Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней



Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней
Усовершенствованная сборка серых регулирующих стержней

 


Владельцы патента RU 2480851:

ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЛЛС (US)

Усовершенствованная сборка регулирующих серых стержней (GRCA) ядерного реактора. Управляемое введение сборок серых стержней в реактор обеспечивает управление скоростью изменения мощности, производимой реактором, и управление реактивностью при выдаче полной мощности. Каждая сборка серых стержней включает в себя удлиненный трубчатый элемент, первичный поглотитель нейтронов, расположенный в указанном поглотителе нейтронов трубчатого элемента, содержащем материал-поглотитель, предпочтительно вольфрам, имеющий микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 10-30 барн. Внутренняя опорная труба может находиться между первичным поглотителем и трубчатым элементом в качестве вторичного поглотителя для улучшения поглощения нейтронов, истощения поглотителя, веса сборки и характеристик теплоотдачи сборки. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 8 ил.

 

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕ

ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Настоящее изобретение в целом имеет отношение к ядерным реакторам и, в частности, к усовершенствованному проекту сборки серых регулирующих стержней (GRCA).

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Мощностью, произведенной реактором атомной электростанции, как правило, управляют, поднимая или опуская сборки регулирующих стержней в активной зоне реактора, и изменение в выходной мощности реактора, требуемое для того, чтобы обеспечить необходимое изменение в выдаче электроэнергии из электростанции, обычно называется отслеживанием нагрузки. Как описано, например, в патенте США № 4079236, отслеживание нагрузки вызывает большое количество вопросов, связанных с работой. Например, в реакторе, охлаждаемом водой под давлением, (PWR) во время отслеживания нагрузки реактивность должна быть управляемой и необходимо изучить осевые изменения при распределении мощности в активной зоне в ответ на изменение уровня мощности.

В тепловыделяющих сборках активных зон современных реакторов обычно используются два типа сборок регулирующих стержней для управления реактивностью: кластер регулирующих стержней (RCCA) и сборки серых регулирующих стержней (GRCA). Оба типа состоят из множества поглощающих нейтроны стержней, закрепленных верхними концами в общем гнезде или прикрепленных к сборке крестовины. Тело стержня обычно содержит трубу из нержавеющей стали, в которой инкапсулирован материал, поглощающий нейтроны, такой как материал-поглотитель, состоящий из серебра, индия и кадмия, при этом стержни плавно передвигаются внутри направляющих цилиндрических трубчатых каналов тепловыделяющей сборки при помощи управляемого приводного механизма, расположенного около вершины сборки крестовины, работающей с целью управления движением стержней внутри трубчатых каналов. Таким образом, управляемое введение и извлечение стержней обычно управляет количеством мощности, произведенной реактором. Дополнительно, GRCA используются во время работы с выдачей полной мощности, как описано ниже.

Как правило, GRCA используются при манипулировании отслеживанием нагрузки, поскольку они состоят из регулирующих стержней, имеющих более низкую реактивную способность, обычно называемых в данной области техники "серыми" стержнями, и в меньшей степени воздействуют на распределение в активной зоне. Термин "серый", как используется в настоящем описании, имеет отношение к характеристике поглощения нейтронов стержней-поглотителей и связан с тем, что GRCA предназначен для поглощения только фракции нейтронов с тепловой и надтепловой энергией, поступающих в поглотитель, в отличие от "черных" регулирующих стержней, которые предназначены для поглощения значительного количества таких нейтронов с тем, чтобы заглушить реактор. Серые стержни, как известно, обеспечивают механизм управления механической компенсацией реактивности (MSHIM) в отличие от химической компенсации, которая требует изменения концентрации растворенного бора в теплоносителе реактора. Таким образом, использование серых стержней минимизирует потребность в ежедневной обработке первичного теплоносителя реактора и, следовательно, значительно упрощает операции. Эта функция управления реактивностью используется как для работы с выдачей полной мощности, так и во время отслеживания нагрузки. Более конкретно, имеющийся на сегодняшний день проект GRCA состоит из 24 стержней сборки, прикрепленных верхними концами к крестовине. Из 24 стержней сборки в кластере только четыре стержня представляют собой стержни-поглотители, а материал-поглотитель нейтронов, инкапсулированный в стержнях-поглотителях, обычно состоит из сплава, содержащего примерно 80% серебра (Ag), примерно 15% индия (In) и примерно 5% кадмия (Cd). Такой проект имеет несколько недостатков.

Одним из недостатков известных проектов Ag-In-Cd GRCA является то, что индий и кадмий имеют относительно большое поперечное сечение нейтронов, что приводит к их истощению за относительно короткий промежуток времени. В результате реактивная способность стержня такого проекта GRCA становится ниже приемлемой величины за примерно пять-десять лет в зависимости от проекта и количества применений. Более длительное постоянное использование приводит к дальнейшему истощению, и, в конечном счете, GRCA становится неэффективной при управлении реактором во время отслеживания нагрузки или обеспечения управления реактивностью с выдачей полной мощности. Это приводит к нежелательной частой замене GRCA. Второй недостаток имеет отношение к изменениям, происходящим в локальной выделяемой мощности топливных стержней, которые примыкают к четырем направляющим трубам, содержащим стержни-поглотители. В частности, поскольку в известных проектах материал-поглотитель локализован в четырех стержнях сборки, происходит относительно большое изменение мощности, обычно называемое дельта-скачком мощности топливных стержней, например, при вытягивании стержня. Вытягивание стержня представляет собой процесс извлечения GRCA из тепловыделяющей сборки. В известных проектах GRCA вытягивание стержня может привести к дельта-скачку мощности в примыкающих топливных стержнях, который может превысить допустимые пределы, что указывает на повышенный риск нарушения герметичности оболочек тепловых элементов. Проекты GRCA, которые являются вариантами известных проектов и которые содержат меньшее количество Ag-In-Cd, равномерно распределенного по всем 24 стержням сборки, могут облегчить эту проблему. Однако такие проекты также значительно быстро истощаются из-за более низкого самоэкранирования индия и кадмия и их истощение становится ниже приемлемой реактивной способности стержня менее чем за 5 лет. Кроме того, давней проблемой в промышленности на протяжении многих лет было распухание поглотителя из-за излучения, индуцированного превращением в проектах регулирующих стержней, изготовленных из сплава серебра. В частности, облучение серебра и индия нейтронами приводит к образованию значительного количества кадмия и олова, что может привести к распуханию из-за изменения плотности материала. Слишком большое распухание поглотителя может привести к контакту поглотителя с окружающей его оболочкой и потенциально к ее разрушению.

Серые стержни с пониженной реактивной способностью обычно предназначены для того, чтобы иметь реактивную способность, которая значительно ниже, чем у стандартных (или черных) регулирующих стержней RCCA, которые используются с тем, чтобы заглушить реактор или обеспечить возможность полного управления реактивностью. Требуемая реактивная способность серого регулирующего стержня может изменяться в зависимости от применения и намеченной стратегии работы электростанции. Более того, вес серого регулирующего стержня должен быть аналогичен весу черного регулирующего стержня, который будет использоваться на той же самой электростанции, если и серый, и черный регулирующие стержни имеют одинаковые поверхности раздела с другими компонентами в реакторе. Реактивная способность, а также вес серого регулирующего стержня могут определяться выбранным материалом (материалами) и окончательной конфигурацией стержня. Как правило, использование одного материала-поглотителя не соответствует ни весу, ни требованиям, относящимся к реактивной способности. Таким образом имеется возможность для усовершенствования проекта GRCA для ядерных реакторов.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Эти и другие нужды удовлетворяются настоящим изобретением, которое относится к усовершенствованному проекту сборки регулирующих серых стержней (GRCA), обеспечивающему улучшенный материал-поглотитель нейтронов, усовершенствованную сборку серых стержней и распределение сборок серых стержней, которые адаптированы для регулирования операций по отслеживанию нагрузки и для преодоления известных традиционно с этим связанных неблагоприятных условий.

