Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах (варианты)

Изобретение относится к системам остановки ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Устройство содержит две емкости внутри шестигранного корпуса (1), геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки. Верхняя герметичная емкость (2) размещена выше активной зоны (7) реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением. Нижняя емкость (6) размешена преимущественно в активной зоне реактора (7) и сообщена в нижней своей части (8) с теплоносителем (9). Емкости (2) и (6) соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой (3) с плавкой вставкой (4), которая расположена в активной зоне (7) реактора. Между корпусом нижней емкости (6) и корпусом (1) устройства содержится, по крайней мере, одна трубка (3) с плавкой вставкой (4), которая размещена в центре шестигранной ячейки и окружена шестью твэлами (10). В качестве газообразного поглотителям нейтронов используют, например, 124Хе. Технический результат - снижение инерционности устройства пассивного ввода отрицательной реактивности и повышение надежности его срабатывания при повышении температуры теплоносителя в активной зоне реактора выше заранее установленного предельного значения. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к системам остановки ядерных реакторов и может быть использовано при создании ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

В существующих реакторных установках (РУ) с натриевым теплоносителем и в проектах РУ с тяжелым теплоносителем системы управления реактивностью активной зоны основаны на использовании поглощающих нейтроны стержней, которые в быстро развивающихся аварийных ситуациях механически вводятся в активную зону реактора с помощью приводов СУЗ или опускаются в активную зону под действием силы тяжести или поднимаются в активную зону за счет силы Архимеда.

Для повышения надежности срабатывания защиты применяют исполнительные устройства, использующие пассивный принцип срабатывания при достижении предельных значений параметров активной зоны, таких как, например, предельно допустимые значения температуры, скорости циркуляции, давления теплоносителя и т.д. Срабатывание таких устройств в аварийных ситуациях происходит самопроизвольно и основано на использовании различных физических эффектов, например плавлении, изменении объема или формы, магнитных свойств материалов, из которых выполнены конструктивные элементы устройств (мембран, сильфоны, плавкие вставки и биметаллические элементы и т.д. (см. Журнал «Атомная техника за рубежом», 1988, №1, с. 10-16). Однако для проектируемых реакторов на быстрых нейтронах нового поколения аварийная защита на основе механических стержневых систем не обеспечивает высокой надежности срабатывания. Это обусловлено жесткими условиями функционирования активной зоны при длительном воздействии высоких нейтронных потоков и температур, которые ведут к распуханию материалов и изменению геометрической формы конструктивных элементов активной зоны. Кроме того, на стержни в тяжелых теплоносителях действует значительная выталкивающая сила, усложняющая падение поглощающих стержней в активную зону РУ. В таких условиях использование рабочих органов аварийной защиты в виде поглощающих стержней снижает надежность их аварийного ввода в активную зону реактора для подавления цепной реакции деления.

Известно устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, которое размещено в корпусе тепловыделяющей сборки [RU 20725702]. В соответствии с изобретением в тепловыделяющую сборку реактора БН-600, содержащую головку с отверстиями для теплоносителя, корпус и хвостовик, помещены пучок стержней поглотителя со штоком, радиационные нагреватели в виде укороченных тепловыделяющих элементов и исполнительный механизм, реагирующий на аварийное превышение температуры теплоносителя в диапазоне от 570 до 650°C. В одном из отверстий головки сборки свободно на своей оси установлено коромысло, одно из плеч которого имеет вилочный захват и удерживает за шток пучок стержней поглотителя, а второе плечо введено в отверстие пластины биметаллического элемента, закрепленного на головке. Аварийное повышение температуры теплоносителя в случае отказа систем активной защиты ядерного реактора вызывает изгиб биметаллической пластины, выход из зацепления плеча коромысла с вилочным захватом и сброс с него пучка стержней поглотителя в активную зону для подавления ядерной реакции. Однако геометрические характеристики пучка стержней поглотителя, а также характеристики биметаллических элементов и пороги их срабатывания, существенно изменяются в условиях интенсивного нейтронного облучения и высоких температур теплоносителя, что снижает надежность таких устройств пассивной защиты.

