RU2142169C1

RU2142169C1 - Fast reactor

Info

Publication number: RU2142169C1
Application number: RU94037963A
Authority: RU
Inventors: Гасталдо Жиованни
Original assignee: Фраматом
Priority date: 1993-10-21
Filing date: 1994-10-20
Publication date: 1999-11-27
Also published as: JPH07191176A; FR2711835B1; RU94037963A; FR2711835A1

Abstract

FIELD: nuclear reactors. SUBSTANCE: according to invention, moderator such as B^II4C is introduced in fast reactor so as to soften neutron spectrum. Growth in activity occurring in case of coolant loss is reduced in this way at all points of reactor. Moderating element may be mixed up with nuclear fuel or with material other than that in homogeneous form or placed in heterogeneous form in special needle members mounted among needle members containing nuclear fuel or other material. EFFECT: reduced space factor and improved Doppler constant. 6 cl, 3 dwg

Description

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах, в котором в его топливную сборку вводится замедлитель однородным или неоднородным образом с целью преобразования спектра нейтронов для снижения коэффициента заполнения и увеличения константы Доплера. SUBSTANCE: invention relates to a fast neutron nuclear reactor, in which a moderator is introduced into its fuel assembly in a uniform or inhomogeneous manner with the aim of converting the neutron spectrum to reduce the fill factor and increase the Doppler constant.

В ядерном реакторе на быстрых нейтронах, использующем натрий в качестве охладителя, коэффициент заполнения соответствует изменению активности, связанному с потерей натрия в данной зоне реактора. Эта потеря натрия может быть вызвана расширением в связи с повышением температуры. Она также может быть вызвана частичным или полным созданием вакуума на данном участке. In a fast fast neutron reactor using sodium as a coolant, the duty cycle corresponds to a change in activity associated with a loss of sodium in a given area of the reactor. This sodium loss can be caused by expansion due to temperature increase. It can also be caused by a partial or complete creation of a vacuum in this area.

Коэффициент заполнения в данной активной части ядерного реактора на быстрых нейтронах представляет собой результат сложения элементарных явлений. Среди этих явлений двумя наиболее важными являются возрастание утечек нейтронов и жестчение спектра (увеличение жесткости излучения) нейтронов. Эти явления обусловлены потерей натрия на данном участке. Возрастание утечек нейтронов всегда отрицательно влияет на активность. И, напротив, жестчение спектра нейтронов влияет положительно на активность ядерных реакторов на быстрых нейтронах, использующих в качестве топлива плутоний. Это положительное влияние связано с поведением эффективных сечений актинидов в режиме высоких энергий. The fill factor in this active part of a fast neutron nuclear reactor is the result of addition of elementary phenomena. Among these phenomena, the two most important are the increase in neutron leakage and the hardening of the spectrum (increase in radiation hardness) of neutrons. These phenomena are due to sodium loss in this area. An increase in neutron leakage always negatively affects activity. And, on the contrary, the stiffening of the neutron spectrum has a positive effect on the activity of fast fast neutron nuclear reactors using plutonium as fuel. This positive effect is associated with the behavior of the effective cross sections of actinides in the high-energy regime.

Относительная значимость каждого из этих двух явлений в случае потери натрия сильно зависит от конкретной области активного участка реактора. Так коэффициент заполнения является положительным в центре активного участка реактора, где преобладает влияние жестчения спектра нейтронов. Напротив, этот коэффициент становится нулевым, затем отрицательным по направлению к периферии активной зоны реактора. The relative importance of each of these two phenomena in the case of sodium loss strongly depends on the specific region of the reactor’s active site. So the fill factor is positive in the center of the active section of the reactor, where the influence of neutron spectrum stiffening predominates. On the contrary, this coefficient becomes zero, then negative towards the periphery of the reactor core.

