Водная сборка и способ управления

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной. Водная сборка содержит корпус и водный раствор с расщепляющимся растворенным веществом, поддерживаемый в корпусе. В водном растворе находится стабилизатор реактивности для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки. Техническим результатом является возможность уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки за счет добавления стабилизатора реактивности. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 6 ил.

 

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

[0001] Данная заявка испрашивает приоритет предварительной патентной заявки США № 61/620735, поданной 5 апреля 2012 года, полное содержание которой включено в данное описание посредством ссылки.

ВВЕДЕНИЕ

[0002] Изобретение относится к водным сборкам.

[0003] В водной сборке корпус содержит расщепляющийся материал, растворимый в водном растворе. Вследствие того, что расщепляющийся материал растворяется в растворе, данные сборки, как правило, имеют большие отрицательные температурные и пустотные коэффициенты реактивности, обусловленные расширением раствора. Когда водная сборка используется, например, для получения медицинских изотопов, желательно задействовать водную сборку с относительно высокими уровнями мощности, а когда она докритическая, с относительно высокими коэффициентами размножения нейтронов. Однако большие отрицательные температурные и пустотные коэффициенты реактивности могут являться причиной нежелательной потери реактивности и/или колебаний мощности, ограничивая за счет этого рабочие параметры водной сборки.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

[0004] В некоторых вариантах осуществления предоставлена водная сборка, имеющая отрицательную величину коэффициента реактивности. Водная сборка содержит корпус и водный раствор с расщепляющимся растворенным веществом, содержащимся в корпусе. Для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки в водном растворе находится стабилизатор реактивности.

[0005] В других вариантах осуществления предоставлены способы работы водной сборки, обладающей некоторой величиной коэффициента реактивности. Предоставляют корпус. В корпус добавляют водный раствор, содержащий расщепляющееся растворенное вещество. В водный раствор добавляют стабилизатор реактивности, уменьшая за счет этого величину коэффициента реактивности. В водном растворе поддерживают реакцию деления.

[0006] Другие аспекты изобретения станут очевидны при рассмотрении подробного описания и сопровождающих чертежей.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

[0007] ФИГ. 1 представляет собой изображение с вырезом докритического гибридного реактора, содержащего узел источника нейтронов и водную сборку.

[0008] ФИГ. 2 представляет собой график концентрации бора в растворе-мишени по отношению к нормализованному уровню получения изотопов докритической водной сборки.

[0009] ФИГ. 3 представляет собой график концентрации бора в водном урановом растворе по отношению к температурному коэффициенту реактивности водной сборки.

[0010] ФИГ. 4 представляет собой изображение в поперечном разрезе водного реактора.

[0011] ФИГ. 5 представляет собой график, сравнивающий докритические рабочие диапазоны стабилизированных и нестабилизированных докритических водных сборок.

[0012] ФИГ. 6 представляет собой график, сравнивающий рабочие диапазоны стабилизированных и нестабилизированных критических водных сборок.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ

[0013] Перед подробным объяснением вариантов осуществления необходимо понять, что применение изобретения не ограничено деталями конструкции и расположения компонентов, изложенными в следующем описании или проиллюстрированными на следующих чертежах. Изобретение допускает другие варианты осуществления и применения на практике или осуществление различными способами. Также необходимо понять, что фразеология и терминология, использованные в данном описании, предназначены для цели описания и не должны рассматриваться в качестве ограничения. Использование в данном описании терминов «включающий», «содержащий» или «имеющий» и их вариантов подразумевает охват элементов, перечисленных после этого и их эквивалентов, а также дополнительных элементов. Если точно не указано или не ограничено иным образом, термины «установленный», «связанный», «поддерживаемый» и «соединенный» и их варианты используются широко и охватывают прямые и непрямые установки, связи, монтажи и соединения. Кроме того, термины «связанный» и «соединенный» не ограничены физическими или механическими связями или соединениями. Также конкретно понятно, что любой числовой диапазон, приведенный в данном описании, содержит все значения от нижнего значения до верхнего значения, например, все возможные перечисленные комбинации числовых значений между самым нижним значением и самым верхним значением должны считаться прямо указанными в данной заявке. Например, если диапазон концентраций указан, как 1%-50%, предполагается, что в данном описании прямо перечисляются значения, такие как 2%-40%, 10%-30% или 1%-3% и т.д., или если параметр указан, как 0,95-0,99, предполагается, что в данном описании прямо перечисляются значения, такие как 0,96-0,98, 0,95-0,98 и т.д. Это только примеры того, что конкретно предполагается.