Известно пассивное предохранительное устройство для ядерного реактора, содержащее закрытый герметичный сильфон, заполненный веществом, температура плавления которого соответствует температуре срабатывания устройства (RU 2086009). Один торец сильфона закреплен неподвижно, второй торец связан со спусковым механизмом, а между торцами сильфона размещена сжатая пружина. При расплавлении вещества в случае аварийного увеличения температуры теплоносителя устройство обеспечивает перемещение свободного конца сильфона и срабатывание спускового механизма, которое обеспечивается как за счет упругости сильфона и пружины, так и увеличения объема расплавившегося вещества.

Общими недостатками приведенных выше аналогов в условиях длительного воздействия интенсивного нейтронного облучения и высоких температур теплоносителя является то, что существенно изменяются геометрические характеристики пучка стержней поглотителя, а также деградируют функциональные характеристики биметаллических элементов, сильфонов, пружин и соответственно изменяются пороги их срабатывания. Кроме того, для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым (например, со свинцовым) теплоносителем возникают конструктивные сложности с реализацией падения пучков стержней поглотителя.

Известно пассивное устройство безопасности ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, которое встроено в его тепловыделяющую сборку (US 5333156). Устройство состоит из сформированного внутри корпуса тепловыделяющей сборки в верхней его части кольцевого блока, размещенного на внутренней боковой поверхности корпуса. Кольцевой блок выполнен в виде контактирующего с натриевым теплоносителем перфорированного конверта, внутри которого заключена плавкая матрица, в которой диспергированы частицы материала, поглощающего нейтроны. При повышении температуры теплоносителя выше установленного уровня матрица расплавляется, а диспергированные в ней частицы поглощающего нейтроны материала поступают из перфорированного конверта в активную зону реактора для подавления ядерных реакций. Однако это устройство не может быть использовано для реакторов с тяжелым (например, свинцовым) теплоносителем, т.к. диспергированные относительно легкие частицы поглощающего нейтроны материала будут всплывать в тяжелом теплоносителе и выноситься из тепловыделяющей сборки и активной зоны реактора.

Известно пассивное устройство для аварийного уменьшения реактивности реактора, которое представляет собой размещенный в активной зоне герметичный наружный контейнер цилиндрической формы, в котором вертикально размещены два стержня, а между стержнями размещен герметичный внутренний контейнер (GB 866305). Внутренний контейнер заполнен веществом, например ртутью, которое эффективно поглощает нейтроны и интенсивно испаряется при высоких температурах. При повышении температуры в активной зоне выше допустимой расширяющиеся стержни разрушают оболочку внутреннего контейнера, поглощающее вещество испаряется и заполняет свободный объем наружного контейнера, что приводит к резкому увеличению поглощения нейтронов. Однако такая конструкция не позволяет обеспечить с необходимой точностью условия аварийного срабатывания пассивного устройства из-за накопления размерных изменений элементов конструкции вследствие процессов радиационного распухания. Кроме того, устройство не обеспечивает введения в активную зону большого количества поглощающего материала, что не позволяет обеспечить необходимых параметров эффективности поглощения нейтронов в случае возникновения аварийных ситуаций.

Известно пассивное предохранительное устройство для ядерного реактора в виде двух расположенных одна под другой и сообщающихся между собой герметичных емкостей (US 4104122), которое является наиболее близким к предлагаемому техническому решению. Верхняя емкость, расположенная вне активной зоны заполнена жидким поглотителем нейтронов и газом под определенным давлением, а нижняя емкость заполнена газом под определенным давлением. Со стороны днища в нижнюю емкость введен трубопровод, нижний торец которого закрыт урановым донышком, припаянным по периферии к торцу твердым припоем, который может расплавиться при возникновении реактивностной аварийной ситуации. При разгерметизации донышка давление в нижней емкости падает, а жидкий поглотитель нейтронов самопроизвольно перетекает из верхней емкости в нижнюю, т.е. поступает в активную зону реактора для остановки цепной ядерной реакций. Недостатком устройства является то, что вследствие использованного конструкционного принципа разгерметизация донышка может происходить только при реактивностных авариях - при быстром увеличении плотности нейтронного потока. Для предотвращения аварий, вызываемых потерей расхода/теплосъема в активной зоне, такое устройство не может быть использовано, поскольку такие аварии могут не сопровождаться значительным всплеском нейтронного потока и устройство срабатывать не будет.

