Использование, изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты водо-водяных реакторов. Сущность: регулирующий стержень содержит оболочку, заполненную столбом поглотителя нейтронов. Одна часть столба выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, ) реакцию, в частности из карбида бора. Другая часть столба поглотителя нейтронов, которая вдвигается в активную зону первой, включает гафний. Эта часть выполнена в виде жесткой конструкции, в частности в виде стержня из металлического гафния. Длина стержня из металлического гафния составляет (5 - 30)% от длины столба поглотителя нейтронов. В результате уменьшается суммарная деформация стержня при одновременном сохранении его параметров, обусловленных сочетанием материалов, поглощающих нейтроны. 10 з.п. ф-лы, 2 ил.
В гомогенных реакторах топливо представляет собой пасту сульфата урана, оксида урана, сплава уран-висмут и т.д. Вводимых в котел, эта паста служит как топливо, замедлитель и охлаждающая жидкость. Вы можете использовать только обогащенное топливо. Эти реакторы находятся в стадии изучения и только были построены с малой мощностью, с тонкой экспериментальной.
Существует несколько типов ядерных реакторов, которые включают в себя различные решения и технологии. Существенные различия между одним и другим относятся к используемому ими топливу, замедлителю и хладагенту. Реактор кипящей воды. Поскольку контуры воды независимы, только теплообменник защищен биологическим барьером, паровая турбина свободна от радиоактивности, и поэтому защита не требуется.
Регулирующий стержень ядерного реактора.
Область техники, к которой относится изобретение.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водо-водяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями.
Из-за низкой радиоактивности диоксида углерода или гелия, теплообменник может быть установлен без биологической защиты. В них мы находим три модальности. Судно этого реактора имеет меньшие размеры, по этой причине можно корректировать увеличение давления хладагента, что улучшает тепловую эффективность реактора. Газ, который облегчает получение очень высоких температур без достижения избыточного давления, что позволяет повысить тепловые характеристики реактора. Использует уран, плохо обогащенный до 2%. . Мы находим эти типы реакторов в Англии, Франции, Италии и Японии.
Нормальная и безопасная эксплуатация ядерного реактора обеспечивается поддержанием реактивности на необходимом уровне во время пуска, останова, переходных процессов, а также резким снижением реактивности при останове реактора. Для этого реактор оснащается регулирующими стержнями различного исполнения, соединенными с приводом, перемещающим их по высоте активной зоны для изменения в требуемых пределах реактивности.
Этот тип реактора находится во Франции, в Маркуле, пар после прохождения через теплообменник выходит в атмосферу через фильтры, где радиоактивные материалы сохраняются. Реактор образован резервуаром цилиндрической формы, который известен как каландра, снабженный серией сквозных труб, прикрепленных к основанию резервуара. Топливо и охлаждающая жидкость находятся внутри этих трубок, в то время как модератор их купает.
Модератором является тяжелая вода, то есть вода, в которой обнаружены два атома дейтерия, который представляет собой изотопный водород для каждого кислорода. Натрий очень радиоактивен и следует избегать контакта с водой из паровой турбины. Натрий пропускают через промежуточный теплообменник, через который.
Особенностью водо-водяных реакторов является то, что в связи с редкой перегрузкой ядерного топлива и высокой энергонапряженностью избыточная реактивность в них в расчете на выгорание топлива сравнительно велика. Кроме того, в таких реакторах значительны температурный и мощностный эффекты. Все это в конечном итоге приводит к тому, что в активной зоне водо-водяного реактора в начале компании может содержаться до нескольких десятков критических масс, для компенсации которых требуется значительная суммарная эффективность всех органов СУЗ, что создает проблему размещения механической системы регулирования.
Он пропускает жидкий сплав натрия и калия, который действует как теплоноситель в конечном теплообменнике тепла, вторичный контур которого пересекает вода турбины. Натрий и калийный сплав нелегко обрабатывать жидкости. Это быстро, то есть сказать, что у них нет замедлителя, нейтроны используются для более поздних делений при скорости, которую они несут в результате первого появления.
По этой причине для этого типа реакторов необходимы материалы, богатые расщепляющимся материалом, поскольку высокая скорость нейтронов означает, что шансы новых делений, сталкивающихся с другими ядрами, недостаточны и должны компенсироваться большой массой расщепляющегося материала.
