RU2192675C1

RU2192675C1 - Nuclear reactor neutron reflector

Info

Publication number: RU2192675C1
Application number: RU2001105437/06A
Authority: RU
Inventors: В.П. Чакин; В.А. Казаков; А.В. Клинов; Р.Р. Мельдер; В.В. Пименов; М.Н. Святкин; А.В. Туктабиев; И.Б. Куприянов
Original assignee: Государственный научный центр Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов"
Priority date: 2001-02-26
Filing date: 2001-02-26
Publication date: 2002-11-10

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; beryllium neutron reflectors for research reactors. SUBSTANCE: reflector is built up of three or more parts arranged in section at angle of 0 to 180 deg. to vertical axis of unit. Supporting structure joins top and bottom flanges and includes components disposed inside and outside of unit. Supporting members may be made in the form of plates, rods, or tubes made of structural materials such as zirconium or stainless steel. Disposed between top and/or bottom ends of unit and respective flange are flexible members in the form of plate or any other form and springs made of material whose ultimate strength is below that of beryllium by at least 50% at equal test temperatures ranging up to 200 C. EFFECT: enhanced service life of beryllium neutron reflector. 8 cl, 3 dwg

Description

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к конструкциям отражателей нейтронов из бериллия исследовательских и энергетических реакторов. The invention relates to the field of nuclear energy, and in particular to the design of neutron reflectors from beryllium research and energy reactors.

Наиболее важными требованиями, предъявляемыми к конструкции отражателя из бериллия, являются его высокое сопротивление радиационному повреждению и сохранение целостности изделия вплоть до флюенсов ~1,5•10²³ cм^-2 (Е>0,1 МэВ).The most important requirements for the design of a beryllium reflector are its high resistance to radiation damage and preservation of product integrity up to fluences of ~ 1.5 • 10 ²³ cm ^-2 (E> 0.1 MeV).

В ядерных реакторах в качестве отражателей и замедлителей нейтронов, как правило, используются конструкции в виде массивных, цельных пластин или блоков из металлического бериллия высотой до полуметра и более (Исследовательские реакторы института и их экспериментальные возможности. /Под ред. В. Л.Цыканова, НИИАР, Димитровград, 1992, с. 13). Сверху и снизу такой блок ограничен металлическими фланцами (обычно из нержавеющей стали), а несущим нагрузку, обеспечивающим цельность и жесткость конструкции, является сам материал блока - бериллий. Недостатком данной конструкции является подверженность материала блока растрескиванию и последующему разрушению в процессе эксплуатации в активной зоне реактора при достижении флюенса из интервала (3-6)•10²² cм^-2 (Е>0,1 МэВ). Причинами этого эффекта являются накопление радиационных повреждений в бериллии (радиационные дефекты типа дислокационных петель и атомы гелия, появившиеся при протекании ядерных реакций атомов бериллия с нейтронами) и наличие значительных по величине термических и других напряжений в массиве блока, возникающих вследствие неравномерности разогрева и радиационного повреждения блока по сечению и высоте. В результате деградации механических свойств бериллия, что выражается в охрупчивании и разупрочнении материала, напряжения в блоке приводят к образованию трещин и последующему их распространению по массиву блока, что ведет к его преждевременному разрушению.In nuclear reactors, neutron reflectors and moderators, as a rule, use structures in the form of massive, solid plates or blocks of metallic beryllium up to half a meter or more in height (Institute research reactors and their experimental capabilities. / Ed. By V. L. Tsykanov, NIIAR, Dimitrovgrad, 1992, p. 13). From above and below, such a block is limited by metal flanges (usually stainless steel), and the beryllium material itself is the load bearing, ensuring the integrity and rigidity of the structure. The disadvantage of this design is the susceptibility of the block material to cracking and subsequent destruction during operation in the reactor core when the fluence reaches the interval (3-6) • 10 ²² cm ^-2 (E> 0.1 MeV). The reasons for this effect are the accumulation of radiation damage in beryllium (radiation defects such as dislocation loops and helium atoms that appeared during the course of nuclear reactions of beryllium atoms with neutrons) and the presence of significant thermal and other stresses in the block array that arise due to uneven heating and radiation damage to the block by section and height. As a result of the degradation of the mechanical properties of beryllium, which is expressed in embrittlement and softening of the material, stresses in the block lead to the formation of cracks and their subsequent propagation through the block mass, which leads to its premature destruction.

