Способ управления реактивностью быстрого гомогенного ядерного реактора

 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам управления реактивностью быстрых гомогенных ядерных реакторов. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности гомогенных ядерных реакторов, увеличение надежности, экономичности и быстродействия системы управления и защиты этих реакторов. В ядерных реакторах дополнительно с поглощающими стержнями реактивность регулируют тем, что прокачивают топливо через активную зону со скоростью не более 0,2 м/с и при скачкообразном росте реактивности доводят давление расплавленного топлива до величины, при которой соблюдается условие Тплт < Ткипте < Твыхт, где Тплт - температура плавления топлива, К; Ткипте - температура кипения теплоносителя, К; Твыхт - температура топлива на выходе из активной зоны, К, переводят не менее 0,01(P/P0)(N/N)% находящегося в расплавленном топливе теплоносителя в пар, где P - давление кипения теплоносителя, бар; P0 -давление, равное 1 бар; N - превышение тепловой мощности над стационарной, MВт; N - стационарная тепловая мощность, MВт, и образовавшимся паром через перфорацию в днище активной зоны вытесняют часть расплавленного топлива из активной зоны. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам управления реактивностью быстрых гомогенных ядерных реакторов.

Известен способ управления реактивностью быстрого гомогенного ядерного реактора, заключающийся в том, что гранулированное уран-плутониевое ядерное топливо с жидкометаллическим теплоносителем подают в активную зону контейнерного типа, расплавляют в ней, выводят часть расплавленного топлива через перфорированное днище контейнера активной зоны, гранулируют топливо и снова направляют его в активную зону (см. патент РФ N 2031455, кл. G 21 C 1/00, 3/42, 1890).

Для регулирования реактивности в указанном реакторе используют широко известную систему управления и защиты (СУЗ) с поглощающими стержнями. В активной зоне с гранулированным (насыпным) топливом такая СУЗ без внесения конструктивных изменений в исполнительную систему и поглощающие стержни практически неработоспособна. Однако в материалах отмеченного патента о каких-либо усовершенствованиях не упоминается.

Наиболее близким по своей технической сущности к предложенному способу является способ управления реактивностью быстрого гомогенного ядерного реактора, заключающийся в том, что гранулированное уран-плутониевое ядерное топливо с жидкометаллическим теплоносителем подают в активную зону контейнерного типа, расплавляют в ней, выводят часть расплавленного топлива через перфорированное днище контейнера активной зоны, гранулируют топливо в бассейне с натрием, соединенным с активной зоной каналом, заполненным нейтральным газом, и снова направляют его в активную зону, а при изменении реактивности перемещают поглощающие стержни в установленных в активной зоне трубах (см. патент РФ N 2122750, кл. G 21 C 1/00, 3/42, 1997).

Размещение труб для перемещения поглощающих стержней в активной зоне и ведет к непроизводительному расходу нейтронов. Кроме того, данная СУЗ недостаточно быстродействующая, громоздкая и ненадежная.

Увеличение мощности вследствие внутренне присущих быстрым гомогенным ядерным реакторам нейтронно-физических свойств вызывает увеличение температуры топлива в активной зоне и ввод отрицательной реактивности. Однако в быстрых гомогенных ядерных реакторах с гранулированным топливом увеличение температуры топлива ведет также к тому, что происходит дополнительное плавление части гранул топлива, отношение массы расплавленного топлива к гранулированному в активной зоне увеличивается и начинает расти положительный плотностной коэффициент реактивности. Положительный плотностной коэффициент реактивности может оказаться больше отрицательного температурного коэффициента реактивности, в результате чего суммирующая величина этих коэффициентов будет положительной, и реактор начнет "разгоняться".

Предлагаемое изобретение направлено на повышение безопасности гомогенного ядерного реактора, увеличение надежности, экономичности и быстродействия системы управления и защиты.

Технический результат, достигаемый при использовании данного изобретения, заключается в снижении средней плотности топлива в активной зоне при скачкообразном росте мощности и увеличении скорости ввода отрицательной реактивности, а также - в упрощении системы управления и защиты.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе управления реактивностью быстрого гомогенного ядерного реактора, заключающемся в том, что гранулированное уран-плутониевое ядерное топливо с жидкометаллическим теплоносителем подают в активную зону контейнерного типа, расплавляют в ней, выводят часть расплавленного топлива через перфорированное днище контейнера активной зоны, гранулируют топливо в бассейне с натрием, соединенным с активной зоной каналом, заполненным нейтральным газом, и перемещением поглощающих стержней в установленных в активной зоне трубах регулируют реактивность, дополнительно для изменения реактивности топливо через активную зону прокачивают со скоростью не более 0,2 м/с и при скачкообразном росте реактивности доводят давление расплавленного топлива до величины, при которой соблюдается условие Тплт < Ткипте < Твыхт, где Тплт - температура плавления топлива, К; Ткипте - температура кипения теплоносителя, К; Твыхт - температура топлива на выходе из активной зоны, К, переводят не менее 0,01(P/P0)(N/N)% находящегося в расплавленном топливе теплоносителя в пар, где P - давление кипения теплоносителя, бар; P0 - давление, равное 1 бap;
N - превышение тепловой мощности над стационарной, МВт;
N - стационарная тепловая мощность, МВт,
и образовавшимся паром через перфорацию в днище активной зоны вытесняют часть расплавленного топлива из активной зоны.

