RU2163038C2

RU2163038C2 - Manufacturing process for nuclear reactor control rod

Info

Publication number: RU2163038C2
Application number: RU99101275/06A
Authority: RU
Inventors: А.В. Захаров; В.Д. Рисованый; Е.П. Клочков
Original assignee: Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов
Priority date: 1999-01-19
Filing date: 1999-01-19
Publication date: 2001-02-10

Abstract

FIELD: nuclear engineering; control rods for fast reactors. SUBSTANCE: boron carbide blocks whose burnup is not over 2% are extracted from spent rods, decontaminated, and new control rod is manufactured from them adding new boron carbide blocks so as to ensure that physical efficiency of control rod assembled in this way does not differ from that of rod assembled from new blocks only by more than 0.01%. EFFECT: improved efficiency of reusing expensive enriched boron carbide.

Description

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в производстве органов регулирования ядерных реакторов. The invention relates to nuclear technology and can be used in the manufacture of regulatory bodies for nuclear reactors.

Известен способ изготовления стержней регулирования ядерных реакторов, например ВВЭР-1000 [Пономаренко В.Б., Пославский А.О., Чернышев В.М. и др. Органы регулирования и СВП ядерных реакторов ВВЭР-1000 и пути их усовершенствования. / Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 1994, N2(62),3(63), стр.95-113] , включающий получение определенного фракционного состава порошка карбида бора (B₄C) с естественным содержанием изотопов ¹⁰B и ¹¹B (19,8% и 80,2% соответственно), заполнение этим порошком подготовленной оболочки из нержавеющей стали методом виброуплотнения, обеспечивая среднюю плотность сердечника 1,65-1,7 г/см³, герметизацию оболочки путем приваривания концевых деталей, сборку из полученных таким образом поглощающих элементов стержня регулирования в виде кластера путем закрепления верхних концов поглощающих элементов в количестве 18 шт. к траверсе со специальной концевой деталью для присоединения к приводу реактора, осуществляющему их перемещение в активной зоне.A known method of manufacturing the control rods of nuclear reactors, for example VVER-1000 [Ponomarenko VB, Poslavsky A.O., Chernyshev V.M. et al. Regulatory bodies and SVP of VVER-1000 nuclear reactors and ways to improve them. / Questions of atomic science and technology. Series: Physics of Radiation Damage and Radiation Materials Science, 1994, N2 (62), 3 (63), pp. 95-113], including the production of a specific fractional composition of boron carbide powder (B ₄ C) with a natural content of isotopes ¹⁰ B and ¹¹ B (19.8% and 80.2%, respectively), filling the prepared stainless steel shell with this powder by vibration sealing, providing an average core density of 1.65-1.7 g / cm ³ , sealing the shell by welding end parts, assembly from thus absorbing elements of the control rod in e cluster by fastening the upper ends of the absorbing elements in the amount of 18 pieces. to the traverse with a special end piece for connection to the reactor drive, carrying out their movement in the active zone.

Этот способ обеспечивает достаточно простой и дешевый технологический процесс изготовления стержней регулирования для реакторов типа ВВЭР-1000. Требуемая эффективность поглощения стержней для таких типов реакторов не требует специальных мер по обогащению карбида бора изотопом ¹⁰B, содержание которого определяет поглощающую способность материала сердечника. Плотность сердечника, достигаемая методом виброуплотнения, обеспечивает в нем необходимую концентрацию ядер ¹⁰B.This method provides a fairly simple and cheap process for manufacturing control rods for VVER-1000 reactors. The required rod absorption efficiency for these types of reactors does not require special measures for the enrichment of boron carbide with the ¹⁰ B isotope, the content of which determines the absorption capacity of the core material. The core density achieved by vibration compaction provides the required core concentration of ¹⁰ V.

