Способ изготовления стержня регулирования ядерного реактора

 

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в производстве органов регулирования ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Технический результат - повышение эффективности использования дорогостоящего обогащенного карбида бора. В способе изготовления стержней выбирают из отработавших стержней блочки карбида бора, выгорание которых менее 2%, дезактивируют и изготавливают новый стержень регулирования из этих и свежих блочков карбида бора, чтобы физическая эффективность собранного таким образом стержня не отличалась от физической эффективности стержня, содержащего только свежие блочки карбида бора, более чем на 0,01%.

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в производстве органов регулирования ядерных реакторов.

Известен способ изготовления стержней регулирования ядерных реакторов, например ВВЭР-1000 [Пономаренко В.Б., Пославский А.О., Чернышев В.М. и др. Органы регулирования и СВП ядерных реакторов ВВЭР-1000 и пути их усовершенствования. / Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 1994, N2(62),3(63), стр.95-113] , включающий получение определенного фракционного состава порошка карбида бора (B4C) с естественным содержанием изотопов 10B и 11B (19,8% и 80,2% соответственно), заполнение этим порошком подготовленной оболочки из нержавеющей стали методом виброуплотнения, обеспечивая среднюю плотность сердечника 1,65-1,7 г/см3, герметизацию оболочки путем приваривания концевых деталей, сборку из полученных таким образом поглощающих элементов стержня регулирования в виде кластера путем закрепления верхних концов поглощающих элементов в количестве 18 шт. к траверсе со специальной концевой деталью для присоединения к приводу реактора, осуществляющему их перемещение в активной зоне.

Этот способ обеспечивает достаточно простой и дешевый технологический процесс изготовления стержней регулирования для реакторов типа ВВЭР-1000. Требуемая эффективность поглощения стержней для таких типов реакторов не требует специальных мер по обогащению карбида бора изотопом 10B, содержание которого определяет поглощающую способность материала сердечника. Плотность сердечника, достигаемая методом виброуплотнения, обеспечивает в нем необходимую концентрацию ядер 10B.

Известен также способ изготовления стержней регулирования ядерного реактора ВВЭР-1000 [Seberstein A. Improvement of operation efficiency for WWER-440 and WWER-1000 from Trigon fuel assembly design features - In: Eurupen WWER Fuels GmbH, Lion, France (WWER reactor fuel performance. Modeling and experimental support), 1995, p. 61-73] , где в качестве поглощающего сердечника в оболочку загружаются блочки с плотностью до 1,9 г/см3 из B4C с естественным содержанием изотопа 10B, полученные методом холодного прессования порошка. Процесс изготовления стержней включает изготовление блочков карбида бора необходимой плотности, загрузку их в подготовленную оболочку, герметизацию оболочки сваркой и окончательную сборку стержня.

Однако эти способы не могут быть использованы для изготовления органов регулирования реакторов на быстрых нейтронах. Используемые в них для изготовления поглощающего сердечника порошок и блочки карбида бора не обеспечивают требуемой эффективности поглощения в спектре быстрых нейтронов по двум основным причинам: - низкое содержание ядер 10B в карбиде бора естественного изотопного состава; - недостаточно высокая плотность сердечника в поглощающих элементах.

Этих недостатков лишен известный способ изготовления органов регулирования для реакторов на быстрых нейтронах [Efremov A.I. et al. Development and improvement of control rods for the BN-350 and BN-600 reactors - Technical committee meeting on "Absorber, control rods and designs of backup reactivity shutdown system for breakeven cores for reducing pustockpiles". Obninsk, Russia, 3-7 July, 1995, IAEA, Vienna, Austria, 1996, р. 19-32], включающий обогащение карбида бора естественного изотопного состава изотопом 10B до его содержания 80-92%, изготовление из него методом горячего прессования блочков с плотностью 2,1-2,2 г/см3, загрузку блочков в подготовленную оболочку поглощающего элемента, герметизацию оболочки путем приваривания концевых деталей, сборку полученных поглощающих элементов в стержень регулирования путем помещения их в чехловую трубу с верхней и нижней удлинительными деталями, обеспечивающими соединение с приводом реактора.

В результате применения этого способа удается получить стержни регулирования с необходимой в спектре быстрых нейтронов эффективностью поглощения за счет высокой концентрации в сердечнике ядер изотопа 10B. Однако в результате использования сложного и дорогостоящего процесса обогащения карбида бора изотопом 10B его стоимость многократно увеличивается. С другой стороны, при эксплуатации стержней регулирования в реакторе, особенно в режиме стержней аварийной защиты, степень выгорания изотопа 10B при поглощении нейтронов в сердечнике невысока и неравномерна по его длине. Наибольшему выгоранию подвергаются блочки карбида бора, расположенные при эксплуатации в самой нижней части поглощающих элементов стержней. Степень выгорания быстро снижается к верху стержня и на длине 150-200 мм (при длине поглощающего сердечника 800-1000 мм) снижается до пренебрежимо малой величины. Одновременно в результате облучения быстрыми нейтронами конструкционные детали стержня - нижняя удлинительная деталь, чехловая труба, оболочки пэлов, теряют исходные механические характеристики, охрупчиваются, распухают, деформируются, что ограничивает ресурс эксплуатации стержней в реакторе. В результате исчерпавшие по указанным причинам ресурс стержни регулирования удаляются из реактора для утилизации и заменяются новыми при среднем выгорании изотопа 10B в сердечнике, не превышающем 1-2% от исходного содержания. Карбид бора с таким выгоранием, как поглощающий нейтроны материал, соответствует всем требованиям, предъявляемым к сердечнику стержней регулирования, и может обеспечить все его функции. Таким образом, недостатком данного способа является низкая эффективность использования заключенного в стержнях регулирования дорогостоящего обогащенного карбида бора.

