Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах, содержащем активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, доля изотопа 208Pb в свинцовом отражателе выбрана ≥90%. Технический результат заключается в замедлении цепной реакции деления на мгновенных нейтронах в активной зоне благодаря задержке во времени нейтронов, утекших в свинцовый отражатель, замедлившихся там и в результате диффузии возвратившихся в активную зону. Кроме того, в частном случае с наружной стороны к свинцовому отражателю дополнительно примыкает слой материала-замедлителя нейтронов с малым атомным весом, например, графита. Технический результат заключается в дозамедлении медленных нейтронов при соударении с ядрами материала с малым атомным весом. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах (к быстрым реакторам).

Известен быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, окруженную плотно установленными блоками отражателя и разделенную на подзоны с тепловыделяющими сборками, в которых размещены стержневые тепловыделяющие элементы, охлаждаемые теплоносителем [1].

Указанный реактор обладает следующими недостатками. Во-первых, конструктивное выполнение активной зоны и состав топлива обеспечивают в данном реакторе высокий коэффициент воспроизводства активной зоны, равный 1,26, при котором наработка плутония опережает его выгорание, что ведет к росту реактивности по кампании и может привести к аварии с разгоном реактора на мгновенных нейтронах при отказе системы управления и защиты. Во-вторых, утечка нейтронов в отражатель мала и поэтому нейтроны, притекающие из отражателя, не оказывают заметного влияния на баланс цепной реакции в активной зоне.

В качестве прототипа выбран ядерный реактор со свинцовым теплоносителем, содержащий, активную зону со стержневыми тепловыделяющими элементами, заполненными плотным нитридным топливом, что обеспечивает коэффициент воспроизводства в активной зоне около единицы. Вокруг активной зоны этого реактора размещен отражатель нейтронов, содержащий свинец природного изотопного состава (52.4%208Pb+22.1%207Pb+24.1%206Pb+1.4%204Pb) [2].

Недостатком этого реактора является короткое время жизни мгновенных нейтронов, что обуславливает практически мгновенный разгон реактора при внезапных скачках реактивности, даже незначительно превышающих эффективную долю запаздывающих нейтронов.

Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении ядерной безопасности быстрого реактора и исключении разгона реактора при скачках реактивности, близких по величине к доле запаздывающих нейтронов. При решении указанной задачи обеспечивается получение такого технического результата, как повышение безопасности быстрого реактора, когда он по спектру нейтронов в активной зоне остается быстрым, но многократно замедляется цепная реакция на мгновенных нейтронах, благодаря задержке во времени нейтронов, утекших в свинцовый отражатель, замедлившихся там и в результате диффузии возвратившихся в активную зону.

Технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающем активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, изотопный состав свинца отражателя выбирают так, чтобы доля изотопа 208Pb в нем составляла ≥90%.

Кроме того, в частном случае предлагается за свинцовым отражателем дополнительно разместить замедлитель нейтронов с малым атомным весом, например, графит.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствии с данным изобретением и показанный на фиг.1, содержит активную зону 1, которая набрана из тепловыделяющих сборок со стержневыми тепловыделяющими элементами с топливом, между которыми находится теплоноситель. Вокруг активной зоны 1 размещен свинцовый отражатель нейтронов 2, который предназначен для снижения утечки нейтронов и возвращения их в активную зону 1.

Свинцовый отражатель нейтронов 2 выполнен из блоков, каждый из которых содержит чехол 3, заполненный свинцом 4, доля изотопа 208Pb в котором ≥90%. Для того, чтобы повысить эффективность замедления эпитепловых нейтронов в наружной области свинцового отражателя, за свинцовым отражателем дополнительно размещен материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом 5, например, графит.

Замедленные нейтроны из глубины отражателя диффундируют частично в сторону активной зоны 1, достигая ее и принимая участие в продолжении цепной реакции деления. Вклад этих нейтронов в цепную реакцию происходит с временной задержкой, определяемой их замедлением и диффузией в материале отражателя.

