RU2601963C1 - Act heat-pipe cooled reactor - Google Patents

Act heat-pipe cooled reactor Download PDF

Info

Publication number
RU2601963C1
RU2601963C1 RU2015150180/07A RU2015150180A RU2601963C1 RU 2601963 C1 RU2601963 C1 RU 2601963C1 RU 2015150180/07 A RU2015150180/07 A RU 2015150180/07A RU 2015150180 A RU2015150180 A RU 2015150180A RU 2601963 C1 RU2601963 C1 RU 2601963C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
atomic weight
coolant
moderator
channel
reactor
Prior art date
Application number
RU2015150180/07A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Геннадий Генрихович Куликов
Анатолий Николаевич Шмелев
Владимир Ильич Наумов
Евгений Геннадьевич Куликов
Владимир Александрович Апсэ
Original Assignee
федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ)
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) filed Critical федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ)
Priority to RU2015150180/07A priority Critical patent/RU2601963C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2601963C1 publication Critical patent/RU2601963C1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G21C1/20—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised moderator being liquid, e.g. pressure-tube reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear engineering.
SUBSTANCE: invention relates to nuclear engineering, namely, to design of ACT heat-pipe cooled reactors. Reactor core consists of cells, containing channel with nuclear fuel and coolant in their symmetry center, surrounded by neutrons moderator. Neutrons moderator consists of 2 layers, wherein adjacent to channel layer has atomic weight
Figure 00000010
, and outer layer has light atomic weight. In nuclear reactor fuel contains mixture of fertile nuclides, for example, 238U and 232Th, as coolant lithium allot is selected enriched with 7Li isotope, with heavy atomic weight nuclides, for example, Bi, and in inter channel space is lead with prevailing content of 208Pb isotope.
EFFECT: higher reactor safety in case of coolant overheating owing to reduced deceleration "step" - energy losses by neutrons at deceleration in neutrons reactor energy entire range and in increase of their resonant absorption in fuel owing to deceleration on inter-channel decelerator nuclei with heavy atomic weight
Figure 00000010
.
4 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа на тепловых и промежуточных нейтронах.The invention relates to nuclear engineering, namely to the design of channel-type nuclear reactors using thermal and intermediate neutrons.

Известен ядерный реактор канального типа на тепловых нейтронах (CANDU), содержащий активную зону, набранную из каналов с ядерным топливом и теплоносителем, включающим нуклиды легкого атомного веса (H2O), и замедлитель нейтронов с легким атомным весом, заполняющий межканальное пространство (D2O) [1].Known nuclear reactor of the channel type on thermal neutrons (CANDU), containing an active zone drawn from channels with nuclear fuel and a coolant including nuclides of light atomic weight (H 2 O), and a neutron moderator with light atomic weight, filling the interchannel space (D 2 O) [1].

Указанный реактор обладает следующими недостатками. Во-первых, поскольку двумя легкими замедлителями (межканальным D2O и теплоносителем H2O, т.е., по существу, тоже замедлителем) формируется близкий к максвелловскому спектр тепловых нейтронов (т.н. «перезамедленный» спектр), то внезапное выкипание теплоносителя H2O приводит к слабому возмущению спектра. Спектр слабо ужестчается, увеличивается захват нейтронов только на самых нижних широких резонансах урана-238 и реактивность снижается. Однако этот благоприятный эффект, по существу, не только нивелируется, но и становится небольшим неблагоприятным (положительным), поскольку при выкипании теплоносителя H2O уменьшается захват нейтронов легким водородом Н. Причина ухудшения безопасности в том, что спектр нейтронов «перезамедлен» и поэтому в снижении реактивности при выкипании легкого теплоносителя H2O участвуют только самые нижние резонансы захвата ураном-238. Во-вторых, быстрые нейтроны деления, эффективно замедляясь в большой массе межканального замедлителя D2O, по существу, проскакивают резонансную (промежуточную) область энергий, где могли бы захватываться ураном-238 с большой (резонансной) вероятностью. Таким образом, указанный реактор обладает описанными выше недостатками, связанными с его безопасностью.The specified reactor has the following disadvantages. First, since two light moderators (interchannel D 2 O and coolant H 2 O, that is, essentially also a moderator) form a spectrum of thermal neutrons close to the Maxwellian (the so-called “retarded” spectrum), then a sudden boiling of the coolant H 2 O leads to a weak perturbation of the spectrum. The spectrum is slightly tightened, neutron capture increases only at the lowest wide resonances of uranium-238, and the reactivity decreases. However, this favorable effect is substantially not only leveled, but also becomes small adverse (positive), since the H 2 O coolant boiling is reduced neutron capture light hydrogen N. deteriorating safety reason is that the spectrum "perezamedlen" neutrons and therefore only the lowest uranium-238 capture resonances are involved in a decrease in reactivity upon boiling off a light H 2 O coolant. Secondly, fast fission neutrons, effectively slowing down in a large mass of the interchannel moderator D 2 O, essentially slip through the resonant (intermediate) energy region, where they could be captured by uranium-238 with a high (resonant) probability. Thus, the specified reactor has the above-described disadvantages associated with its safety.

