RU2126558C1 - Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe - Google Patents
Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe Download PDFInfo
- Publication number
- RU2126558C1 RU2126558C1 RU93004407/25A RU93004407A RU2126558C1 RU 2126558 C1 RU2126558 C1 RU 2126558C1 RU 93004407/25 A RU93004407/25 A RU 93004407/25A RU 93004407 A RU93004407 A RU 93004407A RU 2126558 C1 RU2126558 C1 RU 2126558C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- core
- cavity
- neutron
- reactor
- zone
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 26
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 12
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 23
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 13
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims description 11
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 7
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 claims description 7
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 claims description 4
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 3
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 claims description 3
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 abstract description 29
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 abstract description 17
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 abstract description 17
- 239000011734 sodium Substances 0.000 abstract description 17
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 3
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 abstract description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 13
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 12
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 10
- 230000006870 function Effects 0.000 description 9
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 9
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 8
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 7
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 7
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 3
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- -1 boron carbides Chemical class 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 2
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010755 BS 2869 Class G Substances 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 230000002401 inhibitory effect Effects 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 230000002040 relaxant effect Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000011343 solid material Substances 0.000 description 1
- 230000003313 weakening effect Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Полая активная зона для реакторов на быстрых нейтронах содержит комплект из тепловыделяющих оборок с ядерным горючим, установленных по кольцу. Управляющие стержни размещены по окружности концентрично кольцевой полой активной зоне. Кольцевая полая активная зона способна подавлять реактивность натриевых пустот до минимального значения и гарантировать неотъемлемую потенциальную безопасность даже в случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки реактора. Полость полой активной зоны может быть использована для размещения в ней различных механизмов саморелаксации реактивности. 5 з.п.ф-лы, 12 ил.
Description
Настоящее изобретение касается активной зоны большого реактора, в частности, оно касается активной зоны, имеющей комплект из нескольких тепловыделяющих сборок с ядерным горючим, установленных кольцеобразно в целом для образования в центре полости, тем самым она может подавлять реактивность натриевых пустот до минимального уровня и гарантировать неотъемлемую потенциальную безопасность даже в таком случае, как ожидаемый переходный процесс без аварийной остановки реактора (ATWS) и т.п.
Известно выполнение активной зоны быстрого ядерного реактора с центральной полостью из книги: Е.П.Шабалин, Импульсные реакторы на быстрых нейтронах, М., Атомиздат, 1976 г., стр. 16-19.
В данном источнике говорится об активной зоне для использования в быстром реакторе, включающей комплект из нескольких топливных сборок, расположенных по кольцу в целом с тем, чтобы образовать активную зону, в центре которой имеется полость, при этом управляющие стержни установлены в активной зоне на окружности, концентричной с кольцевой полой активной зоной.
В качестве наиболее близкого аналога может быть выбрана активная зона, например, реактора SUPER-PHENIX, мощность которого составляет 1000 МВт (см. Обзор по реакторам-размножителям на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, вып. 1, Атомиздат, с. 34-37).
Предложенное изобретение отличается наличием полости в активной зоне диаметром примерно 1 м, что уменьшает пустотный коэффициент реактивности посредством увеличения утечки нейтронов через полость в центральной части активной зоны. При этом независимо от размеров полости ее наличие всегда увеличивает утечку нейтронов из активной зоны, что однозначно вытекает из физики реактора (см., например, В.Е.Левин, Ядерная физика и ядерные реакторы, М. , Атомиздат, 1968, с. 222-227). Таким образом, наличие центральной полости в активной зоне всегда предполагает утечку нейтронов в эту полость.
Известны факторы, влияющие на пустотный коэффициент реактивности натрия, ими являются: (1) увеличение жесткости спектра нейтронов, (2) увеличение утечки нейтронов, (3) уменьшенный захват нейтронов в натрии, и (4) вариации в самоэкранировании. Обычно доминируют факторы (1) и (2). (См. Алан Е. Уолтер и Альберт Б. Рейнольдз, "Реактор-размножитель на быстрых нейтронах", стр. 204-209, Пергамон Пресс).
