Способ управления ядерным реактором



Способ управления ядерным реактором
Способ управления ядерным реактором

 


Владельцы патента RU 2419896:

Лебедев Ларион Александрович (RU)
Рачков Валерий Иванович (RU)
Уруцкоев Леонид Ирбекович (RU)
Филиппов Дмитрий Витальевич (RU)

Изобретение относится к способам управления ядерными реакторами, работающими как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Управление реактором с начальной отрицательной реактивностью осуществляют за счет изменения доли запаздывающих нейтронов путем приложения к активной зоне реактора или к циркулирующему горючему на входе в активную зону ионизирующего воздействия, или сверхсильного магнитного поля, приводящих к увеличению вероятности β-распадов в ядрах-излучателях запаздывающих нейтронов. Технический результат - упрощение регулирования реактора и повышение его безопасности. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления. Задача, которая решается изобретением, заключается в повышении экологичности, энергетической эффективности топливного цикла, безопасности и управляемости процесса деления ядер с помощью нейтронов. Может найти применение в области ядерного реакторостроения для создания реакторов, работающих как на тепловых, так и на быстрых нейтронах.

Вопросам создания экономичных, экологически чистых и безопасных ядерных реакторов во всем мире уделяется огромное внимание. Ежегодно разрабатывается большое число новых конструкций и вариантов ядерных реакторов и различных способов управления реакторами.

Как правило, предлагаемые разработки являются вариантами известных типов реакторов: на медленных, промежуточных или быстрых нейтронах. Например, в ядерном реакторе (см. патент РФ №2075116) проводят селектирование и направленный возврат тепловых нейтронов в область тепловых нейтронов зоны деления. Циркуляцию топливной композиции осуществляют по двум контурам, причем один из контуров проходит через область тепловых нейтронов и зону охлаждения, а другой - через область быстрых нейтронов и зону охлаждения, и вещество их топливных композиций взаимообменивают.

Другой известный способ (см. патент РФ №2167456) заключается в наборе ядерной массы активной зоны до подкритического состояния и подготовке ее к надкритичности, которую осуществляют за счет повышения роли нейтронов утечки в общем их балансе, создавая пустоты в активной зоне и оптимизируя приращение эффективного коэффициента размножения нейтронов (kэф) как функции отношения объема, занятого пустотами, ко всему объему активной зоны.

Также известен способ выработки энергии из ядерного топлива (см. патент РФ №2178209), содержащегося в камере, с помощью процесса воспроизводства делящегося элемента из воспроизводящего элемента и топлива через β-предшественник указанного делящегося элемента и деления делящегося элемента. В камеру направляют поток частиц высокой энергии для взаимодействия с содержащимися в камере тяжелыми ядрами для производства нейтронов высокой энергии, полученные таким образом нейтроны размножают в докритических условиях с помощью процесса воспроизводства и деления, причем указанный процесс воспроизводства и деления проводят внутри камеры.

Технический результат предлагаемого изобретения заключается в увеличении доли запаздывающих нейтронов, а также упрощении регулирования реактора и повышении его безопасности.

Возникновение запаздывающих нейтронов при делении ядер урана является определяющим физическим эффектом, позволившим создать ядерный реактор, и лежит в основе регулирования работы реакторов всех типов. Особенно существенно влияние запаздывающих нейтронов на поведение реактора с циркулирующим топливом [1]. В настоящее время при описании кинетики реактора считается, что доля запаздывающих нейтронов каждого отдельного ядра-излучателя не зависит от внешних условий, а учитывается только изменение средней доли запаздывающих нейтронов, возникающее в ходе реакторной кампании из-за изменения химического состава активной зоны [2-4].

Задачей настоящего изобретения является создание способа регулирования ядерного реактора, основанного на изменении доли запаздывающих нейтронов.

Мощность, выделяемая в реакторе, пропорциональна плотности нейтронов n. Хорошо известно [1-4], что для качественного описания влияния запаздывающих нейтронов на динамику реактора можно пользоваться уравнениями кинетики в рамках однородной гомогенной изотропной модели. Для качественного анализа поведения реактора при изменении постоянных β-распада λ будем пользоваться распространенным приближением одной эффективной группы запаздывающих нейтронов.

