ШАРОВОЙ ПОГЛОЩАЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

Область техники, к которой относится полезная модель
Полезная модель относится к ядерной технике. Она предназначена для изготовления шаровых поглощающих элементов (пэлов) системы управления и защиты (СУЗ) и шаровых выгорающих поглощающих элементов (впэлов) системы оптимизации энергораспределения в активной зоне (АкЗ) с шаровыми твэлами в ядерном реакторе с большим подогревом жидкометаллического теплоносителя (ЖТН) и высоких температур.
Уровень техники
4
238
Чтобы обеспечить непрерывность цепной реакции деления ядерного топлива и требуемую тепловую мощность АкЗ, другими словами, для поддержания среднего потока нейтронов в АкЗ на заданном уровне, используют поглотители нейтронов, выполненные в виде поглощающих элементов (пэлов). В пэлах применяют материалы, которые поглощают нейтроны, не выделяя много тепловой энергии. К этим материалам относятся такие химические элементы как В (бор), Cd (кадмий), соединения ВС, BN, дибориды переходных металлов и др. Для реакторов на быстрых нейтронах поглотителем может быть только бор. Также могут применяться делящиеся материалы U и др., которые вводятся в АкЗ после снижения запаса ее реактивности. Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется Ni (никель), имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии АкЗ, и их погружение в соответствующие каналы вызывает снижение утечки нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности [1].
10
Боросодержащие материалы являются (ν-α) поглотителями и потому более подвержены радиационным формоизменениям. Они характеризуются значительным выходом под оболочку гелия и трития, зато позволяют создать регуляторы СУЗ большой эффективности, увеличивая обогащение бора сильно поглощающим изотопом - В. Использование борных поглотителей значительно упрощает процедуру послереакторного обращения с пэлами. С другой стороны, именно стержневые конструкции пэлов с трубчатой оболочкой в значительной степени ограничивают ресурс их работы в АкЗ реактора из-за большого формоизменения поглотителя и значительного выхода под оболочку гелия и трития, что приводит довольно быстро к локальной деформации длинных трубчатых оболочек стержней, сокращая их ресурс.
В результате установки пэла в АкЗ в объеме вокруг него количество нейтронов, родившихся в результате реакции деления ядерного топлива, равно количеству нейтронов поглощенных в конструкционных материалах АкЗ, теплоносителе, замедлителе, пэле и в самом ядерном топливе. Баланс между родившимися нейтронами и поглощенными в АкЗ определен значением параметра Кэф. Если Кэф=1, то в АкЗ выделяется во времени одно и то же количество тепла. Если Кэф>1, т.е. при избыточной реактивности АкЗ, количество тепла будет со временем увеличиваться, реактор находится в разгоне (термин) и, если не заглушить (термин), то произойдет тепловое разрушение АкЗ. Если Кэф<1, то количество тепла будет уменьшаться. Термин - АкЗ реактора переходит в заглушенное состояние, но в АкЗ сохраняется остаточное тепловыделение за счет реакций деления ядер топлива запаздывающими (термин) нейтронами, и если не охлаждать АкЗ, то она расплавится.
Решение первой задачи - поддержания Кэф=1 выполняет СУЗ, которая имеет в АкЗ специальные каналы с пэлами, которые могут с требуемой скоростью вводиться на требуемую глубину в АкЗ и выводиться из нее. Эта скорость определенна скоростью разгона реактора, а глубина ввода пэла в АкЗ определена из условия достижением Кэф=1. Таким образом, пэлы для СУЗ должны перемещаться в каналах, пронизывающих АкЗ, с определенной скоростью и поглощать излишние нейтроны в зависимости от глубины их ввода в объем АкЗ.