Сущность изобретения поясняется при помощи теплогидравлической схемы быстрого гомогенного ядерного реактора, представленной на чертеже.

Быстрый гомогенный ядерный реактор содержит активную зону 1, расположенную в контейнере 2. Над контейнером 2 активной зоны 1 установлено устройство 3 для подачи гранулированного топлива и части жидкометаллического теплоносителя из циркуляционного контура (на чертеже не показан) в активную зону 1. В днище 4 контейнера 2 выполнены отверстия 5 и под ним расположена газовая камера 6 с нейтральным газом, например аргоном, заканчивающаяся бассейном 7 с натрием. Бассейн 7 соединен через контур циркуляции с устройством 3. В контейнере 2 расположены трубы 8, в которых могут перемещаться поглощающие стержни 9 системы управления и защиты.

Быстрый гомогенный ядерный реактор работает следующим образом.

Из устройства 3 в активную зону 1 подают гранулированное уран-плутониевое топливо. Вместе с топливом из устройства 3 в активную зону поступает и жидкометалличеcкий теплоноситель. В контейнере 2 в активной зоне 1 гранулы топлива под действием силы тяжести начинают опускаться вниз, а основная часть жидкометаллического теплоносителя (удельный вес уран-плутониевого топлива, примерно, в двадцать раз больше удельного веса натриевого теплоносителя) поднимается вверх и отводится в циркуляционный контур. В то же время меньшая часть теплоносителя "захватывается" топливом и движется вместе с ним вниз. Первоначальное расплавление топлива обеспечивают, например, путем извлечения поглощающих стержней 9 системы управления и защиты из труб 8, расположенных в активной зоне 1, и вводом в нее пусковой сборки (на чертеже не показана). В нижней части контейнера 2, составляющей примерно треть объема контейнера 2, где все топливо находится в расплавленном состоянии, количество теплоносителя резко сокращается. Однако и такое его количество может оказаться чрезмерным и отрицательно повлиять на нейтронно-физические характеристики реактора. Чтобы избежать этой ситуации, скорость расплавленного топлива в этой части активной зоны 1 поддерживают не более 0,2 м/с. При такой скорости топлива объемная доля "захваченного" топливом теплоносителя не превышает 0,04 (4%).

При более высокой скорости расплавленного топлива начинается повышенный захват теплоносителя. Увеличение объемной доли теплоносителя ведет к снижению плотности топлива, что, в свою очередь, ведет к росту непроизводительных потерь нейтронов. Для того чтобы компенсировать эти потери, необходимо увеличивать содержание плутония в топливе. Расчеты показали, что для компенсации потерь нейтронов, например, при увеличении объемной доли теплоносителя до 0,05, необходимо увеличить массовое содержание плутония в топливе на 0,5%, что неприемлемо с экономической точки зрения. Кроме того, т.к. в процессе эксплуатации реактора могут иметь место относительные колебания объемной доли теплоносителя, то при значениях этой доли больше 0,04 необходимо предусматривать возможность компенсации избыточной реактивности и создавать дополнительные средства регулирования и защиты.

Расплавленное в активной зоне 1 топливо через отверстия 5 в днище 4 контейнера 2 вытекает тонкими струями в газовую камеру 6, заполненную нейтральным газом, где под действием силы тяжести струи топлива разрываются на капли. Капли расплавленного топлива падают в бассейн 7 и нагревают натрий. Из бассейна 7 гранулы топлива потоком натрия по циркуляционному контуру подают в устройство 3 для ввода топлива в активную зону 1.

Регулирование реактивности при плавном изменении мощности осуществляют перемещением поглощающих стержней 9 СУЗ в трубах 8.