В качестве прототипа выбран ядерный реактор канального типа, содержащий активную зону, набранную из каналов с ядерным топливом и теплоносителем, содержащим нуклиды тяжелого атомного веса (жидкий природный свинец), и замедлитель нейтронов, заполняющий межканальное пространство (графит 12С) [2].As a prototype, a channel-type nuclear reactor containing an active zone drawn from channels with nuclear fuel and a coolant containing nuclides of heavy atomic weight (liquid natural lead) and a neutron moderator filling the interchannel space (graphite 12 C) was chosen [2].

В указанном реакторе использование легкого замедлителя - графита приводит к тому, что при замедлении нейтроны минуют резонансы захвата урана-238 во всей промежуточной области энергий нейтронов. Это обуславливает невозможность дополнительного снижения реактивности при разогреве тяжелого теплоносителя и уменьшения его плотности, благодаря резонансному захвату на уране-238 во всей резонансной области энергий нейтронов. Это объясняется малой ступенькой замедления свинца (замедляющая способность

Figure 00000001
- средняя относительная потеря энергии при рассеянии, которая для свинца составляет величину 0.097, а для графита 0.16, т.е. в 16 раз больше). Таким образом, недостатком этого реактора является использование легкого межканального замедлителя - графита, ухудшающее его безопасность.In this reactor, the use of a light moderator, graphite, leads to the fact that, when moderated, neutrons bypass resonance capture of uranium-238 in the entire intermediate region of neutron energies. This makes it impossible to further reduce the reactivity during heating of a heavy coolant and reduce its density due to the resonance capture on uranium-238 in the entire resonant region of neutron energies. This is due to a small step of lead deceleration (retardation
Figure 00000001
is the average relative energy loss during scattering, which is 0.097 for lead and 0.16 for graphite, i.e. 16 times more). Thus, the disadvantage of this reactor is the use of a light interchannel moderator - graphite, which worsens its safety.

Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении ядерной безопасности реактора канального типа и исключении его разгона при разогреве теплоносителя и уменьшении его плотности.The technical result, the achievement of which the present invention is directed, is to increase the nuclear safety of a channel-type reactor and to prevent its acceleration during heating of the coolant and a decrease in its density.

Ядерный реактор канального типа, у которого активная зона состоит из каналов с ядерным топливом и теплоносителем и межканального замедлителя нейтронов, прилегающего к каналам с атомным весом

Figure 00000002
, а остальная часть межканального пространства заполнена замедлителем нейтронов с легким атомным весом, который, однако, больше атомного веса нуклидов теплоносителя в каналах.A channel-type nuclear reactor in which the core consists of channels with nuclear fuel and a coolant and an interchannel neutron moderator adjacent to channels with atomic weight
Figure 00000002
and the rest of the interchannel space is filled with a neutron moderator with a light atomic weight, which, however, is greater than the atomic weight of the coolant nuclides in the channels.

Повышение безопасности реактора обеспечивается следующим образом. Реактор при нормальном режиме работы находится в критическом состоянии с промежуточно-тепловым спектром нейтронов, а при перегреве теплоносителя, содержащего компоненту замедлителя с легким атомным весом, и при уменьшении его плотности (или даже при выкипании) замедление нейтронов ослабевает, спектр смещается в область резонансов захвата урана-238 (не только в область эпитепловых энергий нейтронов, но и в область десятков и сотен электрон-вольт) и коэффициент размножения резко уменьшается из-за роста резонансного поглощения. В результате цепная реакция прекращается.Improving the safety of the reactor is as follows. During normal operation, the reactor is in a critical state with an intermediate-thermal neutron spectrum, and when the coolant containing the moderator component with a light atomic weight is overheated and its density decreases (or even when boiling off), the neutron deceleration weakens, the spectrum shifts to the capture resonance region uranium-238 (not only in the region of epithermal neutron energies, but also in the region of tens and hundreds of electron-volts) and the multiplication coefficient decreases sharply due to an increase in resonance absorption. As a result, the chain reaction stops.

Предполагается, что замедлитель нейтронов в межканальном пространстве содержит две области, причем прилегающая к каналам с ядерным топливом область заполнена замедлителем с атомным весом

Figure 00000002
, а периферийная область заполнена замедлителем с легким атомным весом, большим, чем атомный вес теплоносителя, охлаждающего ядерное топливо. Использование замедлителя с легким атомным весом позволяет сократить шаг каналов и уменьшить габариты реактора. В случае непредвиденного перемешивания этого замедлителя с топливом произойдет ужестчение спектра нейтронов, увеличение резонансного поглощения нейтронов и затухание цепной реакции деления, что улучшает безопасность реактора.It is assumed that the neutron moderator in the interchannel space contains two regions, the region adjacent to the nuclear fuel channels is filled with an atomic weight moderator
Figure 00000002
and the peripheral region is filled with a moderator with a light atomic weight greater than the atomic weight of the coolant cooling the nuclear fuel. The use of a moderator with a light atomic weight reduces the channel pitch and reduces the dimensions of the reactor. In the case of unforeseen mixing of this moderator with fuel, the neutron spectrum will be toughened, the neutron resonance absorption will increase, and the fission chain reaction will attenuate, which improves reactor safety.

