РЕГУЛИРУЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ Российский патент 1998 года по МПК G21C7/10 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, его использование позволит повысить безопасность и эффективность эксплуатации атомных электростанций (АЭС), 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 системы управления и защиты (СУЗ) активной зоны реактора типа БН.

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

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 (НПЭР).

Известен регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с поглощающей частью, содержащей замедлитель нейтронов и поглотитель нейтронов, расположенный на периферии 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 реактивности в активную зону и устранило всплеск энерговыделения в тепловыделяющих элементах (твэлах) вблизи торца поглощающей части стержня, а также привело к ослаблению потока нейтронов из активной зоны на замедлитель через торец и уменьшения выгорания поглотителя из-за замедления нейтронов.

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

В основу настоящего изобретения положена задача снижения положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР), положения 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 замедлитель и поглотитель нейтронов, снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части.

Для упрощения конструкции регулирующего стержня целесообразно дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный по оси стержня вне его поглощающей части, выполнить из единой детали с замедлителем поглощающей части так, что их полная длина превышает длину поглощающей части.

Особенности предлагаемого устройства заключаются в том, что регулирующий стержень снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части, что позволяет снизить или полностью устранить положительный натриевый пустотный эффект реактивности, повысить эффективность стержней и выровнить поле энерговыделения в топливе реактора вблизи каналов стержней СУЗ. Все указанное повышает безопасность эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

На фиг. 1 схематично изображен регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (прототип); на фиг. 2 - регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с дополнительным замедлителем нейтронов; на фиг. 3 - регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с замедлителем нейтронов, продленным в среднем звене стержня; на фиг. 4 - регулирующий стержень реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, с замедлителем нейтронов, продленным в среднее и нижнее звено стержня; на фиг. 5 показано поведение поля нейтронов и плотности энерговыделения в канале стержня СУЗ и прилегающих к нему топливных тепловыделяющих сборках, а именно: для случая, когда стержень СУЗ изъят из реактора (фиг. 5,а): для случая, когда в канале стержня СУЗ по его оси находится замедлитель нейтронов (фиг. 5,б); для случая, когда в канале стержня находится поглотитель нейтронов (фиг. 5,в).

Предлагаемое устройство регулирующего стержня для быстрых энергетических реакторов состоит из трех звеньев: верхнего 1, среднего 2 и нижнего 3 (фиг. 1, 2, 3, 4), шарнирно соединенных между собой, причем верхнее звено состоит из захватной головки и удлинительной трубы, нижнее звено, выполненное из трубы и наконечника, является удлинителем и выполняет роль направляющего участка, среднее звено (рабочее) содержит поглощающую часть 4. Поглощающая часть обычно состоит из набора поглощающих элементов (пэлов), представляющих собой металлические трубки, заполненные поглотителем, например, карбидом бора и т. п. Стержень в реакторе расположен в гильзе СУЗ 5 (фиг. 1), представляющей собой трубу с хвостовиком в нижней части, в котором установлены дроссельные шайбы для дозирования расхода теплоносителя на охлаждение стержня СУЗ. Поглощающая часть может содержать как замедлитель нейтронов 6, так и поглотитель нейтронов 7, аналогично прототипу (фиг. 1). В предложенном регулирующем стержне поглощающая часть, содержащая или не содержащая замедлитель нейтронов, дополняется замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, который примыкает к одному из торцов поглощающей части (фиг. 2). Дополнительный замедлитель может быть выполнен из единой детали с замедлителем поглощающей части так, что их полная длина превысит длину поглощающей части. В этом случае замедлитель может быть весь расположен в среднем звене (фиг. 3) или продлен в соседнее звено (фиг. 4). Длина замедлителя определяется активной зоной реактора, в которой стержень СУЗ будет использован. Максимальный полезный эффект будет иметь место тогда, когда поглотитель полностью извлечен из активной зоны, а конец замедлителя расположится ниже середины активной зоны, т.е. перекрывает область положительного НПЭР. При перемещении стержня вниз, эта часть замедлителя может выходить из активной зоны вниз. Из замедляющих материалов, упомянутых выше, наиболее предпочтительным является дейтерид циркония. Гидрид циркония обладает лучшими замедляющими свойствами, но, из-за замедления на атомах 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 безопасности 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 изъята из активной зоны, в активной зоне в центре канала стержня СУЗ находится дополнительный замедлитель 6. В этом случае теплоноситель, разделяющий замедлитель и топливо в соседних с каналом стержня СУЗ тепловыделяющих сборках (ТВС), экранирует замедлитель от быстрых нейтронов топлива, а топливо от замедленных на заместителе нейтронов, что не ведет к повышению энерговыделения в топливе прилегающих ТВС, либо ведет к выравниванию плотности энерговыделения в топливе вблизи канала стержня СУЗ (фиг. 5,а, 5,б). Уровень повышения энерговыделения в топливных твэлах прилегающего к каналу со стержнем СУЗ определится размерами центральной области стержня с замедлителем 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 замедлителя 6.

При аварийной ситуации с потерей теплоносителя из центра активной зоны, т.е. из области с положительным НПЭР, и отказе аварийной защиты быстрые нейтроны топлива легко достигают замедлителя, что, в отличие от ситуации без такого стержня, ведет к положительному НПЭР. 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 заместителя, например, дейтериде циркония, - к неположительности НПЭР, что, в конечном счете, и обеспечит безопасность ядерного реактора данного типа.

При вводе поглощающей части 4 стержня в активную зону эффективность ее превысит эффективность поглощающей части 4 стержня прототипа (фиг. 1), так как плотность потока нейтронов в гильзе с предлагаемым стержнем, из-за наличия в его хвостовике замедлителя, будет выше, чем для стержня прототипа (фиг. 5,а, 5,б, 5,в).

Источники информации, принятые во внимание при экспертизе:
1. Патент Англии N 1056950, кл. G 6 C от 08.12.65.

2. Патент СССР N 497880, кл. G 21 С 7/103 от 12.07.73.

3. Патент РФ N 1730956, кл. G 21 c 7/10 опубликован 13.07.87; 1995, БИ. N 13 (прототип).

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

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН. Технический результат, достигаемый при реализаций изобретения, заключается в снижении положительного натриевого пустотного эффекта реактивности, повышении эффективности стержней и выравнивании энерговыделения в топливе реактора вблизи каналов стержней системы управления и заняты (СУЗ), что повышает безопасность эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Сущность изобретения заключатся в том, что регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит замедлитель и поглотитель нейтронов, снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.

1. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, поглощающая часть которого содержит замедлитель и поглотитель нейтронов, отличающийся тем, что он снабжен дополнительным замедлителем нейтронов, расположенным по оси стержня, вне его поглощающей части, примыкающим к одному из торцов поглощающей части. 2. Стержень ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что дополнительный замедлитель нейтронов, расположенный по оси стержня, вне его поглощающей части, выполнен из единой детали с замедлителем поглощающей части так, что их полная длина превышает длину поглощающей части.