Способ изменения реактивности в импульсных ядерных установках периодического действия на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами

Изобретение относится к области нейтронной физики и физики ядерных установок, а именно к способам изменения реактивности в ядерных установках. Способ изменения реактивности в импульсных ядерных установках периодического действия на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами заключается во введении конструктивного элемента, содержащего замедлитель нейтронов, в активную зону установки и вывод из нее, при этом реактивность повышают путем вывода конструктивного элемента и понижают путем ввода. Технический результат – реализация проекта принципиально нового импульсного источника нейтронов на «пороговых» изотопах. 1 ил.

 

Изобретение относится к области нейтронной физики и физики ядерных установок, а именно к способам изменения реактивности в ядерных установках. Изобретение может быть использовано как при разовом изменении реактивности (в качестве органов регулирования), так и для периодичной модуляции реактивности в импульсных ядерных установках.

Для управления реакцией деления в ядерных установках используют следующие три способа:

- Замена части делящегося вещества активной зоны на неделящееся. Этот способ эффективен для реакторов на быстрых нейтронах, как энергетических, так и реакторов специального назначения экспериментальных, исследовательских, транспортных. Примеры: реактор БОР-60 [1], импульсные реакторы самогасящегося действия в исследовательских оборонных центрах США и России). Этот способ был применен для создания периодических импульсов мощности делений в первом в мире импульсном исследовательском реакторе ИБР [2] в Дубне.

- Изменение положения отражателя (или его части) нейтронов относительно активной зоны. Отражатель обычно присутствует в конструкции ядерной установки для экономии критической массы ядерного горючего и изготавливается из материала с большим сечением рассеяния нейтронов. Удаление отражателя от активной зоны уменьшает число нейтронов, возвращающихся в реактор после рассеяния в отражателе, тем самым снижая реактивность и, соответственно, скорость цепной реакции. Влияние отражателя на коэффициент размножения нейтронов значительно только в реакторах малых размеров, где велика утечка нейтронов деления из активной зоны. Поэтому этот способ применяют только в исследовательских и экспериментальных установках на быстрых нейтронах. Так, на ИБР-2 в Дубне для модуляции реактивности и генерации последовательных мощных импульсов нейтронов используют подвижный отражатель из никелевого сплава в виде двух вращающихся роторов специальной формы [3].

- Введение поглощающего нейтроны материала в активную зону. Этот способ наиболее эффективен и применяется во всех реакторах на медленных нейтронах (тепловых или промежуточных), начиная с первых реакторов 40-х годов 20-го века. Примеры современных отечественных установок: энергетические водо-водяные реакторы типа ВВЭР [4], графитовые энергетические РБМК [5], исследовательские реакторы ВВР-М [6], СМ-3 [7], ПИК [8]. Принцип и условия работы данного способа представлены в работе [9]. При таком способе изменение реактивности осуществляется с помощью введения и извлечения поглощающего нейтроны материала в активную зону реактора. Положительная реактивность вносится в данном случае при извлечении поглощающего нейтроны материала из активной зоны. Отличие от предлагаемого способа заключается в использовании замедлителя вместо поглотителя.

Все три способа изменения реактивности применимы в ядерных устройствах, использующих уран-233, уран-235, плутоний-239, или другие изотопы трансурановых элементов, делящиеся под действием нейтронов всего энергетического спектра. Так называемые «пороговые» изотопы эффективно делятся только при поглощении быстрых нейтронов. Для урана-238 порог деления равен 0.6 МэВ, и цепная реакция в реакторе с этим изотопом недостижима. Более низкий порог деления нептуния-237 - 0.4 МэВ - позволяет осуществить цепную реакцию на быстрых нейтронах. Однако ввиду порогового характера реакции деления возможности управления ядерными процессами в нептуниевой установке ограничены. Использование способа замены части делящегося материала на неделящийся для целей быстрой модуляции реактивности в реакторе значительной мощности технически неосуществимо. Будет малоэффективен способ изменения отражения нейтронов из-за малой утечки нейтронов из активной зоны. Так, использование подвижного отражателя в импульсном реакторе на основе нептуния дало бы амплитуду изменения коэффициента размножения нейтронов не более 2% вместо 3.5% на ИБР-2, где в качестве ядерного горючего используется плутоний (расчеты сделаны в программе моделирования процесса переноса ионизирующего излучения Monte Carlo N-Particle Transport Code, сокращенно MCNP [10]). He будет достаточно эффективен последний из трех вышеизложенных способов, (поглощение медленных нейтронов не скажется на реактивности установки на пороговом изотопе).