Второй задачей для обеспечения надежной и длительной работы АкЗ является поддержания такого распределения энерговыделения по объему АкЗ, чтобы подогрев теплоносителя на выходе из АкЗ был одинаковым и близким к максимально допустимому значению. Это требование обусловлено явлением кризиса теплоотдачи с поверхности твэлов и принятым значением коэффициента запаса до кризиса Даже если в АкЗ установить твэлы с одинаковой плотностью ядерного топлива, равномерности энерговыделения не добиться, поскольку энерговыделение также зависит и от распределения по объему АкЗ плотности нейтронного потока (ПНП). В естественном состоянии (без профилирования) ПНП в сердцевине АкЗ больше, чем на ее периферии. Профилирование ПНП производят установкой в АкЗ пэлов, размещение которых делают на основании ожидаемого после начальной загрузки распределения плотности ядерного топлива и нейтроно-физических расчетов распределения ПНП.
Третьей задачей является поддержание требуемого распределения ПНП по объему АкЗ в процессе работы реактора, поскольку ядерное топливо выгорает и его плотность уменьшается. Причем, неравномерно. Где ПНП больше, там выгорает топлива больше. Решение этой задачи на сегодняшний момент может быть сделано двумя известными способами. 1. Распределять плотность ядерного топлива первоначальной загрузкой с различным обогащением делящегося изотопа в твэлах. 2. Распределять по объему АкЗ пэлы, которые в процессе работы уменьшают свою поглощающую нейтроны способность. Такие пэлы получили название «выгорающий поглощающий элемент» (впэл). Т.е. за счет выгорания поглощающий материал уменьшает в процессе работы реактора свою способность поглощать избыточные нейтроны. Таким образом, в местах, где ПНП больше, то выгорает и ядерное топливо в твэлах, и поглотитель в впэлах, а результирующее энерговыделение сохраняет во времени примерно исходное значение.
Четвертой задачей является длительность работы реактора (кампания - campaign) с одной загрузкой ядерного топлива. Длительность кампании увеличивается, если заложить много ядерного топлива в АкЗ (с большим обогащением делящегося изотопа), но при этом значительно увеличится Кэф. Для его снижения до Кэф=1 потребуется заложить в АкЗ много впэлов, что снизит коэффициент использования нейтронов, и, в конечном счете, приведет к снижению экономических показателей топливного цикла атомного реактора. В настоящее время стоимость обогащения ядерного топлива заметно снизилась, поэтому для продления кампании используют загрузку АкЗ более обогащенным топливом вместе с большим количеством впэлов. Для особых случаев при определенном соотношении обогащения топлива и выгорающего материала в АкЗ можно добиться длительность кампании около 30 лет и более.
2
2
Для выработки электроэнергии на АЭС сейчас в мире используются в основном три типа реакторов: БН - реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим (натрий) теплоносителем, PWR и ВВЭР - реактор на тепловых нейтронах с водой в качестве замедлителя и теплоносителя, CANDU - реактор на тепловых нейтронах с тяжеловодным замедлителем DO и водой НО в качестве теплоносителя. Все эти и другие реакторы имеют стержневую конструкцию твэлов. Это металлическая трубка длиной с высоту АкЗ, заполненная таблетками ядерного топлива. Твэлы объединяют в тепловыделяющие сборки (ТВС), из которых затем составляется АкЗ реактора. Этому техническому решению уже больше 65 лет. Отличаются только реакторы CANDU, имеющие горизонтальный поток теплоносителя в горизонтально расположенных ТВС. В них длина стержневых твэлов равна 1/4 длины АкЗ. Твэлы объединены в пучок и расположены по 4 пучка в одной ТВС последовательно.
Именно стержневая конструкция твэлов, объединенных в тепловыделяющие сборки - ТВС (в PWR - кассеты), предопределила предельно допустимую температуру подогрева теплоносителя между входом и выходом из АкЗ. Так для PWR и ВВЭР максимально допустимый перепад ΔТ составляет всего около 33°С [2].
Для жидкометаллического теплоносителя ΔT около 200°С. Например, для БН-600: Твх=380°С, Твых=550°С, ΔТ=170°С, АкЗ высота 0,75 м диаметр 2,05 м, для БРЕСТ-ОД-300: Твх=420°С, Твых=540°С, ΔТ=120°С, АкЗ высота 1,1 м диаметр - м [3].