При скачкообразном всплеске мощности в активной зоне 2 происходит увеличение слоя с расплавленным топливом, что ведет к увеличению средней плотности топлива в активной зоне 2 и, соответственно, - к вводу положительной реактивности, которая вызывает дальнейший рост мощности. Чтобы быстро подавить рост реактивности, изменяют давление расплавленного топлива до величины, при которой соблюдается условие
Тплт < Ткипте < Твыхт,
где Тплт - температура плавления топлива, К;
Ткипте - температура кипения теплоносителя, К;
Твыхт - температура топлива на выходе из активной зоны, К,
и переводят в пар не менее
0,01(P/P0)(N/N)%,
где P - давление кипения теплоносителя, бар;
P0 - давление, равное 1 бар;
N - превышение тепловой мощности над стационарной, МВт;
N - стационарная тепловая мощность, МВт, находящегося в расплавленном топливе теплоносителя.

Ограничения, накладываемые на температуру кипения теплоносителя, вызваны необходимостью обеспечения вскипания только теплоносителя, "захваченного" расплавленным топливом, поскольку, как показали исследования, закипание даже части "захваченного" расплавленным топливом теплоносителя достаточно для экстренного вытеснения топлива ив активной зоны и введения отрицательного плотностного коэффициента реактивности, и при этом давление в активной зоне существенно не увеличивается.

Таким образом, предлагаемый способ управления реактивностью позволяет обеспечить практически мгновенный ввод отрицательной реактивности. При этом указанный способ является простым, надежным и экономичным.


Формула изобретения

Способ управления реактивностью быстрого гомогенного ядерного реактора, заключающийся в том, что гранулированное уран-плутониевое ядерное топливо с жидкометаллическим теплоносителем подают в активную зону контейнерного типа, расплавляют в ней, выводят часть расплавленного топлива через перфорированное днище контейнера активной зоны и гранулируют топливо в бассейне с натрием, соединенным с активной зоной каналом, заполненным нейтральным газом, и перемещением поглощающих стержней в установленных в активной зоне трубах регулируют реактивность, отличающийся тем, что дополнительно для изменения реактивности топливо через активную зону прокачивают со скоростью не более 0,2 м/с и при скачкообразном росте реактивности доводят давление расплавленного топлива до величины, при которой соблюдается условие
Тпл.т < Ткип.те < Твых.т,
где Тпл.т - температура плавления топлива, К;
Ткип.те - температура кипения теплоносителя, К;
Твых.т - температура топлива на выходе из активной зоны, К,
переводят не менее
0,01(P/P0)(N/N)%
находящегося в расплавленном топливе теплоносителя в пар,
где Р - давление кипения теплоносителя, бар;
Р0 - давление, равное 1 бар;
N - превышение тепловой мощности над стационарной, МВт;
N - стационарная тепловая мощность, МВт,
и образовавшимся паром через перфорацию в днище активной зоны вытесняют часть расплавленного топлива из активной зоны.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, может быть использовано для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования, позволяет значительно повысить надежность и эффективность срабатывания устройства, а это увеличивает безопасность эксплуатации и ресурс работы оборудования
Изобретение относится к порошковой металлургии и может быть использовано для изготовления вкладышей из карбида бора для работы в качестве поглотителей нейтронов в стержнях СУЗ атомных реакторов, например в реакторах БОР-60 и БН-600

Изобретение относится к атомному машиностроению и может использоваться для перемещения регулирующих стержней ядерных реакторов

Изобретение относится к способам передачи данных и системам для их осуществления, а более точно - к способам и системам сбора и обработки сигналов в системе внутриреакторного контроля активной зоны ядерного реактора

Изобретение относится к способу управления реактивностью нейтронной цепной реакции в ядерных реакторах, а также к устройству для его осуществления

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим нейтроны материалам на основе редкоземельных элементов и может быть использовано в стержнях регулирования водоохлаждаемых реакторов

Изобретение относится к системе (1) для управления управляющими стержнями, которые являются вводимыми в активную зону реактора и выводимыми из активной зоны реактора атомной энергетической установки, с устройством выбора (3), устройством контроля (4) и устройством управления стержнями (5)

Изобретение относится к системе (1) для управления управляющими стержнями, которые являются вводимыми в активную зону реактора и выводимыми из активной зоны реактора атомной энергетической установки, с устройством выбора (3), устройством контроля (4) и устройством управления стержнями (5)

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, может быть использовано для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования, позволяет значительно повысить надежность и эффективность срабатывания устройства, а это увеличивает безопасность эксплуатации и ресурс работы оборудования

Изобретение относится к ядерным реакторам на бытовых нейтронах интегрального типа

Изобретение относится к ядерным реакторам на бытовых нейтронах интегрального типа

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения энергии, выделяющейся при реакциях синтеза, протекающих в реакторе

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

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам управления реактивностью быстрых гомогенных ядерных реакторов

Наверх