Технической задачей изобретения является реализация проекта принципиально нового импульсного источника нейтронов на «пороговых» изотопах.

Поставленная техническая задача достигается тем, что источник нейтронов содержит в качестве основного топлива порогово-делящиеся изотопы, введении конструктивного элемента, содержащего замедлитель нейтронов, в активную зону установки и вывод из нее, при этом реактивность повышают путем вывода конструктивного элемента и понижают путем ввода.

Сущность изобретения.

Изобретение позволяет реализовать проект принципиально нового импульсного исследовательского быстрого реактора на «пороговых» изотопах. Данный реактор (ядерная установка на быстрых нейтронах) позволит получить поток нейтронов в исследовательском канале как минимум на порядок выше по сравнению с ИБР-2 (самого мощного исследовательского реактора в настоящее время). Важными характеристиками импульсного реактора является длительность импульса и минимальная фоновая мощности реактора между импульсами. Для достижения приемлемой (менее 500 мксек) длительности импульса и снижения уровня мощности между импульсами необходимо изменение реактивности не меньше чем в ИБР-2, то есть как минимум 3.5%. Задача решается следующим образом. Реактивность ядерной установки на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами изменяют при помощи ввода конструктивного элемента в активную зону реактора и вывода из нее. Конструктивный элемент содержит замедлитель нейтронов. Внесение отрицательной реактивности достигают путем введения этого элемента в активную зону, а внесение положительной - путем его выведения из активной зоны. Подобная концепция исследовательской ядерной установки с применением нептуния и модуляции реактивности путем ввода-вывода замедляющего нейтроны вещества ранее не предлагалась. Подобная установка является наиболее эффективной из действующих в настоящее время, так как позволяет получать наивысшие потоки нейтронов на единицу отводимой тепловой мощности.

Существенными признаками изобретения являются:

- Конструктивный элемент содержит замедлитель нейтронов, что позволяет изменять среднюю энергию нейтронов в активной зоне;

- Способ применим в установках, основанных на порогово-делящихся элементах (например Np-237), которые не делятся медленными нейтронами. Замедлитель при введении в активную зону снижает среднюю энергию нейтронов. При снижении энергии нейтроны выходят за порог деления изотопов активной зоны, тем самым снижается вероятность деления. Соответственно чем меньше вероятность деления, тем меньше эффективный коэффициент размножения нейтронов. Обратный эффект при выведении конструктивного элемента с замедлителем из активной зоны - введение положительной реактивности. (Фиг. 1).

На Фиг. 1 Представлен график зависимости сечения деления Np-237 от энергии нейтронов.

Ось абсцисс отображает энергию нейтронов, а ось ординат - микроскопическое сечение деления. Верхняя линия - Pu-239, а нижняя линия - Np-237. График показывает, что замедление нейтронов (снижение их энергии) отрицательно сказывается на скорости реакции деления Np-237 по сравнению с Pu-239, то есть Np-237 практически не делится нейтронами с энергией меньше 0.4 МэВ.

Один из возможных вариантов реализации данного способа - это модулятор реактивности в импульсном нептуниевом реакторе. Была проведена серия расчетов с помощью программы MCNP [10]. При расчетах использовалась цилиндрическая модель реактора с нитридом нептуния-237 в качестве топлива и никелевым отражателем. Эффективность модулятора на основе замедлителя составила 4.4%, в то время как при использовании подвижного отражателя в том же нептуниевом реакторе его эффективность составила не более 2%. Использование же карбида бора, как в БН-600, дает эффект 3%. Модулятор на основе замедлителя нейтронов сокращает длительность нейтронного импульса на 30% и снижает вредную фоновую мощность реактора между импульсами более чем в 2 раза.

Литература

1. Быстрый опытный реактор: [Электронный ресурс] // Государственный научный центр - научно-исследовательский институт атомных реакторов., URL: http://www.niiar.ru/node/101 (Дата обращения: 29.08.2016).

2. Исследовательский быстрый реактор: [Электронный ресурс] // Лаборатория нейтронной физики имени И.М. Франка., URL: http://flnp.jinr.ru/494/ (Дата обращения: 29.08.2016).

3. Пуск и исследование основных характеристик реактора ИБР-2 с новым модулятором реактивности гетерогенного типа. В.Д. Ананьев Н.П. Анцупов А.В. Виноградов Л.В. Едунов В.Г. Ермилов А.Ф. Зацепин В.Л. Ломидзе Ю.Н. Пепелышев А.Д. Рогов С.В. Руденко Е.П. Шабалин. Дубна, 2004.