Задачей изобретения является создание надежного устройства пассивного ввода отрицательной реактивности в аварийных режимах, сопровождающихся ростом температуры теплоносителя в активной зоне.

Технический результат изобретения состоит в снижении инерционности устройств пассивного ввода отрицательной реактивности и повышении надежности его срабатывания при повышении температуры теплоносителя в активной зоне реактора выше заранее установленного предельного значения.

Технический результат в соответствии с первым вариантом изобретения достигается тем, что устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах выполнено в виде двух емкостей, расположенных одна под другой внутри шестигранного корпуса, геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки, верхняя емкость расположена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость расположена преимущественно в активной зоне реактора и выполнена в виде открытого снизу колокола, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, причем между нижней емкостью и корпусом тепловыделяющей сборки содержится, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой, которая размещена в центре ячейки и окружена шестью твэлами, расположенными на треугольной решетке.

В частном случае выполнения устройства по первому варианту изобретения в качестве газообразного поглотителям нейтронов использован 124Хе или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее большое поглощение нейтронов. В другом частном случае выполнения устройства в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33.

Технический результат в соответствии со вторым вариантом изобретения достигается тем, что устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах выполнено в виде двух емкостей, расположенных одна под другой внутри корпуса тепловыделяющей сборки, верхняя емкость расположена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость расположена преимущественно в активной зоне реактора и выполнена в виде открытого снизу колокола, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, причем между нижней емкостью и корпусом тепловыделяющей сборки размещен, по крайней мере, один ряд тепловыделяющих элементов и, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой.

В частном случае выполнения устройства по второму варианту изобретения в качестве газообразного поглотителям нейтронов использован 124Хе или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее высокое сечение поглощения нейтронов. В другом частном случае выполнения устройства в соответствии со вторым вариантом его выполнения в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33.

Сущность описанных выше вариантов осуществления изобретения основана на эффекте быстрого уменьшения реактивности свинцово-охлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах при замещении достаточно большого объема свинца в устройстве газом-поглотителем. В заявляемых устройствах снижение реактивности формируется за счет возрастания утечки нейтронов при вытеснении определенного объема свинца из активной зоны газом и увеличения поглощения нейтронов в активной зоне этим газом.

На фиг. 1а) и фиг. 1б) представлены соответственно общий вид и поперечное сечение первого варианта выполнения устройства пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора, в котором корпус устройства выполнен в поперечном сечении в форме шестиугольника, а между нижней емкостью и корпусом тепловыделяющей сборки содержатся две трубки с плавкими вставками, трубки размещены в центре ячеек и окружены шестью твэлами, расположенными по углам указанной ячейки.

На фиг. 2а) и фиг. 2б) представлены соответственно общий вид и поперечное сечение второго варианта выполнения устройства для ядерного реактора, в котором между нижней емкостью и корпусом устройства размешены тепловыделяющие элементы и две трубки с плавкими вставками.

Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора по первому варианту выполнения (фиг. 1а) и фиг. 1б)) состоит из корпуса (1), который выполнен в поперечном сечении в форме шестиугольника, в верхней части корпуса (1) выше активной зоны размещена герметичная верхняя емкость (2), соединенная с трубками (3) с плавкими вставками (4). Верхняя емкость (2) заполнена газообразным поглотителем нейтронов (5) под давлением. Нижняя емкость (6) размещена в корпусе (1), расположена преимущественно но всей высоте активной зоны (7) и выполнена в виде колокола, сообщенного через отверстие (8) с теплоносителем (9). Верхняя емкость (2) и нижняя емкость (6) соединены между собой трубками (3), которые герметизированы плавкими вставками (4). Трубки (3) с плавкими пробками (4) в поперечном сечении размещены в центре ячеек, каждая из которых сформирована шестью твэлами (10), расположенными по углам правильного шестиугольника. Трубки (3) с плавкими вставками (4) в активной зоне расположены параллельно шести тепловыделяющим элементам (10) и зафиксированы внутри обечайки (11) между корпусом (1) и корпусом нижней емкости (6). Плавкие вставки (4) размещены в трубках а зоне верхнего торца столба ядерного топлива (7) в тепловыделяющих элементах (10), в которой формируется максимальная температура теплоносителя (9) и которая соответствует верхней границе активной зоны реактора.

Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора по второму варианту решения (фиг. 2) состоит из корпуса (1), в верхней части корпуса (1) выше активной зоны размещена герметичная верхняя емкость (2), соединенная с трубками (3) с плавкими вставками (4). В качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33. Верхняя емкость (2) заполнена газообразным поглотителем нейтронов (5) под давлением. В качестве газообразного поглотителя нейтронов могут быть использованы газообразные вещества с высоким сечением поглощения нейтронов, например 124Хе, или другие газообразные вещества, стойкие в указанном диапазоне температур и имеющие большое сечение поглощения нейтронов. Нижняя емкость (6) размещена в центральной части корпуса (1), расположена преимущественно по высоте активной зоны (7) и выполнена в виде колокола, сообщенного через отверстие (8) с теплоносителем (9). Верхняя емкость (2) и нижняя емкость (6) соединены между собой трубками (3), которые герметизированы плавкими вставками (4). Между нижней емкостью (6) и корпусом (1) размещен, по крайней мере, один ряд тепловыделяющих элементов (10). Трубки (3) с плавкими вставками (4) в активной зоне расположены параллельно тепловыделяющим элементам (10) и зафиксированы между корпусом (1) и обечайкой (11). Плавкие вставки (4) размещены в трубках в зоне верхнего торца столба топлива в тепловыделяющих элементах, в которой формируется максимальная температура теплоносителя (9) и которая соответствует верхней границе активной зоны.

Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора по первому и второму вариантам выполнения работает следующим образом. В нормальном режиме работы реактора нижняя емкость (6) устройства заполнена теплоносителем (9) - расплавом свинца. При нарушении нормального режима эксплуатации реактора и при достижении предельно допустимой температуры теплоносителя (9) плавкие вставки (4), которые расположены в зоне верхнего торца столба ядерного топлива (7) в тепловыделяющих элементах (10), плавятся. Газообразный поглотитель нейтронов (5) по трубопроводам (3) поступает из емкости (2) в емкость (6) и вытесняет из нее через отверстие (8) свинцовый теплоноситель (9). Это приводит к снижению реактивности, обусловленному как увеличением утечки нейтронов через газовый объем, так и дополнительным поглощением в этом объеме нейтронов газообразным поглотителем. В предложенном устройстве трубки с плавкими вставками размещены в наиболее горячей части активной зоны, встроены в пучок твэлов (10), что обеспечивает моделирование температурного режима тепловыделяющей сборки и, в частности, корректировку моделирования при наладке устройства, изменяя с помощью дросселей расход через пучок. Это позволяет получить технический результат, который состоит в снижении инерционности и повышении надежности срабатывания защиты при аварийном повышении температуры теплоносителя в активной зоне реактора.

Материал плавкой вставки (4) выбирается исходя из условия, что ее расплавление и срабатывание устройства ввода газа происходит при достижении свинцовым теплоносителем предельно допустимой температуры, установленной из условий безопасности. Поскольку максимальная температура свинцового теплоносителя (9) формируется на выходе из активной зоны, то вставка (4) должна быть размещена в температурной зоне, адекватно моделирующей область, в которой формируется максимальная температура теплоносителя на выходе из тепловыделяющей сборки.

