активная зона быстрого u-pu реактора и cпособ управления, обеспечивающие работу реактора в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме без запаса реактивности

Формула изобретения

1. Активная зона быстрого U-Pu реактора, содержащая систему охлаждения, чередующиеся зоны малого и большого обогащения топлива, сформированные из тепловыделяющих сборок, систему управления и защиты (СУЗ) с управляющими стержнями с соединением ¹⁰ В, отличающаяся тем, что

в зонах малого и большого обогащения топлива концентрация ²³⁹Pu ниже и выше равновесной концентрации Pu соответственно;

СУЗ наряду с управляющими стержнями с соединением ¹⁰В содержит регулирующие стержни с ²³⁸U;

часть зон малого обогащения топлива имеет приемные цилиндры с возможностью необратимого введения в них приводом СУЗ регулирующих стержней с ²³⁸U.

2. Активная зона быстрого U-Pu реактора по п.1, отличающаяся тем, что зоны малого и большого обогащения топлива сформированы из тепловыделяющих сборок с тепловыделяющими элементами стержневого типа.

3. Активная зона быстрого U-Pu реактора по п.1, отличающаяся тем, что в регулирующих стержнях используется отвальный уран или его соединения.

4. Активная зона быстрого U-Pu реактора по п.1, отличающаяся тем, что отношение концентрации ²³⁹ Pu к равновесной концентрации плутония находится в диапазоне от 0,7 до 0,9 для зон малого обогащения топлива и в диапазоне от 1,005 до 1,2 для зон большого обогащения топлива.

5. Активная зона быстрого U-Pu реактора по любому из пп.1-4, отличающаяся тем, что система охлаждения имеет два контура.

6. Активная зона быстрого U-Pu реактора по пп.1-4, отличающаяся тем, что система охлаждения имеет три контура.

7. Активная зона быстрого U-Pu реактора по п.6, отличающаяся тем, что в первом контуре системы охлаждения используется натрий, во втором - эвтектика PbBi, в третьем - водяной пар, причем основная часть второго контура находится вне активной зоны.

8. Способ управления активной зоной быстрого U-Pu реактора, содержащей чередующиеся зоны малого и большого обогащения топлива с концентрацией ²³⁹Pu ниже и выше равновесной концентрации ²³⁹ Pu соответственно, СУЗ с управляющими стержнями с ¹⁰ В и регулирующими стержнями с ²³⁸U, с частью зон малого обогащения топлива, имеющих приемные цилиндры для необратимого введения в них регулирующих стержней с ²³⁸U, при котором:

вывод реактора на мощность и вывод активной зоны на саморегулируемый режим работы с коэффициентом воспроизводства топлива КВА ~ 1 осуществляют выведением управляющих стержней с соединением ¹⁰В, используя начальный запас реактивности, который расходуется к моменту установления саморегулируемого режима работы;

квазистационарный саморегулируемый нейтронно-ядерный режим работы обеспечивают тем, что для поддержания рабочей мощности в приемные цилиндры одной или нескольких зон малого обогащения топлива движением регулирующих стержней необратимым образом вводят обедненный уран или его соединения в количестве, компенсирующем небольшую положительную реактивность, возникающую при работе активной зоны в саморегулируемом режиме;

останов реактора осуществляют введением управляющих стержней с соединением ¹⁰В, в количестве, достаточном для перевода реактора в подкритическое состояние с учетом компенсации добавочной реактивности.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкциям активной зоны и процессам, происходящим в ней, для U-Pu быстрых реакторов с различными видами топлива и теплоносителя. Изобретение является существенным развитием идей Л.П.Феоктистова, указавшего необходимое условие для работы U-Pu реактора с однородной активной зоной в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме 1-го рода (СНЯР-1) с коэффициентом воспроизводства в активной зоне (КВА) ~ 1 (Л.П.Феоктистов, 1988, Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова № 4605/4, Л.П.Феоктистов, 1989, ДАН Т.309, № 4, С.864-867). Это условие требует, чтобы концентрация ²³⁹Pu в активной зоне была ниже равновесной концентрации плутония:

где - концентрация ²³⁹Pu, - равновесная концентрация ²³⁹Pu, - концентрация ²³⁸U, Сечения реакций усреднены по спектру нейтронов. Зоны реактора, где выполнено данное неравенство, называются зонами малого обогащения (ЗМО). Известны быстрые U-Pu реакторы (действующие и проектируемые), содержащие активную зону, состоящую из нескольких зон большого обогащения - ЗБО¹ в некоторых случаях окруженную зоной воспроизводства из оксида обедненного урана. В качестве топлива в этих реакторах используют смесь оксидов PuO₂, UO₂ и натриевый теплоноситель (например, БН-600 см. Ф.М.Митенков, Р.А.Песков, Е.Ф.Митенкова, Атомная энергия, 2008, Т.104, Вып.2, с.94-99; А.А.Ринейский, Атомная стратегия, 2006, № 23, с.23-25; Суперфеникс, см. Г.Кесслер "Ядерная энергетика", М., Энергоатомиздат, 1986, с.110-138).

