Ядерный реактор с водой под давлением

Изобретение относится к ядерному реактору с водой под давлением. Реактор содержит тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, и закрепленные на траверсе. Каждый стержень с вторичным источником нейтронов герметизирован наконечником и подвеской и выполнен в виде полой трубки, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула, заполненная гелием под давлением. Капсула содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения фиксатором, расположенным в свободном объеме внутри капсулы. Центрирование капсулы в стержне осуществляется с помощью дистанционирующего элемента. Техническим результатом является повышение безопасности и ускорение повторного пуска ядерного реактора с водой под давлением. 6 з.п. ф-лы, 7 ил.

 

Изобретение относится к атомной технике, а именно, к ядерным реакторам с водой под давлением.

В настоящее время известны два типа ядерных реакторов с водой под давлением: типа ВВЭР, где тепловыделяющие сборки расположены в ячейках активной зоны по правильной треугольной сетке, и типа PWR, где тепловыделяющие сборки расположены в ячейках активной зоны по квадратной сетке.

Из уровня техники известна конструкция ядерного реактора (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990, рис. П.7.2, с. 308), содержащего корпус 1, активную зону 2 с тепловыделяющими сборками, систему регулирования и защиты 3 (фиг. 1), включающую поглощающие стержни (фиг. 4), содержащие поглощающие элементы 27, размещенные в направляющих каналах 11 тепловыделяющих сборок (фиг. 3).

Тепловыделяющие сборки устанавливаются хвостовиками в ячейках активной зоны реактора. Картограмма ячеек данного ядерного реактора приведена на фиг. 2, где каждая ячейка имеет свой номер. Шестигранниками 13 обозначены ячейки только с тепловыделяющими сборками, а шестигранниками с точками 14 обозначены ячейки, где помимо тепловыделяющих сборок имеются поглощающие стержни системы регулирования и защиты.

В соответствии с картограммой тепловыделяющие сборки устанавливаются в ячейки активной зоны ядерного реактора и фиксируются хвостовиками в плите реактора в определенном положении. При выполнении перегрузок реактора происходит перестановка тепловыделяющих сборок в другие ячейки в соответствии с выгоранием в них топлива, полностью выгоревшие тепловыделяющие сборки удаляются, а вместо них устанавливаются свежие тепловыделяющие сборки. Порядок перестановки тепловыделяющих сборок в ячейках активной зоны реактора определяется нейтронно-физическими расчетами.

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (см. Кириллов П.Л. и др. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1990., рис. П.8.1, П.8.3 и П.8.5, с. 319) (фиг. 3) состоит из пучка твэлов 4, закрепленных в несущей нижней решетке 10 и соединенных между собой дистанционирующими решетками 5, закрепленными на центральной трубе 12. Дистанционирующие решетки могут также крепиться к уголкам 6, прикрепленным винтами 9 к хвостовику 7. Дистанционирующие решетки могут также крепиться к направляющим каналам 11. Во всех конструкциях тепловыделяющих сборок имеется головка 8 для обеспечения загрузки-выгрузки тепловыделяющих сборок.

Направляющие каналы тепловыделяющих сборок служат для размещения и перемещения в них поглощающих элементов 27 (фиг. 4), входящих в состав поглощающих стержней системы регулирования и защиты, необходимых для регулирования мощности реактора при эксплуатации, а также аварийной защиты реактора при отклонениях от нормальной эксплуатации и проектных авариях.

Поглощающие стержни системы регулирования и защиты ядерного реактора с водой под давлением - конструктивный элемент механической части системы регулирования и защиты ядерных реакторов, содержащий траверсу 25, на которой напротив позиций направляющих каналов закреплены поглощающие элементы, выполняет в составе рабочего органа несколько функций:

регулирования и поддержания мощности активной зоны на заданном уровне при нормальных условиях эксплуатации;

быстрый и безопасный перевод активной зоны в подкритическое состояние при нарушениях нормальной эксплуатации и проектных авариях и поддержание в подкритическом состоянии в стояночных режимах;

предупреждения и подавления ксеноновых колебаний мощности в случае их возникновения при нестационарных процессах;

выравнивание поля энерговыделения по высоте и, при необходимости, по радиусу активной зоны.

