Forbidden

You don't have permission to access /zzz_siteguard.php on this server.

БЫСТРЫЙ НАТРИЕВЫЙ РЕАКТОР - Патент РФ 2029397
Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
БЫСТРЫЙ НАТРИЕВЫЙ РЕАКТОР
БЫСТРЫЙ НАТРИЕВЫЙ РЕАКТОР

БЫСТРЫЙ НАТРИЕВЫЙ РЕАКТОР

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Сущность изобретения: использование в быстром натриевом реакторе с уран-плутониевым топливом топливных сборок, содержащих сквозную натриевую полость на высоту активной зоны и обоих торцовых экранов диаметром 0,3 - 0,8 от эффектного диаметра топливной сборки, приводит к увеличению утечки нейтронов из активной зоны в торцовые отражатели, за счет чего уменьшается натриеый пустотный эффект реактивности. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2029397
Класс(ы) патента: G21C3/02
Номер заявки: 5014258/25
Дата подачи заявки: 15.08.1991
Дата публикации: 20.02.1995
Заявитель(и): Физико-энергетический институт
Автор(ы): Шапарь А.В.; Илюнин В.Г.
Патентообладатель(и): Физико-энергетический институт
Описание изобретения: Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для усовершенствования активной зоны быстрого натриевого реактора.
Известны быстрые натриевые реакторы большой мощности с уран-плутониевым топливом [1, 2], которые имеют положительный натриевый пустотный эффект реактивности (НПЭР), что является недостатком реакторов с точки зрения повышения ядерной безопасности.
Наиболее близким по технической сути к заявляемому устройству является проектируемый реактор БН-800 [1], активная зона которого набрана из тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из шестигранного чехла, внутри которого находятся стерженьковые тепловыделяющие элементы (твэлы), которые заполняют внутреннее пространство чехла, образуя решетку треугольного типа, дистанционированы при помощи навитой проволоки или решетки, а теплоноситель находится в межтвэльных зазорах. ТВС содержит в своем составе верхние и нижние воспроизводящие экраны.
Главным недостатком реактора БН-800 с точки зрения ядерной безопасности является большая величина положительного натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР), достигающая (5-6) βэф.
Известно, что для быстрых реакторов большой мощности с уран-плутониевым топливом и гомогенной активной зоной натриевый пустотный эффект реактивности положителен и весьма велик [2]. Ранее проводившиеся попытки уменьшить величину НПЭР, как например, "гетерогенная" активная зона не позволяют решить задачу полностью, так как остается заметная положительная величина НПЭР при частичном опустошении зоны.
Для исключения в принципе возможности события с выделением положительной реактивности больше βэф в быстром натриевом реакторе должны быть реализованы внутренние обратные связи, т.е. физические принципы уменьшения величины НПЭР, которые являются абсолютно надежными. Вопросы безопасности, по своей сути, носят конфликтный характер: т.е. одновременная оптимизация характеристик быстрого натриевого реактора, ответственных за безопасность реактора, воспроизводство и экономику, невыполнима.
Целью изобретения является повышение безопасности и надежности реактора, а также улучшение технико-экономических показателей.
Для достижения цели в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и уран-плутониевым топливом, активная зона которого собрана из топливных сборок (ТС), предполагается применить ТС новой конструкции, отличающиеся тем от традиционных ТС, что в них введен принципиально новый элемент: сквозная натриевая полость на высоту активной зоны и обоих торцовых экранов, так что диаметр полости составляет 0,3-0,8 эффективного диаметра топливной сборки. Благодаря этому существенно уменьшается величина НПЭР, возможно улучшение нейтронного баланса при увеличении обогащения топлива, а также открываются возможности использовать на практике пассивные средства воздействия на реактивность.
На фиг. 1 показана принципиальная схема топливной сборки новой конструкции; на фиг.2 - разрез А-А на фиг.1.
