Устройство для испытаний ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для проведения реакторных испытаний твэлов с экспериментальным топливом в исследовательских ядерных реакторах на быстрых нейтронах. Устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, включающее корпус, кассету с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами, дополнительно содержит замедляющие элементы. Технический результат - расширение возможности по формированию требуемых нейтронно-физических и мощностных характеристик при испытаниях твэлов, сокращение длительности испытаний для достижения требуемой глубины выгорания. 6. з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для проведения реакторных испытаний твэлов с экспериментальным топливом в исследовательских ядерных реакторах на быстрых нейтронах.

Для проводимых, применительно к реакторам на быстрых нейтронах (РБН), работ по изучению динамики изменения под облучением изотопного состава ядерного топлива, свойств перспективных конструкционных и топливных материалов используются специальные экспериментальные тепловыделяющие сборки (ЭТВС). Такие ЭТВС должны позволять в максимальной степени имитировать условия эксплуатации твэлов, извлекать твэлы на разных этапах облучения и возвращать оставшиеся в активную зону реактора.

Важнейшими задачами при проведении реакторных испытаний твэлов, изготовленных из перспективных топливных и конструкционных материалов являются:

- обеспечение температурных условий испытания;

- обеспечение высокой линейной тепловой нагрузки на твэл;

- обеспечение высокого темпа выгорания ядерного топлива;

- изменение условий испытаний (температуры, энерговыделение). Решение этих задач при испытаниях перспективных топливных

композиций в составе твэлов заданного диаметра в исследовательских РБН сопряжено с трудностями, обусловленными следующими факторами:

- обогащение испытываемых топливных композиций по делящимся изотопам (10÷20%) меньше, чем обогащение штатного топлива исследовательского реактора (БОР-60-70%, CEFR ~64%, МБИР ~39%).

- плотность потока нейтронов в исследовательском РБН зачастую ниже, чем в действующих и проектируемых РБН.

- Стабильность нейтронно-физических параметров облучения в РБН и соответственно невозможность изменения условий облучения без перестановки в другую ячейку реактора.

Таким образом, в существующих конструкциях ЭТВС весьма сложно, а в отдельных случаях невозможно обеспечить требуемые условия испытаний.

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является конструкция облучательного устройства (ОУ) реактора БОР-60 с заменяемыми в условиях защитной камеры твэлами (Кислый В.А., Маершин А.А., Соловьев А.А., и др. «Опыт применения разборного облучательного устройства реактора БОР-60 для решения задач испытаний топливных и конструкционных материалов» // Вопросы атомной науки и техники. Серия ядерная техника и технология, 1995, вып. 1, с. 25-29).

Облучательное устройство, разработанное на базе экспериментальной ТВС реактора БОР-60 с сохранением ее габаритных размеров, состоит из следующих основных частей: чехла с переходником и хвостовиком; головки; дистанционирующей решетки, расположенной в верхней части облучательного устройства; пучка твэлов (19 шт.). Чехол представляет собой шестигранную трубу с размером "под ключ" 38 мм. В нижней части чехол прикреплен к переходнику, на котором закреплен хвостовик. Между переходником и хвостовиком расположена дроссельная шайба, определяющая расход теплоносителя через облучательное устройство. Кроме того, имеется страховочный шестигранный чехол с размером "под ключ" 44 мм, прикрепленный в верхней части ОУ. Твэл представляет собой цилиндрическую оболочку диаметром 6,9 мм и длиной 1050 мм, внутрь которой помещен топливный сердечник. На внешней поверхности оболочки навита дистанционирующая проволока диаметром 1,05 мм (для центральных твэлов) либо лента с размером в поперечном сечении 0,6×1,3 мм (для периферийных твэлов). Твэлы при помощи фигурного паза на верхней заглушке нанизаны на пластины дистанционирующей решетки и образуют пучок. Тепловыделяющий элемент может быть заменен образцом, имеющим те же внешние габариты, например трубкой под давлением. Характерная особенность ОУ - возможность сборки и разборки его в условиях радиационно-защитных камер. Головка и чехол образуют байонетный замок, который фиксирует головку и дистанционирующую решетку в облучательном устройстве. Сборку устройства в дистанционных условиях производят в следующем порядке. Вначале на пластины дистанционирующей решетки, жестко закрепленной в вертикальном положении, нанизывают твэлы. Затем дистанционирующую решетку с пучком твэлов вводят в вертикально закрепленный чехол, после этого головку устанавливают в ОУ и фиксируют стопорным кольцом. Разборку ОУ в дистанционных условиях производят в обратном порядке.

Описанная конструкция ОУ позволяет проводить реакторные испытания твэлов различного диаметра, которые могут существенно отличаться от диаметра штатных твэлов, под воздействием нейтронно-физических параметров облучения реактора БОР-60, а также заменять твэлы в условиях защитной камеры.