[0014] Устройства и способы, представленные в данном описании, могут использоваться с различными типами и конфигурациями водных сборок, включая, например, как критические, так и докритические водные сборки.

[0015] Со ссылкой на ФИГ. 1, докритический гибридный реактор 10 содержит узел 14 источника нейтронов и водную сборку, более точно, водную сборку 18 мишени.

[0016] Узел 14 источника нейтронов содержит источник 22 ионизированной плазмы с радиочастотным запуском. Источник 22 ионов принимает исходный газ, например, смесь трития (T) и дейтерия (D). Источник 22 ионов генерирует и коллимирует ионный пучок, содержащий ионы D+ и T+, направленные по предварительно заданной траектории 26.

[0017] Ускоритель 30 принимает ионный пучок D+ и T+ и ускоряет ионный пучок для получения ускоренного ионного пучка D+ и T+. Для ускорения ионного пучка D+ и T+ ускоритель 30 может содержать серию ускоряющих электродов или электростатических пластин.

[0018] Участок 34 мишени ускорителя узла 14 источника нейтронов принимает ускоренный ионный пучок. Участок 34 мишени ускорителя содержит камеру 38 газовой мишени и, в проиллюстрированном варианте осуществления, систему 42 с дифференциальной откачкой. Камера 38 газовой мишени содержит газовую мишень для получения ядерных частиц, которая вступает в реакцию с ускоренным пучком и, в свою очередь, испускает ядерные частицы, т.е., протоны или нейтроны. В одной конструкции камера 38 газовой мишени заполнена приблизительно равной смесью газа D и T.

[0019] Газы, которые выходят из камеры 38 газовой мишени в секцию 42 с дифференциальной откачкой, проходят через быстроходные насосы, через холодную ловушку и назад в камеру мишени. Холодные ловушки удаляют более тяжелые газы, которые со временем могут загрязнять систему вследствие очень маленьких пропусков.

[0020] Ускоренный ионный пучок D+ и T+, ударяющий смешанный газ-мишень из D и T, производит D-T и T-D реакции, приводя к испусканию нейтронов.

[0021] В некоторых конструкциях изобретения нейтронный размножитель 46 по существу окружает камеру газовой мишени. Нейтронный размножитель 46 может быть по существу образован из бериллия или урана. Размножение происходит, когда высокоэнергетические нейтроны из камеры газовой мишени расщепляют атомы бериллия на два ядра гелия и дополнительный нейтрон посредством реакции (n,2n) или когда нейтроны подвергаются реакциям (n,2n), (n,3n) или (n,f) с ураном. Например, нейтрон 14,1 МэВ обладает достаточной энергией для вступления в реакцию таким образом несколько раз перед падением ниже порогового значения размножения.

[0022] Водная сборка 18 мишени содержит корпус 50 с раствором-мишенью (TSV) и окружена защитной емкостью 54. TSV 50 содержит внутреннюю стенку 58 и наружную стенку 62 с кольцевым объемом 66 раствора-мишени, образованным между внутренней стенкой 58 и наружной стенкой 62. TSV 50 может быть образован, например, из циркалоя, нержавеющей стали или алюминия. TSV 50 по существу окружает камеру 38 газовой мишени, а где применимо, нейтронный размножитель 46.

[0023] TSV 50 принимает водный раствор, содержащий расщепляющееся растворенное вещество, в кольцевом объеме 66 раствора-мишени. Расщепляющееся растворенное вещество может содержать U-235 в виде низкообогащенного урана (LEU), природного урана или других расщепляющихся материалов. Уран может быть трансформирован в соль (например, уранил нитрат, уранил сульфат, уранил фосфат, уранил карбонат или уранил фторид) для увеличения растворимости, а для дополнительного повышения растворимости можно регулировать pH. Водный раствор может содержать уран в концентрации, составляющей по меньшей мере приблизительно 10 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 20 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 30 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 40 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 60 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 80 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 100 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 120 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 140 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 160 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 180 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 200 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 220 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 240 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 260 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 280 грамм-U/литр или по меньшей мере приблизительно 300 грамм-U/литр. Водный раствор может содержать уран в концентрации меньше чем приблизительно 800 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 750 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 700 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 650 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 600 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 550 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 500 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 450 грамм-U/литр или меньше чем приблизительно 400 грамм-U/литр. Водный раствор может содержать уран в концентрации от 10 грамм-U/литр до приблизительно 800 грамм-U/литр, от приблизительно 20 грамм-U/литр до приблизительно 700 грамм-U/литр, от приблизительно 40 грамм-U/литр до приблизительно 600 грамм-U/литр, от приблизительно 40 грамм-U/литр до приблизительно 500 грамм-U/литр или от приблизительно 50 грамм-U/литр до приблизительно 400 грамм-U/литр. В некоторых вариантах осуществления, концентрации урана в водном растворе могут быть в диапазоне от 10 грамм-U/литр до 800 грамм-U/литр. В некоторых вариантах осуществления, концентрации урана в водном растворе могут быть в диапазоне от 40 грамм-U/литр до 500 грамм-U/литр.

