RU2069897C1 - Топливное устройство ядерного реактора - Google Patents

Abstract

Сущность изобретения: содержит размещенные между топливными блоками поглощающие блоки, в которых в качестве поглотителя выбраны Ag, Ir, Re, Er, Hf, Co или их смесь с боросодержащими поглотителем. Отношение произведения макроскопического сечения поглощения в тепловой области на объем топлива к сумме произведений макроскопических сечений поглощения на соответствующие объемы теплоносителя, поглотителя и конструкционных материалов устройства в пределах активной зоны находится в диапазоне от 0,1 до 6,1. 1 ил.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в уран-графитовых ядерных реакторах.

Известно топливное устройство, содержащее вертикальный технологический канал с расположенными в нем на опоре топливными блоками, заключенными в защитную оболочку, наружная поверхность которой покрыта любым из следующих материалов: Cu, Ag, Au, Rh, Ir, Ru, Re или их сплавом толщиной 0,0075 мм для упрочнения поверхности защитной оболочки и ухудшения условий теплопередачи, что соответствует отношению произведения макроскопического сечения в тепловой области на объем топлива к сумме произведений макроскопических сечений на соответствующие объемы теплоносителя, поглотителя и конструкционных материалов устройства в пределах активной зоны > 7,3 (заявка Великобритании N 1295251).

Недостатком такого устройства является то, что используемые материалы для покрытия защитной оболочки находятся в области высоких потоков нейтронов и быстро выгорают, а при вытеснении водяным паром теплоносителя в устройство наблюдается положительный всплеск реактивности.

Топливное устройство ядерного реактора, содержащее вертикальный теплотехнический канал с установленными в нем на опоре последовательно топливными блоками, омываемыми теплоносителем, с содержанием урана-235 ≅95% обогащения, образующими по крайней мере часть активной зоны, и полость над ними, расположенную выше активной зоны, выбрано в качестве прототипа (патент США N 3085060).

При аварийном снижении давления теплоносителя на входе в канал устройства, например, в результате разрушения напорной части первого контура реактора, теплоноситель вскипает, вытесняется паром из канала с одновременным разбросом по высоте канала столба топливных блоков и выбросом их из активной зоны в полость под действием гидродинамических сил. Тем самым реактивность реактора снижается до отрицательных значений и цепная реакция деления топлива в реакторе прекращается. Недостатком прототипа является то, что поскольку до аварии места контакта топливных блоков между собой не охлаждаются теплоносителем и имеют более высокие температуры, то при аварийном разбросе топливных блоков попадание теплоносителя на эти места будет сопровождаться эффектом Лейденфроста. Образующийся при этом пар будет иметь более высокую потенциальную энергию и более высокое парциальное давление, создающее дополнительное ускорение верхнему блоку и тормозящее воздействие на нижний блок, это может привести к тому, что часть топливных блоков остается в активной зоне и вызовет положительный всплеск реактивности при запаривании канала, усугубляющий аварию.

Технической задачей настоящего изобретения является устранение положительного всплеска реактивности при аварийном запаривании канала.

Поставленная задача достигается тем, что в известном топливном устройстве ядерного реактора, содержащем вертикальный технологический канал с установленными в нем на опоре последовательно топливными блоками с содержанием урана-235 ≅95% обогащения, образующими по крайней мере часть активной зоны, и полостью над ними, расположенную выше активной зоны, содержат размещенные между топливными блоками поглощающие блоки, в которых в качестве поглотителя выбраны Ag, Ir, Er, Re, Hf, Co или их смесь с боросодержащим поглотителем так, что отношение произведения макроскопического сечения поглощения в тепловой области на объем топлива к сумме произведений микроскопических сечений поглощения на соответствующие объемы теплоносителя, поглотителя и конструкционных материалов устройства в пределах активной зоны находится в диапазоне от 0,1 до 6,1, где нижнее значение диапазона установлено из условия обеспечения критичности реактора, а верхнее из условия получения отрицательного эффекта реактивности реактора при вскипании теплоносителя.

Сущность изобретения поясняется на примере конструкции топливного устройства ядерного реактора, общий вид которого представлен на рисунке. Топливное устройство содержит вертикальный технологический канал 1, в котором на опоре 2 установлены последовательно один на другой топливные 3 и поглощающие 4 блоки, образующие по крайней мере часть активной зоны высотой Н, омываемые теплоносителем. Выше участка размещения блоков за пределами активной зоны реактора находится полость 5, которая соединена водоводом с напорным коллектором 6. Топливные блоки 3 содержат уран обогащения ≅95% по урану-235. В поглощающих блоках 4 в качестве поглотителя выбраны Ag, Ir, Re, Er, Hf, Со или их смесь с боросодержащим поглотителем, которые имеют резонанс на границе спектра тепловых нейтронов со спектром нейтронов с более высокой энергией. Количество топлива и поглотителя выбрано так, чтобы отношение произведения макроскопического сечения поглощения в тепловой области на объем топлива к сумме произведений микроскопических сечений поглощения на соответствующие объемы теплоносителя, поглотителя и конструкционных материалов устройства в пределах активной зоны находятся в диапазоне от 0,1 до 6,1.