В качестве одного из аспектов изобретения предоставляется серый стержень для сборки регулирующих стержней ядерного реактора, причем указанный серый стержень содержит удлиненный трубчатый элемент, имеющий первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину; поглотитель нейтронов, расположенный внутри указанного удлиненного трубчатого элемента, главным образом, в его первом конце, при этом указанный поглотитель нейтронов содержит материал-поглотитель, имеющий микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 10-30 барн.

В качестве другого аспекта изобретения предоставляется усовершенствованная сборка регулирующих серых стержней для ядерного реактора, причем указанная сборка регулирующих серых стержней содержит множество серых стержней, при этом каждый из указанных серых стержней содержит удлиненный трубчатый элемент, имеющий первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину, при этом поглотитель нейтронов расположен внутри указанного удлиненного трубчатого элемента, главным образом в его первом конце, причем указанный поглотитель нейтронов содержит материал-поглотитель, имеющий микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 10-30 барн.

Поглотитель нейтронов может быть распределен по всем сборкам серых стержней из множества сборок серых стержней. Более конкретно, усовершенствованная сборка регулирующих серых стержней может включать в себя 24 серых стержня, причем поглотитель нейтронов распределен главным образом в равном количестве среди всех 24 серых стержней сборки.

В качестве другого аспекта изобретения предоставляется ядерный реактор, имеющий сборку регулирующих серых стержней для ядерного реактора, причем указанная сборка регулирующих серых стержней содержит множество серых стержней, при этом каждый из указанных серых стержней содержит удлиненный трубчатый элемент, имеющий первый конец, второй конец, внешний диаметр и длину, при этом поглотитель нейтронов расположен внутри указанного удлиненного трубчатого элемента, главным образом в его первом конце, причем указанный поглотитель нейтронов содержит материал-поглотитель, имеющий микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 10-30 барн.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ РИСУНКОВ

Полное понимание изобретения может быть получено из нижеприведенного описания вариантов осуществления при его изучении совместно с прилагаемыми чертежами, на которых:

Фиг.1 представляет собой вид в разрезе тепловыделяющей сборки, показанной в укороченном виде по вертикали, при этом часть регулирующей сборки показана на чертеже пунктирными линиями;

Фиг.2A представляет собой часть поперечного сечения регулирующей сборки по Фиг.1, которая вынута из тепловыделяющей сборки;

Фиг.2B представляет собой вид сверху сборки крестовины регулирующих стержней регулирующей сборки по Фиг.2A;

Фиг.3 представляет собой график сравнения скоростей истощения для различных материалов-поглотителей нейтронов в проекте GRCA, в котором в качестве поглотителя использован сплав Ag-In-CD;

Фиг.4 представляет собой график сравнения относительной реактивной способности GRCA с вольфрамовым поглотителем по изобретению с относительной реактивной способностью проекта GRCA с Ag-In-CD поглотителем;

Фиг.5 представляет собой часть поперечного сечения усовершенствованной сборки регулирующих серых стержней по изобретению;

Фиг.6 представляет собой поперечное сечение, проходящее вдоль линии 6-6 по Фиг.5;

Фиг.7 представляет собой схематическую диаграмму одной восьмой тепловыделяющей сборки, показывающую изменение мощности стержня после извлечения GRCA предшествующего уровня техники из активной зоны во время вытягивания стержня; и

Фиг.8 представляет собой схематическую диаграмму одной восьмой тепловыделяющей сборки, показывающую изменение мощности стержня тепловыделяющей сборки, которое используется в усовершенствованном GRCA изобретения, показанном после его извлечения из активной зоны.

ОПИСАНИЕ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Для простоты объяснения изобретение описано на примере проекта активной зоны основного реактора, охлаждаемого водой под давлением, (PWR), который в промышленности известен как AP1000. AP1000 представляет собой проект реактора Westinghouse Electric Company LLC. Westinghouse Electric Company LLC расположена в Монровилле (Monroeville), штат Пенсильвания (Pennsylvania). Ссылка на AP1000 предоставлена только с целью иллюстрации в качестве примера и не накладывает никаких ограничений на объем изобретения. Следовательно, необходимо принять во внимание, что приведенный в качестве примера проект GRCA изобретения имеет применение во многих проектах реактора.

Используемые в настоящем описании фразы, указывающие направление, такие как, например, вверх, вниз, вперед, назад, влево, вправо и их производные, относятся к ориентации элементов, показанных на чертежах, и не накладывают никаких ограничений на формулу изобретения, если только это не указано явным образом.

Как используется в настоящем описании, утверждение, что две или больше частей "соединены" вместе, следует понимать, что части соединены вместе непосредственно или при помощи одной или нескольких промежуточных частей.

Как используется в настоящем описании, термин "количество" означает один и больше, чем один (т.е. множество).

Тепловыделяющая сборка

Обращаясь к чертежам, в частности к Фиг.1, показан вид в разрезе тепловыделяющей сборки ядерного реактора, представленный в укороченном виде по вертикали, и в общем виде обозначенного ссылочной позицией 10. Тепловыделяющая сборка 10 представляет собой тип, используемый в реакторе, охлаждаемом водой под давлением, (PWR) и имеет каркас, которой включает в себя, в нижней части, хвостовик 12 для поддержки тепловыделяющей сборки 10 на нижней опорной плите 14 в области активной зоны ядерного реактора (не показано), в верхней части, головку 16 и несколько направляющих труб или трубчатых каналов 18, которые расположены в продольном направлении между противоположными концами и жестко прикреплены к противоположным концам, хвостовику 12 и головке 16.

Тепловыделяющая сборка 10 дополнительно включает в себя множество поперечных решеток 20, установленных на некотором расстоянии друг от друга в продольном направлении для направления трубчатых каналов 18, и организованный массив длинных топливных стержней 22, расположенных на некотором расстоянии друг от друга и поддерживаемых решетками 20. Сборка 10 также имеет измерительную трубу 24, расположенную в центре и проходящую и установленную между хвостовиком 12 и головкой 16. С точки зрения вышеописанного расположения частей, очевидно, что тепловыделяющая сборка 10 образует единый блок, которым можно манипулировать обычным способом без повреждения частей сборки.

Как обсуждалось выше, множество топливных стержней 22 поддерживается в тепловыделяющей сборке 10 на некотором расстоянии друг от друга при помощи решеток 20, которые расположены вдоль тепловыделяющей сборки на некотором расстоянии друг от друга. Каждый топливный стержень 22 включает в себя шарики 26 с ядерным топливом и закрыт на противоположных концах верхней и нижней концевыми пробками 28 и 30. Шарики 26 располагают стопкой при помощи сжатой пружины 32, расположенной между верхней концевой пробкой 28 и верхней частью стопки шариков. Благодаря шарикам 26 с топливом, состоящим из расщепляющегося материала, создается реактивная мощность реактора. Жидкий замедлитель/теплоноситель, такой как вода или вода, содержащая бор, закачивают наверх через множество отверстий, расположенных на нижней опорной плите 14 тепловыделяющей сборки. Хвостовик 12 тепловыделяющей сборки 10 подает теплоноситель вверх через направляющие трубы 18 и вдоль топливных стержней 22 сборки для получения сгенерированного в них тепла с тем, чтобы произвести полезную работу. Для управления процессом расщепления несколько регулирующих стержней 34 являются взаимоперемещаемыми в направляющих трубчатых каналах 18, расположенных в заданных положениях в тепловыделяющей сборке 10. Сборка 39 крестовины, расположенная выше головки 16, поддерживает регулирующие стержни 34.