Запас реактивности на выгорание топлива в современных реакторах ВВЭР-1000 компенсируется борной кислотой, растворенной в теплоносителе первого контура, которая постепенно выводится в ходе выгорания топливных загрузок. Рабочая группа органов регулирования при этом находится в частично погруженном состоянии. Остальные органы регулирования (около 90% от общего количества) выведены из зоны и находятся в режиме аварийной защиты (АЗ). В этом режиме работы нижняя часть поглощающих элементов фактически находится в зоне верхнего отражателя и интенсивно выгорает. Указанная специфика использования поглощающих элементов в водо-водяных реакторах приводит к существенной неравномерности выгорания поглотителя в элементах по их высоте.
В качестве охлаждающего материала обычно используют жидкий натрий, как и в натрий-графитовых реакторах. Кроме того, до тех пор, пока он не произведет горючий материал в достаточном количестве, мощные реакторы-размножители не могут быть построены. Материалы ядерных реакторов.
Материалы, используемые в реакторах, можно суммировать в следующих группах. Они выполняют ту же миссию, что и топливо на обычных тепловых электростанциях, они составляют сырье, в котором путем деления их атомных ядер развивается необходимая тепловая энергия. Делящимися материалами, используемыми на атомных электростанциях, являются: уран 233, уран 235 и плутоний. Репродуктивные материалы: это материалы, которые не являются делящимися или не делящимися, в которых делящиеся материалы получают с помощью соответствующих процедур. Модерирующие материалы: миссия модераторов заключается в уменьшении скорости нейтронов, которые остаются на свободе из-за последовательных делений атомов, которые составляют расщепляющиеся материалы. Материалы модератора должны иметь ряд свойств, среди которых наиболее важными являются следующие. Таким образом, их очень трудно разрушить при столкновении нейтрона от предыдущих делений. Таким образом, они поглощают часть кинетической энергии падающего нейтрона, которая, как следствие, отскакивает от удара с меньшей скоростью, чем это было не в поглощающих веществах с быстрыми нейтронами. В противном случае цепная реакция была бы невозможна, потому что наступило время, когда будет отсутствовать свободные нейтроны для ее поддержания.
- Наиболее важными являются: уран 238 и торий.
- Что у них мало частиц в их ядре.
По этой причине при разработке и совершенствовании поглощающих элементов большое внимание уделяется выбору нейтронопоглощающих материалов и их композиций. Тем более, что с течением времени при работе реактора, часть органов регулирования поднимается из активной зоны, другая часть меняет свое функциональное назначение, а органы регулирования, подвешенные над активной зоной могут быть введены в нее по различным причинам. Поэтому при конструировании регулирующих стержней следует учитывать характеристики стержней при различных режимах эксплуатации реактора.
Наиболее часто используются: вода, тяжелая вода, графит и бериллий. Вода, которую мы все знаем, является модератором, который обладает лучшими эластичными свойствами; Кость, которая лучше замедляет быстрые нейтроны. К сожалению, он поглощает многие из этих нейтронов, а это означает, что он не может использоваться в реакторах с природным или низкообогащенным ураном, где важно использовать максимальное количество быстрых нейтронов для поддержания цепной реакции. Вода может использоваться в качестве замедлителя в высокообогащенных урановых реакторах, в которых допускаются дополнительные потери при поглощении быстрых нейтронов.
Условия выбора сочетаний нейтронопоглощающих материалов, располагаемых в стержне, должны обеспечивать не только оптимальные нейтронно-физические характеристики стержня, но и удовлетворять определенным механическим параметрам. Это обусловлено тем, что при различном положении регулирующих органов относительно активной зоны, особенно при их перемещении, органы регулирования подвергаются различного рода нагрузкам. Механическое воздействие на органы регулирования вызвано также процессами взаимодействия нейтронопоглощающих материалов с излучением, что приводит к неравномерным напряжениям по высоте и сечению стержней. Поэтому при конструировании органов регулирования следует уделять внимание выбору материалов и их свойств, обеспечивающих необходимые прочностные характеристики.
В качестве умеренного материала более интересна тяжелая вода. В тяжелой воде водород заменяется одним из его изотопов, дейтерием с положительным ядерным зарядом, подобным водороду, но также и ядерным нейтроном, которого не хватает водороду. Поскольку атомы дейтерия имеют больше частиц, чем атомы водорода, они будут весить больше. Поэтому тяжелая вода будет весить больше, чем обычная вода для того же объема, из которого следует название.
Тяжелая вода не утоляет жажду и не производит эффектов, очень похожих на алкоголь, но пьянство очень дорого. Это замедляет жизненные процессы благодаря тому, что было сказано о ней как о эликсире молодости. Он существует в обычной воде, в соотношении одной части тяжелой воды к 700 частям обычной воды.