При нормальной работе реактора вода под давлением проходит сверху вниз из коллектора 6 через полость 5 канала 1, снимая тепло с топливных 3 и поглощающих 4 блоков. Возникающий при этом перепад давления воды на блоках определяет гидравлическую силу, действующую на столб топливных и поглощающих блоков сверху вниз, которая компенсируется реакцией опоры 2. Тепло в топливных блоках 3 выделяется в основном в результате ядерной реакции деления топлива при взаимодействии с нейтронами. Значительно меньшее количество тепла в поглощающих блоках 4 выделяется в основном в результате реакции поглощения нейтронов поглотителем. При этом температура поглощающих блоков будет примерно равна температуре теплоносителя и существенно ниже температуры топливных блоков, поэтому места стыков топливных и поглощающих блоков будут также иметь температуру, близкую по величине к температуре теплоносителя. Часть реактивности, выделяемой в результате цепной ядерной реакции деления в топливных блоках 3, будет компенсирована поглощением блоками 4 и теплоносителем, так, что реактор будет находиться в критическом или надкритическом состоянии.

При аварийной разгерметизации напорной части первого контура реактора давление воды в коллекторе падает до значений, близких к атмосферному, а в нижней части канала до давления насыщения воды на выходе из канала, где температура воды наибольшая.

В насыщенной жидкости на выходе из канала возникает объемное кипение, при котором теплоноситель переходит из однофазного состояния в двухфазное в виде пароводяной смеси, которая расширяется в процессе испарения воды и вытесняется при этом вверх в коллектор и далее через аварийное отверстие в контуре в атмосферу. Возникающая при этом гидродинамическая сила, действующая на столб топливных и поглощающих блоков снизу вверх, подбрасывает их в полость, выводя тем самым верхнюю часть топливных блоков из активной зоны. Снижение плотности теплоносителя приводит к деформации спектра тепловых нейтронов в сторону больших энергий, его наложению в область резонанса поглотителя и тем самым к возникновению суммарного отрицательного всплеска реактивности, приводящего к самоглушению ядерной цепной реакции деления и переводящего реактор в подкритическое состояние. То обстоятельство, что топливные и поглощающие блоки между собой имеют "холодные" стыки, при попадании на них воды не вызывает дополнительное парообразование (в отличии от аналога и прототипа) и, следовательно, не приводит к их разбросу между собой. Это в свою очередь ускоряет ретермализацию спектра тепловых нейтронов в область резонанса поглотителя, приводит к дополнительному поглощению нейтронов и более глубокой подкритичности реактора. Таким образом, неизвестное ранее размещение между топливных 3 поглощающих 4 блоков, содержащих Ag, Ir, Re, Er, Hf, Co или их смесь с боросодержащим поглотителем, во взаимодействии с истекающим теплоносителем, переходящим в аварийной ситуации из однофазного состояния в двухфазное и меняющим направление движения на обратное, приводит к более быстрой pетеpмализации спектра тепловых нейтронов в область резонанса поглотителя и более быстрому самогашению цепной ядерной реакции деления топлива, что сообщает устройству новое свойство, дает положительный эффект и является существенным отличием предполагаемого изобретения по сравнению с прототипом.

Кроме того, отношение произведения макроскопического сечения поглощения в тепловой области на объем топлива к сумме произведений макроскопических сечений поглощений на соответствующие объемы теплоносителя, поглотителя и конструкционных материалов устройства в пределах активной зоны находятся в диапазоне от 0,1 до 6,1. В условиях последовательной установки друг на друга топливных и поглощающих блоков это приводит к ускоренной pетеpмализации спектра тепловых нейтронов в область резонанса поглотителя во время аварии, а кроме того, к переводу реактора из критического в подкритическое состояние в сочетании с меньшим средним выгоранием поглотителя по высоте (в отличие от параллельного соединения топлива и поглотителя), что также сообщает устройству новое свойств, дает положительный эффект и является существенным отличием по сравнению с прототипом.

Актуальность надежной защиты реактора от последствий аварийного разрыва напорной части первого контура высока, поскольку он сопровождается высокими скоростями развития аварийных процессов и тяжелыми последствиями в случае перехода реактора в надкритическое состояние. При наличии устройств возможность перехода реактора в надкритическое состояние устраняется за счет эффективного самогашения цепной ядерной реакции деления.

Предлагаемое изобретение позволяет наработать также полезные изотопы и использовать в качестве топлива изотопы плутония.

Claims (1)

1. Топливное устройство ядерного реактора, содержащее вертикальный технологический канал с установленными в нем на опоре последовательно топливными блоками, омываемыми теплоносителем, образующими по крайней мере часть активной зоны, и полость над ними, расположенную выше активной зоны, отличающееся тем, что оно дополнительно содержит размещенные между топливными блоками поглощающие блоки, в которых в качестве поглотителя выбраны Ag, Ir, Re, Er, Hf, Co или их смесь с боросодержащим поглотителем так, что отношение произведения макроскопического сечения поглощения в тепловой области на объем топлива к сумме произведений макроскопических сечений поглощения на соответствующие объемы теплоносителя, поглотителя и конструкционных материалов устройства в пределах активной зоны находится в диапазоне от 0,1 до 6,1.