RU2101787C1 - Регулирующий стержень ядерного реактора - Google Patents

Регулирующий стержень ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2101787C1
RU2101787C1 RU96115539A RU96115539A RU2101787C1 RU 2101787 C1 RU2101787 C1 RU 2101787C1 RU 96115539 A RU96115539 A RU 96115539A RU 96115539 A RU96115539 A RU 96115539A RU 2101787 C1 RU2101787 C1 RU 2101787C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
shell
rod
hafnium
boron carbide
rod according
Prior art date
Application number
RU96115539A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96115539A (ru
Inventor
В.М. Чернышов
В.И. Ряховских
А.О. Пославский
В.Б. Пономаренко
В.Д. Рисованый
Б.А. Залетных
А.И. Осадчий
Original Assignee
Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов" filed Critical Государственное предприятие "Московский завод полиметаллов"
Priority to RU96115539A priority Critical patent/RU2101787C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2101787C1 publication Critical patent/RU2101787C1/ru
Publication of RU96115539A publication Critical patent/RU96115539A/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, заполненную столбом поглотителя нейтронов. Одна часть столба выполнена из материала, имеющего с нейтронами /n, α / реакцию, в частности из карбида бора. Другая часть столба поглотителя нейтронов, которая вдвигается в активную зону первой, включает гафний. Эта часть выполнена в виде жесткой продольной конструкции, в частности в виде стержня из металлического гафния, установленного в оболочке с возможностью осевого перемещения. В результате повышается прочность стержня в целом за счет снижения концентрации напряжений по длине оболочки и уменьшается суммарная деформация стержня. 6 з.п. ф-лы. 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной техники, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водоводяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями.
Нормальная и безопасная эксплуатация ядерного реактора обеспечивается поддержанием реактивности на необходимом уровне во время пуска, останова, переходных процессов, а также резким снижением реактивности при останове реактора. Для этого реактор оснащается регулирующими стержнями различного исполнения, соединенными с приводом, перемещающим их по высоте активной зоны для изменения в требуемых пределах реактивности.
Особенностью водоводяных реакторов является то, что в связи с редкой перегрузкой ядерного топлива и высокой энергонапряженностью избыточная реактивность в них в расчете на выгорание топлива сравнительно велика. Кроме того, в таких реакторах значительны температурный и мощностной эффекты. Все это в конечном итоге приводит к тому, что в активной зоне водоводяного реактора в начале компании может содержаться до нескольких десятков критических масс для компенсации которых требуется значительная суммарная эффективность всех органов СУЗ, что создает проблему размещения механической системы регулирования.
Запас реактивности на выгорание топлива в современных реакторах ВВЭР-1000 компенсируется борной кислотой, растворенной в теплоносителе первого контура, которая постепенно выводится в ходе выгорания топливных загрузок. Рабочая группа органов регулирования при этом находится в частично погруженном состоянии. Остальные органы регулирования (около 90% от общего количества) выведены из зоны и находятся в режиме аварийной защиты (A3). В этом режиме работы нижняя часть поглощающих элементов фактически находится в зоне верхнего отражателя и интенсивно выгорает. Указанная специфика использования поглощающих элементов в водо-водяных реакторах приводит к существенной неравномерности выгорания поглотителя в элементах по их высоте.
По этой причине при разработке и совершенствовании поглощающих элементов большое внимание уделяется выбору нейтронопоглощающих материалов и их композиций. Тем более, что с течением времени при работе реактора, часть органов регулирования поднимается из активной зоны, другая часть меняет свое функциональное назначение, а органы регулирования, подвешенные над активной зоной могут быть введены в нее по различным причинам. Поэтому при конструировании регулирующих стержней следует учитывать характеристики стержней при различных режимах эксплуатации реактора.
Условия выбора сочетаний нейтронопоглощающих материалов, располагаемых в стержне, должны обеспечивать не только оптимальные нейтронно-физические характеристики стержня, но и удовлетворять определенным механическим параметрам. Это обусловлено тем, что при различном положении регулирующих органов относительно активной зоны, особенно при их перемещении, органы регулирования подвергаются различного рода нагрузкам. Механическое воздействие на органы регулирования вызвано также процессами взаимодействия нейтронопоглощающих материалов с излучением, что приводит к неравномерным напряжениям по высоте и сечению стержней. Поэтому при конструировании органов регулирования следует уделять внимание выбору материалов и их свойств, обеспечивающих необходимые прочностные характеристики.