Кроме того, размер реактора также влияет на значение коэффициента заполнения. Действительно, влияние возрастания утечек нейтронов преобладает в реакторах малого размера, тогда как самым важным элементарным явлением в реакторах большой мощности является жестчение спектра нейтронов. В этом случае введение активности может меняться между 4S и 6S в зависимости от размера и геометрии активной зоны реактора, предполагая создание полного вакуума в активной зоне. In addition, the size of the reactor also affects the fill factor. Indeed, the effect of increasing neutron leakage prevails in small reactors, while the most important elementary phenomenon in high power reactors is the hardening of the neutron spectrum. In this case, the introduction of activity can vary between 4S and 6S depending on the size and geometry of the reactor core, suggesting the creation of a complete vacuum in the core.

Даже, если аварийные состояния, ведущие к созданию обширного вакуума активной зоны реактора, представляются крайне маловероятными, желательно уменьшить, насколько это возможно, коэффициент заполнения для того, чтобы возрастание активности, вызванной таким созданием вакуума, было бы также слабым, как только это возможно. Это уменьшение коэффициента заполнения может быть достигнуто изменением спектра нейтронов, направленным на ограничение жестчения этого спектра во время потери натрия (применение замедляющих материалов). Even if the emergency conditions leading to the creation of an extensive vacuum in the reactor core are extremely unlikely, it is advisable to reduce, as much as possible, the fill factor so that the increase in activity caused by such a vacuum is as weak as possible. This decrease in the fill factor can be achieved by changing the neutron spectrum, aimed at limiting the stiffening of this spectrum during sodium loss (the use of moderating materials).

Кроме того, константа Доплера KD определяется соотношением:

где P₁ - активность реактора при абсолютной температуре T₁ топлива; P₂ - активность реактора при абсолютной температуре T₂ топлива.In addition, the Doppler constant KD is determined by the ratio:

where P ₁ is the activity of the reactor at the absolute temperature T _{1 of the} fuel; P ₂ is the activity of the reactor at the absolute temperature T _{2 of the} fuel.

Повышение температуры в активной зоне реактора приводит к уширению резонансов эффективных сечений материалов, которые там находятся. В этом проявляется эффект Доплера. Этот эффект приводит к изменениям коэффициентов обратной связи в диапазоне энергий ниже примерно 60 кэВ. Учитывая то, что активная зона ядерного реактора на быстрых нейтронах содержит насыщенные материалы, и главным образом, уран-238, в больших количествах, эффект Доплера выражается в возрастании захватов и, следовательно, в уменьшении активности, которое противодействует последующему повышению температуры топлива. Эффект Доплера поэтому представляет собой стабилизирующую отрицательную обратную связь. Константа Доплера является параметром, который характеризует эту отрицательную обратную связь в реакторах на быстрых нейтронах, использующих топливо, состоящее из смесей окислов (PuO₂ - UO₂).An increase in temperature in the reactor core leads to a broadening of the resonances of the effective cross sections of the materials that are there. This manifests the Doppler effect. This effect leads to changes in the feedback coefficients in the energy range below about 60 keV. Considering that the active zone of a fast neutron reactor contains saturated materials, and mainly uranium-238, in large quantities, the Doppler effect is expressed in an increase in captures and, therefore, in a decrease in activity, which counteracts the subsequent increase in fuel temperature. The Doppler effect therefore represents a stabilizing negative feedback. The Doppler constant is a parameter that characterizes this negative feedback in fast neutron reactors using fuel consisting of mixtures of oxides (PuO ₂ - UO ₂ ).

Результат действия отрицательной обратной связи, обусловленной эффектом Доплера, таким образом, противодействует влиянию коэффициента заполнения натрия в случае потери охладителя. Следовательно, желательно, для максимального ограничения последствий потери охладителя получить одновременно уменьшение коэффициента заполнения и увеличение константы Доплера. Смягчение спектра нейтронов в активной части реактора, полученное путем применения замедляющих материалов, позволяет достичь одновременно эти обе цели. The result of the negative feedback due to the Doppler effect thus counteracts the effect of the sodium fill factor in the event of loss of coolant. Therefore, it is desirable, to minimize the consequences of loss of cooler, to obtain both a decrease in the duty cycle and an increase in the Doppler constant. The softening of the neutron spectrum in the active part of the reactor, obtained by the use of moderators, allows both of these goals to be achieved.