Превышение этих значений перепада температуры приводит к разрушению стержневых твэлов из-за температурных удлинений. Для ВВЭР и PWR предельный подогрев теплоносителя в АкЗ к тому же ограничен температурными напряжениями, возникающими в высоких и толстостенных их корпусах. Более того, стержневая конструкция твэлов и ТВС из них, ограничивают скорость изменения мощности АкЗ т.е., атомный реактор со стержневой конструкцией твэлов в принципе не может работать в режиме изменения и слежения за нагрузкой.
Что касается конструкций СУЗ, то стержневые твэлы внесли следующие существенные ограничения на возможность профилирования ПНП по объему АкЗ, а также предопределили негативные свойства атомных реакторов типа ВВЭР, PWR и БН в отношении их больших размеров по высоте.
В реакторах со стержневыми твэлами пэл выполнен тоже в виде стержня - герметичной оболочки (трубки), заполненной таблетками или засыпкой поглощающего нейтроны элемента. Стержни пэл вводятся в АкЗ в прямые каналы СУЗ, располагаемые, как правило, в центре ТВС. Длина стержней пэл равна высоте АкЗ. Для извлечения стержневого пэла над АкЗ должно быть пространство по высоте равное высоте АкЗ. Над АкЗ в корпусе ядерного реактора над каждым каналом СУЗ имеется герметичное устройство разделения внутриреакторной среды с внешней средой. Через это устройство усилия от механического привода СУЗ передаются на стержни пэл для их перемещения по высоте АкЗ. Габаритные размеры корпуса атомного реактора вместе с приводами над корпусом, как правило, превышают высоту его АкЗ примерно в 2,7-3,5 раза. Количество каналов СУЗ, например для ВВЭР-1000, составляет 109 шт. при диаметре АкЗ 3,2 м [2]. Т.е. крышка корпуса реактора, которая должна выдерживать давление 16 МПа перегретой воды, пронизана над АкЗ как минимум 109 отверстиями.
С точки зрения ядерной безопасности использование большого объема перегретой воды в корпусе ВВЭР или WPR, содержащей к тому же радиоактивные элементы, уже на сегодняшний день, и тем более в перспективе, не является лучшим техническим решением конструкции ядерного реактора для АЭС. Этой конструкции реактора уже более 65 лет.
Во всех типах реакторов стержни СУЗ распределены на группы. Группа ручных регуляторов (стержни РР) предназначена для профилирования ПНП по радиусу АкЗ. Группа автоматических регуляторов (стержни АР) предназначена для поддержания Кэф=1. Скорость перемещения стержней АР больше стержней PP. Для быстрого заглушения АкЗ реактора имеются стержни аварийной защиты (стержни AЗ) или впрыск в теплоноситель жидкого поглотителя нейтронов (например, борной кислоты). По высоте АкЗ профилирование ПНП не предусмотрено.
В последних разработках были применены впэлы в виде стержня с диаметром равным диаметру стержневого твэла. Такой стержневой впэл заранее устанавливается в ТВС в определенную ячейку вместо твэла до установки ТВС в АкЗ. Место размещения ТВС в АкЗ и место расположения стержневого впэла в ТВС заранее определялось нейтронно-физическим расчетом. В последующем при необходимости переместить впэл в другое место АкЗ во время перегрузки топлива можно только вместе с ТВС.
Есть также другое техническое решение для оптимизации энергораспределения в АкЗ со стержневыми твэлами. Оно заключается в добавлении выгорающего поглощающего элемента непосредственно в таблетку ядерного топлива в стержневом твэле. Однако это техническое решение в эксплуатационном плане обладает по существу такими же недостатками, как и стержневой впэл в ТВС. Кроме того, распределение при смешении частиц поглотителя с частицами топлива в таблетке происходит случайным образом, и не поддается контролю. В смеси частица топлива может быть вплотную с частицей поглотителя, что приведет к локальному перегреву, разгерметизации оболочки и выбросу радиации.