Известен регулирующий стержень, содержащий загерметизированную с обоих концов наконечниками в несущую оболочку, в которой расположены таблетки из нейтронопоглощающего материала, в частности из карбида бора [1] В нижней части стержня между таблетками карбида бора установлены таблетки из материала (например из двуокиси циркония), поглощающего нейтроны в меньшей степени, чем карбид бора. В результате обеспечивается требуемый по высоте стержня профиль поглощательной способности, предполагающий понижение ее в нижней части стержня. Устойчивость данной конструкции обеспечивается оболочкой.
Известен также орган регулирования, содержащий столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, α ) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал, имеющий с нейтронами (n, g ) реакцию [2] В части столба поглотителя нейтронов, имеющей с нейтронами (n, a ) реакцию, расположен карбид бора, а в части, вдвигаемой в активную зону первой сплав серебра (Ag In Cd), имеющий с нейтронами (n, g ) реакцию. Наличие сплава серебра в этой части стержня позволяет существенно снизить распухание карбида бора и газовыделение за счет экранирующего воздействия на карбид бора путем вывода его из областей с высокими потоками нейтронов при расположении стержня во время эксплуатации в верхней части активной зоны или над ней.
Тем не менее, во время кампании реактора в процессе облучения происходит изменение эффективности поглощения нейтронов сплавом серебра, что приводит к изменению его экранирующего воздействия на карбид бора и, как следствие, к изменению характеристик стержня в течение его эксплуатации, в частности к изменению суммарного физического веса стержня.
Причем, в зависимости от флюенса эффективность поглощения нейтронов сплавом Ag-In-Cd меняется по нелинейному закону, что практически исключает возможность точного расчета эффективности всего стержня в целом от времени пребывания в различных участках активной зоны и над ней. При этом затрудняется прогнозирование срока службы стержней, а также усложняется создание систем перемещения стержней (устройств контроля, приводов и пр.), т.к. имеет место непредсказуемое неравномерное выгорание двух частей стержня.
Повышение эффективности экранирования карбида бора возможно за счет использования выполнения части столба поглотителя нейтронов, вдвигаемой в активную зону первой, из материала, включающего гафний [3] Такой стержень имеет оболочку, заполненную таблетками из карбида бора и гафния.
Использование, гафния позволяет решить многие проблемы, связанные с физическими аспектами поглощения нейтронов. В отличии от сплава Ag-ln-Cd, гафний имеет практически линейную зависимость изменения эффективности в зависимости от флюенса нейтронов, что позволяет обеспечить надежную защиту карбида бора во время кампании реактора, т.к. характеристики гафния со временем меняются незначительно и могут быть предварительно рассчитаны. Однако, карбид бора вследствие меняющегося потока нейтронов по высоте и радиусу стержня облучается неравномерно, особенно при расположении стержня в активной зоне. В результате различные участки части столба поглотителя нейтронов с таблетками карбида бора имеют различное распухание, что приводит к возникновению различного рода механических напряжений. Наличие механических напряжений вызывает искривление стержня, которое можно снизить за счет увеличения толщины оболочки, препятствующей значительным деформациям. Но в этом случае существенно снижается эффективность органа регулирования за счет уменьшения объемной доли поглощающего материала. Искривление столба таблеток из карбида бора приводит к деформации той части оболочки, в которой размещены таблетки гафния, и которая подвержена незначительному распуханию. Но таблетки гафния не могут препятствовать искривлению части оболочки с гафнием, т. к. они имеют возможность перемещения друг относительно друга. В результате за счет неравномерного распухания карбида бора имеет место искривление всей оболочки, что негативно сказывается при эксплуатации стержня, обладающего неплохими нейтронно-физическими параметрами.
В связи с достаточно большой протяженностью стержня по сравнению с его диаметром, даже незначительные деформации оболочки из-за распухания карбида бора приводят к существенным отклонениям от продольной оси той части стержня, которая включает гафний.