На Фиг.2A и 2B показана сборка 36 регулирующих стержней после их извлечения из тепловыделяющей сборки 10 по Фиг.1. Обычно регулирующая сборка 36 имеет цилиндрический элемент 37 с множеством радиально-расположенных лап или спиц 38, содержащих сборку 39 крестовины, которая детально показана на Фиг.2B. Как обсуждалось выше, каждая спица 38 соединена с регулирующим стержнем 34 таким образом, что сборка 36 регулирующих стержней способна перемещать регулирующие стержни 34 в вертикальном направлении внутри трубчатых каналов 18 (Фиг.1), чтобы таким образом управлять процессом расщепления в тепловыделяющей сборке 10 (Фиг.1) хорошо известным способом. За исключением приведенной в качестве примера сборки регулирующих стержней, которая содержит усовершенствованную сборку 36 регулирующих серых стержней (GRCA), имеющую улучшенные сборки серых стержней 34, которые описаны ниже, все остальное вышеописанное является старым и хорошо известным в данной области техники.

Усовершенствованная GRCA

Общая конфигурация регулирующего стержня описана ниже со ссылкой на Фиг.2A и 2B. Как утверждалось выше, чтобы использовать преимущества свойств MSHIM, обеспечиваемые низкой реактивной способностью или серыми стержнями, в известных сборках регулирующих стержней, таких как имеющиеся сегодня регулирующие сборки для реактора AP1000 компании Westinghouse Electric Company LLC, используются GRCA. Однако, несмотря на то что проект GRCA для действующего проекта реактора AP1000 имеет 24 стержня, которые обычно бывают сконфигурированы, как показано на Фиг.2B, как указывалось выше, 20 из этих 24 стержней представляют собой водовытесняющие стержни из нержавеющей стали (например, без ограничения, SS-304), и только четыре из стержней представляют собой стержни-поглотители нейтронов для получения требуемой низкой реактивной способности для GRCA. Следовательно, по существу весь материал-поглотитель нейтронов локализован и изолирован в GRCA только там, где находятся четыре стержня.

Кроме того, в существующем проекте AP1000 материал-поглотитель содержит поглотитель, изготовленный из сплава Ag-In-Cd, состоящий примерно из 80% серебра, примерно 15% индия и примерно 5% кадмия, который может поглощать значительное количество всех нейтронов с тепловой и надтепловой энергией, попавших в зону поглотителя. Такой поглотитель нейтронов в данной области техники известен как "черный" поглотитель. Этот материал-поглотитель совместим с известными кластерами стандартных равнопрочных регулирующих стержней (RCCA), в которых все 24 стержня изготовлены из Ag-In-Cd. Как указывалось и как раскрыто в настоящем описании со ссылкой на Фиг.3, известно, что индий и кадмий являются быстро истощаемыми. RCCA находятся минимальное количество времени в активной зоне во время работы с выдачей мощности. Следовательно, такое истощение не является проблемой. Однако для работы с механической компенсацией AP1000 (MSHIM), например, ожидается, что GRCA будут находиться в активной зоне в течение половины рабочего цикла. При таких условиях эксплуатации требуется замена существующего проекта GRCA примерно через каждые пять-десять лет из-за быстрого истощения поглотителя. Как более подробно раскрыто в настоящем описании ниже, среди других преимуществ усовершенствованный проект GRCA изобретения устраняет этот недостаток, связанный с быстрым истощением, и также по существу избегает нежелательного локального скачка мощности, который происходит при вытягивании из активной зоны традиционного GRCA, имеющего четыре RCCA стержня.

Более глубокое понимание вышеупомянутой проблемы истощения поглотителя можно получить, обратившись к Фиг.3. На Фиг.3 показан график скорости истощения для двух различных изотопов серебра, двух различных изотопов индия и скорость истощения для кадмия. Более конкретно, истощение серебра-107 (Ag-107), серебра-109 (Ag-109), индия-113 (In-113), индия-115 (In-115) и кадмия (Cd) показано для сравнения на одном графике в виде линий 100, 102, 104, 106 и 108 соответственно для проекта GRCA, в котором минимизировано самоэкранирование. Как показано, оба изотопа серебра 100, 102 имеют относительно низкую скорость истощения, тогда как индий 115, 106 и кадмий 108 имеют быструю скорость истощения. В частности, быстрое истощение индия 115, 106 и кадмия 108 приводит к потере поглотительной силы примерно на 20% только через пять лет работы этого проекта. Изменения в рабочих характеристиках отслеживания нагрузки могут стать проблемой в Westinghouse AP1000 при менее чем 5%-ной потере силы поглотителя GRCA. Если увеличить начальную реактивную способность стержня проекта GRCA для компенсации ожидаемого истощения с целью увеличения времени жизни GRCA, то соответственно увеличится эффект распределения мощности в активной зоне в результате вытягивания стержня GRCA, приводя к увеличению риска нарушения герметичности оболочек тепловых элементов. Как отмечалось выше, быстрое истощение черных изотопов-поглотителей нейтронов приводит к нежелательному уменьшению способности GRCA управлять реактором во время отслеживания нагрузки и, в конечном счете, приводит к частой замене GRCA. Изобретение решает эту проблему путем использования усовершенствованной сборки регулирующих серых стержней, в которой, помимо других усовершенствований, используется другой материал-поглотитель нейтронов, имеющий более низкую скорость истощения по сравнению с существующим Ag-In-Cd поглотителем.

В частности, на Фиг.4 показан график относительной реактивной способности стержня GRCA, содержащей приведенный в качестве примера материал-поглотитель 110 изобретения, по сравнению с GRCA, имеющей такую же начальную реактивную способность и содержащей существующий Ag-In-Cd поглотитель 112. Оба проекта, показанные в виде графика на Фиг.4, имеют равномерное распределение поглотителя во всех стержнях GRCA для минимизации воздействия распределения мощности. Как и на графике по Фиг.3, изменение реактивной способности стержня показано в виде графика относительной реактивной способности в зависимости от времени эксплуатации поглотителя 110, 112, выраженного в годах. Было бы желательным, чтобы поглотитель 110, используемый в GRCA, имел медленно изменяющуюся или по существу ровную кривую истощения реактивной способности при длительном облучении нейтронами. Такая операция является обычной для GRCA, в отличие от стандартного черного RCCA, который обычно не работает в активной зоне во время работы с выделением мощности и, следовательно, не подвержен такому сильному облучению нейтронами. В частности, в настоящем изобретении существующий Ag-In-Cd поглотитель 112 заменен поглотителем 110, который содержит материал-поглотитель, имеющий микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 10-30 барн.