Различные решения были уже приняты с целью уменьшения коэффициента заполнения в реакторах на быстрых нейтронах. Various decisions have already been made to reduce the duty cycle in fast neutron reactors.

Первое известное решение заключается в придании отношению высоты к диаметру активного участка реактора значения гораздо ниже 1. The first known solution is to make the ratio of the height to the diameter of the active section of the reactor much lower than 1.

Другое известное решение заключается в придании активной зоне реактора кольцеобразной формы. Another known solution is to give the reactor core an annular shape.

Еще одно известное решение заключается в придании активной зоне реактора неоднородной структуры в радиальном и/или аксиальном направлении, при этом различные части развязаны по нейтронам. Another well-known solution is to give the reactor core an inhomogeneous structure in the radial and / or axial direction, while the various parts are decoupled by neutrons.

Наконец, другое известное решение заключается в выполнении активного участка реактора в модульной форме. Finally, another known solution is to execute the active portion of the reactor in a modular form.

Все эти известные решения направлены на снижение коэффициента заполнения путем увеличения утечек нейтронов. Однако, снижение коэффициента заполнения достигается не во всех точках активной зоны реактора. Кроме того, учитывая то, что эти решения влекут за собой значительное жестчение спектра нейтронов, снижается эффект отрицательной обратной связи, вызванный константой Доплера. All these known solutions are aimed at reducing the fill factor by increasing neutron leakage. However, a decrease in the fill factor is not achieved at all points in the reactor core. In addition, given the fact that these solutions entail a significant hardening of the neutron spectrum, the negative feedback effect caused by the Doppler constant decreases.

Кроме того, следует отметить, что были изобретены различные типы активных участков реактора для того, чтобы радиальное распределение мощности в активной зоне ядерного реактора было как можно однородным от центра этой зоны до ее периферии. In addition, it should be noted that various types of active sections of the reactor were invented so that the radial distribution of power in the core of the nuclear reactor was as uniform as possible from the center of this zone to its periphery.

Известно, что для этой цели активная зона выполняется посредством, по меньшей мере, двух типов топливных сборок. Точнее, соединения с высокой активностью помещаются по периферии активной зоны, тогда как топливные сборки с более низкой активностью помещаются в центре этой зоны. Разница активности может быть достигнута или с помощью применения топливных сборок, в которых процентное содержание инертного вещества по отношению к активному веществу различно, или с помощью соединений, в которых обогащение топлива различно. Это последнее решение было принято за основу для активного участка французского реактора Супер Феникс. It is known that for this purpose, the core is performed by at least two types of fuel assemblies. More precisely, compounds with high activity are placed on the periphery of the core, while fuel assemblies with lower activity are placed in the center of this zone. The difference in activity can be achieved either by using fuel assemblies in which the percentage of inert substance with respect to the active substance is different, or by using compounds in which fuel enrichment is different. This last decision was taken as the basis for the active site of the French Super Phoenix reactor.

С целью получения относительно равномерного радиального распределения мощности известно также применение одного типа топливной сборки и равномерное расположение в центральной части активной зоны реактора инертных элементов, позволяющих снизить в ней активность. Это решение описано в документах FR-A-2576704 и FR-A-2581232. In order to obtain a relatively uniform radial power distribution, it is also known to use one type of fuel assembly and uniformly arrange inert elements in the central part of the reactor core to reduce activity in it. This solution is described in documents FR-A-2576704 and FR-A-2581232.

