Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней



Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней
Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней

 


Владельцы патента RU 2407078:

ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КО. ЛЛС (US)

Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к управляющим сборкам реактора.

Реактор имеет ряд топливных сборок, каждая из которых состоит из большого числа топливных стержней, удерживаемых в определенном порядке поперечными опорными решетками, ряда направляющих, проходящих сквозь опорные решетки вдоль топливных стержней. Управляющая сборка серых стержней содержит крестовину, которая предназначена для управляемого введения сборок серых стержней в направляющие топливной сборки с целью регулирования уровня мощности реактора. Каждая сборка серых стержней состоит из длинного трубчатого элемента, первой концевой заглушки, второй концевой заглушки, поглотителя нейтронов из практически чистого серебра, распределенного внутри трубчатого элемента и опорной трубки, окружающей поглотитель нейтронов внутри трубчатого элемента. Опорная трубка предотвращает распухание серебра.

Изобретение направлено на улучшение дельта-мощности реактора за счет минимизации площади поверхности, на противодействие объемному распуханию поглотителя нейтронов и на снижение риска растрескивания оболочек поглощающих стержней. 3 н. и 16 з.п. ф-лы, 9 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится, в целом, к ядерным реакторам, точнее к перспективной конструкции управляющей сборки серых стержней (УССС).

Информация об уровне техники

Энергия, производимая реактором атомной электростанции, регулируется, главным образом, поднятием или опусканием сборок контрольных стержней внутри активной зоны. Изменение генерируемой мощности в соответствии с требуемым отпуском электроэнергии электростанцией, обычно называется схемой следования за нагрузкой. Как описывается, например, в патенте США №4079236, режим следования за нагрузкой приводит к многочисленным эксплуатационным проблемам. Например, в водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) в режиме следования за нагрузкой следует регулировать реактивность; должны отслеживаться также изменения в аксиальном энергораспределении в зоне реактора в соответствии с изменением уровня мощности.

Топливные сборки зон современных реакторов обычно используют два типа сборок управляющих стержней, регулирующих реактивность ядерного реактора: стержневая сборка системы управления и защиты (СССУЗ) и управляющая сборка серых стержней (УССС). Обе состоят из многочисленных поглощающих нейтроны стержней, закрепленных в верхней части на обычной ступице или крестовине. Тело стержней обычно состоит из трубки, выполненной из нержавеющей стали, в которой содержится материал, поглощающий нейтроны, такой как поглощающий нейтроны материал из серебра, индия и кадмия; стержни двигаются внутри направляющих в топливной сборке с управляющим приводом у верхней части крестовины, который управляет перемещением стержней внутри направляющих трубок. Таким образом контролируемое введение и выведение стержней регулирует, в целом, мощность реактора.

Обычно УССС используются для управления в режиме следования за нагрузкой, поскольку в них имеются управляющие стержни с уменьшенной эффективностью; им дается понятие «серые» стержни. Известно, что серые стержни обеспечивают механическую компенсацию реактивности (MSHIM) в противоположность к химической корректировке, которая требует изменения концентрации растворимого бора в теплоносителе реактора. Таким образом, использование серых стержней сводит к минимуму необходимость промежуточной подготовки теплоносителя первого контура реактора в текущем режиме времени. Это, таким образом, сильно упрощает режимы эксплуатации. Конкретно, существующие конструкции УССС обычно состоят из стержней, закрепленных сверху на крестовине. Из 24 стержней в кластере только четыре стержня представляют собой поглощающие стержни. Поглощающий нейтроны материал внутри стержней обычно состоит ориентировочно из 85% серебра, 10% индия и 5% кадмия. Такая конструкция имеет некоторые недостатки.

К недостаткам известных конструкций УССС можно отнести то, что индий и кадмий имеют относительно большие сечения захвата нейтронов; это приводит к их истощению в течение относительно короткого времени. В результате эффективность стержней такой УССС падает до величины порядка 80% от начального значения в течение около пяти лет или за три 18-месячных топливных цикла. Продолжающееся снижение эффективности стержней приводит к тому, что УССС становится неэффективной в плане управления реактором в режиме следования за нагрузкой. Это вынужденно приводит к частым заменам УССС. Другой недостаток заключается в том, что происходят местные изменения в энергоотдаче топливных стержней, в сборке которых имеются четыре направляющих, в которых находятся поглощающие стержни. В частности, из-за того, что поглощающий материал помещен в четыре стержня, происходят скачки мощности, обычно именуемые как «дельта» - мощность топливных стержней; это происходит, например, во время поднятия стержней. Поднятие стержней - это процесс извлечения УССС из топливной сборки; в известных конструкциях УССС это приводит к скачку дельта-мощности. В частности, при относительно большом количестве поглощающего материала, помещенного только в четыре стержня, в этих стержнях при таких условиях (например, поднятие стержней) выделяется значительное количество тепла с большой плотностью энергии. Это может приводить к объемному вскипанию, распуханию серебра и другим соответствующим неблагоприятным факторам. Распухание серебра, которое является давнишней проблемой в промышленности в течение многих лет, происходит часто, потому что - несмотря на гораздо меньшее, чем у кадмия и индия, истощение серебра - у него наивысший показатель по захвату или по поглощению среди трех поглощающих материалов; это делает его наиболее чувствительным к избыточному нагреву и распуханию. Слишком большое распухание поглотителя может приводить к тому, что поглотитель начинает контактировать с окружающей его оболочкой и может привести к ее растрескиванию.

Таким образом, здесь имеется место для улучшения УССС для ядерных ректоров.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Эти и другие потребности удовлетворяются настоящим изобретением, которое направлено на улучшение конструкции управляющей сборки серых стержней (УССС); конструкция предусматривает применение улучшенного материала, поглощающего нейтроны, и улучшенной сборки серых стержней, а также обеспечивает распределение серых стержней в сборке, пригодное для работы в режиме следования за нагрузкой так, чтобы преодолеть известные, традиционно ассоциирующиеся с этим неблагоприятные факторы.