Относительная способность поглощения быстрых нейтронов и нейтронов с энергией в надтепловой области, а также характеристики поперечного сечения поглощения полученных продуктов истощения также можно рассматривать при выборе приведенного в качестве примера материала-поглотителя для RCCA. Материал-поглотитель 110 может быть сформирован в виде цилиндра в стержне RCCA. Более того, поглотитель 110 может быть сегментирован по оси или он может представлять собой твердый кусок, покрывающий всю длину по оси цилиндра. Неограничивающие примеры подходящих материалов-поглотителей могут включать в себя, без ограничения, по существу чистый вольфрам, имеющий близкую к теоретической или полностью совпадающую с теоретической плотность; металлический вольфрам уменьшенной плотности или пористый; сплавы на основе вольфрама, такие как вольфрам-рений и вольфрам-никель-железо; соединения на основе вольфрама, такие как карбид вольфрама; по существу чистый скандий, иттербий и марганец; сплавы на основе скандия, иттербия и марганца и соединения на основе скандия, иттербия и марганца. Как используется в настоящем описании, фразы "по существу чистый" и "чистый" являются взаимозаменяемыми для обозначения поглотителя, который практически полностью состоит из элемента (например, вольфрама, скандия, иттербия или марганца), причем любые примеси, которые присутствуют в поглотителе, находятся в пренебрежимо малых количествах. График поведения относительной реактивной способности стержня, показанный на Фиг.4 для приведенного в качестве примера поглотителя 110, относится к GRCA, где в качестве первичного поглотителя нейтронов используется чистый вольфрам.

Использование материала-поглотителя 110 в настоящем изобретении, например вольфрама, вместо альтернативного материала-поглотителя, такого как, например, серебро, серебро-кадмий-индий, бор, гафний и т.п., дает, по меньшей мере, одно из следующих преимуществ. Относительно низкое сечение захвата для вольфрама приводит к медленному истощению поглотителя по сравнению с другими черными поглотителями. Реактивная способность стержня проекта GRCA 110 на основе вольфрама остается относительно стабильной с тенденцией к слабому увеличению, которая появляется сразу, как показано на Фиг.4, из-за образования рения-187. Рений-187 образуется в результате поглощения нейтронов вольфрамом-186 и затем бета-распада вольфрама-187. Сечение поглощения нейтронов рения-187 превышает сечение родительского изотопа и в количественном отношении практически полностью компенсирует медленное истощение всех изначально представленных в вольфраме поглощающих изотопов, не оказывает отрицательного воздействия на поглощение нейтронов и, следовательно, полезность GRCA. Вычислено, что реактивная способность поглотителя-вольфрама может быть увеличена примерно на 3%-5% для более 20-летнего облучения в активной зоне, после чего реактивная способность начнет медленно снижаться. Также хотелось бы, чтобы другие потенциальные поглотители на основе скандия, иттербия или марганца имели характеристики относительно ровного истощения реактивной способности GRCA благодаря малому сечению захвата нейтронов. Однако известно, что эти материалы не превращаются в какие-либо сильные изотопы-поглотители нейтронов и, следовательно, возможно могут показать монотонное снижение реактивной способности стержня в зависимости от времени. При вольфрамовом поглотителе реакции превращения, которые приводят к существенным изменениям свойств материала с течением времени при эксплуатации серого стержня, могут быть минимизированы. Длительное облучение чистого вольфрама нейтронами может привести к образованию сплава вольфрам-рений, сечение захвата нейтронов и свойства материала которого почти такие же, что и у исходного материала. Благодаря ровной кривой истощения реактивной способности вольфрама исходный проект серого стержня соответствует требуемой идеальной реактивной способности стержня без необходимости перепроектирования реактивной способности стержня с целью компенсации эффектов истощения поглотителя, которые могут достигать 20% или больше у черного материала-поглотителя. Серый стержень, который разработан для требуемой идеальной реактивной способности стержня и не разработан с дополнительным 20% или большим запасом прочности, может привести к небольшому риску, связанному с тем, что шарик будет взаимодействовать с оболочкой, что может привести к нарушению герметичности оболочек тепловых элементов (в результате низкой дельта-мощности в топливных стержнях) и таким образом снизить радиоактивность в теплоносителе реактора. Вольфрам не разбухает как Ag-In-Cd поглотители, таким образом решаются проблемы, связанные с разрушением оболочки, относящиеся к Ag-In-Cd проектам. Кроме того, вольфрам имеет значительно более высокую точку плавления, чем сплав серебро-индий-кадмий (6192°F и 1472°F соответственно), что может привести к увеличению срока эксплуатации. В результате предполагается, что вольфрамовый поглотитель подвержен меньшей деформации в условиях работы реактора, чем, например, поглотитель, изготовленный из серебра или сплава серебра. Кроме того, предполагается, что активация вольфрама в реакторе приводит к генерации источника радиоактивности со значительно меньшим временем жизни по сравнению с серебром.

В одном из вариантов осуществления настоящего изобретения, в котором материал-поглотитель включает в себя по существу чистый вольфрам, имеющий близкую к теоретической или полностью совпадающую с теоретической плотность; сплавы на основе вольфрама, такие как вольфрам-рений и вольфрам-никель-железо; соединения на основе вольфрама, такие как карбид вольфрама; по существу чистый скандий, иттербий и марганец; сплавы на основе скандия, иттербия и марганца и соединения на основе скандия, иттербия и марганца, поглотитель 110 имеет плотность материала, равную 16,5-19,4 г/см3. В одном из вариантов осуществления, в котором поглотитель нейтронов предназначен для AP1000 применения, используется материал-поглотитель, такой как по существу чистый вольфрам, имеющий плотность материала, равную примерно 19,3 г/см3. Более того, для AP1000 применения используется материал, имеющий микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 10-30 барн.

Как показано на Фиг.4, использование вольфрамового поглотителя 110 значительно снижает скорость истощения поглотителя, увеличивая полезный срок эксплуатации улучшенного GRCA 36 (Фиг.2A) до 20 лет и выше. Не только это является существенным улучшением по сравнению с вышеуказанным полезным сроком эксплуатации существующего Ag-In-Cd поглотителя, которое составляет только примерно пять-десять лет, но к тому же реактивная способность приведенного в качестве примера поглотителя 110 остается относительно постоянной в отличие от быстрого истощения Ag-In-Cd поглотителя 112. Благодаря увеличенному полезному сроку эксплуатации приведенного в качестве примера поглотителя 110 улучшенный GRCA 36 (Фиг.2A) отвечает требованиям, предъявляемым к сроку эксплуатации регулирующих стержней.

На Фиг.5 и 6 показана усовершенствованная сборка 34 серых стержней изобретения. Как показано на Фиг.5, сборка 34 серых стержней обычно включает в себя первый конец 40, который, поскольку расположен в активной зоне (Фиг.1), является нижним концом, и второй конец 42 (например, верхний конец на Фиг.1). Первый, или нижний, конец 40 имеет пробку 44 с коническим концом. Такой конический проект облегчает направленное введение стержня 34 в трубчатый канал 18 (Фиг.1) тепловыделяющей сборки 10 (Фиг.1). Второй, или верхний, конец 42 имеет верхнюю концевую пробку 46, которая сконструирована таким образом, чтобы входить в сцепление и закрепляться в сборке 39 крестовины (лучше всего показано на Фиг.2A) известным способом (например, без ограничения, комплиментарная мужская/женская конструкция резьбового соединения). Удлиненный трубчатый элемент 48 проходит между верхней и нижней концевыми пробками 46, 44. Приведенный в качестве примера трубчатый элемент представляет собой трубу 48 из нержавеющей стали, изготовленную из 304 нержавеющей стали, хотя можно рассмотреть использование труб, изготовленных из других известных или подходящих альтернативных материалов, таких как, без ограничения, сплавы на основе циркония и никеля. В вышепоказанном и раскрытом примере внешний диаметр 50 из трубы 48 составляет примерно 0,38 дюймов (0,97 сантиметра), и полная длина 52 стержня 34, от верха нижней концевой пробки 44 до низа верхней концевой пробки 46, составляет примерно 175 дюймов (444,5 сантиметра). Однако следует иметь в виду, что концепция изобретения одинаково применима для стержней, имеющих любую длину и ширину, подходящую для использования в широком спектре реакторов.