Кроме того, в частном случае предлагается, чтобы топливо содержало смесь воспроизводящих нуклидов с резонансным поглощением, например 238U и 232Th, которые при облучении нейтронами превращаются в делящиеся материалы. Это приводит к уплотнению решетки резонансных сечений поглощения, что в условиях сниженной потери энергии нейтроном в актах рассеяния повышает эффективность поглощения замедляющихся нейтронов. В результате это позволяет повысить безопасность реактора при отклонении режима его работы от номинального, а также уменьшить загрузку активной зоны реактора воспроизводящим материалом, т.е. повысить топливоиспользование.In addition, in the particular case, it is proposed that the fuel contain a mixture of reproducing nuclides with resonant absorption, for example 238 U and 232 Th, which, when irradiated with neutrons, turn into fissile materials. This leads to compaction of the lattice of the resonance absorption cross sections, which, under conditions of reduced neutron energy loss in scattering events, increases the absorption efficiency of decelerating neutrons. As a result, this makes it possible to increase the safety of the reactor when the mode of operation deviates from the nominal one, and also to reduce the loading of the reactor core with reproducing material, i.e. increase fuel consumption.

Предлагается также, чтобы в качестве теплоносителя был выбран сплав замедлителя с легким атомным весом - лития, обогащенного изотопом 7Li, с элементами с тяжелым атомным весом, например Bi, а в межканальном пространстве - свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb. Это позволяет исключить высокое давление в активной зоне и упростить разделение сплавов в аварийном случае их смешивания, что придает реактору дополнительную безопасность.It is also proposed that a moderator alloy with a light atomic weight, lithium enriched in the 7 Li isotope, with elements with a heavy atomic weight, such as Bi, be selected as a coolant, and lead with a dominant content of the 208 Pb isotope in interchannel space. This eliminates the high pressure in the core and simplifies the separation of alloys in the event of emergency mixing, which gives the reactor additional safety.

Ядерный реактор канального типа, выполненный в соответствии с данным изобретением и показанный на фиг. 1, содержит активную зону, которая набрана из каналов 1 с топливом и теплоносителем, межканального замедлителя нейтронов 2, а также отражателя нейтронов 3. Ячейка активной зоны 4 состоит из замедлителя нейтронов 5 с тяжелым атомным весом, размещенного в межканальном пространстве, и замедлителя нейтронов 6 с легким атомным весом, расположенного на периферии ячейки. Межканальный замедлитель нейтронов отделен трубой 7 от трубной конструкции канала 8, между которыми находится газовый зазор 9. Трубная конструкция содержит топливные элементы 10 с делящимися и воспроизводящими нуклидами, между которыми находится теплоноситель 11.A channel type nuclear reactor made in accordance with this invention and shown in FIG. 1, contains an active zone, which is composed of channels 1 with fuel and coolant, an interchannel neutron moderator 2, and a neutron reflector 3. The cell of the active zone 4 consists of a neutron moderator 5 with heavy atomic weight located in the interchannel space and a neutron moderator 6 with a light atomic weight located on the periphery of the cell. The interchannel neutron moderator is separated by a pipe 7 from the pipe structure of the channel 8, between which there is a gas gap 9. The pipe structure contains fuel cells 10 with fissile and reproducing nuclides, between which there is a coolant 11.

Граничный атомный вес

Figure 00000002
для «тяжелого» замедлителя нейтронов в межканальном пространстве выбирается из условия превышения ширины нижних резонансов топливных материалов активной зоны над величиной ступеньки замедления этого замедлителя (величины максимальной потери энергии нейтроном в акте рассеяния на ядре замедлителя). Причем ширину резонансов целесообразно принимать при значении сечения на склоне резонанса, превышающем среднее сечение поглощения нейтронов топливными материалами. Это требуется для того, чтобы вероятность поглощения нейтрона на этом резонансе была существенной по сравнению с поглощениями другими материалами.Boundary Atomic Weight
Figure 00000002
for a “heavy” neutron moderator in the interchannel space, it is selected from the condition that the width of the lower resonances of the fuel materials of the core exceeds the magnitude of the deceleration step of this moderator (the maximum neutron energy loss in the scattering event on the moderator core). Moreover, the width of the resonances is advisable to take when the value of the cross section on the slope of the resonance exceeds the average cross section for the absorption of neutrons by fuel materials. This is required in order for the probability of neutron absorption at this resonance to be significant compared with absorption by other materials.

Как 238U, так и 232Th имеют в электронно-вольтной области энергий нейтронов широкие резонансы захвата. Так, например, для 238U первый нижний (самый «широкий») резонанс расположен при энергии нейтронов En1=6.66 эВ. Среднее сечение поглощения нейтронов всеми компонентами активной зоны, кроме урана, в этой области энергий составляет около 10 барн на одно ядро урана. Чтобы нейтрон с предпочтительной вероятностью поглощался этим резонансом урана-238, его сечение на склоне резонанса должно составлять, по крайней мере, в 5 раз большую величину, т.е. около 50 барн. Ширина резонанса урана-238 при таком значении его сечения на склоне резонанса составляет ΔEres1~0.54 эВ. Для существенного поглощения нейтронов этим резонансом ступенька замедления «тяжелого» межканального замедлителя -

