Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем



Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем
Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем

 


Владельцы патента RU 2512472:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (RU)

Изобретение относится к атомной технике. Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем размещен в ячейках дистанционирующих решеток. По меньшей мере, на части поверхности направляющего канала нанесен слой выгорающего поглотителя, содержащего изотоп бора-10, в количестве, выгорающем не более чем за один цикл облучения тепловыделяющей сборки. В частном случае реализации устройства изотоп бора-10 входит в состав материала, из которого изготовлен направляющий канал. Технический результат состоит в повышении мощности реакторной установки. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике и может быть применено в водо-водяных ядерных реакторах.

Известна тепловыделяющая сборка ядерного реактора, содержащая головку, хвостовик, пучок тепловыделяющих элементов (твэлов) и направляющих каналов (НК), размещенных в дистанционирующих решетках [Патент США №3379619, «Топливная сборка для ядерного реактора», заявлено 25.05.1966, опубл. 23.04.1968]. Направляющие каналы представляют собой трубки, изготовленные из сплава циркония и предназначенные для перемещения в них поглощающих элементов органов регулирования. Когда поглощающие элементы извлечены из активной зоны, трубки направляющих каналов заполнены водой.

Недостатком известной конструкции является наличие всплеска энероговыделения в твэлах, расположенных рядом с направляющим каналом, что обусловлено наличием водяной полости в направляющем канале.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению является направляющий канала водо-водяного реактора [Патент Японии №3121972, «Тепловыделяющая сборка», заявлено 03.12.1993, опубл. 09.01.2001]. В тепловыделяющей сборке направляющие каналы представляют собой цилиндрические трубки из сплава циркония, размещенные в ячейках дистанционирующих решеток.

Недостатком известного технического решения является всплеск энероговыделения в твэлах, расположенных рядом с направляющим каналом, что обусловлено наличием водяной полости в направляющем канале, вызывающей повышенное замедление нейтронов.

Задача изобретения состоит в исключении указанного недостатка, а именно в исключении или существенном уменьшении всплеска энероговыделения в твэлах, расположенных рядом с направляющим каналом.

Для устранения указанного недостатка в направляющем канале тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем, размещенном в ячейках дистанционирующих решеток, предлагается, по меньшей мере, на части поверхности направляющего канала нанести слой выгорающего поглотителя, содержащего изотоп бора-10, в количестве, выгорающем не более чем за один цикл облучения тепловыделяющей сборки.

В частном случае выполнения устройства предлагается изотоп бора-10 ввести в состав материала, из которого изготовлен направляющий канал.

Сущность технического решения заключается в следующем.

Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора размещен в ячейках дистанционирующих решеток.

По меньшей мере, на части поверхности направляющего канала нанесен слой выгорающего поглотителя, содержащего изотоп бора-10, в количестве, выгорающем не более чем за один цикл облучения тепловыделяющей сборки.

В частном случае выполнения направляющего канала изотоп бора-10 входит в состав материала, из которого изготовлен направляющий канал.

Из-за повышенного замедления нейтронов в водяной полости, образуемой направляющим каналом с извлеченным поглощающим элементом, возникает всплеск энерговыделения в соседствующих с ним твэлах. Именно в этих твэлах и наблюдается, как правило, максимум энерговыделения в тепловыделяющей сборке, ограничивающий допустимую мощность тепловыделяющей сборки и соответственно реактора в целом. В наибольшей степени это ограничение проявляется в первом цикле облучения тепловыделяющей сборки, когда коэффициент внутрикассетной неравномерности энерговыделения (коэффициент Kk, равный отношению максимальной мощности твэла в тепловыделяющей сборке к средней мощности твэлов), как правило, максимален, а мощность тепловыделяющей сборки существенно выше средней. При использовании твэлов с уран-гадолиниевым топливом (твэгов) максимальное значение Kk растет с увеличением количества твэгов. Это объясняется тем, что на начальном этапе облучения мощность твэгов значительно ниже средней мощности твэлов и поэтому, при сохранении полной мощности тепловыделяющей сборки, мощность тепловыделяющих элементов без гадолиния, в том числе и расположенных по соседству с направляющим каналом, значительно возрастает.

Поглотитель на поверхности направляющего канала, содержащий изотоп бора-10 (в чистом виде или в составе какого-либо известного соединения, например, В4С, ZrB2, BN) экранирует тепловые нейтроны, избыточная генерация которых в водяной полости и вызывает всплеск энерговыделения в соседних твэлах. Для нанесения этого поглощающего слоя могут быть использованы известные методы, например, газодинамическое напыление, плазменное напыление, вакуумное напыление, методы катодного и магнетронного распыления и др.