Наконец, выравнивание радиального распределения мощности может быть также получено путем введения в активную зону насыщенных материалов или в форме насыщенных соединений, или в форме пластинок насыщенных веществ, размещенных между пластинками активного вещества в игольчатых элементах топливной сборки. Это решение конкретно представлено в документах FR-A-2023431, FR-A-2286472, FR-A-2546656 и EP-A-0097372. Finally, equalization of the radial power distribution can also be obtained by introducing saturated materials into the core either in the form of saturated compounds or in the form of plates of saturated substances placed between the plates of the active substance in the needle elements of the fuel assembly. This solution is specifically presented in documents FR-A-2023431, FR-A-2286472, FR-A-2546656 and EP-A-0097372.

Известен также ядерный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из плотно прилегающих друг к другу топливных сборок, расположенных в соответствии с равномерной решеткой, внутри которых расположены, по меньшей мере, частично элементы, содержащие ядерное топливо и, по меньшей мере, некоторые из топливных сборок содержат замедлитель (US 3321420, G 21 C 1.02, 1967). A nuclear fast-neutron reactor is also known, the core of which consists of fuel assemblies tightly adjacent to each other, arranged in accordance with a uniform grid, inside of which are located at least partially elements containing nuclear fuel and at least some of fuel assemblies contain a moderator (US 3321420, G 21 C 1.02, 1967).

Задачей изобретения является создание ядерного реактора на быстрых нейтронах, активная зона которого выполнена по одной из вышеупомянутых технологий или по другим технологиям, но в котором спектр нейтронов смягчается с целью снижения коэффициента заполнения натрия и увеличения константы Доплера, чтобы повышение активности в случае потери было бы как можно более слабым во всех точках активной зоны независимо от размера реактора. The objective of the invention is to create a nuclear fast neutron reactor, the core of which is made using one of the above technologies or other technologies, but in which the neutron spectrum is softened in order to reduce the sodium fill factor and increase the Doppler constant, so that an increase in activity in the event of loss would be like can be weaker at all points in the core regardless of the size of the reactor.

Согласно изобретению этот результат достигается за счет того, что замедлитель выбирают из группы, состоящей из B¹¹4C и природного B4C, обедненного B10.According to the invention, this result is achieved due to the fact that the moderator is selected from the group consisting of B ¹¹ 4C and natural B4C depleted in B10.

Согласно предпочтительной форме выполнения внутрь некоторых топливных сборок введены отдельные игольчатые элементы, содержащие замедлитель. При этом материал замедлителя смешивается с другим материалом, который уже присутствует в топливных сборках. Кроме того, ядерное топливо, которое выбирают из группы, включающей смешанные оксиды и нитриды, по меньшей мере, одного актинида, содержит или не содержит низшие актиниды. According to a preferred embodiment, individual needle elements comprising a moderator are inserted inside some fuel assemblies. In this case, the moderator material is mixed with other material that is already present in the fuel assemblies. In addition, nuclear fuel, which is selected from the group comprising mixed oxides and nitrides of at least one actinide, contains or does not contain lower actinides.

Кроме того, в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из плотно прилегающих друг к другу топливных сборок, расположенных в соответствии с равномерной решеткой, внутри которых расположены, по меньшей мере, частично элементы, содержащие ядерное топливо и, по меньшей мере, некоторые из топливных сборок содержат замедлитель, последний может быть выбран из группы, состоящей из B¹¹4C и природного B4C, обедненного B10, причем соединения мишени, содержащие радиоактивные продукты деления и замедлитель, размещены в реакторе.In addition, in a fast neutron nuclear reactor, the core of which consists of tightly adjacent fuel assemblies arranged in accordance with a uniform grid, inside of which are located at least partially elements containing nuclear fuel and at least some of the fuel assemblies contain a moderator, the latter may be selected from the group consisting of B ¹¹ 4C and natural B4C depleted in B10, with target compounds containing radioactive fission products and a moderator e.