Figure 00000003
должна быть меньше величины ΔEres1/En1=0.0811, а его атомный вес (связанный со ступенькой замедления нейтрона известным соотношением
Figure 00000004
должен быть больше чем 24. Для последующих широких резонансов с увеличением энергии нейтронов отношение ширины резонанса к энергии нейтрона в его максимуме - ΔEres/En уменьшается (например, для 2-го широкого резонанса урана-238 оно составляет 0.0388 при значении его сечения на склоне резонанса, равном 50 барн). Поэтому для существенного поглощения нейтронов этими двумя первыми самыми «широкими» резонансами урана-238 атомный вес «тяжелого» замедлителя должен быть выбран из условия
Figure 00000002
. Отметим, что для того, чтобы с такой же вероятностью "сработал" 3-ий резонанс урана-238, потребуется увеличить атомный вес до 66, а для 4-го резонанса - до 157. Полностью использовать 5-ый резонанс уже не удастся, т.к. для этого потребовался бы «тяжелый» замедлитель с атомным весом более 322. У тория-232 нижние резонансы более узкие и редкие, чем у урана-238, однако в целом аналогичные оценки справедливы и для тория.Both 238 U and 232 Th have wide capture resonances in the electron-voltage region of neutron energies. So, for example, for 238 U the first lower (the “widest”) resonance is located at a neutron energy E n1 = 6.66 eV. The average neutron absorption cross section for all components of the active zone, except for uranium, in this energy region is about 10 barns per one uranium nucleus. In order for a neutron to be absorbed with a preferred probability by this resonance of uranium-238, its cross section on the slope of the resonance should be at least 5 times larger, i.e. about 50 bar. The resonance width of uranium-238 with such a value of its cross section at the resonance slope is ΔE res1 ~ 0.54 eV. For a significant absorption of neutrons by this resonance, the deceleration step of the “heavy” interchannel moderator is
Figure 00000003
should be less than ΔE res1 / E n1 = 0.0811, and its atomic weight (associated with the neutron moderation step by the known relation
Figure 00000004
should be greater than 24. For subsequent wide resonances with increasing neutron energy, the ratio of the resonance width to the neutron energy at its maximum - ΔE res / E n decreases (for example, for the 2nd wide resonance of uranium-238 it is 0.0388 when its cross section is slope of resonance equal to 50 barn). Therefore, for a substantial absorption of neutrons by these two first “widest” resonances of uranium-238, the atomic weight of the “heavy” moderator must be chosen from the condition
Figure 00000002
. Note that in order for the 3rd resonance of uranium-238 to “work” with the same probability, it will be necessary to increase the atomic weight to 66, and for the 4th resonance - to 157. It will not be possible to fully use the 5th resonance, t .to. this would require a “heavy” moderator with an atomic weight of more than 322. For thorium-232, the lower resonances are narrower and rarer than for uranium-238, however, in general, similar estimates are valid for thorium.

Для сокращения шага каналов и габаритов реактора предлагается в периферийную область межканального пространства ввести замедлитель с легким атомным весом, большим, чем атомный вес теплоносителя, охлаждающего ядерное топливо. При этом с точки зрения ядерной безопасности в случае аварии перемешивание этого замедлителя с топливом приведет к ужестчению спектра нейтронов, поскольку атомный вес замедлителя больше атомного веса теплоносителя, место которого он займет. Это вызовет увеличение резонансного поглощения нейтронов ядрами воспроизводящего материала топлива и затухание цепной реакции деления.To reduce the channel spacing and the dimensions of the reactor, it is proposed to introduce a moderator with a light atomic weight greater than the atomic weight of the coolant cooling nuclear fuel into the peripheral region of the interchannel space. Moreover, from the point of view of nuclear safety in the event of an accident, mixing this moderator with fuel will lead to a toughening of the neutron spectrum, since the atomic weight of the moderator is greater than the atomic weight of the coolant in which it will take its place. This will cause an increase in the resonant absorption of neutrons by the nuclei of the reproducing fuel material and the attenuation of the fission chain reaction.

В настоящем предложении под замедлителями с легким атомным весом понимаются в реакторной технологии материалы: H2O, D2O, 12С, Be, ВеО др. Что касается замедлителей с тяжелым атомным весом с

Figure 00000002
, то кандидатами на эту роль могут рассматриваться следующие вещества (и их соединения): 82Se, 88Sr, 90,94,96Zr, 92,94,98,100Mo, 116Cd, 206,208Pb, радиогенный Pb (с содержанием изотопа 208Pb более 90%), Bi и др.In this proposal, moderators with light atomic weight are understood in reactor technology as materials: H 2 O, D 2 O, 12 C, Be, BeO, etc. As for moderators with heavy atomic weight with
Figure 00000002
then the following substances (and their compounds) can be considered candidates for this role: 82 Se, 88 Sr, 90.94.96 Zr, 92.94.98.100 Mo, 116 Cd, 206.208 Pb, radiogenic Pb (with the content of the 208 Pb isotope more than 90%), Bi, etc.