Наиболее близким по технической сущности к описываемому является регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий столб поглотителя нейтронов, выполненный по длине из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, a ) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена в виде жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний [4]
Выполнение части столба поглотителя нейтронов, включающей гафний в виде жесткой продольной конструкции, позволяет уменьшить искривление стержня в целом, т.к. возможные формоизменения стержня за счет распухания карбида бора будут восприняты жесткой продольной конструкцией из гафния. В известном устройстве жесткая продольная конструкция выполнена в виде полого стержня из металлического гафния, соединенного с оболочкой, содержащей карбид бора. Полый стержень из металлического гафния, вводимый в активную зону первым, достаточно надежно экранирует карбид бора, не допуская его существенного распухания, и практически не деформируется при эксплуатации, снижая, тем самым, суммарную деформацию стержня. Однако жесткая продольная конструкция, снижая в целом суммарную деформацию столба поглотителя нейтронов, передает всю нагрузку на другую часть, содержащую оболочку с карбидом бора, что оказывает негативное воздействие в месте соединения этих частей.
Задачей настоящего изобретения является создание регулирующего стержня ядерного реактора, обеспечивающего необходимое введение реактивности в различных динамических и аварийных режимах при уменьшении величины изменения формы стержня в целом во время эксплуатации.
При решении этой задачи реализуется новый технический результат, заключающийся в уменьшении суммарной деформации по длине стержня за счет перераспределения возникающих напряжений по элементам конструкции, при одновременном обеспечении возможности уменьшения толщины оболочки.
Данный технический результат достигается тем, что в регулирующем стержне ядерного реактора, содержащем столб поглотителя нейтронов, выполненный по длине из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, a ) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена в виде жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний, столб поглотителя нейтронов размещен в оболочке, причем жесткая продольная конструкция из материала, включающего гафний расположена в оболочке с возможностью осевого перемещения относительно оболочки.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является размещение всего столба поглотителя нейтронов в оболочке, при котором часть столба в виде жесткой продольной конструкции расположена в оболочке с возможностью осевого перемещения относительно оболочки. В результате жесткая продольная конструкция, с одной стороны, не допускает значительных деформаций столба в целом, выполняя функцию несущей конструкции, а, с другой стороны, свободное перемещение жесткой продольной конструкции внутри оболочки позволяет перераспределить нагрузку по всей длине оболочки. Действительно, при значительных напряжениях, возникающих во время эксплуатации стержня, в области границы частей столба образуется своеобразное шарнирное, а не жесткое соединение за счет возможности осевого перемещения жесткой продольной конструкции внутри оболочки, что приводит к снижению значения нагрузки, воспринимаемой частью столба, содержащей материал, имеющий с нейтронами (n, a ) реакцию, поскольку некоторая доля нагрузки будет восприниматься оболочкой, в которой свободно установлена жесткая продольная конструкция, не препятствуя незначительной деформации окружающей ее оболочки.
Часть столба поглотителя нейтронов, выполненная в виде жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний может быть выполнена в виде стержня из металлического гафния.
Целесообразно оболочку по длине выполнять, по крайней мере, из двух секций, соединенных сваркой, а концевые части жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний, устанавливать во втулках, жестко соединенных с оболочкой.
Кроме того, в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, a ) реакцию, применен порошок карбида бора с размерами зерен от 5 мкм до 160 мкм, виброуплотненный до плотности не менее 1,7 г/см3, а стержень из металлического гафния выполнен с внутренней полостью.
Оболочка может быть изготовлена из нержавеющей стали или из хромоникелевого сплава, а втулка, вдвигаемая в активную зону первой, может быть выполнена из металлического гафния.
На фиг. 1 изображен общий вид регулирующего стержня ядерного реактора; на фиг. 2 сечение А-А (увеличено) на фиг. 1.
Регулирующий стержень 1 ядерного реактора состоит из герметичной оболочки 2, внутри которой расположен столб 3 поглотителя нейтронов. Одна часть 4 столба 3 включает материал, имеющий с нейтронами (n, a ) реакцию, например порошок карбида бора. Другая часть 5 столба 3, вводимая в активную зону (не показана) первой, выполнена в виде жесткой продольной конструкции, выполненной, например, в виде стержня 6 из металлического гафния.