Один из аспектов изобретения заключается в том, что для серых стержней ядерного реактора сделана улучшенная конструкция сборки серых стержней. Ядерный реактор состоит из некоторого количества топливных сборок, каждая из которых собрана из длинных ядерных топливных стержней, удерживаемых в определенном порядке несколькими плотно удерживающими их опорными решетками; сборка имеет также набор направляющих, проходящих параллельно топливным стержням через опорные решетки и закрепленных на них. Управляющая сборка стержней включает в себя крестовину, которая состоит из ряда радиально расходящихся консолей и которая сформирована таким образом, чтобы обеспечивать перемещение каждой сборки серых стержней внутри направляющих для регулирования уровня мощности ядерного реактора. Сборка серых стержней состоит из: длинного трубчатого конструктивного элемента, имеющего первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину; первой заглушки, соединенной с первым концом длинного трубчатого члена и сконструированной в форме, облегчающей ввод длинного трубчатого конструктивного элемента в одну из направляющих топливной сборки; второй заглушки, соединенной со вторым концом длинного трубчатого конструктивного элемента и сконструированной таким образом, чтобы стыковаться к одной из радиально расположенных консолей крестовины управляющей сборки стержней; нейтронного поглотителя, размещенного внутри длинного трубчатого конструктивного элемента со смещением, преимущественно, к его первому концу; при этом нейтронный поглотитель имеет собственный диаметр значительно меньший, чем диаметр длинного трубчатого конструктивного элемента и длину более короткую, чем длина длинного трубчатого конструктивного элемента, что делается для минимизации поверхности облучения поглотителя нейтронов, когда трубчатый конструктивный элемент вводится в направляющую; а также опорной трубки, сконструированной таким образом, чтобы удерживать поглотитель нейтронов внутри трубчатого конструктивного элемента, при этом опорная трубка располагается между поглотителем нейтронов и длинным трубчатым конструктивным элементом и имеет конструкцию, способную противостоять распуханию поглотителя нейтронов.

Поглотитель нейтронов может состоять в основном из чистого серебра. Поглотитель нейтронов может распределяться, в основном, концентрически внутри длинного трубчатого конструктивного элемента, при этом опорная трубка имеет толщину стенки, соответствующую промежутку между внешним диаметром поглотителя и внутренним диаметром длинного трубчатого конструктивного элемента. Опорная трубка может быть изготовлена из нержавеющей стали; она может содержать в себе образцовый поглотитель, состоящий преимущественно из чистого серебра для того, чтобы предотвратить распухание серебра.

Еще один аспект изобретения: улучшенная управляющая сборка серых стержней, предназначенная для ядерного реактора, в котором есть многочисленные топливные сборки, в каждой из которых есть значительное количество топливных стержней, удерживаемых в организованном порядке рядом перпендикулярно расположенных опорных решеток, а также ряд направляющих, проходящих в сборке параллельно топливным стержням, и закрепленных на опорных решетках.

Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней включает в себя: крестовину с рядом радиально расходящихся консолей и некоторое количество сборок серых стержней, закрепленных на консолях крестовины. Крестовина спроектирована таким образом, чтобы передвигать каждую сборку серых стержней внутри направляющих для управления мощностью реактора, в котором каждая из сборок серых стержней содержит: длинный трубчатый элемент, имеющий первый и второй концы, внешний диаметр и длину, заглушку, закрепленную на первом конце длинного трубчатого элемента, сформированную таким образом, чтобы облегчать ввод длинного трубчатого элемента в одну из направляющих в топливной сборке; заглушку, закрепленную на втором конце длинного трубчатого элемента, сконструированную таким образом, чтобы стыковаться к одной из радиально расходящихся консолей крестовины; поглотитель нейтронов, помещенный внутрь длинного трубчатого элемента со сдвигом преимущественно к его первому концу, при этом поглотитель нейтронов имеет диаметр, существенно меньший по сравнению с диаметром длинного трубчатого элемента, и длину намного меньшую длины длинного трубчатого элемента, а также опорную трубку, окружающую поглотитель нейтронов внутри длинного трубчатого элемента для предотвращения распухания поглотителя нейтронов и растрескивания направляющей, когда регулирующая сборка вводится в направляющую.

Поглотитель нейтронов может быть распределен между всеми сборками серых стержней всего количества сборок серых стержней. Конкретнее, улучшенная сборка серых стержней может содержать 24 серых стержня, в которых поглотитель нейтронов равномерно распределен между всеми 24 серыми стержнями сборки.

И еще один аспект изобретения: топливная сборка ядерного реактора, содержащая: многочисленные длинные стержни с ядерным топливом, каждый из которых имеет большую аксиальную длину; ряд поперечных опорных решеток, разнесенных вдоль длины топливных стержней, чтобы держать топливные стержни в организованном порядке; ряд направляющих, проходящих через опорные решетки вдоль топливных стрежней; а также улучшенную управляющую сборку серых стержней, которая состоит из крестовины, на которой расположен ряд радиально расходящихся консолей и определенное количество сборок серых стержней, пристыкованных к консолям улучшенной управляющей сборки серых стержней таким конструктивным образом, чтобы перемещать каждую из сборок серых стержней внутри одной из направляющих для обеспечения управления уровнем мощности реактора, в котором каждая из сборок серых стержней состоит из: длинного трубчатого элемента, который имеет первый и второй концы, внешний диаметр и длину; заглушку, закрепленную на первом конце длинного трубчатого элемента, сформированную таким образом, чтобы облегчать ввод длинного трубчатого элемента в одну из направляющих в топливной сборке; заглушку второго конца, закрепленную одним концом на втором конце длинного трубчатого элемента, и другим концом - к одной из радиально расходящихся консолей крестовины; поглотителя нейтронов, помещенного внутрь длинного трубчатого элемента, преимущественно со сдвигом к его первому концу. При этом поглотитель нейтронов имеет диаметр, существенно меньший диаметра длинного трубчатого элемента, и длину, намного меньшую длины длинного трубчатого элемента, а также опорную трубку, расположенную между поглотителем нейтронов и длинным трубчатым элементом, заключая, таким образом, поглотитель нейтронов в оболочку внутри трубчатого элемента с тем, чтобы предотвращать распухание поглотителя нейтронов.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Полное понимание изобретения можно получить из следующего описания предпочтительного варианта осуществления, если его читать вместе с сопутствующими чертежами в которых:

Фиг.1 представляет собой фронтальный вид топливной сборки, показанной в сокращенном по вертикали виде, управляющую сборку к ней, частично показанную в линиях невидимого контура.

Фиг.2А представляет собой фронтальный вид управляющей сборки с частичным разрезом, в снятом с топливной сборки виде, как показано на Фиг.1.

Фиг.2В - вид сверху крестовины управляющих стержней показанного на Фиг.2А вида управляющей сборки.

Фиг.3 - графическое представление скорости истощения для различных материалов, поглощающих нейтроны.

Фиг.4 - графическое представление скорости истощения поглотителя из практически чистого серебра в изобретении в сравнении со скоростью истощения в поглощающем материале Ag-In-Cd, известном в существующей технике.

Фиг.5 - фронтальный вид с частичным разрезом усовершенствованной сборки в соответствии с изобретением.

Фиг.6 - вид сечения по 6-6 на Фиг.5.

Фиг.7 - схематическая диаграмма одной восьмой существующей в практике топливной сборки, на которой показано изменение мощности на стержне после того, как существующая в практике УССС была выведена из зоны реактора при поднятии стержней.

Фиг.8 - схематическая диаграмма одной восьмой топливной сборки, на которой показано изменение мощности на стержне топливной сборке, в которой применяется усовершенствованная УССС изобретения, после того как УССС была выведена из зоны реактора.

ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНОГО ВАРИАНТА ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Для простоты изложения изобретение будет представлено на основании конструкции зоны водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР), коммерчески известной под обозначением АР1000. Конструкция АР1000 разработана компанией «Вестингауз Электрик Компани ЛЛС». Производство компании «Вестингауз Электрик Компани ЛЛС» находится в Монровилле, шт.Пенсильвания. Ссылка на АР1000 дается исключительно в иллюстративных целях и не ограничивает состав изобретения. Таким образом, приветствовалось бы, чтобы конструкция образца изобретенной УССС нашла применение в широком спектре других конструкций реакторов.

Используемые здесь определительные фразы, такие как, например, верхний, нижний, верх, низ, левый, правый и производные от них, относятся к ориентации элементов, показанных на чертежах, и не ограничивают формулу изобретения, если об этом не говорится отдельно в пунктах формулы изобретения.

Употребляемая здесь фраза, что две или более деталей «соединяются» вместе, означает, что детали совмещаются непосредственно или через один или несколько переходников.

Употребляемый здесь термин «количество» должен рассматриваться как «один и более чем один» (т.е. некоторое количество).

Топливная сборка

Обращаясь теперь к чертежам, имеем, в частности, на Фиг.1 вертикальную проекцию топливной сборки ядерного реактора, представленную в сокращенном по вертикали виде; она обозначена номером ссылки 10. Топливная сборка 10 представляет собой тип, используемый в водо-водяных энергетических реакторах (ВВЭР). Она имеет структурное построение, имеющее в нижней части нижний хвостовик 12 для опоры топливной сборки 10 на опорную плиту 14 в активной зоне реактора (не показана); в верхней части имеется хвостовик 16 и некоторое количество направляющих 18, которые размещены вертикально между нижним 12 и верхним 16 хвостовиками сборки, на которых они жестко закреплены. Топливная сборка 10 включает в себя также некоторое количество поперечных решеток 20, разнесенных вдоль оси и смонтированных к направляющим трубкам 18; она содержит также установленные в определенном порядке топливные стержни 22, распределенные в радиальном направлении и поддерживаемые решетками 20. Сборка имеет также инструментальный канал 24, смонтированный в ее центре между нижним 12 и верхним 16 хвостовиками. Исходя из предшествующего описания компоновки элементов будет понятно, что топливная сборка 10 образует собой интегрированный узел, с которым удобно производить действия без разрушения элементов сборки.

Как обсуждалось выше, топливные стержни 22 в топливной сборке 10 размещаются в определенном порядке по отношению друг к другу благодаря решеткам 20, которые разнесены вдоль всей длины сборки. Каждый топливный стержень 22 содержит в себе ядерные топливные таблетки 26 и закрыт с противоположных концов верхней 28 и нижней 30 заглушками. Таблетки 26 поддерживаются в стопке газонапорной пружиной 32, размещенной между верхней концевой заглушкой 28 и верхним уровнем стопки таблеток. Топливные таблетки 26, скомпонованные из делящихся материалов, отвечают за выделение атомной энергии в реакторе. Жидкий замедлитель/охладитель, такой как вода или вода, содержащая бор, подается снизу вверх через множество отверстий в нижней опорной плите 14 в топливную сборку. Нижний хвостовик 12 топливной сборки 10 пропускает охладитель вверх через направляющие трубки 18 и вдоль топливных стержней 22 сборки с тем, чтобы снять тепло, образуемое в них для последующего производства полезной работы. Для управления процессом деления определенное количество управляющих стержней 34 может перемещаться в обоих направлениях внутри направляющих 18, которые размещены в заданных позициях в топливной сборке 10. Крестовина 39, размещенная сверху хвостовика сборки 16, удерживает управляющие стержни 34.