В качестве прототипа, то есть наиболее близкого аналога к настоящему изобретению, рассматривается конструкция бериллиевого блока (З.И.Чечеткина, В. П.Гольцев, В.И.Клименков, С.Н.Вотинов, В.А.Цыканов. Поведение металлического бериллия в реакторе СМ-2. Атомная энергия, т. 29, вып. 3, 1970, с. 174-177), в которой блок выполнен составным по высоте из двух частей. Необходимые целостность и жесткость конструкции блока обеспечиваются наличием опорной конструкции, представляющей собой размещенную внутри блока вертикальную трубу из циркония, которая крепится к нижнему и верхнему фланцам, выполненным из нержавеющей стали. Недостатком данной конструкции является недостаточное разбиение блока, всего лишь на две части по высоте. Данное разбиение возникло из-за отсутствия на тот момент времени технологии изготовления крупногабаритных, цельных бериллиевых блоков. Разбиение блока на две части по высоте практически не обеспечивает снятия возникающих в нем в процессе облучения напряжений и соответственно не ведет к увеличению его ресурса. Кроме того, опорная конструкция, состоящая только из вертикальной циркониевой трубы, не обеспечивает в достаточной степени необходимую надежность, жесткость и целостность конструкции блока, особенно в облученном состоянии, когда появляются трещины и сколы на блоке. Это приводит к сокращению ресурса вследствие необходимости выгрузки блока из активной зоны реактора при фиксации начала образования трещин на его гранях. As a prototype, that is, the closest analogue to the present invention, we consider the design of the beryllium block (Z. I. Chechetkina, V. P. Goltsev, V. I. Klimenkov, S. N. Votinov, V. A. Tsykanov. The behavior of the metal beryllium in the SM-2 reactor. Atomic energy, vol. 29, issue 3, 1970, pp. 174-177), in which the block is made of two parts that are integral in height. The necessary integrity and structural rigidity of the block are ensured by the presence of a supporting structure, which is a vertical zirconium pipe placed inside the block, which is attached to the lower and upper flanges made of stainless steel. The disadvantage of this design is the insufficient partition of the block, only two parts in height. This breakdown arose due to the lack of technology for manufacturing large-sized, solid beryllium blocks at that time. Dividing the block into two parts in height practically does not provide for the removal of stresses arising in it during irradiation and, accordingly, does not lead to an increase in its resource. In addition, the supporting structure, consisting only of a vertical zirconium pipe, does not sufficiently provide the necessary reliability, rigidity and structural integrity of the block, especially in the irradiated state, when cracks and chips appear on the block. This leads to a reduction in resource due to the need to unload the block from the reactor core while fixing the onset of cracking on its faces.

Целью данного изобретения является увеличение ресурса отражателя нейтронов из бериллия путем создания конструкции, обладающей повышенным сопротивлением радиационному повреждению. The aim of this invention is to increase the life of a beryllium neutron reflector by creating a structure with increased resistance to radiation damage.

Поставленная цель достигается
- увеличением количества частей блока до трех и более;
- выполнением опорной конструкции в виде опорных элементов; проходящих внутри и снаружи блока;
- размещением упругих элементов между верхним и/или нижним торцами блока и соответствующими фланцами.The goal is achieved
- an increase in the number of parts of the block to three or more;
- the implementation of the supporting structure in the form of supporting elements; passing inside and outside the block;
- placement of elastic elements between the upper and / or lower ends of the block and the corresponding flanges.

