Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов

Авторы патента:


Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов
Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов
Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов
Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов
Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов
Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов
Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов
Управляемая ускорителем ядерная система с регулированием эффективного коэффициента размножения нейтронов

 


Владельцы патента RU 2560928:

ДЖЕЙКОБС Ю.К. ЛИМИТЕД (GB)

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя. При этом выход нейтронов расщепления, генерируемых пучком, становится сопоставимым с долей запаздывающих нейтронов из расщепляемых элементов. Это используется для обеспечения точного определения реактивности в процессе работы. Предусмотрена возможность регулирования полученных изменений с помощью управляющих стержней (111), регулируемых с помощью нейтронных поглотителей (112) и/или путем варьирования протонного тока. Кроме того, в условиях заявленного изобретения обеспечивается возможность непрерывного регулирования изменения температуры в ходе эксплуатации посредством теплообменника (103). Техническим результатом является возможность избежать приближения подкритического устройства слишком близко к критическому состоянию при сохранении коэффициента размножения нейтронов в приемлемых пределах. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 8 ил., 1 табл.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к управляемым системам с ускорителем (УСУ).

В последние годы во всем мире проявляется значительно интерес к подкритическим реакторам с управляемым ускорителем, например, для ядерных реакторов сжигания трансурановых (ТРУ), реактора-размножителя на основе тория и для увеличения производства электроэнергии (УПЭ), которые описаны в документе WO 95/12203.

Уровень техники

В подкритической системе коэффициент размножения нейтронов меньше единицы, и для обеспечения разветвленной цепной реакции, в частности, можно использовать дополнительные нейтроны, которые получают с помощью внешнего протонного ускорителя. Подкритическая система оказывается особенно выгодной в тех областях применения, где существует гораздо более слабый вклад эффективных запаздывающих нейтронов, чем в традиционном ядерном реакторе с водой под давлением (РВД), небольшой или неблагоприятный доплеровский температурный коэффициент, а также, возможно, положительный коэффициент пустотности, в зависимости от условий охлаждающего агента. Подкритический режим является особенно полезным в случае быстрого реактора-размножителя на основе изотопа U-238, или теплового, или быстрого реактора-размножителя на основе изотопа Th-232, поскольку в этом случае для завершения процесса необходим не один нейтрон, а два: один нейтрон для производства расщепляющегося вещества и второй - для расщепления дочерних элементов, лишь немного меньше, чем размножение нейтронов, благодаря расщеплению.

Как хорошо известно, в подкритической системе коэффициент размножения нейтронов k представляет собой среднюю вероятность того, что данный нейтрон ядра может продолжать цепную реакцию. Тогда результирующее среднее количество вторичных нейтронов, полученных за счет каскада, исходя из каждого нейтрона, поступающего от внешнего управляемого ускорителя, определяется уравнением:

k+k2+k3+…=k/(l-k)=-1/ρ, где (означает, так называемую избыточную реактивность. В подкритической системе существует условие ρ<0.

В размножение нейтронов подкритической системы дают вклад два компонента, а именно, мгновенный вклад kp, благодаря мгновенным нейтронам деления, и вклад kd, обусловленный запаздывающими нейтронами, генерированных очень малой частью βэф осколков деления, которые генерируют нейтроны через несколько секунд после протекания начального расщепления с коэффициентом k=kр+kd. В течение времени запаздывания эти нейтроны не являются свободными нейтронами: они "заранее накапливаются" в ядре (таком как Kr-87), и во время указанного краткого периода они не подвергаются какому-либо заметному замедлению или поглощению. Явление накапливания указанных нейтронов увеличивает эффективное время отклика.

В таблице 1 показаны 6 семейств распада осколков деления, излучающих запаздывающие нейтроны, для U-233, U-235 и Pu-239 расщепляющихся актинидов. Для каждого семейства приведены данные экспоненциального времени жизни для нейтронного излучения и интенсивности частичного деления, как для быстрых (незамедленных) нейтронов (βбыст), так и тепловых нейтронов (βтеп). Для каждого исходного состояния актинида данные значительно различаются.

Как видно из таблицы 1, в случае расщепляющихся элементов U-233, Pu-239 и U-235 для типичных семейств период запаздывающих нейтронов изменяется приблизительно от одной секунды до одной минуты в зависимости от состава расщепляющихся актинидов. Конечно, независимо от источника, как направляемые лучом внешние нейтроны, так и запаздывающие нейтроны в последующем подвергаются размножению.

Таблица 1.
Экспоненциальные семейства запаздывающих нейтронов (н.) для различных делящихся ядер
Элемент №группы Время жизни быстрых н. (1/λi), c Относительный выход быстрых н.βi Время жизни тепловых н. (1/λi) с Относительный выход тепловых н. βi
233-U 1 80,00 0,096 79,37 0,086
2 27,78 0,208 29,67 0,299
3 7,25 0,242 7,19 0,252
4 ЗД4 0,327 3,08 0,278
5 0,82 0,087 0,88 0,051
6 0,32 0,041 0,40 0,034
сумма βбыст=0,0026 βтеп=0,0026
235-U 1 78,74 0,038 80,65 0,0330
2 31,55 0,213 32,79 0,2190
3 8,70 0,188 9,01 0,1960
4 3,22 0,407 3,32 0,3950
5 0,71 0,128 0,88 0,1150
6 0,26 0,026 0,33 0,0420
сумма βбыст=0,0064 Втеп=0,0067
239-Ru 1 77,52 0,038 78,13 0,035
2 32,15 0,280 33,22 0,298
3 7,46 0,216 8,06 0,211
4 3,02 0,328 3,08 0,326
5 0,79 0,103 0,89 0,086
6 0,31 0,035 0,37 0,044
сумма βбыст=0,0020 βтеп=0,0022

Обычно используются различные единицы реактивности, среди которых имеется "доллар" ($). Доллар определяется как варьирование Δk коэффициента размножения нейтронов k, который точно равен вкладу запаздывающих нейтронов, а именно, Δк=βэфф, причем "цент" равен сотой части доллара. Фактическими значениями являются 1 $=2,1·10-3 для U-233, 1 $=2,9·10-3 для Pu-239 и 1 $=2,1·10-3 для U-235.

Можно видеть, что каждый изотоп дает вклад различного числа запаздывающих нейтронов в любой фактической топливной смеси. Поэтому целесообразно определить величину βэфф для реакторной системы:

где: βэф(i) означает долевой вклад в общее расщепление изотопа (i) в смеси n изотопов, присутствующих в реакторе. Отмечается, что Рэф(1) изменяется во времени вследствие работы реактора и радиоактивного распада;

βэф (i) означает вклад запаздывающих нейтронов для изотопа (i).

С 50-х годов интенсивно разрабатывается теория подкритических систем для ядерного топлива. Сравнительно недавно, с появлением усилителя мощности и концепции УСУ, в значительной степени был экспериментально исследован ряд подкритических устройств с практически нулевой мощностью, среди которых эксперименты на фирме FEAT в ЦЕРНе (Швейцария), MASURCA в Кадараше (Франция) и ф. Ялина в Минске (Беларусь).

В указанных экспериментах был подробно описан ряд способов идентификации параметров, относящихся к реактивности. Главным образом, указанные способы основаны на использовании кратковременного импульсного источника с лучом малого энергопотребления (например, с конфигурацией импульса Дирака). В этих способах выделяется очень малое количество энергии расщепления, и отсутствуют заметные изменения температуры. Способы соответствуют задачам калибровки и оценкам реактивности. Однако указанные исследования не полностью соответствуют определению практического мониторинга реактивности, причем необходимы методики регулирования с обратной связью для работы промышленной, системы большой мощности, управляемой с помощью ускорителя, где, напротив, луч обладает большой мощностью и является непрерывным, то есть, аналогично методам регулирования традиционного критического реактора.

