заданного хода, при этом упомянутые сцепляющие средства сконфигурированы так, что ВНЗ и кожух могут быть сцеплены и расцеплены за счет перемещения груза вдоль продольной оси посредством захватного устройства для извлечения ВНЗ, когда пальцы этого захватного устройства зацеплены за груз, а остальная часть ВНЗ упирается в кожух в продольном направлении вниз.

В преимущественном варианте осуществления настоящего изобретения головка сборки имеет также отверстия/канавку, выполненные/выполненную с возможностью взаимодействия с пальцами транспортировочного захватного устройства для обеспечения возможности транспортировки сборки, оснащенной или не оснащенной ВНЗ. При этом захватное устройство для транспортировки сборки имеет тот же рабочий ход, что и захватное устройство для извлечения ВНЗ.

Описанная тепловыделяющая сборка обеспечивает то, что соединение ВНЗ и остальной части тепловыделяющей сборки для быстрого натриевого реактора четвертого поколения типа ASTRID отвечает упомянутым требованиям.

Для формулировки описания изобретения, авторы изобретения выполнили следующий анализ.

Для увеличения доли на единицу площади поглощающего нейтроны материала, и достижения порядка значения доли на единицу площади несъемной ВНЗ втулочного типа, такой как в предварительной варианте, показанном на фиг. 4 и 4А, представляется, что прежде всего необходимо максимально увеличить наружный диаметр ВНЗ, чтобы он был как можно ближе к внутреннему диаметру кожуха с гексагональным поперечным сечением.

Однако, в случае съемной ВНЗ, извлекаемой посредством головки сборки, уменьшение внутреннего диаметра головки сборки, захватываемой транспортировочным захватным устройством, фактически ведет к уменьшению наружного диаметра ВНЗ. Такая потеря в диаметре может быть компенсирована только за счет значительного увеличения высоты ВНЗ.

Кроме того, решение, заключающееся в закреплении ВНЗ на головке сборки и. применении разъемного механического соединения головки сборки и шестигранного кожуха, то есть образовании съемной головки сборки, не является предпочтительным, в частности, по двум следующим причинам:

- все усилия от транспортировки сборки в этом случае будут передаваться через упомянутое соединения, что потенциально является источником риска нарушения соединения во время фазы транспортировки тепловыделяющей сборки над активной зоной, неприемлемым с точки зрения безопасности (угроза механической целостности активной зоны) и работоспособности (из-за большой продолжительности ремонтных операций);

- такая конструкция обеспечила бы соответствие требованию о возможности транспортировки сборки посредством одного и того же захватного устройства, независимо от того, оснащена эта сборка ВНЗ или нет. В частности, в этом случае необходимо либо иметь возможность установить новую транспортировочную головку после извлечения сборки, что априори сложно реализовать, поскольку в этом случае необходимо иметь запас из множества головок для каждой транспортировочной операции, что не может быть предусмотрено для случаев внутреннего хранения, когда операции должны выполняться в процессе эксплуатации в транспортировочном сосуде; либо обеспечить наличие второй контактной поверхности для захвата в стенке сборки под головкой сборки, что однозначно привело бы к усложнению изготовления сборки, и в том числе к несоответствию некоторым требованиям, например требованию отсутствия стальных конструкций в зоне над тепловыделяющими стержнями для способствования пустотному эффекту.

Поэтому авторы изобретения пришли к заключению, что необходимо:

- обеспечить наличие новой контактной поверхности для захвата сборки при транспортировке для создания извлекаемой ВНЗ, наружный диаметр которой близок к внутреннему диаметру кожуха с гексагональным поперечным сечением;

- обеспечить наличие новых средств для захвата и сцепления для ВНЗ, имеющих осевую протяженность второго порядка относительно необходимой высоты поглощающего нейтроны материала, то есть протяженность порядка десяти сантиметров для такого реактора, как ASTRID.

Согласно настоящему изобретению, средства для разъемного сцепления ВНЗ с головкой сборки имеют малую осевую протяженность. Таким образом, съемное исполнение ВНЗ не влияет на высоту тепловыделяющей сборки.