Для первоначального запуска реактора используются первичные источники нейтронов, например, ядерный реактор типа PWR с первичным нейтронным источником (RU 2576532, Вестингхаус электрик компани ЛЛС (US), приоритет от 26.09.2011).

Первичный источник нейтронов используют для безопасного инициирования ядерной цепной реакции в активной зоне, содержащей только свежее необлученное ядерное топливо, потому что общая плотность нейтронов из всех источников (например, самопроизвольное деление топлива, космическое излучение, фотонейтроны дейтерия) в нем является недостаточной для надежного контроля плотности нейтронов в реакторе, чтобы обеспечивать безопасный пуск реактора. Низкие потоки нейтронов наблюдаются в ядерных реакторах с первоначальными активными зонами, в которых находится только имеющее среднюю радиоактивность топливо, или после продолжительных периодов остановки, в течение которых облученное топливо распадается, в результате чего восстанавливается собственный нейтронный источник реактора от вышеупомянутых механизмов.

Первичный источник нейтронов известного ядерного реактора состоит из 252Cf, нанесенного на подложку, и окружающего его сердечника из бериллия, который находятся в полой трубке, герметизированной верхней и нижней концевыми заглушками, и удерживается элементом в виде цилиндрической пружины, установленной в свободном объеме внутри капсулы между верхней заглушкой и сердечником. Такой источник нейтронов является весьма дорогостоящим.

Ядерный реактор, пускаемый впервые, разгоняется с большей осторожностью, чем при повторных пусках. Диапазон пуска охватывает область выхода ядерного реактора из подкритического состояния в критическое. Он осуществляется путем осторожного изменения реактивности от отрицательного значения до значения, соответствующего критическому состоянию. Слово «осторожного» означает, что этот режим является наиболее ответственным с точки зрения безопасности. В этом режиме плотность нейтронов сравнительно мала, а статистическая точность нейтронных детекторов минимальна. Момент выхода ядерного реактора из подкритического состояния в критическое является весьма важным, так как дальнейшее приращение реактивности выводит реактор в надкритическое состояние. В этом состоянии задается приемлемая избыточная реактивность, с которой ведется разгон реактора до необходимого уровня мощности.

Для пуска ядерного реактора после останова обычно используются менее дорогостоящие вторичные источники нейтронов, которые излучают нейтроны в результате (α,n) ядерной реакции.

Известный ядерный реактор типа PWR (US 4208247, Вестингхаус электрик компани ЛЛС (US), приоритет от 15.08.1977), содержит вторичный источник нейтронов, который размещается в одной из тепловыделяющих сборок в поглощающем элементе, расположенном напротив нейтронного детектора.

Вторичный источник нейтронов известного ядерного реактора размещается в нижней части оболочки одного из поглощающих элементов и состоит из трубчатого корпуса из абсорбирующего тепловые нейтроны материала, герметизированного заглушками, в котором в нижней части размещена смесь бериллия и плутония-238, а в верхней части имеется компенсационный объем для газообразных продуктов, выделяющихся в результате (α,n) ядерной реакции бериллия. Могут быть и другие комбинации бериллия с известными элементами, например, с полонием, америцием, калифорнием и т.п.

Однако вторичный источник нейтронов известного ядерного реактора активируется только под действием высокого потока нейтронов и первоначальная эффективность, а также эффективность его при нахождении реактора в подкритическом состоянии невелика.

Задачей настоящего изобретения является повышение надежности контроля мощности ядерного реактора с водой под давлением в подкритическом состоянии за счет применения в нем вторичных источников нейтронов, оптимизации расположения и улучшения их конструкции.

Учтено также, что при повторном пуске ядерного реактора в его активной зоне имеется высокая наведенная у -активность конструкционных материалов, которая сохраняется и при переводе его в подкритическое состояние. В связи с этим предлагается в нескольких ячейках активной зоны реактора, в которых не установлены поглощающие стержни системы регулирования и защиты, установить стержни с вторичными источниками нейтронов, генерирующие нейтроны за счет (γ, n) ядерной реакции.

Техническим результатом изобретения является повышение безопасности и ускорение повторного пуска ядерного реактора с водой под давлением.

Данный технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе с водой под давлением, содержащем тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты с поглощающими элементами, размещенными с помощью траверсы в направляющих каналах тепловыделяющих сборок, дополнительно вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, размещены стержни с вторичными источниками нейтронов, закрепленные на траверсе.

