Активная зона быстрого u-pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме (ква ~ 1) и способ регулирования мощности реактора



Активная зона быстрого u-pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме (ква ~ 1) и способ регулирования мощности реактора
Активная зона быстрого u-pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме (ква ~ 1) и способ регулирования мощности реактора
Активная зона быстрого u-pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме (ква ~ 1) и способ регулирования мощности реактора
Активная зона быстрого u-pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме (ква ~ 1) и способ регулирования мощности реактора

 


Владельцы патента RU 2455714:

Институт Прикладной Математики им. М.В. Келдыша Российской Академии Наук (ИПМ им. М.В. Келдыша РАН) (RU)

Изобретения относятся к ядерной энергетике, в частности к реакторам на быстрых нейтронах. Активная зона быстрого U-Pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме с КВА~1 содержит топливные зоны большого (концентрация 239Рu выше равновесной) и малого (концентрация 239Рu ниже равновесной) обогащения, а также зоны управления пуском/остановом реактора и зоны регулирования его мощности при работе в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме, расположенные вне топливных зон около вертикальной оси активной зоны. Для регулирования мощности реактора в зоны регулирования необратимым образом вводят соединения обедненного урана в виде стержней либо в виде гранул в количестве, компенсирующем небольшую положительную реактивность, возникающую при работе реактора в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме. Технический результат заключается в повышении безопасности реактора, значительном упрощении конструкции и удешевлении системы управления реактором, повышении ее надежности, уменьшении размера активной зоны и минимальной мощности реактора. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции активной зоны (AЗ) быстрых U-Pu реакторов с различными видами топлива и теплоносителя и процессам, происходящим в ней. Предлагается активная зона быстрого U-Pu реактора с усовершенствованной системой управления для работы с КВА~1 (КВА - коэффициент воспроизводства топлива в AЗ) в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме второго рода (СНЯР-2), а также в режиме первого рода (СНЯР-1).

При работе быстрого реакторе ядра 239Рu распадаются с образованием осколков и нейтронов. Одновременно из 238U за счет реакций (n,γ) и двух процессов β-распада (238U→239U→239Nр→239Pu) рождаются новые ядра 239Рu. В 1988 г. Л.П.Феоктистов [Л.П.Феоктистов, 1988, Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова №4605/4, Л.П.Феоктистов, 1989, ДАН Т.309, №4, С.864-867] предложил вариант быстрого уран-плутониевого реактора с КВА~1 (КВА - коэффициент воспроизводства топлива в AЗ). В таком реакторе распавшиеся ядра 239Рu замещаются новыми с некоторым избытком (для компенсации падения реактивности из-за образования поглощающих ядер). Исходя из уравнений кинетики, Л.П.Феоктистов показал, что для накопления 239Рu необходимо, чтобы концентрация 239Рu была ниже равновесной. Равновесной называется концентрация 239Рu, при которой процессы выгорания и образования 239Рu уравновешиваются. Такой режим впоследствии с согласия Л.П.Феоктистова получил название саморегулируемого нейтронно-ядерного режима первого рода - СНЯР-1. Идея саморегулируемого режима получила развитие в работах, проведенных под руководством В.Я.Гольдина. В этих работах был предложен вариант гетерогенной AЗ быстрого реактора, состоящей как из зон малого обогащения (концентрация 239Рu ниже равновесной), так и зон большого обогащения (концентрация 239Рu выше равновесной), в которой устанавливается саморегулируемый нейтронно-ядерный режим нового типа - СНЯР-2 [В.Я.Гольдин, Е.Н.Аристова, Г.А.Пестрякова, М.И.Стойнов, Ю.В.Трощиев, патент на изобретение RU № 2397554]. СНЯР-2 можно реализовать в быстром реакторе с любым известным видом уран-плутониевого топлива, включая наиболее технологически отработанное оксидное топливо. В реакторе с оксидным уран-плутониевым топливом СНЯР-1 невозможен. AЗ для работы в СНЯР-2 отличается существенно улучшенными характеристиками: большей компактностью, более стабильной работой, легкостью управления и повышенной безопасностью.