Необходимая концентрация бора-10 и толщина поглощающего слоя на поверхности направляющего канала определяется методами стандартного нейтронно-физического расчета исходя из требований, предъявляемых к топливному циклу и условий ядерной безопасности. Одно из требований состоит в том, чтобы, практически, весь бор-10 в поглощающем слое выгорал не более чем за один цикл облучения тепловыделяющей сборки в реакторе.

Пример конкретного исполнения устройства.

На внешнюю поверхность направляющего канала, выполненного из циркониевого сплава Zyrcaloy-4 в виде трубки с внешнем диаметром 12.6 мм, толщиной стенки 0,5 мм, нанесен слой естественного бора с содержанием 19,8% бора-10 толщиной 0,05 мм. 24 таких направляющих канала размещены в квадратной тепловыделяющей сборке реактора PWR типа 17×17, содержащей 264 твэла с внешним диаметром 9,5 мм с диоксидным урановым топливом, обогащенным до 4,7% по урану-235.

Эффективность предлагаемого решения иллюстрируются результатами расчета описанной выше тепловыделяющей сборки PWR в сравнении с расчетами аналогичных сборок а) без выгорающего поглотителя (ВП) и б) с 12 твэгами, содержащими 8 вес.% Gd2O3, смешанного с UO2. Обогащение урана в твэгах 2,8 вес.% по урану-235.

Расчеты выполнены по программе MCNP [X-5 Monte Carlo Team, MCNP-A General Monte Carlo N-Partical Transport Code, Version 5, Los Alamos National Laboratory report LA-13709-M (April 24, 2003)]. Полученные результаты приведены на фиг.1 и 2.

На фиг.1 представлена зависимости коэффициента критичности (Kinf) от среднего по тепловыделяющей сборке выгорания топлива, полученные для тепловыделяющей сборки а) без выгорающих поглотителей (верхняя черная кривая), б) с 12 твэгами, содержащими 8 вес.% Gd2O3, смешанного с UO2 (нижняя красная кривая) и в) со слоем поглощающего материала (Вест) толщиной 0.05 мм на внешней поверхности 24-х направляющих каналов (средняя синяя кривая). Из графиков на фиг.1 видно, что при одинаковой с гадолининем начальной компенсирующей способности бор-10 в поглощающем слое на поверхности направляющих каналов выгорает полностью, в то время как для вариантов с твэгами наблюдается потеря реактивности из-за недовыгоревших или невыгорающих изотопов гадолиния, а также из-за меньшей начальной загрузки топлива, вытесненного в твэгах окисью гадолиния.

На фиг. 2 показаны зависимости внутрикассетного коэффициента неравномерности энерговыделения Kk от времени облучения для: а) тепловыделяющей сборки без выгорающих поглотителей (средняя черная кривая), б) тепловыделяющей сборки с 12 твэгами (верхняя красная кривая) и в) со слоем поглощающего материала на поверхности направляющего канала толщиной 0.05 мм (нижняя синяя кривая). Как видно из приведенных графиков, наличие борного поглощающего слоя в направляющих каналах действительно позволяет существенно снизить внутрикассетную неравномерность энерговыделения на начальном этапе облучения тепловыделяющей сборки, когда эта неравномерность, как правило, максимальна.

Аналогичный результат будет достигнут, если изотоп бора-10 содержится не только в напыляемом слое на поверхности направляющего канала, но и частично введен в состав циркониевого сплава, из которого изготовлен направляющий канал, в количестве, не ухудшающем механические свойства этого сплава (ориентировочно ~0.1 вес.%).

Технический результат состоит в повышении теплотехнической надежности активной зоны и в увеличении мощности реакторной установки.

1. Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем, размещенный в ячейках дистанционирующих решеток, отличающийся тем, что, по меньшей мере, на части поверхности направляющего канала нанесен слой выгорающего поглотителя, содержащего изотоп бора-10, в количестве, выгорающем не более чем за один цикл облучения тепловыделяющей сборки.

2. Направляющий канал по п.1, отличающийся тем, что изотоп бора-10 входит в состав материала, из которого изготовлен направляющий канал.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата.
Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к изготовлению таблетированного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологии изготовления таблеток ядерного топлива из порошков на основе оксидов ядерных делящихся материалов, в частности к изготовлению таблеток с минимальными припусками на шлифование или в размер.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах. .

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 конструкциям ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для изготовления твэлов преимущественно для ядерных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР).