Известен регулирующий стержень, содержащий загерметизированную с обоих концов наконечниками в несущую оболочку, в которой расположены таблетки из нейтронопоглощающего материала, в частности из карбида бора (см. Патент США N 4624827, кл. G 21 C 7/10, 1986). В нижней части стержня между таблетками карбида бора установлены таблетки из материала (например, из двуокиси циркония), поглощающего нейтроны в меньшей степени, чем карбид бора. В результате обеспечивается требуемый по высоте стержня профиль поглощательной способности, предполагающий понижение ее в нижней части стержня. Устойчивость данной конструкции обеспечивается оболочкой.
Графит, используемый в ядерных реакторах, должен быть необычайно чистым и не содержать ядерный яд, поэтому синтетический и очищенный графит обычно предпочитают несколько раз. Бериллий также используется в качестве замедлителя в виде чистого металла или в виде оксида бериллия, он является очень легким металлом с алюминиевоподобными свойствами и достаточно тормозит быстрые нейтроны, чтобы превратить уран-238 в плутоний, в реакторов-размножителей. Но из-за его хороших механических свойств этот металл чаще всего используется в качестве строительного материала.
Известен также орган регулирования, содержащий столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых включает материал, имеющий с нейтронами (n, ) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, включает материал, имеющий с нейтронами (n, g) реакцию (см. патент США N 4699756, кл. G 21 C 7/10, 1985). В части столба поглотителя нейтронов, имеющей с нейтронами (n, a) реакцию, расположен карбид бора, а в части, вдвигаемой в активную зону первой сплав серебра (Ag In Cd), имеющий с нейтронами (n, g) реакцию. Наличие сплава серебра в этой части стержня позволяет существенно снизить распухание карбида бора и газовыделение за счет экранирующего воздействия на карбид бора путем вывода его из областей с высокими потоками нейтронов при расположении стержня во время эксплуатации в верхней части активной зоны или над ней.
Эти материалы ограничивают ядерные реакции в цепи, поглощают избыточные нейтроны и делают процесс регулируемым, избегая того, чтобы эти реакции происходили так быстро, что они приводят к атомному взрыву. Защитные материалы: работа ядерных реакторов должна быть безопасной для обслуживающего персонала, она должна быть проверена, то есть должны быть предусмотрены устройства для защиты персонала от радиоактивного излучения. Даже в самых маленьких реакторах требуется большое количество экранирующих материалов. Используемые материалы: кадмий, бор. . В качестве защитных материалов используются свинцовые и специальные бетоны.
Тем не менее, во время кампании реактора в процессе облучения происходит изменение эффективности поглощения нейтронов сплавом серебра, что приводит к изменению его экранирующего воздействия на карбид бора и, как следствие, к изменению характеристик стержня в течение его эксплуатации, в частности к изменению суммарного физического веса стержня.
Они несут в своем составе барит, также называемый тяжелым шпатом, который обеспечивает большую непрозрачность радиоактивного излучения. Светоотражающие материалы: они предотвращают утечку нейтронов наружу, отражая часть эвакуированных нейтронов и возвращая их внутрь реактора. Материалы замедлителя также могут служить в качестве отражающих материалов, поскольку на них часть нейтронов страдает от повторных отражений. Таким образом, в простых ядерных реакторах графит используется в качестве отражающего материала. Материалы хладагента: миссия - перенос тепловой энергии, производимой реактором, в теплообменники; С другой стороны, охладите реактор, избегая его перегрева. Они обычно монтируются в виде стенки между самим реактором и внешней защитой. . Естественно, хороший материал хладагента должен быть хорошим теплопроводником, когда это возможно, для осуществления транспортировки тепловой энергии с небольшими потерями.
Причем в зависимости от флюенса эффективность поглощения нейтронов сплавом Ag In Cd меняется по нелинейному закону, что практически исключает возможность точного расчета эффективности всего стержня в целом от времени пребывания в различных участках активной зоны и над ней. При этом затрудняется прогнозирование срока службы стержней, а также усложняется создание систем перемещения стержней (устройств контроля, приводов и пр.), т.к. имеет место непредсказуемое неравномерное выгорание двух частей стержня.
Он также должен иметь низкую температуру плавления, что потребует небольшой тепловой энергии для подачи охлаждающей жидкости в эту точку и в то же время высокую температуру кипения, которую следует использовать при температурах, присутствующих в реакторе. Наконец, они должны быть поглотителями с низким содержанием нейтронов и не должны иметь коррозионных свойств или подвергаться атаке кислотами и веществами, образующимися при ядерных реакциях. Почти невозможно найти идеальную охлаждающую жидкость; и все известные практические хладагенты имеют некоторые из этих недостатков.