В последнее время для ЖТН появились конструкции АкЗ из шаровых твэлов, обладающих большой устойчивостью к перепаду температуры по его диаметру. На один шаровой твэл допустимый перепад около 8-10°С. Если АкЗ состоит из 100 слоев таких шаровых твэлов, то допустимый перепад по высоте АкЗ может достигать 1000°С. В такой АкЗ можно подогревать теплоноситель на 1000°С. Для АкЗ с шаровыми твэлами принципы построения СУЗ на основе стержневых пэлов и системы оптимизации энергораспределения на основе стержневых впэлов вообще не приемлемы ввиду разрушения стержневых оболочек пэлов и впэлов при больших перепадах температуры (800-1000°С) вдоль их длины.
Конструкция стержневого впэла аналогична конструкции стержневого твэла в ТВС.
Конструкция стержневого пэла в качестве регулирующего органа (РО) СУЗ водоводяных реакторов представлена на фиг. 1а) [4]. Регулирующий стержень 1 ядерного реактора состоит из оболочки 2, внутри которой расположен столб 3 поглотителя нейтронов с высотой L, равной высоте АкЗ. Одна часть 4 столба 3 включает материал, имеющий с нейтронами (ν-α) реакцию, например порошок карбида бора. Другая часть 5, вводимая в активную зону (на чертеже не показана) первой, высота которой 1, содержит материал, в качестве которого использовано соединение на основе диспрозия, имеющее с нейтронами (ν-γ) реакцию. Высота 1 части 5 составляет 25-30% от высоты L столба 3. Оболочка загерметизирована, например сваркой, при помощи нижней 6 и верхней 7 концевых деталей [4].
Между верхней концевой деталью 7 и столбом 3 может быть предусмотрена полость 8 для сбора газов, а также для размещения в ней фиксатора 9 столба 3. В связи с тем, что при облучении нейтронами части 4 столба 3 процесс газовыделения из карбида бора совершенно незначителен из-за наличия части 5, занимаемой диспрозием, в полость 8 может быть помещен утяжелитель 10 массы стержня, см. фиг. 1 б) [4].
В патенте [5] регулирующий стержень для быстрых энергетических реакторов состоит из трех звеньев, см. фиг. 2: верхнего - а), среднего - б) и нижнего - в) или г), шарнирно соединенных между собой, причем верхнее звено состоит из захватной головки и удлинительной трубы, нижнее звено, выполненное из трубы и наконечника, является удлинителем и выполняет роль направляющего участка, среднее звено (рабочее) содержит поглощающую часть 4. Поглощающая часть обычно состоит из набора поглощающих элементов (пэлов), представляющих собой металлические трубки, заполненные поглотителем, например, карбидом бора и т.п. Стержень в реакторе расположен в гильзе СУЗ 5, см. фиг. 2 а), представляющей собой трубу с хвостовиком в нижней части, в котором установлены дроссельные шайбы для дозирования расхода теплоносителя на охлаждение стержня СУЗ. Поглощающая часть может содержать как замедлитель нейтронов 6, так и поглотитель нейтронов 7 [5].
Во многих патентах [6, 7 и др.] предлагаемые технические решения конструкции ОР были направлены на уменьшение требуемой высоты корпуса реактора над АкЗ для системы приводов СУЗ. В [7] конструкция ОР отличается тем, что, с целью снижения стоимости за счет уменьшения высоты ядерного реактора (ВВЭР), нейтроно поглощающие части жестко соединены с исполнительными органами приводов, а топливные части органов регулирования соединены с исполнительными органами приводов посредством гибких элементов (тросом или цепью), перекинутых через блоки, размещенные в верхней части ядерного реактора.
По данным патентного поиска в открытых базах аналогов шаровым пэлам и впэлам нет. По функциональному предназначению в качестве прототипа выбран стержневой пэл для реактора на быстрых нейтронах с ЖТН, который показан фиг. 2 [5], части которого по высоте АкЗ соединены шарнирно.
Раскрытие полезной модели
Задачей полезной модели является создание такой единой конструкции шарового пэла и впэла, которая способна обеспечить в канале СУЗ и в АкЗ реактора малое гидравлическое сопротивление потоку ЖТН, а также выдерживать как можно больший перепад температуры ЖТН по высоте АкЗ и скорость его изменения.
