Регулирующий стержень ядерного реактора
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты, может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержень или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности. Регулирующий стержень содержит поглощающий нейтроны материал, включающий бор и расположенный в оболочке между наконечником и головкой. Оболочка выполнена из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%. В результате возможно получение технических результатов, заключающихся в том, что повышается физическая эффективность регулирующего стержня, снижается газовыделение и уменьшаются затраты на изготовление. 1 н. и 3 з.п. ф-лы, 3 ил.
Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов, особенно реакторов ВВЭР-1000 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.
Уровень техники
Нормальная и безопасная эксплуатация ядерного реактора обеспечивается поддержанием реактивности на необходимом уровне во время пуска, останова, переходных процессов, а также резкого снижения реактивности при останове реактора. Для этого реактор оснащается регулирующими стержнями различного исполнения, соединенными с приводом, перемещающим их по высоте активной зоны для изменения в требуемых пределах реактивности.
Особенностью водоохлаждаемых ядерных реакторов является то, что в связи с достаточно значительным временем эксплуатации ядерного топлива без перегрузки и высокой энергонапряженностью избыточная реактивность в них в расчете на выгорание топлива сравнительно велика. Кроме того, в таких реакторах значительны температурный и мощностной эффекты. Все это в конечном итоге приводит к тому, что в активной зоне корпусного водоохлаждаемого реактора в начале компании может содержаться до нескольких десятков критических масс, для компенсации которых требуется значительная суммарная эффективность всех органов СУЗ, что создает проблему размещения механической системы регулирования.
Запас реактивности на выгорание топлива в современных водоохлаждаемых реакторах, в частности на ВВЭР-1000 компенсируется борной кислотой, растворенной в теплоносителе первого контура, которая постепенно выводится в ходе выгорания топливных загрузок. Рабочая группа органов регулирования (приблизительно 10% от общего количества) при этом находится в полупогруженном состоянии. Остальные органы регулирования (около 90% от общего количества) выведены из зоны и находятся в режиме аварийной защиты (A3). В этом режиме работы нижняя часть поглощающих элементов фактически находится в зоне верхнего отражателя и интенсивно выгорает. Указанная специфика использования поглощающих элементов в водоохлаждаемых реакторах приводит к существенной неравномерности выгорания поглотителя в органах регулирования по их длине в зависимости от положения относительно активной зоны.
По этой причине при разработке и совершенствовании поглощающих элементов для данного типа реакторов большое внимание уделяется выбору нейтронопоглощающих материалов и композиций. Тем более, что с течением времени при работе реактора, часть органов регулирования поднимают из активной зоны, изменяют функциональное назначение другой части органов регулирования, а органы регулирования, подвешенные над активной зоной, могут быть введены в нее по различным причинам. Поэтому при конструировании регулирующих стержней следует учитывать характеристики стержней при различных режимах эксплуатации реактора, в частности для обеспечения необходимого профиля поглощающей способности и при функционировании стержня в режиме аварийной защиты.
Получение требуемого профиля поглощательной способности по длине стержня реализуется различными конструктивными решениями. Например, за счет установки в нижней части стержня между таблетками из карбида бора таблеток из материала, поглощающего нейтроны в меньшей степени двуокись циркония (US 4624827, G 21 С 7/10, 1986).
Необходимое уменьшение поглощающей способности в нижней части стержня можно обеспечить уменьшением диаметра таблеток сверху вниз с одновременным уменьшением концентрации поглощающего материала карбида бора (FR 2570214, G 21 С 7/10, 1986).
Известен также стержень, имеющий три секции, верхняя из которых имеет наибольшее сечение поглощения и выполнена из карбида бора, в нижней секции размещен поглотитель с меньшим сечением поглощения, чем в верхней секции, а между ними расположена средняя секция, материал которой практически не поглощает нейтроны (US 4062725, G 21 С 7/10, 1977) В данной конструкции также реализуется заданная поглощающая способность по длине стержня.
Размещение в нижней части стержня, вдвигаемой в активную зону первой, сплава серебра (Ag-In-Cd), имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию, позволяет существенно снизить распухание карбида бора и газовыделение за счет экранирующего воздействия на карбид бора путем вывода его из областей с высокими потоками нейтронов при расположении стержня во время эксплуатации в верхней части активной зоны или над ней (US 4699756, G 21 С 7/10, 1985).