Все вышеописанные элементы предполагают применение в верхней части стержня карбида бора или материала, включающего бор-10, которые являются хорошим поглотителем нейтронов, что существенно при функционировании стержня в режиме аварийной защиты. При поглощении карбидом бора нейтронов по реакции (n, a) происходит его распухание и интенсивное газовыделение, что снижает ресурс органов регулирования и требует конструктивных и технологических усовершенствований стержней, в частности необходимо увеличивать толщину оболочки для обеспечения достаточной прочности.
Известные хладагенты можно разделить на три большие группы. Газовые хладагенты: различные газы используются на всех диоксиде углерода и гелии, основное преимущество этих газов заключается в том, что они являются инертными, то есть они реагируют с большим трудом, поэтому они не могут стать радиоактивными и не вызывать коррозию или разлагаться при контакте с другими органами. Самым большим недостатком является низкая температура кипения, что означает, что при высоких выходах они должны просачиваться при очень высоком давлении с последующим увеличением стоимости необходимой установки. Жидкие металлы используют при обычной температуре или с низкой температурой плавления, такой как натрий, галлий и другие. Они представляют следующие преимущества: они могут работать при обычном давлении при темпе. Практическое использование ядерной энергии означает высокоразвитую технологию, высокоточную механическую работу и материалы высокой чистоты и порой не используются до сих пор, поэтому для этого требуются новые металлургические процессы.
Наиболее близким к описываемому по технической сущности является регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена из материала, включающего гафний (патент США N 4678628, кл. G 21 C 7/10, 1987). Стержень имеет оболочку, заполненную таблетками из нейтронопоглощающих материалов с различными нейтронно-физическими параметрами. В качестве материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию применен карбид бора. Устройство предполагает наличие набора стержней объединенных в единую связку кластер.
Кроме того, все строительные материалы должны быть низкими поглотителями нейтронов. Давайте посмотрим на некоторые из этих материалов. При строительстве ядерных реакторов необходимо использовать нержавеющие стали с высоким содержанием никеля, поскольку в процессе обогащения урана 235 появляется фтористоводородная кислота, которая корродирует обычную сталь, но не атакует сталь с высоким содержанием никеля. Никелевые трубы и контейнеры также используются в процессе отделения плутония и урана и, легированные вольфрамом, служат защитой от радиоактивного излучения.
Использование в части столба поглотителя нейтронов, первой вдвигаемой в активную зону, гафния позволяет решить многие проблемы, связанные с физическими аспектами поглощения нейтронов. В отличие от сплава Ag In Cd, гафний имеет практически линейную зависимость изменения эффективности в зависимости от флюенса нейтронов, что позволяет обеспечить надежную защиту карбида бора во время кампании реактора, т.к. характеристики гафния со временем меняются незначительно и могут быть предварительно рассчитаны.
Однако карбид бора вследствие меняющегося потока нейтронов по высоте и радиусу стержня облучается неравномерно, особенно при расположении стержня в активной зоне. В результате различные участки части столба поглотителя нейтронов с таблетками карбидом бора имеют различное распухание, что приводит к возникновению различного рода механических напряжений. Наличие механических напряжений вызывает искривление стержня, которое можно снизить за счет увеличения толщины оболочки, препятствующей значительным деформациям. Но в этом случае существенно снижается эффективность органа регулирования за счет уменьшения объемной доли поглощающего материала. Искривление столба таблеток из карбида бора приводит к деформации той части оболочки, в которой размещены таблетки гафния, и который подвержен незначительному распуханию. Но таблетки гафния не могут препятствовать искривлению части оболочки с гафнием, т.е. они имеют возможность перемещения друг относительно друга. В результате за счет неравномерного распухания карбида бора имеет место искривление всей оболочки, что негативно сказывается при эксплуатации стержня, обладающего неплохими нейтронно-физическими параметрами.
В связи с достаточно большой протяженностью стержня по сравнению с его диаметром, даже незначительные деформации оболочки из-за распухания карбида бора приводят к существенным отклонениям от продольной оси той части стержня, которая включает гафний.
Задачей настоящего изобретения является создание регулирующего стержня ядерного реактора, обеспечивающего необходимое введение реактивности в различных динамических и аварийных режимах и имеющего при этом пониженное изменение формы во время эксплуатации.
При решении этой задачи реализуется новый технический результат, заключающийся в уменьшении суммарной деформации по длине стержня при одновременном обеспечении возможности уменьшения толщины оболочки.