[0024] Для того чтобы довести по существу до максимальной величины получение медицинских изотопов с помощью докритического гибридного реактора, по существу обеспечивая в то же время, чтобы сохранялась докритичность, рассчитывают эффективный коэффициент размножения нейтронов (keff) системы для заданной концентрации и обогащения урана, используя машинные программы по нейтронной физике. Программы по нейтронной физике, которые могут использоваться для данного анализа, включают MCNP5, HELIOS, VARIANT, PN2ND, PHOENIX/ANC, KENO, DENOVO и многие другие. Затем для необходимого keff могут быть рассчитаны необходимые концентрации и обогащения урана.

[0025] keff является мерой близости системы к критичности, где:

keff<1,0 является докритическим

keff=1,0 является критическим

keff>1,0 является суперкритическим

Для того чтобы довести выработку медицинских изотопов по существу до максимальной величины, по существу обеспечивая в то же время, чтобы сохранялась докритичность, желательно задействовать докритический гибридный реактор 10 с keff водной сборки 18 мишени близким к 1,0 (например, 0,9500-0,9995), вследствие того что более высокие значения keff повышают эффективность системы вследствие повышенного докритического размножения. Гибридный реактор 10 может быть задействован с keff, равным по меньшей мере приблизительно 0,7000, по меньшей мере приблизительно 0,7500, по меньшей мере приблизительно 0,8000, по меньшей мере приблизительно 0,8500, по меньшей мере приблизительно 0,9000 или по меньшей мере приблизительно 0,9500. Гибридный реактор 10 может быть задействован с keff меньше чем приблизительно 0,9995, меньше чем приблизительно 0,9990, меньше чем приблизительно 0,9980, меньше чем приблизительно 0,9970, меньше чем приблизительно 0,9960, меньше чем приблизительно 0,9950 или меньше чем приблизительно 0,9900. Гибридный реактор 10 может быть задействован с keff, составляющим от 0,7000 до 0,9995, от 0,7500 до 0,9995, от 0,8000 до 0,9995, от 0,9000 до 0,9995, от 0,9500 до 0,9995 или от 0,9900 до 0,9995.

[0026] ФИГ. 4 представляет собой вид в поперечном разрезе водного реактора 70. Водный реактор 70 содержит водную сборку 74 (например, водную сборку, допускающую критичность), расположенную внутри защитной емкости 78. Водная сборка 74 содержит корпус 82 реактора, содержащий объем водного раствора 86. Водный раствор 86 содержит расщепляющееся растворенное вещество. Расщепляющееся растворенное вещество может содержать U-235 в виде низкообогащенного урана (LEU), природного урана или другие расщепляющиеся материалы. Для увеличения растворимости уран может быть трансформирован в соль (например, уранил нитрат, уранил сульфат или уранил фторид), а для дополнительного увеличения растворимости можно регулировать pH. Водный раствор 86 содержит по меньшей мере критическую массу расщепляющегося растворенного вещества. Критическая масса расщепляющегося растворенного вещества зависит от его ядерных свойств (например, сечения деления), обогащения и концентрации расщепляющегося растворенного вещества в растворе, плотности раствора, формы раствора внутри корпуса реактора, температуры раствора, коэффициента отражения нейтронов внешней среды и других факторов.

[0027] Стержень 90 регулирования избирательно располагают внутри водной сборки 74. Стержень 90 регулирования содержит материал, имеющий высокое сечение захвата нейтронов. Данный материал может содержать серебро, индий и кадмий. Другие элементы, которые могут использоваться, включают, например, бор, кобальт, гафний, диспрозий, гадолиний, самарий, эрбий и европий или их сплавы и соединения, например, высокобористую сталь, сплав серебро-индий-кадмий, карбид бора, диборид циркония, диборид титана, диборид гафния, титанат гадолиния и титанат диспрозия.

