активная зона уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора

Формула изобретения

1. Активная зона уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора, содержащая графитовую кладку со сборками топливных стержней и вертикальными каналами для прохода теплоносителя, отличающаяся тем, что в каждом канале кладки установлены контейнеры из графита, расположенные один над другим с образованием колонны, а сборки топливных стержней размещены в полостях соответствующих контейнеров, последовательно подсоединенных одна к другой в каждой колонне для прохода теплоносителя.

2. Зона по п.1, отличающаяся тем, что в каждой сборке топливные стержни расположены горизонтально, а в противоположных стенках каждого контейнера со стороны его полости выполнены вертикальные пазы, в которых установлены концы топливных стержней.

3. Зона по п.2, отличающаяся тем, что топливные стержни выполнены с квадратным или прямоугольным поперечным сечением.

4. Зона по п.3, отличающаяся тем, что в каждом контейнере топливные стержни расположены перпендикулярно топливным стержням, размещенным в смежных контейнерах колонны.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в уран-графитовых высокотемпературных ядерных реакторах с гелиевым теплоносителем.

Известна активная зона высокотемпературного ядерного реактора, содержащая керамический каркас с вертикальным каналом для прохода теплоносителя, в котором горизонтально размещены топливные стержни, закрепленные концами в каркасе (см. RU 2179752 С1, 7 G 21 С 3/30, 20.02.2002).

В известной активной зоне состав топливной композиции, диаметр топливных стержней и шаг их размещения в канале для теплоносителя может легко варьироваться по высоте каркаса. Это обеспечит выравнивание энерговыделения и глубины выгорания топлива по высоте активной зоны. Малые линейные размеры топливных стержней (ориентировочно 20-30 см) обеспечивают их более равномерное нагружение, высокую продольную устойчивость и, как следствие, повышенную работоспособность.

Однако при перегрузке реактора выемку топливных стержней из активной зоны вынуждены производить вместе с каркасом, который при работе реактора на тепловых нейтронах для обеспечения необходимого отношения замедлителя и топлива должен быть достаточно массивным. При этом сильное облучение каркаса исключает его повторное использование в активной зоне. Это приводит к повышенным эксплуатационным затратам на замедлитель.

Известна активная зона уран-графитового ядерного реактора, содержащая графитовую кладку с вертикальными каналами для прохода теплоносителя, в которых размещены топливные стержни в виде стальных оболочек, заполненных таблетками из окиси урана (см., например, Б.А. Дементьев. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1984, с.52, рис.3.7).

Известная активная зона имеет очень высокую степень гетерогенности, при которой поглощение нейтронов в резонансах урана-238 минимально. В этой активной зоне эффективный резонансный интеграл урана-238 составляет 11,7 барна, а оптимальное соотношение масс графита и урана равно всего 3,8. Это означает, что известная активная зона характеризуется сниженным эксплуатационным расходом на замедлитель. Этот фактор усиливается тем, что при перегрузке реактора топливные стержни выводятся из каналов кладки, а сама кладка остается в активной зоне для повторного использования.

Однако известная активная зона обладает существенным недостатком, обусловленным применением стальных оболочек в топливных стержнях, что существенно ограничивает выходную температуру теплоносителя и ухудшает баланс нейтронов из-за сильного поглощения их сталью.

При этом большие линейные размеры топливных стержней приводят к повышенной неравномерности энерговыделения и глубины выгорания топлива по высоте активной зоны, что ограничивает единичную мощность ядерного реактора.

К настоящему изобретению наиболее близким техническим решением из известных (прототипом) является активная зона уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора, содержащая графитовую кладку со сборками топливных стержней и вертикальными каналами для прохода теплоносителя (см., например, Л.Е.Костиков, В.В.Лозовецкий. Проектирование тепловыделяющих элементов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1983 г., с.31, рис.2.11).

В такой активной зоне каналы для теплоносителя выполнены в виде сквозных вертикальных отверстий, распределенных в блоках кладки равномерно относительно других вертикальных отверстий в этих блоках, в которых размещены топливные стержни.

Такая активная зона характеризуется повышенной равномерностью энерговыделения и выгорания топлива по высоте кладки, что обусловлено относительно небольшой длиной топливных стержней, равномерным распределением топлива и теплоносителя внутри каждого блока кладки. К тому же при изготовлении активной зоны концентрация топлива, диаметр топливных стержней и шаг их размещения в каждом блоке могут легко варьироваться по высоте кладки. За счет такого начального профилирования можно приблизиться к оптимальной форме распределения энерговыделения в активной зоне.

