RU2330338C2

RU2330338C2 - Device for emergency protection of nucleus reactor

Info

Publication number: RU2330338C2
Application number: RU2006131103/06A
Authority: RU
Inventors: Александр Григорьевич Артельный (RU); Александр Григорьевич Артельный; Юрий Александрович Артельный (RU); Юрий Александрович Артельный; Петр Михайлович Гаврилов (RU); Петр Михайлович Гаврилов; В чеслав Александрович Иванов (RU); Вячеслав Александрович Иванов; Александр Георгиевич Кохомский (RU); Александр Георгиевич Кохомский; Александр Александрович Цыганов (RU); Александр Александрович Цыганов; Виктор Борисович Чуканов (RU); Виктор Борисович Чуканов
Original assignee: Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат"
Priority date: 2006-08-29
Filing date: 2006-08-29
Publication date: 2008-07-27
Also published as: RU2006131103A

Abstract

FIELD: power engineering.

SUBSTANCE: device for emergency of a nucleus reactor comprises a cavity located above the core region, and a column of fuel components installed in a vertical channel on support blocks thus forming a part of the core region and washed with a heat carrier. Hollow cylinder blocks having the shape of cartridges with their bottom portions upwards are arranged in the central portion of the channel between the fuel components. Part of fuel components located directly under the hollow cylinder blocks are made on the base of Th²³², at that the ratio between the value of the specific weight of fuel components on the base of Th²³²to the specific weight value of the rest of fuel components is within the range of 3.5 to 4.5. Implementation of the invention allows creating the device for nucleus reactor protection which provides above critical neutron physical state of nucleus reactor operation under normal condition, and it also provides subcritical state at emergency with boiling up and loss of a heat carrier including reduction of reactor power overshoot value due to a time lag of emergency protection system.

EFFECT: upgraded internal self protection and safety of channel nucleus reactors.

2 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов.The invention relates to nuclear energy and is aimed at improving the internal self-protection and safety of channel nuclear reactors.

Известно топливное устройство ядерного реактора [RU №2253156, G21С 3/30, 3/00, 7/00, 21.08.2003], содержащее вертикальный технологический канал, в котором на опорных блоках установлены тепловыделяющие элементы и чередующиеся с ними поглощающие блоки, по крайней мере часть из которых выполнена с полостью, сообщенной с объемом технологического канала, и содержит в полости поглотитель - порошок соединения бора, обогащенного изотопом бор-10, диспергируемый в аварийной ситуации вскипающим теплоносителем в технологический канал. Часть поглощающих блоков содержит выгорающий поглотитель.A fuel device of a nuclear reactor is known [RU No. 2253156, G21C 3/30, 3/00, 7/00, 08/21/2003], containing a vertical technological channel in which fuel elements and alternating absorbing blocks are installed on support blocks, at least at least some of which are made with a cavity communicated with the volume of the technological channel and contain an absorber in the cavity - a powder of boron compound enriched with the boron-10 isotope, dispersed in an emergency by boiling coolant into the technological channel. Part of the absorbing blocks contains a burnable absorber.

Недостатком данного топливного устройства является то, что за счет "паразитного" поглощения нейтронов ядрами бора-10 снижается коэффициент реактивности как топливного канала, так и активной зоны реактора. Кроме этого, в местах расположения поглощающих блоков наблюдаются провалы нейтронного потока и, следовательно, снижается выгорание делящихся изотопов в расположенных рядом тепловыделяющих элементах.The disadvantage of this fuel device is that due to the "parasitic" absorption of neutrons by boron-10 nuclei, the reactivity coefficient of both the fuel channel and the reactor core decreases. In addition, at the locations of the absorbing blocks, dips in the neutron flux are observed and, therefore, the fading of fissile isotopes in adjacent fuel elements is reduced.

Еще одним недостатком данного устройства является сложность изготовления поглощающих блоков с полостью.Another disadvantage of this device is the complexity of manufacturing absorbing blocks with a cavity.