[0028] Стержень 90 регулирования располагается внутри водной сборки 74 посредством механизма 94 привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора (CRDM). Вставка стержня 90 регулирования глубоко в водный раствор 86 корпуса 82 реактора уменьшает реактивность водной сборки 74, удерживая посредством этого водную сборку 74, чтобы она непреднамеренно не стала критической (т.е., стержень регулирования сохраняет keff<1,0). Когда стержень 90 регулирования управляемо извлекают из раствора посредством CRDM 94, захватывается меньше нейтронов, и реактивность внутри водной сборки 74 повышается до keff=1,0 (т.е., водная сборка 74 является критической). Продолжение извлечения стержня 90 регулирования продолжило бы введение положительной реактивности. Если стержень 90 регулирования извлекают быстро, и в водную сборку 74 введена достаточная положительная реактивность, водная сборка 74 могла бы стать мгновенно-критической: точка, где расщепление может быть устойчивым при использовании только мгновенных нейтронов. Однако данной положительной стержневой реактивности могут противодействовать другие эффекты, которые приводят к отрицательной реактивности, включая нагревание раствора и образование пустот внутри раствора вследствие радиолиза или даже кипения.

[0029] Поскольку расщепляющиеся атомы (например, уран-235) находятся в растворе в водной сборке (например, в докритической водной сборке 18 мишени или водной сборке 74), массовая концентрация урана уменьшается по мере того, как раствор с повышением температуры расширяется. Данное расширение вытесняет уран из более нейтронно важной центральной области TSV 50 «с высокой реактивной способностью» (ФИГ. 1) или корпуса 82 реактора (ФИГ. 4), и перемещает уран к свободной поверхности раствора, которая является областью «с низкой реактивной способностью».

[0030] Эффект теплового расширения усугубляется повышением средней энергии нейтронов по мере того, как повышается температура раствора. Повышение температуры тепловых нейтронов уменьшает вероятность вызвать расщепление урана-235 относительно других событий, которые могут произойти (например, выход из системы, захват в низкорасположенные резонансы и т.д.). Данный эффект может приводить к сильно отрицательному температурному коэффициенту реактивности. Температурный коэффициент реактивности (αт) является мерой изменения реактивности системы на единицу повышения температуры, αт прогнозирует изменение keff для изменения температуры водного раствора, αт вариантов осуществления докритического гибридного реактора 10 или водного реактора 70 по оценкам составляет приблизительно -10 pcm/°F при 100°F. Значения αт могут быть рассчитаны с помощью машинной программы по нейтронной физике. Значение αт может составлять по меньшей мере приблизительно -100, по меньшей мере приблизительно -90, по меньшей мере приблизительно -80, по меньшей мере приблизительно -70, по меньшей мере приблизительно -60 или по меньшей мере приблизительно -50. Значение αт может быть меньше чем приблизительно -1, меньше чем приблизительно -2, меньше чем приблизительно -3, меньше чем приблизительно -4, меньше чем приблизительно -5, меньше чем приблизительно -6, меньше чем приблизительно -7, меньше чем приблизительно -8, меньше чем приблизительно -9 или меньше чем приблизительно -10. Значение αт может составлять от -100 до -1, от -90 до -2, от -80 до -3, от -70 до -4 или от -60 до -5.

[0031] В дополнение к отрицательному αт, водные сборки, такие как докритическая водная сборка 18 мишени (ФИГ. 1) или водная сборка 74 (ФИГ. 4), также имеют сильный отрицательный пустотный коэффициент (αvoid). αvoid является мерой изменения реактивности системы на единицу увеличения газа или пустоты. Водные системы имеют отрицательный пустотный коэффициент вследствие аналогичного эффекта, который описан для теплового расширения (по мере того, как пустота добавляется в раствор, он вытесняет уран из центральной области с высокой реактивной способностью в область с низкой реактивной способностью на поверхности раствора). Значения αvoid могут быть рассчитаны с помощью машинной программы по нейтронной физике. Значение αvoid может составлять по меньшей мере приблизительно -500 pcm/(% пустоты), по меньшей мере приблизительно -450, по меньшей мере приблизительно -400, по меньшей мере приблизительно -350, по меньшей мере приблизительно -300, по меньшей мере приблизительно -250, по меньшей мере приблизительно -200, по меньшей мере приблизительно -150, или по меньшей мере приблизительно -100. Значение αvoid может быть меньше чем приблизительно -10, меньше чем приблизительно -20, меньше чем приблизительно -30, меньше чем приблизительно -40 или меньше чем приблизительно -50. Значение αvoid может составлять от -500 до -10, от -450 до -20, от -400 до -30, от -350 до -40 или от -300 до -50 pcm/(% пустоты).