Для обеспечения необходимой температуры плавления вставки (4) в первом и втором вариантах исполнения устройства реализованы конструктивные решения, в которых вокруг трубок (3) с плавкими вставками (4) размещено необходимое количество твэлов (10), определено оптимальное место их расположения и гидродинамические условия их охлаждения теплоносителем.

Давление газообразного поглотителя нейтронов (5) в емкости (2) и ее объем рассчитаны таким образом, чтобы газ при расширении вытеснил из емкости (6) заданный объем свинцового теплоносителя (9), но при этом не вышел бы за пределы объема колокола емкости (6). Давление газообразного поглотителя нейтронов (5) в емкости (2) при работе реактора может контролироваться с помощью размещенного в емкости (2) бесконтактного датчика (на чертежах не показан).

Использование предлагаемых вариантов устройства пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах позволяет повысить надежность и эффективность срабатывания устройства, а это увеличивает безопасность эксплуатации и ресурс работы реакторных установок.

1. Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, которое содержит две емкости, расположенные одна под другой внутри шестигранного корпуса, геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки, верхняя герметичная емкость размешена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость размещена преимущественно в активной зоне реактора и сообщена в нижней своей части с теплоносителем, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, которая расположена в активной зоне реактора, причем между корпусом нижней емкости и корпусом устройства содержится, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой, которая размещена в центре шестигранной ячейки и окружена шестью твэлами, расположенными по углам указанной ячейки.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в качестве газообразного поглотителя нейтронов использован 124Хe или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее высокое сечение поглощения нейтронов.

3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33.

4. Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах содержит две емкости, расположенные одна под другой внутри шестигранного корпуса, геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки, верхняя герметичная емкость размещена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость размещена преимущественно в активной зоне реактора и сообщена в нижней своей части с теплоносителем, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, которая расположена в активной зоне реактора, причем между корпусом нижней емкости и корпусом тепловыделяющей сборки размещены тепловыделяющие элементы и, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой.

5. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что в качестве газообразного поглотителя нейтронов использован 124Хе или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее высокое сечение поглощения нейтронов.

6. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к системам защиты ядерных водо-водяных реакторов. В устройстве пассивной защиты сильфон связан с узлом разъема, который выполнен с «Н» отверстиями, где «Н» - целое число больше 2.

Изобретение относится к ядерной технике. .

Изобретение относится к исследовательским импульсным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использована в химической, металлургической, нефтехимической, газовой и других отраслях промышленности для конденсации и очистки пара или газа, а также их смесей.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции. .

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к устройствам пассивной защиты ядерного реактора. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования.

Изобретение относится к устройствам управления стержнями в ядерном реакторе (CRDM). Устройство содержит: соединительный стержень, соединенный с по меньшей мере одним управляющим стержнем; направляющий винт; устройство управления, предназначенное для линейного перемещения направляющего винта; электромагнитные катушки; фиксирующее устройство, которое сцепляет стержень с направляющим винтом, реагирует на возбуждение электромагнитных катушек и расцепляет соединительный стержень от направляющего винта при снижении возбуждения электромагнитных катушек.

Изобретение относится к регулированию реактивности в ядерном реакторе. Иллюстративные варианты осуществления характеризуют систему регулирования реактивности для реактора ядерного деления, имеющего спектр быстрых нейтронов, в частности для реактора ядерного деления на бегущей волне.

Изобретение относится к управлению ядерными реакторами. Способ управления включает формирование в активной зоне ядерного реактора зоны замедлителя, помещение в зону замедлителя топлива и обеспечение наличия одного или более корпусов, причем в единственном или каждом из корпусов имеется полость, примыкающая к топливу.

Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу изготовления поглощающих сердечников с регулируемой поглощающей способностью из материала, поглощающего нейтроны, и предназначенных для применения в поглощающих элементах системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов.

Изобретение относится к области ядерной техники. .

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в ядерных реакторах, например, выскотемпературных газографитового типа или уранграфитовых реакторах с водой под давлением.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа. .
Наверх