RU7238U1 - Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах (варианты) - Google Patents

Abstract

1. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель нейтронов, отличающийся тем, что он снабжен замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к одному из ее торцов с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.2. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель и замедлитель нейтронов, отличающийся тем, что он снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к одному из ее торцов с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.3. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель и замедлитель нейтронов, имеющий на одном из торцов участок поглотителя, отличающийся тем, что он снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к его торцу, не содержащему замедлитель, с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.4. Стержень по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что дополнительный замедлитель нейтронов выполнен из дейтерида циркония.

Description

Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах (варианты)

Изобретение относится к области ядерной энергетики, его использование позволит повысить безопасность и эффективность эксплуатации атомных электростанций (АЗС), содержащих реакторы-размножители на быстрых нейтронах (БН) с жидкометаллическим теплоносителем (натрием).

Известен регулирующий стержень системы управления и защиты (СУЗ) для быстрых энергетических реакторов с поглощающей частью из комбинации материала замедлителя быстрых нейтронов, например, гидрида циркония, дейтерида циркония, бериллия, карбида и т.п., и материала поглотителя замедленных нейтронов с размещением замедлителя как внутри поглотителя так и инверсным образом /1/, благодаря чему при экономии материала поглотителя добиваются повышения эффективности поглощающего стержня при погружении его в канал стержня сиз активной зоны реактора типа БН.

Однако, указанная конструкция стержня СУЗ не изменяет положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЗР).

Известен также регулирующий стержень СУЗ с размещением замедлителя снаружи поглотителя в поглощающей части стержня СУЗ/2/, что позволяет добиться выравнивания плотности энерговыделения в топливе вблизи канала стержня СУЗ при погружении последнего в активную зону реактора.

Однако, указанная конструкция стержня СУЗ не изменяет положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЗР).

Известен регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с поглощающей частью, содержащей замедлитель нейтронов и поглотитель нейтронов, расположенный на переферии стержня/3/, который наиболее близок по своей технической сути предложению и поэтому выбран в качестве прототипа, В указанном стержне для повышения эффективности регулирования и увеличения срока службы по крайней мере на одном торце поглощающей части стержня размещен слой поглотителя нейтронов, что: увеличило скорость ввода отрицательной реактивности в активную зону реактора (реактивность реактора есть величина, характеризующая его отклонение от критического состояния); устранило всплеск знерговыделения в тепловыделяющих элементах (твэлах) вблизи торца поглощающей части стержня; привело к осмни G21C 7/10

лаблению потока нейтронов из активной зоны на замедлитель через его торец; уменьшило выгорание поглотителя из-за замедления нейтронов.

Однако, указанная конструкция стержня СУЗ также не изменяет положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЗР).

В основу настоящего изобретения положена задача снижения положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЗР), повышения эффективности стержней и выравнивания энерговыделения в топливе реактора вблизи каналов стержней СУЗ, что повышает безопасность эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Сущность изобретения заключается в том, что регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель нейтронов, снабжен замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к одному из ее торцов с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.

Целесообразно для повышения эффективности регулирующего стержня ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель и замедлитель нейтронов, снабдить стержень дополнительным замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к одному из ее торцов с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.

Целесообразно для повышения эффективности регулирующего стержня ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель и замедлитель нейтронов, имеющий на одном из торцов участок поглотителя, снабдить стержень дополнительным замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к его торцу, не содержащему замедлитель, с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.

Целесообразно во всех случаях для повышения эффективности эксплуатации реактора дополнительный замедлитель нейтронов выполнить из дейтерида циркония.

Особенность предлагаемого устройства заключается в том, что регулирующий стержень снабжен замедлителем нейтронов (в дальнейшем именуемый как дополнительный замедлитель), который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к одному из ее торцов с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.

что позволяет снизить или полностью устранить положительный натриевый пустотный эффект реактивности, повысить эффективность стержней и выровнять поле энерговыделения в топливе реактора вблизи каналов стержней СУЗ. Все указанное повышает безопасность эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем .

На рис.1 схематично изображен регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (прототип).

На рис.2 схематично изображен регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с дополнительным замедлителем нейтронов.

На рис.3 показано поведение поля нейтронов и плотности энерговыделения в канале стержня СУЗ и прилегающих к нему топливных тепловыделяющих сборках, а имеено: для случая, когда стержень СУЗ изъят из реактора (рис.За); для случая, когда в канале стержня СУЗ по его оси находится замедлитель нейтронов (рис.36); для случая, когда в канале стержня находится поглотитель нейтронов (рис.Зв).

Предлагаемое устройство регулирующего стерженя для быстрых энергетических реакторов состоит из трех звеньев: верхнего 1, среднего 2 и нижнего 3 (рис.1,2), шарнирно соединенных между собой. Верхнее звено состоит из захватной головки 4 и удлинительной трубы 5. Нижнее звено 3, выполненное из трубы 6 и наконечника , является удлинителем и выполняет роль направляющего участка. Среднее звено 2 (рабочее) содержит поглощающую часть 8. Поглощающая часть 8 обычно состоит из набора поглощающих элементов (пэлов), представляющих собой металлические трубки заполненные поглотителем, например, карбидом бора и т.п.(на рис. не показаны). Стержень в реакторе расположен в гильзе СУЗ 9 (рис.1), представляющей собой трубу с хвостовиком в нижней части, в котором установлены дроссельные шайбы для дозировки расхода теплоносителя на охлаждение стержня СУЗ (на рис. не показаны). Поглощающая часть 8 может содержать как поглотитель 10, так и замедлитель нейтронов 11, как в прототипе (рис.1). В предложенном регулирующем стержне поглощающая часть 8, содержащая замедлитель нейтронов 11, снабжается дополнительным замедлителем нейтронов 12, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, который примыкает к одному из торцов поглощающей части 8 с зазором, величина которого составляет дветри длины свободного пробега нейтронов (рис.2). Дополнительный замедлитель 12 может быть выполнен из дейтерида циркония. Дополнительный замедлитель 12 может быть весь расположен в среднем звене

2 (рис,2). Длина дополнительного замедлителя 12 определится активной зоной реактора, в которой стержень СУЗ будет использован. Максимальный полезный эффект будет иметь место тогда, когда поглотитель 10 полностью извлечен из активной зоны реактора, а дополнительный замедлитель 12 расположится в канале стержня СУЗ по активной зоне реактора, включая его середину, т.е. перекроет область положительного НПЭР. При перемещении стержня в активную зону реактора часть дополнительного замедлителя 12 может и выходить из активной зоны.

Из замедляющих материалов, упомянутых выше, наиболее предпочтительным является дейтерид циркония. Гидрид циркония обладает лучшими замедляющими свойствами, но, из-за замедления на ядрах водорода, часть нейтронов становится тепловыми и попадает в область энергии с повышенным сечением деления на делящемся материале, что снижает величину падения положительного НПЭР. Бериллий и углерод, обладая худшими, по сравнению с дейтерием, замедляющими свойствами, обеспечивают меньшую, чем дейтерий, величину падения положительного НПЭР. По технологическим параметрам дейтерид циркония не уступает гидриду циркония. Кроме того, дейтерий и бериллий в реакторе служат дополнительным источником запаздывающих нейтронов при их расщеплении гамма-квантами осколков деления, что обеспечивает дополнительное повышение безопасной эксплуатации реактора. Следует отметить, что в дейтерии выход запаздывающих нейтронов на порядок выше, чем в бериллии.