Применение B¹¹4C в качестве замедлителя в активных соединениях ядерного реактора на быстрых нейтронах обеспечивает различные преимущества, так что вещество отличается высокими физическими характеристиками, конкретно, повышенной температурой плавления, оно хорошо переносит облучение, т.е. не отмечается каких-либо заметных размерных и структурных изменений. Наконец, оно обладает хорошей совместимостью с натрием и изоляционным материалом игольчатых элементов (прутков), образующих топливные сборки.The use of B ¹¹ 4C as a moderator in the active compounds of a fast fast neutron reactor provides various advantages, so that the substance has high physical characteristics, in particular, an increased melting point, it tolerates radiation well, i.e. no noticeable dimensional and structural changes are noted. Finally, it has good compatibility with the sodium and insulating material of the needle elements (rods) forming the fuel assemblies.

Введение материала замедлителя, по меньшей мере, в несколько топливных сборок реактора может осуществляться или однородным образом, или неоднородным. В первом случае каждый из игольчатых элементов соответствующих топливных сборок содержит смесь материалов, включающих один или несколько элементов замедлителей. Во втором случае один или несколько элементов замедлителей помещаются в отдельные игольчатые топливные сборки. Эти содержащие элементы замедлителя игольчатые топливные сборки распределены предпочтительно равномерно среди других топливных сборок. The introduction of the moderator material in at least several fuel assemblies of the reactor can be carried out either uniformly or non-uniformly. In the first case, each of the needle elements of the respective fuel assemblies contains a mixture of materials comprising one or more moderator elements. In the second case, one or more moderator elements are placed in separate needle-shaped fuel assemblies. These needle-containing fuel assemblies containing moderator elements are preferably distributed evenly among other fuel assemblies.

При применении изобретения в реакторах на быстрых, сжигающих актиниды нейтронах, т. е. в которых ядерное топливо состоит из смеси окислов урана, и/или плутония, и/или низших актинидов, нитрида урана, и/или плутония, и/или низших актинидов, или еще плутония и низших актинидов, используемый в однородном виде B¹¹4C, образует также инертную матрицу для топлива. Таким образом, кроме эффектов снижения коэффициента заполнения натрия и увеличения константы Доплера, материал замедлителя в таком случае улучшает характеристики сжигания реактора.When applying the invention in reactors with fast actinide-burning neutrons, i.e. in which the nuclear fuel consists of a mixture of oxides of uranium and / or plutonium and / or lower actinides, uranium nitride, and / or plutonium, and / or lower actinides , or plutonium and lower actinides, used in a uniform form of B ¹¹ 4C, also forms an inert matrix for fuel. Thus, in addition to the effects of decreasing the sodium fill factor and increasing the Doppler constant, the moderator material in this case improves the combustion characteristics of the reactor.

Чтобы облегчить переход радиоактивных продуктов деления с большой продолжительностью к стабильным элементам, соединения-мишени, содержащие такой материал замедлителя, как B¹¹4C, помещаются в реактор, в соответствующие зоны, с тем, чтобы увеличить процент захвата нейтронов в продуктах деления.To facilitate the transition of radioactive fission products with long duration to stable elements, target compounds containing a moderator material such as B ¹¹ 4C are placed in the reactor in the corresponding zones in order to increase the percentage of neutron capture in fission products.

Ниже будут описаны примеры вариантов исполнения изобретения, без каких-либо ограничений, со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых показано следующее;
фиг. 1 - график спектров нейтронов в активной зоне реактора на быстрых нейтронах с замедлителем или без него;
фиг. 2 - представление в горизонтальном сечении трех плотно прилегающих друг к другу элементов активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающих замедлитель; и
фиг. 3 - радиальное распределение мощности (пунктирная линия) и нейтронного потока (сплошная линия) внутри соединений с замедлителем.Below will be described examples of embodiments of the invention, without any restrictions, with reference to the accompanying drawings, which show the following;
FIG. 1 is a graph of neutron spectra in the active zone of a fast neutron reactor with or without a moderator;
FIG. 2 is a horizontal sectional view of three fast-adjacent elements of a fast neutron core, including a moderator; and
FIG. 3 - radial distribution of power (dashed line) and neutron flux (solid line) inside compounds with a moderator.

