способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора

Формула изобретения

1. Способ эксплуатации исследовательского ядерного реактора с массой топлива, в несколько раз превосходящей критическую, включающий загрузку, выгрузку ТВС и перемещение стержней поглощения нейтронов, отличающийся тем, что формируют локальную область, размножающие свойства которой близки к критическим и которая удалена от экспериментальных каналов с требуемыми постоянными условиями облучения, и извлекают компенсирующие органы из активной зоны в локальной области для компенсации потери реактивности в процессе кампании при выгорании топлива.

2. Способ эксплуатации по п.1, отличающийся тем, что взаимное расположение (координаты) локальной зоны и экспериментальных каналов, в которых необходимо обеспечить постоянство условий облучения, в активной зоне исследовательского реактора может изменяться от кампании к кампании.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих и сооружаемых исследовательских ядерных реакторов, количество топлива в которых в несколько раз превышает критическую массу, путем формирования загрузки активной зоны реактора, работающего в режиме частичных перегрузок топлива, и может быть использовано для обеспечения постоянных условий облучения испытываемых образцов.

Известно, что постоянство условий облучения материалов, образцов и изделий, испытываемых в исследовательских ядерных реакторах, часто составляет одну из основных задач проводимых экспериментов [Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. Учеб. пособие для вузов. - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.26, 168. Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973, с.9, 64]. Для поддержания условий облучения в процессе кампании используют органы регулирования и компенсации реактивности, которые извлекают из активной зоны по мере выгорания топлива. Однако перемещение органов регулирования вблизи экспериментального канала приводит к изменению аксиальной и азимутальной составляющей профиля нейтронного потока в нем, что может не отвечать требуемым условиям испытаний.

Известен способ эксплуатации реактора HFIR (Цыканов В.А., Самсонов Б.В. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1973, с.59-61), в котором выравнивание энерговыделения обеспечивают профилированием загрузки ²³⁵U и введением выгорающего поглотителя. Поглощающая способность органов регулирования реактора, представляющих собой концентрические цилиндры, различна по высоте. Кроме этого, при работе реактора один стержень перемещают вверх, а другой вниз. Переменная по высоте поглощающая способность стержней и такой способ их перемещения способствует минимальному искажению аксиальной составляющей потока нейтронов. Этот реактор используют в основном для накопления трансурановых элементов, облучение материалов в таком реакторе затруднено.

Наиболее близким аналогом является способ эксплуатации, реализованный в исследовательском реакторе АТР (США) [Бать Г.А, Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. Учеб. пособие для вузов. - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.165-168], в котором для обеспечения постоянства распределения потока нейтронов по высоте в экспериментальных каналах используют органы регулирования в виде поворотных барабанов с поглощающим сегментом и двухпозиционные поглощающие стержни.

В соответствии с этим способом в начальный момент кампании барабаны повернуты поглотителем к активной зоне, что ухудшает свойства отражателя. По мере исчерпания запаса реактивности в процессе кампании барабаны поворачивают, отводя поглотитель от границ активной зоны, что увеличивает альбедо отражателя нейтронов и тем самым компенсирует потерю реактивности. Искажения высотного профиля потока нейтронов при этом не происходит. Для тех же целей используют двухпозиционные поглощающие стержни, которые могут размещать в крайних положениях: либо полностью вводить в активную зону, либо полностью выводить из нее.

Недостатком этих способов является то, что они не обеспечивают постоянства азимутальной составляющей профиля нейтронного потока в экспериментальном канале.

Задачей настоящего изобретения является обеспечение постоянного распределения потока нейтронов в экспериментальном канале исследовательского реактора в аксиальном и азимутальном направлении.

Для решения этой задачи в способе эксплуатации исследовательского ядерного реактора с массой топлива, в несколько раз превышающей критическую, включающем загрузку, выгрузку ТВС и перемещение стержней поглощения нейтронов, формируют локальную область, размножающие свойства которой близки к критическим и которая удалена от экспериментальных каналов с требуемыми постоянными условиями облучения, и извлекают компенсирующие органы из активной зоны в локальной области для компенсации потери реактивности в процессе кампании при выгорании топлива.

Штатные ТВС исследовательского реактора, окружающие экспериментальные каналы, играют роль конвертора нейтронов, обеспечивая требуемые условия облучения испытываемых образцов, а локальная область активной зоны обеспечивает поддержание постоянных условий подпитки нейтронами для требуемой плотности потока. Потерю реактивности в процессе кампании реактора компенсируют извлечением компенсирующих органов в локальной зоне. Взаимное расположение (координаты) локальной зоны и экспериментальных каналов, в которых необходимо обеспечить постоянство условий облучения, в активной зоне исследовательского реактора может изменяться от кампании к кампании.

Отличительной особенностью заявляемого решения является возможность обеспечения постоянного профиля нейтронного потока в экспериментальном канале как в аксиальном, так и в азимутальном направлении без перемещения ближних органов регулирования.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной и изобретательным уровнем.

Изобретение иллюстрируется чертежом.

Минимальная невозмущенная критическая загрузка реактора МИР.М1 составляет шесть штатных ТВС, размещенных по кольцу, и одна частично недогруженная - в центре кольца. В активную зону устанавливают до сорока девяти штатных ТВС, то есть полная загрузка содержит несколько критических масс. Поперечное сечение активной зоны представлено на чертеже. При наличии требования обеспечения постоянства профиля нейтронного потока в облучаемых образцах в экспериментальном петлевом канале, например, расположенном в ячейке 3-10, выполняют следующие действия. Размещают ТВС с различным выгоранием топлива и загружают свежие ТВС вместо отработавших таким образом, чтобы в экспериментальных каналах обеспечивалась заданная плотность нейтронного потока после вывода реактора на требуемый уровень мощности, а также формируют локальную область загрузкой свежих ТВС, параметры которой близки к критическим, в удалении от ячейки 3-10, например в районе ячейки 3-4. Реактор выводят на требуемый уровень мощности, формируют при этом необходимый для обеспечения режимов испытания устройств в экспериментальных петлевых каналах профиль энерговыделения частичным или полным извлечением из активной зоны органов регулирования. В ходе кампании компенсацию потери запаса реактивности на отравление топлива продуктами деления и выгорание топлива производят извлечением из активной зоны органов компенсации реактивности, расположенных в районе ячейки 3-4, поглощающих стержней №№14, 15, 24 и компенсаторов реактивности с топливной догрузкой в ячейках 4-3, 4-5, 4-7. Органы регулирования в районе ячейки 3-10 (поглощающие стержни №№18, 19, 27 и компенсаторы реактивности с топливной догрузкой в ячейках 4-11, 4-13, 4-15) в процессе кампании не перемещают, обеспечивая постоянство профиля нейтронного потока в экспериментальном канале, расположенном в ячейке 3-10.