Согласно настоящему изобретению возможно уменьшение пустотного коэффициента реактивности натрия путем образования полости диаметром, примерно 1 м, в центре активности зоны с наружным диаметром 3-4 м и высотой, примерно 1 м, для увеличения утечки нейтронов.
Когда из полости удаляют натрий или алюминий, коэффициент реактивности увеличивается из-за поглощения нейтронов, однако коэффициент реактивности уменьшается благодаря увеличению утечки нейтронов. Однако в граничной части активной зоны (часть, в которой угол наклона потока нейтронов изменяется в значительной степени) на пустотный коэффициент реактивности значительно влияет эффект утечки нейтронов, а не эффект поглощения нейтронов.
В известном техническом решении (Публикация А.Джадда) описан пример, в котором активная зона реактора не имеет полости в ее центральной части (то есть от несколько десятков до несколько сотен топливных стержней, заключенных в топливные сборки, загружаются также и в центральную часть активной зоны), и в активной зоне локально образуются вакантные участки для охладителя. Это отличается от кольцевой полой активной зоны реактора в соответствии с настоящим изобретением, имеющей полость, образованную в ее центральной части. Следует отметить, что настоящее изобретение направлено на уменьшение пустотного коэффициента реактивности за счет образования большой полости в центре активной зоны, что повышает отрицательную реактивность и осуществляет безопасное отключение реактора.
В ядерной технике широко известны решения, согласно которым над полостью в активной зоне расположен поглотитель, заполняющий полость при ненормальном повышении температуры (см. Ионайтис P. P., Шведов Н.Л., Прямодействующая аварийная защита. Атомная техника за рубежом, 1988, N 1, стр. 11, 12).
В этой публикации описаны системы защиты, в которых применяются различные плавкие вкладыши и поглотители нейтронов, которые проникают в активную зону реактора при ненормальном повышении мощности реактора.
Но в настоящем изобретении пустота в кольцевой полой активной зоне используется как место, в которое опускается поглотитель нейтронов, из-за чего повышается уже имеющаяся безопасность даже большой активной зоны.
Известно использование, керамических материалов, содержащих C или N, в частности, карбидов или нитридов бора, имеющих большое сечение поглощения в отношении нейтронов определенных энергий или большое (n, p) сечение взаимодействия, также известно из книги И.Я.Емельянова (см. с. 195 - 199).
Известно, что пустотный коэффициент реактивности увеличивают посредством увеличения жесткости спектра нейтронов (путем смещения спектра нейтронов в общем к стороне высокой энергии). Таким образом за счет включения материала, имеющего большое сечение (исключая ядерную реакцию деления) в отношении нейтронов на стороне высокой энергии, пустотный коэффициент реактивности можно уменьшить.
Из прилагаемого изобретения известно, что "большое сечение в отношении нейтронов высокой энергии" исключает ядерную реакцию деления, и указаны сечение поглощения нейтронов Ga и сечение Gp взаимодействия (n, р). Материал, имеющий эти сечения, действует так, что вклад быстрых нейтронов в ядерную реакцию деления уменьшается, тем самым уменьшается реактивность активной зоны реактора на быстрых нейтронах. В качестве примеров материала представлен 12C или 14N в описании заявки. Показано, что сечение поглощения нейтронов 12C и сечение взаимодействия (n, p) 14N увеличиваются на стороне высокой энергии нейтронов, то есть на стороне энергии нейтронов выше, чем несколько сотен keV (105 eV).
С другой стороны, сечение реакции деления топлива для реактора на быстрых нейтронах, например 239Pu, едва ли изменяется на стороне высокой энергии нейтронов.
Таким образом, полая активная зона реактора, в которой керамический материал, содержащий 12C и 14N, расположен в полости, может обеспечить функцию саморегулирования для регулирования увеличения пустотного коэффициента реактивности в отношении увеличения жесткости спектра нейтронов.