В существующих быстрых U-Pu реакторах (действующих и проектируемых) управление осуществляется путем вывода нейтронопоглощающих стержней из AЗ реактора. В реакторах типа БН регулирующие стержни распределены по AЗ реактора, в проекте реактора БРЕСТ предложено расположить регулирующие органы в периферийной области AЗ.

Реакторы серии БН имеют следующие существенные недостатки:

1. Для работы реакторов необходим запас реактивности (3% для БН-800, см. Ф.М.Митенков, Р.А.Песков, Е.Ф.Митенкова, Атомная энергия, 2008, Т.104, Вып.2, С.94-99), который используется для пуска реактора и далее на протяжении всей реакторной кампании для компенсации падения реактивности вследствие выгорания делящегося вещества и накопления поглощающих продуктов деления. Наличие большого запаса реактивности представляет существенную опасность - возможность разгона реактора на мгновенных нейтронах.

2. Большой запас реактивности приводит к необходимости «тяжелой» системы компенсирующих стержней, что повышает эксплуатационные расходы.

3. Управление реакторами осуществляется путем вывода из AЗ соединений 10В, который присутствует в AЗ в значительных количествах на протяжении всей реакторной кампании; выгорание 10В приводит к образованию радиационно-опасного трития.

4. Энерговыделение в AЗ при работе реакторов неравномерно по времени и неоднородно по пространству [О.Д.Казачковский, В.А.Елисеев, В.И.Матвеев и др., Атомная энергия, 2004, Т.96, Вып.5, С.361-366].

5. Короткая реакторная кампания (меньше года для БН-600).

От реакторов серии БН выгодно отличаются реакторы, спроектированные для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме с КВА~1, обеспечивающем их естественную безопасность и позволяющем упростить управление реактором.

Известно техническое решение - проект реактора серии БРЕСТ (БРЕСТ-300, БРЕСТ-1200), с нитридным U-Pu топливом и свинцовым теплоносителем [«Белая книга ядерной энергетики» под общ. ред. проф. Е.О.Адамова. М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ. 2001]. Реактор спроектирован для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме первого рода. AЗ этого реактора состоит из трех зон, в каждой из которых фактически выполнено условие Л.П.Феоктистова: концентрация 239Рu ниже равновесной. В проекте реактора БРЕСТ органы управления расположены на периферии AЗ и содержат соединение 10В. Этот реактор имеет следующие недостатки:

1. Значительный удельный объем AЗ, отводимый под зоны управления. Для управления реактором БРЕСТ необходимо 40-64 управляющих стержня, объем которых составляет ~10% объема AЗ.

2. Неравномерность поля энерговыделения при работе реактора БРЕСТ по времени и по пространству AЗ из-за использования СНЯР-1.

3. Накопление заметного количества трития в реакторе БРЕСТ вследствие необходимости ввода соединений В в AЗ в течение всей реакторной кампании.

4. Конструктивная сложность систем управления и регулирования мощности реакторов. Органы управления в проекте реактора БРЕСТ состоят из системы стержней, расположенных симметрично относительно геометрической оси AЗ. Для обеспечения стабильности работы стержни в процессе управления реактором должны двигаться одновременно, что требует сложной системы приводов. Такие системы на практике могут оказаться недостаточно экономичными и недостаточно надежными в эксплуатации.

5. Существенное ограничение для проекта реактора БРЕСТ минимальной мощности (300 МВт эл.), при которой возможна реализация режима с КВА~1.

Наиболее близкими решениями к заявленным являются активная зона быстрого U-Pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме 2 рода и способ управления реактором [патент RU № 2397554]. Активная зона этого реактора состоит из чередующихся кольцевых топливных зон большого (концентрация 239Рu выше равновесной) и малого (концентрация 239Рu ниже равновесной) обогащения. У этого реактора органы управления для пуска и останова реактора (в которых содержатся соединения 10В) расположены вблизи геометрической оси AЗ, а органы регулирования мощности реактора в СНЯР-2 (содержащие соединения обедненного урана) расположены в топливной зоне (зонах) малого обогащения. Недостатком этого реактора является конструктивная сложность систем регулирования мощности, рассредоточенных в зонах малого обогащения топлива.

