Канал для циклирования нагрузки твэлов

 

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке твэлов реакторов и обосновании их работоспособности в условиях циклических нагрузок. Канал для циклирования нагрузки твэлов содержит тепловыделяющую сборку (ТВС) с твэлами, поглотитель нейтронов, при этом по оси канала стационарно размещены два поглотителя нейтронов, имеющих внутреннюю полость, отстоящих друг от друга на расстоянии, не превышающем половины длины твэлов, а подвижная ТВС по перемещению ограничена двумя положениями, при которых в одном случае в верхнем поглотителе размещена одна, а в другом случае в нижнем поглотителе размещена вторая половина твэлов. Технический результат - изобретение позволяет проводить экспериментальное циклирование нагрузки твэлов при неизменной реактивности реактора и неизменном пространственном распределении потока нейтронов в нем. 2 ил. , 4 табл.

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

Современные энергетические реакторы работают в основном в стационарном (базовом) режиме, а пики нагрузок в электрических системах отрабатываются тепловыми станциями, сжигающими органическое топливо.

Работа современных АЭС в базовом режиме обусловлена еще недостаточным ресурсом твэлов при их работе в режиме циклического изменения мощности.

Поэтому является актуальной задача о разработке твэлов, обладающих большим ресурсом работы в режиме циклического изменения мощности.

При этом является важным проведение исследований по работоспособности твэлов в таком режиме, которые осуществляются обычно на исследовательских реакторах в специальных каналах.

Известны конструкции исследовательских каналов, в которых мощность ТВС изменяется путем введения в канал подвижных поглотителей, перемещаемых вдоль оси канала, или введением в канал раствора с поглотителем /1/.

Периодическое возвратное перемещение вдоль оси канала поглотителя, размещенного в нем, обеспечивает циклическое изменение мощности твэлов в ТВС.

Однако перемещение поглотителя по высоте активной зоны приводит к изменению реактивности и деформации нейтронного поля в реакторе.

Изменение реактивности выводит реактор из стационарного критического состояния, что требует одновременной отработки штатной системы СУЗ для своевременного возврата реактора в критическое состояние.

Такое ужесточение условий работы СУЗ исследовательского реактора снижает его безопасность.

Кроме того, изменение формы поля нейтронов в реакторе ухудшает условия проведения других экспериментов в остальной части активной зоны.

Решаемая техническая задача состояла в создании канала для циклирования нагрузки твэлов без изменения реактивности и деформации нейтронного поля реактора.

Сущность изобретения состоит в том, что предлагается конструкция исследовательского канала, в котором по оси канала стационарно размещены два поглотителя нейтронов, имеющих внутреннюю полость, отстоящих друг от друга на расстоянии, не превышающем половины длины твэлов, а подвижная ТВС по перемещению ограничена двумя положениями, при которых в верхнем поглотителе размещена одна, а в нижнем поглотителе -вторая половина твэлов.

Работа канала иллюстрируется чертежами. На них в корпусе канала (1) расположена ТВС с твэлами (2), которая перемещается штоком (3), связанным с приводом.

Верхний поглотитель (4) и нижний поглотитель (5) имеют внутреннюю полость, в которую вводится ТВС.

На фиг. 1 изображено состояние канала (1), в котором ТВС (2) находится в нижнем положении. При этом нижняя половина длины твэлов расположена в нижнем поглотителе (5), а верхняя половина длины твэлов расположена в пространстве между поглотителями (4,5).

В этом положении ТВС (2) нижняя половина твэлов находится во внутренней полости нижнего поглотителя (5).

Поглотитель (5) экранирует твэлы от внешнего нейтронного потока нейтронов и существенно снижает мощность в нижней части твэлов ТВС. В то же время верхняя половина длины твэлов расположена в пространстве между поглотителями (4,5). Эта часть твэлов облучается внешним потоком нейтронов. В ней генерируется максимальная мощность.

Следовательно, в этом положении ТВС верхняя половина твэлов генерирует максимальную мощность, а нижняя половина твэлов, заэкранированная поглотителем, имеет минимальную мощность.

Перемещение ТВС в верхнее положение (фиг. 2) приводит к противоположной ситуации. В этом случае верхняя половина длины твэлов заэкранирована верхним поглотителем (4), в ней генерируется минимальная мощность.

Нижняя половина длины твэлов в этом случае будет генерировать максимальную мощность.