Известно добавление в топливные элементы, тем самым и в кассеты, карбидного или нитридного топлива, нейтронно-физические характеристики которого обусловлены составом карбида или нитрида делящегося материала (см. Патент ФРГ N 2209660, G 21 C 3/58, 1982).
В заявленном изобретении топливо, содержащее материал с большим сечением, взаимодействуя с нейтронами большой мощности, представляет "карбидное или нитридное топливо, использующее 12C или 14N".
Известна конструкция коллектора, имеющего центральную выступающую часть и кольцевую выемку по периферии, который устанавливается под активной зоной для улавливания теплоносителя при аварийной ситуации (см. Патент ФРГ N P S 2363845, кл. G 21 C 9/00, 1982).
В предложенном изобретении предлагается сочетание этого коллектора и кольцевой полой активной зоны с полостью в центральной части.
В основу настоящего изобретения положена задача создания конструкции активной зоны для быстрого реактора, которая является простой, имеет низкий коэффициент реактивности, функцию саморелаксации реактивности при ненормальном увеличении мощности и другие признаки улучшенной безопасной и экономичной работы.
Поставленная задача решается тем, что согласно изобретению комплект топливных сборок расположен по кольцу с возможностью формирования в центральной части кольцевой полой активной зоны полости диаметром в 1 м, при этом множество управляющих стержней установлено в кольцевой полой зоне на окружности, концентричной кольцевой полой зоне.
Желательно, чтобы в полости был расположен плавкий материал, например алюминий или его сплав, ядерные свойства которого по существу такие же, как у охладителя, применяемого в активной зоне при чрезмерном повышении температуры охладителя, причем плавкий материал падает вниз, оставляя зону пустой.
Желательно, чтобы в ее полости был расположен контейнер, заполненный поглотителем нейтронов, например, борной кислотой или жидким литием.
Желательно, чтобы в ее полости был расположен керамический материал, содержащий 12C или 14N, имеющий большое сечение поглощения в отношении нейтронов высокой энергии.
Желательно, чтобы часть топливных сборок содержала карбидное или нитридное топливо, содержащее 12C и 14N.
Желательно, чтобы имелся коллектор, выполненный с возможностью улавливания активной зоны с центральной выступающей частью и кольцевой выемками по периферии, причем центральная выступающая часть коллектора расположена прямо под полостью в полой активной зоне.
Изобретение иллюстрируется чертежами, на которых изображено:
На фиг. 1A и 1B - схематичное изображение, показывающие в вертикальном и поперечном сечении соответственно кольцевой полой активной зоны в соответствии с настоящим изобретением;
на фиг. 2A и 2B - схематично показано распределение потока нейтронов в кольцевой полой активной зоне, изображенной на фиг. 1A и 1B;
на фиг. 2C - схематичное изображение трехмерного распределения потока нейтронов;
на фиг. 3 - схематичное изображение примера конструкции быстрого реактора с кольцевой полой активной зоной в соответствии с настоящим изобретением,
на фиг. 4 - схематичное изображение, показывающее пример устройства саморелаксации реактивности, использующего полость в кольцевой полой активной зоне;
на фиг. 5 - схематичное изображение, показывающее другой пример устройства саморелаксации реактивности, использующего полость в кольцевой полой активной зоне;
на фиг. 6 - схематичное изображение, показывающее еще один пример устройства саморелаксации реактивности, использующего полость в полой активной зоне;
на фиг. 7A и 7B - представлены графики зависимости между спектром нейтронов и сечениями поглощения нейтронов относительно 12C и 14N соответственно, а сечение реакции (n, p) 14N показано на фиг. 7B;
на фиг. 8A и 8B - схематичные изображения, показывающие вертикальное и поперечное сечение соответственно известной небольшой активной зоны;
на фиг. 9A и 9B - схематичные изображения радиального и осевого распределения потока нейтронов в известной небольшой активной зоне, представленной на фиг. 8A и 8B;
на фиг. 10A и 10B - схематичные изображения, показывающие вертикальное и поперечное сечения соответственно известной крупной активной зоны;
на фиг. 11A и 11B - схематичные изображения радиального и осевого распределений потока нейтронов соответственно в известной крупной активной зоне, как показано на фиг. 10A и 10B, и
на фиг. 12 - представлен график зависимости между коэффициентом реактивности пустот и размером активной зоны.