На фиг. 1 изображен спектр нейтронов в активной зоне реактора на быстрых нейтронах большой мощности в случае с традиционной активной зоной без замедлителя (штрихпунктирная линия) и в случае с тем же реактором, когда 20% топлива заменено на B¹¹4C (сплошная линия).In FIG. Figure 1 shows the neutron spectrum in the core of a high-power fast neutron reactor in the case of a conventional core without a moderator (dash-dot line) and in the case of the same reactor, when 20% of the fuel was replaced with B ¹¹ 4C (solid line).

Кривая на фиг. 1 ясно показывает смягчение спектра нейтронов, полученное благодаря присутствию замедлителя в элементах. Это смягчение приводит к снижению коэффициента заполнения в конкретной активной зоне примерно на 35% и к увеличению константы Доплера примерно на 40%. Эти два эффекта совместно позволяют существенно ограничить рост активности, вызванный случайной потерей натрия. The curve in FIG. 1 clearly shows the mitigation of the neutron spectrum obtained due to the presence of a moderator in the elements. This softening leads to a decrease in the fill factor in a specific core by about 35% and to an increase in the Doppler constant by about 40%. Together, these two effects can significantly limit the increase in activity caused by an accidental loss of sodium.

На фиг. 2 представлены три активных, плотно прилегающих друг к другу соединения активной зоны реактора согласно изобретению в случае, когда замедлитель распределен неоднородно в топливных сборках. In FIG. 2 shows three active, tightly adjacent to each other compounds of the reactor core according to the invention in the case when the moderator is not distributed uniformly in the fuel assemblies.

Как это показано на фиг. 2, для неоднородного распределения замедлителя в топливной сборке 10 внутри оболочки 11 каждого из этих топливных сборок помещается пучок игольчатых элементов, состоящий из двух различных типов игольчатых элементов. Показанные на фиг. 2 первые игольчатые элементы 12 содержат, как это принято, пластинки ядерного топлива. В других игольчатых элементах 14 пластинки ядерного топлива заменены на пластинки замедлителя, такого как B¹¹4C. Эти игольчатые элементы 14 равномерно распределены среди игольчатых элементов 12 таким образом, чтобы разместить замедлитель как можно равномерно внутри топливной сборки.As shown in FIG. 2, for a non-uniform distribution of the moderator in the fuel assembly 10, a bundle of needle elements consisting of two different types of needle elements is placed inside the shell 11 of each of these fuel assemblies. Shown in FIG. 2, the first needle elements 12 contain, as is customary, nuclear fuel plates. In other needle elements 14, the nuclear fuel plates are replaced with moderator plates, such as B ¹¹ 4C. These needle elements 14 are evenly distributed among the needle elements 12 so as to accommodate the moderator as evenly as possible within the fuel assembly.

В варианте исполнения, представленном на фиг. 2, образованный игольчатыми элементами 12 и 14 пучок включает попеременно, начиная от какой-либо стороны шестиугольника, образованного внешней оболочкой 11, первые ряды, состоящие из чередующихся игольчатых элементов 12 и 14, и вторые ряды, состоящие только из игольчатых элементов 12, при этом первые и вторые ряды располагаются чередующимся образом. In the embodiment of FIG. 2, the beam formed by the needle elements 12 and 14 includes alternately, starting from either side of the hexagon formed by the outer shell 11, the first rows consisting of alternating needle elements 12 and 14, and the second rows consisting only of needle elements 12, while the first and second rows are arranged alternately.

Представленное на фиг. 2 особое расположение позволяет избежать возникновения локальных пиков мощности в активной зоне реактора. Эта характерная черта проиллюстрирована кривыми на фиг. 3, которые представляют по оси абсцисс сегмент AB, обозначенный на фиг. 2 (в см), а по оси ординат вырабатываемую мощность (штрихпунктирная линия) и нейтронный поток (сплошная линия) на этот сегмент (в произвольных единицах). Presented in FIG. 2, a special arrangement allows avoiding the occurrence of local power peaks in the reactor core. This feature is illustrated by the curves in FIG. 3, which represent, on the abscissa, the segment AB indicated in FIG. 2 (in cm), and the generated power (dash-dotted line) and neutron flux (solid line) to this segment (in arbitrary units) along the ordinate axis.