В отличие от вышеупомянутых устройств с почти нулевой подкритической энергией, в укрупненных электростанциях, ориентированных на промышленное производство энергии (или критических, или подкритических), изменения температуры играют фундаментальную роль. В системе большой мощности наиболее существенным механизмом обратной связи для реактивности является Доплеровский эффект, который зависит от мгновенного распределения температуры в активной зоне топлива. При нагревании материала, уширяются резонансы в поперечном сечении, таким образом, изменяется вероятность протекания реакции, и поэтому изменяется коэффициент размножения нейтронов k. Существенным параметром является так называемый температурный коэффициент, определяемый как ΔkT=dk/dT (в единицах К-1), где Т означает абсолютную температуру каждого элемента топлива. Фактически значение (ΔkT)=(dk/dT), соответственно усредненное по всему объему реактора, сильно зависит от характера элементов, входящих в состав активной зоны. Значение температурного коэффициента может быть или положительным или отрицательным, в зависимости от состава и геометрии топлива и материалов охлаждающего агента.

Изменения температуры также влияют на поведение охлаждающего агента и на геометрическую структуру активной зона в целом. Когда температура возрастает, происходит уменьшение плотности охлаждающего агента ρ(Т), этому соответствует уменьшение количества захваченных нейтронов и геометрическое увеличение параметра решетки. Соответственно изменяется спектр нейтронов и, следовательно, коэффициент размножения нейтронов k за счет так называемого коэффициента пустотности dk/(dρ/ρ), с помощью которого вводятся изменения, суммированные для температурного коэффициента dk/dT, и за счет изменения "выпучивания" вследствие геометрического расширения.

В традиционном критическом реакторе изменение (не фактического значения) произведенной энергии во времени управляется путем регулирования коэффициента размножения нейтронов k в зависимости от времени. Затем реактор эксплуатируется в критическом режиме самогенерирующейся энергии с коэффициентом k~1. Оператор непосредственно определяет направление и скорость движения управляющего стержня, то есть, эффективно определяет вторую производную от уровня мощности. Мгновенное превышение k больше единицы никогда не должно превышать 1 $, так как критический реактор управляется только по степени вклада запаздывающих нейтронов, причем скорость изменения мощности остается на приемлемо малом уровне. В указанных условиях скорость изменения определяется наличием запаздывающих нейтронов с целью обеспечения достаточного времени для механического регулирования самогенерирующейся энергии с помощью управляющих стержней. Например, в стандартном реакторе РВД, увеличение критического коэффициента на 1/1000 выше значения k=1 может привести к росту совокупности нейтронов приблизительно на 0,9% в секунду, что оставляет достаточно времени для исправления критического коэффициента с помощью управляющих стержней, до того как произойдет чрезмерное увеличение скорости реакции. Если значение (k-1) превышает весь вклад, обусловленный запаздывающими нейтронами, реактор "мгновенно" становится критическим, с наиболее тяжелыми последствиями. Время жизни нейтрона обычно будет порядка нескольких микросекунд, причем для критического коэффициента, превышающего мгновенное значение всего лишь на 1/1000, скорость размножения будет возрастать в (1,001)1000~2·104 раз каждую секунду!

В подкритическом реакторе энергия расщепления поступает непосредственно за счет тока протонного пучка. Это соответствует точной пропорциональности между энергией, образовавшейся за счет теплового расщепления, Ртерм и энергией пучка внешнего ускорителя Рпучка=iпучка·Тр/е, где iпучка означает протонный ток в Амперах, е представляет собой элементарный заряд протона и Тр означает кинетическую энергию в эВ. Множитель между Ртерм и Рпучка равен k/(1-k), который генерируется за счет ядерного каскадного процесса.

Разработка современных ускорителей допускает выработку значительного потока нейтронов путем расщепления ядра с помощью высокоэнергетического источника протонов. Расщепление в тяжелой Z мишени, например, такой как расплавленный свинец, может создавать не менее 30 нейтронов на 1 протон для пучка протонов, имеющего кинетическую энергию 1 ГэВ. Ускорители в указанном энергетическом интервале, например, или циклотроны, или сверхпроводящие линейные ускорители (СЛИУС), могут производить пучки с энергией Рпучка, то есть, вплоть до 50% от необходимой подачи первоначального электропитания, таким образом, от ускорителя требуется только небольшая ограниченная часть электропитания, которая генерируется за счет реактора.

В предыдущих подкритических проектах значение критического коэффициента k выбирали достаточно удаленным от единицы, обычно k~0,97 или даже меньше, однако достаточным для обеспечения того, что соответствующий подкритический диапазон работоспособности гарантирован заранее, даже в весьма исключительно неблагоприятных условиях. Механизм "быстрого выключения реактора" необходим только в случае аварийной остановки и когда реактор не был в эксплуатации в течение очень длительного периода времени.

В указанных условиях (k~0,97) для подкритической УПЭ, традиционно эксплуатируемой на тепловой мощности 1,5 ГВт, требуется, например, ток iпучка приблизительно 24 мА для протонного пучка с кинетической энергией 1 ГэВ на расщепляемой свинцовой мишени. Это является существенным технологическим прогрессом, как для самого ускорителя, так и для расщепляемой мишени.

Раскрытие изобретения

Цель настоящего изобретения заключается в разработке альтернативного способа работы, который дает возможность эффективно управлять реактором в режиме большой мощности (подходит для электростанций промышленной выработки энергии), без потребности в очень большом ускорителе.

В изобретении предлагается работать в подкритических условиях, при возможно большом значении коэффициента размножения нейтронов к для того, чтобы снизить потребление энергии от ускорителя, с уменьшением его размеров, и следовательно, стоимости и сложности ускорителя.

Раскрыт способ эксплуатации УСУ в подкритических условиях. Способ включает в себя:

- наведение ускоренных частиц на расщепляемую мишень;

- размножение нейтронов из расщепляемой мишени в активной зоне, в которую загружено ядерное топливо, содержащее расщепляющийся и делящийся материал; и

- регулирование реактивности в активной зоне таким образом, чтобы поддерживать эффективный коэффициент размножения нейтронов в диапазоне выше 0,98.

Было установлено, что при эксплуатации с указанными большими значениями эффективного коэффициента размножения нейтронов kэфф (обычно единица или несколько $ ниже критического) наблюдается совершенно другая феноменология. В отличие от традиционно рекомендованного случая k~0,97, количество нейтронов расщепления, генерируемых пучком, становится сопоставимым с долей βэфф, обусловленной количеством запаздывающих нейтронов. Поэтому оба источника сопоставимым образом дают вклад в каскад размножения. Любые изменения протонного тока будут вызывать существенные модуляции полученной энергии расщепления, с характеристической временной диаграммой запаздывающих нейтронов, и обеспечивать точную оценку в ходе работы коэффициента размножения нейтронов k или реактивности ρ.

Эффективный коэффициент размножения нейтронов kэфф можно управлять таким образом, чтобы он был совместимым: (а) с максимальным значением k, при котором подкритический реактор может быть приведен в действие, и (b) с наибольшим значением k, при котором можно поддерживать безопасный режим.

Например, ядерный подкритический реактор быстрого деления U-233 со значением (1-k)=3,15·10-3 и тепловой мощностью Ртерм=1,5 ГВт можно управлять с использованием протонного пучка с кинетической энергией 1 ГэВ и током пучка i=2,0 мА, который взаимодействует с мишенью в расплавленном свинце, в полном соответствии с существующим уровнем техники ускорителей. Тогда суммарный коэффициент усиления ускорителя по мощности при (1-k)=3,15·10-3 обычно составляет G=Ртермпучка~750.

В целом, способ настоящего изобретения хорошо подходит для использования в промышленной выработке энергии с приемлемой энергией ускоряющего пучка, например, в диапазоне от 0,5 до 5 МВт.

В варианте осуществления, вышеуказанный диапазон эффективного коэффициента размножения нейтронов составляет выше 0,99 и ниже 0,999, таким образом, обеспечивается весьма большое усиление мощности в системе.

Реактивность в активной зоне предпочтительно контролируют в диапазоне выше - 4 $, где единица реактивности '$' указана для реакторной системы. Предпочтительный диапазон управления реактивностью в долларах находится между - 3 $ и - 0,5 $.