При такой конструкции регулирующего стержня ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем он используется при работе ядерного реактора следующим образом:

- В рабочем положении, когда поглощающая часть 8 изъята из активной зоны реактора, в активной зоне в центре канала стержня СУЗ находится дополнительный замедлитель 12. В этом случае теплоноситель, разделяющий дополнительный замедлитель 12 и топливо в соседних с каналом стержня СУЗ тепловыделяющих сборках (ТВС), экранирует дополнительный замедлитель от быстрых нейтронов топлива, а топливо от замедленных на дополнительном замедлителе 12 нейтронов и не ведет к повышению энерговыделения в топливе прилегающих ТВС, либо ведет к выравниванию плотности энерговыделения в топливе вблизи канала стержня СУЗ (рис.За,36). Уровень повышения энерговыделения в топливных твэлах прилегающих к каналу со стержнем СУЗ определится размерами центральной области стержня с дополнительным замедлителем 12 и материалом последнего. При любом конструктивном

оформлении ввода поглощающей части стержня в активную зону реактора ( сверху вниз, снизу вверх и т.д.) ему должен предшествовать ввод дополнительного замедлителя 12.

-При аварийной ситуации с исчезновением теплоносителя из центра активной зоны, т.е. из области с положительным НПЭР, и несрабатывании аварийной защиты быстрые нейтроны топлива легко достигают дополнительного замедлителя 12. В отличие от ситуации без такого стержня, когда спектр нейтронов ужестчается, что ведет к положительному НПЗР, в случае со стержнем с дополнительным замедлителем произойдет смягчение спектра с уводом части нейтронов в резонансную область поглощения на уране-238, что приводит к снижению положительного значения НПЭР и при соответствующих размерах и материале замедлителя, например, дейтериде циркония, к неположительности НПЗР, что, в конечном счете, и обеспечит безопасность ядерного реактора данного типа.

-При вводе поглощающей части стержня в активную зону эффективность ее превысит эффективность поглощающей части стержня прототипа (рис.1), так как плотность потока нейтронов в гильзе с предлагаемым стержнем, из-за наличия в нем дополнительного замедлителя, будет выше, чем для стержня прототипа Срис.3а,3б,3в), а зазор в две-три длины свободного пробега нейтронов между поглощающей частью стержня и дополнительным замедлителем нейтронов 12 не увеличивает выгорание материала поглотителя 10.

Расстояние между поглощающей частью 8 и дополнительным замедлителем 12 в две-три длины свободного пробега нейтронов необходимо для уменьшения выгорания поглотителя из-за замедления нейтронов в дополнительном замедлителе. При таком зазоре плотность потока нейтронов, падающего на ближайший к дополнительному замедлителю торец поглощающей части 8, определится, главным образом, плотностью потока нейтронов из окружающих тепловыделяющих сборок. Таким образом, уменьшение зазора при росте эффективности поглощающей части 8 гарантирует рост выгорания поглотителя 10 в ее торце, что приведет к снижению эффективности поглощающей части 8 со временем. Увеличение же зазора, практически не влияя на скорость выгорания поглотителя 10 в поглощающей части 8, уменьшит ее эффективность из-за отсутствия дополнительного замедлителя 12 с высокой плотностью потока нейтронов.

Источники информации, принятые во внимание при экспертизе

1.Патент Англии N 1056950, класс G6C от 08.12.65.

2.Патент СССР N 497880, класс G21c /103 от 12.07.73.

3.Патент РФ N 1730956 класс G21c 7/10 опубликован 13.07.87. (прототип).

4.Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах. Атомиздат, 1975.

Заявитель - Х-Й1. инж. ГП ВНИИАЭС ГП ВША1Гу / Б.К.Кудрявцев

Claims (4)

1. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель нейтронов, отличающийся тем, что он снабжен замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к одному из ее торцов с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.

2. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель и замедлитель нейтронов, отличающийся тем, что он снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к одному из ее торцов с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.

3. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит поглотитель и замедлитель нейтронов, имеющий на одном из торцов участок поглотителя, отличающийся тем, что он снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, который расположен по оси стержня вне его поглощающей части и примыкает к его торцу, не содержащему замедлитель, с зазором в две-три длины свободного пробега нейтронов.

4. Стержень по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что дополнительный замедлитель нейтронов выполнен из дейтерида циркония.