Данные реакторы имеют следующие существенные недостатки:

1. Для работы реакторов необходим запас реактивности (3% для БН-800, см. Ф.М.Митенков, Р.А.Песков, Е.Ф.Митенкова, Атомная энергия, 2008, Т.104, Вып.2, с.94-99), который используется для пуска реактора и далее на протяжении всей работы реактора для компенсации выгорания ²³⁹Pu. Большой запас реактивности существенно понижает безопасность реактора.

2. Большой запас реактивности приводит к необходимости «тяжелой» системы компенсирующих стержней, что повышает эксплутационные расходы.

3. Управление реакторами осуществляется путем вывода из активной зоны реактора соединений бора. ¹⁰В в значительных количествах присутствует на протяжении всей реакторной кампании, его выгорание приводит к образованию радиационно-опасного трития.

4. Реакторная кампания без смены топлива и подпитки у таких реакторов меньше одного года.

5. Неравномерность энерговыделения при работе реактора по времени и по пространству активной зоны.

6. Пожарная опасность натриевых контуров реактора, возникающая при аварийной утечке натрия и взаимодействии его с водой (водяным паром).

Важными достоинствами реакторов серии БН является интегральная конструкция реактора, оригинальная конструкция корпуса. Дополнительная безопасность реактора обеспечивается натриевыми полостями в тепловыделяющих сборках вместо верхнего торцевого экрана для снижения положительной составляющей натриевого пустотного эффекта реактивности до слабоположительной или отрицательной величины (см. А.А.Ринейский, Атомная стратегия, 2006, № 23, с.23-25).

Наиболее близкими по физическим принципам работы к предлагаемой активной зоне реактора являются предложения Л.П.Феоктистова (Л.П.Феоктистов, 1988, Препринт ИАЭ им. И.В.Курчатова № 4605/4, Л.П.Феоктистов, 1989, ДАН Т.309, № 4, с.864-867) и проекты реакторов БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200, с нитридным U-Pu топливом и свинцовьм теплоносителем («Белая книга ядерной энергетики» под общ. ред. проф. Е.О.Адамова. М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ. 2001). Данные реакторы выгодно отличаются от реакторов серии БН и Суперфеникс тем, что они работают в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме, обеспечивающем их естественную безопасность. Активная зона данных реакторов состоит из одной (для реактора, предложенного Л.П.Феоктистовым) или нескольких (реактор БРЕСТ) ЗМО. В реакторе БРЕСТ органы управления расположены на периферии активной зоны и содержат соединение ¹⁰В. Важным преимуществом этого реактора является использование бесчехловых тепловыделяющих сборок.

Указанные реакторы имеют следующие существенные недостатки.

1. Активные зоны реактора, предложенного Л.П.Феоктистовым, и реактора Брест содержат только зоны малого обогащения. Поэтому в этих реакторах реализуется саморегулируемый нейтронно-ядерный режим 1-го рода, что не позволяет использовать в них наиболее распространенное и технологически отработанное оксидное U-Pu топливо, т.к. для него критическая концентрация выше равновесной.

2. Неравномерность энерговыделения при работе реактора по времени и по пространству активной зоны.

3. Реакторная кампания без смены топлива у таких реакторов не превышает одного года.

4. Коррозия конструкционных элементов под действием Pb и PbBi теплоносителей.

5. Использование PbBi в качестве теплоносителя приводит к образованию сильно радиоактивного ²¹⁰Po.

6. Использование соединений ¹⁰В в течение всей кампании приводит к появлению заметного количества трития.

