РЕГУЛИРУЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 1997 года по МПК G21C7/10 G21C7/24 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водо-водяных реакторов, и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями.

Нормальная и безопасная эксплуатация ядерного реактора обеспечивается поддержанием реактивности на необходимом уровне во время пуска, останова, переходных процессов, а также резким снижением реактивности при останове реактора. Для этого реактор оснащается регулирующими стержнями различного исполнения, соединенными с приводом, перемещающим их по высоте активной зоны для изменения в требуемых пределах реактивности.

Особенностью водо-водяных реакторов является то, что в связи с редкой перегрузкой ядерного топлива и высокой энергонапряженностью избыточная реактивность в них в расчете на выгорание топлива сравнительно велика. Кроме того, в таких реакторах значительны температурный и мощностной эффекты. Все это в конечном итоге приводит к тому, что в активной зоне водо-водяного реактора в начале компании может содержаться до нескольких десятков критических масс, для компенсации которых требуется значительная суммарная эффективность всех органов СУЗ, что создает проблему размещения механической системы регулирования.

Запас реактивности на выгорание топлива в современных реакторах ВВЭР-1000 компенсируется борной кислотой, растворенной в теплоносителе первого контура, которая постепенно выводится в ходе выгорания топливных загрузок. Рабочая группа органов регулирования при этом находится в полупогруженном состоянии. Остальные органы регулирования (около 90% от общего количества) выведены из зоны и находятся в режиме аварийной защиты (АЗ). В этом режиме работы нижняя часть поглощающих элементов фактически находится в зоне верхнего отражателя и интенсивно выгорает. Указанная специфика использования поглощающих элементов в водо-водяных реакторах приводит к существенной неравномерности выгорания поглотителя в элементах по их высоте.

По этой причине при разработке и совершенствовании поглощающих элементов большое внимание уделяется выбору нейтронопоглощающих материалов и композиций. Тем более, что с течением времени при работе реактора, часть органов регулирования поднимается из активной зоны, другая часть меняет свое функциональное назначение, а органы регулирования, подвешенные над активной зоной могут быть введены в нее по различным причинам. Поэтому при конструировании регулирующих стержней следует учитывать характеристики стержней при различных режимах эксплуатации реактора.

Известен регулирующий стержень, содержащий загерметизированную с обоих концов наконечниками оболочку, в которой расположены таблетки из нейтронопоглощающего материала, в частности из карбида бора (см. патент США N 4624827, кл. G 21 С 7/10, 1986). В нижней части стержня между таблетками карбида бора установлены таблетки из материала (например, из двуокиси циркония), поглощающего нейтроны в меньшей степени, чем карбид бора. В результате обеспечивается требуемый по высоте стержня профиль поглощательной способности, предполагающий понижение ее в нижней части стержня.

Получить необходимое уменьшение поглощающей способности в нижней части стержня можно уменьшением диаметра таблеток сверху вниз с одновременным уменьшением концентрации поглощающего материала карбида бора (см. заявка Франции N 2570214, кл. G 21 C 7/10, 1986).

Известен также стержень, имеющий три секции, верхняя из которых имеет наибольшее сечение поглощения и выполнена из карбида бора, в нижней секции размещен поглотитель с меньшим сечением поглощения, чем в верхней секции, а между ними расположена средняя секция, материал которой практически не поглощает нейтроны (см. патент США N 4062725, кл. G 21 С 7/10, 1977). В данной конструкции также реализуется заданная поглощающая способность по высоте стержня.

Все вышеописанные элементы предполагают применение в верхней части стержня карбида бора или материала, включающего бор-10, которые являются хорошим поглотителем нейтронов, что существенно при функционировании стержня в режиме аварийной защиты. При поглощении карбидом бора нейтронов по реакции (n, α) происходит его распухание и интенсивное газовыделение, что снижает ресурс органов регулирования и требует конструктивных и технологических усовершенствований стержней.

