топливное устройство ядерного реактора

Классы МПК:G21C3/30 блоки топливных элементов в виде жесткой конструкции 
G21C3/00 Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов
G21C7/00 Управление ядерной реакцией
Автор(ы):, , , , , ,
Патентообладатель(и):Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии (RU)
Приоритеты:
подача заявки:
2003-08-21
публикация патента:

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов. Технический результат изобретения - создание топливного устройства, обеспечивающего надкритическое нейтронно-физическое состояние в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора и подкритическое состояние сборки при аварии с вскипанием и потерей теплоносителя. Топливное устройство состоит из вертикального технологического канала, в котором на опорных блоках установлены тепловыделяющие элементы и чередующиеся с ними поглощающие блоки, по крайней мере часть из которых выполнена с полостью, сообщенной с объемом технологического канала и содержит в полости поглотитель - порошок соединения бора, обогащенного изотопом бор-10, диспергируемый в аварийной ситуации вскипающим теплоносителем в технологический канал. Часть поглощающих блоков содержит выгорающий поглотитель. 1 н. и 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

топливное устройство ядерного реактора, патент № 2253156

топливное устройство ядерного реактора, патент № 2253156

Формула изобретения

1. Топливное устройство ядерного реактора, содержащее вертикальный технологический канал, в котором на опорных блоках установлены тепловыделяющие элементы и чередующиеся с ними поглощающие блоки, охлаждаемые теплоносителем, отличающееся тем, что по крайней мере часть поглощающих блоков выполнена с полостью, сообщенной с объемом технологического канала и содержащей поглотитель, диспергируемый в аварийной ситуации вскипающим теплоносителем в технологический канал.

2. Топливное устройство по п.1, отличающееся тем, что поглощающие блоки содержат порошок соединения бора, обогащенного по изотопу бор-10.

3. Топливное устройство по п.2, отличающееся тем, что часть поглощающих блоков содержит выгорающий поглотитель.

Описание изобретения к патенту

Изобретение направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов и может быть использовано в атомной энергетике.

Известно топливное устройство ядерного реактора [US №3085060, G 21 C 3/30, 1963], содержащее вертикальный технологический канал с установленными в нем ниже активной зоны опорными блоками, тепловыделяющими элементами, образующими часть активной зоны и охлаждаемыми теплоносителем. При аварии с разрывом подводящего трубопровода большого диаметра происходит падение давления на входе в технологический канал, теплоноситель вскипает, вызывая инверсию потока, происходит всплеск положительной реактивности, обусловленный вскипанием теплоносителя. Недостаток устройства состоит в том, что из-за низкого содержания изотопа бор-10 компенсируется лишь незначительная часть положительной реактивности, что вызывает нарастание мощности и повреждение тепловыделяющих элементов.

Известно также топливное устройство ядерного реактора [RU №2069897, G 21 C 3/30, 7/00, 1996], содержащее вертикальный технологический канал с установленными в нем опорными блоками, тепловыделяющими элементами и размещенными между ними поглощающими блоками, охлаждаемыми теплоносителем, которое взято за прототип.

Недостатком этого устройства является то, что боросодержащие поглощающие блоки расположены гетерогенно по высоте технологического канала. Вскипание и выделение положительной реактивности в первую очередь начнется на поверхности твэлов, при этом поглощающие блоки не образуют решетку защиты реактора и эффективность поглощающих блоков растет незначительно.

Следующим недостатком является то, что поглощающие блоки при вскипании могут перемещаться в канале одновременно с тепловыделяющими элементами, и их выведение за пределы активной зоны, обусловленное вскипанием теплоносителя, может вызвать увеличение реактивности и, как следствие, нарастание мощности реактора.

Задачей изобретения является создание топливного устройства, обеспечивающего надкритическое нейтронно-физическое состояние в условиях нормальной эксплуатации ядерного реактора и подкритическое состояние сборки при аварии с вскипанием и потерей теплоносителя.

Поставленная задача решается тем, что в топливном устройстве ядерного реактора, содержащем вертикальный технологический канал, в котором на опорных блоках установлены тепловыделяющие элементы и чередующиеся с ними поглощающие блоки, охлаждаемые теплоносителем, по крайней мере часть поглощающих блоков выполнена с полостью, сообщенной с объемом технологического канала, и содержит в полости порошок поглотителя, диспергируемый в аварийной ситуации вскипающим теплоносителем в технологический канал.

Для повышения эффективности устройства порошок соединения бора может быть обогащен по изотопу бор-10.

Для уменьшения изменения реактивности в течение кампании реактора при нормальных условиях эксплуатации в устройстве могут применяться также поглощающие блоки, содержащие выгорающий поглотитель, например, на основе гадолиния, эрбия, гафния, тория или лития. Такая конструкция устройства обеспечивает поступление порошка в активную зону при аварии с падением давления и вскипанием теплоносителя и тем самым компенсируется выделение положительной реактивности, обеспечивается останов реактора. При этом размещение в разных частях реактора таких устройств является достаточным для обеспечения создания объемной решетки защиты реактора, а уменьшение размножающей способности реактора в нормальных условиях эксплуатации незначительное.

Конструкция топливного устройства ядерного реактора представлена на чертеже.