Таким образом, путем перемещения ТВС из нижнего положения в верхнее положение меняется мощность в верхней и нижней частях твэлов от максимальной до минимальной для верхней части твэлов и от минимальной до максимальной для нижней части.

Перемещение ТВС в исходное нижнее положение соответственно возвращает в исходное положение распределение мощности по высоте твэлов. Так реализуется один цикл изменения мощности в ТВС.

При симметричном нейтронном поле по высоте активной зоны в интервале перемещения ТВС оба высотных участка твэлов будут проявлять себя одинаково.

Следовательно, циклическое перемещение ТВС по высоте не будет вызывать изменения реактивности и изменения распределения нейтронного потока по высоте активной зоны.

Перемещение ТВС в рассматриваемом варианте конструкции осуществляется путем связи с поршнем, размещенным в верхней части канала в цилиндре, к которому с двух сторон подведены трубопроводы, подающие воду для перемещения поршня.

Эти трубопроводы, как и трубопроводы, обеспечивающие охлаждение ТВС и поглощающих цилиндров, выводятся через верхнюю головку канала.

Эти трубопроводы направляются к специальному оборудованию, размещенному вне реактора, с помощью которого осуществляется управление работой канала и контроль за уровнем температуры внутри канала. Для этой цели внутри канала установлен ряд термопар.

Временной график циклирования мощности участков твэлов зависит от графика перемещения ТВС по испытательному участку ТВС.

Вариантные расчеты реактора AM Первой АЭС с подобным исследовательским каналом показали на неизменность реактивности и неизменность формы поля тепловыделения в соседних ТВС при циклировании мощности испытуемых твэлов.

В расчетах в качестве поглотителя нейтронов рассматривался листовой кадмий, свернутый в цилиндр и очехлованный сталью. Возможно использование и других поглотителей, в частности бористой стали.

Активная зона реактора AM Первой АЭС имеет высоту 170 см. Это ограничивало максимальную длину испытуемых твэлов. В рассматриваемой конструкции длина участка между поглотителями примерно равна длине поглотителей. Поэтому для реактора AM максимальное расстояние между поглотителями составляет примерно 50 см.

В расчетах варьировалось расстояние между поглотителями и толщина слоя кадмия. Для варианта с Cd= 1мм и при расстоянии между поглотителями l= 30 см данные для мощности экспериментальной ТВС приведены в табл. 1.

Экспериментальная ТВС имела три стержневых твэла, в поперечном сечении характерных для реактора ВВЭР-1000.

Из таблицы видно, что в обоих положениях ТВС ее полная мощность и мощности ее частей остаются одинаковыми. Кроме того видно, что экран с толщиной кадмиевого слоя Cd= 1мм снижает тепловыделение более чем в три раза. Это означает, что при перемещении ТВС мощность двух участков твэлов изменяется примерно в три раза. На свободном участке твэлов мощность составляет 13,2 кВт, а мощность участка, размещенного внутри экрана, равна 4,2 кВт.

В процессе работы экспериментального канала будет происходить выгорание урана в исследуемых твэлах и выгорание поглотителя в цилиндрических экранах.

Результаты расчета приведены в табл. 2 и 3.

Следовательно, в процессе работы мощность экспериментального канала меняется мало.

Основным поглотителем нейтронов в природном кадмии является изотоп кадмий-113. Именно он наиболее заметно выгорает в процессе работы канала. В табл. 3 приведены относительные значения, характеризующие выгорание кадмия-113. Они показывают, что за время работы канала в течение примерно одного года кадмий-113 выгорает на 13%.

Однако экранирующее действие цилиндрических поглотителей снижается меньше. Это обстоятельство иллюстрируется данными табл. 4.

Следовательно, за время испытания Тэф300-400 суток экранирующее действие поглотителей остается практически неизменным.

Наличие двух поглотителей по высоте канала и осевая неравномерность распределения тепловыделения в самом реакторе приводят к некоторой неравномерности тепловыделения на экспериментальном участке твэлов. В рассматриваемом случае неравномерность тепловыделения составляет 6%. Эта величина получена путем деления максимального значения линейной мощности твэла q1= 155,9 Bт/см на среднее значение В серийном реакторе ВВЭР-1000 среднее значение . Следовательно, среднее значение для твэлов в рассмотренном варианте экспериментального канала является близким среднему значению в реакторе ВВЭР-1000.