Решение задачи полезной модели выполнено следующей единой конструкцией шарового пэла и впэла, которая схематично показана на фиг. 3. Шаровой пэл имеет шарообразную таблетку 1 из поглощающего элемента, а впэл имеет шарообразную таблетку 1 из выгорающего поглощающего элемента. Для СУЗ пэлы соединяются в гирлянды, которые устанавливаются в каналы СУЗ в АкЗ ядерного реактора.
Таблетка 1 диаметром dтаб, находится в герметичной капсуле, сваренной из двух одинаковых полусфер, каждая из которых имеет с внутренней стороны оболочки 2 конусный с углом β выступ 3, которые в собранном виде плотно прижаты к таблетке 1 с противоположных сторон в конусные углубления, переходящие соосно в сквозное отверстие диаметром 2φ. Между торцами конусных выступов 3 сохраняют зазор к для распухания поглощающего элемента.
Зазор 4 для распухания поглощающего элемента толщиной Δ1 между таблеткой 1 и оболочкой 2 капсулы заполнен теплопроводящим газом, например, гелием. Для заполнения внутренней полости герметичной капсулы теплопроводящим газом используются в конусных выступах 3 отверстия 5, которые после заполнения завариваются заглушками 6.
Конусные выступы 3 с внутренней стороны оболочки 2 соосно переходят с наружной ее стороны в две основных теплоотводящих стойки 7, каждая диаметром d1st, на торцах которых сваркой укреплена шаровая гидродинамически прозрачная оболочка (ШГПО) 10 толщиной δ2 ШГПО 10 состоит из двух сваренных по окружности между собой полусфер и имеет идеальную шаровую форму наружным диаметром dtv. Оболочка 2 капсулы с наружи имеет сферическую форму наружным диаметром dкап и толщиной δ1. На поверхности оболочки 2 капсулы имеются дополнительные теплоотводящие стойки 11 диаметрами d2st, которые также соединены сваркой с ШГПО. Для отвода и подачи потока 9 теплоносителя к поверхности оболочки 2 капсулы в ШГПО имеется сеть отверстий 8. Размер зазора Δ2 между поверхностью оболочки 2 капсулы и внутренней поверхностью ШГПО, а также количество, размещение на поверхности ШГПО и размер отверстий 8 обеспечивают гидродинамическую прозрачность движению потока 9 теплоносителя через ШГПО.
Выделяемое в объеме таблетки 1 тепло за счет теплопроводности передается из сердцевины таблетки 1 к оболочке 2 капсулы через конусные выступы 3 основных теплоотводящих стоек и с поверхности таблетки 1 через зазоры 4, заполненные гелием. Большая часть тепла из сердцевины таблетки передается через основные теплоотводящие стойки 3 к ШГПО 10, что позволило уменьшить перепад температуры между сердцевиной и поверхностью таблетки. Поток 9 теплоносителя отбирает тепло со всех греющих поверхностей: с оболочки 2 капсулы, со стоек 7 и 11, с ШГПО 10. Из расчета допустимых температурных увеличений геометрических размеров шаровой конструкции пэлов и впэлов, не вызывающих повреждений плотности капсулы, определен максимально допустимый перепад температуры по диаметру ШГПО, который составил 8-10°С в диапазоне температур от 20 до 1000°С.
Отношение площади теплоотдающих поверхностей к площади наружной поверхности капсулы с поглощающим элементом может быть достигнуто 6:1, т.е. площадь теплоотдачи может быть увеличена до 6 раз по сравнению со стержневым пэлом на 1 см погонной его длины при условии, что диаметр стержневого пэла равен диаметру капсулы шарового пэла.
Геометрические параметры сети отверстий, их размеры и форма на поверхности ШГПО впэлов рассчитываются исходя из условий механической прочности ШГПО при плотной их засыпке вместе с шаровыми твэлами для конкретной активной зоны реактора, а также исходя из требуемой гидродинамической прозрачности потоку теплоносителя через активную зону для конкретного атомного реактора.