Для того чтобы эффективность поглощения замедляющихся нейтронов была повышенной, целесообразно «загустить» решетку резонансов для топливных (воспроизводящих) материалов. Это связано с известным эффектом самоэкранировки резонансов. Он состоит в том, что при наличии большой концентрации резонансного поглотителя замедляющиеся нейтроны эффективно поглощаются частью ядер поглотителя, в то время как остальные ядра остаются как бы «не у дел», т.е. работающая часть поглотителя как бы «экранирует» остальную часть поглотителя.In order to increase the absorption efficiency of decelerating neutrons, it is advisable to “thicken” the resonance lattice for fuel (reproducing) materials. This is due to the well-known effect of self-shielding of resonances. It consists in the fact that in the presence of a high concentration of the resonant absorber, the decelerating neutrons are effectively absorbed by part of the absorber nuclei, while the remaining nuclei remain as if “out of work”, ie the working part of the absorber “shields” the rest of the absorber, as it were.

Чтобы этого избежать, нецелесообразно увеличивать содержание одного поглотителя, а гораздо эффективнее добавлять другой резонансный поглотитель (т.е. использовать смесь резонансных поглотителей воспроизводящих материалов). При этом решетка резонансов одних поглотителей по энергетической шкале будет при энергиях, не совпадающих с энергиями резонансов других поглотителей. Примером такой смеси можно рассматривать 238U и 232Th. Если в ячейке с топливом (10%233U+90%238U) величина коэффициента размножения составляет Кбеск=1.003, а с топливом (10%233U+90%232Th) Кбеск=1.016, то при переходе на топливо (10%233U+50%238U+50%232Th) величина коэффициента размножения составляет Кбеск=0.862, т.е. заметно меньше, что является следствием «загущения» решетки резонансов.To avoid this, it is impractical to increase the content of one absorber, and it is much more efficient to add another resonant absorber (i.e., to use a mixture of resonant absorbers of reproducing materials). In this case, the resonance lattice of some absorbers on the energy scale will be at energies that do not coincide with the resonance energies of other absorbers. An example of such a mixture can be considered 238 U and 232 Th. If in the cell with fuel (10% 233 U + 90% 238 U) the value of the multiplication factor is K besk = 1.003, and with fuel (10% 233 U + 90% 232 Th) K besk = 1.016, then when switching to fuel ( 10% 233 U + 50% 238 U + 50% 232 Th) the value of the reproduction coefficient is K inf = 0.862, i.e. noticeably less, which is a consequence of the “thickening” of the resonance lattice.

Целесообразно также иметь в реакторе одновременно жидкий теплоноситель и жидкий межканальный замедлитель с тяжелым атомным весом, так же, как это реализовано в конструкции реактора CANDU, который выбран аналогом для настоящего предложения. В реакторе, выбранном в качестве аналога, содержится теплоноситель с легким атомным весом (легкая вода H2O, прокачиваемая под высоким давлением) и межканальный жидкий замедлитель также с легким атомным весом (D2O - холодная тяжелая вода при давлении, близком к нормальному). Переход на жидкометаллический теплоноситель, как это предложено в прототипе (высокотемпературный литий, обогащенный изотопом 7Li), позволяет исключить проблему поддержания высокого давления в каналах с топливом.It is also advisable to have in the reactor both a liquid coolant and a liquid interchannel moderator with a heavy atomic weight, in the same way as implemented in the design of the CANDU reactor, which is selected as an analogue for the present proposal. The reactor, chosen as an analogue, contains a coolant with a light atomic weight (light water H 2 O pumped under high pressure) and an interchannel liquid moderator also with a light atomic weight (D 2 O - cold heavy water at a pressure close to normal) . The transition to a liquid metal coolant, as proposed in the prototype (high-temperature lithium enriched in the 7 Li isotope), eliminates the problem of maintaining high pressure in the fuel channels.

В этих условиях использование в межканальном пространстве тяжелого жидкометаллического замедлителя, например свинца с содержанием изотопа 208Pb более 90% (или сплава на его основе), совместимого с жидкометаллическим теплоносителем, позволит повысить безопасность реактора даже при наличии протечек теплоносителя в межканальное пространство. Кроме того, использование высококипящих как теплоносителя, так и межканального замедлителя исключает проблему теплоизоляции канала с теплоносителем и межканальным замедлителем. Это можно рассматривать как свойство реактора, которое повышает его безопасность.Under these conditions, the use of a heavy liquid-metal moderator in the interchannel space, for example, lead with a 208 Pb isotope content of more than 90% (or an alloy based on it) compatible with the liquid metal coolant, will increase the reactor safety even in the presence of coolant leaks into the interchannel space. In addition, the use of high-boiling both coolant and interchannel moderator eliminates the problem of thermal insulation of the channel with the coolant and interchannel moderator. This can be considered as a property of the reactor, which increases its safety.

Действительно, если межканальный высококипящий замедлитель будет находиться в тепловом контакте и равновесии с нагреваемым теплоносителем в рабочем режиме, то в случае аварийного отключения циркуляции жидкометаллического теплоносителя остаточное выделение тепловой энергии в канале будет распространяться в межканальное пространство. При этом оно будет восприниматься всей массой жидкометаллического высококипящего тяжелого замедлителя, внутренняя естественная циркуляция которого может использоваться для вывода этого остаточного тепла из области активной зоны в окружающую среду.Indeed, if the interchannel high-boiling moderator will be in thermal contact and in equilibrium with the heated coolant in the operating mode, then in the event of an emergency shutdown of the liquid metal coolant circulation, the residual heat energy in the channel will propagate into the interchannel space. At the same time, it will be perceived by the entire mass of liquid-metal high-boiling heavy moderator, the internal natural circulation of which can be used to remove this residual heat from the core to the environment.

