RU2122245C1 - Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах - Google Patents
Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2122245C1 RU2122245C1 RU97109016A RU97109016A RU2122245C1 RU 2122245 C1 RU2122245 C1 RU 2122245C1 RU 97109016 A RU97109016 A RU 97109016A RU 97109016 A RU97109016 A RU 97109016A RU 2122245 C1 RU2122245 C1 RU 2122245C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- rod
- absorbing part
- moderator
- neutron
- control rod
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН. Технический результат, достигаемый при реализаций изобретения, заключается в снижении положительного натриевого пустотного эффекта реактивности, повышении эффективности стержней и выравнивании энерговыделения в топливе реактора вблизи каналов стержней системы управления и заняты (СУЗ), что повышает безопасность эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Сущность изобретения заключатся в том, что регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит замедлитель и поглотитель нейтронов, снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, его использование позволит повысить безопасность и эффективность эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реакторы-размножители на быстрых нейтронах (БН) с жидкометаллическим теплоносителем (натрием).
Известен регулирующий стержень системы управления и защиты (СУЗ) для быстрых энергетических реакторов с поглощающей частью из комбинации материала замедлителя быстрых нейтронов, например, гидрида циркония, дейтерида циркония, бериллия, карбида и т.п., и материала поглотителя замедленных нейтронов с размещением замедлителя как внутри поглотителя так и инверсным образом /1/, благодаря чему при экономии материала поглотителя добиваются повышения эффективности поглощающего стержня при погружении его в канал стержня системы управления и защиты (СУЗ) активной зоны реактора типа БН.
Однако указанная конструкция стержня СУЗ не изменяет положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР).
Известен также регулирующий стержень СУЗ с размещением замедлителя снаружи поглотителя в поглощающей части стержня СУЗ /2/, что позволяет добиться выравнивания плотности энерговыделения в топливе вблизи канала стержня СУЗ при погружении последнего в активную зону реактора.
Однако указанная конструкция стержня СУЗ не изменяет положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР).
Известен регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с поглощающей частью, содержащей замедлитель нейтронов и поглотитель нейтронов, расположенный на периферии стержня /3/, который наиболее близок по своей технической сути предложению и поэтому выбран в качестве прототипа. В указанном стержне для повышения эффективности регулирования и увеличения срока службы по крайней мере на одном торце поглощающей части стержня размещен слой поглотителя нейтронов, что увеличило скорость ввода реактивности в активную зону и устранило всплеск энерговыделения в тепловыделяющих элементах (твэлах) вблизи торца поглощающей части стержня, а также привело к ослаблению потока нейтронов из активной зоны на замедлитель через торец и уменьшения выгорания поглотителя из-за замедления нейтронов.
Однако указанная конструкция стержня СУЗ также не изменяет положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР).
В основу настоящего изобретения положена задача снижения положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР), положения эффективности стержней и выравнивания энерговыделения в топливе реактора вблизи каналов стержней СУЗ, что повышает безопасность эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
Сущность изобретения заключается в том, что регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит замедлитель и поглотитель нейтронов, снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части.
Для упрощения конструкции регулирующего стержня целесообразно дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный по оси стержня вне его поглощающей части, выполнить из единой детали с замедлителем поглощающей части так, что их полная длина превышает длину поглощающей части.
Особенности предлагаемого устройства заключаются в том, что регулирующий стержень снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части, что позволяет снизить или полностью устранить положительный натриевый пустотный эффект реактивности, повысить эффективность стержней и выровнить поле энерговыделения в топливе реактора вблизи каналов стержней СУЗ. Все указанное повышает безопасность эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.
На фиг. 1 схематично изображен регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (прототип); на фиг. 2 - регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с дополнительным замедлителем нейтронов; на фиг. 3 - регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с замедлителем нейтронов, продленным в среднем звене стержня; на фиг. 4 - регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с замедлителем нейтронов, продленным в среднее и нижнее звено стержня; на фиг. 5 показано поведение поля нейтронов и плотности энерговыделения в канале стержня СУЗ и прилегающих к нему топливных тепловыделяющих сборках, а именно: для случая, когда стержень СУЗ изъят из реактора (фиг. 5,а): для случая, когда в канале стержня СУЗ по его оси находится замедлитель нейтронов (фиг. 5,б); для случая, когда в канале стержня находится поглотитель нейтронов (фиг. 5,в).
