Устройство аварийной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов. Устройство аварийной защиты ядерного реактора содержит полость, расположенную выше активной зоны, установленный в вертикальном канале на опорных блоках столб топливных элементов, образующий часть активной зоны и омываемый теплоносителем. В центральной части канала между топливными элементами установлены полые цилиндрические блоки в форме стаканов, донной частью вверх. Часть топливных элементов, расположенных непосредственно под полыми цилиндрическими блоками, выполнена на основе Th²³², при этом отношение величины удельного веса топливных элементов на основе Th²³² к величине удельного веса остальных топливных элементов находится в пределах от 3,5 до 4,5. Использование изобретения позволит создать устройство аварийной защиты ядерного реактора, обеспечивающего надкритическое нейтронно-физическое состояние в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора и подкритическое состояние при аварии с вскипанием и потерей теплоносителя, в том числе снижение величины всплеска мощности вследствие инерционности системы аварийной защиты. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов.

Известно топливное устройство ядерного реактора [RU №2253156, G21С 3/30, 3/00, 7/00, 21.08.2003], содержащее вертикальный технологический канал, 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.

Недостатком данного топливного устройства является то, что за счет "паразитного" поглощения нейтронов ядрами бора-10 снижается коэффициент реактивности как топливного канала, так и активной зоны реактора. Кроме этого, в местах расположения поглощающих блоков наблюдаются провалы нейтронного потока и, следовательно, снижается выгорание делящихся изотопов в расположенных рядом тепловыделяющих элементах.

Еще одним недостатком данного устройства является сложность изготовления поглощающих блоков с полостью.

Известно устройство аварийной защиты ядерного реактора [SU №1816145, G21С 7/00, 7/30, 19.12.1989], содержащее установленный в вертикальном канале на опоре столб топливных элементов из делящегося материала, нижняя часть столба топливных элементов связана с опорным элементом, выполненным в виде клина, сужающегося к верхней части, которое взято за прототип. Выше участка размещения топливных элементов в районе верхней границы активной зоны реактора в канале имеется сужение по внутренней поверхности. Внутренний диаметр сужения больше диаметра топливных блоков и меньше максимального диаметра клина опорного элемента. Над сужением имеется полость, объем которой достаточен для размещения всех топливных блоков. При аварии с разрывом подводящего трубопровода происходит падение давления в технологическом канале, в насыщенной жидкости возникает вскипание и возникающая при этом гидродинамическая сила, действующая на столб топливных блоков и опорный элемент, снизу вверх выбрасывает топливные блоки из активной зоны, а опорный элемент поднимается до сужения и клинит в нем.

Недостатком данного устройства является то, что при выбросе снизу вверх топливных блоков, расположенных ниже центра активной зоны, увеличивается величина мощностного всплеска, так как топливные блоки проходят зону максимальной плотности потока нейтронов, которая приходится примерно на центр активной зоны. Точка вскипания теплоносителя располагается, как правило, примерно в центре активной зоны, где плотность потока нейтронов максимальна. Возникновение объемного кипения в центральной части активной зоны приводит к образованию гидродинамических сил, направленных как к верху, так и к низу активной зоны, что приводит к увеличению инерционности данного устройства, т.к. до тех пор, пока точка вскипания теплоносителя не переместится в нижнюю часть канала, нормальное функционирование данного устройства затруднено.

В соответствии с правилами ядерной безопасности система аварийной защиты должна обеспечивать надежное заглушение реактора и подкритичность активной зоны не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения (Правила ядерной безопасности «ПБЯ-РУ-АЭС-89», п.3.22). Поэтому наиболее важным, в случае возникновения аварии с разрывом подводящего трубопровода и вскипанием теплоносителя, является не удержание топливных блоков за пределами активной зоны, а снижение всплеска реактивности и, тем самым, недопущение неконтролируемого нарастания мощности реактора в течение времени, необходимого для срабатывания системы аварийной защиты реактора. Инерционность системы аварийной защиты реактора определяется временем формирования аварийного сигнала и временем введения поглощающих стержней в активную зону.

Еще одним недостатком этого устройства является то, что изготовление сужения в канале и опорного клиновидного устройства достаточно сложно.

Задачей изобретения является создание устройства аварийной защиты ядерного реактора, обеспечивающего надкритическое нейтронно-физическое состояние в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора и подкритическое состояние при аварии с вскипанием и потерей теплоносителя, в том числе снижение величины мощностного всплеска вследствие инерционности системы аварийной защиты.

Поставленная задача решается тем, что в устройстве аварийной защиты ядерного реактора, содержащем полость, расположенную выше активной зоны, установленный в вертикальном технологическом канале на опорных блоках столб топливных элементов, образующий часть активной зоны и омываемый теплоносителем, в центральной части технологического канала между топливными элементами устанавливают полые цилиндрические блоки в форме стаканов донной частью вверх. Для снижения эффекта обезвоживания при аварии, связанной с потерей теплоносителя, часть топливных элементов, расположенных непосредственно под полыми цилиндрическими блоками, выполняют на основе Th²³².