Разбиение блока из бериллия на три и более частей позволяет значительно снизить уровень напряжений, возникающих в материале при эксплуатации блока в реакторе, поскольку величина термических напряжений и напряжений, возникающих в массиве бериллиевого блока вследствие неравномерности радиационного повреждения различных его областей, пропорционально зависит от размера блока. Чем больше размер блока, тем выше напряжения. Поэтому разбиение блока на автономные части позволяет снизить общий уровень напряжений в материале блока. Поскольку величина нейтронного потока зависит от высоты активной зоны по функции косинуса, то степень радиационного повреждения материала блока и уровень возникающих напряжений в соответствующих точках будет находиться в такой же зависимости от высоты. Поэтому разбиение блока по высоте на несколько частей позволит в несколько раз снизить напряжения. Разбиение же всего на две части совершенно недостаточно, поскольку согласно проведенным прочностным расчетам снижение величины напряжений при этом происходит незначительное. Разбиение блока на составные части может быть проведено не только в сечениях по высоте и в перпендикулярном направлении, но и в промежуточных сечениях, то есть под углом 0-180^o к вертикальной оси блока в зависимости от расчетной эффективности снижения уровня термических напряжений в блоке в результате подобного разбиения.Dividing a beryllium block into three or more parts can significantly reduce the level of stresses arising in the material during operation of the block in the reactor, since the magnitude of the thermal stresses and stresses arising in the beryllium block array due to uneven radiation damage to its various regions proportionally depends on the block size. The larger the block size, the higher the voltage. Therefore, dividing the block into autonomous parts can reduce the overall level of stresses in the material of the block. Since the magnitude of the neutron flux depends on the height of the core according to the cosine function, the degree of radiation damage to the material of the block and the level of stresses arising at the corresponding points will be in the same dependence on the height. Therefore, dividing the block in height into several parts will reduce stress several times. A split into only two parts is completely insufficient, since according to the strength calculations, the decrease in the magnitude of the stresses is negligible. The division of the block into component parts can be carried out not only in sections in height and in the perpendicular direction, but also in intermediate sections, that is, at an angle of 0-180 ^o to the vertical axis of the block, depending on the calculated efficiency of reducing the level of thermal stresses in the block as a result such a partition.

Выполнение опорной конструкции в виде опорных элементов, проходящих внутри и снаружи блока, позволяет обеспечить необходимую жесткость и целостность конструкции при наличии нескольких автономных частей блока. Например, выполнение опорных элементов снаружи в виде каркаса обеспечит возможность продолжения эксплуатации блока даже при появлении трещин. Опорные элементы могут существовать в виде пластин, стержней или труб, изготовленных из конструкционного материала, в зависимости от конкретной конструкции бериллиевого блока, его размеров и результатов нейтронно-физических расчетов, поскольку при разработке блока необходим точный учет влияния появления дополнительного количества конструкционного материала на нейтронно-физические характеристики реактора. В качестве конструкционного материала опорных элементов могут использоваться нержавеющая сталь или цирконий, обладающие соответствующими ядерно-физическими характеристиками, позволяющими их применять в активной зоне реактора. The implementation of the supporting structure in the form of supporting elements passing inside and outside the block, allows to provide the necessary rigidity and integrity of the structure in the presence of several autonomous parts of the block. For example, the implementation of the supporting elements on the outside in the form of a frame will enable the continued operation of the unit even when cracks appear. Supporting elements can exist in the form of plates, rods or pipes made of structural material, depending on the specific design of the beryllium block, its size and the results of neutron-physical calculations, since the development of the block requires accurate consideration of the effect of the appearance of an additional amount of structural material on the neutron physical characteristics of the reactor. As the structural material of the supporting elements, stainless steel or zirconium can be used, which have the corresponding nuclear-physical characteristics that allow them to be used in the reactor core.