Стержни с вторичными источниками нейтронов размещены в активной зоне ядерного реактора в виде групп 15 (фиг. 2), например, в виде трех групп, расположенных вблизи от детекторов нейтронов - ионизационных камер ядерного реактора. Для достижения наибольшей эффективности группы стержней с вторичными источниками нейтронов расположены на периферии активной зоны в пределах области измерений ионизационных камер, расположенных вне активной зоны, что позволяет надежно контролировать плотность нейтронов в реакторе, находящемся в подкритическом состоянии, чем обеспечивается быстрый и безопасный повторный запуск реактора.

Каждая группа может содержать до 18 стержней с вторичными источниками нейтронов (фиг. 5). Если группа содержит меньше 18 стержней с вторичными источниками нейтронов, отсутствующие стержни заменяются стержнями - вытеснителями, выполненными из циркониевого сплава. Например, для реактора типа ВВЭР-1000 в каждой группе достаточно 6 стержней с предлагаемыми вторичными источниками нейтронов 16, а для ядерного реактора типа PWR достаточно 4 стержней с вторичными источниками нейтронов 16 в каждой группе. Отсутствующие стержни заменяются стержнями-вытеснителями 17 для сохранения гидравлического сопротивления тепловыделяющих сборок посредством уменьшения протечек теплоносителя по направляющим каналам тепловыделяющих сборок. Материал стержней-вытеснителей выполнен из циркониевого сплава типа Э110, имеющего наилучшие нейтронно-физические свойства.

Каждый стержень 16 выполнен в виде полой трубки 19 (фиг. 6) из хромоникелевого сплава, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула 18 с вторичным источником нейтронов, заполненная гелием под давлением.

Капсула 18 (фиг. 7) содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы Ве49, Sb51121 и Sb51123 23 с равными объемными долями бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения при транспортно-технологических операциях пружинным фиксатором ступенчатого типа с упором витков в оболочку капсулы 24 (RU 2389088, ПАО «МСЗ», приоритет от 08.07.2008.) или никелевой сеткой 24. Пружинный фиксатор или никелевая сетка располагаются в свободном объеме 30 внутри капсулы, предназначенном для сбора газообразных продуктов деления.

Двойная герметизация вторичного источника нейтронов обеспечивает его повышенную надежность и работоспособность, что также повышает безопасность реактора при повторных запусках.

Центрирование капсулы в стержне по высоте осуществляется с помощью дистанционирующего элемента 26, что снижает неравномерность распределения температуры в нем и снижает уровень напряженно-деформированного состояния оболочки капсулы 31. Использование дистанционирующего элемента 26 приводит к значительному увеличению ресурсных характеристик вторичного источника нейтронов и его надежности.

Дистанционирующий элемент 26 может быть выполнен в виде спирали из проволоки, навитой снаружи на оболочку капсулы 31. Концы проволоки приварены к капсуле аргонодуговой сваркой.

Капсула зафиксирована от осевого перемещения при транспортно-технологических операциях в стержне пробкой из никелевой сетки 22.

Стержни с вторичными источниками нейтронов герметизированы наконечником 20 и подвеской 21 (фиг. 6), необходимой для закрепления их на траверсе 25.

Каждый стержень с вторичным источником нейтронов 16 закреплен на траверсе 25 с помощью двух демпфирующих пружин 28, снижающих динамические нагрузки на стержень при перемещении его в процессе эксплуатации, и гайки 29 (фиг. 5).

Стержни с вторичными источниками нейтронов, наконечник и подвеска могут быть выполнены из хромоникелевого сплава 42ХНМ, а оболочка и концевые детали капсулы - из хромоникелевого сплава 06Х16Н15М3Б.

В период останова ядерного реактора поглощающие стержни системы регулирования и защиты и стержни с вторичными источниками нейтронов находятся в активной зоне в нижнем положении - реактор "заглушен".

При запуске реактора после останова поглощающие стержни системы регулирования и защиты постепенно поднимаются вверх, при этом стержни с вторичными источниками нейтронов генерируют нейтроны, что позволяет с помощью нейтронных детекторов, расположенных вблизи от них, надежно контролировать плотность нейтронов в активной зоне вплоть до перехода ее в надкритическое состояние, тем самым обеспечивая быстрый и безопасный запуск реактора.