Размеры и количество полых блоков выбирают таким образом, чтобы обеспечить величину гидродинамической силы, направленной снизу вверх, необходимую для ускоренного вывода топливных элементов, расположенных над полыми блоками, за пределы активной зоны при вскипании теплоносителя. Суммарную высоту и количество полых цилиндрических блоков в канале определяют в зависимости от суммарной массы топливных элементов, расположенных выше полых цилиндрических блоков, а также коэффициента реактивности топливного канала, путем решения оптимизационных задач.

Полые блоки выполняют из алюминия или циркония.

Сущность изобретения поясняется на примере конструкции устройства аварийной защиты ядерного реактора, общий вид которого представлен на чертеже.

Устройство аварийной защиты содержит технологический канал 1, в котором на опорные блоки 2 установлены топливные элементы 3, 4, 6 и полые цилиндрические блоки 5. Полые цилиндрические блоки 5, выполненные в форме стаканов, расположены донной частью вверх в центральной части технологического канала 1 между топливными элементами 4 и 6. Топливные элементы 3, 4 и 6 охлаждают водным теплоносителем 7, подаваемым из напорного трубопровода 8 и выводимым по трубопроводу 9. Над верхней границей активной зоны в канале 1 имеется полость 10, объем которой достаточен для размещения в ней всех топливных элементов 4. Топливные элементы 3 и 4 выполнены на основе урана, с обогащением по изотопу U²³⁵≤95%, диспергированного в алюминиевую матрицу. Плотность урана в топливных элементах 3 и 4 не превышает 500 кг/м³. Топливные элементы 6 выполнены на основе Th²³² и установлены ниже полых цилиндрических блоков 5 и выше топливных элементов 3. Плотность тория в топливных элементах 6 находится в пределах 11500-11700 кг/м³. Отношение величины удельного веса топливных элементов на основе тория 6 к величине удельного веса топливных элементов на основе урана 3 и 4 находится в пределах от 3,5 до 4,5.

При нормальных условиях эксплуатации реактора теплоноситель 7 из напорного трубопровода 8 подают под давлением в технологический канал 1. Теплоноситель 7, снимая тепло с топливных элементов 3, 4 и 6, нагревается и поступает в отводящий трубопровод 9. При аварийной разгерметизации напорной части первого контура реактора давление в напорном трубопроводе 8 падает до давления окружающей среды. В насыщенной жидкости возникает объемное кипение, при котором теплоноситель переходит из однофазного состояния в двухфазное в виде пароводяной смеси, которая расширяется в процессе испарения воды. При этом спектр тепловых нейтронов становится высокоэнергетичным. По результатам оценочных расчетов первоначальная точка вскипания теплоносителя соответствует примерно середине активной зоны реактора, где плотность потока нейтронов, а также температура топливных элементов и металлоконструкций имеют максимальные значения. Возникающая вследствие вскипания теплоносителя гидродинамическая сила, действующая на топливные элементы 4 и полые блоки 5 снизу вверх, выбрасывает их за пределы активной зоны в полость 10. Количество и размеры полых блоков 5 выбирают таким образом, чтобы обеспечить ускоренный вывод топливных элементов 4 за пределы активной зоны.

Ускоренное выведение топливных элементов 4 за пределы активной зоны ядерного реактора, в случае аварийного снижения давления на входе в канал активной зоны, приводит к снижению до отрицательных значений реактивности реактора и прекращению цепной реакции деления топлива. Кроме того, применение Th²³² в топливных элементах 6 позволяет, за счет их большой массы, исключить подброс топливных элементов 3 на основе U²³⁵ к центру активной зоны и, таким образом, снизить величину мощностного всплеска, обусловленного инерционностью системы аварийной защиты. Преимущество применения Th²³² в качестве поглотителя, в сравнении с поглотителем, используемым в аналоге, состоит в том, что происходит не только уменьшение эффекта обезвоживания, но и осуществляется воспроизводство ядерного топлива, обеспечивающее поддержание требуемого запаса реактивности реактора в течение кампании.

Актуальность надежной защиты реактора от последствий аварийного разрыва напорной части первого контура высока, поскольку он сопровождается высокими скоростями развития аварийных процессов и вероятными тяжелыми последствиями в случае перехода реактора в надкритическое состояние. Наличие в реакторе соответствующего числа каналов, содержащих полые блоки и ториевые топливные элементы по предлагаемому изобретению, за счет высокоскоростного выброса топливных элементов 4 из активной зоны и удержания ториевыми топливными элементами 6 топливных элементов 3 в нижней части активной зоны не допускает переход реактора в надкритическое состояние и устраняет возможность мощностного всплеска в течение времени, необходимого для срабатывания системы аварийной защиты.

1. Устройство аварийной защиты ядерного реактора, содержащее полость, расположенную выше активной зоны, установленный в вертикальном канале на опорных блоках столб топливных элементов, образующий часть активной зоны и омываемый теплоносителем, отличающееся тем, что в центральной части канала между топливными элементами установлены полые цилиндрические блоки в форме стаканов, донной частью вверх, часть топливных элементов, расположенных непосредственно под полыми цилиндрическими блоками, выполнена на основе Th²³², при этом отношение величины удельного веса топливных элементов на основе Th²³² к величине удельного веса остальных топливных элементов находится в пределах от 3,5 до 4,5.

2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что полые блоки выполнены из алюминия или циркония.