Схема топливной сборки содержит область 1 верхнего торцового экрана, область 2 активной зоны, область 3 нижнего торцового экрана, трубу 4 для образования натриевой полости, элемент 5 с поглотителем, элемент 6 с замедлителем, чехол 7 ТС, твэл 8, регулятор 9 расхода теплоносителя, прорези 10 в трубе полости, ограничитель 11 перемещения поплавков.
Топливная сборка состоит из внешнего шестигранного чехла 7, внутри которого размещен пучок твэлов 8, дистанционированных друг от друга при помощи навитой проволоки или решетки, а теплоноситель находится в межтвэльных зазорах (на схеме ТС показана без теплоносителя).
Принципиально новым элементом, который предлагается авторами, является сквозная натриевая полость 4. Конструктивно она может быть выполнена в виде круглой или шестигранной трубы, проходящей вдоль оси ТС на высоту активной зоны 2 и обоих торцовых экранов 1 и 3. Данная труба крепится как к нижнему хвостовику ТС, так и к головке ТС (не показаны на схеме), а также имеет отверстия для протекания теплоносителя натрия. Использование полости в конструкции топливной сборки открывает новые возможности для практического улучшения свойств реактора. Так, наличие натриевой полости в конструкции позволяет реализовать бесчехловые тепловыделяющие сборки, наличие дополнительного натрия благоприятно при перегреве ТС. Для сохранения теплогидравлических свойств реактора натриевая полость в нижней части соединена с натрием реактора через калиброванное отверстие 9 маленького диаметра, которое фактически является регулятором расхода теплоносителя. Это необходимо для того, чтобы медленно протекающий по полости натрий успевал прогреться. В конструкции полости введены достаточно большие прорези (окна) 10 для вытеснения теплоносителя при возможном вскипании натрия, а также уменьшения гидродинамического сопротивления.
При постановке в реактор с жидким натрием топливной сборки теплоноситель заполняет как межтвэльное пространство, так и натриевую полость. После включения циркуляционных насосов натрий в полости протекает с меньшей скоростью. Это необходимо, чтобы при работе на мощности наличие натриевой полости не понижало среднюю температуру теплоносителя на выходе из реактора. Нагрев натрия в полости происходит как за счет теплопередачи от твэлов, так и за счет γ-разогрева. Ограничитель 11 хода поплавков имеет перепускные отверстия, т.е. предлагаемые элементы не работают как клапаны. Таким образом наличие натриевой полости не вносит каких-либо сложностей и неопределенностей в режим работы реактора.
Остановимся на величине диаметра сквозной натриевой полости, который предлагается 0,3-0,8 эффективного диаметра топливной сборки. Для определенности следует отметить, что реактор имеет в активной зоне 400 ТС разной степени обогащения топлива. Предполагается замена всех или части ТС, но достаточно большого количества ТС. Величина НПЭР, который компенсируется применением полостей, зависит как от размеров реактора, так и состава используемого топлива. Для уменьшения величины НПЭР до приемлемой в максимально неблагоприятном случае, согласно оценкам авторов, основанных на анализе экспериментальных данных и результатов расчетов, следует выбрать достаточно большой диаметр полости до 0,8. Минимальный размер 0,3 определяется резким падением эффекта, как будет показано ниже, при уменьшении радиуса. Для реактора БН-800, в топливных сборках которого находится 127 твэлов, возможно удаление 1, 7, 19, 37, 61 твэла, однако практически реализация эффекта полости будет иметь смысл только с удаления 19 твэлов, а величина 37 будет достаточна. Наличие полости открывает возможность на практике использовать пассивные средства безопасности, автоматически уменьшающие реактивность при удалении натрия.