Определим следующие переменные:

n - плотность всех нейтронов в активной зоне реактора;

Y - плотность всех ядер-излучателей запаздывающих нейтронов в активной зоне, включая и те излучатели, распад которых не привел к образованию нейтрона (эта величина значительно отличается от той плотности ядер-излучателей, которая используется в классических уравнениях кинетики, где учитываются только ядра, испытавшие распад с рождением нейтрона);

χ - коэффициент размножения по мгновенным нейтронам - отношение скорости рождения мгновенных нейтронов к скорости поглощения всех нейтронов (отношение количества мгновенных нейтронов, произведенных в единицу времени в единице объема к количеству всех поглощенных нейтронов в том же объеме в то же время);

R - отношение количества рожденных ядер-излучателей запаздывающих нейтронов к количеству рожденных мгновенных нейтронов;

Т - эффективное время жизни поколения мгновенных нейтронов такое, что nТ-1 - по определению скорость рождения мгновенных нейтронов (количество мгновенных нейтронов, произведенных в единицу времени в единице объема);

λn - постоянная распада ядер-излучателей запаздывающих нейтронов по каналу β-распада с рождением нейтрона, то есть λnY - по определению скорость рождения запаздывающих нейтронов (количество запаздывающих нейтронов, произведенных в единицу времени в единице объема);

λ - полная постоянная распада ядер-излучателей запаздывающих нейтронов по всем каналам, при которых ядро-излучатель распадается в ядро, не являющееся излучателем запаздывающих нейтронов (β-распады, приведшие к рождению нового ядра-излучателя запаздывающих нейтронов, не учитываются, считается, что ядро остается в составе ядер, описываемых плотностью Y).

В указанных обозначениях уравнениями баланса нейтронов и ядер-излучателей запаздывающих нейтронов будут следующие:

В правой части первого уравнения первый член описывает рождение мгновенных нейтронов, второй - поглощение нейтронов, третий - рождение запаздывающих нейтронов. В правой части второго уравнения первый член описывает рождение, а второй - исчезновение ядер-излучателей запаздывающих нейтронов.

В известных реакторах регулирование осуществляют посредством регулирующих стержней, а сам реактор выполняют с запасом реактивности [5]. В заявляемом техническом решении регулирование реактора осуществляется без использования регулирующих стержней, поэтому необходимо, чтобы начальная реактивность реактора была гарантированно отрицательной.

Сущность предлагаемого способа заключается в том, что к активной зоне реактора с заданной отрицательной реактивностью прикладывают внешнее воздействие, слабо влияющее на процесс вынужденного деления и поглощения нейтронов, но увеличивающее вероятности β-распадов (например - ионизация [6, 7] или сверхсильное магнитное поле [8]). В этом случае в уравнениях (1) изменятся только коэффициенты λn и λ, а остальные останутся без изменений. Хорошо известно, что β-распады ядер-излучателей запаздывающих нейтронов, приводящие к рождению нейтрона (происходящие на возбужденные уровни промежуточных ядер), имеют существенно меньшие энергии распада, чем β-распады без рождения нейтрона [6, 9]. Следовательно, относительное изменение λn (при ионизации или при наложении на атом внешнего сверхсильного магнитного поля) значительно больше относительного изменения λ [6-8, 10, 11]. При рассматриваемом воздействии на активную зону происходит изменение вероятностей β-распада:

.

Тогда

Определим η-долю запаздывающих нейтронов следующим образом:

тогда рассматриваемое изменение вероятностей β-распада приводит к увеличению доли запаздывающих нейтронов η=η0+Δη (η0 -невозмущенная доля запаздывающих нейтронов):

Реактивность реактора:

Из системы (1) получим в новых обозначениях:

Рассмотрим поведение реактора, который в невозмущенном состоянии работает в стационарном режиме, то есть ρ=0. Пусть изменения Δλ и Δλn происходят мгновенно (за время <<T). Рассмотрим поведение реактора с новыми независящими от времени λ=λ0+Δλ и λnn0+Δλn.