В одном из вариантов осуществления настоящего изобретения поглотитель 110 находится внутри удлиненного трубчатого элемента 48 и имеет такие размеры, чтобы практически полностью заполнить внутренний диаметр трубчатого элемента 48. В одном из вариантов осуществления внешний диаметр поглотителя 110 составляет от 0,15 до 0,40 дюймов; внешний диаметр трубчатого элемента 48 составляет от 0,37 до 0,45 дюймов. В другом варианте осуществления, таком который используется в AP1000, внешний диаметр поглотителя 110 составляет от 0,17 до 0,35 дюймов; внешний диаметр трубчатого элемента 48 составляет от 0,37 до 0,39 дюймов. Поглотитель 110 может включать в себя металлический вольфрам уменьшенной плотности или пористый; сплав на основе вольфрама или соединение на основе вольфрама.

Как показано на Фиг.5, материал-поглотитель 110 главным образом находится в удлиненном трубчатом элементе 48. Также показанный на Фиг.5 поглотитель 110 может быть дважды инкапсулированным, сначала посредством внутренней опорной трубы 58, а затем посредством удлиненного трубчатого элемента 48. Внутренняя опорная труба 58 сконструирована в виде муфты, которая полностью окружает и инкапсулирует поглотитель 110, а удлиненный трубчатый элемент 48, т.е. оболочка, изолирует поглотитель 110 и опорную трубу 58 от воды первичного теплоносителя. Внутренняя опорная труба 58 выполнена из металла, имеющего хорошие характеристики механической прочности и теплопроводности в требуемых условиях эксплуатации. Кроме того, точка плавления должна быть достаточно высокой для поддержания непрерывной целостности в окружающей материал-поглотитель среде. Подходящие материалы для опорной трубы 58 могут включать в себя, без ограничения, цирконий и сплавы на основе циркония; алюминий и сплавы на основе алюминия; сплавы на основе никеля, такие как Сплав 718 (UNS N07718) и Сплав 625 (UNS N06625); и нержавеющую сталь, такую как СС-304L и СС-316L. Внутренняя опорная труба 58 закрыта с двух концов пробками с тем, чтобы обеспечить изоляцию поглотителя 110 в случае повреждения удлиненного трубчатого элемента 48. Опорная труба 58 также может облегчить теплоотдачу от поглотителя 110 и обеспечить структурную опору для поглотителя 110.

В одном из вариантов осуществления изобретения внутренняя опорная труба 58 может быть изготовлена из материала - вторичного поглотителя, который может быть выбран для увеличения поглощения нейтронов и/или оптимизации удельного веса и, кроме того, для облегчения теплоотдачи и обеспечения структурной поддержки. Вторичный поглотитель может иметь меньшее сечение захвата, чем сечение захвата поглотителя 110, т.е. первичного поглотителя. Вторичный поглотитель может иметь микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 2-6 барн. Более того, вторичный поглотитель может иметь плотность, равную 7-9 г/см3. Неограничивающие примеры подходящих материалов - вторичных поглотителей могут включать в себя, без ограничения, металлические сплавы на основе никеля, такие как Сплав 718 (UNS N07718) и Сплав 625 (UNS N06625); и нержавеющую сталь, такую как СС-304L и СС-316L.

Не будучи связанным никакой теорией предполагается, что более малое сечение захвата нейтронов вторичным поглотителем служит, чтобы уравновесить большее сечение захвата нейтронов первичным поглотителем. Аналогично, более низкая плотность вторичного поглотителя служит, чтобы уравновесить более высокую плотность первичного поглотителя. Манипулируя относительными пропорциями и материалами, выбранными для первичных и вторичных поглотителей, можно получить проект GRCA, который одновременно оптимизирует и реактивную способность, и вес стержня до требуемой величины, при этом в то же самое время значительно улучшая характеристики теплоотдачи. Муфта и/или оболочка может быть заполнена инертным газом, таким как, без ограничения, гелий или аргон, чтобы предотвратить окисление первичного поглотителя при высоких рабочих температурах и дополнительно улучшить теплоотдачу. В муфте или оболочке первичный поглотитель может быть в виде стопки правильных круглых цилиндров, одного цилиндра или частиц (например, порошка).

Поглотитель нейтронов настоящего изобретения может быть расположен в удлиненном трубчатом элементе 48 по существу концентрически. Поглотитель нейтронов настоящего изобретения также может быть расположен в опорной трубе 58 по существу концентрически, и опорная труба может находиться в трубчатом элементе 48. Опорная труба 58 может иметь толщину стенки, которая по существу определяется расстоянием между внешним диаметром поглотителя 110 и внутренним диаметром удлиненного трубчатого элемента 48. Как показано на поперечном сечении по Фиг.6, диаметр 54 приведенного в качестве примера поглотителя 110 меньше внешнего диаметра 50 трубы 48 стержня.

Опорная труба 58 имеет толщину 60 стенки, которая может быть больше толщины стенки трубы 48. Опорная труба 58 может служить для замены части поперечной щели между первичным поглотителем и внешней оболочкой материалом с высокой теплопроводностью, таким образом облегчая теплоотдачу от первичного поглотителя теплоносителю и значимо уменьшая рабочую температуру в сером стержне. Опорная труба 58 также может поддерживать и инкапсулировать первичный поглотитель для уменьшения вероятности любого перераспределения первичного поглотителя или вероятности попадания первичного поглотителя в теплоноситель в маловероятном случае нарушения герметичности внешней оболочки.

В одном из вариантов осуществления внешний диаметр поглотителя 110 составляет 0,10-0,38 дюймов; внешний диаметр трубчатого элемента 48 составляет 0,37-0,45 дюймов; и толщина стенки опорной трубы 58 составляет 0,01-0,10 дюймов. В другом варианте осуществления, таком как для использования в AP1000, внешний диаметр поглотителя 110 составляет 0,16-0,24 дюйма; внешний диаметр трубчатого элемента 48 составляет 0,37-0,39 дюймов; и толщина стенки опорной трубы 58 составляет 0,05-0,07 дюйма.

Следовательно, приведенные в качестве примера сборки 34 серых стержней изобретения удлиняют срок эксплуатации ядерного реактора путем использования раскрытых в настоящем описании материалов-поглотителей. Весь проект 36 GRCA настоящего изобретения также главным образом расширяет пределы скорости линейного нагревания во время операций со стержнями. В частности, в приведенном в качестве примера GRCA поглотитель 110 распределен по всем 24 стержням 34 регулирующей сборки 36 в отличие от размещения поглотителя только в четырех стержнях, как в описанном выше существующем проекте AP1000. Распределение поглотителя 110 по всем стержням 34 GRCA уменьшает изменение в локальной мощности топливного стержня (дельта-скачок мощности) при извлечении GRCA 36 из активной зоны, что, в свою очередь, улучшает запас при работе. В частности, распределение материала-поглотителя 110 по всем 24 стержням уменьшает содержание поглотителя 110 в каждом стержне 34, что уменьшает величину изменения локальной реактивности около каждого стержня 34 во время вытягивания стержня. Точную величину уменьшения количества материала-поглотителя 110 по сравнению с четырьмя Ag-In-Cd поглотителями современного проекта не следует указывать для ограничения изобретения.

Из всего вышесказанного приведенная в качестве примера сборка 34 серых стержней была перепроектирована таким образом, чтобы включать в себя комбинацию улучшенных признаков, таких как опорная труба 58, совершенно другой материал-поглотитель, содержащий комбинацию первичного поглотителя, инкапсулированного материалом-вторичным поглотителем, уменьшенное количество материала-поглотителя нейтронов с высокой энергией и распределение поглотителя по всем стержням 34. Таким образом, GRCA 36 изобретения относится и по существу преодолевает вышеупомянутые недостатки, известные в данной области, путем уменьшения количества материала-поглотителя 110 нейтронов в стержне 34 и по существу путем равномерного распределения материала-поглотителя 110 по всем серым стержням 34 сборки 36. Преимущества приведенного в качестве примера усовершенствованного проекта 36 GRCA более подробно описаны со ссылкой на Фиг.7 и 8.

