Forbidden

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

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ - Патент РФ 2142169
Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: В ядерный реактор на быстрых нейтронах предложено ввести замедлитель, такой, как В114С. Это обеспечивает смягчение нейтронного спектра, что позволяет снизить коэффициент заполнения и увеличить константу Доплера. Возрастание активности, которое имеет место в случае потери охладителя, уменьшается таким образом во всех точках реактора. Замедляющий элемент может смешиваться с ядерным топливом или же с материалом, отличным от него, в однородной форме или помещаться в неоднородной форме в специальные игольчатые элементы, расположенные среди игольчатых элементов, содержащих ядерное топливо или другой материал. 2 с. и 4 з.п.ф-лы, 3 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: 2142169
Класс(ы) патента: G21C1/02, G21C5/00
Номер заявки: 94037963/06
Дата подачи заявки: 20.10.1994
Дата публикации: 27.11.1999
Заявитель(и): Фраматом (FR)
Автор(ы): Жиованни Гасталдо (FR)
Патентообладатель(и): Фраматом (FR)
Описание изобретения: Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах, в котором в его топливную сборку вводится замедлитель однородным или неоднородным образом с целью преобразования спектра нейтронов для снижения коэффициента заполнения и увеличения константы Доплера.
В ядерном реакторе на быстрых нейтронах, использующем натрий в качестве охладителя, коэффициент заполнения соответствует изменению активности, связанному с потерей натрия в данной зоне реактора. Эта потеря натрия может быть вызвана расширением в связи с повышением температуры. Она также может быть вызвана частичным или полным созданием вакуума на данном участке.
Коэффициент заполнения в данной активной части ядерного реактора на быстрых нейтронах представляет собой результат сложения элементарных явлений. Среди этих явлений двумя наиболее важными являются возрастание утечек нейтронов и жестчение спектра (увеличение жесткости излучения) нейтронов. Эти явления обусловлены потерей натрия на данном участке. Возрастание утечек нейтронов всегда отрицательно влияет на активность. И, напротив, жестчение спектра нейтронов влияет положительно на активность ядерных реакторов на быстрых нейтронах, использующих в качестве топлива плутоний. Это положительное влияние связано с поведением эффективных сечений актинидов в режиме высоких энергий.
Относительная значимость каждого из этих двух явлений в случае потери натрия сильно зависит от конкретной области активного участка реактора. Так коэффициент заполнения является положительным в центре активного участка реактора, где преобладает влияние жестчения спектра нейтронов. Напротив, этот коэффициент становится нулевым, затем отрицательным по направлению к периферии активной зоны реактора.
Кроме того, размер реактора также влияет на значение коэффициента заполнения. Действительно, влияние возрастания утечек нейтронов преобладает в реакторах малого размера, тогда как самым важным элементарным явлением в реакторах большой мощности является жестчение спектра нейтронов. В этом случае введение активности может меняться между 4S и 6S в зависимости от размера и геометрии активной зоны реактора, предполагая создание полного вакуума в активной зоне.
Даже, если аварийные состояния, ведущие к созданию обширного вакуума активной зоны реактора, представляются крайне маловероятными, желательно уменьшить, насколько это возможно, коэффициент заполнения для того, чтобы возрастание активности, вызванной таким созданием вакуума, было бы также слабым, как только это возможно. Это уменьшение коэффициента заполнения может быть достигнуто изменением спектра нейтронов, направленным на ограничение жестчения этого спектра во время потери натрия (применение замедляющих материалов).
Кроме того, константа Доплера KD определяется соотношением:

где P1 - активность реактора при абсолютной температуре T1 топлива; P2 - активность реактора при абсолютной температуре T2 топлива.
Повышение температуры в активной зоне реактора приводит к уширению резонансов эффективных сечений материалов, которые там находятся. В этом проявляется эффект Доплера. Этот эффект приводит к изменениям коэффициентов обратной связи в диапазоне энергий ниже примерно 60 кэВ. Учитывая то, что активная зона ядерного реактора на быстрых нейтронах содержит насыщенные материалы, и главным образом, уран-238, в больших количествах, эффект Доплера выражается в возрастании захватов и, следовательно, в уменьшении активности, которое противодействует последующему повышению температуры топлива. Эффект Доплера поэтому представляет собой стабилизирующую отрицательную обратную связь. Константа Доплера является параметром, который характеризует эту отрицательную обратную связь в реакторах на быстрых нейтронах, использующих топливо, состоящее из смесей окислов (PuO2 - UO2).