В этом случае целесообразно также, чтобы элементный состав теплоносителя не совпадал с элементным составом межканального замедлителя. В качестве примера такого сочетания можно рассматривать сплав (7Li-Bi) как теплоноситель, а свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb как межканальный замедлитель. Даже при протечках и перемешивании нетрудно будет их разделять в байпасном контуре, основываясь на различиях физических и химических свойств, и для этого не потребуется использовать технологию изотопного разделения.In this case, it is also advisable that the elemental composition of the coolant does not coincide with the elemental composition of the interchannel moderator. As an example of such a combination, we can consider the alloy ( 7 Li-Bi) as a coolant, and lead with a dominant content of the 208 Pb isotope as an interchannel moderator. Even with leaks and mixing, it will not be difficult to separate them in a bypass circuit, based on differences in physical and chemical properties, and this will not require the use of isotope separation technology.

Наряду с высококипящим жидкометаллическим теплоносителем, содержащим замедлитель с легким атомным весом, рассматриваемым требованиям удовлетворяют фторидные и хлоридные расплавы солей. Они характеризуются давлением насыщенных паров, не превышающим 10 Па при температуре до 800°C, которое возрастает всего лишь до 0.1 МПа только при температуре выше 1400°C. Радиационная стойкость этих жидкостей на несколько порядков выше, чем радиационная стойкость воды. В качестве примера можно назвать фторидный расплав

Figure 00000005
Figure 00000006
с температурой плавления 459°C.Along with a high-boiling liquid metal coolant containing a moderator with a light atomic weight, fluoride and chloride salt melts satisfy the requirements under consideration. They are characterized by saturated vapor pressure not exceeding 10 Pa at temperatures up to 800 ° C, which increases only to 0.1 MPa only at temperatures above 1400 ° C. The radiation resistance of these liquids is several orders of magnitude higher than the radiation resistance of water. Fluoride melt can be mentioned as an example.
Figure 00000005
Figure 00000006
with a melting point of 459 ° C.

Ядерный реактор канального типа (фиг. 1), выполненный в соответствии с данным изобретением, работает следующим образом. В каналы 1 активной зоны ядерного реактора загружают тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами (твэлами) 10 и после подачи в активную зону теплоносителя 11 выводят реактор на мощность. В результате цепной реакции деления в активной зоне рождаются быстрые нейтроны. Эти нейтроны при рассеянии (в быстрой области при неупругом и упругом рассеянии) «спускаются» по энергии в промежуточную (резонансную область энергии), где, продолжая сталкиваться с ядрами замедлителя, теряют свою энергию уже только в упругих соударениях. Как известно, этот процесс характеризуется величиной

Figure 00000007
- «ступенькой» замедления, которая определяет среднюю логарифмическую потерю энергии
Figure 00000008
в акте упругого рассеяния. По-существу, параметр
Figure 00000007
характеризует среднюю относительную потерю энергии нейтроном при рассеянии. Величина этой средней потери энергии сильно различается для замедлителей с легким и тяжелым атомным весами. Так, если для легкой (тяжелой воды) величина составляет 0.95 (0.57), то для тяжелых замедлителей 88Sr и 208Pb эта величина уменьшается до 0.023 и 0.0095 соответственно. Поэтому, если в ячейке 4 канального реактора в качестве теплоносителя 11 (и замедлителя нейтронов) используется легкая вода, а в межканальном пространстве размещен замедлитель 5 с тяжелым атомным весом 208Pb, то при аварийной ситуации и выкипании воды-теплоносителя 11 замедляющиеся нейтроны утрачивают способность большими порциями терять свою энергию при рассеянии. У них останется только возможность терять свою энергию очень малыми порциями при рассеянии на межканальном замедлителе 5 с тяжелым атомным весом. В рассматриваемом выше случае (теплоноситель 11 - легкая вода H2O и межканальный замедлитель 5 - 208Pb) эти средние потери энергии различаются в 100 раз. Поэтому замедляющимся до тепловых энергий нейтронам требуется в 100 раз больше соударений, чтобы достичь тепловых энергий и привести к делению, например, уран-235. Значит, для них существенным образом возрастает вероятность и столкновений с ядрами резонансного поглотителя (во всем диапазоне энергий, пока он замедляется), каким является 238U, что приводит к потере нейтрона для цепной реакции, к существенному снижению коэффициента размножения и прерыванию самоподдерживающейся цепной реакции деления.A channel-type nuclear reactor (Fig. 1), made in accordance with this invention, operates as follows. The fuel assemblies with fuel elements (fuel rods) 10 are loaded into the channels 1 of the active zone of a nuclear reactor and, after supplying the coolant 11 to the active zone, the reactor is brought to power. As a result of the fission chain reaction, fast neutrons are generated in the core. These scattering neutrons (in the fast region during inelastic and elastic scattering) “descend” in energy to the intermediate (resonance energy region), where, continuing to collide with the moderator nuclei, they lose their energy only in elastic collisions. As is known, this process is characterized by
Figure 00000007
- “step” of deceleration, which determines the average logarithmic energy loss
Figure 00000008
in the act of elastic scattering. Essentially, the parameter
Figure 00000007
characterizes the average relative energy loss by a neutron during scattering. The magnitude of this average energy loss varies greatly for moderators with light and heavy atomic weights. So, if for light (heavy water) the value is 0.95 (0.57), then for heavy moderators 88 Sr and 208 Pb, this value decreases to 0.023 and 0.0095, respectively. Therefore, if light water is used as a coolant 11 (and a neutron moderator) in cell 4 of a channel reactor, and a moderator 5 with a heavy atomic weight of 208 Pb is placed in the interchannel space, then in an emergency and boiling water-coolant 11, decelerating neutrons lose their ability to large in portions lose their energy when scattered. They will only have the opportunity to lose their energy in very small portions when scattered by an interchannel moderator 5 with a heavy atomic weight. In this case, the above (heating 11 - light water H 2 O and interchannel retarder 5 - 208 Pb) these average energy losses differ by 100 times. Therefore, neutrons slowing down to thermal energies require 100 times more collisions in order to reach thermal energies and lead to fission, for example, uranium-235. This means that for them the likelihood of collisions with the resonant absorber nuclei also increases significantly (in the entire energy range while it slows down), which is 238 U, which leads to the loss of a neutron for the chain reaction, to a significant decrease in the multiplication coefficient and to the interruption of the self-sustaining fission chain reaction .