Кроме того, что касается такой втулки несъемной ВНЗ, как предусмотренной в предварительном варианте сборки для ядерного реактора ASTRID и показанной на фиг. 4 и 4А, авторы изобретения смогли добиться уменьшения внутреннего диаметра втулки съемной ВНЗ согласно настоящему изобретению без значительного увеличения потерь давления.

Наконец, благодаря наличию в конструкции головки сборки отверстий/канавки для транспортировки этой сборки, преимущественно может быть увеличен наружный диаметр съемной ВНЗ для приближения его к диаметру несъемной ВНЗ, показанной на фиг. 4 и 4А.

С учетом небольшой величины осевой протяженности средств сцепления, небольшого внутреннего диаметра втулки или кожуха ВНЗ и большого наружного диаметра последней, представляется возможным увеличить объем поглощающего нейтроны материала внутри съемной ВНЗ по сравнению с несъемной ВНЗ, известной из уровня техники. Авторы изобретения показали, что возможно достигнуть объема поглощающего нейтроны материала, практически эквивалентного объему такого материала в случае такой несъемной ВНЗ, которая предусмотрена в предварительном варианте тепловыделяющей сборки для ядерного реактора ASTRID.

Согласно преимущественному отличительному признаку, головка ВНЗ может содержать часть, образующую заглушку поглотителей нейтронов ВНЗ и служащую опорой для средств сцепления.

В предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения средства сцепления состоят из пальцев, установленных с возможностью поворачиваться в вертикальной плоскости. Согласно варианту осуществления каждый из пальцев предпочтительно установлен с возможностью поворачиваться на оси вращения, прикрепленной к заглушке.

Согласно одному из предпочтительных вариантов осуществления, упомянутый груз содержит неподвижные оси, каждая из которых выполнена с возможностью скользить внутри паза, выполненного в поворотном пальце, при этом вертикальное поступательное движение упомянутого груза вызывает скольжение упомянутых осей в пазах и тем самым поворот пальцев.

В грузе предпочтительно выполнена внутренняя канавка, выполненная с возможностью зацепления в ней пальцем захватного устройства для извлечения ВНЗ.

В кожухе сборки также предпочтительно выполнена внутренняя канавка, выполненная с возможностью вставления в нее пальцев средств сцепления для образования верхнего ограничителя хода ВНЗ.

ВНЗ преимущественно не является герметичной.

Согласно одному из вариантов осуществления настоящего изобретения, ВНЗ включает один или несколько полых столбов, которые прикреплены к заглушке и проходят через груз, причем столб(ы) выполнен(ы) с возможностью упираться в выполненную с возможностью поступательно перемещаться часть извлекающего захватного устройства для обеспечения подъема груза вверх относительно остальной части ВНЗ во время операции расцепления. Эти столбы также обеспечивают возможность течения натрия через ВНЗ, а также выпуска гелия, образующегося под действием облучения (негерметичная конструкция ВНЗ).

В качестве альтернативы, ВНЗ снаружи заглушки может содержать уплотнительную втулку, выполненную с возможностью упираться в выполненную с возможностью поступательно перемещаться часть извлекающего захватного устройства для обеспечения перемещения груза вверх относительно остальной части ВНЗ при расцеплении.

Также может быть предусмотрена и герметичная ВНЗ, в частности, для реакторов, в которых объемы газов, образующихся под действием облучения поглощающим нейтроны материалом, отсутствуют или незначительны, что может иметь место в случае выполнения любого из следующих условий:

- в нижней части ВНЗ не применяют высокообогащенный В₄С, что типично в случае отсутствия технического требования к пустотному эффекту с низким коэффициентом пустотности; или

- значительно более слабые нейтронные потоки на уровне ВНЗ, что типично в случае наличия над делящимся топливом верхней торцевой зоны воспроизводства; или

- использование материала, отличного от В₄С и не содержащего ¹⁰