Фиг.2А и 2В показывают сборку управляющих стержней 36, извлеченную из топливной сборки 10, которая изображена на Фиг.1. Обычно управляющая сборка 36 имеет цилиндрическую часть с внутренней резьбой 37 с рядом радиально отходящих консолей или лап 38, которые составляют собой крестовину 39, лучше показанную на Фиг.2В. Как указано выше, каждая лапа 38 соединена с регулирующим стержнями 34 таким образом, что сборкой управляющих стержней 36 можно перемещать управляющие стержни 34 вертикально внутри направляющих 18 (Фиг.1) с тем, чтобы управлять процессом деления в топливной сборке 10 (Фиг.1)хорошо известным способом.

За исключением изобретенного образца сборки управляющих стержней, которая включает в себя усовершенствованную сборку управляющих серых стержней (УССС) 36, имеющую сборку из улучшенных серых стержней 34, речь о которых пойдет далее, все предыдущее - это старая и хорошо известная информация.

Усовершенствованная УССС

Продолжая рассмотрение Фиг.2А и 2В, теперь будет описана общая конфигурация управляющего стержня. Как отмечено выше, для того чтобы использовать преимущества механической компенсации, обеспечиваемой низкой эффективностью серых стержней, известные сборки управляющих стержней, такие как существующие управляющие сборки для реактора компании «Вестингауз Электрик компании ЛЛС», применяют сборку УССС. Однако при том, что конструкция сборки УССС для действующей конструкции реактора АР1000 имеет 24 стержня, которые обычно размещаются, как показано на Фиг.2В, 20 из 24 стержней, как отмечалось выше, - это выполненные из нержавеющей стали (например, без ограничений SS-304) водопогруженные стержни и только четыре стержня - это поглощающие нейтроны стержни. Важно отметить, таким образом, что весь поглощающий нейтроны материал локализован и изолирован только в четырех стержнях в сборке УССС.

К этому надо добавить, что в существующей конструкции АР1000 поглощающий материал представляет собой смесь поглотителей Аg-In-Cd в пропорции 85% серебра, 10% индия и 5% кадмия. Этот поглощающий материал согласуется со стандартной полномасштабной стержневой сборкой системы управления и защиты (СССУ), в которой все 24 стержня содержат смесь Ag-In-Cd. Как уже отмечено и как будет рассмотрено далее в Фиг.3, индий и кадмий известны как быстро истощающиеся материалы. Сборки СССУ проводят в зоне минимальное время в ходе эксплуатации ректора. Таким образом, истощение для них - это не проблема. Однако для АР1000 при операциях по механической компенсации (MSHIM), например, ожидается, что сборки УССС будут находиться в зоне до половины эксплуатационного цикла. В этих эксплуатационных условиях существующие конструкции УССС следовало бы заменять почти каждые пять лет из-за быстрого истощения поглотителя. Как будет обсуждено детально далее, среди прочих выгод, изобретенная конструкция УССС преодолевает этот недостаток быстрого истощения, а также в значительной мере позволяет избежать нежелательное импульсное увеличение энерговыделения, происходящее, когда обычные сборки УССС, имеющие четыре стержня СССУ, выводятся из зоны.

Дальнейшее понимание упомянутой ранее проблемы истощения поглотителя может быть достигнуто при обращении к Фиг.3. Фиг.3 показывает график истощения для двух различных изотопов серебра, двух различных изотопов индия и скорость истощения для кадмия. Конкретно, истощение серебра-107 (Аg-107), серебра-109 (Аg-109), индия-113 (In-113), индия-115 (In-115) и кадмия (Cd) представлены графически вместе для сравнения - графики 100, 102, 104, 106 и 108 соответственно.

Как показано, оба изотопа серебра 100, 102 имеют медленную скорость истощения, в то время как индий-115, 106 и кадмий 108 имеют большую нелинейную скорость истощения. Конкретно, быстрое истощение индия-115, 106 и кадмия 108 приводит к потере поглотительной способности в 20% уже после пяти лет эксплуатации. Как отмечено ранее, это нежелательным образом приводит к уменьшению эффективности сборки УССС по управлению реактором в режиме следования за нагрузкой, что естественно ведет к частой замене сборки УССС. Изобретение преодолевает эти недостатки использованием улучшенной конструкции сборки серых стержней, которая, среди прочих усовершенствований, использует другой поглощающий нейтроны материал, имеющий улучшенные характеристики по истощению по сравнению с существующим поглотителем на основе смеси Ag-In-Cd.

Конкретно, на Фиг.4 показан график истощения изобретенного образцового поглощающего материала 110 в сравнении с существующим поглотителем на основе Ag-In-Cd. Подобно графику на Фиг.3 истощение показано как изменение во времени относительной эффективности поглотителей 110 и 112 по годам. Конкретно, изобретение заменяет существующий поглотитель Ag-In-Cd 112 на поглотитель 110, в котором содержится практически чистое серебро. Применяемые здесь выражения «практически чистое серебро» и «чистое серебро» используются на равных основаниях применительно к поглотителю, который почти полностью состоит из химически чистого серебра, в котором примеси находятся в таком малом количестве, что их можно считать пренебрежимо малыми. Как показано на Фиг.4, использование чистого серебра значительно снижает скорость истощения поглотителя, расширяя временные рамки полезного использования усовершенствованной сборки УССС 36 (Фиг.2А) до 15-20 лет или до 10-13 18-месячных циклов. Это не только значительное улучшение упомянутого ранее времени - 5 лет или три 18-месячных циклов - времени полезного использования существующего поглотителя Ag-In-Cd, но само применяемое образцовое чистое серебро 110 имеет гораздо лучшую линейную характеристику по истощению в сравнении с экспоненциально быстрым истощением поглотителя Ag-In-Cd 110. Продолжительный срок полезной эксплуатации образцового поглотителя 112 позволяет усовершенствованной сборке УССС 36 (Фиг.2А) соответствовать требованиям по времени жизни регулирующих стержней. Это дает, например, возможность эксплуатировать сборку УССС 36 в зоне реактора продолжительные периоды времени, до половины и более всего эксплуатационного цикла.