Результат действия отрицательной обратной связи, обусловленной эффектом Доплера, таким образом, противодействует влиянию коэффициента заполнения натрия в случае потери охладителя. Следовательно, желательно, для максимального ограничения последствий потери охладителя получить одновременно уменьшение коэффициента заполнения и увеличение константы Доплера. Смягчение спектра нейтронов в активной части реактора, полученное путем применения замедляющих материалов, позволяет достичь одновременно эти обе цели.
Различные решения были уже приняты с целью уменьшения коэффициента заполнения в реакторах на быстрых нейтронах.
Первое известное решение заключается в придании отношению высоты к диаметру активного участка реактора значения гораздо ниже 1.
Другое известное решение заключается в придании активной зоне реактора кольцеобразной формы.
Еще одно известное решение заключается в придании активной зоне реактора неоднородной структуры в радиальном и/или аксиальном направлении, при этом различные части развязаны по нейтронам.
Наконец, другое известное решение заключается в выполнении активного участка реактора в модульной форме.
Все эти известные решения направлены на снижение коэффициента заполнения путем увеличения утечек нейтронов. Однако, снижение коэффициента заполнения достигается не во всех точках активной зоны реактора. Кроме того, учитывая то, что эти решения влекут за собой значительное жестчение спектра нейтронов, снижается эффект отрицательной обратной связи, вызванный константой Доплера.
Кроме того, следует отметить, что были изобретены различные типы активных участков реактора для того, чтобы радиальное распределение мощности в активной зоне ядерного реактора было как можно однородным от центра этой зоны до ее периферии.
Известно, что для этой цели активная зона выполняется посредством, по меньшей мере, двух типов топливных сборок. Точнее, соединения с высокой активностью помещаются по периферии активной зоны, тогда как топливные сборки с более низкой активностью помещаются в центре этой зоны. Разница активности может быть достигнута или с помощью применения топливных сборок, в которых процентное содержание инертного вещества по отношению к активному веществу различно, или с помощью соединений, в которых обогащение топлива различно. Это последнее решение было принято за основу для активного участка французского реактора Супер Феникс.
С целью получения относительно равномерного радиального распределения мощности известно также применение одного типа топливной сборки и равномерное расположение в центральной части активной зоны реактора инертных элементов, позволяющих снизить в ней активность. Это решение описано в документах FR-A-2576704 и FR-A-2581232.
Наконец, выравнивание радиального распределения мощности может быть также получено путем введения в активную зону насыщенных материалов или в форме насыщенных соединений, или в форме пластинок насыщенных веществ, размещенных между пластинками активного вещества в игольчатых элементах топливной сборки. Это решение конкретно представлено в документах FR-A-2023431, FR-A-2286472, FR-A-2546656 и EP-A-0097372.
Известен также ядерный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из плотно прилегающих друг к другу топливных сборок, расположенных в соответствии с равномерной решеткой, внутри которых расположены, по меньшей мере, частично элементы, содержащие ядерное топливо и, по меньшей мере, некоторые из топливных сборок содержат замедлитель (US 3321420, G 21 C 1.02, 1967).
Задачей изобретения является создание ядерного реактора на быстрых нейтронах, активная зона которого выполнена по одной из вышеупомянутых технологий или по другим технологиям, но в котором спектр нейтронов смягчается с целью снижения коэффициента заполнения натрия и увеличения константы Доплера, чтобы повышение активности в случае потери было бы как можно более слабым во всех точках активной зоны независимо от размера реактора.
Согласно изобретению этот результат достигается за счет того, что замедлитель выбирают из группы, состоящей из B114C и природного B4C, обедненного B10.
Согласно предпочтительной форме выполнения внутрь некоторых топливных сборок введены отдельные игольчатые элементы, содержащие замедлитель. При этом материал замедлителя смешивается с другим материалом, который уже присутствует в топливных сборках. Кроме того, ядерное топливо, которое выбирают из группы, включающей смешанные оксиды и нитриды, по меньшей мере, одного актинида, содержит или не содержит низшие актиниды.
Кроме того, в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из плотно прилегающих друг к другу топливных сборок, расположенных в соответствии с равномерной решеткой, внутри которых расположены, по меньшей мере, частично элементы, содержащие ядерное топливо и, по меньшей мере, некоторые из топливных сборок содержат замедлитель, последний может быть выбран из группы, состоящей из B114C и природного B4C, обедненного B10, причем соединения мишени, содержащие радиоактивные продукты деления и замедлитель, размещены в реакторе.
Применение B114C в качестве замедлителя в активных соединениях ядерного реактора на быстрых нейтронах обеспечивает различные преимущества, так что вещество отличается высокими физическими характеристиками, конкретно, повышенной температурой плавления, оно хорошо переносит облучение, т.е. не отмечается каких-либо заметных размерных и структурных изменений. Наконец, оно обладает хорошей совместимостью с натрием и изоляционным материалом игольчатых элементов (прутков), образующих топливные сборки.