Для того чтобы замедленные нейтроны из толщи отражателя имели заметную вероятность достичь активной зоны 1 и оказать влияние на цепную реакцию в ней, нужно, чтобы длина диффузии замедленных нейтронов была сопоставима или больше, чем среднее смещение нейтронов вглубь отражателя в процессе их замедления.

Как известно, среднее смещение замедляющихся нейтронов вглубь отражателя 2 характеризуется величиной корня квадратного из величины возраста нейтронов при замедлении до области тепловых энергий. Поэтому длина диффузии замедленных нейтронов, возвращающихся в активную зону, должна превышать по крайней мере половину величины среднего смещения замедляющихся нейтронов, чтобы заметная их часть смогла достичь активной зоны. В то же время для свинца природного состава величина длины диффузии в четыре с лишним раза короче, чем величина смещения нейтронов при замедлении. Поэтому при использовании свинца природного состава замедленные нейтроны в глубине отражателя имеют малую вероятность вернуться в активную зону и этот эффект практически незаметен. Когда же в отражателе нейтронов размещается свинец, в изотопном составе которого доля изотопа 208Pb составляет ≥90%, то указанные параметры миграции нейтронов выполняются и эффект замедления цепной реакции достигается.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствие с данным изобретением, работает следующим образом.

В активную зону 1 быстрого реактора загружают тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами (твэлами) и после подачи в активную зону теплоносителя выводят реактор на мощность. В результате цепной реакции деления в активной зоне 1 рождаются быстрые нейтроны. Они претерпевают рассеяние, замедление и поглощение в активной зоне. Причем часть нейтронов претерпевает утечку в отражатель нейтронов 2, окружающий активную зону реактора. В результате диффузии и замедления эти нейтроны углубляются в толщу отражателя, удаляясь от активной зоны. Поскольку при приближении энергии нейтронов к области тепловых энергий замедление на материале отражателя с тяжелым атомным весом становится слабым, то прилегающий к отражателю замедлитель с легким атомным весом 3 это замедление делает более эффективным.

Для достижения положительного эффекта необходимо, чтобы в изотопном составе свинца отражателя доля изотопа 208Pb составляла ≥90%. 208Pb. Свинец такого состава можно получить при добыче руды из Th- и (Th-U)-месторождений [3-5], где свинец является конечным продуктом радиоактивного распада тория и урана. В добываемой на этих месторождениях руде содержание изотопа 208Pb в свинце более 90% (Таблица).

Расчетные оценки показывают, что проектная величина времени жизни мгновенных нейтронов для прототипа реактора БРЕСТ-300-ОД составляет ≅0.5 микросекунды (отражатель - свинец природного изотопного состава). При замене свинца отражателя на 100% 208Pb время жизни мгновенных нейтронов может возрасти до ≅0.1 миллисекунды, т.е. увеличиться в 200 раз.

Даже при скачке реактивности 1.3 βef, т.е. заметно больше доли запаздывающих нейтронов, что, как известно, соответствует разгону на мгновенных нейтронах, период разгона реактора составит «всего лишь» около 0.1 сек. А если учесть, что тепловая постоянная твэла для быстрых реакторов с плотным, хорошо проводящим тепло топливом, тоже составляет ≅0.1 сек, то при таком разгоне будут успевать срабатывать почти все обратные связи, «заложенные» в конструкцию активной зоны. Правильно «сконструированные» отрицательные обратные связи должны будут скомпенсировать упомянутый скачок реактивности и сохранить целостность активной зоны и реактора.

Таким образом, технический результат состоит в существенном повышении безопасности реактора на быстрых нейтронах, который может быть устойчивым к внезапным скачкам реактивности, по величине превышающим даже долю запаздывающих нейтронов.

