Forbidden

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

ТОПЛИВНАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА - Патент РФ 2120672
Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
ТОПЛИВНАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
ТОПЛИВНАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ТОПЛИВНАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в канальных ядерных уран-графитовых реакторах. Топливная сборка ядерного реактора содержит установленный на опоре в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков с размещенным в центральной полости поглотителем нейтронов, охлаждается теплоносителем и имеет произведение макроскопического сечения поглощения на объем делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя, замедлителя и поглотителей, содержащих изотопы тория, бора или редкоземельных элементов в пределах от 1,2 до 9,7. Реализация изобретения обеспечивает равномерное выгорание поглотителя относительно выгорания топлива при одновременном сохранении в течение кампании реактора отрицательного парового коэффициента реактивности. 1 з.п. ф-лы, 4 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: 2120672
Класс(ы) патента: G21C3/326, G21C3/30, G21C3/00
Номер заявки: 97102519/25
Дата подачи заявки: 19.02.1997
Дата публикации: 20.10.1998
Заявитель(и): Сибирский химический комбинат
Автор(ы): Гаврилов П.М.; Дмитриев А.М.; Хренников Н.Н.; Цыганов А.А.; Фатин В.И.
Патентообладатель(и): Сибирский химический комбинат
Описание изобретения: Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например канальных, уран-графитового типа.
Известна топливная сборка ядерного реактора, содержащая размещенный в вертикальном технологическом канале на опоре столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном поглощающем стержне и охлаждаемых теплоносителем [1].
Недостатком такой сборки является то, что при аварийном снижении давления теплоносителя на входе в технологические каналы реактора, например в результате разрыва напорной части первого контура реактора, теплоноситель вскипает, образующийся пар вызывает положительный всплеск реактивности, скачок мощности и значительное энерговыделение, которое в условиях потери теплоносителя может вызвать плавление и разрушение компонентов активной зоны.
Также известна топливная сборка ядерного реактора, выбранная в качестве прототипа [2] , содержащая размещенный на опоре в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном поглощающем стержне, имеющая проходное сечение у внутреннего зазора не менее чем в 1,1 раза больше внешнего, охлаждаемая теплоносителем и имеющая произведение макроскопического сечения поглощения на объем делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, поглотителя, теплоносителя и замедлителя в пределах от 0,3 до 1,1.
Недостатком прототипа является то, что при указанных в нем соотношениях произведений макроскопических сечений на соответствующие объемы материалов процесс выгорания топлива идет значительно быстрее выгорания поглотителя. Это приводит к быстрой потере запаса реактивности и переходу реактора в подкритическое состояние. В результате длительность кампании становится непродолжительной при низком абсолютном выгорании топлива. Кроме того, при таком соотношении динамики выгорания топлива к динамике выгорания поглотителя относительно длины кампании рано наступает процесс перехода от отрицательного к положительному паровому эффекту реактивности, что снижает самозащищенность реактора - самоперевод в подкритическое состояние в аварийных процессах с разуплотнением первого контура.
Задачей изобретения является обеспечение равномерного выгорания поглотителя относительно выгорания топлива при одновременном сохранении в течение кампании реактора отрицательного парового эффекта реактивности реактора в целом и каждой его отдельной топливной сборке.
Поставленная задача решается тем, что в известной топливной сборке, содержащей установленный на опоре в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков с установленным в центральной полости поглотителем, произведение макроскопического сечения поглощения на объем делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя, замедлителя и поглотителей, содержащих изотопы тория, бора или редкоземельных элементов, находится в пределах от 1,2 до 9,7. При этом в качестве материалов поглотителей нейтронов используются оксиды тория, металлический торий, карбид бора, бористая сталь, оксиды редкоземельных элементов.