Задача, на решение которой направлено настоящее изобретение, заключается в повышении безопасности быстрых реакторов; реализации работы реактора без запаса реактивности; упрощении и удешевлении управления реактором при сохранении отработанных технических решений (топливо, теплоноситель, компоновка реактора) и существенном увеличении времени работы реактора без перегрузок. Результатом решения данной задачи являются следующие технические результаты:

специальный выбор параметров активной зоны быстрого U-Pu реактора обеспечивает его работу с КВА чуть больше 1: в активной зоне происходит полное воспроизводство сгорающего ²³⁹Pu и компенсация потери реактивности за счет поглощения нейтронов продуктами деления;

реактор может работать с различными видами топлива - оксид, нитрид или (возможно) карбид урана-плутония, при этом в топливе (так же как для БН и БРЕСТ) помимо урана и плутония содержатся и другие актиноиды из отработавшего топлива. При переработке отработавшего топлива не требуется разделять актиноиды. В качестве теплоносителя можно использовать натрий, свинец-висмут, свинец;

основную часть времени реактор работает в квазистационарном режиме, что значительно упрощает управление реактором;

геометрия активной зоны близка к цилиндрически симметричной, что повышает безопасность и устойчивость работы реактора;

начальный запас реактивности меньше _эфф ( _эфф - эффективная доля запаздывающих нейтронов) и на порядок меньше запаса реактивности у существующих реакторов;

реактор работает длительный срок (2-3 года) без запаса реактивности; до 70% начального запаса реактивности расходуется (путем вывода управляющих стержней, содержащих соединение ¹⁰В) за 3-6 суток для вывода реактора на мощность; после выхода на саморегулируемый режим (через 10-20 суток с момента пуска) запас реактивности для работы реактора не требуется;

в саморегулируемом режиме управление реактором осуществляется путем необратимого введения регулирующих стержней из ²³⁸ U или его соединений в зону (зоны) малого обогащения; эти стержни одновременно играют роль подпитки, компенсируя выгорающий ²³⁸U, при этом регулируется скорость образования ²³⁹ Pu;

в саморегулируемом режиме работы реактор может быть остановлен (например, для проведения профилактических работ) и перезапущен с восстановлением саморегулируемого режима работы.

Задача, на решение которой направлено настоящее изобретение, решается с помощью монтажа активной зоны реактора из чередующихся зон малого и большого обогащения (ЗМО и ЗБО) (см. чертеж). Каждая зона представляет собой цилиндрический слой, заполненный тепловыделяющими сборками (ТВС), состоящими из твэлов (тепловыделяющих элементов) с гомогенным топливом. В этих твэлах должны быть предусмотрены газосборники для удаления легких газообразных осколков. Для дополнительного радиального выравнивания энерговыделения каждая из ЗМО (ЗБО) может быть разбита на несколько подзон малого (большого) обогащения. Концентрации ²³⁹Pu в ЗМО и ЗБО подбираются так, чтобы при разумных размерах активной зоны обеспечить критичность исходной сборки реактора, максимальную длительность реакторной кампании и однородность энерговыделения как по пространству, так и по времени. Быстрый реактор с активной зоной такой конструкции при специальном выборе начальных параметров может работать с КВА ~ 1 в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме 2-го рода (СНЯР-2).

Для работы такого реактора в СНЯР-2 необходимо наличие в активной зоне одной или нескольких ЗМО (таким образом, условие Л.П.Феоктистова в этом случае выполнено только в части активной зоны - в ЗМО). В ЗМО вследствие условия происходит выработка плутония, тогда как в ЗБО происходит его выгорание. Для существования СНЯР-2 необходимо, чтобы выработка ²³⁹Ри в ЗМО полностью компенсировала выгорание ²³⁹Pu во всей активной зоне и падение реактивности за счет образования поглощающих продуктов деления. На основании расчетных исследований предлагается, чтобы в начальной сборке отношение N^Pu239/N_eq находилось в диапазоне от 0.7 до 0.9 для ЗМО и в диапазоне от 1.005 до 1.2 для ЗБО. Указанные значения N^Pu239/N_eq получены в результате математического моделирования активных зон быстрых реакторов различной мощности с разными видами топлива и теплоносителя.

Пуск и управление реактора с описанной выше активной зоной осуществляются следующим образом.

На первом этапе осуществляется вывод реактора на мощность (3-6 суток) и на саморегулируемый режим (10-20 суток с момента пуска) путем извлечения нейтронопоглощающих управляющих стержней (например, стержней, содержащих соединения ¹⁰В) из зоны управления, расположенной в активной зоне вблизи оси реактора. Скорость выведения этих стержней рассчитывается управляющей системой реактора на основании показателей датчиков, измеряющих в нескольких точках активной зоны поток нейтронов, температуру либо другие показатели, характеризующие энерговыделение в активной зоне реактора.