Фиг.7 представляет собой схематический или упрощенный вид одной восьмой традиционной тепловыделяющей сборки 10', которая показывает, в целях сравнения с приведенным в качестве примера проектом по Фиг.8, относительно большее увеличение локальной мощности, воздействию которой подвержены топливные стержни 22', окружающие трубчатый канал 18', который ранее содержал стержни-поглотители (не показано на Фиг.7), при извлечении обычной GRCA (не показана) из тепловыделяющей сборки 10'. Числа, показанные на Фиг.7, представляют изменение мощности стержня в процентах в ответ на вытягивание GRCA из тепловыделяющей сборки 10'. Показаны неблагоприятные эффекты известного находящегося в ней поглотителя. По существу, как показано, топливные стержни 22', примыкающие к трубчатому каналу 18', который содержит Ag-In-Cd поглотитель, испытывают изолированный или локализованный скачок в изменении мощности. Как обсуждалось выше, такое сильное изменение мощности является нежелательным, поскольку это создает увеличенный риск нарушения герметичности топливных элементов в результате взаимодействия шарика с оболочкой.

Фиг.8 является подтверждением того, что проект 36 GRCA (Фиг.2) изобретения решает эти проблемы. В частности, для сравнения Фиг.8 с Фиг.7 показана та же самая одна восьмая секция тепловыделяющей сборки 10 после операции вытягивания стержня, причем приведенный в качестве примера GRCA 36 (Фиг.2) и серые стержни 34 (Фиг.2, 5 и 6) вынуты из тепловыделяющей сборки 10. Как показано, изменение мощности стержня, окружающего трубчатые каналы 18, в которых размещены стержни-поглотители (не показано на Фиг.8), существенно меньше по сравнению с величинами примера по Фиг.7. В частности, как показано в примере по Фиг.8, самое большое изменение мощности стержня GRCA 36 изобретения, выраженное в процентах, составляет примерно 7%. Это является существенным улучшением относительно изменения мощности стержня в процентах, которое для традиционного проекта GRCA, изображенного на Фиг.7, составляет примерно 22%. Как обсуждалось выше, это улучшение большей частью относится к приведенному в качестве примера распределению стержней-поглотителей 34 (не показаны на Фиг.8) по всем 24 положениям в трубчатых колоннах 18 в отличие от только четырех положений в трубчатых колоннах 18'. Например, имеется только одно положение 18' поглотителя, показанное на одной восьмой части тепловыделяющей сборки 10' по Фиг.7, принимая во внимание положения 18 поглотителя, показанные в приведенном в качестве примера проекте по Фиг.8. В итоге, комбинация поглотителя 110, уменьшенный размер поглотителя в стержне 34, опорная труба 58 поглотителя и распределение поглотителя 110 по всем стержням 34 GRCA 36 изобретения приводит к уменьшению способности поглощения нейтронов, характерного для каждого стержня 34 GRCA 36, на примерно одну шестую, что таким образом уменьшает изменение локальной мощности стержня (дельта-скачок мощности), при, например, вытаскивании GRCA 36 из сборки 10. Очевидно, что улучшенные признаки GRCA 36 изобретения могут использоваться отдельно или в любой известной или подходящей комбинации. Например, без ограничения, в приведенной в качестве примера распределенной конфигурации изобретения уменьшенного размера можно использовать альтернативный материал-поглотитель, отличный от приведенного в качестве примера поглотителя 110, раскрытого в настоящем описании, не выходя за пределы изобретения.

Линейная скорость нагревания стержня-поглотителя проекта, использующего Ag-In-Cd с уменьшенным количеством стержней (4 из 24), может привести к кипению большого количества воды теплоносителя, находящейся между внутренней поверхностью трубчатого канала 18 и внешней поверхностью удлиненной трубы 48. Распределение материала-поглотителя 110 по всем 24 стержням регулирующей сборки минимизирует или предотвращает случаи кипения большого количества воды в трубчатых каналах.

Следовательно, изобретение обеспечивает усовершенствованный GRCA 36, который среди других преимуществ показывает замедленную скорость истощения, устойчивость к большим изменениям в распределении локальной мощности во время вытягивания стержня, устойчивость к кипению большого количества воды в трубчатых каналах и улучшенную устойчивость к набуханию сплава поглотителя и нарушению оболочки.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Настоящее изобретение имеет отношение к улучшенному проекту с низкой реактивной способностью или сборке регулирующих серых стержней (GRCA) для ядерного реактора. GRCA используются в современных ядерных реакторах для обеспечения способности хорошего управления реактивностью при помощи механических средств с целью управления количеством производимой реактором мощности. Обычный GRCA включает в себя сборку крестовины, сконструированную таким образом, чтобы обеспечить управляемое введение сборок, содержащих до 24 серых стержней, в направляющие трубчатые колоны тепловыделяющей сборки, расположенной в активной зоне ядерного реактора, или вытягивание этих сборок. Улучшенный проект GRCA настоящего изобретения включает использование множества улучшенных сборок серых стержней, которые содержат новую комбинацию и расположение поглотителя нейтронов и структурных материалов. Улучшенные сборки серых стержней используются во всех доступных местах стержней сборки в GRCA для достижения требуемой реактивной способности и веса компонента, при этом минимизируя воздействия локального распределения мощности на топливные стержни при перемещении GRCA в тепловыделяющей сборке.

Каждая улучшенная сборка серых стержней включает использование серого материала - первичного поглотителя нейтронов, поддерживаемого внутренней опорной трубой внутри внешней оболочки. Первичный поглотитель нейтронов состоит из по существу чистого вольфрама или материала с аналогичным сечением поглотителя нейтронов и характеристиками плотности, который организован в цилиндрическую форму. Вольфрам представляет собой предпочтительный материал - первичный поглотитель нейтронов для применений в серых регулирующих стержнях, поскольку он имеет сечение поглотителя нейтронов в требуемом диапазоне и испытывает незначительное изменение в реактивной способности с течением времени, которое связано с эффектом истощения поглотителя при длительном воздействии облучения нейтронами. Вольфрам также имеет очень высокую плотность материала и температуру плавления, низкий потенциал активации и в меньшей степени подвержен индуцированному радиацией разбуханию, чем другие обычно используемые черные материалы-поглотители нейтронов. Сплавы или соединения на основе вольфрама, включающие другие элементы, также можно рассматривать для использования в качестве первичного поглотителя нейтронов в улучшенном проекте. Удлиненный трубчатый элемент, известный как внутренняя опорная труба, поддерживает и ограничивает первичный поглотитель нейтронов. Внутренняя опорная труба состоит из сплава никеля, нержавеющей стали, сплава циркония или другого аналогичного структурного материала, имеющего опыт использования в ядерной промышленности, который не приводит ни к каким неблагоприятным последствиям при взаимодействии с теплоносителем реактора. Внутренняя опорная труба предназначена, прежде всего, для облегчения теплоотдачи, обеспечения структурной поддержки и предотвращения перераспределения или предохранения материала-первичного поглотителя нейтронов в случае повреждения герметичности внешней оболочки. Однако сечение поглотителя нейтронов и плотность внутренней опорной трубы также можно использовать для оптимизации общей способности поглощения нейтронов и для достижения веса сборки серых стержней в тех случаях, когда эти параметры должны быть четко управляемыми. И внутренняя опорная труба, и первичный поглотитель нейтронов размещены в удлиненном трубчатом элементе, известном как внешняя оболочка. Внешняя оболочка обычно изготавливается из нержавеющей стали, но также может состоять из сплава никеля или другого аналогичного структурного материала, имеющего опыт использования в ядерной промышленности, который успешно использовался в применениях, включая длительное воздействие теплоносителя реактора. Определение размера и выбор материалов для первичного поглотителя нейтронов, внутренней опорной трубы и внешней оболочки позволяют одновременно оптимизировать реактивную способность, общий вес компонентов и характеристики теплоотдачи улучшенной сборки серых стержней.

