ТОПЛИВНАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2002 года по МПК G21C3/30 

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для использования в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа.

Известна топливная сборка ядерного реактора, содержащая установленный на опоре в вертикальной технологической трубе столб втулочных блоков с размещенным в центральной полости стержнем - поглотителем нейтронов, осаждаемая теплоносителем. Акц. заявка Великобритании N 1283195, кл. G 21 C 3/30, опубл. 26.07.72 [1] .

Недостатком такой сборки является то, что при вскипании теплоносителя, например, в результате аварийной разгерметизации напорной части первого контура, высвобождается положительная реактивность, которая приводит к росту энерговыделения в реакторе и усугублению последствий аварии.

Также известна топливная сборка ядерного реактора, выбранная в качестве прототипа, патент RU N 2120672 от 20.10.98 [2] , содержащая установленный на опоре в вертикальной технологической трубе столб втулочных блоков с размещенным в центральной полости стержнем - поглотителем нейтронов, выполненным на основе изотопов бора, лития или тория, охлаждаемая теплоносителем.

Недостатком прототипа является то, что делящийся материал внутри втулочного блока размещен гомогенно. Это приводит к тому, что выгорание делящегося материала идет значительно быстрее выгорания поглотителя, что вызывает потерю реактивности и перевод реактора в подкритическое состояние при полном извлечении всех поглощающих стержней системы управления и защиты. Кроме того, гомогенное размещение делящегося материала внутри втулочного блока имеет ограничение массы всех изотопов делящегося материала, превышение которой способно повлечь выход из строя втулочного блока. Поэтому для увеличения размножающей способности блока в прототипе (при сохранении массы делящихся изотопов) необходимо было бы увеличивать обогащение изотопов делящихся материалов с нечетными атомными числами. Однако это снижает критмассовую безопасность топлива и увеличивает затраты на его изготовление. При этом для обеспечения необходимой величины подкритичности реактора при полностью погруженных стержнях системы управления и защиты на остановленном реакторе потребуется постановка дополнительных твердых поглотителей в активную зону, либо добавка борной кислоты в теплоноситель.

Задачей изобретения является создание конструкции топливной сборки, обеспечивающей требуемую продолжительность кампании реактора при сохранении отрицательного парового эффекта реактивности в течение всей кампании и необходимой величины подкритичности реактора при его заглушении.

Поставленная задача решается тем, что в топливной сборке ядерного реактора, взятой за прототип, содержащей установленный на опоре в вертикальной технологической трубе столб втулочных блоков с размещенным в центральной полости стержнем - поглотителем нейтронов, выполненным на основе изотопов бора, лития или тория, охлаждаемой теплоносителем, в теле втулочного блока выполнены равноудаленные от наружной и внутренней поверхностей втулочного блока вертикальные каналы, в которые помещены топливные таблетки с делящимся материалом, в том числе с выгорающим поглотителем, при этом отношение кольца втулочного блока к диаметру таблетки составляет 1,01 - 5,45. В теле втулочного блока дополнительно выполнены газосборные каналы для сбора газообразных продуктов деления, при этом по торцам каналов выполняют сужения или устанавливают прокладки из материала с высоким термическим сопротивлением, например из оксида алюминия для снижения температуры торцов блоков.

Для ускорения технологии сборки данных втулочных блоков таблетки предварительно могут быть помещены в оболочку из алюминия, циркония или нержавеющей стали. Кроме того, втулочные блоки также могут быть помещены в оболочку из алюминия, циркония или нержавеющей стали для лучшей герметичности.

С целью облегчения замены поглощающих стержней на внутренней поверхности втулочных топливных блоков могут быть выполнены дистанционирующие выступы в отличие от прототипа, где дистанционирующие ребра выполнены на стержне.

Конструкция топливной сборки ядерного реактора представлена на фиг. 1 - 4.

На фиг. 1 показано поперечное сечение сборки и технологическом канале. Втулочный блок 1 помещен в технологическую трубу 2 и омывается теплоносителем 3. Во втулочном блоке выполнены вертикальные каналы, в которые помещены топливные таблетки 4. В центральной полости втулочного блока размещен поглощающий стержень на основе поглощающего материала 5 в оболочке 6.

На фиг. 2 изображен вариант топливной сборки в поперечном сечении с размещением таблеток в оболочке 7 из алюминия, циркония или нержавеющей стали.

На фиг. 3 представлен вариант с газосборными полостями 8 и дистанционирующими выступами 9.

На фиг. 4 представлен продольный разрез сборки. Сужения 10 предназначены для снижения температуры торцов блоков и сбора продуктов деления. Каналы с топливными таблетками закрыты пробками 11.

Гетерогенное размещение топливных таблеток во втулочном блоке позволяет снизить обогащение топлива, увеличив тем самым содержание четных изотопов делящихся материалов. Это позволяет повысить подкритичность реактора при его заглушении. При этом втулочные блоки играют роль вытеснителя воды, позволяя тем самым обеспечивать отрицательный паровой эффект реактивности, что в конечном итоге позволяет обеспечить более экономичную и безопасную эксплуатацию реактора.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа. Топливная сборка ядерного реактора содержит установленный на опоре в вертикальной технологической трубе столб втулочных блоков. В центральной полости столба втулочных блоков размещен стержень - поглотитель нейтронов. Стержень выполнен на основе изотопов бора, лития или тория. В теле втулочного блока выполнены равноудаленные от наружной и внутренней поверхностей втулочного блока вертикальные каналы. В каналы помещены топливные таблетки с делящимся материалом, в том числе с выгорающим поглотителем. Отношение ширины кольца втулочного блока к диаметру таблетки составляет 1,01-5,45. В теле втулочного блока дополнительно выполнены газосборные каналы, сообщающиеся с каналами для топлива. Используют таблетки в оболочке из алюминия, циркония или нержавеющей стали. Технический результат: создание конструкции топливной сборки, обеспечивающей требуемую продолжительность кампании реактора при сохранении отрицательного парового эффекта реактивности в течение всей кампании и необходимой величины подкритичности реактора при его заглушении. 5 з. п. ф-лы, 4 ил.

1. Топливная сборка ядерного реактора, содержащая установленный на опоре в вертикальной технологической трубе столб втулочных блоков с размещенным в центральной полости стержнем - поглотителем нейтронов, выполненным на основе изотопов бора, лития или тория, охлаждаемая теплоносителем, отличающаяся тем, что в теле втулочного блока выполнены равноудаленные от наружной и внутренней поверхностей втулочного блока вертикальные каналы, в которые помещены топливные таблетки с делящимся материалом, в том числе с выгорающим поглотителем, при этом отношение ширины кольца втулочного блока к диаметру таблетки составляет 1,01-5,45. 2. Топливная сборка по п. 1, отличающаяся тем, что по торцам каналов выполнены сужения или установлены прокладки из оксида алюминия. 3. Топливная сборка по п. 1, отличающаяся тем, что в теле втулочного блока дополнительно выполнены газосборные каналы, сообщающиеся с каналами для топлива. 4. Топливная сборка по п. 1, отличающаяся тем, что в ней использованы топливные таблетки в оболочке из алюминия, циркония или нержавеющей стали. 5. Топливная сборка по п. 1, отличающаяся тем, что втулочный блок помещен в оболочку из алюминия, циркония или нержавеющей стали. 6. Топливная сборка по п. 1, отличающаяся тем, что втулочный блок имеет на внутренней поверхности дистанционирующие выступы.