[0032] Большие отрицательные αт и αvoid могут являться причиной двух потенциальных проблем с водными системами: колебаний реактивности и сокращенного выхода. Колебания реактивности могут происходить в результате каких-либо переходных режимов, индуцируемых в системе (например, изменение мощности или изменение давления) или вследствие естественных колебаний (например, турбулентного течения). Например, если температура повышается, механизмы обратной связи по реактивности будут являться причиной падения мощности, которое будет приводить к понижению температуры и последующему повышению мощности. Цикл будет продолжаться до тех пор, пока он не затормозится извне системами управления, или до тех пор, пока он не угаснет естественным образом.

[0033] Второй потенциальной проблемой является сокращение выхода. Для докритической водной сборки 18 мишени выход может уменьшаться, вследствие того что большая отрицательная температура и пустотные коэффициенты приводят к более низким значениям keff, уменьшая за счет этого докритическое размножение системы. Большие отрицательные αт и αvoid могут приводить к уменьшению рабочего уровня мощности системы, гарантируя наличие достаточного запаса прочности конструкции с учетом колебаний мощности.

[0034] За счет уменьшения величины αт и αvoid можно уменьшать влияние обеих данных проблем.

[0035] Некоторые изотопы имеют очень большие сечения захвата для нейтронов, уменьшая в то же время плотность и/или коэффициент поглощения с повышением температуры, и данные изотопы могут называться стабилизаторами реактивности. Стабилизаторы реактивности поглощают нейтроны из ядерной системы, препятствуя нейтронам вызывать расщепление. Некоторые примеры стабилизаторов реактивности включают, но без ограничения, бор-10, гадолиний-155 и гадолиний-157. Бор-10 может быть добавлен в водный раствор в виде борной кислоты (т.е., H3BO3 или B(OH)3). Борная кислота может быть особенно желательной вследствие высокой растворимости и низкого pH. В дополнение к использованию растворимой борной кислоты можно использовать другие физические размещения бора. Подобные устройства включают в себя фиксированные пластины или стержни, содержащие бор. Коммерческие сплавы бора-алюминия могут использоваться вследствие их химической и радиационной стабильности. Еще одной опцией будет помещение бора в отдельные каналы, заполненные концентрированной борной кислотой.

[0036] За счет добавления данных стабилизаторов реактивности в водный раствор в TSV 50 (ФИГ. 1) или корпус 82 реактора (ФИГ. 4), относительная важность урана в растворе может быть уменьшена, поскольку стабилизатор реактивности конкурирует за нейтроны с ураном. В связи с этим, когда температура раствора повысилась (или повышается), расширение раствора не только удаляет некоторую часть урана из центральной области с высокой реактивной способностью, но также удаляет некоторую часть стабилизатора реактивности. Суммарный эффект состоит в том, что уменьшается величина большого отрицательного αт.

[0037] Аналогичный отклик достигается с αvoid. Увеличение пустоты раствора вытесняет стабилизатор реактивности, а также уран. Вследствие этого влияние на реактивность дополнительных пузырьков в растворе уменьшается вследствие эффекта конкурирования потери урана и потери стабилизатора реактивности.

[0038] За счет регулирования концентрации стабилизаторов реактивности можно формировать коэффициенты обратной связи по реактивности αт и αvoid до любых необходимых уровней. Например, концентрацию стабилизатора реактивности можно выбирать для уменьшения величины αт и αvoid, сохраняя их в то же время отрицательными. Отрицательные коэффициенты помогают обеспечивать, что повышение мощности системы приводит к уменьшению реактивности (самоограничивающее устройство); однако коэффициенты, которые являются слишком отрицательными, приводят к колебаниям мощности, описанным выше. ФИГ. 3 иллюстрирует температурный коэффициент реактивности (αт) докритической водной сборки мишени при нескольких выбранных концентрациях бора, показывая уменьшенную величину температурного коэффициента по мере увеличения концентрации бора.

[0039] В конце концов, уменьшенные коэффициенты реактивности обеспечивают повышенную стабильность (αт и αvoid) при работе докритической гибридной сборки 10 вследствие уменьшенных колебаний реактивности. Данная повышенная стабильность также предусматривает повышенные уровни выработки медицинских изотопов. Вследствие того, что минимизируются колебания реактивности, докритическая гибридная сборка может быть задействована с более высоким эффективным коэффициентом размножения нейтронов (keff). ФИГ. 2 представляет собой график концентрации бора в растворе-мишени по отношению к нормализованному уровню выработки докритической сборки, показывающий увеличение выработки по мере увеличения концентрации бора.