За 10-20 суток работы на начальном запасе реактивности < _эфф в активной зоне реактора устанавливается равновесная концентрация ²³⁹Np, после этого реактор начинает работать в саморегулируемом режиме без запаса реактивности (второй этап работы). На этом этапе реактор работает с КВА, немного большим единицы: выгорающий ²³⁹Pu полностью компенсируется образующимся с помощью известной цепочки превращений ²³⁸ U ²³⁹U ²³⁹Np ²³⁹Pu. За счет оптимизации состава топлива и параметров активной зоны продолжительность второго этапа может быть доведена до трех лет. Параметры реактора обеспечивают на втором этапе небольшую положительную реактивность ( ~10^-4<< _эфф), которая компенсируется вводом в приемные цилиндры ЗМО слабого поглотителя из ²³⁸U или его соединений. Ввод урана одновременно:

a) компенсирует рост нейтронного потока;

b) замещает массу ²³⁸ U, превращающегося в плутоний;

c) обеспечивает необходимую скорость образования ²³⁹Pu из ²³⁸ U.

Условие < _эфф обеспечивает безопасность работы реактора на этапе пуска. При появлении надкритичности (из-за ошибки или отказа в управлении реактором) имеется достаточно времени (порядка минут, это время определяется временем жизни запаздывающих нейтронов) для срабатывания механической системы защиты реактора и предотвращения разгона реактора на мгновенных нейтронах. Таким образом, предлагаемый реактор на этапе пуска является более безопасным по сравнению с традиционными реакторами, для которых условие < _эфф не выполняется на протяжении большей части кампании и, следовательно, возможен разгон на мгновенных нейтронах.

Заметим, что без компенсации ²³⁸U, превращающегося в плутоний, скорость образования ²³⁹Pu монотонно уменьшается вплоть до появления отрицательной реактивности. Это обстоятельство является одним из главных недостатков проекта реактора БРЕСТ.

На первом этапе управление реактором осуществляется путем вывода управляющих стержней с ¹⁰В, на втором этапе они не требуются. В управляющих стержнях содержится такое количество соединения ¹⁰В, чтобы после выхода на саморегулируемый режим (СНЯР-2) его остаток составлял величину порядка нескольких процентов от его первоначального количества. Выбор начальных параметров топлива обеспечивает установление саморегулируемого режима и работу реактора без запаса реактивности. Без установления саморегулируемого режима работа реактора без запаса реактивности невозможна.

На втором этапе (после установления саморегулируемого режима) реактор работает в слабо надкритическом квазистационарном режиме с КВА ~ 1 и << _эфф. При этом изменение по времени физических параметров (в том числе нейтронного потока) активной зоны реактора на порядок меньше, чем на стадии пуска реактора. Поэтому на этом этапе для обеспечения постоянства энерговыделения реактора достаточно «тонкого» управления. Управление на этом этапе осуществляется путем ввода в ЗМО регулирующих стерженей из соединения ²³⁸ U. Ввод этих стержней приводит к поглощению нейтронов, что позволяет регулировать энерговыделение реактора. При этом изменение плотности потока нейтронов на порядок меньше, чем эта величина на стадии пуска реактора.

Для реализации тонкого управления в ряде ТВС, расположенных в ЗМО, часть твэлов заменяются на полую металлическую трубку цилиндрической формы (приемный цилиндр), в которую необратимым образом в течение реакторной кампании вводится регулирующий стержень из соединения ²³⁸U (в твердом состоянии), так чтобы обеспечить постоянство энерговыделения реактора. Нижний конец у приемного цилиндра расположен в нижней плоскости активной зоны реактора, высота приемного цилиндра примерно равна удвоенной высоте активной зоны реактора. Для "идеального" цилиндрически симметричного реактора приемные цилиндры равномерно (по азимутальной координате) заполняют цилиндрический слой (несколько слоев) в зоне (зонах) малого обогащения. Для реального реактора оптимальная область расположения приемных труб определяется расчетно-экспериментальным путем, так чтобы обеспечить равномерность энерговыделения по активной зоне в течение всей кампании. Пример расположения приемных цилиндров представлен на чертеже.