Известен также способ изготовления стержней регулирования ядерного реактора ВВЭР-1000 [Seberstein A. Improvement of operation efficiency for WWER-440 and WWER-1000 from Trigon fuel assembly design features - In: Eurupen WWER Fuels GmbH, Lion, France (WWER reactor fuel performance. Modeling and experimental support), 1995, p. 61-73] , где в качестве поглощающего сердечника в оболочку загружаются блочки с плотностью до 1,9 г/см³ из B₄C с естественным содержанием изотопа ¹⁰B, полученные методом холодного прессования порошка. Процесс изготовления стержней включает изготовление блочков карбида бора необходимой плотности, загрузку их в подготовленную оболочку, герметизацию оболочки сваркой и окончательную сборку стержня.There is also known a method for manufacturing the control rods of a WWER-1000 nuclear reactor [Seberstein A. Improvement of operation efficiency for WWER-440 and WWER-1000 from Trigon fuel assembly design features - In: Eurupen WWER Fuels GmbH, Lion, France (WWER reactor fuel performance. Modeling and experimental support), 1995, p. 61-73], where blocks with a density of up to 1.9 g / cm ³ from B ₄ C with a natural content of ¹⁰ B isotope obtained by cold pressing of the powder are loaded into the shell as an absorbing core. The process of manufacturing the rods includes the manufacture of blocks of boron carbide of the required density, loading them into the prepared shell, sealing the shell by welding and the final assembly of the rod.

Однако эти способы не могут быть использованы для изготовления органов регулирования реакторов на быстрых нейтронах. Используемые в них для изготовления поглощающего сердечника порошок и блочки карбида бора не обеспечивают требуемой эффективности поглощения в спектре быстрых нейтронов по двум основным причинам:
- низкое содержание ядер ¹⁰B в карбиде бора естественного изотопного состава;
- недостаточно высокая плотность сердечника в поглощающих элементах.However, these methods cannot be used for the manufacture of regulatory bodies for fast neutron reactors. The powder and blocks of boron carbide used in them for the manufacture of an absorbing core do not provide the required absorption efficiency in the fast neutron spectrum for two main reasons:
- low content of ¹⁰ B nuclei in boron carbide of natural isotopic composition;
- insufficiently high core density in the absorbing elements.

Этих недостатков лишен известный способ изготовления органов регулирования для реакторов на быстрых нейтронах [Efremov A.I. et al. Development and improvement of control rods for the BN-350 and BN-600 reactors - Technical committee meeting on "Absorber, control rods and designs of backup reactivity shutdown system for breakeven cores for reducing pustockpiles". Obninsk, Russia, 3-7 July, 1995, IAEA, Vienna, Austria, 1996, р. 19-32], включающий обогащение карбида бора естественного изотопного состава изотопом ¹⁰B до его содержания 80-92%, изготовление из него методом горячего прессования блочков с плотностью 2,1-2,2 г/см³, загрузку блочков в подготовленную оболочку поглощающего элемента, герметизацию оболочки путем приваривания концевых деталей, сборку полученных поглощающих элементов в стержень регулирования путем помещения их в чехловую трубу с верхней и нижней удлинительными деталями, обеспечивающими соединение с приводом реактора.These disadvantages are deprived of the known method of manufacturing regulatory bodies for fast reactors [Efremov AI et al. Development and improvement of control rods for the BN-350 and BN-600 reactors - Technical committee meeting on "Absorber, control rods and designs of backup reactivity shutdown system for breakeven cores for reducing pustockpiles". Obninsk, Russia, 3-7 July, 1995, IAEA, Vienna, Austria, 1996, p. 19-32], including the enrichment of boron carbide of the natural isotopic composition with the ¹⁰ B isotope to its content of 80-92%, the production of blocks by density of 2.1-2.2 g / cm ³ by hot pressing, loading of the blocks into the prepared absorbing shell element, sealing the shell by welding the end parts, assembling the obtained absorbing elements in the control rod by placing them in a jacketed pipe with upper and lower extension parts that provide connection to the reactor drive.