Таким образом, рассматриваемый канал обеспечивает возможность проведения испытания твэлов, в частности, твэлов реактора ВВЭР-1000 в режиме циклирования их мощности. При этом обеспечивается стабильность реактора-испытателя путем сохранения неизменным его критического состояния при перемещении экспериментальной ТВС по высоте канала и сохранения пространственного распределения потока нейтронов в нем.

Источники информации 1. Г. А. Бать и др. "Исследовательские ядерные реакторы". М. : Атомиздат, 1972г. , с. 88.

Формула изобретения

Канал для циклирования нагрузки твэлов, содержащий тепловыделяющую сборку (ТВС) с твэлами, поглотитель нейтронов, отличающийся тем, что по оси канала стационарно размещены два поглотителя нейтронов, имеющих внутреннюю полость, отстоящих друг от друга на расстоянии, не превышающем половины длины твэлов, а подвижная ТВС по перемещению ограничена двумя положениями, при которых в одном положении в верхнем поглотителе размещена одна, а в другом положении в нижнем поглотителе размещена вторая половина твэлов.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5



 

Похожие патенты:

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 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 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, 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 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 области ядерной энергетики, в частности к устройствам управления и защиты ядерных реакторов

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива

Изобретение относится к исследовательским импульсным ядерным реакторам на тепловых нейтронах

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты

Изобретение относится к ядерным реакторам деления на бегущей волне. Изобретение характеризует систему для управления реактивностью, способ для управления реактивностью в реакторе и программируемое устройство, обеспечивающее определение по меньшей мере двух параметров реактивности и результатов применения регулируемо подвижного стержня. Способ управления включает определение по меньшей мере одного параметра реактивности, сравнение его с целевым параметром, определение результатов применения регулируемо подвижного стержня. Причем это применение стержня определяют как чувствительное к сравнению определенного и целевого параметров реактивности. Технический результат - обеспечение адекватного тонкого регулирования реактивности в ядерном реакторе на бегущей волне. 3 н. и 60 з.п. ф-лы, 162 ил.

Изобретение относится к формированию активной зоны ядерного реактора. Предложена система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе на бегущей волне, содержащая электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы волны горения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления, а также для определения перемещения выбранных нескольких подсборок. При этом перемещение подсборок осуществляют радиально и спирально. Также предложен ядерный реактор, содержащий такую систему. Технический результат - повышение глубины выгорания топлива. 2 н. и 62 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторов на бегущей волне. Способ эксплуатации реактора включает стадию, на которой фронт горения бегущей волны распространяют вдоль первого и второго измерений в нескольких тепловыделяющих подсборках в активной зоне реактора, и стадию, на которой управляемо перемещают эти подсборки вдоль первого направления, что определяет форму фронта горения. При этом управляемое перемещение подсборок вдоль первого измерения производят радиально и спирально. Технический результат - оптимизация режима горения ядерного топлива, повышение уровня его выгорания. 3 н. и 41 з.п. ф-лы, 61 ил.

Изобретение относится у конструкции управляющего стержня ядерного реактора. Между оболочкой и столбиком таблеток из материала-поглотителя нейтронов В4С, по меньшей мере, по высоте этого столбика помещают промежуточную прокладку (3) из материала, прозрачного для нейтронов, в виде структуры (3), имеющей повышенную теплопроводность и открытую пористость. При этом структура выполнена с возможностью деформироваться при сжатии по своей толщине. Изобретение касается также соответствующих способов изготовления. Технический результат - предупреждение взаимодействия поглотителя с оболочкой, возможность выхода газообразных продуктов реакций поглощения нейтронов. 7 н. и 14 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4). Активная зона помещается в корпус реактора (5). Модулятор реактивности, охватывающий по всей высоте активную зону, установлен за корпусом реактора (5) коаксиально с ним и состоит из двух частей, подвижной и неподвижной (8). Неподвижная часть модулятора реактивности выполнена из одного отражателя нейтронов. Подвижная часть модулятора реактивности выполнена из металлической цилиндрической оболочки (6) с накладкой из поглотителя нейтронов (7) и содержит вкладыш (1) из делящегося материала высотой на полную высоту активной зоны и на полную толщину металлической цилиндрической оболочки (6) подвижной части модулятора реактивности в азимутальном направлении. Вкладыш чередуется с накладкой из поглотителя нейтронов (7). Подвижная часть модулятора реактивности расположена между корпусом реактора (5) и неподвижной частью модулятора реактивности (8) с зазором по отношению к ним. Технический результат - получение более мощных и коротких импульсов в реакторе. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

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

Наверх