Введение материала замедлителя, по меньшей мере, в несколько топливных сборок реактора может осуществляться или однородным образом, или неоднородным. В первом случае каждый из игольчатых элементов соответствующих топливных сборок содержит смесь материалов, включающих один или несколько элементов замедлителей. Во втором случае один или несколько элементов замедлителей помещаются в отдельные игольчатые топливные сборки. Эти содержащие элементы замедлителя игольчатые топливные сборки распределены предпочтительно равномерно среди других топливных сборок.
При применении изобретения в реакторах на быстрых, сжигающих актиниды нейтронах, т. е. в которых ядерное топливо состоит из смеси окислов урана, и/или плутония, и/или низших актинидов, нитрида урана, и/или плутония, и/или низших актинидов, или еще плутония и низших актинидов, используемый в однородном виде B114C, образует также инертную матрицу для топлива. Таким образом, кроме эффектов снижения коэффициента заполнения натрия и увеличения константы Доплера, материал замедлителя в таком случае улучшает характеристики сжигания реактора.
Чтобы облегчить переход радиоактивных продуктов деления с большой продолжительностью к стабильным элементам, соединения-мишени, содержащие такой материал замедлителя, как B114C, помещаются в реактор, в соответствующие зоны, с тем, чтобы увеличить процент захвата нейтронов в продуктах деления.
Ниже будут описаны примеры вариантов исполнения изобретения, без каких-либо ограничений, со ссылками на прилагаемые чертежи, на которых показано следующее;
фиг. 1 - график спектров нейтронов в активной зоне реактора на быстрых нейтронах с замедлителем или без него;
фиг. 2 - представление в горизонтальном сечении трех плотно прилегающих друг к другу элементов активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающих замедлитель; и
фиг. 3 - радиальное распределение мощности (пунктирная линия) и нейтронного потока (сплошная линия) внутри соединений с замедлителем.
На фиг. 1 изображен спектр нейтронов в активной зоне реактора на быстрых нейтронах большой мощности в случае с традиционной активной зоной без замедлителя (штрихпунктирная линия) и в случае с тем же реактором, когда 20% топлива заменено на B114C (сплошная линия).
Кривая на фиг. 1 ясно показывает смягчение спектра нейтронов, полученное благодаря присутствию замедлителя в элементах. Это смягчение приводит к снижению коэффициента заполнения в конкретной активной зоне примерно на 35% и к увеличению константы Доплера примерно на 40%. Эти два эффекта совместно позволяют существенно ограничить рост активности, вызванный случайной потерей натрия.
На фиг. 2 представлены три активных, плотно прилегающих друг к другу соединения активной зоны реактора согласно изобретению в случае, когда замедлитель распределен неоднородно в топливных сборках.
Как это показано на фиг. 2, для неоднородного распределения замедлителя в топливной сборке 10 внутри оболочки 11 каждого из этих топливных сборок помещается пучок игольчатых элементов, состоящий из двух различных типов игольчатых элементов. Показанные на фиг. 2 первые игольчатые элементы 12 содержат, как это принято, пластинки ядерного топлива. В других игольчатых элементах 14 пластинки ядерного топлива заменены на пластинки замедлителя, такого как B114C. Эти игольчатые элементы 14 равномерно распределены среди игольчатых элементов 12 таким образом, чтобы разместить замедлитель как можно равномерно внутри топливной сборки.
В варианте исполнения, представленном на фиг. 2, образованный игольчатыми элементами 12 и 14 пучок включает попеременно, начиная от какой-либо стороны шестиугольника, образованного внешней оболочкой 11, первые ряды, состоящие из чередующихся игольчатых элементов 12 и 14, и вторые ряды, состоящие только из игольчатых элементов 12, при этом первые и вторые ряды располагаются чередующимся образом.
Представленное на фиг. 2 особое расположение позволяет избежать возникновения локальных пиков мощности в активной зоне реактора. Эта характерная черта проиллюстрирована кривыми на фиг. 3, которые представляют по оси абсцисс сегмент AB, обозначенный на фиг. 2 (в см), а по оси ординат вырабатываемую мощность (штрихпунктирная линия) и нейтронный поток (сплошная линия) на этот сегмент (в произвольных единицах).
Более того, следует отметить, что использование замедлителя в инертных соединениях привело бы к образованию локальных пиков мощности в активной зоне на границе раздела с инертными соединениями. Кроме того, что решение имело бы очень ограниченное влияние на коэффициент заполнения и на константу Доплера. Следовательно, оно должно быть отвергнуто.
На практике замедлитель может быть введен в элементы однородным или неоднородным образом.