[0040] ФИГ. 5 иллюстрирует рабочие диапазоны keff докритической водной сборки. Для докритической водной сборки без использования стабилизаторов реактивности рабочий диапазон keff является широким вследствие колебания температурной и паровой реактивности в результате больших αт и αvoid. Для того чтобы уменьшить вероятность критичности, обычное рабочее значение keff нестабилизированного рабочего диапазона нежелательно далеко от keff=1,0, что уменьшает эффективность работы докритической водной сборки вследствие уменьшенного докритического размножения. Для сравнения, водная сборка, содержащая стабилизаторы реактивности, имеет более узкий рабочий диапазон keff вследствие уменьшенных колебаний температурной и паровой реактивности, в результате уменьшения величин αт и αvoid. Кроме того, обычное рабочее значение keff стабилизированного рабочего диапазона ближе к keff=1,0, сохраняя в то же время такой же предел критичности в рабочем диапазоне, повышая в связи с этим эффективность работы докритической водной сборки за счет увеличения докритического размножения.

[0041] ФИГ. 6 иллюстрирует рабочие диапазоны keff критической водной сборки. Для критической водной сборки без использования стабилизаторов реактивности рабочий диапазон keff является широким вследствие колебаний температурной и паровой реактивности в результате больших αт и αvoid. При работе в критическом диапазоне верхний предел рабочего диапазона является нежелательно близким к мгновенной критичности. Для сравнения, критическая водная сборка, содержащая стабилизаторы реактивности, имеет более узкий рабочий диапазон keff вследствие уменьшенных колебаний температурной и паровой реактивности в результате уменьшения величин αт и αvoid. Кроме того, предел мгновенной критичности больше, увеличивая таким образом запас надежности критической водной сборки.

[0042] Пример 1: предоставлен докритический гибридный реактор, содержащий узел источника нейтронов, нейтронный размножитель и водную сборку. В TSV предоставлен водный раствор. Водный раствор содержит расщепляющееся растворенное вещество, содержащее LEU.

[0043] Необходимые концентрации бора или других стабилизаторов реактивности могут быть рассчитаны с использованием машинной программы по нейтронной физике. Оператор может выбрать необходимые значения keff, αт и αvoid, а затем рассчитать концентрацию бора. Другие входные значения программы по нейтронной физике содержат рабочие условия гибридной сборки, например, геометрию TSV, защитной емкости и нейтронного размножителя, а также объемы, химию раствора, плотности всех материалов, энергию частиц из источника, данные ядерного сечения и температуры всех материалов.

[0044] После того, как рассчитывают необходимую концентрацию бора, готовят добавление бора или борной кислоты и добавляют в водный раствор.

[0045] Рассчитывают αт и αvoid для необходимой концентрации растворимого стабилизатора реактивности. Первое значение keff (keff1) определяют для высокой степени точности, используя базовый сценарий. Затем производят небольшое изменение интересующей переменной (например, температуры раствора), и рассчитывают новое значение keff (keff2). Опционально, затем производят второе изменение в противоположном направлении базового сценария, и рассчитывают третье значение keff.

[0046] Затем рассчитывают коэффициент реактивности (αт и αvoid) из (keff1-keff2)/(keff1*keff2)/ΔZ, где ΔΖ представляет собой изменение интересующей переменной. Два изменения используют для подтверждения расчетного коэффициента реактивности (αт и αvoid), для определения наклона коэффициента реактивности и для предоставления более хороших статистических данных через усреднение.

[0047] После того, как докритический гибридный реактор приводят в действие, измеряют αт и αvoid посредством комбинации контрольно-измерительных приборов и расчета. Например, αт может быть выведен за счет наблюдения влияния температуры на мощность системы. Необходимо измерять температуру раствора (в нескольких конкретных местах в растворе), а затем данную измеренную температуру сопоставляют со среднемассовой температурой, используя гидроаэродинамические вычисления. Затем при данной температуре измеряют мощность или нейтронный поток. Зная характеристику источника нейтронов, данный нейтронный поток или мощность можно скоррелировать с известным keff в системе. Затем изменение температуры (или изменение пустоты) накладывают на систему (например, за счет изменения потока охлаждения), и процесс повторяют. Затем рассчитывают коэффициент реактивности (αт и αvoid), используя такую же формулу, как приведена выше.