Более того, следует отметить, что использование замедлителя в инертных соединениях привело бы к образованию локальных пиков мощности в активной зоне на границе раздела с инертными соединениями. Кроме того, что решение имело бы очень ограниченное влияние на коэффициент заполнения и на константу Доплера. Следовательно, оно должно быть отвергнуто. Moreover, it should be noted that the use of a moderator in inert compounds would lead to the formation of local power peaks in the active zone at the interface with inert compounds. In addition, the solution would have a very limited effect on the duty cycle and on the Doppler constant. Therefore, it must be rejected.

На практике замедлитель может быть введен в элементы однородным или неоднородным образом. In practice, the moderator can be introduced into the elements in a uniform or non-uniform manner.

Когда замедлитель размещается в ядерном топливе однородно, снижение активности в результате облучения топлива возрастает, а избыточный коэффициент воспроизводства ядерного топлива уменьшается. К тому же, размер активной зоны реактора может оставаться неизменным относительно конкретного реактора. When the moderator is uniformly placed in nuclear fuel, the decrease in activity due to fuel irradiation increases, and the excess reproduction rate of nuclear fuel decreases. In addition, the size of the reactor core may remain unchanged relative to a particular reactor.

Напротив, когда замедлитель вводится неоднородно в элементы, можно избежать возрастания падения активности в результате облучения топлива, также как и снижения коэффициента воспроизводства ядерного топлива. В любом случае размер активной зоны реактора увеличивается. On the contrary, when the moderator is introduced nonuniformly into the elements, an increase in the decrease in activity due to irradiation of the fuel can be avoided, as well as a decrease in the reproduction coefficient of nuclear fuel. In any case, the size of the reactor core increases.

Описанный только что принцип относительно размещения элементов в активной зоне реактора в равной степени применяется к соединениям-мишеням, содержащим продукты радиоактивного распада и в случае необходимости расположенным снаружи активной зоны реактора. В таком случае он улучшает превращение продуктов радиоактивного распада с большой продолжительностью в стабильные элементы. Введение замедлителя, такого как B¹¹4C, в эти сборки-мишени фактически способствует процессу превращения.The principle just described regarding the placement of elements in the reactor core is equally applied to target compounds containing radioactive decay products and, if necessary, located outside the reactor core. In this case, it improves the conversion of radioactive decay products with long duration into stable elements. The introduction of a moderator, such as B ¹¹ 4C, into these target assemblies actually facilitates the conversion process.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах, охлаждаемому посредством жидкого натрия и активная зона которого представлена традиционно плотно прилегающими друг к другу сборками, размещенными по правильной схеме. Эти сборки могут также располагаться вертикально внутри камеры реактора, заполненной жидким натрием в соответствии с хорошо известной технологией, которая не является частью данного изобретения. The invention relates to a fast fast neutron nuclear reactor cooled by liquid sodium and whose core is traditionally represented by tightly adjacent assemblies arranged in the correct pattern. These assemblies may also be positioned vertically inside a reactor chamber filled with liquid sodium in accordance with well-known technology that is not part of this invention.

Составляющие активную зону реактора сборки образованы в большинстве из элементов, содержащих ядерное топливо. Как это представлено на фиг. 2, каждая из топливных сборок 10 включает внешнюю металлическую оболочку 11 с шестиугольным сечением в горизонтальном плане. Внутри оболочки 11 помещен пучок игольчатых элементов, содержащих пластинки с ядерным топливом. The core constituents of the reactor assembly are formed in most of the elements containing nuclear fuel. As shown in FIG. 2, each of the fuel assemblies 10 includes an outer metal shell 11 with a hexagonal cross-section in a horizontal plane. Inside the shell 11 is placed a bunch of needle elements containing plates with nuclear fuel.