Работа в весьма высоком диапазоне значений к обеспечивает подходящие условия для всех основных измерений, которые необходимы для системы регулирования подкритической активной зоны с управляемым ускорителем в укрупненных электростанциях, ориентированных на промышленное производство энергии. Как в большинстве существующих ядерных реакторов, счетчики нейтронов обычно распределены в активной зоне. Тогда регулирование реактивности в активной зоне может включать:

- использование шагового изменения для уменьшения тока пучка ускоренных частиц;

- измерение варьирования скорости счета нейтронов, обеспечиваемое счетчиком нейтронов, в ответ на этап изменения тока пучка;

- оценку падения скорости счета, связанной с потерей мгновенных нейтронов вследствие указанного шагового изменения; и

- вычисление отношения оценки падения скорости счета к величине скорости счета до указанного шагового изменения.

С целью получения статистически надежной оценки падения скорости счета нейтронов при наличии изменения температуры, варьирование скорости счета преимущественно экстраполируется от момента после шагового изменения тока пучка до момента указанного шагового изменения. Экстраполированное значение в момент шагового изменения дает показание относительного уровня запаздывающих нейтронов в стационарном режиме, который непосредственно предшествует этапу изменения, что прямо относится к реактивности ρ в долларах. Отмечается, что количество нейтронов, сразу после шагового изменения тока пучка, обычно нельзя измерить непосредственно, поскольку для датчиков требуется достаточная статистика отсчетов, которая практически не может быть реализована, так как указанный "квази-стационарный" уровень поддерживается недостаточно долго вследствие: (i) ослабления запаздывающих нейтронов, связанного с потерянными нейтронами расщепления, которые уже не вызывают новых расщеплений после шагового изменения, и (ii) изменений коэффициента размножения, вызванных колебаниями температуры внутри активной зоны.

В частности, период после шагового изменения, в котором поддерживается пониженное значение тока пучка, и изменение скорости счета нейтронов измеряется для экстраполяции, может продолжаться больше 0,100 секунды или, предпочтительно, больше 1 секунды. С целью ограничения термического напряжения в структуре активной зоны, шаговое изменение соответствует только части тока пучка. Типично на этапе изменения ток пучка снижается меньше чем на 50%.

При практическом осуществлении способа ускоренные частицы, направленные на расщепляемую мишень, имеют вид непрерывного пучка частиц. Импульсный пучок не вполне подходит, поскольку слишком часто повторяющиеся, внезапные (в микросекундах) переключения полного потока протонов даже на относительно короткий период времени едва ли применимы для любого крупного реактора вследствие требований безопасности, в связи с избыточным количеством повторяющихся тепловых ударов в структуре активной зоны.

В подкритической системе с управляемым ускорителем основным элементом регулирования является изменяемость протонного тока. Обычно варьирование тока должно иметь допустимо малую скорость изменения и во всех случаях должно иметь ограниченную амплитуду. Таким образом, предпочтительно пучок частиц эксплуатируется при номинальном токе, за исключением периодов оценки реактивности в активной зоне, причем управление реактивностью включает в себя регулирование положения управляющих элементов, поглощающих нейтроны в активной зоне.

Наибольшее значение k, которое можно поддерживать, связано с ростом этого коэффициента вследствие варьирования пучка и обычно k связано с (отрицательным) температурным коэффициентом активной зоны. В частности рабочее значение k должно быть значительно удалено от критического, чтобы при неизбежном внезапном затухании пучка вследствие случайной неисправности ускорителя, так называемом "размыкании", обеспечить условие, что коэффициент k никогда не превышает единицу (1). Желательно очень быстро обнаружить "размыкание" пучка, чтобы можно было принять чрезвычайные корректирующие меры с целью предупреждения критического состояния. Падение температуры стержневых тепловыделяющих элементов после того, как произошло-исключительно внезапное "размыкание" вследствие затухания протонного пучка, является относительно быстрым, причем постоянная времени основного ослабления составляет лишь несколько секунд. В случае мгновенного и неожиданного изменения или затухания протонного тока будет автоматически активироваться мгновенное введение подвижных управляющих стержней с уменьшением реактивности ("быстрая остановка реактора"), чтобы увести реактор достаточно далеко от потенциально критических условий, еще до того, как произойдет основное изменение температуры стержневых тепловыделяющих элементов, из которых состоит реактор. Таким образом, вариант осуществления способа изобретения включает в себя: детектирование любого прерывания ускоренных частиц; и в ответ на детектирование прерывания, в активную зону вводятся поглотители нейтронов для быстрой остановки реактора. Предпочтительно поглотители нейтронов для быстрой остановки реактора вводятся в активную зону спустя период, превышающий 100 миллисекунд, предпочтительно больше 1 секунды, после детектирования прерывания ускоренных частиц. В указанный период можно регистрировать изменение скорости счета нейтронов с использованием счетчиков нейтронов, распределенных в активной зоне. Затем оценивается уменьшение скорости счета, связанное с затуханием мгновенных нейтронов вследствие прерывания, чтобы получить значение реактивности на основе отношения вычисленного уменьшения скорости счета к скорости счета нейтронов до прерывания.

С целью поддержания стабильных условий эксплуатации активной зоны при работе пучка частиц с номинальным значением тока (за исключением фаз оценки реактивности в активной зоне), управление реактивностью может включать:

- непрерывный мониторинг скорости счета нейтронов, обеспечиваемый счетчиком нейтронов, распределенных в активной зоне; и

- в ответ на детектирование состояния отклонения наблюдаемой скорости счета, проводится операция оценки реактивности в активной зоне.

Это дает возможность проверить стабильность работы и получить оценку реактивности (в связи с ослаблением пучка, вызванным колебаниями температуры) только в случае, когда необходимо убедиться, что нужны (или не нужны) некоторые действия для коррекции реактивности (такие как перемещение управляющих стержней).

[0036] Другой вариант, который может сочетаться с предыдущим, заключается в периодическом проведении операции оценки реактивности. Однако периодичность таких операций должна быть достаточной (обычно больше чем 1 час), чтобы минимизировать термическое напряжение в активной зоне.

Кроме того, предпочтительно, чтобы случайное событие "размыкания" пучка было весьма ограниченным (по сравнению с обычными условиями в традиционном протонном ускорителе), чтобы избежать повторных тепловых ударов в структуре активной зоны. Они могут быть предотвращены путем введения соответствующих дополнительных мер для всех компонентов, связанных с ускорителем. Например, ускоренные частицы могут поступать из комплекса ускорителя, имеющего избыточные компоненты для обеспечения непрерывности тока пучка.

В частности, устройство ускорителя может иметь, по меньшей мере, одну ускоряющую структуру с множеством установленных последовательно ускоряющих резонаторов, чтобы получить соответствующие приращения энергии. Если приращение энергии в одном из резонаторов утрачено, потерянную энергию перераспределяют между другими резонаторами с использованием ускоряющих фаз высокочастотных колебаний. Кроме того, устройство ускорителя может иметь множество ускоряющих структур, и в случае неисправности одной из ускоряющих структур, увеличивается ток пучка, по меньшей мере, в одной другой ускоряющей структуре с целью поддержания суммарного тока ускоренных частиц. В одном варианте осуществления два пучка частиц из множества ускоряющих структур подвергаются латеральному объединению выше расщепляемой мишени по ходу пучка с использованием магнитной структуры и перегородки. Указанные два пучка частиц могут включать первый протонный пучок и пучок отрицательных ионов, имеющий такую же кинетическую энергию, причем электроны отрываются из пучка отрицательных ионов, давая второй протонный пучок, объединенный с первым протонным пучком выше расщепляемой мишени по ходу пучка.

Другой замысел изобретение относится к подкритической ядерной системе, управляемой ускорителем, которая включает в себя:

- по меньшей мере, один ускоритель частиц (один находится в эксплуатации, в случае необходимости, есть дополнительный ускоритель в состоянии ненагруженного резерва);

- расщепляемую мишень, принимающая ускоренные частицы;

- активную зону, рядом с расщепляемой мишенью, в которую загружают ядерное топливо, содержащее делящийся материал;

- контур охлаждающего агента для рекуперации тепла из активной зоны;

- счетчики нейтронов, распределенные в активной зоне; и

- систему управления, работающую вместе со счетчиком нейтронов, для регулирования реактивности, таким образом, чтобы поддерживать эффективный коэффициент размножения нейтронов на уровне выше 0,98.

Другие признаки и преимущества способа и устройства, раскрытые в изобретении, станут понятны из следующего описания не ограничивающих вариантов осуществления, со ссылкой на прилагаемые чертежи.