Так, например, в полости может быть расположен поплавок, содержащий поглотитель нейтронов - обогащенный карбид бора. Этот элемент, который всплывает в жидком натрии, в рабочем (нормальном) положении, когда полость заполнена натрием, находится в верхней части торцового экрана, где его реактивность и влияние на баланс нейтронов близки к нулю. При удалении натрия или перегреве этот элемент опускается к центру активной зоны, где его положение фиксируется. Тем самым в реактор вносится отрицательная реактивность. Наличие таких поплавков в каждой ТС позволяет вносить в реактор достаточную величину и делает процесс введения надежным. Аналогично может быть использовано введение замедлителя (окиси бериллия), это может потребоваться для смягчения спектра нейтронов в реакторе с металлическим топливом для увеличения роли допплер-эффекта. В этом случае в нормальном состоянии поплавок с замедлителем (окись бериллия) расположен в центре реактора и охлаждается протекающим натрием. При удалении натрия элемент под действием силы тяжести опускается вниз, уменьшается реактивность системы.
Рассмотрим кратко сущность физических явлений, возникающих при введении в конструкцию топливной сборки натриевой полости, проявляя интерес к изменению реактивности системы. Пусть в реакторе с высотой активной зоны h мы имели цилиндрическую полость радиуса r, заполненную натрием. Тогда для плутониевого бридера, где НПЭР в пределах активной зоны положителен, удаление натрия из полости приведет к выделению положительной реактивности, которая будет пропорциональна в первом приближении количеству натрия, т.е. δρNa= + ar2h. Известно [2], что это связано в основном с изменением спектра нейтронов. В то же время при удалении натрия из полости увеличивается утечка нейтронов, что ведет к возникновению отрицательной компоненты, назовем ее δρпол. В фундаментальных работах по изучению физики реакторов [4] оценены потери реактивности из-за утечки нейтронов через пустую трубу, пронизывающую реактор. Хотя часть нейтронов покидает реактор через торцы трубы, основные потери реактивности происходят вследствие направленной миграции нейтронов в области с меньшей пространственной ценностью. Расчеты методом теории возмущений позволили получить изменения коэффициента размножения, эквивалентные пустой трубе. Также в экспериментах на тяжеловодных реакторах ZEEP и СР-3 была определена реактивность пустых каналов вдоль оси реактора в замедлителе для радиусов трубы 1-8 см. Из этих работ следует:
δρпол = -br3/h, где а и b - постоянные коэффициенты. Следовательно, НПЭР, т. е. суммарное изменение реактивности, будет в первом приближении оцениваться соотношением
δρНПЭР = ar2h - br3/h Таким образом, можно всегда выбрать такой радиус полости, что суммарный эффект будет отрицательным. Тривиальной является также зависимость от h. Ясно, что для уплощенного реактора утечка по дырам будет более эффективна. Величина НПЭР зависит как от состава топлива, так и от размеров активной зоны, т.е. от общей мощности. На практике, для каждого типа реактора следует выбрать радиус полости так, чтобы максимальное положительное значение НПЭР не превышало эффективной доли запаздывающих нейтронов.
Использование полости в конструкции ТС ведет к увеличению обогащения топлива, что также благоприятно для уменьшения величины НПЭР. Для сохранения воспроизводства ядерного горючего следует увеличить высоту торцовых экранов. Вопрос о детальном рассмотрении и оптимизации выходит за рамки предложения и является предметом дальнейшего изучения как в расчетном, так и в экспериментальном отношении.
Заявителями не обнаружено технических решений, содержащих предложенные элементы, т. е. натриевые полости больших размеров для увеличения утечки нейтронов из активной зоны. Применение полости больших размеров принципиально отличается от увеличения шага решетки или применения пористых твэлов, так для одинакового поперечного сечения одной полости и n маленьких каналов эффект утечки большой полости в раз больше суммарного эффекта n каналов с маленьким диаметром.
С учетом вышеизложенного авторы считают, что предлагаемое ими техническое решение отвечает критерию новизна. Также предложение не следует явным образом из известного уровня техники и поэтому оно отвечает критерию "изобретательский уровень".