Конструкция впэла исключает термоциклические напряжения в ШГПО в точках ее соприкосновения с оболочками соседних твэлов-ШГПО.
Расчет показал, что шаровая конструкция впэла не критична к скорости роста градиента температуры по диаметру ШГПО впэла. В плане термоцикличной прочности герметичная капсула впэл, ввиду ее малых размеров, также достаточно устойчива, что позволит работать активной зоне ядерного реактора в режимах переменной мощности.
Конструкция впэла исключает между собой контакт оболочек герметичных капсул, содержащих таблетки ядерного топлива и выгорающего поглотителя, а, следовательно, исключаются их износ в процессе эксплуатации, механические нагрузки и уменьшается вероятность разгерметизации капсул, и выброса радиоактивности в теплоноситель.
Конструкция впэла позволяет работать активной зоне атомного реактора в любых пространственных положениях и выдерживать динамические нагрузки с любого направления не менее 2g при плотной его засыпке вместе с шаровыми твэлами в тепловыделяющие шестигранной призматической формы кассеты, образующие объем активной зоны атомного реактора.
Для применения в качестве РО в канале СУЗ пэлы соединены в гирлянды, фрагмент которой представлен на фиг. 4 (обозначения элементов соответствуют фиг. 3). Соединение между шаровыми пэлами выполнено шарниром 13. Шарниры 13 крепятся к основным теплоотводящим стойкам 7 шарового пэла. Канал СУЗ представляет собой трубу, которая по высоте АкЗ имеет прямой участок 14, а на выходе из нижней части АкЗ изогнута по радиусу, который позволяет извлекать гирлянду пэлов из АкЗ. Для ограничения радиуса изгиба гирлянды на поверхности ШПГО пэла вокруг оси основной теплоотводящей стойки 7 и шарнира 13 имеется кольцевой ограничитель 12. Количество пэлов в гирлянде определяется высотой АкЗ для конкретного ядерного реактора. На прямом участке трубы 14 создан расход ЖТН, который обеспечивает скорость 15, при которой гирлянда удерживается за счет гидродинамических сил в требуемом положении по высоте АкЗ, не касаясь стенок канала СУЗ. Увеличенным расходом гирлянда перемещается вверх, уменьшенным - вниз. Все геометрические размеры шарового пэла и зазор между ШГПО и стенкой канала 14 получены из совместного тепло-гидродинамического расчета потока ЖТН в канале СУЗ.
Промышленная применимость
Шаровая конструкция пэл и впэл позволяет создавать активную зону мощных малогабаритных ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем в двухконтурном исполнении с паротурбинным или газотурбинным термодинамическим циклом. Такая активная зона может работать в любом пространственном положении и при динамических нагрузках с любого направления. В наземном варианте полезная модель может быть использовано для создания АЭС «АТОМ-ГТУ» с газотурбинной силовой установкой с к.п.д. около 60% в блочном исполнении, что позволит доставлять компоненты ядерного реактора непосредственно на площадку строительства, том числе, ядерное топливо в не разрушаемых контейнерах, воздушным транспортом с десантированием. В обоих вариантах активная зона с шаровой конструкцией пэлов и впэлов позволяет работать ядерному реактору в режиме переменных нагрузок.
Литература
1. Управляющий стержень. http://dic.academic.ru/images/Logo.png
2. Реакторные установки - Атомные электрические станции и их оборудование. http://leg.co.ua/arhiv/generaciya/atomnye-elektricheskie-stancii-i-ih-oborudovanie-18.html
3. АЭС с жидкометаллическим теплоносителем - Атомные электрические станции и их оборудование. http://leg.co.ua/arhiv/generaciya/atomnye-elektricheskie-stancii-i-ih-oborudovanie-35.html
4. Регулирующий стержень ядерного реактора, http://www.findpatent.ru/patent/207/2077741.html
5. Регулирующий стержень ядерного реактора на быстрых нейтронах. http://www.findpatent.ru/patent/212/2122245.html
6. Ядерный реактор, http://www.findpatent.ru/patent/206/2062513.html
7. Ядерный реактор, http://www.findpatent.ru/patent/100/1007532.html