На фиг. 1A и 1B - схематичное изображение, показывающие в вертикальном и поперечном сечении соответственно кольцевой полой активной зоны в соответствии с настоящим изобретением;
на фиг. 2A и 2B - схематично показано распределение потока нейтронов в кольцевой полой активной зоне, изображенной на фиг. 1A и 1B;
на фиг. 2C - схематичное изображение трехмерного распределения потока нейтронов;
на фиг. 3 - схематичное изображение примера конструкции быстрого реактора с кольцевой полой активной зоной в соответствии с настоящим изобретением,
на фиг. 4 - схематичное изображение, показывающее пример устройства саморелаксации реактивности, использующего полость в кольцевой полой активной зоне;
на фиг. 5 - схематичное изображение, показывающее другой пример устройства саморелаксации реактивности, использующего полость в кольцевой полой активной зоне;
на фиг. 6 - схематичное изображение, показывающее еще один пример устройства саморелаксации реактивности, использующего полость в полой активной зоне;
на фиг. 7A и 7B - представлены графики зависимости между спектром нейтронов и сечениями поглощения нейтронов относительно 12C и 14N соответственно, а сечение реакции (n, p) 14N показано на фиг. 7B;
на фиг. 8A и 8B - схематичные изображения, показывающие вертикальное и поперечное сечение соответственно известной небольшой активной зоны;
на фиг. 9A и 9B - схематичные изображения радиального и осевого распределения потока нейтронов в известной небольшой активной зоне, представленной на фиг. 8A и 8B;
на фиг. 10A и 10B - схематичные изображения, показывающие вертикальное и поперечное сечения соответственно известной крупной активной зоны;
на фиг. 11A и 11B - схематичные изображения радиального и осевого распределений потока нейтронов соответственно в известной крупной активной зоне, как показано на фиг. 10A и 10B, и
на фиг. 12 - представлен график зависимости между коэффициентом реактивности пустот и размером активной зоны.
На фиг. 1A и 1B представлено схематичное изображение кольцевой полой активной зоны быстрого реактора в соответствии с настоящим изобретением, где на фиг. 1A дано вертикальное сечение, а на фиг. 1B - поперечное сечение. Она явно имеет конструкцию, которая получена путем выполнения полости в центральной части известной крупного размера активной зоне. То есть, большое число тепловыделяющих сборок с ядерным горючим установлены в целом по кольцу так, чтобы образовать полость 14 (с диаметром 2c) в центральной части активной зоны, тем самым создавая активную зону 16 реактора (наружный диаметр - 2d и высота - 2h). При такой конструкции кольцевой полой активной зоны часть нейтронов вылетает за счет утечки через полость из активной зоны. Таким образом, может быть получен предпочтительный коэффициент реактивности натриевых пустот в диапазоне, доступном для небольшой и среднего размера активной зоны. Хотя осевое распределение потока нейтронов становится колоколообразной формы, как показано на фиг. 2B, радиальное распределение потока нейтронов становится немного приплюснутым, как показано на фиг. 2A, центральная часть которого слегка деформирована ослаблением вследствие формирования полости 14. Тепловая энергия в активной зоне в целом может поддерживаться в несколько меньшем диапазоне, чем в известной сплошной активной зоне при условии, что диаметр полости не слишком большой. На фиг. 2C схематично показано трехмерное распределение потока нейтронов.
В качестве примера типичной конструкции активной зоны для крупномасштабного быстрого реактора, например, класса 1000 MW1 высота активной зоны составляет 1 м, а наружный диаметр - примерно 3,3 м. Когда полость диаметром примерно 1 м выполнена в центральной части активной зоны, то для достижения такого же объема активной зоны необходимо увеличить ее наружный диаметр только примерно на 0,15 м (радиус 0,07 м). Таким образом, повышение стоимости, связанное с увеличением наружного диаметра, является небольшим.
