RU2088981C1 - Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем - Google Patents

Abstract

Использование: изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием ядерного реактора на быстрых нейтронах. Сущность: активная зона и боковой экран быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем выполнены по типу канального реактора в виде совокупности топливных, воспроизводящих и облучательных каналов, размещенных в узлах регулярной или нерегулярной решетки и разделенных между собой слабопоглощающей и слабозамедляющей нейтроны средой, например, инертным газом. Шаг размещения каналов выбирается из условия обеспечения близкого к нулю (меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов) или отрицательного пустотного эффекта реактивности. В результате существенно повышается безопасность быстрого реактора за счет гарантированного обеспечения отрицательного значения пустотного эффекта реактивности, а также повышения надежности и быстродействия системы СУЗ. 3 ил., 1 табл.

Description

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием ядерного реактора на быстрых нейтронах.

Известны различные конструкции корпусных быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Использование жидкого металла, чаще всего натрия, позволяет обеспечить высокую энергонапряженность топлива, высокий коэффициент воспроизводства, повышенный КПД термодинамического цикла и не требует высокого давления, что повышает безопасность реакторной установки. Специфической проблемой быстрых реакторов большой мощности, прежде всего с натриевым теплоносителем, является большое (в упомянутом выше БН-800 5-6 β эф) положительное значение натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР), что весьма отрицательно сказывается на его безопасности в аварийных ситуациях с опустошением активной зоны или кипением натрия. Основной причиной положительного НПЭР является малая утечка нейтронов из активной зоны из-за большого размера последней в реакторе большой мощности (600 МВт и выше). Проблема положительного НПЭР усугубляется в случае, если быстрый реактор используется для выжигания младших актинидов (МА) изотопов нептуния, америция, кюрия. Показано, что увеличение содержания МА в составе активной зоны на 2% ведет к росту положительной натриевой реактивности на 20% Очевидным и используемым на практике решением проблемы положительности НПЭР является увеличение утечки нейтронов из активной зоны реактора. Известно несколько способов достижения этой цели: уплощение активной зоны (h а.з. ≈ 1 м и меньше), отказ от торцевых экранов, размещение специальной натриевой полости над активной зоной или внутри нее, организация газовых объемов в активной зоне (проект усовершенствованного жидкометаллического реактора ALMR на основе концепции PRISM).

В изобретении (патент SU 1799178 A1, кл. G 21 C 1/02) предложена конструкция быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем с пористой активной зоной. В указанной заявке для "устранения недостатков в прототипе (реакторе БН-800 прим. авт.) с плотной компоновкой ТВС, содержащих пучок стерженьковых твэлов в потоке теплоносителя, активная зона выполнена из материалов, включая топлива, имеющих малую среднюю по ячейке плотность, т.е. повышенную эффективную пористость, причем пористость выполнена путем образования в активной зоне пустых (газозаполненных) объемов в одном из следующих вариантов внутритвэльная пористость, либо внутритвэльная в комбинации с межтвэльной или межкассетной, причем пористость заранее рассчитана в зависимости от мощности реактора". Таким образом, для реализации предложенной в патенте N 1799178 конструкции требуется создание специального пористого твэла, который при равных с традиционным твэлом размерах, будет иметь существенно меньшую загрузку топлива. Кроме того, необходимую пористость предлагается ввести в активную зону прототипа, в качестве которого взят корпусной быстрый реактор БН-800 с интегральной компоновкой, что приведет к значительному увеличению размеров корпуса реактора. Увеличение размеров корпуса особенно нежелательно в случае тяжелого теплоносителя, т.к. возрастает сейсмическая опасность для реакторной установки. Предложенный способ введения межтвэльной и межкассетной пористости в реактор типа БН приведет к повышению доли натрия и стали в составе активной зоны и, как следствие, к смягчению спектра и уменьшению коэффициента воспроизводства. Так в варианте с пористой активной зоной реактора БН-800 [6] объем активной зоны возрос до 15600 л по сравнению с 4840 л в БН-800 с традиционной компоновкой, т.е. в 3,2 раза. Соответственно увеличиваются и размеры корпуса, размеры внутриреакторного хранилища и хранилища для долговременной выдержки отработавших ТВС. Коэффициент воспроизводства пористой активной зоны (КВА) упал до 0,31, т.е. стал в полтора раза меньше, чем даже в реакторе типа ВВЭР.

В качестве прототипа настоящего изобретения рассматривается конструкция ядерного реактора-бридера на быстрых нейтронах БН-800 с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем. Реактор состоит из активной зоны, содержащей смешанное керамическое топливо (U02 Pu02) и наружных воспроизводящих экранов.

Недостатками прототипа являются:
1. Наличие положительного натриевого пустотного эффекта при полной загрузке МОХ топливом и при наличии воспроизводящих бокового и торцевых экранов.