Предлагаемое изобретение является промышленно применимым, так как не требуется разработка новых сложных и неапробированных узлов и элементов, не видно препятствий к внедрению новой конструкции ТС в ядерной энергетике.
П р и м е р. Предполагается замена топливных сборок (ТС) реактора БН-800 на ТС новой конструкции с натриевой полостью. Поскольку ТС с полостью содержит меньше твэлов, при этом необходимо или увеличить габариты реактора или поднять обогащение топлива. По мнению авторов, второй путь предпочтительнее. Исходя из принятой энергонапряженности твэла и габаритов реактора, получим быстрый натриевый реактор меньшей мощности (по оценкам авторов на 25% ), но отвечающий критерию ядерной безопасности: максимально возможный локальный положительный НПЭР активной зоны меньше βэф; реактор уходит в глубокую подкритику при полном удалении натрия.
Фактически предлагаемое решение является концептуальным и приводит к новому понятию "дырявого" реактора. Однако он вполне работоспособен и его характеристики могут быть оптимизированы. Рассмотрим некоторые принципиальные вопросы: наличие каналов приводит к уменьшению НПЭР, а также в значительной степени переносит воспроизводство в торцовые экраны, размеры которых следует увеличить. Теплогидравлика реактора меняется слабо, так как скорость протекания натрия в полости значительно меньше ( ≈20 раз), чтобы не снижалась средняя температура теплоносителя. Наличие окон в верхней части полости, необходимых для аварийных ситуаций, позволяет несколько уменьшить общее гидравлическое сопротивление. Наличие полости как конструктивного элемента позволяет изменить и конструкцию топливной сборки в смысле уменьшения объема конструкционных элементов, наличие дополнительного натрия в полости благоприятно при перегреве и при опустошении, которое происходит медленно через маленькое калиброванное отверстие.
Главным при использовании полости является уменьшение НПЭР для реактора в нормальном состоянии (с теплоносителем-натрием) за счет утечки нейтронов из активной зоны по сквозной полости; при локальном вскипании натрия в одном или нескольких ТС за счет вытеснения натрия из верхней части полости происходит резкое увеличение утечки нейтронов, т.е. уменьшение реактивности; реактивность реактора такой конструкции значительно уменьшается при полном опустошении натрия. В случае необходимости эта величина может быть усилена путем использования пассивных элементов, плавающих в теплоносителе.
Использование в быстрых натриевых реакторах активной зоны, состоящей из предлагаемых топливных сборок, позволит повысить безопасность реактора, а также улучшить технико-экономические показатели. Главным достоинством предложения является существенное уменьшение НПЭР вплоть до снижения максимально возможной величины меньше βэф, возможно улучшение нейтронного баланса, а также открывается на практике путь использования пассивных средств воздействия на реактивность.
Формула изобретения: 1. БЫСТРЫЙ НАТРИЕВЫЙ РЕАКТОР с уран-плутониевым топливом, содержащий активную зону, собранную из топливных сборок с воспроизводящими торцевыми экранами, отличающийся тем, что топливные сборки содержат сквозную натриевую полость на высоту активной зоны и обоих торцевых экранов, причем диаметр полости составляет 0,3 - 0,8 эффективного диаметра топливной сборки.
2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что сквозная натриевая полость имеет в нижней части регулятор расхода теплоносителя, а в верхней части сообщается с межтвэльным пространством.
3. Реактор по пп.1 и 2, отличающийся тем, что сквозная натриевая полость снабжена ограничителем, находящимся в средней части активной зоны.
4. Реактор по пп.1 - 3, отличающийся тем, что в натриевой полости выше ограничителя расположен поплавок, содержащий поглощающий нейтроны материал.
5. Реактор по пп.1 - 3, отличающийся тем, что в натриевой полости ниже ограничителя расположен поплавок, содержащий материал, замедляющий нейтроны.