Хотя в известной конструкции активной зоны необходимо было правильно распределить количество управляющих стержней в активной зоне, однако в соответствии с настоящим изобретением требуется только установить управляющие стержни в кольцевой полой активной зоне на одной окружности (обозначена пунктирными линиями 18 на фиг. 1B), поскольку поток нейтронов в активной зоне распределяется по кольцу, как показано на фиг. 2. Другими словами, как показано на фиг. 2A, управляющие стержни 20 могут располагаться на окружности в положение, где радикальное распределение потока нейтронов становится примерно максимальным. Поэтому, ограниченного числа управляющих стержней будет достаточно для осуществления их эффективного размещения.
На фиг. 3 показан один пример быстрого реактора, имеющего кольцевую полую активную зону в соответствии с настоящим изобретением. Внутри корпуса 30 реактора установлена кольцевая полая активная зона 32, которая поддерживается тороидальной формы несущей конструкцией 34. Под последней установлен коллектор 36 активной зоны, имеющий выступающую центральную часть и кольцевое более низкое углубление по периферии. Верхнее кольцевое отверстие корпуса 30 закрыто защитной пробкой 38. Внутри корпуса 30 реактора протекает жидкий натрий, служащий в качестве охладителя. Нижняя камера 40, находящаяся под полой активной зоной 32, заполняется низкотемпературным натрием, а внутренняя полость верхней камеры 42 сверху полой активной зоны высокотемпературным натрием. Верхняя часть поверхности жидкого натрия покрыта защитным газом 44. Над полостью 46 активной зоны установлен поглотитель 48 нейтронов. Последний падает под действием силы тяжести в случае аварии, чтобы изменить реактивность в активной зоне реактора в отрицательную сторону, тем самым служит для безопасной остановки реактора. Подробная работа последнего будет описана ниже, во время которой конструкция полой активной зоны также оказывается очень эффективной. Кроме того, в случае повреждения активной зоны, расплавленное топливо может распределяться по кольцу с помощью опорного механизма 34 активной зоны, а также коллектора 36, чтобы тем самым предотвратить возникновение повторного критического случая, облегчая, таким образом, гарантирование неотъемлемой безопасности. Это также является одним из преимуществ полой активной зоны.
На фиг. 4 показан пример формирования пути утечки нейтронов, который обеспечивает функцию неотъемлемой безопасности в быстром реакторе. В герметичном пространстве 50 внутри части полости полой активной зоны 32 размещается плавкий материал 52, обладающий по существу такими же ядерными свойствами, что и охладитель, и плавящийся при слишком большом повышении температуры теплоносителя. В случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки реактора (ATWS) плавкий материал 52 плавится вследствие ненормального повышения температуры и падает в нижнее пространство 54, находящееся ниже полости. Пустая полость, образующаяся после падения плавкого материала 52, функционирует как пустота. Таким образом, коэффициент утечки нейтронов из активной зоны увеличивается, отрицательная реактивность добавляется к активной зоне и тем самым быстрый реактор безопасно останавливается. В качестве предпочтительного плавкого материала 52 может использоваться, например, алюминий, ядерные свойства которого очень близки натрию и точка плавления составляет 660oC. Кроме того, рабочая температура (точка плавления) может изменяться за счет применения алюминиевых сплавов или т.п.
На фиг. 5 показан пример падения поглотителя нейтронов в полую активную зону настоящего изобретения, в качестве предпочтительного поглотителя нейтронов в данном примере используется жидкость, как то борная кислота, жидкий литий или аналогичная жидкость. Внутри полости полой активной зоны 32 установлен приемный резервуар 55, а над ним расположен верхний контейнер 58, заполненный поглотителем 56 нейтронов. Верхний контейнер 58 и приемный резервуар 55 соединены трубой 62, снабженной клапаном 60. Последний предпочтительно приводится в действие с помощью системы, обеспечивающей пассивное его включение или открытие при ненормальном повышении температуры в случае аварии. Например, клапан может приводиться в действие с помощью сплава, обладающего памятью на форму, или электромагнитом точки Кюри. Поскольку такая система, как описана выше, в принципе отличается от известного механизма остановки реактора, зависящего от ввода управляющего стержня, то обеспечиваются разнообразные системы безопасности, улучшая тем самым общую надежность системы выключения реактора. Кроме того, в качестве поглотителя нейтронов может использоваться твердый материал, как то B4C, Z2. H.