Известно устройство аварийной защиты ядерного реактора [SU №1816145, G21С 7/00, 7/30, 19.12.1989], содержащее установленный в вертикальном канале на опоре столб топливных элементов из делящегося материала, нижняя часть столба топливных элементов связана с опорным элементом, выполненным в виде клина, сужающегося к верхней части, которое взято за прототип. Выше участка размещения топливных элементов в районе верхней границы активной зоны реактора в канале имеется сужение по внутренней поверхности. Внутренний диаметр сужения больше диаметра топливных блоков и меньше максимального диаметра клина опорного элемента. Над сужением имеется полость, объем которой достаточен для размещения всех топливных блоков. При аварии с разрывом подводящего трубопровода происходит падение давления в технологическом канале, в насыщенной жидкости возникает вскипание и возникающая при этом гидродинамическая сила, действующая на столб топливных блоков и опорный элемент, снизу вверх выбрасывает топливные блоки из активной зоны, а опорный элемент поднимается до сужения и клинит в нем.A device for emergency protection of a nuclear reactor [SU No. 1816145, G21C 7/00, 7/30, 12/19/1989] is known, comprising a pillar of fuel elements made of fissile material mounted in a vertical channel on a support; the lower part of the column of fuel elements is connected with a support element made in the form of a wedge tapering to the upper part, which is taken as a prototype. Above the site of placement of fuel cells in the region of the upper boundary of the reactor core in the channel there is a narrowing along the inner surface. The inner diameter of the narrowing is greater than the diameter of the fuel blocks and less than the maximum diameter of the wedge of the support element. There is a cavity above the narrowing, the volume of which is sufficient to accommodate all fuel blocks. In the event of an accident with a rupture of the supply pipe, a pressure drop occurs in the process channel, boiling occurs in the saturated liquid and the hydrodynamic force arising at the same time acting on the column of fuel blocks and the support element, ejects the fuel blocks from the core from the bottom up, and the support element rises to narrow wedges in it.

Недостатком данного устройства является то, что при выбросе снизу вверх топливных блоков, расположенных ниже центра активной зоны, увеличивается величина мощностного всплеска, так как топливные блоки проходят зону максимальной плотности потока нейтронов, которая приходится примерно на центр активной зоны. Точка вскипания теплоносителя располагается, как правило, примерно в центре активной зоны, где плотность потока нейтронов максимальна. Возникновение объемного кипения в центральной части активной зоны приводит к образованию гидродинамических сил, направленных как к верху, так и к низу активной зоны, что приводит к увеличению инерционности данного устройства, т.к. до тех пор, пока точка вскипания теплоносителя не переместится в нижнюю часть канала, нормальное функционирование данного устройства затруднено.The disadvantage of this device is that when the fuel blocks located below the center of the core are ejected from the bottom up, the magnitude of the power surge increases, since the fuel blocks pass through the zone of maximum neutron flux density, which is approximately at the center of the core. The boiling point of the coolant is usually located approximately in the center of the core, where the neutron flux density is maximum. The occurrence of volumetric boiling in the central part of the core leads to the formation of hydrodynamic forces directed both to the top and bottom of the core, which leads to an increase in the inertia of this device, because until the boiling point of the coolant moves to the lower part of the channel, the normal functioning of this device is hindered.

В соответствии с правилами ядерной безопасности система аварийной защиты должна обеспечивать надежное заглушение реактора и подкритичность активной зоны не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения (Правила ядерной безопасности «ПБЯ-РУ-АЭС-89», п.3.22). Поэтому наиболее важным, в случае возникновения аварии с разрывом подводящего трубопровода и вскипанием теплоносителя, является не удержание топливных блоков за пределами активной зоны, а снижение всплеска реактивности и, тем самым, недопущение неконтролируемого нарастания мощности реактора в течение времени, необходимого для срабатывания системы аварийной защиты реактора. Инерционность системы аварийной защиты реактора определяется временем формирования аварийного сигнала и временем введения поглощающих стержней в активную зону.In accordance with the rules of nuclear safety, the emergency protection system must ensure reliable shutdown of the reactor and subcriticality of the active zone of at least 0.02 for the state of the active zone with the maximum effective multiplication factor (Nuclear Safety Rules "ПБЯ-РУ-АЭС-89", clause 3.22) . Therefore, the most important thing in the event of an accident with a rupture of the supply pipe and boiling of the coolant is not to keep the fuel blocks outside the active zone, but to reduce the surge in reactivity and thereby prevent an uncontrolled increase in reactor power over the time necessary for the emergency protection system to operate the reactor. The inertia of the reactor emergency protection system is determined by the time the alarm was generated and the time the absorbing rods were introduced into the core.

