тепловыделяющий элемент

Формула изобретения

Тепловыделяющий элемент с топливным сердечником, заключенным в герметичную оболочку, имеющий свободный от топливной композиции заполненный газом объем, отличающийся тем, что верхняя и/или нижняя заглушка снабжена плавким предохранительным клапаном, выполненным из металла, температура плавления которого ниже температуры плавления оболочки твэла и выбранного из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций реакторной установки.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено преимущественно для реакторных установок с использованием тепловыделяющих элементов, имеющих свободный от топливной композиции, заполненный газом объем, предназначенный для сбора газообразных продуктов деления.

Известны различные конструкции тепловыделяющих элементов ядерных реакторов (ВВЭР, РБМК, PWR, BWR, БН, БГР и др. ) /1/ со стерженьковыми твэлами, охлаждаемыми водяным, жидкометаллическим или газовым теплоносителями. Общим для них является то, что топливная композиция в виде таблеток из диоксида урана или плутония заключена в металлическую оболочку. В. большинстве конструкций эта оболочка является герметичной и предназначена для удержания газообразных продуктов деления, выделяющиеся в процессе выгорания топлива.

При определенных условиях внутреннее давление газообразных продуктов может вырасти до критических значений и привести к разрушению оболочки.

Во избежание этого для быстрых реакторов с натриевым и газовым охлаждением была предложена конструкция "вентилируемого" твэла, т. е. твэла, который является негерметичным и позволяет выравнивать давление между контуром теплоносителя и его внутренним объемом. Такой твэл применялся, например, на американском реакторе EBR-II /2/.

Использование негерметичной оболочки повлекло за собой необходимость решить проблему улавливания осколочных продуктов деления для предотвращения их попадания в контур теплоносителя. Для этой цели в твэл встраиваются специальные фильтры из активированного угля или металла, которые, однако, не в состоянии удержать все осколки, например нейтральные газы, и при работе "вентилируемых" твэлов эти осколки непрерывно поступают в первый контур.

В качестве прототипа настоящего изобретения рассматривается конструкция стерженькового твэла реактора ВВЭР-440 с топливом в виде таблеток из диоксида урана, заключенных в герметичную оболочку из сплава циркония, заполненную гелием, имеющего газосборник в верхней части.

Недостатками прототипа являются:

1. В аварийных ситуациях с потерей теплоносителя (течь в первом контуре) оболочка твэла разогревается. Температура топлива тоже повышается, при этом выделяются дополнительные осколочные газы. В результате внутреннее давление газов в твэле начинает превышать внешнее давление и увеличивается до тех пор, пока в наиболее горячем месте, а значит и менее прочном, оболочка не начинает деформироваться - сначала упруго, а потом и пластично. Это приводит к вздутию твэла, нарушению охлаждаемой геометрии, а в дальнейшем и к разрыву оболочки /3/. В итоге радиоактивные газы, а также частицы топлива и продукты деления, вымываемые при соприкосновении теплоносителя с топливной композицией, выбрасываются в первый контур, а оттуда под защитную оболочку РУ и в окружающую среду.

2. В случае разгерметизации твэла выброс радиоактивных продуктов является неконтролируемым - все, что находится под оболочкой, беспрепятственно выходит наружу.

Техническая задача, решаемая в данном изобретении, - это предотвращение вздутия твэлов, разрыва оболочки твэла в процессе тяжелой аварии, предотвращение контакта топливной композиции с теплоносителем и неконтролируемого выброса радиоактивных продуктов в первый контур, снижение выброса наиболее токсичных радионуклидов.

Сущность изобретения состоит в том, что тепловыделяющий элемент с топливным сердечником, заключенным в герметичную оболочку, и имеющий свободный от топливной композиции заполненный газом объем, предназначенный для сбора газообразных продуктов деления, снабжается плавким предохранительным клапаном для сброса давления газов из внутреннего объема твэла в контур теплоносителя, размещенным в верхней или нижней заглушке твэла и выполненным из металла, температура плавления которого ниже температуры плавления оболочки твэла и выбранного из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций реакторной установки.

Техническая задача решается за счет того, что в аварийной ситуации с потерей теплоносителя температура твэла, в том числе температура оболочки и заглушки, быстро растет, плавкая вставка расплавляется и через образовавшееся отверстие газы выходят наружу, давление внутри твэла и в первом контуре выравнивается. При этом достигается ряд существенных преимуществ по сравнению с протеканием подобной аварии со стандартными герметичными твэлами, в том числе и с прототипом:

а) сохраняется охлаждаемая геометрия тепловыделяющих сборок, что существенно облегчает аварийное охлаждения активной зоны и предотвращает дефрагментацию оболочки при повторном заливе;

б) предотвращается или по крайней мере значительно уменьшается контакт топливной композиции с теплоносителем и ее вымывание в первый контур, которые неизбежны при разрыве оболочки;

в) осуществляется организованный сброс радиоактивных газов в первый контур, позволяющий использовать встроенные в твэл специальные фильтры, аналогично тому, как это сделано в "вентилируемом" твэле, что может значительно уменьшить выброс наиболее опасных радиоизотопов йода, цезия, теллура и др.