На фиг. 6 показана конструкция полой активной зоны 32, в полости которой расположен материал 64, имеющий большее сечение (исключая реакцию ядерного деления) относительно нейтронов большой энергии. В случае аварии, когда температура теплоносителя ненормально возрастает и натриевый теплоноситель закипает в активной зоне реактора, то тогда замедляющее действие натрия уменьшается и спектр нейтронов смещается в сторону большой энергии. Если материал, чье поглощающее нейтроны сечение увеличивается в зоне ядерной реакции нейтронов деления, расположен в полости активной зоны, то чрезмерное увеличение мощности в быстром реакторе сдерживается за счет присутствия материала 64 и через эту саморегулирующую функцию быстрый реактор гарантирует свою безопасную работу. В качестве предпочтительного материала такого типа может быть, например, углерод. На фиг. 7A показана зависимость между сечением поглощения нейтронов Ga у 12C и спектром нейтронов в быстром реакторе. Средняя величина энергии нейтрона в быстром реакторе составляет примерно 1•105 - 2•105 eV и в районе этой средней величины энергии нейтрона сечение поглощения нейтронов у 12C имеет минимальное значение. Поэтому, когда спектр нейтронов смещается в сторону большой энергии благодаря наличию натриевых пустот, то добавляется отрицательная реактивность в соответствии с поглощающим действием 12C, тем самым релаксируя чрезмерное увеличение мощности на выходе реактора. Можно также для тех же целей использовать 14N вместо 12C. как показано на фиг. 7B, хотя сечение поглощения нейтронов Ga Y 14N не увеличивается явно на 105 e или больше, однако, сечение Gp реакции (n, p) вместо этого резко увеличивается, что эквивалентно поглощению нейтронов в том плане, что оно теряет нейтроны, которые способствуют цепной реакции. Хотя на фиг. 7A и 7B в качестве примеров показаны 12C и 14N, однако этим не ограничивается и могут быть другие варианты. За счет выбора соответствующего материала, обладающего такими же свойствами, может быть получена предпочтительная активная зона реактора, обладающая функцией саморегулирования реактивности. 12C и 14N могут располагаться в полости полой активной зоны в виде керамики, например, SiC и Si3N4, чтобы иметь возможность противостоять высокой окружающей температуре.
Кроме того, можно использовать топливо, содержащее материал, имеющий большое сечение (захват, реакцию (n, p) и т.д., исключая реакцию деления) по отношению к нейтронам большой энергии (например, карбидные или нитридные топлива, использующие 12C или 14N) и включать такие топлива по крайней мере в часть из большого числа топливных сборок, которые формируют кольцевую полую активную зону. Такое топливное устройство способно еще улучшить проникающее действие реактивности пустот.
Как отмечалось выше в настоящем изобретении, поскольку топливные сборки устанавливаются по кольцу в целом для образования полости в его центре, то стало возможным умеренно увеличить утечку нейтронов до предпочтительной величины и получить даже в активной зоне крупного размера низкий коэффициент реактивности пустоты, по существу эквивалентный тому, что имеет место в небольших или среднего размера активных зонах реакторов, тем самым повышая даже в крупной активной зоне присущую безопасность в отношении аварийного кипения натрия и т.п. Кроме того, благодаря кольцевой схеме активной зоны стало возможным расположить управляющие стержни на одной окружности в кольцевой активной зоне и уменьшить число управляющих стержней, а также взаимодействующих с ними приводных механизмов и, как результат, облегчить размещение приводного механизма. Кроме того, за счет установки коллектора активной зоны, имеющего кольцевые впадины под кольцевой активной зоной, даже в случае аварийной поломки активной зоны, предполагается, что расплавленные топлива могут быть распределены по кольцу с тем, чтобы предотвратить возникновение повторного критического случая.