Согласно вышеупомянутым технологиям, элементы могут быть идентичными или включать, по меньшей мере, два типа различных топливных сборок. According to the aforementioned technologies, the elements may be identical or include at least two types of different fuel assemblies.

В случае, если все активные соединения являются идентичными, относительно равномерный характер радиального распределения мощности в активной зоне может быть достигнут или путем правильного расположения во всей центральной части активной зоны реактора вместо некоторых элементов, таких как пустые шестиугольные трубки (дырки) или стальные стержни (разжижающие радиацию соединения сталь - Na). Воспроизводящие топливные сборки могут заменять некоторые элементы. In case all active compounds are identical, a relatively uniform character of the radial power distribution in the core can be achieved either by proper location in the entire central part of the reactor core instead of some elements, such as empty hexagonal tubes (holes) or steel rods (thinning radiation of the steel - Na compound). Reproducing fuel assemblies may replace some items.

В случае, если активный участок реактора включает, по меньшей мере, два типа элементов, относительно равномерное радиальное распределение мощности может быть достигнуто путем размещения топливных сборок с высокой активностью на периферии активной зоны, а соединений с более слабой активностью в центре этой зоны. Для этого можно использовать топливные сборки, в которых процентное соотношение инертного вещества по отношению к активному веществу различно, или соединения, в которых обогащение топлива различно. В игольчатые элементы некоторых активных соединений, среди пластинок с ядерным топливом, могут быть также размещены пластины насыщенного материала. If the active section of the reactor includes at least two types of elements, a relatively uniform radial distribution of power can be achieved by placing fuel assemblies with high activity on the periphery of the active zone, and compounds with weaker activity in the center of this zone. For this, fuel assemblies can be used in which the percentage of inert substance relative to the active substance is different, or compounds in which fuel enrichment is different. Plates of saturated material can also be placed in the needle elements of some active compounds, among plates with nuclear fuel.

Более того, нужно учесть то, что в процессе функционирования реактора происходят значительные изменения активности и распределения мощности в активной зоне. Это нежелательное явление обычно устраняется путем размещения в соответствующих участках активной зоны регулирующих соединений, которые извлекаются по мере нарастания активности и изменения распределения мощности в активной зоне. Moreover, it must be taken into account that during the operation of the reactor significant changes in the activity and power distribution in the core occur. This undesirable phenomenon is usually eliminated by placing in the corresponding sections of the active zone of the regulatory compounds, which are extracted with increasing activity and changes in the distribution of power in the active zone.

Изобретение применяется независимо от всех типов реакторов. The invention is applied independently of all types of reactors.

Claims

1. A fast neutron nuclear reactor, the core of which consists of tightly adjacent fuel assemblies arranged in accordance with a uniform array, inside of which are located at least partially elements containing nuclear fuel, and at least some of the fuel assemblies contain a moderator, wherein the moderator is selected from the group consisting of B ¹¹ 4C and natural B4C depleted in B10.

2. The reactor according to claim 1, characterized in that separate needle elements containing a moderator are introduced inside some fuel assemblies.

3. The reactor according to claim 1, characterized in that the moderator material is mixed with another material that is already present in the fuel assemblies.

4. The reactor according to claim 2 or 3, characterized in that the nuclear fuel, which is selected from the group comprising mixed oxides and nitrides of at least one actinide, contains lower actinides.

5. The reactor according to claim 2 or 3, characterized in that the nuclear fuel belonging to the group comprising mixed oxides and nitrides of at least actinide does not contain lower actinides.

6. A fast neutron nuclear reactor, the core of which consists of tightly adjacent fuel assemblies arranged in accordance with a uniform array, inside of which are located at least partially elements containing nuclear fuel, and at least some of the fuel assemblies contain a moderator, wherein the moderator is selected from the group consisting of B ¹¹ 4C and natural B4C depleted in B10, wherein the target compounds containing radioactive fission products and the moderator are located in the reactor .