Предложенная группа решений направлена на повышение эффективности и безопасности работы реактора и обеспечивает достижение технических результатов, состоящих в существенном упрощении и повышении надежности системы управления реактором, в уменьшении размера AЗ и мощности реактора при сохранении саморегулируемого нейтронно-ядерного режима второго рода (СНЯР-2) с КВА~1, в увеличении реакторной кампании.

Для решения этих задач предлагается разместить зоны управления для пуска и останова реактора (содержащие в момент пуска соединение 10В), и зоны регулирования мощности реактора при работе в СНЯР-2 (для ввода соединения обедненного урана) компактно вблизи геометрической оси AЗ реактора (см. Рис.1). Одна такая зона может быть расположена на самой оси либо несколько таких зон - вблизи нее (см. Рис.2). За счет такого расположения органов регулирования, как показывают результаты наших расчетов (см. Пример 1 и Пример 2), удается уменьшить размеры AЗ и реализовать СНЯР-2 в реакторе меньшей мощности с увеличением длительности реакторной кампании.

Процедура пуска реактора осуществляется аналогично процедуре описанной в патенте RU № 2397554. На первом этапе (этап пуска реактора) реактор, находившийся перед пуском в подкритическом состоянии, выводится на рабочую мощность (3-6 суток) и на саморегулируемый режим (10-20 суток с момента пуска) путем извлечения из зоны (зон) управления нейтронопоглощающих управляющих стержней (содержащих, например, соединение 10В). Таким образом, образование радиационно-опасного трития происходит только в первые 10-20 суток реакторной кампании.

Процесс регулируется автоматически на основании показателей датчиков, измеряющих в ряде точек AЗ поток нейтронов, температуру либо другие параметры, характеризующие энерговыделение в AЗ реактора. Как показывают наши расчеты, количество 10В, необходимого для вывода реактора на саморегулируемый режим, невелико (начальный запас реактивности ρ<βэфф, βэфф - эффективная доля запаздывающих нейтронов). Управлять реактором на этом этапе можно одним, либо двумя управляющими стержнями. В первом случае длина управляющего стержня равна высоте AЗ реактора, стержень движется снизу вверх (см. Рис.3а). Во втором случае длина управляющих стержней равна половине высоты A3 реактора. Стержни вытягиваются из AЗ одновременно вниз и вверх с одинаковыми скоростями (см. Рис.3б). Второй способ предпочтительней, т.к. в этом случае сохраняется симметрия AЗ по вертикали, что повышает стабильность работы реактора. Кроме того, этот способ безопасней - в случае отказа привода одного из стержней остается возможность управления вторым приводом.

После установления саморегулируемого режима (на втором этапе) реактор работает в слабо надкритическом квазистационарном режиме с КВА~1 и величиной запаса реактивности ρ<<βэфф. При этом изменение по времени физических параметров (в том числе нейтронного потока) в AЗ реактора на порядок меньше, чем на стадии пуска реактора. Поэтому на этом этапе для обеспечения постоянства энерговыделения реактора достаточно «тонкого» управления. Регулирование мощности на этом этапе осуществляется путем ввода в зону регулирования соединения 238U. Зона регулирования может совпадать с зоной управления, освободившейся в конце первого этапа работы от управляющих стержней, либо находиться вблизи нее. Зон управления и регулирования может быть несколько. В зону (зоны) регулирования вводится обедненный уран (или его соединения) либо в виде стержней, либо в виде гранул. Ввод 238U приводит к поглощению нейтронов, что позволяет регулировать энерговыделение в AЗ реактора. Количество вводимого обедненного урана компенсирует небольшую положительную реактивность (ρ<<βэфф), возникающую при работе реактора в саморегулируемом режиме.

Ввод урана одновременно:

а) компенсирует рост нейтронного потока;

б) обеспечивает необходимую скорость образования 239Рu;

в) частично замещает массу 238U, превращающегося в плутоний.