Еще одним недостатком этого устройства является то, что изготовление сужения в канале и опорного клиновидного устройства достаточно сложно.Another disadvantage of this device is that the manufacture of narrowing in the channel and the supporting wedge-shaped device is quite difficult.

Задачей изобретения является создание устройства аварийной защиты ядерного реактора, обеспечивающего надкритическое нейтронно-физическое состояние в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора и подкритическое состояние при аварии с вскипанием и потерей теплоносителя, в том числе снижение величины мощностного всплеска вследствие инерционности системы аварийной защиты.The objective of the invention is to provide a device for emergency protection of a nuclear reactor, providing a supercritical neutron state in normal operation of a nuclear reactor and a subcritical state in an accident with boiling and loss of coolant, including reducing the magnitude of the power surge due to the inertia of the emergency protection system.

Поставленная задача решается тем, что в устройстве аварийной защиты ядерного реактора, содержащем полость, расположенную выше активной зоны, установленный в вертикальном технологическом канале на опорных блоках столб топливных элементов, образующий часть активной зоны и омываемый теплоносителем, в центральной части технологического канала между топливными элементами устанавливают полые цилиндрические блоки в форме стаканов донной частью вверх. Для снижения эффекта обезвоживания при аварии, связанной с потерей теплоносителя, часть топливных элементов, расположенных непосредственно под полыми цилиндрическими блоками, выполняют на основе Th²³².The problem is solved in that in a device for emergency protection of a nuclear reactor containing a cavity located above the active zone, a column of fuel elements installed in the vertical technological channel on the supporting blocks, forming a part of the active zone and washed by the coolant, is installed between the fuel elements in the central part of the technological channel hollow cylindrical blocks in the form of glasses with the bottom part up. To reduce the effect of dehydration in an accident associated with the loss of coolant, part of the fuel cells located directly under the hollow cylindrical blocks are based on Th ²³² .

Размеры и количество полых блоков выбирают таким образом, чтобы обеспечить величину гидродинамической силы, направленной снизу вверх, необходимую для ускоренного вывода топливных элементов, расположенных над полыми блоками, за пределы активной зоны при вскипании теплоносителя. Суммарную высоту и количество полых цилиндрических блоков в канале определяют в зависимости от суммарной массы топливных элементов, расположенных выше полых цилиндрических блоков, а также коэффициента реактивности топливного канала, путем решения оптимизационных задач.The dimensions and number of hollow blocks are selected in such a way as to ensure the magnitude of the hydrodynamic force directed from the bottom up, necessary for the accelerated withdrawal of fuel cells located above the hollow blocks outside the core during boiling of the coolant. The total height and number of hollow cylindrical blocks in the channel is determined depending on the total mass of fuel elements located above the hollow cylindrical blocks, as well as the reactivity coefficient of the fuel channel, by solving optimization problems.

Полые блоки выполняют из алюминия или циркония.Hollow blocks are made of aluminum or zirconium.

Сущность изобретения поясняется на примере конструкции устройства аварийной защиты ядерного реактора, общий вид которого представлен на чертеже.The invention is illustrated by the example of the design of a device for emergency protection of a nuclear reactor, a general view of which is shown in the drawing.

