Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами в исследовательских ядерных реакторах с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах и может быть использовано для повышения ядерной безопасности реакторов при проведении экспериментов. Способ предусматривает формирование требуемого профиля энерговыделения в активной зоне исследовательского реактора загрузкой активной зоны тепловыделяющими сборками с различным выгоранием топлива и полным или частичным вводом в активную зону регулирующих поглощающих стержней. Глубину ввода в активную зону и количество погружаемых стержней определяют в зависимости от значения допустимого по условиям безопасности положительного эффекта реактивности от снижения плотности теплоносителя в экспериментальном канале и распределения топлива в активной зоне. Техническим результатом является повышение уровня ядерной безопасности при эксплуатации исследовательского реактора в процессе проведения экспериментов. 2 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами в исследовательских ядерных реакторах с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах и может быть использовано для повышения ядерной безопасности исследовательских реакторов при проведении экспериментов путем снижения положительного эффекта реактивности до допустимых значений при вводе в активную зону регулирующих поглощающих стержней на определенную величину.

Известно, что при эксплуатации канальных ядерных реакторов с положительным плотностным (паровым) эффектом реактивности теплоносителя для снижения величины этого эффекта в активную зону вводят специальные неподвижные поглощающие стержни - дополнительные поглотители (ДП) [Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с.21-38]. По мере выгорания поглотителя (бор) в ДП приблизительно после 500 эффективных суток работы реактора отработавшие ДП заменяют новыми поглощающими стержнями.

Недостатками указанного способа, применяющегося в канальных энергетических реакторах для снижения положительного эффекта реактивности при уменьшении плотности теплоносителя в каналах, является то, что неподвижные дополнительные поглотители снижают запас реактивности и не могут быть использованы для формирования интегрального профиля энерговыделения в активной зоне путем их перемещения в ходе кампании и для увлечения продолжительности кампании.

В отличие от энергетических ядерных реакторов исследовательские реакторы характеризуются небольшим объемом активной зоны, малым запасом реактивности, высоким энерговыделением в единице объема и, соответственно, короткой продолжительностью кампании [Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учебное пособие для вузов. 2-е изд. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.21-27. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М.: Атомиздат, 1973, с.5-12].

Органы регулирования и компенсации реактивности, требуемое количество которых в активной зоне исследовательского реактора малого объема разместить достаточно сложно, используют как для обеспечения работы реактора в течение кампании, так и для формирования требуемого профиля энерговыделения в активной зоне. Причем этот профиль может существенно изменяться от кампании к кампании в зависимости от задач проводимых экспериментов.

Известен способ эксплуатации исследовательского реактора МИР [Исследовательские реакторы института и их экспериментальные возможности / Под научн. ред. проф. В.А.Цыканова. Димитровград: НИИАР, 1991, с.52-54], в активной зоне которого может быть установлено 12 петлевых каналов и 48 каналов с рабочими ТВС. Для управления реактором, формирования требуемого профиля энерговыделения в активной зоне, избыточной реактивности используют 31 поглощающий стержень. Для компенсации реактивности используют также двенадцать компенсаторов с топливной догрузкой, которые расположены в центральных отверстиях бериллиевых блоков четвертого ряда кладки активной зоны.

Дополнительные поглотители нейтронов в исследовательских реакторах нельзя разместить без существенного снижения их экспериментальных возможностей. В то же время для канальных петлевых исследовательских реакторов характерно наличие положительного эффекта реактивности при снижении плотности теплоносителя в экспериментальных каналах, что представляет потенциальную опасность при проведении экспериментов с плановым или потенциально возможным (постулируемым при анализе безопасности) запариванием экспериментального канала.

Вышеуказанные недостатки устраняются тем, что в способе эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах, включающем загрузку активной зоны, компоновку экспериментальных устройств, работу реактора в течение кампании, вводят в активную зону органы регулирования на глубину, при которой в данном распределении топлива в активной зоне, которое меняется в некотором диапазоне из-за неравномерного выгорания, эффект реактивности от удаления теплоносителя (запаривании) из экспериментального канала не превысит допустимого по соображениям безопасности значения, причем глубину ввода стержней и их количество определяют для текущего момента кампании из соотношения:

где h - глубина ввода в активную зону ближних к экспериментальному каналу поглощающих стержней, мм,

Мокр - количество топлива в рабочих каналах, окружающих экспериментальный канал для текущего момента кампании, отн.ед.,

Δρ - допустимое из соображений безопасности значение эффекта реактивности при плановом или аварийном снижении плотности теплоносителя в экспериментальном канале, βэф,

N - количество ближних к экспериментальному каналу поглощающих стержней, вводимых в активную зону,

a, b, с, d - коэффициенты пропорциональности, определяемые исходя из компоновки активной зоны канального исследовательского реактора, работающего в режиме частичных перегрузок топлива, количества и расположения экспериментальных каналов.

По завершении кампании проводят перегрузку активной зоны.

Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются:

- возможность неполного ввода в активную зону поглощающих стержней, обеспечивающих требования ядерной безопасности по значению положительного плотностного эффекта реактивности теплоносителя в каналах активной зоны и тем самым повышение экономических показателей работы реактора;

- возможность дистанционного извлечения частично погруженных поглощающих стержней в ходе кампании по мере выгорания топлива без превышения допустимого эффекта реактивности от снижения плотности теплоносителя в каналах активной зоны, что обеспечивает увеличение продолжительности кампании без ухудшения уровня ядерной безопасности;

- возможность выбора групп стержней, вводимых в активную зону для обеспечения непревышения допустимого эффекта реактивности при затаривании канала, в зависимости от места расположения экспериментального канала, в котором проводятся испытания в процессе данной кампании.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной и изобретательным уровнем.