4. Водо-водяной энергетический реактор: [Электронный ресурс] // Википедия., URL: http://ru.wikipedia.org/wiki/Boдo-водяной энергетический_реактор (Дата обращения: 29.08.2016).

5. Реактор большой мощности канальный: [Электронный ресурс] // Википедия., URL: http://ru.wikipedia.org/wiki/Peaктop_бoльшoй_мoщнocти_кaнaльный (Дата обращения: 29.08.2016).

6. Исследовательский пучковый водо-водяной реактор: [Электронный ресурс] // Свременная исследовательская инфраструктура РФ., URL: http://ckp-rf.ru/usu/73591 / (Дата обращения: 29.08.2016).

7. Высокопоточный исследовательский реактор СМ-3: [Электронный ресурс] // Государственный научный центр - научно-исследовательский институт атомных реакторов., URL: http://www.niiar.ru/node/3340/ (Дата обращения: 29.08.2016).

8. Высокопоточный исследовательский реактор ПИК: [Электронный ресурс] // Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»., URL: http://www.nrcki.ru/ pages/main/6015/7147/index.shtml (Дата обращения: 29.08.2016).

9. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В 2 частях. Учебное пособие. Авторы: Бельтюков А.И., Карпенко А.И., Полуяктов С.А., Ташлыков О.Л., Титов Г.П., Тучков A.M., Щеклеин С.Е. Под общей редакцией Щеклеина С.Е., Ташлыкова О.Л.. Екатеринбург: УрФУ, 2013. - Министерство образования и науки РФ. Уральский федеральный университет имени Б.Н. Ельцина.

10. MCNP: [Электронный ресурс] // Википедия., URL: http://ru.wikipedia.org/wiki/MCNP (Дата обращения: 29.08.2016).

Способ изменения реактивности в импульсных ядерных установках периодического действия на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами, заключающийся в введении конструктивного элемента, содержащего замедлитель нейтронов, в активную зону установки и вывод из нее, при этом реактивность повышают путем вывода конструктивного элемента и понижают путем ввода.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к рабочим органам системы управления и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Рабочий орган компенсации реактивности системы управления и защиты реактора на быстрых нейтронах состоит из гильзы, стержневого элемента с замедлителем нейтронов, неподвижно закрепленного на центральной оси гильзы, и поглощающего элемента кольцевого сечения, выполненного с возможностью перемещения в зазоре между внутренней стенкой гильзы и стержневым элементом с замедлителем нейтронов.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Привод поглощающего стержня аварийной защиты ядерного реактора включает электропривод, редуктор и механизм реечный.

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерного реактора. Привод управления содержит электродвигатель, разделительную электромагнитную муфту, датчики конечных положений, верхний подшипник, силовую гайку, винт, корпусную трубу, тягу.

Изобретение относится к способам содействия в работе ядерного реактора. Создают запрос с использованием интерфейса (31) человек-машина, взаимодействующего со компьютером (32) содействия работе, который использует программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии и именуемую программой содействия работе.

Изобретение относится к способам управления ядерным реактором деления. Способ предусматривает использование вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.

Предлагаемое изобретение относится к оборудованию системы защиты и диагностики ядерного реактора на быстрых нейтронах на АЭС. Устройство защиты ядерного реактора АЭС, имеющей все необходимые известные измерители режимов работы АЭС и системы управления защит АЭС, содержит, по крайней мере, два стержня аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях, по крайней мере, два механически соединенных с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизма горизонтального и вертикального перемещения, два направляющих элемента для беспрепятственного перемещения вниз стержней аварийной защиты, два магнитопровода и два якоря магнитопровода, две катушки магнитопровода, два коммутационных аппарата с системами управления, а также дополнительный источник питания, который соединен с системой управления второго коммутационного аппарата.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, а именно к тепловыделяющим сборкам, выполненным с возможностью управляемого удаления летучего продукта ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления.

Изобретение относится к электротехнике и может быть использовано в качестве электропривода, в частности в системах автоматического управления положением и перемещением регулирующего органа (РО) ядерного реактора.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно указанного модуля ядерного деления.

Изобретение относится к области нейтронной физики и физики ядерных установок, а именно к способам изменения реактивности в ядерных установках. Способ изменения реактивности в импульсных ядерных установках периодического действия на быстрых нейтронах с порогово-делящимися изотопами заключается во введении конструктивного элемента, содержащего замедлитель нейтронов, в активную зону установки и вывод из нее, при этом реактивность повышают путем вывода конструктивного элемента и понижают путем ввода. Технический результат – реализация проекта принципиально нового импульсного источника нейтронов на «пороговых» изотопах. 1 ил.

Наверх