Изобретение поясняется чертежами.

На фиг. 1 изображен предлагаемый ядерный реактор с водой под давлением.

На фиг. 2 изображена картограмма ячеек активной зоны ядерного реактора.

На фиг. 3 изображена тепловыделяющая сборка ядерного реактора.

На фиг. 4 изображен поглощающий стержень системы регулирования и защиты ядерного реактора.

На фиг. 5 изображена группа стержней с вторичными источниками нейтронов ядерного реактора.

На фиг. 6 изображен стержень с вторичным источником нейтронов ядерного реактора.

На фиг. 7 изображена капсула стержня с вторичным источником нейтронов ядерного реактора.

1. Ядерный реактор с водой под давлением, содержащий тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, и закрепленные на траверсе, каждый стержень с вторичным источником нейтронов герметизирован наконечником и подвеской и выполнен в виде полой трубки, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула, заполненная гелием под давлением, капсула содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения фиксатором, расположенным в свободном объеме внутри капсулы, при этом центрирование капсулы в стержне осуществляется с помощью дистанционирующего элемента.

2. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что стержни с вторичными источниками нейтронов размещены в активной зоне ядерного реактора в виде групп.

3. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что дистанционирующий элемент выполнен в виде спирали из проволоки, навитой снаружи на оболочку капсулы.

4. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что стержни с вторичными источниками нейтронов, наконечник и подвеска выполнены из хромоникелевого сплава.

5. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что фиксатор, с помощью которого зафиксированы от осевого перемещения таблетки в капсуле, выполнен пружинным или в виде никелевой сетки.

6. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что таблетки выполнены из смеси изотопов Ве49, Sb51121 и Sb51123.

7. Ядерный реактор с водой под давлением по п. 1, отличающийся тем, что каждый стержень с вторичным источником нейтронов закреплен на траверсе с помощью демпфирующих пружин и гайки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к обеспечению безопасности ядерных реакторов (ЯР), прежде всего ЯР интегрального типа с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. ЯР содержит корпус реактора с нижней камерой, активной зоной, горячей камерой, верхней камерой и теплообменниками.

Изобретение относится к способу управляемого деления ядер и реактору для его осуществления. Замедляют быстрые нейтроны и формируют поле тепловых нейтронов и проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления.

Изобретение относится к области атомных технологий удаления (нейтрализации) радиоактивного йода и его изотопов из системы ядерного реактора (ЯР), оснащенного системой каталитической утилизации радиолитического газа (СКР). В топливный раствор помещают 0,50-1,00 г сульфата серебра в качестве реагента для взаимодействия с растворенным йодом с образованием твердых труднорастворимых продуктов в топливном растворе и сборе их в донной части ЯР.

Изобретение относится к натриевым контурам ядерных установок с реактором на быстрых нейтронах. Отдельные модули парогенератора (1) подключены по отдельности к стороне впуска натрия впускными соединительными трубопроводами (7), которые снабжены встроенным защитным элементом (9), одновременно присоединенным к разгрузочному трубопроводу (8) и к впускному коллектору (5), и дополнительно соединены с впускным патрубком натрия (6).

Изобретение относится к ядерной технике к твэлам реактора ВВЭР 1200. Тепловыделяющий элемент состоит из цилиндрической оболочки, загерметизированной нижней и верхней заглушками, концентрично приваренными к оболочке с инертной атмосферой внутри тепловыделяющего элемента.

Изобретение относится к области технологий утилизации радиолитического газа в растворных ядерных реакторах и может быть использовано для создания способов обеспечения безопасной работы ядерного реактора (ЯР) и очищения парогазовой смеси до концентрации водорода. Способ преобразования водородосодержащей среды в каталитическом блоке включает пропускание потока через слой катализатора с окислением водорода до воды.