Для того чтобы успешно адаптировать изобретенный образцовый серебряный поглотитель 110 требуется преодолеть ряд трудностей. На самом деле, в связи с наличием у серебра некоторых свойств, которые могут приводить к нежелательным последствиям при радиационном облучении (к ним относятся такие, как например, высокая поглощающая способность и сопутствующее ему распухание серебра), использование поглотителя из чистого серебра контринтуитивно тому, что известно и практикуется в науке. Более конкретно, как обсуждалось выше, из-за того, что серебро имеет более высокий показатель захвата (например, поглощающая способность), чем кадмий и индий, то следует ожидать у него наибольшее распухание при введении в зону и облучении. Как отмечено уже ранее, такое распухание серебра вызывает нежелательное напряжение в оболочке вплоть до того, что она в конечном итоге растрескивается. Это может приводить, среди прочих проблем, к загрязнению охлаждающей жидкости в реакторе. В соответствии с этим - об этом пойдет речь далее - была изменена конструкция сборки серых стержней 34 всей сборки УССС 36 в качестве еще одного аспекта усовершенствования сборки УССС 36. Было пересмотрено размещение образцового поглотителя 110 в сборке 36 с целью обращения к указанным выше нежелательным характеристикам серебра и противодействия им, используя одновременно преимущества серебра (например, улучшенные характеристики по истощению), которые у него имеются.

На Фиг.5 и 6 показана усовершенствованная сборка серых стержней 34 - предмет изобретения. Как показано на Фиг.5, сборка серых стержней имеет первый конец 40, который по ориентации в зоне (Фиг.1) является нижним концом, а также второй конец 42 (например, верхний конец из представления на Фиг.1). Первый или нижний конец 40 имеет конусовидную концевую заглушку 44, такая конусовидная конструкция облегчает направляемое введение стрежня 34 в направляющую 18 (Фиг.1) в топливной сборке 10 (Фиг.1). Второй или верхний конец 42 и заглушка 46 сделаны таким образом, чтобы входить в зацепление и удерживаться на крестовине 39 (лучше всего показана на Фиг.2А) известным способом (например, но не ограничиваясь этим, стыковочный крепящий резьбовой узел «папа/мама»). Длинный трубчатый элемент 48 размещается между верхней и нижней заглушками 46 и 44. Образцовый трубчатый элемент представляет собой стальную трубку 48, выполненную из нержавеющего сплава 304-SS (304-stainless steel); вместе с тем предусматриваются и трубки, выполненные из других известных и подходящих альтернативных материалов. В примере, показанном и обсуждаемом здесь, внешний диаметр 50 трубчатого элемента 48 равен приблизительно 0.38 дюйма (0,97 см); вся длина 52 стержня 34 от верхнего конца нижней заглушки 44 до нижнего конца верхней заглушки 46 составляет около 171,84 дюйма (436,49 см). Однако можно было бы приветствовать, чтобы концепция изобретения одинаковым образом применялась для стержней, имеющих любую подходящую длину и диаметр применительно для широкого спектра реакторов.

Поглощающий материал 110 (например, чистое серебро) в целом размещается в нижней части трубчатого элемента 48 таким образом, чтобы поверхность поглотителя 110 была уменьшена в сравнении с имеющимися поглотителями, такими как поглотители из смеси Ag-In-Cd, которые обсуждались выше. Конкретно, как лучше всего показано на виде поперечного сечения на Фиг.6, диаметр образцового поглотителя 110 из чистого серебра существенно меньше внешнего диаметра 50 трубчатого элемента 48, в то время как диаметр существующего поглотителя Ag-In-Cd (не показан) приблизительно равен внутреннему диаметру (не представлен) трубчатого элемента 48. Такое уменьшение диаметра поглотителя обеспечивает значительное уменьшение подвергаемой облучению площади поверхности поглотителя 110. Это справедливо, несмотря на некоторое потенциальное увеличение, если оно имеет место, по длине 56 (Фиг.5) поглотителя (в сравнении с существующим поглотителем Ag-In-Cd (не показан)). Это результат того, что значительное уменьшение диаметра 54 поглотителя 110 перевешивает любое минимальное увеличение по длине 56, как следует из формулы вычисления площади поверхности: π×d×L, где d - это диаметр 54 поглотителя 110 и L - длина 56 поглотителя 110. Длина 56 поглотителя 110 в примере на Фиг.5 составляет около 166 дюймов (421,64 см), хотя в том, что касается других размеров серых стержней 34, размеры могут отличаться, не выходя на пределы изобретения. Уменьшенная площадь поверхности поглотителя 110 в изобретении служит одним из способов противостояния негативным побочным эффектам на серебре (например, но не ограничиваясь этим, распухание серебра с вытекающими отсюда последствиями в виде растрескивания), когда оно подвергается воздействию радиации.

Второй способ защиты, например, от излишнего распухания серебра заключается в применении защитной оболочки или опорной трубки 58, которая, в целом, заключает в себе поглотитель 110, как показано графически. Конкретно, опорная трубка 58 имеет относительно толстую стенку 60, которая больше, чем толщина стенки трубчатого элемента 48. Таким образом, опорная трубка 58 имеет благодаря этому относительно большее сопротивление к нагрузке со стороны расширяющегося поглотителя 110, предотвращая возникновение нагрузки на оболочку стержня. Более того, образцовая опорная трубка 58 создает направленное внутрь давление, обеспечивая, таким образом, удержание поглотителя 110, предотвращая его распухание. Образцовая опорная трубка 58 изготавливается из нержавеющей стали, такой как 304-SS, хотя любые другие известные или подходящие материалы могут также использоваться. Исходя из рассмотренного образцовый поглотитель 110 и сборка серых стержней 34 обеспечивают как механическое преимущество за счет возникающего дополнительного усилия со стороны опорной трубки 58, так и дополнительное ядерное преимущество за счет минимизации площади поверхности поглотителя 110. Это уменьшает количество серебра, подвергающегося радиационному воздействию и приводит, таким образом, к уменьшению образования тепла при определенном уровне энергии. Это, свою очередь, предотвращает объемное вскипание (будет обсуждено далее).