Данный технический результат достигается тем, что в регулирующем стержне ядерного реактора, содержащем столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена из материала, включающего гафний, в виде жесткой продольной конструкции, длина которой составляет (5 30)% от длины столба поглотителя нейтронов.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является выполнение части столба поглотителя нейтронов, включающей гафний в виде жесткой продольной конструкции при определенной высоте этой части от общей высоты столба поглотителя нейтронов, что позволяет уменьшить искривление стержня в целом, т. е. возможные формоизменения стержня за счет распухания карбида бора будут восприняты продольной конструкцией из гафния. Вышеуказанный технический результат будет реализован лишь при высоте части столба поглотителя нейтронов, содержащий гафний, составляющей (5 30)% от всей длины столба поглотителя нейтронов.
Нижний предел 5 длины части столба поглотителя нейтронов, содержащий гафний, обусловлен, с одной стороны, необходимой высотой гафния для экранирования материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию, а, с другой стороны, требуемой жесткостью в продольном направлении всего стержня в целом.
В случае уменьшения длины стержня, содержащего гафний, менее 5% от длины столба поглотителя нейтронов, основной вклад в физический вес стержня вносит материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, т.е. карбид бора, поскольку в этом случае экранирующая роль гафния незначительна. Карбид бора имеет в этом случае неконтролируемое и более неравномерное выгорание и повышенное распухание, что в свою очередь увеличивает степень деформации стержня. Снижение длины части столба поглотителя нейтронов с гафнием ниже 5% от длины столба поглотителя нейтронов не позволяет уменьшить суммарное искривление стержня, поскольку величина жесткой части для этих целей мала. Конкретное значение минимально возможной длины части столба поглотителя, включающей гафний с учетом выполнения вышеназванных условий была определена экспериментально.
При увеличении длины части столба поглотителя нейтронов, занимаемой гафнием, более 30% от длины столба поглотителя нейтронов происходит значительное снижение интегральной эффективности поглощающего органа, поскольку карбид бора эффективнее гафния, т.к. имеет более высокое значение сечения поглощения нейтронов, что приводит к полной потере существенных преимуществ, обусловленных выбором вышеуказанной комбинации поглощающих материалов, что особенно важно при работе его в режиме аварийной защиты.
Часть столба поглотителя нейтронов, включающего гафний может быть выполнена в виде стержня из металлического гафния, который располагается внутри герметичной оболочки или соединяется с ней.
Возможно размещение стержня из металлического гафния с радиальным зазором внутри герметичной оболочки, а также наличие никелевой пробки между материалом, имеющим с нейтронами (n, a) реакцию (карбид бора) и стержнем из металлического гафния.
Между стержнем из металлического гафния и карбидом бора или никелевой пробкой выполнен зазор, в области которого герметичная оболочка имеет обжатие.
Кроме того, в качестве материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию, применен порошок карбида бора с размерами зерен от 5 мкм до 160 мкм, виброуплотненный до плотности не менее 1,7 г/см 3 , а стержень из металлического гафния выполнен с внутренней полостью.
Целесообразно оболочку выполнить из нержавеющей стали или из хромоникелевого сплава.
На фиг. 1 изображен общий вид регулирующего стержня ядерного реактора, на фиг. 2 показан вариант исполнения регулирующего стержня.
Регулирующий стержень 1 ядерного реактора состоит из герметичной оболочки 2, внутри которой расположен столб 3 поглотителя нейтронов с длиной L. Одна часть 4 столба 3 включает материал, имеющий с нейтронами (n, a) реакцию, например порошок карбида бора. Другая часть 5, столба 3, вводимая в активную зону (на чертеже не показана) первой, длина которой l, содержит материал, включающий гафний.
Длина l части 5 составляет (5 30)% от длины L столба 3. Оболочка 2 загерметизирована, например сваркой, при помощи нижней 6 и верхней 7 концевых деталей.
Между верхней концевой деталью 7 и столбом 3 может быть предусмотрена полость 8 для сбора газов. В качестве материала, имеющего с нейтронами (n, a) реакцию, применен, в частности, порошок карбида бора с размерами зерен от 5 мкм до 160 мкм, виброуплотненный до плотности не менее 1,7 г/см 3 . Возможно использование и других материалов, имеющих с нейтронами (n, a) реакцию, параметры которых подбираются экспериментально с учетом требуемых характеристик. Оболочка 2 может быть выполнена из нержавеющей стали или хромоникелевого сплава.