Однако во время кампании реактора в процессе облучения происходит изменение эффективности поглощения нейтронов сплавом серебра, что приводит к изменению его экранирующего воздействия на карбид бора и, как следствие, к изменению характеристик стержня в течение его эксплуатации, в частности к изменению суммарного физического веса стержня.
Причем в зависимости от флюенса эффективность поглощения нейтронов сплавом Ag-In-Cd меняется по нелинейному закону, что практически исключает возможность точного расчета эффективности всего стержня в целом от времени пребывания в различных участках активной зоны и над ней. При этом затрудняется прогнозирование срока службы стержней, а также усложняется создание систем перемещения стержней (устройств контроля, приводов и пр.), т.к. имеет место непредсказуемое неравномерное выгорание двух частей стержня.
Известен также регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащий оболочку, внутри которой расположен столб поглотителя нейтронов, выполненный по длине L из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал на основе диспрозия (Чернышев В.М., Ряховских В.И. и др. Усовершенствованные поглощающие стержни реактора ВВЭР-1000. Доклад на семинаре "VVER Fuel Reliability and Flexibility". Чехия, г.Ржеж, 17-22 июня 1996 г.).
Выбор в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, γ) реакцию, соединений диспрозия приводит к стабилизации параметров стержня, поскольку данные соединения диспрозия, во-первых, незначительно изменяют эффективность поглощения нейтронов в процессе облучения, а во-вторых, закон изменения эффективности поглощения нейтронов имеет ярко выраженный линейный характер. Достаточно надежная экранировка карбида бора от распухания обеспечивается при длине части, занимаемой материалом на основе диспрозия не менее 2% от всей длины столба поглотителя нейтронов.
Кроме того, наличие в части столба материала на основе диспрозия значительно повышает суммарную массу стержня, т.к. плотность диспрозия более чем в четыре раза выше плотности карбида бора. Увеличение массы стержня повышает скорость введения стержня в активную зону в режиме аварийной защиты при его свободном падении, что оказывает положительное влияние на безопасность реактора.
Тем не менее, значительная длина части столба поглотителя нейтронов, занимаемой материалом на основе диспрозия, составляющая в известном устройстве более 2% от общей длины столба, снижает эффективность стержня в целом, т.к. существенно уменьшается количество карбида бора, обладающего большей по сравнению с диспрозием поглощательной способностью, что оказывает негативное воздействие на характеристики органа регулирования.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к настоящему изобретению является регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий оболочку, наконечник, головку и поглощающий нейтроны материал, включающий бор, расположенный в оболочке между наконечником и головкой (RU 2077743, G 21 С 7/10, 1997). В известном устройстве столб поглощающего нейтроны материала выполнен по высоте из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, α) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена из материала, включающего гафний, в виде жесткой продольной конструкции, длина которой составляет (5÷30)% от длины столба поглотителя нейтронов.
Все вышеописанные конструкции предполагают применение в верхней части стержня карбида бора или материала, включающего бор-10, которые являются хорошим поглотителем нейтронов, что существенно при функционировании стержня в режиме аварийной защиты. Однако при поглощении карбидом бора нейтронов по реакции (n, α) происходит его распухание и интенсивное газовыделение, что снижает ресурс органов регулирования и требует конструктивных и технологических усовершенствований регулирующих стержней.
Кроме того, во всех известных конструкциях органов регулирования оболочка выполнена из стали или хромоникелевого сплава.
Раскрытие изобретения
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание регулирующего стержня ядерного реактора, обладающего улучшенными характеристикам.
В результате решения данной задачи возможно получение технических результатов, заключающихся в том, что повышается физическая эффективность регулирующего стержня, снижается газовыделение, обеспечивается целостность конструкции, повышается надежность и безопасность при проектных и запроектных авариях и уменьшаются затраты на изготовление.
Данные технические результаты достигаются тем, что в регулирующем стержне ядерного реактора, содержащем оболочку, наконечник, головку, и поглощающий нейтроны материал, включающий бор, расположенный в оболочке между наконечником и головкой, оболочка выполнена из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%.
Отличительная особенность настоящего изобретения состоит в том, что оболочка регулирующего стержня выполнена из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%. В результате повышается физическая эффективность регулирующего стержня за счет увеличения поглощающих свойств оболочки, экранируется от действия нейтронного потока поглощающий нейтроны материал, содержащий бор, что приводит к уменьшению газовыделения, имеет место удешевление конструкции за счет использования в качестве материала оболочки более дешевого сплава.