Устройство аварийной защиты содержит технологический канал 1, в котором на опорные блоки 2 установлены топливные элементы 3, 4, 6 и полые цилиндрические блоки 5. Полые цилиндрические блоки 5, выполненные в форме стаканов, расположены донной частью вверх в центральной части технологического канала 1 между топливными элементами 4 и 6. Топливные элементы 3, 4 и 6 охлаждают водным теплоносителем 7, подаваемым из напорного трубопровода 8 и выводимым по трубопроводу 9. Над верхней границей активной зоны в канале 1 имеется полость 10, объем которой достаточен для размещения в ней всех топливных элементов 4. Топливные элементы 3 и 4 выполнены на основе урана, с обогащением по изотопу U²³⁵≤95%, диспергированного в алюминиевую матрицу. Плотность урана в топливных элементах 3 и 4 не превышает 500 кг/м³. Топливные элементы 6 выполнены на основе Th²³² и установлены ниже полых цилиндрических блоков 5 и выше топливных элементов 3. Плотность тория в топливных элементах 6 находится в пределах 11500-11700 кг/м³. Отношение величины удельного веса топливных элементов на основе тория 6 к величине удельного веса топливных элементов на основе урана 3 и 4 находится в пределах от 3,5 до 4,5.The emergency protection device comprises a technological channel 1, in which fuel elements 3, 4, 6 and hollow cylindrical blocks 5 are installed on the support blocks 2. Hollow cylindrical blocks 5, made in the form of glasses, are located bottom up in the central part of the technological channel 1 between the fuel elements 4 and 6. Fuel elements 3, 4 and 6 are cooled by water coolant 7 supplied from the pressure pipe 8 and discharged through the pipe 9. There is a cavity 10 above the upper boundary of the active zone in the channel 1, the volume of which is sufficient ene to contain all of the fuel cell 4. The fuel elements 3 and 4 are based on uranium, enriched in the isotope U ²³⁵ ≤95%, dispersed in an aluminum matrix. The density of uranium in fuel cells 3 and 4 does not exceed 500 kg / m ³ . The fuel cells 6 are based on Th ²³² and are installed below the hollow cylindrical blocks 5 and above the fuel cells 3. The thorium density in the fuel cells 6 is in the range of 11500-11700 kg / m ³ . The ratio of the specific gravity of fuel elements based on thorium 6 to the specific gravity of fuel cells based on uranium 3 and 4 is in the range from 3.5 to 4.5.

При нормальных условиях эксплуатации реактора теплоноситель 7 из напорного трубопровода 8 подают под давлением в технологический канал 1. Теплоноситель 7, снимая тепло с топливных элементов 3, 4 и 6, нагревается и поступает в отводящий трубопровод 9. При аварийной разгерметизации напорной части первого контура реактора давление в напорном трубопроводе 8 падает до давления окружающей среды. В насыщенной жидкости возникает объемное кипение, при котором теплоноситель переходит из однофазного состояния в двухфазное в виде пароводяной смеси, которая расширяется в процессе испарения воды. При этом спектр тепловых нейтронов становится высокоэнергетичным. По результатам оценочных расчетов первоначальная точка вскипания теплоносителя соответствует примерно середине активной зоны реактора, где плотность потока нейтронов, а также температура топливных элементов и металлоконструкций имеют максимальные значения. Возникающая вследствие вскипания теплоносителя гидродинамическая сила, действующая на топливные элементы 4 и полые блоки 5 снизу вверх, выбрасывает их за пределы активной зоны в полость 10. Количество и размеры полых блоков 5 выбирают таким образом, чтобы обеспечить ускоренный вывод топливных элементов 4 за пределы активной зоны.Under normal conditions of operation of the reactor, the coolant 7 from the pressure pipe 8 is supplied under pressure to the process channel 1. The heat carrier 7, removing heat from the fuel elements 3, 4 and 6, is heated and enters the discharge pipe 9. In case of emergency depressurization of the pressure part of the reactor primary circuit, the pressure in the pressure pipe 8 drops to ambient pressure. In a saturated liquid, volume boiling occurs, in which the coolant passes from a single-phase state to a two-phase state in the form of a steam-water mixture, which expands during the evaporation of water. In this case, the spectrum of thermal neutrons becomes high-energy. According to the results of evaluative calculations, the initial boiling point of the coolant corresponds approximately to the middle of the reactor core, where the neutron flux density, as well as the temperature of the fuel cells and metal structures, have maximum values. The hydrodynamic force arising as a result of boiling of the coolant acting on the fuel elements 4 and hollow blocks 5 from the bottom up, throws them outside the active zone into the cavity 10. The number and dimensions of the hollow blocks 5 are chosen in such a way as to ensure accelerated removal of the fuel elements 4 outside the active zone .