В результате применения этого способа удается получить стержни регулирования с необходимой в спектре быстрых нейтронов эффективностью поглощения за счет высокой концентрации в сердечнике ядер изотопа ¹⁰B. Однако в результате использования сложного и дорогостоящего процесса обогащения карбида бора изотопом ¹⁰B его стоимость многократно увеличивается. С другой стороны, при эксплуатации стержней регулирования в реакторе, особенно в режиме стержней аварийной защиты, степень выгорания изотопа ¹⁰B при поглощении нейтронов в сердечнике невысока и неравномерна по его длине. Наибольшему выгоранию подвергаются блочки карбида бора, расположенные при эксплуатации в самой нижней части поглощающих элементов стержней. Степень выгорания быстро снижается к верху стержня и на длине 150-200 мм (при длине поглощающего сердечника 800-1000 мм) снижается до пренебрежимо малой величины. Одновременно в результате облучения быстрыми нейтронами конструкционные детали стержня - нижняя удлинительная деталь, чехловая труба, оболочки пэлов, теряют исходные механические характеристики, охрупчиваются, распухают, деформируются, что ограничивает ресурс эксплуатации стержней в реакторе. В результате исчерпавшие по указанным причинам ресурс стержни регулирования удаляются из реактора для утилизации и заменяются новыми при среднем выгорании изотопа ¹⁰B в сердечнике, не превышающем 1-2% от исходного содержания. Карбид бора с таким выгоранием, как поглощающий нейтроны материал, соответствует всем требованиям, предъявляемым к сердечнику стержней регулирования, и может обеспечить все его функции. Таким образом, недостатком данного способа является низкая эффективность использования заключенного в стержнях регулирования дорогостоящего обогащенного карбида бора.As a result of applying this method, it is possible to obtain control rods with the absorption efficiency necessary in the fast neutron spectrum due to the high concentration of ¹⁰ B isotope in the core, however, as a result of the use of a complex and expensive process of enriching boron carbide with ¹⁰ B isotope, its cost increases many times. On the other hand, when operating the control rods in the reactor, especially in the mode of emergency protection rods, the degree of burnup of the ¹⁰ B isotope upon absorption of neutrons in the core is low and uneven along its length. The most burnt are the blocks of boron carbide located during operation in the lowest part of the absorbing elements of the rods. The degree of burnout rapidly decreases to the top of the rod and decreases to a negligible value over a length of 150-200 mm (with an absorbent core length of 800-1000 mm). At the same time, as a result of irradiation with fast neutrons, the structural parts of the rod — the lower extension part, the jacket pipe, the shells of the pellets — lose their initial mechanical characteristics, become embrittled, swell, and deform, which limits the life of the rods in the reactor. As a result, control rods exhausted for the indicated reasons are removed from the reactor for disposal and replaced with new ones with an average burnup of the ¹⁰ B isotope in the core not exceeding 1-2% of the initial content. Boron carbide with such a burnup as a neutron-absorbing material meets all the requirements for the core of control rods and can provide all its functions. Thus, the disadvantage of this method is the low efficiency of the use of expensive enriched boron carbide enclosed in the control rods.

Для устранения указанного недостатка в способе изготовления стержней регулирования для реакторов на быстрых нейтронах, включающем изготовление блочков из обогащенного карбида бора, изготовление из них поглощающих элементов и сборку стержня регулирования, из отработавших в реакторе назначенный ресурс стержней извлекают блочки обогащенного карбида бора, производят инспекцию технических параметров блочков, отбраковывают разрушенные и изменившие геометрические размеры блочки, измеряют выгорание изотопа ¹⁰B и отбраковывают блочки с глубиной выгорания свыше 2%, дезактивируют оставшиеся блочки до остаточной мощности экспозиционной дозы 100 мкр/с на расстоянии 3 см, заполняют ими частично совместно со свежими блочками оболочки поглощающих элементов и собирают из полученных поглощающих элементов стержень регулирования таким образом, чтобы физическая эффективность собранного таким образом стержня не отличалась от физической эффективности стержня, содержащего только свежие блочки карбида бора, более чем на ≅ 0,01%.To eliminate this drawback in the method of manufacturing control rods for fast neutron reactors, including the manufacture of blocks of enriched boron carbide, the manufacture of absorbing elements from them and the assembly of the control rod, blocks of enriched boron carbide are extracted from the spent resource in the reactor, and technical parameters are inspected blocks, reject the destroyed and geometrical sizes of the blocks, measure the burnup of the isotope ¹⁰ B and reject the blocks with h burnout of more than 2%, deactivate the remaining blocks to a residual dose rate of 100 μr / s at a distance of 3 cm, fill them partially together with fresh blocks of the shell of the absorbing elements and assemble from the obtained absorbing elements a control rod so that the physical efficiency of the assembly the core did not differ from the physical efficiency of the core containing only fresh blocks of boron carbide by more than ≅ 0.01%.