Канальный исследовательский реактор МИР обладает положительным плотностным эффектом реактивности в экспериментальных петлевых каналах. Для обеспечения безопасности проводимых экспериментов, связанных с планируемым или постулируемым при анализе аварийных ситуаций изменением фазового состава теплоносителя в петлевых каналах (допустимый положительный эффект реактивности при затаривании не более 0,7βэф), вводят в активную зону поглощающие стержни, количество и глубину ввода в активную зону которых определяют исходя из соотношений:

N3·h≥1,2172·106·M4-3,3771·106·M3+3,2516·106·M2-1,1918·106·M+1,045·105

для петлевых каналов в третьем ряду кладки активной зоны,

N2·h≥-1,3395·106·М4+4,6108·106·М3-5,928·106·М2+3,3779·106·M-7,183·105

для петлевых каналов во втором ряду кладки активной зоны.

В данном случае М - масса топлива в рабочих ТВС, окружающих петлевой канал, относительно номинальной загрузки в необлученной тепловыделяющей сборке;

N3, N4 - количество условных поглотителей вблизи петлевого канала (под одним условным поглотителем понимается поглощающий стержень 2-го радиуса относительно петлевой ячейки, стержень первого радиуса приравнивается двум условным поглотителям);

h - глубина ввода поглощающего стержня в активную зону, мм.

1. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с положительным плотностным эффектом реактивности теплоносителя в экспериментальных каналах, отличающийся тем, что загружают активную зону, компонуют экспериментальные устройства, вводят в активную зону органы регулирования на глубину, при которой в данном текущем распределении топлива в активной зоне эффект реактивности от удаления теплоносителя из экспериментального канала не превысит допустимого по соображениям безопасности значения, причем глубину ввода стержней и их количество определяют из соотношения

где h - глубина ввода в активную зону ближних к экспериментальному каналу поглощающих стержней, мм;

Мокр - масса топлива в рабочих каналах, окружающих экспериментальный канал, отн.ед.;

N - количество ближних к экспериментальному каналу поглощающих стержней, вводимых в активную зону;

Δρ - допустимое из соображений безопасности значение эффекта реактивности при плановом или аварийном снижении плотности теплоносителя в экспериментальном канале, βэф;

a, b, c, d и f - коэффициенты пропорциональности, определяемые, исходя из компоновки активной зоны канального исследовательского реактора, работающего в режиме частичных перегрузок топлива, количества и расположения экспериментальных каналов.

2. Способ эксплуатации по п.1, отличающийся тем, что в зависимости от места расположения экспериментального канала, в котором проводят испытания, в процессе данной кампании выбирают те поглощающие стержни, которые расположены вблизи данного экспериментального канала.

3. Способ эксплуатации по п.1, отличающийся тем, что по мере изменения массы топлива в рабочих каналах без превышения допустимого эффекта реактивности от снижения плотности теплоносителя в экспериментальном канале возможно изменение глубины ввода погруженных поглощающих стержней для увеличения продолжительности кампании без ухудшения уровня ядерной безопасности.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при контроле герметичности парогенераторов судовых ядерных энергетических установок с водо-водяным реактором под давлением при проведении гидравлических испытаний.

Изобретение относится к области атомной техники и предназначено для использования в водо-водяных реакторах и бассейнах хранения ядерного топлива для обнаружения негерметичности твэлов в тепловыделяющих сборках.

Изобретение относится к области контрольной и измерительной техники и предназначено для проведения технологических операций. .

Изобретение относится к области исследования свойств материалов и предназначено для использования в целях изучения влияния химического состава, текстуры, технологии изготовления, облучения на трещиностойкость при коррозионном растрескивании под напряжением циркониевых сплавов оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов в обоснование работоспособности твэлов в режимах изменения мощности реактора.

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами в исследовательских ядерных реакторах, количество топлива в которых в несколько раз превышает критическую массу и может быть использовано для обеспечения постоянных условий облучения испытываемых образцов.
Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при контроле оболочки, снаряженной топливными таблетками, герметизированной снаряженной оболочки - тепловыделяющего элемента (твэла) и твэла перед сборкой в тепловыделяющую сборку (ТВС).

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности.

Изобретение относится к измерительной технике, предназначено для комплексного обследования технического состояния элементов системы управления и защиты ядерных реакторов, в частности стержней.

Изобретение относится к измерительной технике, предназначено для комплексного обследования технического состояния элементов системы управления и защиты ядерных реакторов, в частности стержней.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при выполнении работ по реконструкции топливной ячейки активных зон канальных уран-графитовых ядерных реакторов большой мощности

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для использования на предприятиях по изготовлению и контролю тепловыделяющих сборок (ТВС), преимущественно для водо-водяного энергетического реактора

Изобретение относится к способам экспериментального определения физических характеристик ядерных реакторов и может быть использовано при оценке эффективного коэффициента размножения и реактивности ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной технологии и может применяться на предприятиях по изготовлению таблетированного ядерного, преимущественно уран-гадолиниевого, топлива для энергетических реакторов
Изобретение относится к области атомной техники

Изобретение относится к физике исследовательских импульсных ядерных реакторов, а именно апериодических импульсных реакторов (АИР), и может быть использовано в автоматизированных системах диагностики состояния активной зоны (A3) ядерного реактора в процессе его эксплуатации

Изобретение относится к средствам идентификации тепловыделяющих сборок, предпочтительно, отработанных, извлекаемых из ядерного реактора или водного бассейна-хранилища и предназначенных для последующего хранения и переработки

Изобретение относится к области контроля нейтронного потока для обеспечения контроля, управления и защиты корпусных ядерных реакторов
Наверх