Для устранения указанного недостатка в способе изготовления стержней регулирования для реакторов на быстрых нейтронах, включающем изготовление блочков из обогащенного карбида бора, изготовление из них поглощающих элементов и сборку стержня регулирования, из отработавших в реакторе назначенный ресурс стержней извлекают блочки обогащенного карбида бора, производят инспекцию технических параметров блочков, отбраковывают разрушенные и изменившие геометрические размеры блочки, измеряют выгорание изотопа 10B и отбраковывают блочки с глубиной выгорания свыше 2%, дезактивируют оставшиеся блочки до остаточной мощности экспозиционной дозы 100 мкр/с на расстоянии 3 см, заполняют ими частично совместно со свежими блочками оболочки поглощающих элементов и собирают из полученных поглощающих элементов стержень регулирования таким образом, чтобы физическая эффективность собранного таким образом стержня не отличалась от физической эффективности стержня, содержащего только свежие блочки карбида бора, более чем на 0,01%.

Ограничение допустимого выгорания изотопа 10B в сердечнике обусловлено необходимостью обеспечения высокой эффективности поглощения нейтронов в спектре реактора на быстрых нейтронах. При выгорании до 2% от исходного содержания изотопа 10B, как было экспериментально определено, эффективность поглощения стержня регулирования практически не изменяется при принятой экспериментальной ошибке измерений 0,01%.

Необходимость дезактивации облученных блочков B4C до установленных уровней по мощности экспозиционной дозы обусловлена требованиями радиационной безопасности при изготовлении, транспортировке и установке стержней в реактор. Определенная экспериментально степень дезактивации до уровня остаточной мощности экспозиционной дозы 100 мкр/с на расстоянии 3 см от сердечника обеспечивает уровень радиоактивности изготовленного стержня регулирования в безопасных пределах.

По предложенному способу к настоящему времени изготовлено пять стержней аварийной защиты для реактора БОР-60 (ГНЦ РФ НИИАР), два из которых успешно отработали назначенный ресурс более 400 эфф.сут. Стоимость этих стержней более чем в три раза ниже стоимости стержней со свежими блочками B4C при одинаковых технических и ресурсных характеристиках. При этом общее время эксплуатации блочков B4C в стержнях регулирования ядерного реактора увеличилось вдвое и, соответственно, увеличилась общая эффективность его использования.

Формула изобретения

Способ изготовления стержня регулирования ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающий изготовление блочков с необходимой ядерной плотностью по изотопу 10В, загрузку блочков в подготовленную оболочку поглощающего элемента, герметизацию оболочки путем приваривания концевых деталей, сборку полученных поглощающих элементов в стержень регулирования, отличающийся тем, что блочки обогащенного карбида бора извлекают из отработавших в реакторе назначенный ресурс стержней, выделяют из них целые и недеформированные, измеряют выгорание изотопа 10В, отбирают блочки с глубиной выгорания до 2%, дезактивируют до остаточной мощности экспозиционной дозы 100 мкр/с на расстоянии 3 см, заполняют ими совместно со свежими оболочки поглощающих элементов и собирают из полученных поглощающих элементов стержень регулирования таким образом, чтобы его физическая эффективность не отличалась от физической эффективности стержня, содержащего только свежие блочки карбида бора, более чем на 0,01%.

MM4A Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины заподдержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 20.01.2011

Дата публикации: 10.12.2011




 

Похожие патенты:

Изобретение относится к оборудованию ядерных энергетических установок и может быть использовано в механизмах управления ядерных реакторов

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Изобретение относится к стержню управления для использования в реакторе на быстрых нейтронах, который использует охладитель на жидком натрии

Изобретение относится к управляющей колонке из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента в соответствии с ограничительной частью 1 формулы изобретения, а также к тепловыделяющему элементу и поглощающему элементу этой управляющей колонки [1]

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства -источников

Изобретение относится к области ядерной энергетики и конкретно касается конструкции привода, управляющего поворотными органами регулирования ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к устройствам ядерной техники и может быть использовано в приводах регулирующих органов систем управления и защиты ядерных реакторов для контроля за положением и перемещением регулирующих органов

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции составной кассеты системы управления мощностью активной зоны энергетического реактора типа ВВЭР-440, и может быть использовано и в других конструкциях, когда необходимо снизить локальное повышенное нейтронное поле

Изобретение относится к управляющему элементу для ядерного реактора, содержащему поглотитель и, по меньшей мере, один внутренний и один внешний патроны для размещения поглотителя

Изобретение относится к поглощающему элементу, предназначенному для использования в управляющем стержне атомного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким металлом

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке твэлов реакторов и обосновании их работоспособности в условиях циклических нагрузок

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при управлении работой ядерного реактора, например реактора с водяным охлаждением с топливными кассетами квадратного или шестигранного сечения

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты ядерных реакторов

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в производстве органов регулирования ядерных реакторов на быстрых нейтронах

Наверх