Соответственно, образцовые сборки серых стержней 34 в данном изобретении обеспечивают более продолжительное ядерное время жизни за счет использования чистого серебра в поглотителе 110. Помимо указанного выше противодействия объемному вскипанию в условиях высокой локальной плотности энергии, а также противодействия распуханию поглотителя и вызываемому этим растрескиванию оболочки, общая конструкция сборки УССС 36 в рамках данного изобретения улучшает также, в целом, пределы, в которых сохраняются линейные характеристики при работе стержнями. Конкретно, образцовая сборка УССС распределяет поглотитель 110 по всем 24 стержням 34 регулирующей сборки 36 в противоположность к локализации поглотителя только в четырех стержнях, как это сделано в существующей конструкции АР1000, обсуждавшейся выше. Распределение поглотителя 110 по всем стержням 34 сборки 34 уменьшает локальные изменения выделяемой энергии в топливном стержне (дельта-мощность), когда УССС 36 выводится из зоны; это, в свою очередь, расширяет эксплуатационные пределы. Конкретно, распределение поглощающего материала 110 по всем 24 стержням уменьшает количество поглотителя 110 в каждом стержне, что уменьшает энергию, образующуюся в каждом из стержней 34, и противодействует риску объемного вскипания в направляющих 18 в условиях локально высокой плотности энергии. Точное значение уменьшения количества поглощающего материла 110 по сравнению с четырьмя Ag-In-Cd поглотителями имеющейся конструкции не ограничивается рамками изобретения.

С учетом вышеизложенного, образцовые сборки серых стержней 34 были перепроектированы так, чтобы использовать в конструкции улучшенные защитные элементы, такие как опорная трубка 58, совершено другой материал поглотителя 110, состоящий преимущественно из чистого серебра, значительно меньший диаметр (например, диаметр 54) и уменьшенное количество поглотителя 110, а также распределение поглотителя 110 по всем стержням 34. Соответственно, изобретенная сборка УССС 36 обращается к указанным выше недостаткам, известным науке и преодолевает их; сборка существенным образом устраняет их за счет сокращения количества поглощающего нейтроны материала 110 в стержне 34, а также распределения поглощающего материала 110 наиболее равномерно по всем серым стержням 34 сборки 36. Преимущества улучшенной образцовой конструкции сборки УССС 36 становятся понятны далее из Фиг.7 и 8.

Фиг.7 представляет собой схематический или упрощенный вид одной восьмой части обычной топливной сборки 10'. В нем для сравнения с образцовой конструкцией, показанной на Фиг.8, показано относительно большое увеличение локальной мощности, которое испытывают топливные стержни 22', окружающие направляющую 18', содержавшую ранее поглощающий стержень (не показан на Фиг.7), при выводе обычной сборки УССС (не показана) из топливной сборки 10'. Цифры, приведенные на Фиг.7 представляют собой процентное изменение мощности, выделяемой в стержне в ответ на выдвижение сборки УССС из топливной сборки 10'. Показаны негативные эффекты на известном локализованном поглотителе. Конкретно, как показано, топливные стержни 22', находящиеся рядом с направляющей 18', которая содержит в себе поглотитель Ag-In-Cd, подвергаются изолированному или локальному скачку мощности. Как рассмотрено выше, такое резкое изменение мощности нежелательно, поскольку это приводит к выделению избыточного тепла и объемному вскипанию, а также к проблемам распухания и растрескивания оболочки.

Фиг.8 подтверждает, что изобретенная конструкция УССС 36 (Фиг.2) преодолевает эти проблемы. В частности, для сравнения Фиг.8 с Фиг.7, показана та же самая восьмая часть топливной сборки 10 после операции по извлечению стержней, в которой образцовая сборка УССС 36 (Фиг.2) и серые стержни 34 (Фиг.2, 5 и 6) были извлечены из топливной сборки 10. Как показано, изменение энергии, отдаваемой стержнями вокруг направляющей 18, в которой находится поглощающий стержень (не показан на Фиг.8), существенно снижено в сравнении с показателями Фиг.7. Конкретно, как показано в примере на Фиг.8, наибольшее процентное изменение мощности на стержне для изобретенной сборки УССС составляет порядка 8,9%. Это является значительным улучшением по отношению к процентному изменению мощности порядка 22% на стержне для обычной конструкции УССС, как представлено на Фиг.7. Как уже отмечено здесь ранее, это улучшение, по большей мере, присуще образцовому распределению поглощающих стержней 34 (не показаны на Фиг.8) по всем 24 направляющим 18, в противоположность к распределению только всего четырех направляющих 18'. Например, на Фиг.7 показан размещенным только один поглотитель 18 в одной восьмой части топливной сборки 10', в то время как на Фиг.8 показаны размещенными поглотители 18 в образцовом проекте. Резюмируя, можно сказать, что комбинация поглотителя 110 из практически чистого серебра, уменьшение размера поглотителя в стержне 34, защитная или опорная трубка 58, а также распределение поглотителя 110 по всем стержням 34 изобретенной сборки УССС 36 приводит к сокращению способности к поглощению нейтронов в каждом стержне 34 сборки УССС 36 почти на одну шестую; это, в свою очередь, снижает изменение мощности на стержне (дельта-мощность), когда, например, УССС извлекается из топливной сборки 10. Приветствовалось бы положение, когда улучшенные характеристики изобретенной сборки УССС могли бы быть использованы индивидуально или в любой подходящей комбинации. К примеру, но не ограничиваясь этим, любой альтернативный поглощающий материал, отличный от образцового поглотителя 110 из практически чистого серебра, о котором здесь идет речь, мог бы применяться в образцовом проекте уменьшенного размера и с распределенной конфигурацией без того, чтобы выпасть из общей канвы изобретения.