Часть 5 столба 3 поглотителя нейтронов целесообразно выполнить в виде стержня из металлического гафния, который и является продольной жесткой конструкцией. Стержень из металлического гафния расположен внутри оболочки 2 или соединен с ней (см. левую часть фиг. 1). При размещении стержня из металлического гафния внутри оболочки 2, предпочтительно предусмотреть радиальный зазор 9 между ним и внутренней поверхностью оболочки 2, выбираемый при эксплуатации устройства за счет распухания гафния. Для исключения попадания порошка карбида бора в зазор 9 при изготовлении устройства, между стержнем из металлического гафния и частью 4, из порошка карбида бора размещена пробка 10 из никеля. Над частью 4 столба 3, заполненной карбидом бора, может быть установлена аналогичная пробка-фиксатор 11. Стержень из металлического гафния установлен относительно части 4, выполненной из карбида бора или относительно пробки 10 с продольным зазором 12. В области зазора 12 целесообразно в оболочке 2 выполнить обжатие 13, что дополнительно увеличивает жесткость конструкции. Стержень из металлического гафния может быть выполнен с внутренней полостью 14.
Конструктивно описываемые элементы устройства могут быть выполнены любым известным образом, учитывающим арсенал имеющихся средств.
Регулирующий орган функционирует следующим образом. В зависимости от условий эксплуатации и необходимого поддержания уровня мощности, стержень 1 может быть расположен в различных положениях относительно активной зоны. При расположении стержня над активной зоной или при частичном введении его в активную зону, часть 4 столба поглотителя нейтронов не имеет значительной неравномерности выгорания и мало подвержена негативному воздействию нейтронов, заключающемуся в ее распухании и газовыделении из нее, что обеспечивается наличием части 5, включающей гафний. Однако во время эксплуатации всегда имеет место пусть незначительное, но неравномерное распухание карбида бора по сечению и длине за счет невозможности обеспечения одинаковых условий взаимодействия карбида бора с потоком нейтронов. В результате появляются деформации части 4 столба 3, обусловленные напряжениями, возникающими вследствие неоднородных формоизменений части 4 с карбидом бора. Под действием таких напряжений оболочка 2 может значительно искривляться в различных направлениях. Особенно данный эффект проявляется при существенном превышении длины стержня в целом по сравнению с его диаметром, что предполагают реальные конструкции стержней регулирования. Часть 5 столба 3, выполненная в виде жесткой продольной конструкции (стержень из металлического гафния) препятствует суммарным деформациям стержня 1, воспринимая нагрузки и препятствуя отклонению стержня от продольной оси выше допустимого.
Стержень может использоваться автономно и иметь индивидуальный привод перемещения. Набор стержней может быть объединен в сборку (кластер) с общим приводом. Стержни могут быть установлены в тепловыделяющую сборку вместо твэлов. Но наличие жесткой продольной конструкции части стержня, включающей гафний позволяет положительно перераспределить нагрузки по длине стержня без увеличения толщины оболочки, являющейся несущим узлом.
Таким образом, описываемый стержень ядерного реактора имеет сниженную величину суммарной деформации и сохранение повышенной стабильности параметров за счет комбинации поглощающих элементов, что положительно сказывается при эксплуатации устройства.
1. Регулирующий стержень ядерного реактора, содержащий столб поглотителя нейтронов, выполненный по высоте из двух частей, одна из которых выполнена из материала, имеющего с нейтронами (n, ) реакцию, а другая, вдвигаемая в активную зону первой, выполнена из материала, включающего гафний, отличающийся тем, что часть столба поглотителя нейтронов, включающего гафний, выполнена в виде жесткой продольной конструкции, длина которой составляет 5 30% от длины столба поглотителя нейтронов.
2. Стержень по п.1, отличающийся тем, что часть столба поглотителя нейтронов, включающего гафний, выполнена в виде стержня из металлического гафния.
3. Стержень по п. 2, отличающийся тем, что стержень из металлического гафния и материал, имеющий с нейтронами (n, ) реакцию, расположены внутри герметичной оболочки.
1. Введение
2. Система управления и защиты в реакторе РБМК-1000
3.Стержни СУЗ
4.Снижение положительного эффекта реактивности при обезвоживании КО СУЗ
5. Дифференциальная и интегральная характеристики стержня
6. Структурная схема управления реактором РБМК
Система управления и защиты в реакторе РБМК-1000
Для непрерывной работы реактора активная зона должна находиться в критическом состоянии. Следовательно, для работы реактора необходимо, чтобы активная зона имела избыточную реактивность для компенсации постепенного уменьшения количества делящегося материала в процессе выгорания, а также для компенсации изменения реактивности в связи с накоплением продуктов деления. Эту избыточную реактивность необходимо компенсировать все время, чтобы реактор находился в критическом состоянии при работе на стационарном уровне мощности. Такая задача решается с помощью органов регулирования, в которых применяются материалы, являющиеся сильными поглотителями нейтронов. Органы регулирования при этом выполняют следующие задачи:
Регулируют энерговыделение в активной зоне;
Осуществляют быструю остановку реактора;
Компенсируют быстрое и медленное изменение реактивности, обусловленное температурными колебаниями, накоплением продуктов деления и истощением делящегося материала.