Краткое описание чертежей

Фигура 1 представляет собой принципиальную схему активной зоны подкритического реактора, которая может быть использована для осуществления способа согласно изобретению.

На фигуре 2 приведена зависимость типичного выхода нейтронов расщепления для каждого протона, падающего на плотную мишень расплавленного свинца, от энергии протона.

На фигуре 3 схематически показан пример устройства протонного ускорителя, включающего запасное резервное оборудование, которое может быть использовано для осуществления изобретения.

Фигура 4 иллюстрирует альтернативный пример устройства ускорителя.

На фигуре 5 графически представлена величина вклада уцелевших запаздывающих нейтронов, сразу после этапа снижения протонного тока, в зависимости от числа $, вдали от замедленного критического состояния.

На фигуре 6 графически представлены различные условия эксплуатации в зависимости от суммарного коэффициента k размножения нейтронов, или числа $, для случая реактора-размножителя на основе U-233.

На фигуре 7 графически представлена величина счета нейтронов в условных единицах (ус.ед.) в зависимости от времени после "размыкания" пучка в момент t=0.

На фигуре 8 графически представлена величина счета нейтронов в условных единицах в зависимости от времени после 30% шагового изменения тока пучка в момент t=0.

Осуществление изобретения

Цели, признаки и преимущества изобретение теперь будут продемонстрированы более подробно с помощью следующего описания предпочтительных вариантов осуществления. Кроме того, другие цели и преимущества станут понятными из обсуждения следующего описания и прилагаемых чертежей. Все указанные конкретные примеры представлены лишь с целью иллюстрации, а не для ограничения объема изобретения.

В УСУ, схематически представленной на фигуре 1, нейтроны расщепления генерируются в мишени 101, расположенной области центра активной зоны реактора 100, путем наведения высокоэнергетических частиц, таких как протоны, имеющих кинетическую энергию порядка 1 ГэВ, на тяжелые ядра, образующие мишень. Среди различных материалов, подходящих для расщепляемой мишени, предпочтительно используется свинец по причине высокого выхода нейтронов при атаке свинца высокоэнергетическими протонами. Кроме того, свинец в жидкой фазе можно использовать в качестве охлаждающего агента для извлечения тепловой энергии из активной зоны. Другие элементы, в том числе висмут, имеют привлекательные свойства для использования в качестве расщепляемых мишеней.

Типичная активная зона 100, показанная на фигуре 1, имеет оболочку 102, в которой содержится жидкий свинец. Область центра 101 активной зоны, где формируется указанная выше расщепляемая мишень, окружена топливными блоками 103. Ядерное топливо содержит продуктивные элементы, такие как Th-232 или U-238, которые могут воспроизводить расщепляющиеся элементы (U-233 или Pu-239) после захвата нейтронов. Расщепляющийся элемент может подвергаться делению путем взаимодействия с другим нейтроном. Мгновенные и запаздывающие нейтроны, образовавшиеся при реакции деления, наряду с новыми нейтронами расщепления из мишени, продолжают процесс воспроизводства и расщепления топлива. Суммарный коэффициент k размножения нейтронов поддерживается ниже единицы, чтобы избежать критического состояния.

В конфигурации, продемонстрированной на фигуре 1, топливные блоки 103 погружены в расплавленный свинец, который нагревается за счет переноса кинетической энергии от осколков деления. В оболочке предусмотрены один или несколько теплообменников 104 для извлечения тепла из свинцового охлаждающего агента. Вторичный контур, например, основан на водяном паре, который приводит в действие турбину. Падающий пучок протонов 105 поступает в область центра 101 мишени в активной зоне через окно 106 для пучка, которое расположено в конце канала 107 для пучка. Компоновка активной зоны 100 в основном может быть такой же, как описано в документе WO 95/12203, в котором также поясняется физика процесса.

Как и в традиционных критических реакторах, счетчики нейтронов 110 распределены в топливной области активной зоны, чтобы непрерывно получать скорость счета нейтронов, являющейся характеристикой потока нейтронов внутри активной зоны. Система управляющего стержня 111 также предусмотрена в активной зоне для того, чтобы регулировать реактивность, как описано ниже. Наконец, другие стержни, поглощающие нейтроны, образуют систему быстрой остановки реактора, которая активируется при детектировании определенных условий работы.

Система управления (не показана) собирает информацию от различных датчиков, предусмотренных в устройстве ускорителя и в активной зоне реактора, включая счетчики нейтронов 110, для обеспечения работы установки, в том числе устройства ускорителя, системы 111 управляющих стержней и системы 112 поглотителя для быстрой остановки реактора. Ниже дополнительно описан способ осуществления указанного контроля.

На фигуре 2 приведена кривая зависимости среднего числа нейтронов расщепления, полученных за счет единственного протона в этом иллюстративном примере, поступающего в плотную мишень, выполненную из расплавленного свинца, от энергии протона.

В ряде документов уровня техники можно выбрать ускоритель. Непрерывная интенсивность протонов может изменяться мгновенно и в широком диапазоне, по желанию вплоть до нуля, с помощью управляющей сетки в источнике протонов.

С целью демонстрации, на фигуре 3 схематически показан вариант сверхпроводящего СЛИУС мощностью 1 ГэВ со спаренным избыточным блоком. Следует признать, что можно выбрать альтернативные способы ускорения с эквивалентными характеристиками. Система ускорителя, приведенная на фигуре 3, имеет хорошо обоснованную конструкцию. В устройстве можно выделить три основных сегмента:

- инжектор 1, составляющий источник получения протонов, имеющих энергию в диапазоне около 10 кэВ, радиочастотный квадрупольный ускоритель (RFQ) протонов приблизительно до энергии 5 МэВ, с последующим СЛИУС с дрейфовой трубкой (DTL), до характерной энергии протонов 15 МэВ;

- промежуточная секция 2, со структурой DTL, или обычной, или сверхпроводящей, чтобы ускорить протоны приблизительно до 85 МэВ;

- и окончательно структура 3 сверхпроводящего СЛИУС, которая завершает процесс ускорения до заданной энергии (1 ГэВ в этом иллюстративном примере).

Предпочтительным признаком другой традиционной ускоряющей структуры является требование очень небольшой скорости случайных "размыканий" вследствие неисправности пучка. Ниже представлены два способа, соответственно на основе подходящей избыточности активных компонентов и подходящего дублирования ускоряющих структур.

Избыточность может быть осуществлена для каждого активного компонента ускорителя. Каждый ускоряющий резонатор обладает высокочастотным (ВЧ) синхронным фазовым углом φ5, вокруг которого в процессе ускорения отдельные частицы осуществляют колебания в продольном фазовом пространстве. Случайное затухание ВЧ в одном (или возможно в нескольких) резонаторе будет поддерживать ток ускоренного пучка при условии, что существует достаточный резерв ВЧ напряжения для того, чтобы дать другим резонаторам самопроизвольно перераспределить необходимое приращение усиления по напряжению с соответственно увеличенным значением sin(φs).

Дублирование заключается в удваивании комплектных ускоряющих структур от источника до конечной энергии, с двумя (или возможно больше) полностью независимыми каналами, смонтированными в двух соседних, но отдельно экранированных корпусах. В случае необходимости это позволяет управлять (ремонтировать) доступом в одну из структур, при эксплуатации другой структуры, как показано на фигуре 3. Каждый независимый ускоряющий канал способен полностью обеспечивать необходимый ток iпучка, хотя каждый из них при обычном регулировании работать, например, при токе iпучка/2. Эти два тока ускоренных протонов точно и непрерывно измеряются с помощью независимых трансформаторов тока 4 и 5. В случае непредвиденной неисправности ("размыкании") одной из структур, полный ток iпучка, принимается спустя ничтожно малое время (порядка микросекунды) за счет другой, уже работающей структуры. В соответствии с общеизвестной практикой, в конце ускорителей обе транспортировки пучков подвергаются латеральному объединению, например, с помощью соответствующей магнитной перегородки 6, и перемещаются с помощью обычной поворотной и фокусирующей структуры 7 магнитного транспорта к расщепляемой мишени 101 внутри активной зоны подкритического реактора 100. Суммарный ток пучков в любой момент измеряется специальным трансформатором 10 избыточного тока.