Из (6) получаем уравнение:

которое описывает поведение реактора при отклонении от равновесного состояния. Если равновесие достигалось при некотором воздействии на активную зону (при возмущенных значениях λ и η), то отклонение от этого равновесия будет при отключении воздействия (снятии возмущения). Таким образом, в общем случае в (7) можно рассматривать как положительные Δλ и Δη (при включении воздействия), так и отрицательные (при выключении).

Несложно найти собственные решения полученного уравнения, анализируя собственные значения инкремента к, из соответствующего характеристического уравнения:

В приближении λT<<β0 получаем:

причем данное решение (9) применимо и при малых Δη<<η и при больших Δη>η возмущениях.

При включении рассматриваемого воздействия (Δη>0) плотность нейтронов n будет расти с инкрементом κ+(9), а при последующем выключении воздействия рост n прекратится. Так как мощность, выделяемая в реакторе пропорциональна плотности нейтронов n [1-4], то таким образом воздействуя на активную зону реактора с помощью внешних сверхсильных магнитных полей или ионизации, можно менять его мощность. В предлагаемом способе управление реактором осуществляется без сложной системы управления регулирующими стержнями. Тем самым достигается технический результат - упрощение регулирования реактора.

Сравним такой способ регулирования с классическим. Для перехода к классическим уравнениям кинетики определим используемую в учебниках [1-4] величину С - плотность ядер-излучателей запаздывающих нейтронов, испытавших распад по каналу с рождением нейтрона:

β=η0.

В классической постановке задачи λn, λ и β являются константами, только в этом случае подстановка (10) в (6) приводит к известным уравнениям [1-4]:

Таким образом, система уравнений (6) является более общей, чем (11), так как последняя справедлива только при постоянных λn, λ и β. Для постоянной реактивности ρ из (11) получим:

Известны [1-4] собственные решения полученного уравнения:

при ρ<<β и λT<<β

а при ρ~β>>λT

Уравнение (12) похоже на уравнение (7) и совпадает в первом порядке при малых возмущениях Δη<<η0, если положить ρ=Δη. Однако при больших возмущениях Δη~η0 эти уравнения качественно отличаются. Обратим внимание на то, что уравнения (7) и (12) применимы при Δη>η0 и ρ>β соответственно, а в сверхсильном магнитном поле доля запаздывающих нейтронов может увеличиваться в разы [8].

Хорошо известно, что если в классическом случае (12) реактивность становится больше доли запаздывающих нейтронов ρ>β, то знаки корней κ±(14) меняются на противоположные и положительным становится большой инкремент ∝ T-1, то есть реактор начинает «разгоняться» на мгновенных нейтронах и таким образом становится неуправляемым. В рассматриваемом случае (7) всегда λ>0 и знак корня κ-∝Т-1 (8) никогда измениться не может (9). Следовательно, при предлагаемом новом способе регулирования реактор никогда не будет разгоняться на мгновенных нейтронах (с большим инкрементом ∝ Т-1), а всегда его мощность будет увеличиваться с инкрементом, пропорциональным λ, то есть обратно пропорциональным времени жизни ядер-излучателей запаздывающих нейтронов. Тем самым достигается технический результат -повышение безопасности реактора за счет принципиальной невозможности разгона реактора на мгновенных нейтронах.

В качестве примера предложим способ регулирования реактора с циркулирующим горючим. Ядерное горючее циркулирует по замкнутому контуру достаточно большой длины постоянного поперечного сечения. Реактор выполняется с малой постоянной по всей длине отрицательной реактивностью (запасом отрицательной реактивности) ρ=-ρ0<0 (ρ0<<β0). На входе в активную зону реактора накладывается внешнее воздействие (например, ионизация или сверхсильное магнитное поле), приводящее к увеличению вероятности β-распада ядер-излучателей запаздывающих нейтронов и доли запаздывающих нейтронов в соответствии с формулой (4).