Ограничение допустимого выгорания изотопа ¹⁰B в сердечнике обусловлено необходимостью обеспечения высокой эффективности поглощения нейтронов в спектре реактора на быстрых нейтронах. При выгорании до 2% от исходного содержания изотопа ¹⁰B, как было экспериментально определено, эффективность поглощения стержня регулирования практически не изменяется при принятой экспериментальной ошибке измерений ≅ 0,01%.The permissible burnup of the ¹⁰ B isotope in the core is limited due to the need to ensure high neutron absorption efficiency in the spectrum of a fast neutron reactor. When fading up to 2% of the initial content of the ¹⁰ B isotope, it was experimentally determined that the absorption efficiency of the control rod practically does not change with the accepted experimental measurement error of ≅ 0.01%.

Необходимость дезактивации облученных блочков B₄C до установленных уровней по мощности экспозиционной дозы обусловлена требованиями радиационной безопасности при изготовлении, транспортировке и установке стержней в реактор. Определенная экспериментально степень дезактивации до уровня остаточной мощности экспозиционной дозы 100 мкр/с на расстоянии 3 см от сердечника обеспечивает уровень радиоактивности изготовленного стержня регулирования в безопасных пределах.The need to decontaminate irradiated B ₄ C blocks to established levels in terms of exposure dose rate is due to radiation safety requirements in the manufacture, transportation and installation of rods in the reactor. The experimentally determined degree of deactivation to the level of the residual power of the exposure dose of 100 μR / s at a distance of 3 cm from the core provides the level of radioactivity of the manufactured control rod within safe limits.

По предложенному способу к настоящему времени изготовлено пять стержней аварийной защиты для реактора БОР-60 (ГНЦ РФ НИИАР), два из которых успешно отработали назначенный ресурс более 400 эфф.сут. Стоимость этих стержней более чем в три раза ниже стоимости стержней со свежими блочками B₄C при одинаковых технических и ресурсных характеристиках. При этом общее время эксплуатации блочков B₄C в стержнях регулирования ядерного реактора увеличилось вдвое и, соответственно, увеличилась общая эффективность его использования.According to the proposed method, five emergency protection rods for the BOR-60 reactor (SSC RF NIIAR) have been manufactured to date, two of which have successfully worked out the assigned resource for more than 400 effective days. The cost of these rods is more than three times lower than the cost of rods with fresh B ₄ C blocks with the same technical and resource characteristics. In this case, the total operating time of B ₄ C blocks in the control rods of a nuclear reactor doubled and, accordingly, the overall efficiency of its use increased.

Claims

A method of manufacturing a control rod of a fast neutron nuclear reactor, including the manufacture of blocks with the required nuclear density of ¹⁰ V isotope, loading the blocks into the prepared shell of the absorbing element, sealing the shell by welding of the end parts, assembling the obtained absorbing elements in the control rod, characterized in that the blocks enriched boron carbide is extracted from the assigned resource of rods spent in the reactor, whole and undeformed are extracted from them, burnups are measured e of the ¹⁰ V isotope, select blocks with a burn-up depth of up to 2%, deactivate to a residual dose rate of 100 μR / s at a distance of 3 cm, fill them together with fresh shells of absorbing elements and assemble the control rod from the absorbing elements so that it physical efficiency did not differ from the physical efficiency of a rod containing only fresh blocks of boron carbide by more than 0.01%.