Описание фигур чертежей

На фиг. 1 изображен тепловыделяющий элемент реактора ВВЭР-440 с плавким предохранительным клапаном: 1 - верхняя заглушка, 2 - втулка, 3 - ловушка газообразных продуктов, 4 - газосборник, 5 - фиксатор, 6 - оболочка, 7 - таблетка UO₂, 8 - нижняя заглушка, 9 - плавкий предохранительный клапан.

В верхней заглушке (1) герметичного твэла проделано сквозное отверстие (проходка), которое заполняется металлом (9) по типу штифта или заклепки (пайкой, заливкой или другим способом), что обеспечивает герметичность твэла в нормальных условиях эксплуатации. Температура плавления заполняющего металла должна быть ниже температуры плавления оболочки твэла и выбирается из условий эксплуатации и анализа аварийных ситуаций конкретной реакторной установки.

На фиг. 2 показана зависимость изменения температуры оболочек при аварии типа LOCA (Loss of Coolant Acident) от времени после появления большой течи в первом контуре, полученная при различных (консервативных и более реалистичных) предположениях /2/. Здесь: 10-модель с консервативным подходом, 11 - модель с более реальным подходом, 12 - резкое снижение расхода теплоносителя, 13 - начало залива зоны, 14 - зона залита водой).

В условиях нормальной эксплуатации, когда температура оболочки и газов в газосборнике близка к температуре теплоносителя, предлагаемая конструкция работает как стандартный герметичный твэл, не создавая проблем с радиоактивным загрязнением первого контура.

В аварийной ситуации с потерей теплоносителя температура твэла, в том числе температура оболочки и заглушки, быстро растет. При достижении определенной температуры, выбранной на основе анализа аварийных ситуаций таким образом, чтобы внутреннее давление газов в твэле не превышало критического значения, при котором начинается интенсивная деформация оболочки, плавкая вставка расплавляется и через образовавшееся отверстие газы выходят наружу, давление внутри твэла и в первом контуре выравнивается. При этом:

а) сохраняется охлаждаемая геометрия тепловыделяющих сборок, что существенно облегчает аварийное охлаждения активной зоны и предотвращает дефрагментацию оболочки при повторном заливе;

б) предотвращается или по крайней мере значительно уменьшается контакт топливной композиции с теплоносителем и ее вымывание в первый контур, которые неизбежны при разрыве оболочки;

в) осуществляется организованный сброс радиоактивных газов в первый контур, позволяющий использовать встроенные в твэл специальные фильтры, аналогично тому, как это сделано в "вентилируемом" твэле, что может значительно уменьшить выброс наиболее опасных радиоизотопов йода, цезия, теллура и др.

Все эти преимущества проявляются в условиях тяжелой аварии, когда массовая разгерметизация твэлов практически неизбежна и необходимо позаботиться о минимизации радиационных последствий такой аварии.

Примером возможного использования изобретения может быть внедрение предлагаемого твэла с плавким предохранительным клапаном в реактор ВВЭР-1000. В процессе аварии с потерей теплоносителя типа LOCA температура оболочек твэлов быстро растет, как это показано на фиг. 2. Температура топлива также повышается, при этом выделяются дополнительные осколочные газы. В результате внутреннее давление в твэле увеличивается до тех пор, пока оболочка не начинает деформироваться. Такая деформация наступает в интервале температур 900-1300^oС. Учитывая, что рост температуры заглушки запаздывает по сравнению с ростом температуры оболочки в наиболее горячем месте (температура заглушки в нормальных условиях при работе реактора на номинальной мощности составляет ~ 350^oС), в качестве материала для плавкого предохранительного клапана (9, фиг. 1) можно выбрать, например, алюминий с температурой плавления 660^oС. В результате расплавления предохранительного клапана избыточное давление внутри твэла будет сброшено, что предотвратит вздутие и дефрагментацию оболочки. Газообразные продукты деления, пройдя через ловушку (3, фиг. 1), будут в значительной мере уловлены фильтром, что уменьшит радиационные последствия аварии.

Список использованных источников

1. Б. Фрост. Твэлы ядерных реакторов. М. , Энергоатомиздат, 1986.

2. Уолтер А. , Рейнолдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. - М. : Энергоатомиздат, 1986.

3. О. Б. Самойлов, Г. Б. Усынин, А. М. Ахметьев. Безопасность ядерных энергетических установок, М. , Энергоатомиздат, 1989.