В реакторостроении для изменения нейтронного потока наиболее широкое распространение получил способ, при котором регулируется количество веществ, поглощающих нейтроны. Следует отметить, что очень большое сечение поглощения приведет к быстрому истощению поглощающего материала из-за превращения его ядер в другие ядра, которые не являются сильными поглотителями нейтронов. По этой причине сильные поглотители нейтронов используются большей частью в качестве выгорающих поглотите- лей, количество которых в активной зоне должно постепенно уменьшаться для компенсации уменьшения количества делящегося материала в процессе выгорания. Для успешной работы в реакторных условиях материалы органов регулирования должны обладать такими свойствами, как механическая прочность, высокая коррозионная стойкость, химическая стабильность при рабочей температуре и облучении, относительно низкая плотность, чтобы орган регулирования мог быстро перемещаться, доступность и относительно низкая цена, хорошая обрабатываемость.
В СУЗ РБМК-1000 управление нейтронным потоком осуществляется введением в активную зону стержней-поглотителей, содержащих бор. Естественный бор состоит из двух изотопов (19 % 10В и 81 % 11В) и имеет более низкую поглощающую способность, чем 10В. Бор редко используется в чистом виде, для изготовления стержней в основном применяется карбид бора (В4С) − тугоплавкий материал, имеющий точку плавления между 2340 и 2480 °С. Для изготовления изделий из карбида бора в основном применяют методы порошковой металлургии. Основная проблема при использовании карбида бора заключается в его распухании в результате образования газообразного гелия по следующим нейтронным реакциям: 10 3 4 B H 2 He n + → +⎡ ⎤ ⎣ ⎦; 10 7 4 B Li He. n + → + Перемещение стержня-поглотителя осуществляется с помощью исполнительного механизма. Исполнительные механизмы работают в комплекте с указателями положения стержней в активной зоне, снабженными сельсинами-датчиками, и ограничителями хода стержней в крайних положениях. Точность указателей ±50 мм. Ин- формация о положении стержней выдается на сельсины-указатели, работающие в индикаторном режиме в паре с сельсин-датчиками и размещенные на мнемотабло СУЗ на БЩУ и на плато реактора в центральном зале. Стержень-поглотитель и исполнительный механизм образуют исполнительный орган.
В состав СУЗ входят исполнительные органы.
Исполнительные органыРР предназначены для ручного регулирования поля энерговыделения, УСП – для ручного регулирования поля энерговыделения в нижней половине активной зоны. Их отличительные особенности – ввод снизу активной зоны и половинная длина относительно длины стержней РР. Исполнительные органы АР, ЛАР входят в состав авторегуляторов мощности реактора, которые представлены следующими автоматическими регуляторами: АРМ – регулятор малого уровня мощности;
АР – два регулятора основного диапазона мощности, в работе может находиться только один регулятор, второй – в режиме готовности;
ЛАР – локальный автоматический регулятор мощности реактора, используется в основном диапазоне мощности; с помощью ЛАР осуществляется регулирование мощности 9−12 зон, на которые условно разбита активная зона реактора.
Исполнительные органы ЛАЗ выполняют функцию предупредительной защиты, вводятся в активную зону до момента снятия аварийного сигнала при аварийном превышении заданного уровня мощности в зонах регулирования ЛАР. Исполнительные органы ЛАЗ могут использоваться для ручного регулирования. Для возможности выполнения исполнительными органами ЛАЗ своих защитных функций логической схемой ЛАЗ накладываются ограничения на их положение в активной зоне. Исполнительные органы ЛАЗ используются также для реализации режима перекомпенсации (ПК-АЗ). Режим ПК предназначен для дополнительного ввода в автоматическом режиме отрицательной реактивности во время аварийного снижения мощности АЗ-1, АЗ-2, управляемого снижения мощности (УСМ), осуществляемого включенным авторегулятором ЛАР или 1(2)АР. Необходимость дополнительного ввода отрицательной реактивности связана с тем, что исполнительные органы авторегулятора не могут обеспечить требуемую скорость аварийного снижения мощности. Исполнительные органы БАЗ предназначены только для аварийного останова реактора. Для выполнения своих функций они должны постоянно находиться во взведенном состоянии. Система управления и защиты в реакторе РБМК − практически единственное средство оперативного управления реактивностью, в том числе заглушения реактора и обеспечения подкритичности. То есть является элементом очень важным с точки зрения обеспечения ядерной безопасности РУ. Рассмотрим более подробно некоторые элементы СУЗ.