В технологическом вертикальном канале 1 на опорных блоках 2 установлены тепловыделяющие элементы 3 и поглощающие блоки 4, часть из которых выполнена с полостью и содержит в полости порошок 5 соединения бора, обогащенного изотопом бор-10. Поглощающие блоки расположены в активной зоне высотой НА.З. по оси технологического канала между тепловыделяющими элементами, охлаждаемыми теплоносителем 6, подаваемым из напорного трубопровода 7 и выводимым по трубопроводу 8. Часть поглощающих блоков 9 /см. фиг.1б/ содержит выгорающий поглотитель, например, на основе гадолиния, эрбия, гафния тория или лития. Поглощающие полые блоки 4 имеют отверстия 10 для сообщения полостей с объемом технологического канала. В нормальных условиях работы реактора конструкция блоков обеспечивает отсутствие циркуляции теплоносителя в полостях блоков и, следовательно, исключает выход порошка соединения бора в технологический канал.

При нормальных условиях эксплуатации ядерного реактора теплоноситель 6 из напорного трубопровода 7 подается под давлением в технологический канал, где, снимая тепло с тепловыделяющих элементов 3, нагревается и поступает в отводящий трубопровод 8. При разрыве напорного трубопровода 7 (сечение А-А, фиг.1а) давление в напорном трубопроводе падает до давления окружающей среды. Волна разряжения распространяется со скоростью звука в среде и вызывает вскипание теплоносителя в канале и в полости поглощающих блоков, вынося порошок 5 соединения бора из полости блоков через отверстия 10 в зазор между каналом и тепловыделяющими элементами. Введение порошка соединения бора в зазор между каналом 1 и тепловыделяющими элементами 3 образует решетку защиты реактора и тем самым компенсирует выделение положительной реактивности, обусловленное вскипанием теплоносителя, и затем переводит реактор в подкритическое состояние, обеспечивая тем самым самоостанов реактора и повышая внутреннюю самозащищенность реактора. В случае если вскипание в центре канала вызовет разделение потоков двухфазного теплоносителя на два направления в противоположные стороны трубопроводов 7 и 8, выход порошка в любом из двух направлений также обеспечит компенсацию положительной реактивности и тем самым останов реактора.

Поглощающие блоки 9 (фиг.1б) содержат выгорающий поглотитель, например, на основе гадолиния, эрбия, гафния, тория или лития. Применение выгорающих поглотителей позволяет в течение кампании одновременно с выгоранием делящегося материала обеспечивать компенсацию спада реактивности. При этом происходит более равномерное распределение энерговыделения по объему реактора, за счет чего достигается более равномерное выгорание топлива, что позволяет увеличить длину кампании, коэффициент использования установленной мощности и более эффективно сжигать топливо.

Класс G21C3/30 блоки топливных элементов в виде жесткой конструкции 

тепловыделяющая сборка ядерного реактора -  патент 2523676 (20.07.2014)
тепловыделяющая сборка ядерного реактора -  патент 2506657 (10.02.2014)
система удержания мишени облучения, тепловыделяющая сборка с ней и способ их использования -  патент 2482560 (20.05.2013)
тепловыделяющая сборка ядерного реактора -  патент 2473989 (27.01.2013)
тепловыделяющая сборка ядерного реактора -  патент 2473988 (27.01.2013)
опорная решетка-фильтр для тепловыделяющей сборки ядерного реактора -  патент 2447518 (10.04.2012)
бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) -  патент 2428756 (10.09.2011)
бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) -  патент 2428755 (10.09.2011)
рабочая кассета ядерного реактора тепловой мощностью от 1150 мвт до 1700 мвт (варианты) -  патент 2410771 (27.01.2011)
тепловыделяющая сборка ядерного реактора -  патент 2391724 (10.06.2010)

Класс G21C3/00 Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов

ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы -  патент 2529638 (27.09.2014)
твэл ядерного реактора -  патент 2527426 (27.08.2014)
способ получения таблеток ядерного керамического топлива с регулируемой микроструктурой -  патент 2525828 (20.08.2014)
устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов -  патент 2525195 (10.08.2014)
твэл ядерного реактора -  патент 2524681 (10.08.2014)
способ изготовления дистанционирующей решетки -  патент 2524172 (27.07.2014)
тепловыделяющая сборка ядерного реактора -  патент 2523676 (20.07.2014)
композиционный топливный модельный материал с инертной пористой металлической матрицей и способ его изготовления -  патент 2522744 (20.07.2014)
дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты) -  патент 2518058 (10.06.2014)
способ получения смешанного топлива, содержащего уран и по меньшей мере, один актинид и/или лантанид с использованием катионообменной смолы -  патент 2516282 (20.05.2014)

Класс G21C7/00 Управление ядерной реакцией

способ управления ядерным реактором -  патент 2529555 (27.09.2014)
стержень управления и защиты ядерного реактора -  патент 2529495 (27.09.2014)
ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания -  патент 2527425 (27.08.2014)
способ управления разогревом энергетической установки -  патент 2523625 (20.07.2014)
поглощающий нейтроны материал на основе гафната диспрозия -  патент 2522747 (20.07.2014)
выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения -  патент 2521591 (27.06.2014)
сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана -  патент 2519063 (10.06.2014)
ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания -  патент 2517359 (27.05.2014)
узел управления потоком ядерного реактора деления -  патент 2515501 (10.05.2014)
сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана -  патент 2483132 (27.05.2013)
Наверх