Наиболее близким к описываемому по технической сущности является регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал, имеющий с нейтронами (n, g) реакцию (см. патент США N 4699756, кл. G 21 С 7/10, 1985). В части столба поглотителя нейтронов, имеющей с нейтронами (n, a) реакцию, расположен карбид бора, а в части, вдвигаемой в активную зону первой сплав серебра (Ag In Cd), имеющий с нейтронами (n, g) реакцию. Наличие сплава серебра в этой части стержня позволяет существенно снизить распухание карбида бора и газовыделение за счет экранирующего воздействия на карбид бора путем вывода его из областей с высокими потоками нейтронов при расположении стержня во время эксплуатации в верхней части активной зоны или над ней.

Однако во время кампании реактора в процессе облучения происходит изменение эффективности поглощения нейтронов сплавом серебра, что приводит к изменению его экранирующего воздействия на карбид бора и, как следствие, к изменению характеристик стержня в течение его эксплуатации, в частности к изменению суммарного физического веса стержня.

Причем в зависимости от флюенса эффективность поглощения нейтронов сплавом Ag In Cd меняется по нелинейному закону, что практически исключает возможность точного расчета эффективности всего стержня в целом от времени пребывания в различных участках активной зоны и над ней. При этом затрудняется прогнозирование срока службы стержней, а также усложняется создание систем перемещения стержней (устройств контроля, приводов и пр.), т.к. имеет место непредсказуемое неравномерное выгорание двух частей стержня.

Задачей настоящего изобретения является создание регулирующего стержня ядерного реактора, обеспечивающего необходимое введение реактивности в различных динамических и аварийных режимах и имеющего при этом пониженное изменение характеристик во время работы.

При решении этой задачи реализуется новый технический результат, заключающийся в повышении стабильности параметров при функционировании стержня в различных режимах эксплуатации реактора.

Данный технический результат достигается тем, что в регулирующем стержне ядерного реактора, содержащем оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал, имеющий с нейтронами (n, g) реакцию, в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, g) реакцию использован монотитанат диспрозия (Dy₂O₃•TiO₂) или дититанат диспрозия (Dy₂O₃•TiO₇), или гафнат диспрозия (Dy₂O₃•HfO₂), а высота части, вдвигаемой в активную зону первой, составляет (2 30)% от высоты столба поглотителя нейтронов.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является выбор в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, g) реакцию, именно вышеуказанных соединений диспрозия при определенной высоте нижней части, поскольку данные соединения диспрозия, во-первых, незначительно изменяет эффективность поглощения нейтронов в процессе облучения, а во-вторых, закон изменения эффективности поглощения нейтронов имеет ярко выраженный линейный характер. Однако стабилизация параметров стержня в целом при различных динамических и аварийных режимах его эксплуатации возможна лишь при высоте нижней части, составляющей (2 30)% от высоты столба поглотителя нейтронов, что установлено экспериментально.

В случае уменьшения высоты нижней части стержня менее 2% основной вклад в физический вес стержня вносит материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, т.е. карбид бора, поскольку в этом случае экранирующая роль диспрозия ничтожна. Карбид бора, имеет в этом случае неконтролируемое и неравномерное выгорание, теряет эффективность и определяет ресурс поглощающего элемента. При увеличении высоты нижней части, занимаемой диспрозием, более 30% от высоты столба поглотителя нейтронов, карбид бора, имеющий более высокое значение величины сечения поглощения, полностью экранируется диспрозием и поглощает нейтроны в незначительной степени. Тем самым резко снижается эффективность стержня в целом, что особенно важно при работе его в режиме аварийной защиты.

Кроме того, в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию, применен порошок карбида бора с размерами зерен от 5 до 160 мкм, виброуплотненный до плотности не менее 1,7 г/см³, а монотитанат диспрозия и дититанат диспрозия применены в виде порошка с размером зерен от 5 до 315 мкм и виброуплотнены до плотности от 4,9 до 7 г/см³.

Гафнат диспрозия может быть использован в виде порошка с размером зерен от 5 до 315 мкм с плотностью равной 7 г/см³ при соотношении содержания диспрозия и гафния в гафнате диспрозия (80 20) или с плотностью 9 г/см³ при соотношении содержания диспрозия и гафния в гафнате диспрозия (20 80).

Целесообразно оболочку выполнить из нержавеющей стали.

На фиг. 1 изображен общий вид регулирующего стержня ядерного реактора, на фиг. 2 вариант исполнения регулирующего стержня.

