Топливное устройство ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов. Технический результат изобретения - создание топливного устройства, обеспечивающего надкритическое нейтронно-физическое состояние в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора и подкритическое состояние сборки при аварии с вскипанием и потерей теплоносителя. Топливное устройство состоит из вертикального технологического канала, в котором на опорных блоках установлены тепловыделяющие элементы и чередующиеся с ними поглощающие блоки, по крайней мере часть из которых выполнена с полостью, сообщенной с объемом технологического канала и содержит в полости поглотитель - порошок соединения бора, обогащенного изотопом бор-10, диспергируемый в аварийной ситуации вскипающим теплоносителем в технологический канал. Часть поглощающих блоков содержит выгорающий поглотитель. 1 н. и 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов и может быть использовано в атомной энергетике.

Известно топливное устройство ядерного реактора [US №3085060, G 21 C 3/30, 1963], содержащее вертикальный технологический канал с установленными в нем ниже активной зоны опорными блоками, тепловыделяющими элементами, образующими часть активной зоны и охлаждаемыми теплоносителем. При аварии с разрывом подводящего трубопровода большого диаметра происходит падение давления на входе в технологический канал, теплоноситель вскипает, вызывая инверсию потока, происходит всплеск положительной реактивности, обусловленный вскипанием теплоносителя. Недостаток устройства состоит в том, что из-за низкого содержания изотопа бор-10 компенсируется лишь незначительная часть положительной реактивности, что вызывает нарастание мощности и повреждение тепловыделяющих элементов.

Известно также топливное устройство ядерного реактора [RU №2069897, G 21 C 3/30, 7/00, 1996], содержащее вертикальный технологический канал с установленными в нем опорными блоками, тепловыделяющими элементами и размещенными между ними поглощающими блоками, охлаждаемыми теплоносителем, которое взято за прототип.

Недостатком этого устройства является то, что боросодержащие поглощающие блоки расположены гетерогенно по высоте технологического канала. Вскипание и выделение положительной реактивности в первую очередь начнется на поверхности твэлов, при этом поглощающие блоки не образуют решетку защиты реактора и эффективность поглощающих блоков растет незначительно.

Следующим недостатком является то, что поглощающие блоки при вскипании могут перемещаться в канале одновременно с тепловыделяющими элементами, и их выведение за пределы активной зоны, обусловленное вскипанием теплоносителя, может вызвать увеличение реактивности и, как следствие, нарастание мощности реактора.

Задачей изобретения является создание топливного устройства, обеспечивающего надкритическое нейтронно-физическое состояние в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора и подкритическое состояние сборки при аварии с вскипанием и потерей теплоносителя.

Поставленная задача решается тем, что в топливном устройстве ядерного реактора, содержащем вертикальный технологический канал, в котором на опорных блоках установлены тепловыделяющие элементы и чередующиеся с ними поглощающие блоки, охлаждаемые теплоносителем, по крайней мере часть поглощающих блоков выполнена с полостью, сообщенной с объемом технологического канала, и содержит в полости порошок поглотителя, диспергируемый в аварийной ситуации вскипающим теплоносителем в технологический канал.

Для повышения эффективности устройства порошок соединения бора может быть обогащен по изотопу бор-10.

Для уменьшения изменения реактивности в течение кампании реактора при нормальных условиях эксплуатации в устройстве могут применяться также поглощающие блоки, содержащие выгорающий поглотитель, например, на основе гадолиния, эрбия, гафния, тория или лития. Такая конструкция устройства обеспечивает поступление порошка в активную зону при аварии с падением давления и вскипанием теплоносителя и тем самым компенсируется выделение положительной реактивности, обеспечивается останов реактора. При этом размещение в разных частях реактора таких устройств является достаточным для обеспечения создания объемной решетки защиты реактора, а уменьшение размножающей способности реактора в нормальных условиях эксплуатации незначительное.

Конструкция топливного устройства ядерного реактора представлена на чертеже.

В технологическом вертикальном канале 1 на опорных блоках 2 установлены тепловыделяющие элементы 3 и поглощающие блоки 4, часть из которых выполнена с полостью и содержит в полости порошок 5 соединения бора, обогащенного изотопом бор-10. Поглощающие блоки расположены в активной зоне высотой НА.З. по оси технологического канала между тепловыделяющими элементами, охлаждаемыми теплоносителем 6, подаваемым из напорного трубопровода 7 и выводимым по трубопроводу 8. Часть поглощающих блоков 9 /см. фиг.1б/ содержит выгорающий поглотитель, например, на основе гадолиния, эрбия, гафния тория или лития. Поглощающие полые блоки 4 имеют отверстия 10 для сообщения полостей с объемом технологического канала. В нормальных условиях работы реактора конструкция блоков обеспечивает отсутствие циркуляции теплоносителя в полостях блоков и, следовательно, исключает выход порошка соединения бора в технологический канал.