Предлагаемое устройство регулирующего стержня для быстрых энергетических реакторов состоит из трех звеньев: верхнего 1, среднего 2 и нижнего 3 (фиг. 1, 2, 3, 4), шарнирно соединенных между собой, причем верхнее звено состоит из захватной головки и удлинительной трубы, нижнее звено, выполненное из трубы и наконечника, является удлинителем и выполняет роль направляющего участка, среднее звено (рабочее) содержит поглощающую часть 4. Поглощающая часть обычно состоит из набора поглощающих элементов (пэлов), представляющих собой металлические трубки, заполненные поглотителем, например, карбидом бора и т. п. Стержень в реакторе расположен в гильзе СУЗ 5 (фиг. 1), представляющей собой трубу с хвостовиком в нижней части, в котором установлены дроссельные шайбы для дозирования расхода теплоносителя на охлаждение стержня СУЗ. Поглощающая часть может содержать как замедлитель нейтронов 6, так и поглотитель нейтронов 7, аналогично прототипу (фиг. 1). В предложенном регулирующем стержне поглощающая часть, содержащая или не содержащая замедлитель нейтронов, дополняется замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, который примыкает к одному из торцов поглощающей части (фиг. 2). Дополнительный замедлитель может быть выполнен из единой детали с замедлителем поглощающей части так, что их полная длина превысит длину поглощающей части. В этом случае замедлитель может быть весь расположен в среднем звене (фиг. 3) или продлен в соседнее звено (фиг. 4). Длина замедлителя определяется активной зоной реактора, в которой стержень СУЗ будет использован. Максимальный полезный эффект будет иметь место тогда, когда поглотитель полностью извлечен из активной зоны, а конец замедлителя расположится ниже середины активной зоны, т.е. перекрывает область положительного НПЭР. При перемещении стержня вниз, эта часть замедлителя может выходить из активной зоны вниз. Из замедляющих материалов, упомянутых выше, наиболее предпочтительным является дейтерид циркония. Гидрид циркония обладает лучшими замедляющими свойствами, но, из-за замедления на атомах водорода, часть нейтронов становится тепловыми и попадает в область энергии с повышенным сечением деления на делящемся материале, что снижает величину падения положительного НПЭР. Бериллий и углерод, обладая худшими, по сравнению с дейтерием, замедляющими свойствами, обеспечивают меньшую, чем дейтерий, величину падения положительного НПЭР. По технологическим параметрам дейтерид циркония не уступает гидриду циркония. Кроме того, дейтерий и бериллий в реакторе служат дополнительным источником запаздывающих нейтронов при их расщеплении гамма-квантами осколков деления, что обеспечивает дополнительное повышение безопасности эксплуатации реактора. Следует отметить, что в дейтерии выход запаздывающих нейтронов на порядок выше, чем в бериллии.
При такой конструкции регулирующего стержня ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем он используется при работе ядерного реактора следующим образом:
В рабочем положении, когда поглощающая часть изъята из активной зоны, в активной зоне в центре канала стержня СУЗ находится дополнительный замедлитель 6. В этом случае теплоноситель, разделяющий замедлитель и топливо в соседних с каналом стержня СУЗ тепловыделяющих сборках (ТВС), экранирует замедлитель от быстрых нейтронов топлива, а топливо от замедленных на заместителе нейтронов, что не ведет к повышению энерговыделения в топливе прилегающих ТВС, либо ведет к выравниванию плотности энерговыделения в топливе вблизи канала стержня СУЗ (фиг. 5,а, 5,б). Уровень повышения энерговыделения в топливных твэлах прилегающего к каналу со стержнем СУЗ определится размерами центральной области стержня с замедлителем и материалом последнего. При любом конструктивном оформлении ввода поглощающей части стержня в активную зону реактора (сверху вниз, снизу вверх и т.д.) ему должен предшествовать ввод замедлителя 6.
В рабочем положении, когда поглощающая часть изъята из активной зоны, в активной зоне в центре канала стержня СУЗ находится дополнительный замедлитель 6. В этом случае теплоноситель, разделяющий замедлитель и топливо в соседних с каналом стержня СУЗ тепловыделяющих сборках (ТВС), экранирует замедлитель от быстрых нейтронов топлива, а топливо от замедленных на заместителе нейтронов, что не ведет к повышению энерговыделения в топливе прилегающих ТВС, либо ведет к выравниванию плотности энерговыделения в топливе вблизи канала стержня СУЗ (фиг. 5,а, 5,б). Уровень повышения энерговыделения в топливных твэлах прилегающего к каналу со стержнем СУЗ определится размерами центральной области стержня с замедлителем и материалом последнего. При любом конструктивном оформлении ввода поглощающей части стержня в активную зону реактора (сверху вниз, снизу вверх и т.д.) ему должен предшествовать ввод замедлителя 6.
При аварийной ситуации с потерей теплоносителя из центра активной зоны, т.е. из области с положительным НПЭР, и отказе аварийной защиты быстрые нейтроны топлива легко достигают замедлителя, что, в отличие от ситуации без такого стержня, ведет к положительному НПЭР. Произойдет смягчение спектра с уводом части нейтронов в резонансную область поглощения на уране-238, что приводит к снижению положительного значения НПЭР и при соответствующих размерах и материале заместителя, например, дейтериде циркония, - к неположительности НПЭР, что, в конечном счете, и обеспечит безопасность ядерного реактора данного типа.