В предлагаемом варианте способа управления реактором регулирование можно осуществлять, например, изменением скорости движения горючего при неизменной интенсивности воздействия. Реактор работает в том случае, если скорость движения горючего заключена в интервале между двумя критическими скоростями, значения которых определяются интенсивностью и типом воздействия на активную зону. При скорости горючего меньше первой критической и больше второй критической мощность реактора уменьшается. Наличие второй критической скорости дает дополнительную гарантию безопасности данного способа регулирования.

Таким образом, меняя с помощью внешнего воздействия (например, с помощью сверхсильного магнитного поля или ионизации) долю запаздывающих нейтронов, можно регулировать мощность реактора. Реактор создается изначально подкритическим, а включается и работает при внешнем воздействии на активную зону. Такой способ будет значительно безопаснее традиционного, так как даже при больших возмущениях реактор не будет разгоняться на мгновенных нейтронах и не потеряет «управляемость».

Изобретение поясняется конкретным вариантом его выполнения со ссылками на чертежи, на которых:

Фиг.1 - изображает обобщенную схему ядерного реактора.

Фиг.2 - изображает обобщенную схему ядерного реактора с циркулированием горючего.

Далее описаны конкретные варианты реализации заявленного изобретения.

Ядерный реактор содержит активную зону 1 с горючим, имеющую начальную отрицательную реактивность; систему 2 отбора тепла из активной зоны 1 посредством теплоносителя; систему 3 преобразования тепловой энергии теплоносителя, например, в электрическую; систему 4 регулирования и систему воздействия 5, способную создавать во всем объеме или части объема активной зоны реактора ионизацию или сверхсильные магнитные поля (например, с помощью фемтосекундных лазеров [12]). Начальный запас отрицательной реактивности может быть получен, например, за счет конструктивного выполнения реактора или состава ядерного горючего.

Процесс регулирования реактора заключается, как было отмечено ранее, во включении и выключении воздействия в активной зоне 1 реактора, приводящего к изменению доли запаздывающих нейтронов.

Ядерный реактор также может включать систему 6 циркуляции горючего через активную зону 1 и систему 7 изменения скорости циркуляции, связанную с системой 4 регулирования.

В этом случае процесс регулирования реактора заключается в одновременном воздействии на входе горючего в активную зону 1 реактора и изменении скорости циркуляции горючего через активную зону 1.

На фиг.1 штриховкой показано, что воздействие осуществляется на всю активную зону, а на фиг.2 - на входе циркулирующего горючего в активную зону.

Источники информации

1. Мегреблиан Р., Холмс Д. Теория реакторов. - М.: Госатомиздат, 1962.

2. Шульц. М. Регулирование энергетических ядерных реакторов. - М.: ИЛ, 1957.

3. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980.

4. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. - М.: Атомиздат, 1957.

5. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М.: Наука, 1972, с.531.

6. Рухадзе А.А., Уруцкоев Л.И., Филиппов Д.В. Учет влияния (β-распада в связанные состояния в ионизованных атомах на долю запаздывающих нейтронов. - Ядерная физика, 2006, т.69, №5, с.820-823.

7. Гангрский Ю.П., Карпешин Ф.Ф., Тржасковская М.Б., Пенионжкевич Ю.Э. Влияние захвата β-электрона в связанное состояние на эмиссию запаздывающих нейтронов. - Ядерная физика, 2008, т.71, №6, с.979-9837.

8. Рухадзе А.А., Уруцкоев Л.И., Филиппов Д.В. Увеличение доли запаздывающих нейтронов из ядер-излучателей в сверхсильном магнитном поле. - Прикладная физика, 2006, №5, с.8-10.

9. Гангрский Ю.П., Далхсурен Б., Марков Б.Н. Осколки деления ядер. - М.: Энергоатомиздат, 1986.

10. Филиппов Д.В. Увеличение вероятности разрешенных электронных β-распадов в сверхсильном магнитном поле. - Ядерная физика, 2007, т.70, №2, с.280-287.