Недостатками прототипа являются:

- отсутствие возможности достижения высоких значений линейной тепловой нагрузки в испытываемых твэлах с малообогащенными по делящимся изотопам топливными композициями в исследовательском РБН из-за имеющихся технических ограничений по нейтронно-физическим и мощностным характеристикам.

Большие затраты времени для достижения большой глубины выгорания испытываемых топливных композиций.

- плотность потока и спектр нейтронов при испытаниях твэлов в исследовательском РБН отличаются от действующих и проектируемых РБН, что приводит к искажению результата испытаний.

- требования к параметрам облучения значительно ограничивают выбор ячейки реактора, подходящей и доступной для облучения.

Указанные недостатки обусловлены тем, что конструкция для испытания твэлов ограничивает возможности по формированию требуемых нейтронно-физических и мощностных характеристик твэлов.

Заявляемое техническое решение позволяет расширить возможности по формированию требуемых нейтронно-физических и мощностных характеристик при испытаниях твэлов, повысить производительность, сократив длительность испытаний для достижения требуемой глубины выгорания при расширении области использования, увеличив при этом диапазон ячеек реактора для испытаний.

Поставленная цель достигается тем, что устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, включающее корпус, кассету с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами дополнительно содержит замедляющие элементы.

Наличие замедляющих элементов в устройстве позволяет формировать требуемые нейтронно-физические и мощностные характеристики при испытаниях твэлов.

Наличие кассеты с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами и замедляющими элементами, сочетание которых может быть в любой комбинации в пределах габарита поперечного сечения корпуса из условия формирования требуемых значений темпа выгорания ядерного топлива и/или линейной тепловой нагрузки в твэлах, причем внешние геометрические параметры замедляющих элементов могут соответствовать тепловыделяющим элементам, а в качестве замедлителя нейтронов могут быть использованы материалы с высоким содержанием легких атомов, позволяет повысить значения линейной тепловой нагрузки в твэлах, в том числе с малообогащенными по делящимся изотопам топливными композициями в исследовательском РБН, значительно сократить длительность испытаний при достижении большой глубины выгорания испытываемых топливных композиций, сформировать требуемые параметры плотности потока и спектра нейтронов, воздействующие на них, применительно к более широкому диапазону ячеек реактора.

В корпусе может быть установлена дроссельная шайба, которая подбирается из условия обеспечения расхода теплоносителя, соответствующего температурным условиям испытаний твэлов.

Корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя ядерного реактора, а в стенках корпуса выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции с целью снижения влияния подогрева от соседних тепловыделяющих сборок ядерного реактора.

Корпус выполнен разъемным для извлечения и замены твэлов и замедляющих элементов в радиационно-защитной камере с последующей сборкой и установкой в ячейку активной зоны ядерного реактора для продолжения реакторных испытаний.

Наличие дроссельной шайбы в корпусе позволяет уменьшить расход теплоносителя через отверстие в ней для нагрева теплоносителя до требуемых значений температуры на поверхности твэлов.

Наличие в стенках корпуса полости, заполненной газом, позволяет предотвратить влияние неравномерного температурного поля внешней среды на распределение температуры в твэлах.

Наличие в корпусе отверстий для направленного потока теплоносителя ядерного реактора позволяет поддерживать температурный баланс в элементах конструкции, а следовательно, заданную температуру на поверхности твэлов.

Наличие разъемного соединения в корпусе позволяет многократно использовать устройство, а также извлекать и заменять твэлы и замедляющие элементы в радиационно-защитной камере с последующей сборкой и установкой в ячейку активной зоны реактора для продолжения реакторных испытаний.

Предложенное устройство позволяет расширить возможности по формированию требуемых нейтронно-физических и мощностных характеристик при испытаниях твэлов, повысить производительность, сократив длительность испытаний для достижения требуемой глубины выгорания при расширении области использования, увеличив при этом диапазон ячеек реактора для испытаний, применив в устройстве кассету с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами и замедляющими элементами, сочетание которых может быть в любой комбинации в пределах габарита поперечного сечения корпуса из условия формирования требуемых значений темпа выгорания ядерного топлива и/или линейной тепловой нагрузки в твэлах. Причем внешние геометрические параметры замедляющих элементов могут соответствовать тепловыделяющим элементам, а в качестве замедлителя нейтронов могут быть использованы материалы с высоким содержанием легких атомов.

Новыми существенными признаками являются форма исполнения узлов и деталей устройства для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах и их взаимное расположение: кассета с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами и замедляющими элементами, сочетание которых может быть в любой комбинации в пределах габарита поперечного сечения корпуса из условия формирования требуемых значений темпа выгорания ядерного топлива и/или линейной тепловой нагрузки в твэлах, причем внешние геометрические параметры замедляющих элементов могут соответствовать тепловыделяющим элементам, а в качестве замедлителя нейтронов могут быть использованы материалы с высоким содержанием легких атомов.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.

Предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, опубликованной в научной и технической литературе, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию изобретательский уровень. Перечень фигур графического изображения:

на чертеже рис. 1 изображен продольный разрез устройства для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах;

на чертеже рис. 2 изображен поперечный разрез устройства для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах с замедляющими элементами, соответствующими по внешним геометрическим параметрам твэлам;

на чертеже рис. 3 изображен поперечный разрез устройства для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах с замедляющими элементами, отличающимися по внешним геометрическим параметрам с твэлами.

Устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах содержит корпус 1, кассету 2, твэлы 3, замедляющие элементы 4. Твэлы 3 и замедляющие элементы 4 закреплены в кассете 2, которая крепится в корпусе 1. Корпус 1 выполнен разъемным и содержит отверстия 5 для направленного потока теплоносителя, а в его стенках выполнена полость 6, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. Кроме того, в корпусе закреплена дроссельная шайба 7 с отверстием 8.

Устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах работает следующим образом.

Расположение замедляющих элементов 4 в массиве твэлов 3 позволяет локально смягчить спектр нейтронов и, таким образом, увеличить скорость делений ядер топливной композиции нейтронами, т.е. увеличить темп выгорания топлива и мощность энерговыделения в твэле. Общее число замедляющих элементов 4 в устройстве определяется их диаметром и доступным объемом внутри корпуса 1. Соотношение твэлов 3 и замедляющих элементов 4 выбирается исходя из требуемых значений темпа выгорания топлива и/или линейной тепловой нагрузки в твэле. При этом чем больше элементов с замедлителем приходится на испытуемый твэл, тем интенсивнее будет протекать реакция деления ядер топлива в твэле. Как показывают расчеты при замене 6-ти твэлов в 19-ти твэльной разборной ЭТВС реактора БОР-60 на элементы с гранулированным гидридом циркония (ZrH_1,85) плотностью 4,1 г/см темп выгорания топлива (UO₂, обогащение по U ~20%), и линейная тепловая нагрузка в твэле возрастают в среднем на ~19%, а в максимально напряженном твэле на ~28%. А при замене 13-ти из 19-ти твэлов в ЭТВС на элементы с гидридом циркония темп выгорания топлива и линейная тепловая нагрузка в твэле возрастают в среднем на ~47%. В процессе проведения реакторных испытаний поток теплоносителя первого контура реактора, через отверстия 5, попадает во внутреннюю полость корпуса 1 и образует поток, который контактирует с наружными поверхностями кассеты 2 твэлов 3 и замедляющих элементов 4, поддерживая их температурный баланс. В верхней части корпуса 1 теплоноситель через боковые отверстия 5 в головке выходит из внутренней полости устройства. При этом температура поверхности твэлов 3 в кассете 2, определяется расчетным способом с учетом энерговыделения в элементах конструкции с использованием экспериментального значения расхода теплоносителя через внутреннюю полость изделия, а также с учетом условий работы реактора. Для создания необходимого расхода теплоносителя, соответствующего значению теплофизического расчета, в корпусе 1 закреплена дроссельная шайба 7 с отверстием 8. Для снижения влияния подогрева от соседних ТВС в стенках корпуса 1 выполнена полость 6, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции. При плановых остановах реактора устройство извлекается из реактора и транспортируется в радиационно-защитную камеру. В радиационно-защитной камере устройство разбирается с соблюдением предусмотренных процедур. После извлечения и замены твэлов 3 и замедляющих элементов 4 устройство собирается и устанавливается в ячейку активной зоны реактора для продолжения реакторных испытаний.

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе позволяет расширить возможности по формированию требуемых нейтронно-физических и мощностных характеристик при испытаниях твэлов, повысить производительность, сократив длительность испытаний для достижения требуемой глубины выгорания при расширении области использования, увеличив при этом диапазон ячеек реактора для испытаний.

1. Устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, включающее корпус, кассету с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами, дополнительно содержит замедляющие элементы.

2. Устройство по п. 1, характеризующееся тем, что сочетание замедляющих и тепловыделяющих элементов может быть в любой комбинации в пределах габарита поперечного сечения корпуса, размещенных из условия формирования требуемых значений темпа выгорания ядерного топлива и/или линейной тепловой нагрузки в твэлах.

3. Устройство по п. 1, характеризующееся тем, что в качестве замедлителя нейтронов использованы материалы с высоким содержанием легких атомов.

4. Устройство по п. 1, характеризующееся тем, что в корпусе установлена дроссельная шайба, которую подбирают из условия обеспечения расхода теплоносителя, соответствующего температурным условиям испытаний твэлов.

5. Устройство по п. 1, характеризующееся тем, что корпус содержит отверстия для направленного потока теплоносителя.

6. Устройство по п. 1, характеризующееся тем, что в стенках корпуса выполнена полость, заполненная газом, для обеспечения термоизоляции.

7. Устройство по п. 1, характеризующееся тем, что корпус выполнен разъемным.