Согласно экспериментальным данным бериллий при облучении в реакторе подвержен распуханию. Его распухание, то есть увеличение объема при ресурсных флюенсах до ~ 1,5•10²³ см^-2 (Е>0,1 МэВ), может достигать 3%, то есть 1% на линейный размер. Поэтому появление в конструкции опорных элементов предусматривает необходимость введения так называемых компенсаторов распухания материала блока для того, чтобы исключить появление дополнительных напряжений в материале блока вследствие контакта между ним и опорными элементами. Ими служат упругие элементы, размещенные между верхним и/или нижним торцами блока и соответствующими фланцами, и зазоры, которые оставлены между поверхностями частей блока и соответствующими опорными элементами. Без компенсации распухания при контакте с опорными элементами, как указано выше, в материале блока возникнут значительные по величине напряжения, которые приведут к преждевременному его разрушению при эксплуатации в реакторе. Упругий элемент представляет собой тарельчатую или иного типа пружину, выполненную из конструкционного материала (нержавеющей стали или циркония) или иного материала. Наибольшего увеличения ресурса можно добиться при установке упругого элемента, имеющего предел прочности не менее чем на 50% ниже предела прочности бериллия при одинаковых температурах испытания в области температур до 200^oС. В эти 50% входит и компенсация радиационного упрочнения самого материала упругого элемента и разупрочнения бериллия, что будет иметь место в процессе облучения блока в реакторе. В сечениях, расположенных под углами больше нуля и меньше 180^o, ожидаемое распухание бериллия компенсируется оставлением зазоров величиной 1% между поверхностями частей блока и опорными элементами. Таким образом, дополнительная жесткость конструкции, связанная с появлением опорных элементов, не препятствует распуханию бериллия и соответственно не приводит к появлению дополнительных напряжений в блоке.According to experimental data, beryllium is subject to swelling when irradiated in a reactor. Its swelling, that is, an increase in volume at resource fluences to ~ 1.5 • 10 ²³ cm ^-2 (E> 0.1 MeV), can reach 3%, that is, 1% per linear size. Therefore, the appearance of supporting elements in the design requires the introduction of so-called compensators for swelling of the block material in order to exclude the appearance of additional stresses in the block material due to contact between it and the supporting elements. They are elastic elements located between the upper and / or lower ends of the block and the corresponding flanges, and the gaps that are left between the surfaces of the parts of the block and the corresponding supporting elements. Without compensating for swelling upon contact with the support elements, as indicated above, significant block voltages will arise in the block material, which will lead to its premature destruction during operation in the reactor. The elastic element is a Belleville or other type of spring made of a structural material (stainless steel or zirconium) or other material. The greatest increase in life can be achieved by installing an elastic element with a tensile strength of at least 50% lower than the strength of beryllium at the same test temperatures in the temperature range up to 200 ^o C. These 50% include compensation of radiation hardening of the material of the elastic element and softening beryllium, which will take place during the irradiation of the block in the reactor. In sections located at angles greater than zero and less than 180 ^o , the expected swelling of beryllium is compensated by the remaining gaps of 1% between the surfaces of the parts of the block and supporting elements. Thus, the additional structural rigidity associated with the appearance of supporting elements does not prevent the swelling of beryllium and, accordingly, does not lead to the appearance of additional stresses in the block.

Новые существенные признаки в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию изобретательский уровень. No significant new features were found in the scientific and technical literature, the proposed solution does not follow explicitly from the prior art, the combination of features provides new properties, which allows us to conclude that the claimed solution meets the criterion of inventive step.

На фиг.1 представлен отражатель нейтронов, на фиг.2 и 3 - соответственно горизонтальные сечения. Отражатель нейтронов состоит из отдельных бериллиевых частей блока 1, которые размещены последовательно друг за другом по высоте. Сверху и снизу блок ограничен фланцами 2, части блока нанизаны на стержни 3, жестко связанные с фланцами. Снаружи блок ограничен вертикально расположенными пластинами 4, которые утоплены в материал блока, но расположены с расчетным зазором к прилегающим поверхностям блока. Эти пластины также жестко связаны с фланцами. Между верхней поверхностью верхней части бериллиевого блока и верхним фланцем размещен упругий элемент 5. Figure 1 shows the neutron reflector, figure 2 and 3, respectively, horizontal sections. The neutron reflector consists of individual beryllium parts of block 1, which are placed sequentially one after another in height. Above and below the block is bounded by flanges 2, parts of the block are strung on rods 3, rigidly connected with the flanges. Outside, the block is limited by vertically arranged plates 4, which are recessed into the block material, but are located with a design clearance to the adjacent surfaces of the block. These plates are also rigidly connected to the flanges. Between the upper surface of the upper part of the beryllium block and the upper flange is an elastic element 5.