Для достижения положительного эффекта необходимо, чтобы внутриканальный теплоноситель-замедлитель 11 с легким атомным весом по параметру

Figure 00000007
- средняя относительная потеря энергии при рассеянии, при прочих равных условиях, максимально различался с межканальным замедлителем 5 с тяжелым атомным весом. С этой точки зрения использование комбинации жидкометаллического теплоносителя-замедлителя с легким атомным весом 11 в каналах 1 и жидкометаллического межканального замедлителя 5 с тяжелым атомным весом (что позволяет отказаться от необходимости поддерживать высокое давление) придает реактору дополнительную безопасность при аварийных ситуациях.To achieve a positive effect, it is necessary that the in-channel coolant-moderator 11 with a light atomic weight in the parameter
Figure 00000007
- the average relative energy loss during scattering, ceteris paribus, was as different as possible with interchannel moderator 5 with a heavy atomic weight. From this point of view, the use of a combination of a liquid metal coolant-moderator with a light atomic weight 11 in channels 1 and a liquid metal interchannel moderator 5 with a heavy atomic weight (which eliminates the need to maintain high pressure) gives the reactor additional safety in emergency situations.

Расчетные исследования показали, что в рабочем режиме функционирования реактора в его активной зоне можно сформировать желаемый спектр нейтронов, а в случае отклонения от нормального режима работы реактора или аварии (например, при уменьшении плотности теплоносителя или его вскипании) спектр нейтронов смещается в область резонансов. При этом увеличивается резонансное поглощение нейтронов, вследствие чего ухудшаются размножающие свойства топлива. Таким образом, проявляется отрицательная обратная связь при уменьшении плотности теплоносителя, что повышает безопасность реактора.Computational studies have shown that in the operating mode of operation of the reactor in its active zone, the desired neutron spectrum can be formed, and in the event of a deviation from the normal operating mode of the reactor or accident (for example, when the coolant density decreases or it boils), the neutron spectrum shifts to the resonance region. In this case, the resonant absorption of neutrons increases, as a result of which the propagating properties of the fuel deteriorate. Thus, negative feedback appears when the density of the coolant decreases, which increases the safety of the reactor.

Таким образом, технический результат состоит в существенном повышении безопасности канального реактора, который может быть устойчивым к внезапным скачкам реактивности, по величине превышающим даже долю запаздывающих нейтронов.Thus, the technical result consists in a significant increase in the safety of a channel reactor, which can be resistant to sudden jumps in reactivity, even exceeding the fraction of delayed neutrons.

Список литературыBibliography

1. А.Я. Крамеров. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1971, 325 с.1. A.Ya. Kramers. Questions of designing nuclear reactors. - M.: Atomizdat, 1971, 325 p.

2. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок) / В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др. - М.: Энергоатомиздат, 1993. - 384 с.2. Nuclear reactors of increased safety (analysis of conceptual developments) / V.M. Novikov, I.S. Slesarev, P.N. Alekseev et al. - M.: Energoatomizdat, 1993 .-- 384 p.

Claims (4)