Как и на первом этапе, движение стержней можно осуществлять двумя способами. В первом случае стержень (стержни) движется сверху вниз, во втором стержни движутся снизу и сверху AЗ синхронно навстречу друг другу (см. Рис.4а). В исходном состоянии регулирующий стержень (стержни) полностью выведен из AЗ. Регулирующие стержни связаны с приводом, позволяющим сдвигать их в заданный момент времени на заданное расстояние. Моменты времени, в которые включается привод, и расстояние, на которое при этом сдвигаются стержни, определяются автоматически на основании показателей датчиков, измеряющих в ряде точек AЗ поток нейтронов, температуру либо другие параметры, характеризующие энерговыделение в AЗ реактора. По нашим расчетам, приемлемая стационарность энерговыделения реактора достигается, если привод включается каждые 30-60 минут. Для управления регулирующими стержнями могут быть использованы стандартные механизмы привода СУЗ с линейными шаговыми электродвигателями (см., например, Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. М., ИКЦ "Академкнига", 2004, С.168-183), модифицированные так, чтобы обеспечить однонаправленное движение регулирующих стержней и требуемый шаг смещения привода.

Регулирование мощности реактора в саморегулируемом режиме может производиться также с помощью ввода в зону регулирования гранулированного обедненного урана. Для сохранения симметрии управления по вертикали предлагается следующая конструкция. В зоне (зонах) регулирования размещается поршень, верхняя часть которого в исходном состоянии находится на середине высоты AЗ. На основании показателей датчиков определяется количество обедненного урана, необходимое для поддержания заданной мощности. Определенные таким образом порции гранулированного обедненного урана засыпаются в зону (зоны) регулирования сверху и падают на поршень. Поршень при этом с помощью привода смещается вниз на заданное расстояние, освобождая объем, вдвое меньший объема введенной порции обедненного урана (см. Рис.4б). Далее процедура повторяется. Таким образом, достигается вертикальная симметрия регулирования мощности реактора в саморегулируемом режиме.

Обоснованность предложений подтверждена математическим моделированием AЗ быстрых U-Pu реакторов с различными видами топлива и теплоносителя с помощью динамической модели, описывающей основные нейтронно-физические процессы, происходящие в AЗ. В качестве примеров приведены результаты расчетов AЗ быстрых реакторов с нитридным (UN-PuN) топливом пониженной плотности и натриевым теплоносителем, состоящих из подзон в виде цилиндрических слоев. Расмотрены два варианта регулирования мощности в СНЯР 2: Пример 1 соответствует AЗ по патенту RU № 2397554, пример 2 - настоящей заявке. Реакторы работают в СНЯР-2 на минимальной мощности для данной конструкции AЗ. Параметры AЗ оптимизированы по максимуму длительности реакторной кампании. Сравнение результатов расчетов показывает, что предлагаемая выше модификация регулирования мощности при работе реактора в СНЯР-2 позволяет уменьшить размеры AЗ, снизить минимально допустимую мощность и расход 238U, а также увеличить реакторную кампанию.

Расчеты проводились в предположении многократного поглощения на продуктах деления, что занижает расчетную длительность реакторной кампании.

В таблицах используются следующие обозначения: ЗБО - зона большого обогащения (концентрация 239Рu выше равновесной), ЗМО - зона малого обогащения (концентрация 239Рu ниже равновесной), ЗУ - зона управления, ЗР - зона регулирования мощности реактора в СНЯР-2.

Пример 1. Параметры начальной загрузки AЗ быстрого реактора, работающего в СНЯР-2 на мощности 215 МВт тепл. (100 МВт эл.), с регулированием мощности из зон малого обогащения (ЗMO1+ЗP2, ЗМО2+ЗР3) [патент RU № 2397554].

Параметр ЗУ1 4С) ЗБО1 3MO1+ЗP2(UN) ЗБО2 ЗMО2+ЗР3(UN) ЗБО3
Внешний радиус зоны (см) 4.39 19.16 45.88 59.12 90.28 119.04
Плотность (г/см):
топлива 2.1 12.0 12.0 12.0 12.0 12.0
стали 7.8 7.8 7.8 7.8 7.8 7.8
натрия 0.84 0.84 0.84 0.84 0.84 0.84
Обогащение топлива по Рu 0.158 0.120 0.158 0.125 0.165
Объемная доля:
топлива 0.43 0.45 0.43 0.47 0.50
стали 0.23 0.23 0.23 0.23 0.23 0.23
натрия 0.72 0.34 0.29 0.34 0.27 0.27
управления 0.05 0.03 0.03
Высота AЗ (см) 80

Эффективный критический радиус 119 см. Расчетная длительность реакторной кампании 7.4 лет. Для регулирования мощности требуется в среднем 40 г 238U в сутки.