При нормальных условиях эксплуатации ядерного реактора теплоноситель 6 из напорного трубопровода 7 подается под давлением в технологический канал, где, снимая тепло с тепловыделяющих элементов 3, нагревается и поступает в отводящий трубопровод 8. При разрыве напорного трубопровода 7 (сечение А-А, фиг.1а) давление в напорном трубопроводе падает до давления окружающей среды. Волна разряжения распространяется со скоростью звука в среде и вызывает вскипание теплоносителя в канале и в полости поглощающих блоков, вынося порошок 5 соединения бора из полости блоков через отверстия 10 в зазор между каналом и тепловыделяющими элементами. Введение порошка соединения бора в зазор между каналом 1 и тепловыделяющими элементами 3 образует решетку защиты реактора и тем самым компенсирует выделение положительной реактивности, обусловленное вскипанием теплоносителя, и затем переводит реактор в подкритическое состояние, обеспечивая тем самым самоостанов реактора и повышая внутреннюю самозащищенность реактора. В случае если вскипание в центре канала вызовет разделение потоков двухфазного теплоносителя на два направления в противоположные стороны трубопроводов 7 и 8, выход порошка в любом из двух направлений также обеспечит компенсацию положительной реактивности и тем самым останов реактора.

Поглощающие блоки 9 (фиг.1б) содержат выгорающий поглотитель, например, на основе гадолиния, эрбия, гафния, тория или лития. Применение выгорающих поглотителей позволяет в течение кампании одновременно с выгоранием делящегося материала обеспечивать компенсацию спада реактивности. При этом происходит более равномерное распределение энерговыделения по объему реактора, за счет чего достигается более равномерное выгорание топлива, что позволяет увеличить длину кампании, коэффициент использования установленной мощности и более эффективно сжигать топливо.

1. Топливное устройство ядерного реактора, содержащее вертикальный технологический канал, в котором на опорных блоках установлены тепловыделяющие элементы и чередующиеся с ними поглощающие блоки, охлаждаемые теплоносителем, отличающееся тем, что по крайней мере часть поглощающих блоков выполнена с полостью, сообщенной с объемом технологического канала и содержащей поглотитель, диспергируемый в аварийной ситуации вскипающим теплоносителем в технологический канал.

2. Топливное устройство по п.1, отличающееся тем, что поглощающие блоки содержат порошок соединения бора, обогащенного по изотопу бор-10.

3. Топливное устройство по п.2, отличающееся тем, что часть поглощающих блоков содержит выгорающий поглотитель.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и используется для измерения расхода теплоносителя в технологических каналах водографитового ядерного реактора.

Изобретение относится к ядерной технике. .

Изобретение относится к исследовательским импульсным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. .

Изобретение относится к исследовательским импульсным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. .

Изобретение относится к области ядерного реакторостроения и может быть использовано в реакторах канального типа с тросовой или ленточной связью между приводом и управляющим стержнем системы управления и защиты атомного реактора.

Изобретение относится к области автоматического регулирования и применяется для автоматического регулирования мощности ядерного энергетического реактора. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК.

Изобретение относится к исполнительным механизмам органов воздействия на реактивность, а именно - к приводу системы управления и защиты водо-водяного энергетического ядерного реактора.

Изобретение относится к исполнительным механизмам органов воздействия на реактивность, а именно к приводу системы управления и защиты водо-водяного энергетического ядерного реактора.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам повышения глубины выгорания топлива тепловыделяющих сборок (ТВС), и может быть использовано для увеличения энерговыработки ТВС в канальном ядерном реакторе, работающем в энергетическом режиме.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано, в частности, в конструкциях тепловыделяющих сборок (ТВС) активных зон ядерных энергетических реакторов тепловой мощностью от 1150 до 1700 МВт, особенно для реакторов типа ВВЭР-440.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в активных зонах канальных уран-графитовых ядерных реакторов, сформированных из тепловыделяющих сборок, конструкция которых учитывает предыдущую и последующую эксплуатацию активной зоны.

Изобретение относится к конструкциям парогенерирующих энергетических установок высокой теплонапряженности и, в первую очередь, может быть использовано в парогенерирующих установках с ядерным топливом (в пароводяных ядерных реакторах).

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в устройствах для нагрева воды, например, в ядерных энергетических установках. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации.

Изобретение относится к ядерной технике и касается конструкции разборных тепловыделяющих сборок, содержащих чехол, соединенный винтами с головкой и/или хвостовиком, особенно для реакторов ВВЭР-440.

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок для энергетических ядерных реакторов. .

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для энергетических или исследовательских установок с использованием ядерного реактора.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа. .

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизируемых тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается модернизированная активная зона и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических ядерных реакторах (ВВЭР-440 или ВВЭР-1000).

Изобретение относится к ядерной энергетике и может использоваться в технологии изготовления дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок, которые собирают из ячеек, сформированных из трубных заготовок.
Наверх