Конструкция топливной сборки ядерного реактора представлена на фиг. 1, 2, 3, 4. На фиг. 1 представлен общий вид топливной сборки, охлаждаемой теплоносителем во внешнем и внутреннем зазорах. На фиг. 2 изображено сечение сборки. На фиг. 3 изображен вариант сборки с дистанционирующими ребрами. На фиг. 4 представлен общий вид топливной сборки при размещении топливного сердечника и поглощающего стержня внутри цилиндрической оболочки.
Топливная сборка (фиг. 1) содержит технологический канал 1, в котором на опоре 2 установлен столб втулочных топливных блоков, каждый из которых имеет оболочку 3, сердечник 4 из обогащенного делящегося материала, например, по изотопу уран-235. В центральной полости втулочного топливного блока расположен поглощающий стержень 5 в оболочке 6. Пунктирной линией 7 отмечено положение поглощающего стержня в прототипе. Увеличение диаметра поглощающего стержня в сборке достигается за счет снижения концентрации или массового отношения поглотителя к слабопоглощающему нейтроны материалу в сравнении с прототипом. В качестве поглотителей нейтронов в предлагаемой сборке выбраны оксиды тория, металлический торий, карбид бора, бористая сталь, оксиды редкоземельных элементов. Уменьшение удельного массового содержания поглотителя осуществляется путем разбавления поглотителей слабопоглощающим материалом, например алюминием или цирконием. Таким образом, произведение макроскопического сечения поглощения на объем делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, поглотителя, теплоносителя и замедлителя, находится в пределах от 1,2 до 9,7 в холодном разотравленном состоянии реактора. Такой диапазон достигается в результате увеличения радиуса поглощающего стержня и уменьшения концентрации или снижения массового отношения поглотителя к слабопоглощающему материалу (цирконий, алюминий или графит). Увеличение радиуса приводит к более эффективному захвату нейтронов за счет проявления блок-эффекта. При этом для обеспечения критичности реактора массовая доля поглотителя в сборке уменьшается. Скорость выгорания поглотителя возрастает, приближаясь к скорости выгорания топлива. Продолжительность кампании также возрастает, и относительно продолжительности кампании возрастает время до момента перехода от отрицательного к положительному эффекту реактивности. Все это в конечном итоге повышает самозащищенность реактора. Кроме того, увеличение предлагаемого отношения в сборке выше 9,7 приведет к менее эффективному проявлению блок-эффекта по отношению к снижению эффекта, вызванного уменьшением произведения макроскопического сечения поглощения поглотителя на соответствующий объем. Дистанционирующие вставки 8 используются с целью исключения соприкосновения оболочек поглощающего стержня и топливного блока и формирования внутреннего зазора 9. Ребра жесткости 10 на технологическом канале 1 формируют внешний зазор 11. Зазоры 9, 11 заполнены теплоносителем.
В представленном на фиг. 4 варианте топливной сборки поглощающий стержень 5 размещен в центральной полости сердечника 4 топливного блока без образования зазора для теплоносителя. В этой конструкции поглощающий нейтроны стержень с сердечником топливного блока заключены в оболочку 3. Охлаждение сборки обеспечивается теплоносителем во внешнем зазоре. Выполнение сборки без внутреннего зазора позволяет уменьшить влияние гидравлических неравномерностей при обезвоживании канала в аварийной ситуации и оставляет наиболее эффективным поглощающий стержень.
Источники информации
1. Акц. заявка Великобритании N 1283195, кл. G 21 C 3/30, опубл. 26.07.72.
2. RU, заявка N 93056524/25, 22.12.93.
Формула изобретения: 1. Топливная сборка ядерного реактора, содержащая установленный на опоре в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков с размещенным в центральной полости поглотителем нейтронов, охлаждаемая теплоносителем, отличающаяся тем, что произведение макроскопического сечения поглощения на объем делящего вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя, замедлителя и поглотителей, содержащих изотопы тория, бора или редкоземельных элементов, находится в пределах от 1,2 до 9,7.
2. Сборка по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве материалов поглотителей нейтронов используются оксиды тория, металлический торий, карбид бора, бористая сталь, оксиды редкоземельных элементов.