В соответствии с кольцевой полой активной зоной настоящего изобретения можно использовать пространство полости полой активной зоны для обеспечения функции саморелаксации реактивности. За счет размещения в полости материала, обладающего ядерными свойствами, аналогичными теплоносителю, и плавящегося при ненормальном повышении температуры теплоносителя, утечка нейтронов из полости увеличивается, так как пустая полость, образовавшаяся после плавления материала, функционирует как пустота. Размещая поглотитель нейтронов над полостью активной зоны и устанавливая его так, чтобы он падал в полость активной зоны в момент ненормального повышения мощности на выходе, поглощение нейтронов увеличивается в момент ненормального увеличения мощности на выходе. Иначе говоря, за счет размещения в полости активной зоны материала, имеющего большое сечение в отношении нейтронной большой энергии, спектр нейтронов смещается к стороне большей энергии, даже если в активной зоне происходит аварийное кипение натрия, а число нейтронов, участвующих в цепной реакции уменьшается вследствие реакции нейтронов с материалом. При таком положении, как описано выше, можно создать активную зону реактора, которая реализует функцию саморелаксации реактивности, тем самым существенно улучшая безопасность работы активной зоны реактора.
Claims (6)
1. Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 MWе, наружный диаметр 3,3 м, а высота составляет 1 м, содержащая комплект из нескольких топливных сборок, отличающаяся тем, что комплект топливных сборок расположен по кольцу с возможностью формирования в центральной части кольцевой полой активной зоны полости диаметром в 1 м, при этом множество управляющих стержней установлено в кольцевой полой зоне на окружности, концентричной кольцевой полой зоне.
2. Зона по п.1, отличающаяся тем, что в полости расположен плавкий материал, например алюминий или его сплав, ядерные свойства которого по существу такие же, как у охладителя, применяемого в активной зоне при чрезмерном повышении температуры охладителя, причем плавкий материал падает вниз, оставляя зону пустой.
3. Зона по п.1, отличающаяся тем, что в ее полости расположен контейнер, заполненный поглотителем нейтронов, например борной кислотой или жидким литием.
4. Зона по п.1, отличающаяся тем, что в ее полости расположен керамический материал, содержащий 12С или 14N, имеющий большое сечение поглощения в отношении нейтронов высокой энергии.
5. Зона по п.1, отличающаяся тем, что часть топливных сборок содержит карбидное или нитридное топливо, содержащее 12С или 14N.
6. Зона по п.1, отличающаяся тем, что имеет коллектор, выполненный с возможностью улавливания активной зоны с центральной выступающей частью и кольцевой выемкой по периферии, причем центральная выступающая часть коллектора расположена прямо под полостью в полой активной зоне.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4027353A JP2551892B2 (ja) | 1992-01-18 | 1992-01-18 | 高速炉の中空炉心 |
| JP4-27353 | 1992-01-18 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU93004407A RU93004407A (ru) | 1995-07-20 |
| RU2126558C1 true RU2126558C1 (ru) | 1999-02-20 |
Family
ID=12218678
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU93004407/25A RU2126558C1 (ru) | 1992-01-18 | 1993-01-15 | Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2551892B2 (ru) |
| FR (1) | FR2686444B1 (ru) |
| RU (1) | RU2126558C1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2473991C1 (ru) * | 2011-12-07 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Активная зона ядерного реактора |
| RU2549371C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| RU2549829C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101389840B1 (ko) * | 2012-08-29 | 2014-04-29 | 한국과학기술원 | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 |