Когда замедлитель размещается в ядерном топливе однородно, снижение активности в результате облучения топлива возрастает, а избыточный коэффициент воспроизводства ядерного топлива уменьшается. К тому же, размер активной зоны реактора может оставаться неизменным относительно конкретного реактора.
Напротив, когда замедлитель вводится неоднородно в элементы, можно избежать возрастания падения активности в результате облучения топлива, также как и снижения коэффициента воспроизводства ядерного топлива. В любом случае размер активной зоны реактора увеличивается.
Описанный только что принцип относительно размещения элементов в активной зоне реактора в равной степени применяется к соединениям-мишеням, содержащим продукты радиоактивного распада и в случае необходимости расположенным снаружи активной зоны реактора. В таком случае он улучшает превращение продуктов радиоактивного распада с большой продолжительностью в стабильные элементы. Введение замедлителя, такого как B114C, в эти сборки-мишени фактически способствует процессу превращения.
Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах, охлаждаемому посредством жидкого натрия и активная зона которого представлена традиционно плотно прилегающими друг к другу сборками, размещенными по правильной схеме. Эти сборки могут также располагаться вертикально внутри камеры реактора, заполненной жидким натрием в соответствии с хорошо известной технологией, которая не является частью данного изобретения.
Составляющие активную зону реактора сборки образованы в большинстве из элементов, содержащих ядерное топливо. Как это представлено на фиг. 2, каждая из топливных сборок 10 включает внешнюю металлическую оболочку 11 с шестиугольным сечением в горизонтальном плане. Внутри оболочки 11 помещен пучок игольчатых элементов, содержащих пластинки с ядерным топливом.
Согласно вышеупомянутым технологиям, элементы могут быть идентичными или включать, по меньшей мере, два типа различных топливных сборок.
В случае, если все активные соединения являются идентичными, относительно равномерный характер радиального распределения мощности в активной зоне может быть достигнут или путем правильного расположения во всей центральной части активной зоны реактора вместо некоторых элементов, таких как пустые шестиугольные трубки (дырки) или стальные стержни (разжижающие радиацию соединения сталь - Na). Воспроизводящие топливные сборки могут заменять некоторые элементы.
В случае, если активный участок реактора включает, по меньшей мере, два типа элементов, относительно равномерное радиальное распределение мощности может быть достигнуто путем размещения топливных сборок с высокой активностью на периферии активной зоны, а соединений с более слабой активностью в центре этой зоны. Для этого можно использовать топливные сборки, в которых процентное соотношение инертного вещества по отношению к активному веществу различно, или соединения, в которых обогащение топлива различно. В игольчатые элементы некоторых активных соединений, среди пластинок с ядерным топливом, могут быть также размещены пластины насыщенного материала.
Более того, нужно учесть то, что в процессе функционирования реактора происходят значительные изменения активности и распределения мощности в активной зоне. Это нежелательное явление обычно устраняется путем размещения в соответствующих участках активной зоны регулирующих соединений, которые извлекаются по мере нарастания активности и изменения распределения мощности в активной зоне.
Изобретение применяется независимо от всех типов реакторов.
Формула изобретения: 1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из плотно прилегающих друг к другу топливных сборок, расположенных в соответствии с равномерной решеткой, внутри которых расположены по меньшей мере частично элементы, содержащие ядерное топливо, и по меньшей мере некоторые из топливных сборок содержат замедлитель, отличающийся тем, что замедлитель выбирают из группы, состоящей из B114C и природного B4C, обедненного B10.
2. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что внутрь некоторых топливных сборок введены отдельные игольчатые элементы, содержащие замедлитель.
3. Реактор по п.1, отличающийся тем, что материал замедлителя смешивается с другим материалом, который уже присутствует в топливных сборках.
4. Реактор по п.2 или 3, отличающийся тем, что ядерное топливо, которое выбирают из группы, включающей смешанные оксиды и нитриды по меньшей мере одного актинида, содержит низшие актиниды.
5. Реактор по п.2 или 3, отличающийся тем, что ядерное топливо, относящееся к группе, включающей смешанные оксиды и нитриды по меньшей мере актинида, не содержит низших актинидов.
6. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, активная зона которого состоит из плотно прилегающих друг к другу топливных сборок, расположенных в соответствии с равномерной решеткой, внутри которых расположены по меньшей мере частично элементы, содержащие ядерное топливо, и по меньшей мере некоторые из топливных сборок содержат замедлитель, отличающийся тем, что замедлитель выбран из группы, состоящей из B114C и природного B4C, обедненного B10, причем соединения мишени, содержащие радиоактивные продукты деления и замедлитель, размещены в реакторе.