В исходном состоянии регулирующие стержни полностью выведены из активной зоны. Регулирующие стержни связаны с приводом СУЗ (системы управления и защиты) реактора, позволяющим опускать их в заданный момент времени на заданное расстояние. Моменты времени, в которые включается привод и расстояние, на которое при этом опускаются стержни, рассчитываются на основании показателей датчиков, измеряющих в ряде точек активной зоны поток нейтронов, температуру либо другие параметры, характеризующие энерговыделение в активной зоне реактора. В пределах цилиндрического слоя стержни двигаются одновременно и опускаются на одинаковое расстояние. По нашим оценкам, приемлемая стационарность энерговыделения реактора и поддержание СНЯР-2 достигаются, если привод включается каждые 30-60 минут, а стержни при этом опускаются на расстояние порядка 0.1 мм. Для ввода регулирующих стержней могут быть использованы стандартные механизмы привода системы СУЗ, использующие для движения органов управления линейные шаговые электродвигатели (см., например, Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов С.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. М., ИКЦ "Академкнига", 2004, с.168-183), модифицированные так, чтобы обеспечить однонаправленное движение регулирующих стержней и требуемый шаг смещения привода. Легко могут быть предложены и другие способы необратимого ввода ²³⁸U, но учитывая высокие требования, предъявляемые к надежности и безотказности их работы, предпочтительнее использовать проверенные инженерные решения. Заметим, что для работы активной зоны необратимость ввода ²³⁸U необязательна, но она существенно повышает безопасность реактора и гарантирует выполнение договора о нераспространении ядерных материалов.

В саморегулируемом режиме работы безопасность реактора обеспечивается за счет основных физических процессов: образование и выгорание ²³⁹Pu компенсируют друг друга, и реактор автоматически поддерживается в состоянии, близком к критическому.

Для реактора, работающего в СНЯР, разгон на мгновенных нейтронах невозможен. При появлении избыточной реактивности (например, при ошибках в управлении реактором) выгорание плутония возрастает, а скорость его образования остается прежней (вследствие запаздывания при распаде). В результате этого вместо экспоненциального роста мощности возникают медленные колебания (с периодом в несколько часов). Это дает достаточно времени для корректировки управления или останова реактора и гарантирует его внутреннюю безопасность.

На втором этапе реактор может быть остановлен с возможностью его последующего пуска и продолжения работы в саморегулируемом режиме работы. Это позволяет производить необходимые профилактические и ремонтные работы (с помощью робототехники) без выгрузки топлива. Останов реактора осуществляется путем ввода управляющих стержней из соединений ¹⁰В (можно использовать стержни, которые применялись для пуска реактора, либо в случае их значительного выгорания новые стержни) в зону управления, расположенную вблизи оси симметрии активной зоны реактора и, возможно, в ЗМО. Количество поглотителя должно быть достаточным для компенсации добавочной реактивности, образующейся в результате превращения ²³⁹ Np, накопленного к моменту останова, в ²³⁹Pu. Это касается останова любого реактора, работающего с коэффициентом воспроизводства топлива, близким к единице.

Для отвода тепла из предлагаемой активной зоны могут использоваться традиционные технологии, отработанные в реакторах серии БН (в этих реакторах в 1-м и 2-м контурах используется натрий, а в 3-м - водяной пар) и в быстрых реакторах, используемых на атомных подводных лодках и в проекте быстрого реактора СВБР-75/100 (в них используется двухконтурная система охлаждения: в первом контуре используется эвтектика PbBi, во втором - водяной пар). Также возможно использование свинцового теплоносителя (проект реактора БРЕСТ) с двухконтурной системой охлаждения: первый контур - Pb, второй - водяной пар.

Данные варианты имеют следующие существенные недостатки.

Для реакторов серии БН:

пожароопасность второго контура реактора - трехконтурная система исключает возможность возгорания радиоактивного натрия в первом контуре, при этом возможность контакта натрия с водой при разгерметизации второго и третьего контуров сохраняется.

Для реакторов СВБР-75/100 и БРЕСТ:

коррозия конструкционных элементов под действием Pb или PbBi теплоносителя, особенно в активной зоне;

образование в активной зоне ²¹⁰Ро при облучении висмута нейтронами;

использование эвтектики PbBi в активной зоне приводит к большому расходу дефицитного висмута.

Для одновременного преодоления всех этих недостатков предлагается следующая трехконтурная схема теплосъема: в первом контуре используется натрий, во втором - эвтектика PbBi, в третьем - водяной пар. При этом второй (за исключением нескольких теплообменников) и третий контуры располагаются вне активной зоны реактора. При таком чередовании теплоносителей устраняются все вышеперечисленные недостатки реакторов серии БН, СВБР-75/100 и БРЕСТ и достигаются следующие технические результаты:

a) исключение контакта натрия с водой (что практически исключает пожароопасность реактора);

b) существенное уменьшение выделения ²¹⁰Ро (за счет малости потока нейтронов во втором контуре);

c) исключение коррозии конструкционных элементов активной зоны под действием Рb или PbBi теплоносителя, что увеличивает срок службы твэлов;

d) уменьшение расхода дефицитного висмута.