Таблица
Месторождение U/Th/Pb, % вес. (в минерале) 204Pb/206Pb/207Pb/208Pb, % ат.
Украина, бассейн р. Южный Буг [3] 0.18/8.72/0.91 0.01/6.04/0.94/ 93.0
Бразилия, провинция Гуаропари [4] 1.26/59.3/1.51 0.005/6.030/0.455/ 93.51
Австралия, горный район Айса [5] 0.0/5.73/0.285 0.038/5.44/0.972/ 93.55

Список литературы

1. Н.Takano, H.Akie and all. A DESIGN STUDY FOR INHERENT SAFETY CORE, ASEISMICITY AND HEAT TRANSPORT SYSTEM IN LEAD-COOLED NITRIDE-FUEL FAST REACTOR. Proceeding of ARS'94. International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety, vol. 1, April 17-21, 1994, pp.549-556.

2. Международный семинар «Быстрый реактор БРЕСТ и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение», Москва, Министерство РФ по атомной энергии, 2000 г.

3. Каталог изотопных дат пород украинского щита. Киев: «Наукова думка», 1978 г., стр.90-91, 136-137.

4. Jose Marcus Godoy, Maria Luiza D.P. Godoy, Claudia C. Aronne. Application of inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometry for the determination of monazite ages by lead isotope ratios. - Journal Brasilian Chemical Society, vol.18, №5, Sao Paulo, 2007, pp.154-162.

5. A.O.Nier, R.W.Tompson, B.F.Murphey. The Isotopic Constitution of Lead and the Measurement of Geological Time. III. - Physical Review, vol.60, July 15, 1941, pp.112-117.

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, содержащий активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, отличающийся тем, что изотопный состав свинца отражателя содержит ≥90% изотопа 208Pb.

2. Ядерный реактор на быстрых нейтронах по п.1, отличающийся тем, что за свинцовым отражателем дополнительно размещен материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом, например графит.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к подъемным устройствам, которые могут быть использованы в атомной технике, и предназначено для использования в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем при установке или снятии герметизирующей защитной пробки в крышке реактора.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при строительстве и модернизации АЭС, а также при управлении авариями в условиях промышленных и природных катаклизмов.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам контроля структуры таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов, и предназначено для использования при контроле плотности таблеток ядерного топлива.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к исследованиям тепловых режимов активных зон ядерных реакторов, например, при эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР, систем внутриреакторного контроля, для обеспечения контроля за полем энерговыделения в реакторе типа ВВЭР, и может быть использовано в атомной энергетике при расчете мощности активной зоны, реактивности и в качестве дополнительного сигнала для срабатывания защиты активной зоны.

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива, для извлечения плутония, нептуния, америция, кюрия и возможно урана, присутствующих в следовых количествах, суммарным, но селективным в отношении лантаноидов способом, из раствора для разложения облученного ядерного топлива после проведения цикла экстракции.

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к предотвращению выхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора в случае возникновения аварийной ситуации с плавлением активной зоны корпусного реактора с водяным теплоносителем.

Изобретение относится к атомной энергетике и может использоваться в быстрых реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, к основному технологическому оборудованию для транспортно-технологических операций обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом, в частности к устройствам для перегрузки чехлов с отработанным ядерным топливом.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции активной зоны (AЗ) быстрых U-Pu реакторов с различными видами топлива и теплоносителя и процессам, происходящим в ней.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к способам контроля и регулирования характеристик и параметров ядерной безопасности реакторных установок атомных электростанций

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а именно к пассивным системам безопасности

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к средствам для хранения отработавших топливных элементов ядерных реакторов и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к ядерной энергетике в области обеспечения теплоснабжения и может быть использовано при создании атомных станций малой мощности для обслуживания трубопроводных транспортных систем нефтепродуктов

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в стационарных хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по регенерации такого топлива или на АЭС

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к механизмам перегрузки топливных сборок

Изобретение относится к области получения воды высокой чистоты для теплоносителей ядерных энергетических установок
Наверх