[0048] Пример 2: предоставлен водный реактор, содержащий водную сборку. В корпусе реактора предоставлен водный раствор. Водный раствор содержит расщепляющееся растворенное вещество известной концентрации и обогащения.

[0049] Используя машинную программу по нейтронной физике, могут быть рассчитаны необходимые концентрации бора или других стабилизаторов реактивности. Оператор может выбрать необходимые значения αт и αvoid, а затем рассчитать концентрацию бора. Другие входные значения программы по нейтронной физике могут содержать рабочие условия водного реактора, например, геометрию корпуса реактора и защитной емкости, а также объемы, химию раствора, плотности всех материалов, энергию частиц из источника, данные ядерного сечения и температуры всех материалов.

[0050] После того, как рассчитывают необходимую концентрацию бора, готовят добавление бора или борной кислоты и добавляют в водный раствор.

[0051] Рассчитывают αт и αvoid для необходимой концентрации растворимого стабилизатора реактивности. Для подтверждения расчетного коэффициента реактивности (αт и αvoid) с целью определения наклона коэффициента реактивности и для предоставления более хороших статистических данных через усреднение, используют два изменения.

[0052] После того как водный реактор приводят в действие, измеряют αт и αvoid посредством комбинации контрольно-измерительных приборов и расчета. Например, αт может быть выведен за счет наблюдения влияния температуры на мощность системы. Необходимо измерять температуру раствора (в нескольких конкретных местах в растворе), а затем данную измеренную температуру сопоставляют со среднемассовой температурой, используя гидроаэродинамические вычисления. Затем при данной температуре измеряют мощность или нейтронный поток. Затем рассчитывают коэффициент реактивности (αт и αvoid), используя такую же формулу, как приведена выше.

[0053] Таким образом, изобретение предоставляет, среди прочего, водную сборку и способ управления для нее. Различные признаки и преимущества изобретения изложены в следующей формуле изобретения.

1. Водная сборка, имеющая отрицательный коэффициент реактивности, при этом водная сборка содержит:

корпус;

водный раствор, содержащий расщепляющееся растворенное вещество, поддерживаемое в корпусе; и

стабилизатор реактивности, расположенный в водном растворе для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки.

2. Водная сборка по п. 1, в которой коэффициентом реактивности является температурный коэффициент реактивности раствора.

3. Водная сборка по п. 1, в которой коэффициентом реактивности является пустотный коэффициент реактивности раствора.

4. Водная сборка по п. 1, в которой расщепляющееся растворенное вещество содержит уран.

5. Водная сборка по п. 1, в которой расщепляющееся растворенное вещество содержит по меньшей мере один из уранил нитрата, уранил сульфата и уранил фторида.

6. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатор реактивности содержит бор-10.

7. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатор реактивности содержит борную кислоту.

8. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатор реактивности содержит по меньшей мере один из гадолиния-155 и гадолиния-157.

9. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатором реактивности является растворенное вещество водного раствора.

10. Водная сборка по п. 1, при этом водная сборка является докритической, при этом водная сборка дополнительно содержит источник нейтронов для поддержания реакции деления внутри корпуса.

11. Водная сборка по п. 1, при этом водная сборка допускает работу в критическом режиме.

12. Водная сборка по п. 1, дополнительно содержащая стержень регулирования, при этом по меньшей мере часть стержня регулирования избирательно помещают в водный раствор по меньшей мере для частичного управления реактивностью в водном растворе.

13. Способ работы водной сборки, имеющей величину коэффициента реактивности, при этом способ включает в себя:

предоставление корпуса;

добавление в корпус водного раствора, содержащего расщепляющееся растворенное вещество;

добавление в водный раствор стабилизатора реактивности;

уменьшение величины коэффициента реактивности; и

поддержание реакции расщепления в водном растворе.

14. Способ по п. 13, дополнительно включающий в себя:

предоставление источника нейтронов; и

приведение в действие источника нейтронов для поддержания реакции расщепления с водным раствором.

15. Способ по п. 13, дополнительно включающий в себя удаление стержня регулирования не раньше, чем водный раствор достигнет критичности.

16. Способ по п. 13, в котором добавление стабилизатора реактивности включает в себя добавление бора-10.

17. Способ по п. 13, в котором добавление стабилизатора реактивности включает в себя добавление борной кислоты.