11. Филиппов Д.В. Увеличение вероятности запрещенных электронных β-распадов в сверхсильном магнитном поле. - Ядерная физика, 2007, т.70, №12, с.2068-2076.

12. Wagner U., TatarakisM., Gopal A., et al. Laboratory measurements of 0.7 GG magnetic fields generated during high-intensity laser interactions with dense plasmas // Phys. Rev. E 70, 026401 (2004).

1. Способ управления ядерным реактором, характеризующийся тем, что задают начальную отрицательную реактивность ρ реактора, а управление реактором осуществляют за счет изменения доли запаздывающих нейтронов путем приложения к активной зоне реактора внешнего воздействия, приводящего к увеличению вероятности β-распадов в ядрах-излучателях запаздывающих нейтронов.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве внешнего воздействия на активную зону реактора применяют сверхсильное магнитное поле.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве внешнего воздействия на активную зону реактора применяют ионизацию.

4. Способ управления ядерным реактором, характеризующийся тем, что задают начальную отрицательную реактивность ρ реактора, обеспечивают циркуляцию ядерного горючего через активную зону реактора, а управление (регулирование) реактором осуществляют за счет изменения доли запаздывающих нейтронов путем одновременного приложения внешнего воздействия, приводящего к увеличению вероятности β-распадов в ядрах-излучателях запаздывающих нейтронов, на входе горючего в активную зону реактора и изменения скорости движения ядерного горючего.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что в качестве внешнего воздействия применяют сверхсильное магнитное поле.

6. Способ по п.4, отличающийся тем, что в качестве внешнего воздействия применяют ионизацию.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР 1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Изобретение относится к области контроля герметичности оборудования, разгерметизация которого сопровождается появлением водорода в контролируемой среде и может использоваться преимущественно на атомных энергетических установках с реакторами на быстрых нейтронах для контроля нарушения межконтурной плотности парогенераторов натрий-вода.

Изобретение относится к устройству таблетирования ядерного топлива, в частности топлива МОХ, и способу изготовления таблеток с использованием такого устройства. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне реактора в режиме реального времени и может быть использовано при управлении реакторами с водой под давлением.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к технологии и устройствам преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенную для использования в энергетических установках.

Изобретение относится к морской авиации и может быть использовано при создании экраноплана. .
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к эксплуатации исследовательских ядерных реакторов с нейтронной ловушкой. .

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при контроле состояния твэлов после облучения их в ядерном реакторе. .

Изобретение относится к устройствам для воздухоплавания и может быть использовано при создании дирижабля. .

Изобретение относится к способам и устройствам для электромагнитного плазменного разделения химических элементов, изотопов и может быть использовано при выделении элементов или групп элементов из многокомпонентной смеси, производстве стабильных и радиоактивных изотопов химических элементов

Изобретение относится к средствам идентификации тепловыделяющих сборок, предпочтительно, отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС), сохраняемых в водном бассейне-хранилище и предназначенных для последующего хранения или переработки

Изобретение относится к технике эксплуатации ядерных канальных реакторов, касается, в частности, способов оценки остаточного ресурса телескопических соединений трактов и может быть использовано для контроля за состоянием телескопических соединений трактов в период проведения ремонта

Изобретение относится к технологиям переработки отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при создании жидкосолевого ядерного реактора

Изобретение относится к контейнерам и компонентам контейнеров для транспортировки, поддержки и/или хранения радиоактивных материалов, таких как облученное ядерное топливо

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к области контроля теплоносителя в активной зоне реактора с водой под давлением, и предназначено для контроля возникновения межканальной неустойчивости (регулярных пульсаций расхода) в активной зоне в режиме реального времени

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в области переработки отработавшего ядерного топлива для непрерывной очистки нитрата уранила от продуктов деления путем осаждения

Изобретение относится к измерительной технике и предназначено для определения расхода теплоносителя в топливных каналах реактора большой мощности канального (РБМК)
Наверх