Выбор содержания гафния в циркониевом сплаве обусловлен следующим. При содержании гафния менее 3%, поглощающая способность циркониевого сплава сопоставима с аналогичной характеристикой для сталей и хромоникелевых сплавов. Если содержание гафния превышает 35 мас.%, изменяются структурные, технологические свойства сплава и ухудшается совместимость с материалом канала на основе циркония.
Целесообразно в качестве поглощающего нейтроны материала использовать карбид бора.
Предпочтительно, стержень дополнительно содержит поглощающий нейтроны материал из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%, расположенный в части оболочки, примыкающей к наконечнику.
Предпочтительно наконечник выполнить из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%.
Перечень фигур чертежей
На фиг.1 приведен общий вид регулирующего стержня ядерного реактора, на фиг.2 приведен вариант выполнения регулирующего стержня ядерного реактора, на фиг.3 приведен другой вариант выполнения регулирующего стержня ядерного реактора.
Осуществление изобретения
Регулирующий стержень 1 ядерного реактора содержит поглощающий нейтроны материал 2, включающий бор. Поглощающий нейтроны материал 2 расположен в оболочке 3 между наконечником 4 и головкой 5. Оболочка 3 выполнена из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%, например из сплава Zircadyn 702 или из сплава Zircadyn 704, или из сплава Zircadyn 705, которые используются в химическом машиностроении для работы в различных агрессивных средах. В качестве поглощающего нейтроны материала 2 использован карбид бора (В4С). Поглощающий нейтроны материал 2 в виде порошка размещен в оболочке 3 и виброуплотнен или размещен в оболочке 3 в виде таблеток 6. Стержень может содержать дополнительный поглощающий нейтроны материал в виде стержня 7 (фиг.2) из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%, расположенный в части оболочки 3, примыкающей к наконечнику 4. Наконечник 4 (фиг.3) также может быть выполнен из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%. При таком выполнении наконечника он соединен с оболочкой 3 посредством сварки.
Между головкой 5 и поглощающим нейтроны материалом 2 может быть предусмотрена полость 9 для сбора газов. При размещении стержня 7 внутри оболочки 3 предпочтительно предусмотреть радиальный зазор между ним и внутренней поверхностью оболочки 3. Для исключения попадания порошка карбида бора в полость 9 установлена пробка 10 из никеля.
Конструктивно описываемые элементы устройства могут быть выполнены любым известным образом, учитывающим арсенал имеющихся средств.
Регулирующий стержень функционирует следующим образом. В зависимости от условий эксплуатации и необходимого поддержания уровня мощности стержень 1 может быть расположен в различных положениях относительно активной зоны. При расположении стержня над активной зоной или при частичном введении его в активную зону часть поглощающего нейтроны материала не имеет значительной неравномерности выгорания и мало подвержена негативному воздействию нейтронов, заключающемуся в ее распухании и газовыделении. Однако во время эксплуатации всегда имеет место пусть незначительное, но неравномерное распухание карбида бора по сечению и длине за счет невозможности обеспечения одинаковых условий взаимодействия карбида бора с потоком нейтронов. В результате появляются деформации, обусловленные напряжениями, возникающими вследствие неоднородных формоизменений карбида бора. Под действием таких напряжений оболочка 3 может значительно искривляться в различных направлениях. Особенно данный эффект проявляется при существенном превышении длины стержня в целом по сравнению с его диаметром, что имеет место в реальных конструкциях стержней регулирования. Наличие оболочки, выполненной из сплава циркония с гафнием, существенно уменьшает такие негативные факторы.
Стержень 1 может использоваться автономно и иметь индивидуальный привод перемещения. Набор стержней может быть объединен в сборку (кластер) с общим приводом. Стержни могут быть установлены в тепловыделяющую сборку вместо твэлов.
Изготовление регулирующего стержня в соответствии с настоящим изобретением осуществляется посредством любых известных технологий и оборудования и не требует создания оригинального специального инструмента.
1. Регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий оболочку, наконечник, головку и поглощающий нейтроны материал, включающий бор, расположенный в оболочке между наконечником и головкой, отличающийся тем, что оболочка выполнена из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%.
2. Стержень по п.1, отличающийся тем, что в качестве поглощающего нейтроны материала использован карбид бора.
3. Стержень по п.1 или 2, отличающийся тем, что содержит дополнительный поглощающий нейтроны материал из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%, расположенный в полости оболочки, примыкающей к наконечнику.
4. Стержень по п.1 или 2, отличающийся тем, что наконечник выполнен из циркониевого сплава, включающего гафний в количестве 3÷35 мас.%.