В альтернативном сценарии, один из ускорителей эксплуатируется с отрицательными ионами Н-0е-=(ре--, и еще один с протонами Н+. Оба пучка с противоположными зарядами сводятся вместе с помощью магнита, и очень тонкой съемной фольгой удаляют электроны, а именно е-, и таким образом, получается единственный слитый протонный пучок. Как показано на фигуре 4, в то время как протонный пучок измеряется трансформатором тока 4, другой трансформатор тока 11 измеряет отрицательный ионный ток. Указанные два пучка сводятся вместе с помощью двух отдельных поворотных магнитов 12, 13 и обычного магнита 14. Отрицательный пучок удаляется с помощью тонкой фольги 15, и полученный протонный пучок транспортируется к расщепляемой мишени с помощью (резервного) трансформатора 10 суммарного тока.

Аналогичные рассуждения на основе избыточности и дублировании применимы к любому другому альтернативно ускоряющему способу, как, например, к альтернативному способу с циклотроном.

В соответствии с настоящим изобретением, три основных компонента внутри реактора обеспечивают процессы, необходимые для контроля и регулирования подкритической активной зоны с управляемым ускорителем, приводимым в действие выделенным током протонного пучка. Этими компонентами являются:

- поглощающая система 112 для быстрой остановки реактора, чтобы осуществить быстрое выключение УПЭ в случае неисправности тока ускорителя и особенно в случае непредвиденного "размыкания" протонного пучка. Это осуществляется мгновенно путем введения поглощающих нейтроны "стержней для быстрой остановки реактора" внутрь активной зоны для того, чтобы снизить значение коэффициента размножения нейтронов k до безопасной величины. Указанная остановка должна быть осуществлена на достаточно ранней стадии (то есть, порядка одной секунды), чтобы минимизировать последствия изменения температуры, особенно в топливных блоках или в другой эквивалентной структуре активной зоны;

- матрица равномерно распределенных чувствительных счетчиков нейтронов 110. В соответствии с установившейся практикой, счетчики указанного типа чувствительны только к нейтронам и в заметной степени не регистрируют другие сигналы, например, типа α, β, γ-излучения или других ионизированных частиц. Матрица из N счетчиков равномерно распределена внутри активной зоны для того, чтобы регистрировать скорость счета нейтронов dCi/dt, i=1, …N. Поскольку процесс расщепления является основным процессом генерирования энергии, соответственно взвешенная сумма комбинированной N скорости счета нейтронов прямо пропорциональна тепловой энергии, мгновенно произведенной в активной зоне. Следовательно, до некоторой степени косвенное измерение фактически мгновенной энергии в любой момент можно заменить на измерение матрицей счетчиков in situ. Высокий уровень избыточности рекомендуется при комбинированной скорости счета нейтронов: обычно это осуществляется при согласовании, например, между двумя из трех спаренных каналов матрицы;

- система 111 управляющих стержней, которая обеспечивает соответствующее число устройств, поглощающих нейтроны, распределенных по всему объему активной зоны реактора (управляющие стержни), чтобы вводить с помощью точных механических перемещений, необходимые изменения коэффициента k размножения нейтронов.

Два последних пункта, имеющие близкое сходство с пунктами обычного критического реактора, хотя их применимость совершенно различна, поскольку в изобретении эти пункты предназначены для работы подкритического реактора, приводимого в действие за счет энергии расщепления ядра, поступающей из внешнего источника нейтронов, снабженного подходящим ускорителем частиц.

Несколько различных и дополнительных операций могут быть осуществлены с помощью вышеуказанных систем. Комбинирование этих операций обеспечивает измерения, используемые для эксплуатации и контроля подкритической активной зоны с управляемым ускорителем.

Первая операция непрерывного действия относится к стабильной работе подкритического реактора. Обширный опыт эксплуатации критических реакторов, который легко распространяется на подкритический режим работы, запускаемый с помощью внешнего источника расщепления, показал, что реакторы можно нормально эксплуатировать в стационарных условиях, при постоянной мощности, в течение нескольких часов, без необходимости изменения положения управляющих элементов. Причины и эффекты отклонений от характеристик стационарного состояния могут быть или мгновенными или длительными из-за некоторого изменения температуры, протонного тока, потока охлаждающего агента или нагрузки в системе и т.д. Эти отклонения могут медленно развиваться в течение длительного периода времени, например, по причине выгорания топлива и накопления продуктов расщепления в реакторе. Если необходимо поддерживать постоянной мощность реактора, необходимы некоторые операции для компенсации изменений величины k. Часто компенсации указанных изменений автоматически регулируются в самом реакторе.

В этих нормальных условиях ток протонного ускорителя поддерживается при номинальном значении, и скорость счета нейтронов dC/dt непрерывно регистрируется в зависимости от времени, чтобы сигнализировать о возможной опасности при таком варьировании. Обычно ожидается, что комбинированная скорость счета нейтронов (и поэтому полученная термическая энергия расщепления Ртерм будет оставаться очень близкой к предписанному значению, без значительных изменений положения управляющих элементов, которое, тем не менее может слегка регулироваться, всякий раз когда это необходимо, с помощью небольшого механического перемещения управляющих стержней, поглощающих нейтроны. В частности, вклады в коэффициент k, приходящие от изменения температуры в активной зоне 100, должны оставаться почти постоянными до тех пор, пока температура системы, поток охлаждающего агента или нагрузка остаются достаточно стабильными, чтобы можно было осуществить автоматическое регулирование с помощью управляющих стержней реактора.

Всякий раз, когда происходит значительное изменение скорости счета нейтронов, или периодически осуществляется фаза оценки реактивности в активной зоне, после соответствующей операции, описанной ниже, с основной целью возвращения заданных условий и обеспечения того, что коэффициент размножения нейтронов в любой ситуации остается на безопасном удалении от критического состояния.

Необходимо активировать контролируемые изменения протонного тока, например, с целью включения или отключения мощности реактора или чтобы регулировать ток на уровне, необходимом для генерирования электроэнергии. Редким, но неизбежным событием является общее затухание протонного тока. Систематическое включение или отключение всего пучка протонов даже на весьма короткое время (даже на миллисекунды) следует рассматривать как исключительное событие, которое, тем не менее, необходимо тщательно обсуждать.

Даже в течение нескольких секунд, любое изменение протонного тока будет иметь следствием соответствующие изменения температуры топлива в активной зоне и, следовательно, изменения среднего температурного коэффициента (ΔkT)=(dk/dT), соответствующим образом усредненного по всему объему реактора, изменение коэффициента пустотности охлаждающего агента dk/(dρ/ρ) и расширение структуры активной зоны. Различные значения характеристического времени указанных явлений вследствие термических изменений должны быть установлены экспериментально и отделены от эффектов вследствие замедленного коэффициента размножения kd.

Для того чтобы описать варьирование протонного тока, авторы разлагают этот эффект на компонент протонного тока, который остается постоянным, и (сравнительно небольшую) амплитуду, которая изменяется как ступенчатая функция.

Внезапное отключение всего тока пучка фактически может вызвать основное изменение температуры большинства, если не всех компонентов реактора, особенно материала топлива внутри стержней. Таким образом, это может помешать осуществлению регулярной работы. С другой стороны, с учетом высокой скорости и последовательно высокой статистической точности счетчиков нейтронов, можно точно оценить даже сравнительно малые изменения скорости счета.

После мгновенного ступенчатого изменения тока протонного пучка, можно установить, по измеренной скорости счета нейтронов, вклады в коэффициент k размножения нейтронов, обусловленные: (А) нейтронами мгновенного деления kр, (В) запаздывающими нейтронами kd, генерированными осколками деления и (С) изменениями вследствие температурных эффектов kтемп. Любой один из трех эффектов обладает собственной зависимостью характеристического времени, что обсуждается ниже.