Соответственно, изобретение дает конструкцию усовершенствованной сборки УССС 36, которая, помимо других выгод, демонстрирует улучшенные характеристики по истощению и противодействию объемному вскипанию, а также по распуханию серебра и растрескиванию оболочки.

Хотя особенности применения изобретения описаны детально, те, кто имеет научный опыт, приветствовали бы, чтобы в свете общей техники раскрытия сущности изобретения были бы разработаны различные модификации и альтернативные решения. Соответственно, конкретное раскрытое оборудование является только иллюстративным, а не устанавливающим пределов состава изобретения, которое должно быть дано по всему объему прилагаемых пунктов формулы изобретения, а также по любому и всем ее эквивалентам.

1. Сборка серых стержней для управляющей сборки ядерного реактора; указанный ядерный реактор включает в себя известное число топливных сборок, каждая из которых имеет определенное количество длинных стержней с ядерным топливом, удерживаемых в организованном порядке рядом поперечных опорных решеток, а также определенное количество направляющих, пропущенных сквозь указанные решетки вдоль указанных топливных стержней; причем указанная управляющая сборка стержней включает в себя крестовину, имеющую ряд радиально расходящихся консолей и сконструированную таким образом, чтобы перемещать сборку серых стержней внутри одной из указанных направляющих с целью регулирования уровня мощности ядерного реактора; указанная сборка серых стержней содержит:
длинный трубчатый элемент, имеющий первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину и толщину стенки;
первую концевую заглушку, соединенную с первым концом указанного длинного трубчатого элемента и конструктивно оформленную так, чтобы облегчать введение названного длинного трубчатого элемента в одну из указанных направляющих указанной топливной сборки;
вторую концевую заглушку, соединенную со вторым концом указанного длинного трубчатого элемента, конструктивно оформленную так, чтобы присоединяться к одной из указанных радиально расходящихся консолей указанной крестовины указанной управляющей сборки стержней;
только один поглотитель нейтронов, размещенный внутри указанного длинного трубчатого элемента со сдвигом к первому его концу, причем указанный поглотитель нейтронов имеет диаметр, значительно меньший диаметра указанного трубчатого элемента, и длину, меньшую, чем длина длинного трубчатого элемента, что имеет целью минимизацию подвергаемой облучению площади поверхности указанного поглотителя нейтронов, когда трубчатый элемент введен в указанную направляющую; опорную трубку, конструктивно оформленную таким образом, чтобы содержать в себе указанный поглотитель нейтронов внутри указанного длинного трубчатого элемента, причем указанный поглотитель нейтронов концентрически расположен внутри указанной опорной трубки, причем указанная опорная трубка имеет толщину стенки и расположена между поглотителем нейтронов и указанным длинным трубчатым элементом и предназначена для того, чтобы предотвращать распухание поглотителя нейтронов,
причем указанная толщина стенки указанной опорной трубки больше, чем указанная толщина стенки указанного длинного трубчатого элемента.

2. Сборка серых стержней по п.1, где поглотитель нейтронов состоит из практически чистого серебряного поглотителя.

3. Сборка серых стержней по п.1, где указанная опорная трубка имеет толщину стенки, которая определяется, главным образом, величиной промежутка между наружным диаметром указанного поглотителя и внутренним диаметром указанного длинного трубчатого элемента.

4. Сборка серых стержней по п.3, где указанная опорная трубка выполнена из нержавеющей стали.

5. Сборка серых стержней по п.3, где указанный поглотитель нейтронов состоит из практически чистого серебра, и где указанная опорная трубка содержит в себе указанный поглотитель из практически чистого серебра в целях предотвращения распухания этого серебра.

6. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней для ядерного реактора; указанный ядерный реактор включает в себя известное количество топливных сборок, каждая из которых имеет определенное количество длинных топливных стержней, удерживаемых в определенном порядке несколькими поперечными опорными решетками, а также ряд направляющих, пропущенных сквозь указанные опорные решетки вдоль указанных топливных стержней; указанная управляющая сборка серых стержней состоит из:
крестовины, имеющей ряд радиально расходящихся консолей;
ряда сборок серых стержней, прикрепленных к указанным консолям указанной крестовины; указанная крестовина сконструирована таким образом, чтобы передвигать сборку серых стержней внутри одной из указанных направляющих с целью регулирования уровня мощности ядерного реактора; каждая из указанных сборок серых стержней состоит из:
длинного трубчатого элемента, имеющего первый конец и второй конец, внешний диаметр, длину и толщину стенки;
первой концевой заглушки, закрепленной на первом конце указанного длинного трубчатого элемента и сконструированной таким образом, чтобы облегчить введение указанного длинного трубчатого элемента в одну из указанных направляющих в указанной топливной сборке;
второй концевой заглушки, закрепленной на втором конце указанного длинного трубчатого элемента и сконструированной таким образом, чтобы присоединяться к одной из указанных радиально отходящих консолей указанной крестовины;
только одного поглотителя нейтронов, размещенного внутри указанного длинного трубчатого элемента со сдвигом к первому концу; указанный поглотитель нейтронов имеет диаметр, существенно меньший, чем диаметр указанного длинного трубчатого элемента, и длину, существенно меньшую, чем длина длинного трубчатого элемента;
опорной трубки, окружающей указанный поглотитель нейтронов внутри указанного длинного трубчатого элемента для противодействия распуханию указанного поглотителя нейтронов и растрескиванию указанного длинного трубчатого элемента, когда указанная стержневая сборка вводится в указанную направляющую, причем указанный поглотитель нейтронов концентрически расположен внутри указанной опорной трубки, причем указанная опорная трубка имеет толщину стенки, причем указанная толщина стенки указанной опорной трубки больше, чем указанная толщина стенки указанного длинного трубчатого элемента.

7. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.6, где указанный поглотитель нейтронов распределен между всеми указанными сборками серых стержней из всего указанного количества сборок серых стержней.

8. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.7, где указанное количество сборок серых стержней состоит из 24 серых стержней, и где указанный поглотитель нейтронов распределен, в целом, равномерно между всеми 24 серыми стержнями указанной сборки.

9. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.6, где указанный поглотитель нейтронов состоит из поглощающего материала из практически чистого серебра.

10. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.6, где указанная опорная трубка имеет толщину стенки, которая, в основном, определяется промежутком между наружным диаметром указанного поглотителя и внутренним диаметром указанного длинного трубчатого элемента.

11. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.10, где указанная опорная трубка выполнена из нержавеющей стали.

12. Усовершенствованная управляющая сборка серых стержней по п.10, где указанный поглотитель нейтронов выполнен из практически чистого серебра, и где указанная опорная трубка содержит в себе указанный поглотитель из практически чистого серебра для предотвращения распухания этого серебра.

13. Ядерный реактор, содержащий:
большое количество длинных топливных стержней, каждый из которых имеет исключительно большой линейный размер;
ряд поперечных опорных решеток, распределенных по длине указанных топливных стержней для того, чтобы удерживать указанные топливные стержни в упорядоченном виде;
ряд направляющих, пропущенных сквозь указанные опорные решетки вдоль указанных топливных стержней;
усовершенствованную управляющую сборку серых стержней, включая крестовину, имеющую ряд радиально расходящихся консолей и ряд сборок серых стержней, закрепленных на указанных консолях; указанная усовершенствованная управляющая сборка серых стержней сконструирована таким образом, чтобы передвигать каждую из указанных сборок серых стержней внутри указанных направляющих для регулирования мощностью указанного ядерного реактора, в котором каждая из указанных сборок серых стержней содержит в себе:
длинный трубчатый элемент, имеющий первый конец, второй конец, внешний диаметр, длину и толщину стенки;
заглушку на первый конец, укрепленную на первом конце указанного длинного трубчатого элемента; указанная заглушка на первом конце сформирована в виде конуса для облегчения введения указанного длинного трубчатого элемента в указанную направляющую указанной топливной сборки;
заглушку на второй конец, закрепленную одним концом на втором конце указанного длинного трубчатого элемента и другим концом на одном из указанных радиально расходящихся консолей указанной крестовины;
только один поглотитель нейтронов, размещенный внутри указанного длинного трубчатого элемента со сдвигом к его первому концу; указанный поглотитель нейтронов имеет диаметр, существенно меньший диаметра указанного длинного трубчатого элемента, и длину, существенно меньшую длины длинного трубчатого элемента;
опорную трубку, размещенную между указанным поглотителем нейтронов и указанным длинным трубчатым элементом и содержащую в себе указанный поглотитель нейтронов внутри указанного трубчатого элемента для предотвращения распухания указанного поглотителя, причем указанный поглотитель нейтронов концентрически расположен внутри указанной опорной трубки, причем указанная толщина стенки указанной опорной трубки больше, чем указанная толщина стенки указанного длинного трубчатого элемента.

14. Ядерный реактор по п.13, в котором указанный поглотитель нейтронов распределен между всеми указанными сборками серых стержней указанной управляющей сборки серых стержней.

15. Ядерный реактор по п.13, в котором указанный ряд сборок серых стержней состоит из 24 сборок серых стержней, и где указанный поглотитель нейтронов распределен, в основном, равномерно между 24 сборками серых стержней указанной управляющей сборки серых стержней.

16. Ядерный реактор по п.13, в котором указанный поглотитель состоит из поглощающего материала из практически чистого серебра.

17. Ядерный реактор по п.13, где указанная опорная трубка имеет толщину стенки, которая, главным образом, определяется промежутком между внешним диаметром указанного поглотителя и внутренним диаметром указанного длинного трубчатого элемента.

18. Ядерный реактор по п.17, в котором указанная опорная трубка выполнена из нержавеющей стали.

19. Ядерный реактор по п.17, в котором указанный поглотитель нейтронов представляет собой поглотитель из практически чистого серебра, и где указанная опорная трубка содержит в себе указанный поглотитель для предотвращения распухания имеющегося серебра.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к системам релейного регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации.

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля положения органов регулирования. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления мощностью группы ядерных реакторов, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании для снижения дефектности оболочек твэлов.

Изобретение относится к электронному оборудованию автоматизированных систем управления технологическими процессами и управляющих систем безопасности атомных электростанций (АЭС) и предназначено для обеспечения функций безопасности по управлению АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерных реакторов и может быть использовано в системах контроля положения регулирующих органов. .

Изобретение относится к области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора, и предназначено для производства источников гамма-излучения.

Изобретение относится к области пассивного способа компенсации потери реактивности в результате выгорания топлива в реакторе. .

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

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к электронному оборудованию систем группового и индивидуального управления органами регулирования системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к способам регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации
Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при проведении испытаний твэлов в режиме циклического изменения мощности в исследовательском ядерном реакторе

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу изготовления поглощающих сердечников с регулируемой поглощающей способностью из материала, поглощающего нейтроны, и предназначенных для применения в поглощающих элементах системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим элементам системы управления и защиты корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных поглощающих элементов с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор поглощающих элементов (ПЭЛ) или набор топливных элементов и ПЭЛ

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки
Наверх