В случаях, при которых может быть установлена надежная долговременная целостность первичного поглотителя нейтронов и внешней оболочки, может использоваться другой вариант осуществления сборки серых стержней, который не предполагает использования внутренней опорной трубы. Такая альтернативная форма может быть изготовлена для достижения требуемой реактивной способности и характеристик теплоотдачи, при этом упрощая производственный процесс, не за счет оптимизации общего веса компонентов. Подходящие материалы для использования в качестве первичного поглотителя нейтронов в альтернативной форме могут включать в себя, без ограничения, различные сплавы металлического вольфрама, такие как, без ограничения, вольфрам-рений или вольфрам-никель-железо, соединения на основе вольфрама, такие как, без ограничения, карбид вольфрама, или форму уменьшенной плотности из чистого металлического вольфрама. Внешний диаметр поглотителя нейтронов может меняться в зависимости от выбранного материала. Радиальная щель между внешним диаметром поглотителя и внутренним диаметром внешней оболочки может быть относительно небольшой или большой. В одном из вариантов осуществления, в котором используется более разжиженный материал-первичный поглотитель нейтронов, внешний диаметр поглотителя может почти полностью заполнять внутренний диаметр внешней оболочки.

Материал-первичный поглотитель нейтронов для использования в настоящем изобретении может включать в себя материал с микроскопическим сечением захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равным 10-30 барн, организованный в цилиндрическую форму. Материал поглотителя может иметь медленное изменение или ровную кривую истощения реактивной способности при длительном воздействии облучения нейтронами, свойственную работе GRCA, которое может использоваться для его отличия от стандартного черного RCCA, который практически не подвержен облучению нейтронов в такой степени. Первичный поглотитель может быть сегментирован по оси, или он может представлять собой твердый кусок, покрывающий по существу всю длину по оси цилиндра. Подходящие материалы для использования в первичном поглотителе нейтронов могут включать в себя следующие:

А) по существу чистый металлический вольфрам с плотностью, практически совпадающей с теоретической;

В) сплавы, содержащие существенные количества вольфрама и других металлов, такие как, без ограничения, W-Re и W-Ni-Fe;

С) химические соединения, содержащие вольфрам и другие элементы, такие как, без ограничения, карбид вольфрама;

D) по существу чистый скандий (Sc), иттербий (Yb) или марганец (Mn); и

Е) химические соединения или сплавы, содержащие Sc, Yb или Mn.

Эти материалы могут использоваться в качестве первичного поглотителя нейтронов в вариантах осуществления, в которых поглотитель находится во внутренней опорной трубе и оболочке или в которых поглотитель находится только в оболочке без наличия опорной трубы. Более того, там, где опорная труба не используется, первичный поглотитель нейтронов также может включать в себя металлический вольфрам уменьшенной плотности или пористый, т.е. плотности меньше теоретической.

Использование поглотителей на основе вольфрама в применениях серых стержней может привести к, по меньшей мере, одному из следующих преимуществ:

А) относительно малое сечение захвата для вольфрама может привести к медленному истощению поглотителя относительно других черных поглотителей, например Ag-In-Cd, бор, гафний;

В) длительное облучение вольфрама нейтронами имеет тенденцию к образованию сплава вольфрам-рений, который может иметь близкое к такому же сечению захвата нейтронов значение, что и у исходного материала, приводя к относительно ровной кривой истощения реактивной способности в зависимости от времени;

С) ровная кривая истощения реактивной способности может позволить оптимизацию проекта до требуемой реактивной способности стержня без "перепроектирования" преактивной способности стержня для компенсации эффектов истощения поглотителя, которые в материале черного поглотителя могут достигать 20% или более;

D) проект серых стержней, который оптимизирован до требуемой реактивной способности стержня и не перепроектирован с запасом в 20% или более, имеет меньше риска повреждения герметичности внешней оболочки топливных элементов, связанных с взаимодействием шарика с оболочкой, благодаря понижению "дельта-скачка мощности" в топливных стержнях и в конечном счете может привести к меньшей радиоактивности в теплоносителе реактора;

E) высокая плотность материала вольфрама может позволить проекты серых стержней с большим весом, при которых маловероятно возможны события неполной вставки стержня; и

F) очень высокая температура плавления вольфрама может привести к большей устойчивости к повреждению, а также к меньшим ограничениям проекта, связанным с температурными условиями.

Внутренняя опорная труба для использования в настоящем изобретении может включать в себя структурный материал, который уже был использован в ядерной промышленности, и известно, что при воздействии теплоносителя реактора не происходит никаких неблагоприятных эффектов. Материал опорной трубы может представлять собой металл с хорошей механической прочностью и характеристиками теплопроводности в требуемых условиях эксплуатации. Возможная температура обслуживания должна быть достаточно высокой для поддержания непрерывной целостности в окружающей материал-поглотитель среде. В варианте осуществления, в котором материал выбран с целью оптимизации общей способности поглощения нейтронов и достижения требуемого веса сборки серых стержней, также желательны микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 2-6 барн, и плотность от 7 до 9 г/см3. Внутренняя опорная труба может быть закрыта с обоих концов пробками с тем, чтобы обеспечить изоляцию первичного поглотителя нейтронов в случае нарушения герметичности внешней оболочки. Подходящие материалы для использования в качестве внутренней опорной трубы могут включать следующие:

А) сплавы на основе никеля, включая, без ограничения, сплав 718 (UNS N07718) и сплав 625 (UNS N06625);

В) нержавеющую сталь, включая, без ограничения, СС-304L и СС-316L;

С) сплавы на основе циркония; и

D) металлический алюминий.

Сплавы на основе циркония и металлический алюминий обычно не используются в вариантах осуществления, в которых используют материал опорной трубы для оптимизации общей способности поглощения нейтронов и достижения требуемого веса сборки серых стержней.

Использование материалов, раскрытых в настоящем описании для внутренней опорной трубы, может привести к, по меньшей мере, одному из следующих преимуществ:

А) характеристики сечения и плотности материала внутренней опорной трубы могут предоставлять проектировщику дополнительную степень свободы, которая позволяет улучшить проект сборки серых стержней, который одновременно оптимизирует реактивную способность, вес стержней и характеристики теплоотдачи;

В) внутренняя опорная труба может увеличить теплоотдачу первичного поглотителя нейтронов путем заполнения большей части внутренней щели между поглотителем и внешней оболочкой материалом, имеющим высокую теплопроводность, таким образом эффективно понижая рабочие температуры поглотителя;

С) внутренняя опорная труба может обеспечить второй барьер между теплоносителем реактора и первичным поглотителем нейтронов дополнительно к внешней оболочке, при этом дополнительный барьер обеспечивает более высокий уровень гарантии того, что в итоге поглотитель не будет контактировать с теплоносителем, что может привести к большей гибкости в выборе типа материалов, которые, в конечном счете, можно рассматривать для использования в качестве первичного поглотителя; и

D) внутренняя опорная труба может минимизировать потенциальное перераспределение материала-первичного поглотителя нейтронов в случае, если поглотитель является хрупким.