Ускоренное выведение топливных элементов 4 за пределы активной зоны ядерного реактора, в случае аварийного снижения давления на входе в канал активной зоны, приводит к снижению до отрицательных значений реактивности реактора и прекращению цепной реакции деления топлива. Кроме того, применение Th²³² в топливных элементах 6 позволяет, за счет их большой массы, исключить подброс топливных элементов 3 на основе U²³⁵ к центру активной зоны и, таким образом, снизить величину мощностного всплеска, обусловленного инерционностью системы аварийной защиты. Преимущество применения Th²³² в качестве поглотителя, в сравнении с поглотителем, используемым в аналоге, состоит в том, что происходит не только уменьшение эффекта обезвоживания, но и осуществляется воспроизводство ядерного топлива, обеспечивающее поддержание требуемого запаса реактивности реактора в течение кампании.The accelerated removal of the fuel elements 4 outside the core of the nuclear reactor, in the event of an emergency pressure drop at the inlet to the channel of the core, leads to a decrease in the reactivity of the reactor to negative values and termination of the chain reaction of fission of fuel. In addition, the use of Th ²³² in fuel cells 6 makes it possible, due to their large mass, to prevent the fuel elements 3 based on U ²³⁵ from being ^thrown towards the center of the core and, thus, reduce the power surge due to the inertia of the emergency protection system. The advantage of using Th ²³² as an absorber, in comparison with the absorber used in the analogue, is that not only does the dehydration effect decrease, but nuclear fuel is also reproduced, ensuring the required reactor reactivity margin during the campaign.

Актуальность надежной защиты реактора от последствий аварийного разрыва напорной части первого контура высока, поскольку он сопровождается высокими скоростями развития аварийных процессов и вероятными тяжелыми последствиями в случае перехода реактора в надкритическое состояние. Наличие в реакторе соответствующего числа каналов, содержащих полые блоки и ториевые топливные элементы по предлагаемому изобретению, за счет высокоскоростного выброса топливных элементов 4 из активной зоны и удержания ториевыми топливными элементами 6 топливных элементов 3 в нижней части активной зоны не допускает переход реактора в надкритическое состояние и устраняет возможность мощностного всплеска в течение времени, необходимого для срабатывания системы аварийной защиты.The relevance of reliable protection of the reactor from the consequences of an accidental rupture of the pressure part of the primary circuit is high, since it is accompanied by high rates of development of emergency processes and likely serious consequences in the event of a transition of the reactor to a supercritical state. The presence in the reactor of an appropriate number of channels containing hollow blocks and thorium fuel cells according to the invention, due to the high-speed ejection of fuel cells 4 from the core and the holding of thorium fuel cells 6 by fuel cells 3 in the lower part of the core, does not allow the reactor to transition to the supercritical state and eliminates the possibility of a power surge during the time required for the emergency protection system to operate.

Claims

1. A device for emergency protection of a nuclear reactor containing a cavity located above the active zone, a column of fuel elements installed in a vertical channel on the supporting blocks, forming a part of the active zone and washed by a coolant, characterized in that hollow cylindrical blocks are installed in the central part of the channel between the fuel elements in the form of cup, the bottom portion up, a part of the fuel elements located immediately below the hollow cylindrical blocks made based on Th ^232, the ratio ve Ichin specific weight of the fuel cell ²³² based on Th to the value of specific gravity of the rest of the fuel cell is in the range from 3.5 to 4.5.

2. The device according to claim 1, characterized in that the hollow blocks are made of aluminum or zirconium.