2. Связь органов СУЗ с циркуляцией теплоносителя первого контура, создающая потенциальную опасность выброса органов СУЗ из активной зоны.

3. Большой объем жидкометаллического теплоносителя, сосредоточенного в одном объеме корпусе реактора, создающий повышенную сейсмическую опасность и повышенную пожароопасность при повреждении корпуса.

Основная техническая задача, решаемая в данном изобретении это устранение указанных выше недостатков при:
любой рассматриваемой в настоящее время и на обозримую перспективу мощности реактора (до ≈ 2000 МВт эл.) и для любой физически оправданной доле МА в топливе;
использовании традиционных для быстрых реакторов хорошо отработанных стерженьковых твэлов с большой эффективной плотностью топливной композиции, принятой в настоящее время загрузкой тяжелых атомов на единицу длины твэла;
Для решения указанной выше задачи предлагается быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем канального типа. Компоновка активной зоны с индивидуальными каналами для тепловыделяющих сборок широко используется в конструкциях тепловых водоохлаждаемых реакторов РБМК, CANDU, ЭПГ-6 и др. Для реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением схема канального реактора до сих пор не использовалась. Между тем, для такого типа реакторов канальная компоновка представляется наиболее простой и привлекательной по сравнению с канальной компоновкой теплового реактора.

Во-первых, в канальных тепловых реакторах пространство между каналами заполняется замедлителем обычно графитом или тяжелой водой. Для быстрого реактора этого не требуется, здесь пространство между топливными каналами должно быть заполнено слабопоглощающей нейтроны средой, например, инертным газом под невысоким давлением, что значительно облегчает конструкцию активной зоны, снимает проблемы, связанные с перегревом, выгоранием, распуханием, деформацией графитовой кладки или наработкой трития в тяжеловодном замедлителе.

Во-вторых, высокая энергонапряженность топлива, обеспечиваемая благодаря использованию жидкометаллического теплоносителя, позволяет при одинаковой с тепловым реактором мощности резко уменьшить количество и высоту каналов. Оценки показывают, что при мощности быстрого реактора 1000 МВт (эл) достаточно будет ≈ 160 каналов с высотой активной части 150-200 см, в то время как водографитовый канальный реактор аналогичной мощности РБМК-100 имеет 1693 канала и высоту активной зоны 700 см. Это обстоятельство позволяет значительно упростить систему подводящих и отводящих трубопроводов.

В-третьих, жидкометаллический теплоноситель не требует высокого давления, отсутствует кипение теплоносителя, что позволяет для изготовления чехлов тепловыделяющих каналов, подводящих и отводящих трубопроводов использовать тонкостенные трубы, минимизируя таким образом паразитный захват нейтронов в активной зоне и общую металлоемкость конструкции. Существенно упрощается и проблема герметизации корпуса.

В целом, конструкция канальной активной зоны, системы подводящих и отводящих трубопроводов для быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем представляется намного более простой (на порядок менее громоздкой, менее металлоемкой), чем конструкции действующих канальных реакторов на тепловых нейтронах. Конструкция и технология изготовления последних хорошо отработаны и проверены многолетней практикой. Этот опыт может быть использован при создании канального реактора на быстрых нейтронах.

Основные преимущества быстрых реакторов канального типа перед корпусными (а к последним относится и прототип быстрый реактор БН-800) состоят в следующем.

1. При сохранении и отработанной на практике конструкции твэлов, параметров топливной решетки, энергонапряженности топлива появляется возможность оптимизировать утечку нейтронов из активной зоны за счет выбора размеров топливных каналов и каналов воспроизводящего экрана, а главное, за счет шага их размещения, добиваясь требуемой по условиям безопасности величины пустотного эффекта реактивности.

Физическая причина этого явления увеличение утечки нейтронов из активной зоны с разрежением решетки каналов, т.е. та же, что и при использовании других известных способов уменьшения НПЭР, описанных выше (уплощение зоны, отказ от торцевых экранов, введение натриевых и газовых полостей в активную зону, внутритвэльная пористость, дополняемая межтвэльной и межкассетной пористостью).

2. Канальная компоновка представляет возможность индивидуального регулирования расхода теплоносителя в топливных каналах, обеспечивая оптимальный температурный режим для твэлов.

3. Пространство между каналами может быть использовано для размещения органов СУЗ и облучательных устройств. Существенным положительным моментом при этом является независимость органов СУЗ от первого контура охлаждения реактора стержни регулирования не могут быть выброшены из активной зоны потоком теплоносителя, что, безусловно, повышает надежность СУЗ и безопасность реактора в целом. Это же пространство может быть использовано для сверхбыстрого гашения реакции путем введения под давлением He-3.