Пример 2. Параметры начальной загрузки AЗ быстрого реактора, работающего в СНЯР-2 на мощности 135 МВт тепл. (60 МВт эл.), с регулированием мощности из зоны управления на оси AЗ (ЗУ1).

Параметр ЗУ1 (B4C/UN) ЗБО1 ЗMO1 ЗБО2 ЗMО2 ЗБО3
Внешний радиус зоны (см) 3.98 17.37 41.60 53.61 81.87 107.96
Плотность (г/см3):
топлива 2.1 12.0 12.0 12.0 12.0 12.0
стали 7.8 7.8 7.8 7.8 7.8 7.8
натрия 0.84 0.84 0.84 0.84 0.84 0.84
Обогащение топлива по Рu 0.158 0.120 0.158 0.125 0.165
Объемная доля:
топлива 0.43 0.48 0.43 0.50 0.50
стали 0.23 0.23 0.23 0.23 0.23 0.23
натрия 0.17 0.34 0.29 0.34 0.27 0.27
управления 0.60 - -
Высота AЗ (см) 80

Эффективный критический радиус 108 см, расчетная длительность реакторной кампании 8.6 лет. Для регулирования мощности требуется в среднем 10 г 238U в сутки.

1. Активная зона быстрого U-Pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме с КВА ~ 1, содержащая топливные зоны большого (концентрация 239Рu выше равновесной) и малого (концентрация 239Рu ниже равновесной) обогащения, а также зоны управления пуском/остановом реактора и зоны регулирования его мощности при работе в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме, расположенные вне топливных зон.

2. Способ регулирования мощности быстрого U-Pu реактора с активной зоной по п.1, при котором в зоны регулирования мощности необратимым образом вводят соединения обедненного урана в виде стержней либо в виде гранул в количестве, компенсирующем небольшую положительную реактивность, возникающую при работе реактора в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме.

3. Способ регулирования мощности быстрого U-Pu реактора по п.2, отличающийся тем, что соединение обедненного урана вводят в зоны регулирования симметрично по вертикали относительно середины активной зоны.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция.

Изобретение относится к устройству (40), применяемому для запрессовки и выпрессовки под давлением зажимного штифта (2), содержащему первое гнездо (52), противоположно которому расположена головка (56) для запрессовки, установленная подвижно на корпусе (42) устройства; второе гнездо (76), противоположно которому расположена головка (78) для выпрессовки, установленная также подвижно на корпусе (42); и средство (100) для создания давления, выполненное поворотным в корпусе (42), с возможностью перестановки из положения запрессовки, в котором оно может оказать давление на головку для запрессовки, в положение выпрессовки, в котором оно может оказать давление на головку для выпрессовки, и наоборот.
Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. .

Изобретение относится к области исследования прочностных характеристик материалов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активной зоны и осуществлению контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР.

Изобретение относится к сосуду для переработки, аккумуляции и/или перегрузки материала, содержащего гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония.

Изобретение относится к физике реакторов и может быть использовано для измерения подкритичности реакторов атомных станций. .

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к основному технологическому оборудованию для транспортно-технологических операций обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, в частности к устройствам для перегрузки чехлов с отработанным ядерным топливом

Изобретение относится к атомной энергетике и может использоваться в быстрых реакторах с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к предотвращению выхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора в случае возникновения аварийной ситуации с плавлением активной зоны корпусного реактора с водяным теплоносителем

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива, для извлечения плутония, нептуния, америция, кюрия и возможно урана, присутствующих в следовых количествах, суммарным, но селективным в отношении лантаноидов способом, из раствора для разложения облученного ядерного топлива после проведения цикла экстракции

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активных зон ядерных реакторов, например, при эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР, систем внутриреакторного контроля, для обеспечения контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР, и может быть использовано в атомной энергетике при расчете мощности активной зоны, реактивности и в качестве дополнительного сигнала для срабатывания защиты активной зоны

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при строительстве и модернизации АЭС, а также при управлении авариями в условиях промышленных и природных катаклизмов

Изобретение относится к подъемным устройствам, которые могут быть использованы в атомной технике, и предназначено для использования в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем при установке или снятии герметизирующей защитной пробки в крышке реактора

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах
Наверх