| US11367537B2 (en) * | 2017-05-09 | 2022-06-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Annular nuclear fuel pellets with central burnable absorber |
| CN111508620B (zh) * | 2020-04-30 | 2023-03-24 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆机动性自调节方法 |
| JP7474675B2 (ja) * | 2020-10-07 | 2024-04-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2395567A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif recuperateur de coeur pour reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| DE3047959A1 (de) * | 1980-12-19 | 1982-07-08 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Gasgekuehlter kugelhaufen-kernreaktor |
| US4582675A (en) * | 1982-09-30 | 1986-04-15 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Magnetic switch for reactor control rod |
| JPH04309893A (ja) * | 1991-04-08 | 1992-11-02 | Toshiba Corp | 高速増殖炉 |
| JPH04335190A (ja) * | 1991-05-09 | 1992-11-24 | Japan Atom Power Co Ltd:The | 高速増殖炉 |
-
1992
- 1992-01-18 JP JP4027353A patent/JP2551892B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-01-15 RU RU93004407/25A patent/RU2126558C1/ru not_active IP Right Cessation
- 1993-01-15 FR FR9300348A patent/FR2686444B1/fr not_active Expired - Fee Related
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Обзор по реакторам-размножителям на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, вып.1. Атомиздат. 1978, с.34-37. Шабалин Е.П. Импульсные реакторы на быстрых нейтроннах.-М.: Атомиздат, 1976, с.16-19. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2473991C1 (ru) * | 2011-12-07 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Ордена Трудового Красного Знамени и ордена труда ЧССР опытное конструкторское бюро "Гидропресс" | Активная зона ядерного реактора |
| RU2549371C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем |
| RU2549829C1 (ru) * | 2014-01-31 | 2015-04-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2551892B2 (ja) | 1996-11-06 |
| FR2686444A1 (fr) | 1993-07-23 |
| FR2686444B1 (fr) | 1995-07-13 |
| JPH05196771A (ja) | 1993-08-06 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8126105B2 (en) | Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof | |
| US3935063A (en) | Emergency heat removal system for a nuclear reactor | |
| EP0439002B1 (en) | Nuclear reactor core having nuclear fuel and composite burnable absorber arranged for power peaking and moderator temperature coefficient control | |
| WO2016197807A1 (zh) | 快堆型耦合核反应的实施方法及其核反应堆 | |
| US6865245B2 (en) | Guide ring to control granular mixing in a pebble-bed nuclear reactor | |
| JP2634739B2 (ja) | 液体金属冷却原子炉プラント | |
| EP2973600B1 (en) | Supporting nuclear fuel assemblies | |
| JP2009186480A (ja) | 新型グレイ棒制御集合体 | |
| JP2022525566A (ja) | 溶融物閉込装置 | |
| RU2126558C1 (ru) | Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe | |
| JPH02150797A (ja) | 高速中性子束低減装置 | |
| US6195405B1 (en) | Gap structure for nuclear reactor vessel | |
| KR101389840B1 (ko) | 전기생산을 위한 고유안전 수냉각형 원자로 계통 | |
| US4123326A (en) | Nuclear fuel element and method for fabricating the nuclear fuel element | |
| JPH05240988A (ja) | 安全装置が一体化された核燃料集合体 | |
| US5147598A (en) | Nuclear reactor core having nuclear fuel and composite burnable absorber arranged for power peaking and moderator temperature coefficient control | |
| US4863676A (en) | Inherently safe, modular, high-temperature gas-cooled reactor system | |
| RU2101788C1 (ru) | Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора | |
| US4696793A (en) | Burnable poison rod for use in a nuclear reactor | |
| RU182708U1 (ru) | Шаровой поглощающий элемент | |
| US4563327A (en) | Liquid uranium alloy-helium fission reactor | |
| JPH0715503B2 (ja) | 液体金属冷却高速炉 | |
| KR20190124537A (ko) | 고체 노심 핵연료체 및 고체 노심을 갖는 소형 모듈형 원자로 | |
| RU2077741C1 (ru) | Регулирующий стержень ядерного реактора | |
| KR940008250B1 (ko) | 핵연료 채널 및 이를 이용한 고유안전 수냉각형 튜브 원자로 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20040116 |