(А) Быстрый компонент ядерного каскадного процесса будет быстро отключаться под действием указанной ступенчатой функции протонного тока. В соответствии с точечной кинетической моделью реактора, пригодной в качестве первого приближения для значения kр близкого к 1, спад числа нейтронов характеризуется быстрым экспоненциальным уменьшением с постоянной времени α=(1-kр)/Λ, где kр означает коэффициент мгновенного размножения нейтронов, и Λ~1 мкс означает среднее время жизни мгновенных нейтронов. Поэтому измерение а может быть использовано, чтобы вывести kр при условии, что известно значение Λ, и α является постоянной. Фактически значение α значительно отклоняется от постоянного, так как это отражает наличие упорядоченной по времени летаргии нейтронов, зависящей от энергии нейтронов и усложненное поперечное сечение как функция энергии нейтронов. Оценка указанного очень быстрого изменения для определения коэффициента мгновенного размножения из экспериментальных данных о времени варьирования параметра α с использованием так называемого метода kр уже была предложена (см. статью A.Billebaud и др. "Измерения коэффициента мгновенного размножения в подкритических системах: From MUSE experiment to a demonstration ADS", Progress in Nuclear Energy, 49 (2007), pp.142-160). В методе требуется, чтобы величина Λ была заранее известна из множества различных значений kр, например, с помощью расчетов методом Монте-Карло, при условии, что введен фактический состав топлива. Кроме того, поскольку переход является очень быстрым, происходящим за время меньше, чем 1 мс, необходима очень высокая скорость счета dC/dt для того, чтобы определить с достаточной статистической точностью распределение уменьшения за указанный короткий период времени. Этот метод не рассматривается как непосредственно применимый для настоящего изобретения.

(В) Затем рассматривается эффект запаздывающих нейтронов, генерированных осколками деления. С этой целью в течение некоторого времени проводится наблюдение скорости счета R=dC/dt, обычно несколько секунд, пока не будет достигнут частично стабильный уровень, характеризующийся выживанием и последующим ослаблением запаздывающих нейтронов. Примем, что сумма R0+RB равна скорости до шагового изменения протонного пучка, где R0 означает вклад в скорость счета нейтронов, связанный с частью пучка, которая сокращается как ступенчатая функция и RB - скорость, обусловленная неизменным компонентом пучка. Пусть R1 означает сохранившийся вклад R0 вследствие частично стабильного уровня запаздывающих нейтронов. Отмечается, что число запаздывающих нейтроны (аналогично нейтронам расщепления) также увеличивается за счет коэффициента размножения нейтронов k. Результирующую реактивность ρ/βэф в единицах $', где ρ=(k-1)/k, можно оценить, используя выражение:

На фигуре 5 представлен вклад скорости сохранившихся запаздывающих нейтронов непосредственно после этапа снижения протонного тока Δi/i, равного 1, 0,5, 0,3 и 0,15, в зависимости от числа $, удаленного от замедленного критического состояния. По мере приближения к меньшим значениям $, влияние скорости сохранившихся запаздывающих нейтронов постепенно увеличивается.

В случае использования U-233 в качестве расщепляющегося изотопа, по абсциссе на фигуре 5 показан вклад R1/(R0+RB) вследствие частично стабильного (начального) уровня запаздывающих нейтронов, и по ординате показаны значения k как таковые, так и единицах $ от (замедленного) критического состояния. Показаны четыре кривые 20, 21, 22 и 23, соответствующие значениям Δiпучка/iпучка=R0/(R0+RB)=1, 0,5, 0,3 и 0,15, а именно, снижение величины шага в протонном пучке, где Δiпучка означает величину шагового изменения тока пучка, и iпучка - величина тока пучка непосредственно до шагового изменения. Как и раньше, R0 означает часть исходного пучка протонов, которая снижается до нуля как ступенчатая функция, и RB - это часть, обусловленная неизменным компонентом пучка. Значение k, соответствующее удалению на 1,5 $ от (замедленного) критического состояния показано пунктирной линией 24.

Как показано на фигуре 5, когда значение k приближается к 1, увеличивается относительный вклад, обусловленный запаздывающими нейтронами. Например, для (1-k)=1,5 $, вклад запаздывающих нейтронов на частично стабильном плато составляет R1/(R0+RB)=0,12 для Δiпучка/iпучка=0,30, с увеличением Δiпучка/iпучка=0,5 вклад растет до R1/(R0+RB)=0,20 и с уменьшением Δiпучка/iпучка=0,15 он снижается до R1/(R0+RB)=0,06. Сигнал R1/(R0+RB)=(0,120±0,005) будет давать неопределенность в (1-k)=(1,5±0,1)$.

Из фигуры 5 следует, что чувствительность к эффекту, обусловленному частично стабильным (исходным) уровнем запаздывающих нейтронов, становится гораздо менее значительной с уменьшением значения k. Например, в традиционной подкритической системе, имеющей k=0,975, и в этом случае Δiпучка/iпучка=0,3, сигнал запаздывающих нейтронов будет гораздо меньше, то есть, R1/(R0+RB)=(0,0259±0,005), что приводит к гораздо более высокой неопределенности для коэффициента размножения нейтронов, при довольно большой неопределенности измеренного приращения энергии, .

Из фигуры 5 можно определить, что значение эффективного коэффициента размножения нейтронов должно быть в диапазоне выше 0,98 (и ниже 1, чтобы, конечно, сохранить подкритическое состояние), и предпочтительно в диапазоне выше 0,99 и ниже 0,999. Можно получить эксплуатационную диаграмму, которая показана на фигуре 6. необходимо избегать любые значения k>1 (или ρ>0), чтобы предотвратить критическое состояние, при k>0,98 или 0,99 для того, чтобы обеспечить достаточную чувствительность для слежения за реактивностью ρ. В случае фигуры 6 авторы задали подкритическое значение -1,5 $ для работы реактора, которое соответствует линии 24 на фигуре 5 (k~0,9965 в случае U-233). До тех пор, пока значение ρ остается ниже -0,5 $ (k≤~0,999), эксплуатационные условия являются нормальными.

Эксплуатационный диапазон реактора также может быть определен в единицах «доллар», то есть величины реактивности (подобно традиционным критическим реакторам). Это удобно, поскольку показатели в долларах фактически контролируются, причем перевод в значение коэффициента k зависит от конкретного вида расщепляющихся изотопов, используемых в активной зоне. На основе данных на фигурах 5 и 6 выгодно, чтобы диапазон для ρ лежал выше -4,0 $, и типичный диапазон будет находиться между -3,0 и -0,5 $.

(С) Окончательно рассматриваются эффекты, обусловленные изменениями температуры. Как уже отмечалось, любое отклонение (внезапное) протонного тока будет вызывать варьирование температуры топлива и, следовательно, варьирование коэффициента размножения нейтронов k. Указанные отклонения зависят от фактической структуры подкритического реактора и могут существенно изменяться в соответствии с ситуацией. Большинство сценариев, рассматриваемых до сих пор, характеризуется небольшим и общим отрицательным температурным коэффициентом. Затем уменьшение или общее затухание протонного пучка будет давать увеличение коэффициента размножения нейтронов k, который, очевидно, не должен приводить реактор в ни критическое, ни даже в замедленное критическое состояние.

Эффекты, обусловленные изменением мощности реактора, сильно зависят от фактического состава и старения топлива. Главным образом, эти эффекты зависят от двух параметров: теплопроводности kт и термической емкости элементов топлива. Ожидались большие изменения температуры для традиционных оксидных топливных стержней штифтовой структуры вследствие относительно низкого значения kт. С другой стороны, металлические топливные стержни имеют гораздо меньшие изменения температуры вследствие высокого значения kт. Другие виды топлива, подобные карбидам или нитридам имеют, по-видимому, промежуточные значения кт между оксидами и металлами.

При (внезапном) изменении энергии расщепления происходит варьирование температуры топлива вследствие последовательного изменения аккумулированной теплоты за счет Ст и диссипации тепла в остальные структуры путем kт. В свою очередь, изменение температуры влияет на величину коэффициента размножения нейтронов к. Отмечается, что обычно кт будет снижаться весьма значительно в ходе естественного процесса изменения топлива, так как это зависит от структурных свойств топлива, ухудшающихся с увеличением выгорания топлива.