Хотя определенные варианты осуществления изобретения были описаны подробно, специалистам в данной области очевидно, что могут быть сделаны различные модификации и альтернативные варианты этих деталей в свете полного описания. Следовательно, раскрытые конкретные решения являются только иллюстративными и не предназначены для ограничения объема изобретения, широта которого определяется прилагаемой формулой изобретения и любыми и всеми его эквивалентами.

1. Серый стержень (34) для сборки (36) регулирующих стержней ядерного реактора, причем в упомянутом ядерном реакторе упомянутый серый стержень содержит: удлиненный трубчатый элемент (48), имеющий первый конец (40), второй конец (42), внешний диаметр (50) и длину (52); поглотитель (110) нейтронов, расположенный в упомянутом удлиненном трубчатом элементе (48), главным образом в его первом конце (40), причем упомянутый поглотитель нейтронов имеет внешний диаметр и длину, простирающуюся от первого конца ко второму концу, причем упомянутый поглотитель (110) нейтронов содержит только один материал-поглотитель, причем упомянутый только один материал-поглотитель имеет микроскопическое сечение захвата поглощения нейтронов 2200 м/с, равное 10-30 барн, при этом поглощение нейтронов упомянутого поглотителя нейтронов является, по существу, равномерным по упомянутой длине, простирающейся от первого конца ко второму концу упомянутого поглотителя нейтронов.

2. Серый стержень (34) по п.1, в котором упомянутый материал-поглотитель (110) выбирают из группы, состоящей из: по существу, чистого вольфрама с близкой к или полной теоретической плотностью; вольфрамового металла уменьшенной плотности или пористого; сплавов на основе вольфрама, таких как вольфрам-рений и вольфрам-никель-железо; соединений на основе вольфрама, таких как карбид вольфрама; по существу, чистого скандия, иттербия и марганца; сплавов на основе скандия, иттербия и марганца, и соединений на основе скандия, иттербия и марганца.

3. Серый стержень (34) по п.1, в котором поглотитель (110) нейтронов представляет собой, по существу, чистый вольфрам.

4. Серый стержень (34) по п.1, дополнительно содержащий опорную трубу (58), сконструированную таким образом, чтобы окружать упомянутый поглотитель (110) нейтронов в упомянутом удлиненном трубчатом элементе (48).

5. Серый стержень по п.4, в котором опорная труба (48) содержит материал, выбранный из группы, состоящей из: циркония и сплавов на основе циркония, алюминия и сплавов на основе алюминия, сплавов на основе никеля и из нержавеющей стали.

6. Серый стержень (34) по п.5, в котором материал опорной трубы (58) выбирают для увеличения поглощения нейтронов поглотителя (110) нейтронов.

7. Серый стержень (34) по п.6, в котором материал опорной трубы (58) имеет микроскопическое сечение захвата поглощения нейтронов 2200 м/с, меньше, чем у поглотителя (110) нейтронов.

8. Серый стержень (34) по п.6, в котором материал опорной трубы (58) выбирают из группы, состоящей из металлических сплавов на основе никеля и нержавеющей стали.

9. Усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней для ядерного реактора, причем упомянутая усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней содержит: множество серых стержней (34), в котором каждый из упомянутых серых стержней (34) содержит: удлиненный трубчатый элемент (48), имеющий первый конец (40), второй конец (42), внешний диаметр (50) и длину (52), и поглотитель (110) нейтронов, расположенный в упомянутом удлиненном трубчатом элементе (48), главным образом в его первом конце (40), имеющий внешний диаметр и длину, простирающуюся от первого конца ко второму концу, причем упомянутый поглотитель (110) нейтронов содержит только один материал-поглотитель, причем упомянутый только один материал поглотитель имеет микроскопическое сечение захвата поглощения нейтронов 2200 м/с, равное 10-30 барн, при этом поглощение нейтронов упомянутого поглотителя нейтронов является, по существу, равномерным по упомянутой длине, простирающейся от первого конца ко второму концу упомянутого поглотителя нейтронов.

10. Усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней по п.9, в которой упомянутый поглотитель (110) нейтронов распределен по всем упомянутым серым стержням (34) из упомянутого множества серых стержней (34).

11. Усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней по п.10, в которой упомянутое множество серых стержней (34) содержит 24 серых стержня (34); и в которой упомянутый поглотитель (110) нейтронов распределен как правило в равном количестве по всем 24 серым стержням (34).

12. Усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней по п.9, в которой упомянутый материал (110) поглотителя выбирают из группы, состоящей из: по существу, чистого вольфрама с близкой к или полной теоретической плотностью; вольфрамового металла уменьшенной плотности или пористого; сплавов на основе вольфрама, таких как вольфрам-рений и вольфрам-никель-железо; соединений на основе вольфрама, таких как карбид вольфрама; по существу, чистого скандия, иттербия и марганца; сплавов на основе скандия, иттербия и марганца, и соединений на основе скандия, иттербия и марганца.

13. Усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней по п.9, в которой поглотитель (110) нейтронов представляет собой, по существу, чистый вольфрам.

14. Усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней по п.9, дополнительно содержащая опорную трубу (58), сконструированную таким образом, чтобы окружать упомянутый поглотитель (110) нейтронов в указанном удлиненном трубчатом элементе (48).

15. Усовершенствованная сборка (36) регулирующих серых стержней по п.14, в которой материал опорной трубы (58) имеет микроскопическое сечение захвата поглощения нейтронов 2200 м/с, равное 2-6 барн.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к анализу и оценке безопасности технологических процессов и может быть использовано для имитационной калибровки измерительных каналов системы управления разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ) ядерного реактора.

Изобретение относится к способу создания «смешанных карт активной зоны ядерного реактора» и к применению указанного способа к калибровке контрольно-измерительных приборов стационарного типа.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), а более конкретно - к средствам для хранения дефектных ОТВС реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС.

Изобретение относится к высокотемпературной ядерной энергетике и может быть использовано для реновации блоков с органическим топливом. .

Изобретение относится к области реакторных измерений, а именно к способу измерения реактивности ядерного реактора, при котором сигналы с камеры деления преобразуют в физический параметр.

Изобретение относится к атомной энергетике. .

Реактор // 2475870
Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств (ЯЭУ) большой единичной мощности.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР с активной зоной на основе микротвэлов, включающих тепловыделяющие сборки с поперечным течением теплоносителя.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВ ЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС в качестве аварийного инструмента.

Изобретение относится к технике реакторных измерений, а именно к устройствам для измерений реактивности реактора - реактиметрам. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и может найти применение при изготовлении стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) с таблетированным керамическим ядерным топливом

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к групповой перегрузке ампул с отработавшим ядерным топливом реактора РБМК - 1000 из транспортного чехла в пеналы

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способу снаряжения фольгой оболочки тепловыделяющего элемента и устройству для его осуществления, и может быть использовано в процессе изготовления твэлов

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали

Изобретение относится к области хранения ядерного топлива и может быть использовано для расчетно-экспериментального определения и контроля эффективного коэффициента размножения бассейнов выдержки (БВ) хранилищ отработавшего ядерного топлива АЭС

Изобретение относится к манипулированию топливом в ядерном реакторе
Изобретение относится к работе и безопасности ядерных реакторов с водным теплоносителем, а именно к способу организации водно-химического режима водного теплоносителя энергетических установок

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), а более конкретно к загрузке, транспортированию, выгрузке и размещению ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища
Наверх