Данный вариант конструкции отражателя нейтронов из бериллия соответствует существующей компоновке активной зоны реактора СМ. Поперечное сечение отражателя прямоугольное, он расположен более протяженной стороной в направлении активной зоны. Количество частей, на которое производится разбиение исходного блока, зависит от высоты активной зоны и нейтронно-физических характеристик реактора. В данном случае при высоте активной зоны 350 мм общая длина блока из бериллия составляет 500 мм, и блок может быть разделен по высоте на 8 частей. Все опорные элементы должны быть выполнены из одного конструкционного материала, нержавеющей стали или циркония для ликвидации возможности появления дополнительных напряжений из-за несовпадения коэффициентов линейного расширения материалов отдельных его частей. Необходимая жесткость и устойчивость конструкции обеспечивается использованием двух опорных стержней, проходящих внутри блока, и четырех пластин - снаружи блока. Упругий элемент выполнен в виде тарельчатой пружины из нержавеющей стали марки Х13, имеющей предел прочности при температурах до 200^oС 200-150 МПа против 600-400 МПа у бериллия, и размещен в верхней части, между верхним фланцем и верхней поверхностью блока. Расчетные зазоры между пластинами и соответствующими поверхностями частей блока составляют в одном направлении величину не более 0,3 мм, так как максимальный размер в этом поперечном сечении блока составляет величину около 30 мм, во взаимно перпендикулярном направлении 2 мм (максимальный размер 200 мм).This design option for a beryllium neutron reflector corresponds to the existing layout of the SM reactor core. The cross section of the reflector is rectangular, it is located with a longer side in the direction of the active zone. The number of parts into which the initial block is divided depends on the height of the core and the neutron-physical characteristics of the reactor. In this case, with a core height of 350 mm, the total length of the beryllium block is 500 mm, and the block can be divided in height into 8 parts. All supporting elements must be made of one structural material, stainless steel or zirconium to eliminate the possibility of additional stresses due to the mismatch of the linear expansion coefficients of the materials of its individual parts. The necessary rigidity and structural stability is ensured by the use of two support rods passing inside the block, and four plates - outside the block. The elastic element is made in the form of a disk spring made of stainless steel grade X13, having a tensile strength at temperatures up to 200 ^o C 200-150 MPa versus 600-400 MPa for beryllium, and is placed in the upper part, between the upper flange and the upper surface of the block. The calculated gaps between the plates and the corresponding surfaces of the block parts are in one direction no more than 0.3 mm, since the maximum size in this cross section of the block is about 30 mm, in the mutually perpendicular direction 2 mm (maximum size 200 mm).

Предлагаемое техническое решение (конструкция) приблизительно в полтора-два раза увеличит ресурс отражателя нейтронов из бериллия, что позволит достичь цели изобретения. The proposed technical solution (design) approximately one and a half to two times increase the life of the neutron reflector from beryllium, which will achieve the objective of the invention.

Claims

1. The neutron reflector of a nuclear reactor, comprising a beryllium block composed of parts, upper and lower flanges, a support structure, characterized in that the unit is composed of at least three parts, the support structure is made in the form of support elements passing inside and outside the unit while between the upper and / or lower ends of the block and the corresponding flanges are elastic elements.

2. The reflector according to claim 1, characterized in that the block is composed of parts in sections at an angle of 0 - 180 ^o to the vertical axis of the block.

3. The reflector according to claim 1, characterized in that the supporting elements are made in the form of plates, rods or pipes.

4. The reflector according to claim 1, characterized in that the supporting elements are made of structural material.

5. Reflector according to claim 4, characterized in that stainless steel or zirconium is used as the structural material.

6. The reflector according to claim 1, characterized in that the elastic element is made of material with a tensile strength of at least 50% lower than the tensile strength of beryllium at the same test temperatures in the temperature range up to 200 ^o C.

7. The reflector according to claim 1, characterized in that the elastic element is made in the form of a disk or other type of spring.

8. The reflector according to claim 1, characterized in that the supporting elements are installed with a gap, and the total gap between the surfaces of the block parts and the elements does not exceed 1% of the maximum linear block size in this section.