Оболочка 2 загерметизирована, например сваркой, при помощи нижней 7 и верхней 8 концевых деталей.
Между верхней концевой деталью 8 и столбом 3 может быть предусмотрена полость 9 для сбора газов, в части которой расположен утяжелитель 10. В качестве материала, имеющего с нейтронами (n, a ) реакцию, применен порошок карбида бора, в частности с размерами зерен от 5 мкм до 160 мкм, виброуплотненный до плотности не менее 1,7 г/см3. Возможно использование и других материалов, параметры которых подбираются экспериментально с учетом требуемых характеристик. Полость 9 для сбора газов отделена от порошка карбида бора пыжом 11 и пробкой 12, выполняемыми, например, из никелевой сетки. Оболочка 2 может быть выполнена из нержавеющей стали или хромоникелевого сплава.
Концевые части 13 и 14 стержня 6 установлены соответственно во втулках 15 и 16, жестко соединенных с оболочкой 2. Причем одна из концевых частей, например концевая часть 14 может быть жестко соединена с соответствующей втулкой 16 трехкулачковым обжатием (см. фиг. 2), а осевое перемещение стержня 6 обеспечивается за счет свободного перемещения концевой части 13 во втулке 15, изготовленной из нержавеющей стали, хромоникелевого сплава или металлического гафния. Причем заделка втулки 15 выполнена с возможностью углового смещения относительно оболочки 2, что позволяет обеспечить свободное перемещение жесткого стержня 6 при искривлении оболочки 2.
Оболочка 2 может быть выполнена из секций, соединяемых, в частности, сваркой. Втулки 15 и 16 соединены с оболочкой 2 сваркой или обжатием 17 (термической осадкой). Втулку 16 целесообразно изготавливать в виде единого узла с нижней концевой деталью 7.
Конструктивно описываемые элементы устройства могут быть выполнены также любым известным образом, учитывающим арсенал имеющихся средств.
Регулирующий орган функционирует следующим образом. В зависимости от условий эксплуатации и необходимого поддержания уровня мощности, стержень 1 может быть расположен в различных положениях относительно активной зоны. При расположении стержня над активной зоной или при частичном введении его в активную зону, часть 4 столба поглотителя нейтронов не имеет значительной неравномерности выгорания и мало подвержена негативному воздействию нейтронов, заключающемуся в ее распухании и газовыделении из нее, что обеспечивается наличием части 5, включающей гафний. Однако во время эксплуатации всегда имеет место пусть незначительное, но неравномерное распухание карбида бора в осевом и радиальном направлениях за счет невозможности обеспечения одинаковых условий взаимодействия карбида бора с потоком нейтронов. В результате появляются деформации части 4 столба 3, обусловленные напряжениями, возникающими вследствие неоднородных формоизменений части 4 с карбидом бора. Под действием таких напряжений оболочка 2 может значительно искривляться в различных направлениях. Особенно данный эффект проявляется при существенном превышении длины стержня в целом по сравнению с его диаметром, что предполагают реальные конструкции стержней регулирования. Часть 5 столба 3, выполненная в виде жесткой продольной конструкции (стержень из металлического гафния), препятствует суммарным деформациям стержня 1, воспринимая нагрузки и препятствуя отклонению стержня от продольной оси выше допустимого. Установка стержня внутри оболочки с возможностью осевого перемещения относительно оболочки приводит к более равномерному перераспределению возникающих напряжений, т. к. в месте сочленения частей 4 и 5 столба 3 не имеет место жесткое соединение стержня 6 из металлического гафния с оболочкой 2. Поэтому оболочка 2 воспринимает нагрузку не только по длине, заполненной карбидом бора, но также по участку длины, в которой размещен стержень 6 из металлического гафния, исключая резкую концентрацию напряженности в области на границе между двумя частями столба поглотителя нейтронов.