4. Отсутствие заполненного теплоносителем корпуса реактора дает важное преимущество канальному реактору с точки зрения сейсмической устойчивости особенно при использовании свинцово-висмутового теплоносителя. В случае повреждения корпуса реактора последствия от опустошения активной зоны или от горения натрия будут значительно более тяжелыми, чем при повреждении отдельного канала. Ресурс корпуса ограничен его радиационной и термической стойкостью. Замена корпуса в энергетической установке практически невозможна, в то время как чехлы каналов могут регулярно по мере необходимости заменяться на новые и таким образом время жизни реакторной установки может быть значительно увеличено.

5. Имеется принципиальная возможность (по крайней мере для бокового экрана) перегрузки реактора на мощности, что способствует повышению его экономических показателей.

6. Канальная компоновка облегчает задачу отвода остаточного тепла в случае прекращения циркуляции теплоносителя в первом контуре, а также значительно упрощает решение проблемы рассредоточения кориума в случае расплавления активной зоны для предотвращения образования вторичной критмассы.

На фиг. 1 показан пример компановки активной зоны канального быстрого реактора с треугольной решеткой топливных каналов, сектор 60 град. где: 1 - топливный канал, 2 воспроизводящий канал, 3 облучательный канал, 4 - стержень СУЗ, 5 биологическая защита; на фиг.2 пример компановки активной зоны канального быстрого реактора с квадратной решеткой топливных каналов, сектор 90 град. где: 1 топливный канал, 2 воспроизводящий канал, 3 - облучательный канал, 4 стержень СУЗ, 5 биологическая защита; на фиг.3 - зависимости величины натриевого пустотного эффекта реактивности и критического содержания плутония в МОХ-топливе от шага расположения каналов в канальном быстром реакторе с треугольной решеткой каналов, мощностью 1000 МВт с натриевым теплоносителем, где: 1 зависимость натриевого пустотного эффекта реактивности от шага расположения топливных каналов, 2 зависимость критического содержания плутония в МОХ-топливе от шага расположения топливных каналов.

Пример компоновки канального быстрого реактора с треугольной решеткой размещения топливных, воспроизводящих и облучательных каналов (не обязательно равного диаметра) и органами СУЗ, размещенными в межканальном пространстве, показан на фиг.1. Аналогичный пример для канального реактора с квадратной решеткой размещения каналов показан на фиг.2.

Топливо в виде тепловыделяющих элементов размещается в топливных каналах 1, воспроизводящих материал (обедненный или естественный уран, торий) размещается в воспроизводящих каналах 2. Облучательные каналы 3 используются для наработки изотопов, выжигания актинидов или долгоживущих осколков, облучения различных материалов. Охлаждение каналов осуществляется с помощью жидкометаллического теплоносителя, подводимого индивидуально к каждому каналу и прокачиваемого через них в необходимом объеме и с необходимой скоростью. Пространство между каналами заполнено инертным газом, например аргоном. Управление цепной реакцией осуществляется с помощью стержней СУЗ, размещенных в пространстве между каналами и независимых от первого контура. В качестве быстродействующей аварийной защиты может быть использована система быстрого заполнения межканального пространства поглощающим газом, например He-3. Активная зона реактора размещается в герметичной бетонной шахте, облицованной сталью.

Благодаря разреженному размещению топливных каналов, обеспечивается повышенная утечка нейтронов из активной зоны, вследствие чего обеспечивается отрицательное значение натриевого пустотного эффекта реактивности.

Проведенные расчетные исследования нейтронно-физических характеристик варианта канального быстрого реактора мощностью 1000 МВт (эл) с натриевым охлаждением, выполненные с помощью программы MCNP (метод Монте-Карло), подтвердили возможность достижения отрицательного значения натриевого пустотного эффекта реактивности при соответствующем выборе шага размещения каналов.

На фиг.3 приведена расчетная зависимость НПЭР от шага размещения каналов для одного из вариантов канального быстрого реактора мощностью 1000 МВт (эл). Основные параметры этого реактора приведены в таблице.

Из рисунка видно, что с увеличением шага размещения каналов величина НПЭР падает до нуля, а затем становится отрицательной. Таким образом, для описанного выше канального быстрого реактора при шаге расположения каналов в треугольной решетке 48 см, обеспечивается требуемое правилами ядерной безопасности отрицательное значение натриевого пустотного эффекта реактивности.

Важно отметить, что это важное для безопасности свойство достигнуто при использовании отработанных и проведенных длительной практикой на действующих быстрых реакторах размерах и конструкции тепловыделяющих элементов, при умеренной для быстрых реакторов энергонапряженности топлива.

Claims (1)

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, боковой и торцевые экраны, отличающийся тем, что активная зона и боковой экран выполнены в виде совокупности индивидуальных каналов для тепловыделяющих, воспроизводящих и облучательных сборок, размещенных в узлах регулярной или нерегулярной решетки и разделенных между собой газовой средой или вакуумом.

Images