18. Способ по п. 13, в котором добавление стабилизатора реактивности включает в себя добавление по меньшей мере одного из гадолиния-155 и гадолиния-157.

19. Способ по п. 13, в котором уменьшение величины коэффициента реактивности включает в себя уменьшение величины отрицательного температурного коэффициента реактивности.

20. Способ по п. 13, в котором уменьшение величины коэффициента реактивности включает в себя уменьшение величины отрицательного пустотного коэффициента реактивности.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к системам остановки ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Устройство содержит две емкости внутри шестигранного корпуса (1), геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки.

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.

Группа изобретений относится к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает головку и хвостовик, которые соединены между собой с помощью чехла, а также пучок твэлов стержневого типа, которые размещены в чехле с помощью решетки и спиральных элементов дистанционирования, навитых на оболочку каждого твэла и закрепленных на его концах.

Изобретение относится к тепловыделяющей сборке (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). В заявленной тепловыделяющей сборке нижняя решетка, подпирающие ребра и соединительные элементы нижней решетки с хвостовиком выполнены с помощью аддитивной технологии в виде одной детали, имеющей отверстия для прохода теплоносителя криволинейной формы, расположенные равномерно относительно осей круглых отверстий, изогнутые в окружном направлении до обеспечения их непрозрачности в направлении продольной оси тепловыделяющей сборки, и соединенной с хвостовиком посредством сварки.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов. На трубчатой оболочке выполняют первый кольцевой гофр, вводят в оболочку нижний отражатель, фиксируют его вторым кольцевым гофром, оснащают трубчатую оболочку таблетками делящегося материала, с учетом КТР столба таблеток, наносят третий кольцевой гофр, устанавливают верхнюю концевую деталь, совмещенную с отражателем, и производят аргонно-дуговую сварку с трубчатой оболочкой, вакуумируют, заполняют гелием компенсационный объем, устанавливают нижнюю концевую деталь и производят аргонно-дуговую сварку кольцевого шва.

Изобретение относится к дистанционирующей решетке, применяемой в тепловыделяющих сборках (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР. Заявленная дистанционирующая решетка содержит шестигранный обод с закрепленным в нем полем шестигранных ячеек, снабженных внутренними выступами, выполненным из одного листа таким образом, что у сформованных ячеек сгибы и просечки под ячейки по одному ряду ячеек размещены с одной торцевой стороны дистанционирующей решетки, а по примыкающему к нему параллельному ряду ячеек сгибы и просечки под ячейки размещены с другой торцевой стороны дистанционирующей решетки.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). Анти-debris фильтр предлагаемой ТВС выполнен в виде толстой плиты, имеющей конусообразную форму со стороны входа теплоносителя с тупым углом при вершине, направленной навстречу потоку теплоносителя, на периферии которой выполнена кольцевая проточка, образующая совместно с внутренней поверхностью хвостовика кольцевое углубление, несколько концентричных относительно продольной оси тепловыделяющей сборки рядов равномерно расположенных в окружном направлении каналов для прохода теплоносителя, изогнутых в окружном направлении до обеспечения непрозрачности фильтра в направлении продольной оси тепловыделяющей сборки, и плоскую форму со стороны выхода теплоносителя.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и производстве смешанного уран-плутониевого топлива.

Изобретение относится к области изготовления ядерного оксидного уранового топлива, может быть использовано для определения качества однокомпонентных оксидов урана U3O8 и UO2 в заводских условиях.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу с керамическими защитными покрытиями, и может быть использовано в ядерных реакторах, применяемых как для транспорта, так и в стационарных энергоустановках, в частности в сверхвысокотемпературных реакторах космического применения.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к процессам создания высокотемпературных карбидокремниевых композиционных материалов, которые могут быть использованы в производстве керамических трубок для оболочек тепловыделяющих элементов (твэл) и других узлов тепловыделяющей сборки.

Изобретение относится к топливным элементам ядерных реакторов и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана.

Изобретение относится к производству электроэнергии и технологического тепла с использованием модульного, транспортируемого, упрочненного ядерного генератора, быстро размещаемого и изымаемого, содержащего оборудование для преобразования энергии и производства электроэнергии, полностью встроенное внутри единого корпуса высокого давления, вмещающего активную зону ядерного генератора.

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной. Водная сборка содержит корпус и водный раствор с расщепляющимся растворенным веществом, поддерживаемый в корпусе. В водном растворе находится стабилизатор реактивности для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки. Техническим результатом является возможность уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки за счет добавления стабилизатора реактивности. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 6 ил.

Наверх