Однако такая активная зона имеет недостатки: из-за допусков на выполнение отверстий в блоках кладки и изготовление топливных стержней между последними и стенками блоков образуются монтажные зазоры. Поэтому отвод тепла от топливных стержней к теплоносителю осуществляется через эти монтажные зазоры и через графит блока, что приводит к снижению выходной температуры теплоносителя и, соответственно, к снижению единичной мощности ядерного реактора.

Кроме того, в такой активной зоне топливо (топливные стержни) размещено практически гомогенно в графитовом замедлителе (в блоках), что приводит к увеличению захвата нейтронов в резонансах урана-238 и, соответственно, к увеличению количества графита (оптимального отношения массы графита и урана) в активной зоне. Большие габариты активной зоны однозначно приводят или к снижению единичной мощности ядерного реактора, или к таким габаритам корпуса реактора, когда уже невозможно изготовить металлический корпус и приходится использовать для этой цели дорогой корпус из предварительно напряженного железобетона.

Следует также отметить, что в такой активной зоне при перегрузке реактора выгружаются соответствующие блоки (весь графит), при этом графит выгруженных блоков не удается использовать повторно в этой активной зоне из-за больших дозовых нагрузок на обслуживающий персонал при переработке этого блока. Это приводит к существенному повышению эксплуатационных затрат на замедлитель.

Таким образом, недостатком активной зоны уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора являются низкая единичная мощность или большие габариты корпуса реактора, а также повышенные эксплуатационные затраты на замедлитель.

Технической задачей изобретения является повышение единичной мощности уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора без увеличения габаритов его корпуса, а также снижение эксплуатационных затрат на замедлитель.

Эта техническая задача решается в активной зоне уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора, содержащей графитовую кладку со сборками топливных стержней и вертикальными каналами для прохода теплоносителя, причем в каждом канале кладки установлены контейнеры из графита, расположенные один над другим с образованием колонны, а сборки топливных стержней размещены в полостях соответствующих контейнеров, последовательно подсоединенных одна к другой в каждой колонне для прохода теплоносителя.

Кроме того, в каждой сборке топливные стержни могут быть расположены горизонтально, а в противоположных стенках каждого контейнера со стороны его полости выполнены вертикальные пазы, в которых установлены концы топливных стержней.

Кроме того, топливные стержни могут быть выполнены с квадратным или прямоугольным поперечным сечением.

Кроме того, в каждом контейнере топливные стержни могут быть расположены перпендикулярно топливным стержням, размещенным в смежных контейнерах колонны.

Установка в каждом канале кладки контейнеров из графита, расположенных один над другим с образованием колонны, и размещение сборок топливных стержней в полостях соответствующих контейнеров, последовательно подсоединенных одна в другой в каждой колонне для прохода теплоносителя, позволяет сделать активную зону более гетерогенной. Такая активная зона выгодна (меньше обогащение урана, меньше графита и больше урана в активной зоне). Уменьшение необходимого количества графита позволяет повысить единичную мощность ядерного реактора, используя корпус тех же габаритов, или снизить габариты этого корпуса. В последнем случае появляется возможность использовать металлический корпус, вместо железобетонного, что снижает капитальные затраты на ядерный реактор.

Кроме того, такое выполнение активной зоны позволяет организовать охлаждение топливных стержней непосредственным обтеканием их теплоносителем, что повышает выходную температуру последнего и единичную мощность ядерного реактора.

При перегрузке реактора из каналов кладки поочередно, начиная с самого верхнего, выгружаются контейнеры со сборками топливных стержней. При этом сама кладка остается в активной зоне для дальнейшего использования. Это снижает эксплуатационные затраты на замедлитель.

Такая активная зона характеризуется повышенной равномерностью энерговыделения и выгорания топлива по высоте, что обусловлено относительно небольшой длиной топливных стержней и достаточно равномерным распределением топлива и теплоносителя внутри каждого контейнера. При этом можно приблизиться к оптимальной форме распределения энерговыделения по высоте активной зоны за счет начального профилирования с помощью различной концентрации топлива, а также варьированием размерами и шагом размещения топливных стержней в разных контейнерах.