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Дистанционирующая решетка (ДР) содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих шестиугольные ячейки для размещения твэлов, расположенные по правильной треугольной сетке, и треугольные ячейки, расположенные между шестиугольными. Шестиугольные ячейки имеют три стороны одной длины и расположенные между ними три стороны другой длины, причем более длинные стороны предназначены для контакта с оболочками твэлов. При этом шаг решетки выбран с обеспечением возможности установки в шестиугольных ячейках твэлов одного диаметра, а в треугольных ячейках - твэлов другого диаметра. ДР по второму варианту содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих ячейки для размещения твэлов, расположенные по правильной треугольной сетке, при этом ячейки имеют форму правильных треугольников. Технический результат - повышение надежности и равномерности контакта твэлов со стенками ячеек за счет обеспечения контакта в трех точках. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 11 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Технический результат - повышенный теплосъем в твэле ядерного реактора, что позволяет существенно повысить эксплуатационные характеристики твэлов ядерных реакторов. Твэл ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку с размещенным в ней топливным сердечником и свободные объемы, дополнительно содержит рабочую жидкость с точками плавления и кипения, соответствующими диапазону рабочих температур на периферии у оболочки и в центре топливного сердечника, а топливный сердечник содержит ядерное топливо капиллярной структуры с сообщающейся пористостью. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов содержит фольгу, валики прокатки фольги, пуансон, штангу с цилиндром, диаметр которого равен диаметру таблетки делящегося материала, губки, охватывающие цилиндр перед заслонкой. Заслонка выполнена подпружиненной в направляющих из двух отрезков труб с ограничивающими щелями ее перемещения, причем направляющие установлены у торца оболочки твэла, размещенной в ложементе. На плоскости заслонки выполнены выступы, формирующие радиальную отбортовку фольги у торца цилиндра. Технический результат - повышение качества радиальной отбортовки на фольге. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Группа изобретений относится к вентилируемым тепловыделяющим элементам ядерного реактора. Способ предусматривает использование тепловыделяющей сборки с кожухом, выполненным с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Способ включает использование подузла управления текучей средой, который соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, с помощью подузла управления текучей средой осуществляют циркуляцию отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - возможность управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 213 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющих сборок (ТВС), используемых, преимущественно, для реакторов РБМК-1000, а также ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Конструкция крепления твэлов в несущей концевой (опорной) решетке (HP) имеет цилиндрическую часть из циркониевого сплава Э110. Фиксация твэла в HP производится путем замятия полого конца наконечника одновременно в трех или более местах по периметру на определенную величину, при этом описанный диаметр наконечника увеличивается до величины, необходимой для удержания твэла в HP. Поверхность посадочного отверстия HP выполнена ступенчатой с длиной ступени большего диаметра, равной 0…0,5 толщины несущей решетки, причем поверхность с большим диаметром может быть конической, а в торце наконечника твэла выполнено отверстие, соосное с его наружной поверхностью, глубиной не более толщины несущей решетки. При этом в 3…4 местах эта часть наконечника одинаково деформирована таким образом, что наружная поверхность наконечника выходит за пределы меньшего диаметра посадочного отверстия. Технический результат - высокая надежность фиксации наконечника твэла в HP за счет отсутствия зазоров в осевом и радиальном направлениях и исключения вращения твэла вокруг продольной оси. 8 ил.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора на бегущей волне. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе. Тепловыделяющая сборка содержит кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Подузел управления текучей средой соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - обеспечение глубокого выгорания топлива и длительной кампании. 35 з.п. ф-лы, 213 ил.
Изобретение относится к способу получения диоксида урана в виде зерен сферической и неправильной формы. Способ включает растворение при интенсивном перемешивании оксида урана UO3 или UO2(NO3)2×6H2O в органической кислоте, предпочтительно в аскорбиновой кислоте, обработку полученного аскорбиново-гидрокси-уранового золя и термообработку полученного геля при температуре 550°C и скорости нагрева 5°C/мин в воздушной среде до образования U3O8, после чего полученный оксид восстанавливают в атмосфере водорода и/или аргона, предпочтительно в атмосфере водорода, при температуре 1100°C до образования диоксида урана в виде зерен сферической или неправильной формы. Изобретение обеспечивает упрощение процесса и сокращение времени получения диоксида урана, а также снижение расходов. 5 н.п. ф-лы, 5 пр.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР-440. Чехол ТВС соединяется с хвостовиком с помощью 6-ти специальных винтов, имеющих коническую форму головки снизу. На гранях посадочного места концевой детали в средней части вокруг каждого из отверстий под крепежные винты выполнены углубления, поверхность которых совпадает с деформированной формой поверхности чехла при нагружении радиальными силами по контуру отверстий или близка к ней. Углубления имеют ширину меньше, чем ширина грани чехла. Технический результат - обеспечение соосности чехла и концевой детали (например, хвостовика) в сборе. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С). Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов. В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления. Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси. Техническим результатом является возможность получения оксидов металлов из нитратных растворов в одну стадию, в том числе получения твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана без применения водорода, а также увеличение безопасности и упрощение способа получения оксидов металлов, в том числе и смешанных оксидов актинидов. 6 з. п. ф-лы.
Наверх