Изобретение относится к области к обеспечению работы ядерного канального реактора в течение всего регламентируемого срока эксплуатации без остановки реактора на перегрузку выгоревшего ядерного топлива (тепловыделяющих сборок - ТВС) в технологических каналах. Способ включает формирование активной зоны ректора для вывода реактора на планируемый энергетический уровень мощности посредством загрузки в реактор ТВС и стержней системы управления и защиты (СУЗ) при осуществлении контроля качества формирования загрузки активной зоны реактора и соблюдения требований ядерной безопасности, а также текущего состояния реактора, и поддержание нейтронно-физических характеристик и технологических параметров реактора в установленных пределах посредством перегрузки без остановки реактора выгоревших ТВС и перемещения стержней СУЗ.

Группа изобретений относится к системам защиты и способам, которые направлены на защиту внутренней камеры конструкции от радиоактивного излучения и воздействия магнитного поля. Система для защиты внутренней камеры конструкции содержит: источник энергии; узел внешнего экрана, функционально соединенный с источником энергии и соединенный с внешней стенкой указанной конструкции.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к жидко-солевым реакторам. В быстром жидко-солевом реакторе с циркулирующей топливной композицией интегрального типа, содержащем корпус с входными и выходными трубопроводами второго контура и патрубком первоначального заполнения и подпитки жидко-солевым теплоносителем, предусмотрены теплообменники первого и второго контура, отражатели боковой, верхний и нижний, активная зона с обечайкой, главный циркуляционный насос, причем боковой отражатель выполнен из секций, между которыми расположены теплообменники первого-второго контура таким образом, что они вплотную прилегают к обечайке активной зоны.

Изобретение относится к реактору-преобразователю. Ядерный реактор-преобразователь содержит корпус (2), отражатель (3), активную зону, блок электрогенерирующих элементов (7), капиллярно-пористую вставку (5) и блок коммутационных камер и коллекторов (1).

Изобретение относится к области ракетной техники, а именно к ракетным двигателям с ядерным источником нагревания рабочего тела - ядерным реактором (ЯРД). Ядерный ракетный двигатель многоразового использования включает ядерный реактор, заключенный в несущий корпус со слоем внутренней радиационной защиты. К корпусу ядерного реактора присоединено сверхзвуковое сопло, турбонасосный агрегат, работающий на отводимом из каналов охлаждения конструкции ядерного реактора рабочем теле, бортовые электрогенераторы и двигатели ориентации со своими мини-насосами. Ферменная конструкция закреплена на корпусе реактора с расположенными в ней баками рабочего тела и системами управления. Двигатель содержит тракт отвода остаточного тепловыделения от реактора, закрепленный с одной стороны на корпусе ядерного реактора, с другой на ферменной конструкции. Тракт включает контур с жидкометаллическим теплоносителем, содержащий электромагнитный насос, компенсационный бак, панели-излучатели тепла, пластинчатый теплообменник-испаритель. На ферменной конструкции закреплены стыковочный узел с полезной нагрузкой, содержащий узел перекачки рабочего тела, приводы стержней регулирования, бак с аварийным запасом рабочего тела, теплообменник-испаритель рабочего тела пластинчатого типа, являющийся и тяжелой компонентой теневой защитой, ядерный реактор с винтовыми твэлами из модифицированной окиси урана. Корпус реактора имеет установленную с зазором для протекания жидкометаллического теплоносителя обечайку с внешними ребрами, которые покрыты материалом, имеющим высокий коэффициент излучения (ε>0,95). При реализации заявленного изобретения обеспечивается многоразовая работа ЯРД в космосе. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерному реактору с водой под давлением. Реактор содержит тепловыделяющие сборки, расположенные в ячейках активной зоны, поглощающие стержни системы регулирования и защиты, стержни с вторичными источниками нейтронов, размещенные вблизи от ионизационных камер в тех ячейках активной зоны реактора, в которых отсутствуют поглощающие стержни, и закрепленные на траверсе. Каждый стержень с вторичным источником нейтронов герметизирован наконечником и подвеской и выполнен в виде полой трубки, заполненной гелием под давлением, в которой размещена герметичная капсула, заполненная гелием под давлением. Капсула содержит таблетки из смеси изотопов бериллия и сурьмы, зафиксированные от осевого перемещения фиксатором, расположенным в свободном объеме внутри капсулы. Центрирование капсулы в стержне осуществляется с помощью дистанционирующего элемента. Техническим результатом является повышение безопасности и ускорение повторного пуска ядерного реактора с водой под давлением. 6 з.п. ф-лы, 7 ил.

Наверх