Стержни СУЗ
В настоящее время на реакторах используются стержни СУЗ четырех типов.
Стержни РР (АР, ЛАЗ, ЛАР) Их конструкция сложилось в результате усовершенствования конструкции стержней СУЗ реакторов первых очередей при вне- дрении мероприятий по повышению безопасности. Отличительной особенностью от предыдущих конструкций является то, что длина стержней СУЗ увеличена до 6,55 м (на первых очередях они имеют длину 5,5 м, на вторых − 6,2 м) и при положении стержней на ВК поглощающая часть находится на верхнем срезе активной зоны, а низ вытеснителя − на нижнем срезе активной зоны. Это обеспечивает ввод отрицательной реактивности во всем диапазоне перемещения и исключает ввод положительной реактивности во всех ситуациях, что не исключалось при прежней конструкции. Конструкция и расположение стержня РР канале СУЗ. Недостаток стержней данной конструкции − наличие большого столба воды (~ 2,5 м) между вытеснителем и поглотителем в районе телескопического соединения. Это является причиной большого положительного эффекта обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии. С целью уменьшения данного недостатка при дальнейшем усовершенствовании этих стержней СУЗ разработана конструкция с утолщенным телескопом и юбочной конструкцией нижних поглотителей. Стержни данной конструкции внедрены на САЭС.
Конструкция и расположение стержня РР канале СУЗ:
1 – сервопривод; 2 – напорный трубопровод; 3 – головка канала; 4 – защитная пробка; 5 – поглощающий стержень; 6 – телескопическая штанга вытеснителя; 7 – вытеснитель; 8 – сливной трубопровод
После установки 25 стержней эффект обезвоживания КО СУЗ в критическом состоянии, измеренный на холодном реакторе, уменьшился на 0,1 β. После установки 50 стержней на 1, 2 блоках величина эффекта обезвоживания КО СУЗ уменьшается на β. Стержни данной конструкции набираются в режимы РР, ЛАЗ. Скорость ввода стержней в активную зону по сигналу от ключа управления 17−18 с, по сигналу аварийной защиты – 12 с. Стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ) Они отличаются от предыдущих тем, что у них отсутствует вытеснитель и диаметр поглощающих элементов больше, чем у стержней РР. Кроме того, каналы для стержней БАЗ имеют пленочное охлаждение. Скорость ввода стержней БАЗ от ключа управления 6−7 с, по сигналу БАЗ – 2,5 с. Эффективность стержней БАЗ составляет ∼ 2 β. Имея такие характеристики, стержни БАЗ обеспечивают совместно с другими стержнями достаточную скорость ввода отрицательной реактивности (1 β/с) по сигналу БАЗ и гарантировано глушат реактор. Укороченные стержни поглотители УСП Стержни УСП состоят из тех же конструкционных элементов, что и стержни РР: поглотителя из четырех звеньев длиной 4088 мм и вытеснителя из шести звеньев длиной 6700 мм. Ход стержней УСП − 3500 мм. Стержни УСП, в отличие от всех других типов стержней, вводятся в активную зону снизу. Вместо телескопического несущего элемента между поглотителем и вытеснителем установлен неподвижный несущий элемент. На всем пути перемещения стержня УСП сохраняется постоянный зазор между поглотителем и вытеснителем, величина зазора составляет 150 мм. Наличие УСП а активной зоне реактора обусловлено такими конструктивными особенностями реактора РБМК-1000, как:
Наличие пара в верхней части активной зоны, приводящее к тому, что верхние части ДП полностью погруженных стержней СУЗ эффективнее нижних;
Запас реактивности на частично погруженных стержнях РР, АР реализуется в верхней части активной зоны;
Столбы воды между поглотителями и вытеснителями стержней СУЗ, находящихся на ВК, поглощают нейтроны лучше, чем вытеснители.
Все эти особенности приводят к тому, что поле энерговыделения смещается в нижнюю часть активной зоны. Для поддержания его формы, близкой к симметричной, предусмотрены УСП. У них длина поглощающей части 4 м, и они вводятся снизу. Схема расположения стержней исполнительных механизмов СУЗ по высоте активной зоны реакторов РБМК
