способ регулирования ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем

Формула изобретения

1. Способ регулирования ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, характеризующийся тем, что в натрий вводят индий, количество которого изменяют в процессе работы реактора.

2. Способ по п.1, характеризующийся тем, что индий вводят в количестве до 70 кг на тонну натрия при эксплуатационных режимах работы реактора.

3. Способ по п.1, характеризующийся тем, что индий вводят в количестве более 70 кг на тонну натрия при аварийных режимах для быстрого перевода реактора в подкритическое состояние.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области эксплуатации ядерных реакторов.

Регулирование процессов, происходящих в ядерных реакторах, осуществляется разнообразными способами - перемещением топливных сборок, введением поглощающих элементов в теплоноситель, использованием в топливе гомогенных выгорающих поглотителей нейтронов, перемещением в активной зоне специальных конструкций, содержащих твердые материалы, являющиеся поглотителями нейтронов. Эти способы нашли практическое применение, а обогащенная по изотопу ¹⁰В борная кислота (Н₃ВО₃) используется в водо-водяных реакторах (PWR, ВВЭР) или растворенной в теплоносителе, или сконцентрированной в системе аварийного впрыска. В результате впрыска борной кислоты реактивность может быть снижена до значений, существенно ниже критических (Усынин Г.Б. Реакторы на быстрых нейтронах. - М.: Энергоатомиздат, 1985. Справочник по ядерной энерготехнологии. Пер. с англ. под ред. В.А. Легасова. - М.: Энергоатомиздат, 1989).

В реакторах с жидкометаллическим теплоносителем в устройствах регулирования и аварийной защиты применяются нейтронопоглощающие материалы в твердом состоянии, например карбид бора или окись европия. Надежность действия устройств на основе твердых нейтронопоглощающих веществ во многом обусловлена конструкцией этих устройств, подверженных в условиях эксплуатации реакторов термомеханической деформации и радиационно-термическому формоизменению. В случае даже частичного разрушения или оплавления этих устройств перевод в подкритическое состояние активной зоны затруднен или невозможен (Справочник по ядерной энерготехнологии. Пер. с англ. под ред. В.А. Легасова. - М.: Энергоатомиздат, 1989, с.305-308).

Известен способ регулирования ядерного реактора на быстрых нейтронах, реализованный в системе управления реактором с помощью изменения состава теплоносителя (Патент США №3310473, G 21 С 7/02, 1967 г.).

В указанном способе в жидком натрии (теплоносителе) растворяют литий и изменяют реактивность реактора в нужном направлении, изменяя количество лития в теплоносителе.

Недостатками этого способа регулирования являются:

- образование высокотоксичного продукта - трития - под воздействием нейтронного облучения лития;

- невозможность обеспечить ввод лития в натрий при рабочих температурах натрия 186С, т.к. температура плавления лития >186С;

- плохая смешиваемость лития с натрием при температурах <440С;

- низкое сечение поглощения нейтронов литием;

- высокая стоимость лития;

- высокая химическая активность лития;

- принадлежность лития к материалам двойного назначения.

Отмеченные недостатки ограничивают возможность широкого использования лития и приводят к необходимости обеспечивать повышенные меры безопасности как при обращении с литием, так и в процессе регулирования ядерного реактора, что в свою очередь ведет к удорожанию способа.

Заявляемое решение позволяет повысить безопасность регулирования ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем при снижении стоимости.

Указанная цель достигается тем, что в натриевый теплоноситель вводят индий, количество которого изменяют в процессе работы реактора.

При эксплуатационных режимах работы реактора индий вводят в количестве до 70 кг на тонну натрия, при аварийных режимах для быстрого перевода реактора в подкритическое состояние индий вводят в количестве более 70 кг на тонну натрия.

Возможность использования индия в качестве нейтронопоглощающего вещества в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем обеспечивается совместным комплексом физико-химических свойств индия и натрия (Физические величины. Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1991, с.384).

В условиях "тяжелых" аварий температура натрия от рабочего уровня 170-600С может подняться до температуры не более 970С с учетом возможного максимального давления при кипении натрия. При частичном выкипании натрия концентрация индия в теплоносителе будет увеличиваться (вследствие более высокой температуры кипения). Следовательно, будет увеличиваться вносимая отрицательная реактивность. Во всем возможном диапазоне температур (170-970С) натрия индий находится в жидком состоянии, поскольку его температура плавления 156,4С, а кипения - 2024С (Растворимость индивидуальных веществ в натрии. Препринт ФЭИ-510, 1974 г., с.27; 49; 71).

Растворимость индия описывается уравнением

где с - концентрация индия в натрии, г/т;

Т - температура среды, К.

Даже при самой низкой рабочей температуре жидкометаллического натрия 170С (443 К) равновесная концентрация индия в натрии составляет 90 кг/т, а для удержания в подкритическом состоянии активной зоны быстрого реактора, например, типа БН-600, достаточно обеспечить концентрацию индия в натрии ~70 кг/т. Следовательно, во всем возможном диапазоне температур натрия равновесный раствор индия в натрии обеспечит подкритическое состояние активной зоны и отдельных фрагментов топлива при его аварийном состоянии (оплавление, фрагментация, разрушение).

Кроме того, индий является распространенным в природе материалом, имеет низкую стоимость (по сравнению с литием), безопасен при его использовании.

Новыми существенными признаками заявляемого решения являются операции: введение в натрий индия и изменение его количества в определенных пределах в процессе работы реактора.

Новые существенные признаки заявляемого решения в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критерию "изобретательский уровень".

Заявляемый способ осуществляется следующим образом.

В натриевый теплоноситель ядерного реактора на быстрых нейтронах с помощью специальных устройств вводят естественный индий. На первой стадии перед выводом реактора на мощность количество индия составляет 75 кг на тонну натрия, далее нужная реактивность реактора достигается изменением количества индия в интервале до 70 кг на тонну натрия.

При повышении температуры, мощности и т.д. до критических значений, т.е. при аварийных ситуациях, увеличивают количество индия до уровня более 70 кг на тонну натрия.

Для перевода из рабочего в подкритическое состояние активной зоны быстрого реактора типа БН-600, БН-800 достаточно дополнительно ввести в объем зоны ~100 кг индия.

Таким образом, введение индия в натриевый теплоноситель позволяет регулировать работу ядерного реактора на быстрых нейтронах во всех эксплуатационных режимах и осуществлять быстрый перевод его в подкритическое состояние при аварийных режимах. При этом обеспечивается необходимая безопасность. Кроме того, в самых тяжелых запроектных авариях индий будет препятствовать образованию вторичных критических масс в реакторе.