1. Ядерный реактор канального типа, набранный из ячеек активной зоны, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов, отличающийся тем, что замедлитель нейтронов состоит из двух слоев, причем прилегающий к каналу слой выбран с атомным весом
Figure 00000009
, а внешний слой - с легким атомным весом.1. A channel-type nuclear reactor, composed of core cells containing a channel with nuclear fuel and a coolant in the center of symmetry, surrounded by a neutron moderator, characterized in that the neutron moderator consists of two layers, the layer adjacent to the channel being selected with atomic weight
Figure 00000009
, and the outer layer is of light atomic weight. 2. Ядерный реактор канального типа по п. 1, отличающийся тем, что теплоноситель в каналах содержит нуклиды с легким атомным весом, меньшим, чем атомный вес замедлителя в межканальном пространстве.2. A channel-type nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the coolant in the channels contains nuclides with a light atomic weight less than the atomic weight of the moderator in the interchannel space. 3. Ядерный реактор канального типа по п. 1, отличающийся тем, что ядерное топливо содержит смесь воспроизводящих нуклидов, например 238U и 232Th.3. A channel-type nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the nuclear fuel contains a mixture of reproducing nuclides, for example 238 U and 232 Th. 4. Ядерный реактор канального типа по п. 1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя выбран сплав нуклида-замедлителя нейтронов с легким атомным весом - лития, обогащенного изотопом 7Li, с нуклидами с тяжелым атомным весом
Figure 00000009
, например Bi, а в межканальном пространстве выбран нуклид с атомным весом
Figure 00000009
- свинец с содержанием изотопа 208Pb больше 90%. 4. The channel-type nuclear reactor according to claim 1, characterized in that the alloy of the neutron moderator nuclide with a light atomic weight — lithium enriched in the 7 Li isotope and nuclides with a heavy atomic weight — is selected as the coolant.
Figure 00000009
e.g. Bi, and in the interchannel space a nuclide with an atomic weight was selected
Figure 00000009
- lead with an isotope content of 208 Pb greater than 90%.
RU2015150180/07A 2015-11-23 2015-11-23 Act heat-pipe cooled reactor RU2601963C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015150180/07A RU2601963C1 (en) 2015-11-23 2015-11-23 Act heat-pipe cooled reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015150180/07A RU2601963C1 (en) 2015-11-23 2015-11-23 Act heat-pipe cooled reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2601963C1 true RU2601963C1 (en) 2016-11-10

Family

ID=57278180

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015150180/07A RU2601963C1 (en) 2015-11-23 2015-11-23 Act heat-pipe cooled reactor

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2601963C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2694812C1 (en) * 2018-10-10 2019-07-17 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Heterogeneous channel nuclear reactor on thermal neutrons

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3420738A (en) * 1964-06-11 1969-01-07 Atomic Energy Board Fuel element assembly for a nuclear reactor
SU574036A1 (en) * 1974-08-07 1990-03-07 Предприятие П/Я В-8315 Heavy-water power nuclear reactor
US4911880A (en) * 1987-10-19 1990-03-27 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Nuclear reactor having a unitary pressure container structure
RU56048U1 (en) * 2006-05-03 2006-08-27 Валерий Иванович Лебедев REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3420738A (en) * 1964-06-11 1969-01-07 Atomic Energy Board Fuel element assembly for a nuclear reactor
SU574036A1 (en) * 1974-08-07 1990-03-07 Предприятие П/Я В-8315 Heavy-water power nuclear reactor
US4911880A (en) * 1987-10-19 1990-03-27 Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan Nuclear reactor having a unitary pressure container structure
RU56048U1 (en) * 2006-05-03 2006-08-27 Валерий Иванович Лебедев REACTOR-CONVERTER ON THERMAL NEUTRONS

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2694812C1 (en) * 2018-10-10 2019-07-17 федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) Heterogeneous channel nuclear reactor on thermal neutrons

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Rimpault et al. Needs of accurate prompt and delayed γ-spectrum and multiplicity for nuclear reactor designs
KR101717942B1 (en) Small modular nuclear reactor core and nuclear reactor having the same
Raflis et al. Reflector materials selection for core design of modular gas‐cooled fast reactor using OpenMC code
Hussain et al. Small PWR core design with coated particle based fuel with a novel composition
Hartanto et al. A comparative physics study for an innovative sodium‐cooled fast reactor (iSFR)
JP7432800B2 (en) proliferation blanket
Raj et al. Analysis for the use of thorium based fuel in LWRs
JP6096834B2 (en) Light water reactor core
JP5090946B2 (en) BWR nuclear fuel rods and nuclear fuel assemblies
Qvist et al. Inherent safety of minimum burnup breed-and-burn reactors
RU2601963C1 (en) Act heat-pipe cooled reactor
Boer et al. Core analysis, design and optimization of a deep-burn pebble bed reactor
Tran et al. An optimal loading principle of burnable poisons for an OTTO refueling scheme in pebble bed HTGR cores
Pergreffi et al. Neutronics characterization of an erbia fully poisoned PWR assembly by means of the APOLLO2 code
Nishimura Optimization study of plutonium arrangement in higher power density operation HTTR core with sleeveless SiC matrix fuel compact
Ahmed et al. Comparative analyses of coated and composite UN fuel–Monte Carlo based full core LWR study
JP5631435B2 (en) Light water reactor core and fuel assembly
Galahom et al. Study the neutronic analysis and burnup for BWR fueled with hydride fuel using MCNPX code
RU2214633C2 (en) Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor
Tuñón et al. Neutronic Design of the RA10 Research Reactors Core
Gabaraev et al. Vessel and channel fast reactors cooled by boiling water or water with supercritical parameters
JP2013033065A (en) Light water reactor core and fuel assembly for the light water reactor
JP5611279B2 (en) Boiling water reactor core and fuel assembly for boiling water reactor
Degtyarev et al. Cascade subcritical liquid-salt reactor for burning transplutonium actinides
Kgomotshwane Reducing fuel temperature during depressurized loss of forced coolant transients, using neutron poisons in the external reflector in a Once-Through-Then-Out PBMR-200 DPP core