Регулирующий стержень 1 ядерного реактора состоит из оболочки 2, внутри которой расположен столб 3 поглотителя нейтронов с высотой L. Одна часть 4 столба 3 включает материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, например порошок карбида бора. Другая часть 5, вводимая в активную зону (на чертеже не показана) первой, высота которой l, содержит материал, в качестве которого использовано соединение на основе диспрозия, имеющее с нейтронами (n, g) реакцию. Высота l части 5 составляет (2 30)% от высоты L столба 3. Оболочка загерметизирована, например сваркой, при помощи нижней 6 и верхней 7 концевых деталей.

Между верхней концевой деталью 7 и столбом 3 может быть предусмотрена полость 8 для сбора газов, а также для размещения в ней фиксатора 9 столба 3. В связи с тем, что при облучении нейтронами части 4 столба 3 процесс газовыделения из карбида бора совершенно незначителен из-за наличия части 5, занимаемой диспрозием, в полость 8 может быть помещен утяжелитель 10 массы стержня (см. фиг. 2).

Регулирующий орган функционирует следующим образом. В зависимости от условий эксплуатации и необходимого поддержания уровня мощности, стержень 1 может быть расположен в различных положениях относительно активной зоны. При расположении стержня над активной зоной или при частичном введении его в активную зону, часть 4 столба поглотителя нейтронов не имеет значительной неравномерности выгорания и мало подвержена негативному воздействию нейтронов, заключающемуся в ее распухании и газовыделении из нее, что обеспечивается наличием части 5, содержащей диспрозий.

В случае поступления сигнала аварийной защиты стержень 1 полностью вводится в активную зону, чему способствует утяжелитель 10.

Конструктивно элементы стержня могут быть выполнены любым известным образом.

Стержень может использоваться автономно и иметь индивидуальный привод перемещения. Набор стержней может быть объединен в сборку (кластер) с общим приводом. Стержни могут быть установлены в тепловыделяющую сборку вместо твэлов. Использование стержней различным образом осуществляется также известными путями.

Таким образом, описываемый стержень ядерного реактора имеет повышенную стабильность параметров за счет новой комбинации поглощающих элементов, что положительно сказывается при воздействии на реактивность реактора.

Использование: изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты водо-водяных реакторов. Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, заполненную столбом поглотителя нейтронов. Одна часть столба выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию, в частности из карбида бора. Другая часть столба, которая вдвигается в активную зону первой, включает материал, имеющий с нейтронами (n,g) реакцию, в качестве которого использовано одно из соединений диспрозия - монотитанат диспрозия или гафнат диспрозия. В результате повышается стабильность параметров стержня в целом. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

1. Регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал, имеющий с нейтронами (n, γ) реакцию, отличающийся тем, что в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию, использован монотитанат диспрозия (Dy₂O₃ • TiO₂), или дититанат диспрозия (Dy₂O₃ • TiO₇), или гафнат диспрозия (Dy₂O₃ • HfO₂), а высота части, вдвигаемой в активную зону первой, составляет 2 30% высоты столба поглотителя нейтронов. 2. Стержень по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию, применен порошок карбида бора с размерами зерен 5 160 мкм, выброуплотненный до плотности не менее 1,7 г/см³. 3. Стержень по п.1 и/или 2, отличающийся тем, что монотитанат диспрозия или дититанат диспрозия применен в виде порошка с размером зерен 5 315 мкм, виброуплотненного до плоскости от 4,9 до 7 г/см³. 4. Стержень по п.1 и/или 2, отличающийся тем, что гафнат диспрозия применен в виде порошка с размером зерен 5 315 мкм. 5. Стержень по п.1, и/или 2, и/или 4, отличающийся тем, что гафнат диспрозия виброуплотнен до плотности 7 г/см³ при соотношении содержания диспрозия и гафния в гафнате диспрозия 80 20. 6. Стержень по п.1, и/или 2, и/или 4, отличающийся тем, что гафнат диспрозия виброуплотнен до плотности 9 г/см³ при соотношении содержания диспрозия и гафния в гафнате диспрозия 20 80. 7. Стержень по п.1 и/или пп. 2 6, отличающийся тем, что оболочка выполнена из нержевающей стали.