Стержень может использоваться автономно и иметь индивидуальный привод перемещения. Набор стержней может быть объединен в сборку (кластер) с общим приводом. Стержни могут быть установлены в тепловыделяющую сборку вместо твэлов. Наличие в оболочке свободно установленной жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний позволяет положительно перераспределить нагрузки по длине оболочки, являющейся несущим элементом при одновременном использовании положительных свойств от применения жесткостной продольной конструкции.
Таким образом, описываемый стержень ядерного реактора имеет сниженную величину суммарной деформации, повышенные прочностные характеристики и достаточно высокую стабильность нейтронно-физических параметров за счет комбинации поглощающих элементов, что положительно сказывается при эксплуатации устройства.

Claims (7)

1. Регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий столб поглотителя нейтронов, выполненный по длине из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n,α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена в виде жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний, отличающийся тем, что столб поглотителя нейтронов размещен в оболочке, причем жесткая продольная конструкция из материала, включающего гафний, расположена в оболочке с возможностью осевого перемещения относительно оболочки.
2. Стержень по п. 1, отличающийся тем, что часть столба поглотителя нейтронов, включающего гафний, выполнена в виде стержня из металлического гафния.
3. Стержень по п. 1 или 2, отличающийся тем, что оболочка по длине выполнена по крайней мере из двух секций, соединенных сваркой.
4. Стержень по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что концевые части жесткой продольной конструкции из материала, включающего гафний, установлены во втулках, жестко соединенных с оболочкой.
5. Стержень по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающийся тем, что в качестве материала, имеющего с нейтронами (n,α) реакцию, применен порошок карбида бора с размерами зерен от 5 до 160 мкм, виброуплотненный до плотности не менее 1,7 г/см3.
6. Стержень по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, отличающийся тем, что оболочка выполнена из нержавеющей стали или хромникелевого сплава.
7. Стержень по п.1, или 2, или 3, или 4, или 5, или 6, отличающийся тем, что втулка, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена из металлического гафния.
RU96115539A 1996-08-05 1996-08-05 Регулирующий стержень ядерного реактора RU2101787C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96115539A RU2101787C1 (ru) 1996-08-05 1996-08-05 Регулирующий стержень ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96115539A RU2101787C1 (ru) 1996-08-05 1996-08-05 Регулирующий стержень ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2101787C1 true RU2101787C1 (ru) 1998-01-10
RU96115539A RU96115539A (ru) 1998-05-27

Family

ID=20183908

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU96115539A RU2101787C1 (ru) 1996-08-05 1996-08-05 Регулирующий стержень ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2101787C1 (ru)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
4. Пономаренко В.Б. и др. Органы регулирования и СВП ядерныых реакторов ВВЭР-1000 и пути их усовершенствования. - Вопросы атомной науки и техники: Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 1994, вып. 2(62), 3/63, с. 95 - 113. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101515116B1 (ko) 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소
US6512805B1 (en) Light water reactor core and fuel assembly
US4629599A (en) Burnable absorber arrangement for fuel bundle
US4941159A (en) Low neutron fluence nuclear reactor internals
US5742655A (en) Neutron-absorbent control cluster for a nuclear reactor
RU2101788C1 (ru) Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора
JP4537585B2 (ja) 制御棒
RU2101787C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
RU2077743C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
JPS58135989A (ja) 沸騰水型原子炉燃料集合体
US5610959A (en) Hafnium doped replacement rod for nuclear fuel reconstitution
RU2077741C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
RU2287193C2 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора
JP4280474B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
EP1658620A1 (en) A method for operating a nuclear reactor
JP2001215290A (ja) 軽水炉炉心及び燃料集合体
EP0977206B1 (en) Control rod in a water-cooled nuclear reactor
RU2122245C1 (ru) Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах
RU2214633C2 (ru) Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора
US7460632B2 (en) Control rod absorber stack support
RU2242810C2 (ru) Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора
WO1998014957A1 (en) Nuclear fuel assembly having mox rods and mox-gadolinia rods
RU2126999C1 (ru) Активная зона водоводяного энергетического реактора
RU2236712C2 (ru) Регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора
RU2680252C1 (ru) Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах

Legal Events

Date Code Title Description
PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20140404