С целью иллюстрации рассмотрен большой, охлаждаемый свинцом подкритический усилитель мощности 1,6 ГВтт и около 50 тонн металлоксидного уран-ториевого топлива (МОХ), в виде стандартных топливных стержней. Установлено, что доплеровский эффект, усредненный по всей активной зоне, является небольшим и отрицательным, (Δkт)~-0,8·10-5 К-1. Основной термический эффект обусловлен быстрым изменением температуры стержневых тепловыделяющих элементов, охлаждающего агента, причем остаток активной зоны оказывает значительно меньший эффект и обычно имеет гораздо большую постоянную времени. Временной отклик активной зоны на внезапное варьирование тока легко рассчитывается с помощью дифференциального уравнения второго порядка, интегрированного по объему топливных стержней, и для соответствующих композиций. Отклик хорошо описывается экспонентой с постоянной времени τт гораздо меньшей, чем характеристическое время запаздывающих нейтронов. Типичными значениями являются τт=1,38 сек. исходного уран-ториевого МОХ топлива и τт=3,94 сек. после выгорания 20 масс.% топлива, с коэффициентом увеличения 2,8 от 143°C до 386,9°C в максимуме изменения температуры в центре стержневых тепловыделяющих элементов относительно температуры охлаждающего агента. В заключение, температурно-временная характеристика для коэффициента размножения нейтронов k представляет собой величину, которую необходимо измерять экспериментально и периодически управлять в ходе эксплуатации подкритического реактора.

Имея в виду вышеуказанные эффекты (А), (В) и (С) вследствие ступенчатого изменения протонного тока, в последующем рассматриваются альтернативные приемы.

На фигуре 7 показан неизбежный, хотя и редкий, случай "размыкания" пучка, а именно, этап изменения, на котором полный протонный ток мгновенно снижается до нуля в момент времени t=0. Средняя скорость счета нейтронов R=dC/dt уменьшается от начального значения RO+RB, показанного линией 25 для t<0, до частично стабильного плато 26 при t~0, вследствие запаздывающих нейтронов, после кривой 20 на фигуре 5, и иллюстрированного в данном случае значением k, которое установлено на удалении 1,5 $ от критического состояния (уровень 24 на фигуре 5).

Затем температура реактора самопроизвольно снижается, в отсутствие вмешательства, что вызывает изменение скорости счета нейтронов, например, вдоль одной из семейства кривых, как показано на фигуре 7. Выбранное значение составляет τт=4 s, что соответствует наихудшему случаю выгорания 20 масс.% для указанного выше уран-ториевого МОХ топлива. Различные кривые от 27 до 37 представляют усредненный по топливу пик изменения температуры топлива в активной зоне: ΔТмакс=0°C, 100°C, 200°C, 300°C, 400°C, 500°C, 600°C, 700°C, 800°C, 900°C и 1000°C, соответственно. Можно видеть, что хотя для небольшого изменения ΔТмакс (27) скорость счета определяется запаздывающими нейтронами, как только ΔТмакс становится значительным, на скорость счета нейтронов сильно влияют изменения коэффициента k. Оценка величины скорости счета для предыдущего примера после выгорания 20 масс.% близка к кривой 31. Регистрируемая скорость счета нейтронов остается стабильной значительно выше оценки начального значения ΔТмакс. С увеличением ΔТмакс скорость счета нейтронов, исключительно благодаря запаздывающим нейтронам, здесь распространяется на длительный период времени, достигая почти постоянного значения, при подходе к величине критического состояния, которое, тем не менее исключается, поскольку одни запаздывающие нейтроны могут способствовать поддержанию высокой температуры в топливной активной зоне.

На вставке 38 в фигуре 7, более подробно показаны первые 5 секунд после "размыкания". При соответствующей статистике возможна плавная экстраполяция с замечательной точностью величины (R1+RB) частично стабильного плато 26 при t~0. Затем определяют величину замедленного размножения нейтронов k с помощью фигуры 5.

Кроме того, из уравнения (1) можно определить реактивность в $:

где означает отношение уровня R1+RB частично стабильного плато 26 при t~0 к уровню (R0+RB) скорости счета нейтронов 25 при t<0, как показано на фигуре 7 (в случае фигуры 7, существует равенство Δiпучка=iпучка, так что RB=0). Ясно, что вместо расчета для данного спада тока Δiпучка=iпучка и его сопоставления со значением или диапазоном для мишени, можно просто вычислить соответствующее отношение X из выходного сигнала счетчика нейтронов и выразить значение или диапазон для мишени в единицах параметра X. Значение R0+RB непосредственно измеряется как стабильная скорость счета до шагового изменения тока пучка. Поскольку эта скорость является стабильной, имеется избыток времени для получения достаточной статистики и надежного измерения ее значения. Величина R1+RB означает фактическую скорость счета только в течение весьма краткого периода времени, порядка сотых долей секунды, что можно видеть на вставке 38. На практике счетчики 110 могут не накопить достаточного числа детектируемых нейтронов, чтобы обеспечить надежное измерение за такой короткий период. Однако можно использовать измеренную скорость счета нейтронов в течение относительно более длинного периода времени, больше чем 0,1 сек. или даже больше чем 1 сек., после шагового изменения тока пучка, чтобы получить надежное значение суммы R1+RB. Эта операция выполняется путем экстраполяции значений скорости счета нейтронов, измеренных после шагового изменения, к моменту t=0, при выключенном токе пучка. Экстраполяция может быть осуществлен с использованием множества хорошо известных методов, в том числе метод наименьших квадратов, аппроксимация кривой, и др. В момент t=0 экстраполированное значение с весьма хорошей точностью равно сумме R1+RB. В случае необходимости, через несколько секунд можно получить статистику счета.

Отмечается, что кривая 27 отражает ситуацию для очень не значительного теплового эффекта (ΔТмакс~0°C), а кривая 37 - усредненную температуру в центре активной зоны ΔТмакс=1000°C относительно температуры охлаждающего агента. Независимо от температурного сценария, уровень R1+RB частично стабильного плато 26 при t~0 оценивается надежно.

На практике временная зависимость интенсивности деления после "размыкания" может иметь более сложный характер, чем продемонстрировано в изобретение с помощью простого экспоненциального анализа и что, в частности значение τт может отличаться от ожидаемого значения согласно элементарному анализу. Тем не менее, сумму R1+RB в точке 26 можно точно оценить с помощью аналитической "непрерывности" экстраполяции, согласно операции, указанной на вставке 38.

Случай "размыкания", приводящий к последствиям, которые изображены на фигуре 7, в единицах числа нейтронов, детектируется с использованием трансформаторов тока 4, 5, 10 в установке ускорителя. Через несколько секунд после детектирования, это автоматически завершается за счет быстрого введения поглощающих элементов 112 для "быстрой остановки реактора" с соответствующим значительным снижением реактивности, в результате энергия расщепления падает почти до нуля. Однако проведенный в изобретении анализ показывает, что даже неисправность системы быстрой остановки реактора не приводит к непоправимым повреждениям. Кроме того, до активации системы быстрой остановки реактора возможно получение оценки реактивности ρ (в $), сразу после размыкания пучка с использованием операции оценки, описанной выше со ссылкой на фигуру 7.

Другие этапы оценки реактивности в активной зоне 100 используются в ходе обычной эксплуатации УСУ, с целью управления реактивностью, или коэффициента размножения нейтронов, чтобы убедиться, что реактивность находится в требуемом диапазоне и принять любые корректирующие меры с использованием системы 111 управляющих стержней.

Предпочтительно указанные этапы не включают полное отключение тока пучка, которое, в случае повторения, может представлять опасность для термомеханической стабильности активной зоны. Обращаясь к фигуре 5, можно определить, что на этапе уменьшения тока пучка подходящим является iпучка меньше на 50%.