При вводе поглощающей части 4 стержня в активную зону эффективность ее превысит эффективность поглощающей части 4 стержня прототипа (фиг. 1), так как плотность потока нейтронов в гильзе с предлагаемым стержнем, из-за наличия в его хвостовике замедлителя, будет выше, чем для стержня прототипа (фиг. 5,а, 5,б, 5,в).
Источники информации, принятые во внимание при экспертизе:
1. Патент Англии N 1056950, кл. G 6 C от 08.12.65.
1. Патент Англии N 1056950, кл. G 6 C от 08.12.65.
2. Патент СССР N 497880, кл. G 21 С 7/103 от 12.07.73.
3. Патент РФ N 1730956, кл. G 21 c 7/10 опубликован 13.07.87; 1995, БИ. N 13 (прототип).
4. Хаммел Г. , Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах. Атомиздат, 1975.
Claims (2)
1. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит замедлитель и поглотитель нейтронов, отличающийся тем, что он снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части.
2. Стержень ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный по оси стержня, вне его поглощающей части, выполнен из единой детали с замедлителем поглощающей части так, что их полная длина превышает длину поглощающей части.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97109016A RU2122245C1 (ru) | 1997-06-05 | 1997-06-05 | Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97109016A RU2122245C1 (ru) | 1997-06-05 | 1997-06-05 | Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2122245C1 true RU2122245C1 (ru) | 1998-11-20 |
| RU97109016A RU97109016A (ru) | 1999-04-10 |
Family
ID=20193562
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97109016A RU2122245C1 (ru) | 1997-06-05 | 1997-06-05 | Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2122245C1 (ru) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20120183113A1 (en) * | 1999-12-28 | 2012-07-19 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant |
| CN105957561A (zh) * | 2016-07-05 | 2016-09-21 | 上海核工程研究设计院 | 一种控制棒机构 |
| RU2606507C2 (ru) * | 2011-10-03 | 2017-01-10 | Трансатомик Пауэр Корпорэйшн | Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства |
| RU2798480C1 (ru) * | 2022-12-27 | 2023-06-23 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах и система для его реализации |
-
1997
- 1997-06-05 RU RU97109016A patent/RU2122245C1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20120183113A1 (en) * | 1999-12-28 | 2012-07-19 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core, core of nuclear reactor, nuclear reactor and nuclear power plant |
| US8711997B2 (en) * | 1999-12-28 | 2014-04-29 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor core of liquid metal cooled reactor |
| RU2606507C2 (ru) * | 2011-10-03 | 2017-01-10 | Трансатомик Пауэр Корпорэйшн | Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства |
| CN105957561A (zh) * | 2016-07-05 | 2016-09-21 | 上海核工程研究设计院 | 一种控制棒机构 |
| RU2798480C1 (ru) * | 2022-12-27 | 2023-06-23 | Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Способ управления и защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах и система для его реализации |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7864913B2 (en) | Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof | |
| US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
| JP2511581B2 (ja) | 沸騰水型原子炉炉心及び沸騰水型原子炉 | |
| US7139360B2 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
| US4655999A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JP2010038852A (ja) | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 | |
| US4642216A (en) | Control rod cluster arrangement | |
| US4169760A (en) | Nuclear reactor with scrammable part length rod | |
| Zaetta et al. | CADOR “Core with Adding DOppleR effect” concept application to sodium fast reactors | |
| CA2174983A1 (en) | Low coolant void reactivity fuel bundle | |
| RU2122245C1 (ru) | Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах | |
| EP0180187A2 (en) | Nuclear reactor with irradiation shields for pressure vessel welds | |
| KR20220145926A (ko) | 도플러 반응도 증대 장치 | |
| EP3010025B1 (en) | Fuel assembly for a nuclear power boiling water reactor | |
| RU7238U1 (ru) | Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах (варианты) | |
| US10176897B2 (en) | Floating filter screen in a lower tie plate box of a nuclear fuel assembly | |
| US20170206983A1 (en) | Method and fuel design to stabilize boiling water reactors | |
| EP3573074B1 (en) | An auxiliary device for a fuel assembly, a fuel assembly, and a method of operating a pressurized water reactor | |
| RU2601963C1 (ru) | Ядерный реактор канального типа | |
| EP0199197B1 (en) | Fuel assembly | |
| JP2015059791A (ja) | 高速炉炉心および当該炉心を備えた高速炉 | |
| US11398315B2 (en) | Fuel element, fuel assembly, and core | |
| RU2166214C1 (ru) | Составная кассета системы управления мощностью активной зоны ядерного реактора | |
| EP0329985B1 (en) | Nuclear reactor operating method with extended life cycle | |
| JPH02222868A (ja) | 原子炉炉心 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20150606 |