Сущность изобретения поясняется чертежом, где на фиг.1 показан фрагмент активной зоны уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора; на фиг.2 - разрез А-А фиг.1; на фиг.3 - разрез Б-Б фиг.2.

Активная зона уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора содержит графитовую кладку 1 с вертикальными каналами 2 для прохода теплоносителя. В каждом канале 2 установлены контейнеры 3 из графита, расположенные один над другим с образованием колонны, в каждой из которых полости контейнеров 3 последовательно подсоединены одна к другой для прохода теплоносителя. В полостях контейнеров 3 размещены сборки топливных стержней 4.

В каждой сборке топливные стержни 4 расположены горизонтально и выполнены с квадратным или прямоугольным поперечным сечением. При этом в противоположных стенках каждого контейнера 3 со стороны его полости выполнены вертикальные пазы 5, в которых установлены концы топливных стержней 4. В каждом контейнере 3 топливные стержни 4 расположены перпендикулярно топливным стержням 4, размещенным в смежных контейнерах 3 колонны. Это выравнивает температурную эпюру по поперечному сечению каналов 2 за счет перемешивания теплоносителя в этом направлении, что улучшает теплообмен в активной зоне.

На чертеже показаны топливные стержни 4, размещенные в полости контейнера 3 горизонтально. Однако в общем случае в полости контейнера 3 топливные стержни 4 могут быть размещены и вертикально. При этом в сборках топливных стержней 4 их взаимное расположение также может быть различным: с образованием ширм, пучка и т.д.

Кладка 1 устанавливается на нижнем отражателе 6, в котором непосредственно под каждым каналом 2 имеется входное отверстие 7, а над кладкой 1 располагается верхний отражатель 8 с выходными отверстиями 9, выполненными непосредственно над каждым каналом 2.

Каждый контейнер 3 имеет центрирующее и захватное устройства (не показаны).

Топливные стержни 2 выполнены из микротвэлов, диспергированных в графитовую матрицу. Каждый микротвэл выполнен в виде шара диаметром 1,8 мм с сердечником из двуокиси урана и трехслойной оболочкой из высокотемпературных керамических материалов. Сердечник имеет диаметр 1,4 мм. Внутренний слой оболочки выполняется из пористого пиролитического графита (РуС) с плотностью порядка 1 г/см³. Толщина этого слоя ˜95 мкм. Средний слой выполнен из плотного пиролитического графита (РуС), имеющего плотность порядка 1,8 г/см³ . Толщина этого слоя ˜5 мкм. Наружный слой выполнен из карбида кремния (SiC). Толщина этого слоя - 100 мкм.

Активная зона уран-графитового высокотемпературного ядерного реактора работает следующим образом.

Теплоноситель, например гелий, через входные отверстия 7 в нижнем отражателе 6 попадает сначала в полости нижних контейнеров 3 и затем, поднимаясь вверх, последовательно проходит полости установленных выше контейнеров 3. В полостях контейнеров 3 теплоноситель омывает сборки топливных стержней 4 и при этом нагревается. Нагретый теплоноситель покидает активную зону через выходные отверстия 9 в верхнем отражателе 8.

При перегрузке реактора контейнеры 3 с размещенными в их полостях топливными стержнями 4 последовательно, начиная с верхних контейнеров 3, выводят из соответствующих каналов 2, а затем в последние вводят контейнеры 3 со свежими топливными стержнями 4 или контейнеры 3 из других каналов 2.

В такой активной зоне топливные стержни 4 сконцентрированы в полостях контейнеров 3, вне основной массы графитового замедлителя - кладки 1. В результате создается существенная гетерогенность активной зоны, при которой требуется существенно меньшее оптимальное отношение масс графита и урана. Соответственно уменьшаются габариты активной зоны и габариты корпуса реактора или появляется возможность существенно повысить единичную мощность этого реактора. Повышению единичной мощности ядерного реактора способствует также непосредственное охлаждение топливных стержней 4 теплоносителем, приводящее к повышению выходной температуры последнего.

При перегрузке реактора из активной зоны извлекаются только контейнеры 3 с топливными стержнями 4. Основная масса графита, которая находится в кладке 1, остается в активной зоне для дальнейшего использования. В результате резко снижается расход реакторного графита.