На фигуре 8 приведена такая же диаграмма, как на фигуре 7 в примере, где

Δiпучка=iпучка=0,3. И в этом случае, были учтены характеристики (А) быстрого компонента, (В) замедленного компонента и (С) изменения температуры в зависимости от времени. Скорость счета нейтронов моделировали в зависимости от времени после шагового изменения тока пучка на -30%. Спустя несколько секунд, значение тока возвращается к исходному iпучка. В качестве дополнительных параметров выбраны начальное значение k, соответствующее 1,5 $ ниже замедленного критического состояния и τт=4 с. Нейтронный сигнал RO+RB на кривой 39 снижается до R1+RB на кривой 40, поддерживая полный начальный вклад, обусловленный запаздывающими нейтронами. Различные кривые от 41 до 49 представляют собой усредненное по топливу пиковое изменение температуры в топливной активной зоне: ΔТмакс - 0°C, 40°C, 80°C, 120°C, 160°C, 200°C, 240°C, 320°C и 400°С, соответственно. Как и ожидалось, когда изменение ΔTмакс становится значительным, скорость счета нейтронов сильно зависит от изменений к. Оценка величины для предшествующего примера, после выгорания 20 масс.% топлива, близка к кривой 43. На вставке 50 фигуры 8, более подробно показаны первые 5 секунд после шагового изменения. И в этом случае, видно, что при соответствующей статистике путем плавной экстраполяции данных возможно получение с отличной точностью величины R1+RB для частично стабильного плато 40 при t~0. Затем с помощью фигуры 5 и кривой 22 определяют коэффициент размножения нейтронов k. Кроме того, с использованием уравнения (2) можно оценить реактивность .

Описанная выше процедура последовательных изменений тока ускорителя может быть распространена на весь период эксплуатации подкритического реактора, как с отрицательным, так и с положительным шагом Δiпучка, по требованию. На каждом шаге непрерывно регистрируются величины скорости счета нейтронов dC/dt и соответственно полученная энергия расщепления в зависимости от времени, и рассчитываются новое значение коэффициента размножения k, или показателя «доллар». Поскольку температура топлива повышается с выработкой энергии, коэффициент k - значительно изменяется. На каждом шаге, необходимо перемещать управляющие стержни для того, чтобы поддерживать требуемое значение k для всего процесса.

Периодически должны происходить некоторые организованные изменения характеристик реактора, включающие запуск или выключение реактора, или процесс изменения мощности реактора по любой причине. Затем ток ускорителя постепенно доводится до требуемого значения за счет нескольких последовательных шагов положительного или отрицательного приращения. После указанных шаговых изменений тока пучка точно измеряется полученная скорость счета нейтронов по методике, аналогичной описанной выше со ссылкой на фигуру 7 или 8: значение для времени t>0 плавно экстраполируется с правой стороны кривых к точке t=0, чтобы получить значение для частично стабильного плато, связанного с компонентами мгновенных и запаздывающих нейтронов, устраняя последовательно возрастающий эффект от изменения температуры. Используя это экстраполированное значение, отнесенное к соответствующему значению для времени t≤0, можно рассчитать коэффициент k в единицах $. На каждом шаге последовательно регулируются управляющие стержни для того, чтобы поддерживать требующиеся условия в ядерной установке для производства энергии. По желанию, указанная операция может повторяться, с целью оптимизации необходимых эксплуатационных характеристик реактора.

Следует признать, что выше описанные варианты осуществления являются иллюстрацией описанного здесь изобретения и могут быть осуществлены различные модификации, без отклонения от объема изобретения, который определяется в прилагаемой формуле изобретения.

1. Способ эксплуатации управляемой ускорителем ядерной системы в докритических условиях, характеризующийся тем, что:
направляют ускоренные частицы на расщепляемую мишень; и
обеспечивают размножение нейтронов из расщепляемой мишени в активной зоне, загружаемой ядерным топливом, содержащим расщепляющийся и делящийся материал, при этом счетчики нейтронов распределяют в активной зоне; и
регулируют реактивность в активной зоне таким образом, чтобы поддерживать эффективный коэффициент размножения нейтронов в диапазоне выше 0,98,
причем при регулировании реактивности в активной зоне:
применяют шаговое изменение для уменьшения тока пучка ускоренных частиц;
измеряют варьирование скорости счета нейтронов, обеспечиваемое счетчиком нейтронов, в ответ на указанное шаговое изменение тока пучка;
оценивают падение скорости счета, связанное с потерей мгновенных нейтронов вследствие указанного шагового изменения; причем при оценке указанного падения скорости счета нейтронов экстраполируют варьирование скорости счета после указанного шагового изменения ко времени указанного шагового изменения; и
вычисляют отношение указанной оценки падения скорости счета к величине скорости счета до указанного шагового изменения.

2. Способ по п. 1, в котором указанный диапазон эффективного коэффициента размножения нейтронов составляет от 0,99 до 0,999.

3. Способ по п. 1, в котором реактивность в активной зоне регулируют в диапазоне выше -4$, где $-единица реактивности для реакторной системы.

4. Способ по п. 3, в котором реактивность в активной зоне регулируют в диапазоне от -3$ до -0,5$.

5. Способ по п. 1, в котором период после шагового изменения, при котором поддерживается пониженное значение тока пучка и измеряется варьирование скорости счета нейтронов для экстраполяции, составляет более 0,1 секунды, предпочтительно больше 1 секунды.

6. Способ по п. 1, в котором при шаговом изменении ток пучка снижается меньше чем на 50%.

7. Способ по п. 1, в котором ускоренные частицы, направляемые на расщепляемую мишень, находятся в виде непрерывного пучка частиц.

8. Способ по п. 7, в котором пучок частиц функционирует при номинальном токе пучка, за исключением периодов оценки реактивности в активной зоне, при этом управление реактивностью включает в себя регулирование положения в активной зоне управляющих элементов, поглощающих нейтроны.

9. Способ по п. 7, в котором пучок частиц функционирует при номинальном токе пучка, за исключением периодов оценки реактивности в активной зоне, при этом управление реактивностью включает в себя:
непрерывный мониторинг скорости счета нейтронов, обеспечиваемый счетчиками нейтронов; и
в ответ на обнаружение состояния отклонения наблюдаемой скорости счета, выполнение оценки реактивности в активной зоне.

10. Способ по п. 1, в котором управление реактивностью включает в себя периодическую оценку реактивности в активной зоне, предпочтительно с периодичностью чаще чем 1 раз в час, причем оценка реактивности включает в себя уменьшение тока ускоренных частиц.

11. Способ по п. 1, в котором дополнительно:
обнаруживают прерывание ускоренных частиц; и
в ответ на обнаружение прерывания в активную зону вводят поглотители нейтронов для быстрой остановки реактора.

12. Способ по п. 11, в котором поглотители нейтронов для быстрой остановки реактора вводят в активную зону через временной период более 0,1 секунды, предпочтительно больше 1 секунды, после обнаружения прерывания ускоренных частиц, причем в течение указанного периода измеряют варьирование скорости счета нейтронов с помощью счетчиков нейтронов, при этом оценивают падение скорости счета, связанное с потерей мгновенных нейтронов вследствие указанного прерывания, причем для получения значения реактивности оценивают отношение указанной оценки падения скорости счета к значению скорости счета до указанного прерывания.

13. Способ по п. 1, в котором ускоренные частицы получают с помощью ускорительной установки, содержащей избыточные компоненты для обеспечения непрерывности тока пучка.

14. Подкритическая управляемая ускорителем ядерная система, содержащая:
по меньшей мере один ускоритель частиц;
расщепляемую мишень, принимающую ускоренные частицы;
активную зону рядом с расщепляемой мишенью, загружаемую ядерным топливом, которая содержит расщепляющийся и делящийся материал;
контур охлаждающего агента для рекуперации тепла из активной зоны;
счетчики нейтронов, распределенные в активной зоне; и
систему управления, взаимодействующую со счетчиками нейтронов, для регулирования реактивности таким образом, чтобы поддерживать эффективный коэффициент размножения нейтронов в диапазоне выше 0,98,
при этом система управления выполнена с возможностью применения шагового изменения для уменьшения тока пучка ускоренных частиц; с возможностью измерения варьирования скорости счета нейтронов, обеспечиваемой счетчиком нейтронов, в ответ на шаговое изменение тока пучка; с возможностью оценки падения скорости счета, связанной с потерей мгновенных нейтронов вследствие указанного шагового изменения; причем с возможностью оценивать падение скорости счета нейтронов посредством экстраполяции варьирования скорости счета после шагового изменения ко времени шагового изменения; и с возможностью вычисления отношения указанной оценки падения скорости счета к величине скорости счета до указанного шагового изменения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы).

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды.

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов.

Изобретение относится к металлургическому и трубопрокатному производствам. Отливают слитки ЭШП размером 485×1600±25 мм и обтачивают в слитки-заготовки размером 470×1600±25 мм.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх