RU2100851C1

RU2100851C1 - Nuclear reactor fuel assembly

Info

Publication number: RU2100851C1
Application number: RU9393056524A
Authority: RU
Inventors: А.М. Дмитриев; А.А. Цыганов; П.М. Гаврилов; В.А. Кильтер; В.И. Фатин; Н.Н. Хренников
Original assignee: Сибирский химический комбинат
Priority date: 1993-12-22
Filing date: 1993-12-22
Publication date: 1997-12-27

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; nuclear reactors of pressure-tube uranium-graphite type, for example. SUBSTANCE: central rod of fuel assembly has burning-out absorber; specific hydraulic resistivity trough length of internal clearance between rod surface and inner surface of bushing block is lower than that through height of external clearance between external surface of block and channel wall due to at least 1.1 times larger flow section at internal clearance than at external one or due to providing additional labyrinth resistance in external clearance; product of macroscopic absorption section by fissionable material volume referred to sum of products of macroscopic absorption sections and respective volumes of channel, can, insert, coolant, and absorber materials is between 0.3 and 1.1 due to lower macroscopic absorption section of can material than that of coolant or due to change in concentration of burning-out absorber and fissionable material relative to isotope in natural mixture; at faster steaming of coolant in internal clearance than in external one, neutron thermalization region coincides with absorber resonance. Used as burning-out absorber are isotopes of ytterbium, europium, thorium, iridium, rhenium, boron, or their mixture with boron or erbium. EFFECT: improved design. 2 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных, уран-графитового типа. The invention relates to nuclear energy and can be used in nuclear reactors, for example, channel, uranium-graphite type.

Известна топливная сборка ядерного реактора, содержащая установленные на опоре вертикальные столбы топливных блоков, охлаждаемые теплоносителем, и параллельные им управляющие стержни, перемещаемые с помощью электромеханического или гидравлического привода, который может включаться по аварийному сигналу или при управлении реактором [1]
Недостатком такой сборки является то, что в случае аварийного снижения давления и расхода теплоносителя быстродействие аварийной защиты реактора ограничивается не только скоростью ввода управляющих стержней в активную зону, но и временем формирования аварийного сигнала с помощью вторичных приборов, его передачи к приводу и временем включения привода.Known fuel assembly of a nuclear reactor containing vertical columns of fuel blocks mounted on a support, cooled by a coolant, and control rods parallel to it, moved by an electromechanical or hydraulic drive, which can be activated by an alarm or when controlling the reactor [1]
The disadvantage of such an assembly is that in the event of an emergency decrease in pressure and coolant flow rate, the reactor emergency protection performance is limited not only by the speed at which the control rods enter the core, but also by the time the alarm is generated using secondary devices, its transmission to the drive, and the drive's turn-on time.

Также известна топливная сборка ядерного реактора, содержащая размещенный в вертикальном технологическом канале на опоре столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном стержне и охлаждаемых теплоносителем, которая выбрана в качестве прототипа [2]
Недостатком прототипа является то, что при аварийном снижении давления теплоносителя на входе в технологические каналы реактора, например, в результате разрушения напорной части первого контура реактора, теплоноситель вскипает, вытесняется паром из каналов, реактор перейдет в надкритичное состояние с последующим аварийным разгоном и скачком мощности (так как процесс запаривания протекает значительно быстрее, чем вводятся управляющие стержни в активную зону), сопровождаемым значительным энерговыделением, способным вызвать плавление компонентов активной зоны. Ксенонообразование при использовании прототипа в реакторе в стационарных и переходных процессах, связанных с кратковременной остановкой реактора и последующим подъемом его мощности, приводит к неравномерному аксиальному энерговыделению (после остановки реактора ксенон образуется преимущественно в местах, где до остановки было наибольшее энерговыделение). Последующий подъем мощности сопровождается наибольшим энерговыделением там, где меньше накоплено ксенона, например, при исходном (до остановки реактора) аксиальном распределении, близком косинусоидальному, в процессе подъема мощности после остановки реактора наибольшее энерговыделение будет наблюдаться в верхней и нижней частях активной зоны. Это снижает или исключает запасы до поверхностного кипения теплоносителя, а, следовательно, снижает устойчивость и надежность работы реактора в целом.Also known is the fuel assembly of a nuclear reactor containing a pillar of sleeve fuel units mounted in a vertical technological channel on a support, mounted with a radial clearance on the central rod and cooled by a coolant, which is selected as a prototype [2]
The disadvantage of the prototype is that in the event of an emergency decrease in the pressure of the coolant at the entrance to the technological channels of the reactor, for example, as a result of the destruction of the pressure part of the primary circuit of the reactor, the coolant boils, is displaced by steam from the channels, the reactor will go into a supercritical state with subsequent emergency acceleration and power surge ( since the process of steaming proceeds much faster than the control rods are introduced into the active zone), accompanied by significant energy release, which can cause melting core components. Xenon formation when using the prototype in a reactor in stationary and transient processes associated with a short shutdown of the reactor and the subsequent increase in its power leads to uneven axial energy release (after stopping the reactor, xenon is formed mainly in places where there was the greatest energy release before stopping). The subsequent increase in power is accompanied by the highest energy release where xenon is less accumulated, for example, when the initial (before the reactor shutdown) axial distribution is close to cosine, during the increase in power after the reactor is stopped, the greatest energy release will be observed in the upper and lower parts of the active zone. This reduces or eliminates the reserves to the surface boiling of the coolant, and, therefore, reduces the stability and reliability of the reactor as a whole.

Задача настоящего изобретения обеспечение эффективного быстрого самоперевода реактора в подкритичное состояние при аварийном запаривании активной зоны реактора и выравнивание нейтронного потока при работе реактора в стационарном и переходных режимах. The objective of the present invention is the provision of effective fast self-translation of the reactor into a subcritical state during emergency vaporization of the reactor core and the alignment of the neutron flux when the reactor is in stationary and transient conditions.

Поставленная задача решается тем, что в известной сборке, содержащей размещенный в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном стержне и охлаждаемых теплоносителем, центральный стержень выполнен из выгорающего поглотителя, а удельное по высоте гидравлическое сопротивление внутреннего кольцевого зазора между поверхностью стержня и внутренней поверхностью втулочного блока меньше удельного по высоте гидравлического сопротивления зазора между внешней поверхностью блока и стенкой канала за счет не менее, чем в 1,1 раза большего проходного сечения у внутреннего зазора, чем у внешнего или создания дополнительного лабиринтного сопротивления во внешнем зазоре, при этом произведение макроскопического сечения поглощения и объема делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя и поглотителя находится в пределах 0,3-1,1 за счет меньшего макроскопического сечения поглощения у материала оболочки, чем у теплоносителя или изменения концентрации выгорающего поглотителя и делящегося вещества по основному изотопу в естественной смеси, а при более быстром запаривании теплоносителя во внутреннем зазоре, чем во внешнем, область термализации нейтронов приближается к резонансу поглотителя или возрастает доля поглощенных резонансных нейтронов. В качестве выгорающего поглотителя в сборке выбраны изотопы иттербия, европия, тория, иридия, рения, бора или их смесь с бором или эрбием. The problem is solved in that in a known assembly containing a pillar of sleeve fuel blocks placed in a vertical technological channel, mounted with a radial clearance on the central rod and cooled by a coolant, the central rod is made of a burnable absorber, and the specific height hydraulic resistance of the inner annular gap between the surface the rod and the inner surface of the sleeve block is less than the specific height hydraulic resistance of the gap between the outer turn the block and the channel wall due to no less than 1.1 times the passage section at the internal gap than at the external or the creation of an additional labyrinth resistance in the external gap, while the product of the macroscopic absorption cross section and the volume of fissile material, referred to the sum of the products The macroscopic absorption cross sections and the corresponding volumes of channel, shell, insert, coolant and absorber materials are in the range 0.3–1.1 due to the smaller macroscopic absorption cross section for Methods and material shell than the heat medium or changing the concentration of burnable poison and the fissile material in the main isotope in the natural mixture and of hardening at a faster coolant in the inner gap than in the outer region of neutron thermalization approaches resonance absorber or increasing the proportion of absorbed resonance neutrons. Isotopes of ytterbium, europium, thorium, iridium, rhenium, boron, or their mixture with boron or erbium, were selected as a burnable absorber in the assembly.

На фиг. 1 представлена конструкция топливной сборки ядерного реактора, общий вид; на фиг. 2 разрез общего вида. In FIG. 1 shows a design of a fuel assembly of a nuclear reactor, general view; in FIG. 2 section of a general view.

Топливная сборка ядерного реактора содержит технологический канал 1, в котором на опоре 2 установлен столб втулочных топливных блоков 3 из обогащенного делящегося материала, например, по изотопу уран-235. В полости каждого втулочного топливного блока расположен коаксиально поглощающий стержень 4, при необходимости соединенный дистанционирующими вставками 5 с блоком 3. Топливные блоки 3 и поглощающие стержни 4 могут быть, по мере надобности, покрыты защитными оболочками 6, выполненными из одного и того же материала, что и дистанционирующие вставки. При нормальной работе реактора теплоноситель 7 под давлением проходит через канал 1, снимая тепло с топливных блоков 3 и стержней 4. Тепло выделяется в стержнях 4 в результате поглощения нейтронов поглощающим материалом, а в топливных блоках 3 в основном, в результате реакции деления. Концентрации делящегося материала и поглотителя, радиальные и аксиальные размеры стержней 4 и блоков 3 выбраны так, что мультиплицирующая способность сборки поддерживается в критичном или надкритичном состоянии. Так удельное по высоте гидравлическое сопротивление внутреннего кольцевого зазора стержень-блок меньше, чем удельное по высоте гидравлическое сопротивление внешнего зазора блок-канал, как правило, за счет большего гидравлического диаметра внутреннего в сравнении с внешним, это увеличивает диффузионное сопротивление потоку нейтронов, дополнительно снижает эффективность поглощающих стержней (снижается доля поглощаемых нейтронов в поглотителе), и повышает эффективность использования нейтронов (возрастает доля нейтронов, поглощенных в делящемся веществе) с одновременным аксиальным выравниванием потока нейтронов. А произведение макроскопического сечения поглощения делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочек, вставки, теплоносителя и поглотителя в сборке, при рабочих условиях в области наиболее вероятной энергии нейтронов находится в пределах 0,3-1,1 (меньшая величина определяется из условия обеспечения критичности, а большая необходимостью обеспечения отрицательного пустотного эффекта реактивности при запаривании теплоносителя). The fuel assembly of a nuclear reactor contains a process channel 1, in which a pillar of sleeve fuel blocks 3 of enriched fissile material, for example, the uranium-235 isotope, is mounted on a support 2. In the cavity of each sleeve fuel block there is a coaxially absorbing rod 4, optionally connected by the spacer inserts 5 to the block 3. The fuel blocks 3 and the absorbing rods 4 may, if necessary, be covered with protective shells 6 made of the same material as and distance inserts. During normal operation of the reactor, the coolant 7 passes through the channel 1 under pressure, removing heat from the fuel blocks 3 and the rods 4. Heat is released in the rods 4 as a result of absorption of neutrons by the absorbing material, and in the fuel blocks 3 mainly as a result of the fission reaction. The concentrations of fissile material and the absorber, the radial and axial dimensions of the rods 4 and blocks 3 are selected so that the multiplying ability of the assembly is maintained in a critical or supercritical state. So the height-specific hydraulic resistance of the inner annular gap of the rod-block is less than the height-specific hydraulic resistance of the external gap of the channel-block, as a rule, due to the larger hydraulic diameter of the internal compared to the external, this increases the diffusion resistance to the neutron flux, further reduces the efficiency absorbing rods (the proportion of absorbed neutrons in the absorber decreases), and increases the efficiency of using neutrons (the proportion of neutrons absorbed increases in fissile material) with simultaneous axial alignment of the neutron flux. And the product of the macroscopic absorption cross section for fissile material, referred to the sum of the products of macroscopic absorption cross sections and the corresponding volumes of channel materials, shells, inserts, coolant and absorber in the assembly, under operating conditions in the region of the most probable neutron energy, is in the range 0.3-1, 1 (a smaller value is determined from the condition for ensuring criticality, and a greater need to ensure a negative void effect of reactivity when steaming the coolant).

Совместное использование выгорающего поглотителя 4 и топливных блоков 3 (фиг. 1) при более низкой при нормальной работе реактора и более высокой при запаривании поглощающей способностью стержней 4 в сочетании меньшего удельного по высоте гидравлического сопротивления внутреннего по сравнению с удельным гидравлическим сопротивлением внешнего кольцевого зазора обеспечивает критичность реактора, выравнивание нейтронного потока, компенсирует температурные эффекты и выгорание топлива в течение кампании реактора, что сообщает предлагаемой сборке новое свойство и является существенным отличием по сравнению с прототипом. При переходных процессах, связанных с остановкой реактора и последующим подъемом его мощности, неравномерность аксиального энерговыделения в результате ксенонообразования компенсируется поглотителем определенной выше концентрации в стержне 4 при взаимном расположении стержней 4 и топливных блоков 3 (фиг. 1). При аварийной разгерметизации напорной части первого контура реактора давление теплоносителя на входе в канал 1 падает до значений, близких к атмосферному, а в нижней части канала до давления насыщения вскипающего теплоносителя на выходе из канала, где температура теплоносителя наибольшая. В насыщенной жидкости на выходе из канала возникает объемное кипение, при котором теплоноситель переходит из однофазного состояния в двухфазное в виде парожидкостной смеси, которая расширяется в процессе испарения жидкости теплоносителя и вытесняется вверх через отверстие разгерметизации первого контура в атмосферу. При этом парожидкостная смесь из внутреннего кольцевого зазора выбрасывается быстрее, чем из внешнего, за счет меньшего по высоте удельного гидравлического сопротивления. Более быстрое самовыталкивание этим паром жидкой фазы теплоносителя во внутреннем кольцевом зазоре по сравнению с внешним приводит к скачкообразному возрастанию эффективности поглощающих стержней, вызванному снижению отражающей способности теплоносителя во внутреннем кольцевом зазоре при запаривании и ретермализацией нейтронов в область резонанса поглотителя, это увеличивает энерговыделение в поглотителе, а следовательно, возрастает скорость движения двухфазного теплоносителя во внутреннем кольцевом зазоре и еще больше возрастает эффективность поглотителя с одновременным улучшением теплосъема с блоков 3, что переводит реактор в подкритичное состояние путем ускоренного самогашения цепной ядерной реакции деления. Такое развитие аварии приводит не только к быстрой (одновременно с аварийным процессом) остановке реактора, но и снижает после остановки реактора остаточное энерговыделение, от которого зависит возможность или время начала плавления компонентов активной зоны. The combined use of a burnable absorber 4 and fuel blocks 3 (Fig. 1) with lower during normal operation of the reactor and higher when steaming the absorbing capacity of the rods 4 in combination with a lower specific hydraulic resistance of the internal height compared to the specific hydraulic resistance of the external annular gap provides criticality reactor, neutron flux equalization, compensates for temperature effects and fuel burnout during the reactor campaign, which informs we offer th assembly of the new property and is a significant difference compared to the prototype. During transients associated with the shutdown of the reactor and the subsequent increase in its power, the unevenness of the axial energy release as a result of xenon formation is compensated by the absorber of the concentration determined above in the rod 4 with the relative positions of the rods 4 and fuel blocks 3 (Fig. 1). In case of emergency depressurization of the pressure part of the reactor primary circuit, the pressure of the coolant at the inlet to channel 1 drops to values close to atmospheric, and in the lower part of the channel to the saturation pressure of the boiling coolant at the outlet of the channel, where the coolant temperature is the highest. In a saturated liquid at the outlet of the channel, volume boiling occurs, in which the coolant passes from a single-phase state to a two-phase state in the form of a vapor-liquid mixture, which expands during the evaporation of the coolant fluid and is forced up through the opening of the primary circuit depressurization into the atmosphere. In this case, the vapor-liquid mixture is ejected from the inner annular gap faster than from the external, due to the lower specific hydraulic resistance. A faster self-pushing of the liquid phase of the heat carrier in the inner ring gap by this vapor compared to the outer one leads to a jump-like increase in the efficiency of the absorbing rods caused by a decrease in the reflectivity of the coolant in the inner ring gap when the neutrons are vaporized and re-thermalized to the absorber resonance region, this increases the energy release in the absorber, and therefore, the speed of the two-phase coolant in the inner annular gap increases and the age is even greater It has the efficiency of an absorber with a simultaneous improvement of heat removal from blocks 3, which puts the reactor into a subcritical state by accelerated self-quenching of the nuclear fission chain reaction. This development of the accident leads not only to a quick (simultaneously with the emergency process) shutdown of the reactor, but also reduces after the shutdown of the reactor the residual energy release, on which the possibility or time of the beginning of melting of the core components depends.

Таким образом, неизвестное ранее совместное расположение поглощающих стержней 4 в полости втулочных топливных блоков 3 из обогащенного делящегося вещества с использованием в качестве выгорающего поглотителя изотопов, имеющих в сечении поглощения резонанс, в область которого ретермализуются нейтроны при запаривании устройства за счет меньшего по высоте гидравлического сопротивления внутреннего кольцевого зазора по сравнению с внешним кольцевым зазором, обеспечивает эффективный быстрый самоперевод реактора в подкритичное состояние, повышает его безопасность за счет высокой внутренней самозащищенности, не зависящей от скорости ввода в активную зону управляющих стержней системы управления и защиты, сообщает тем самым положительный эффект и является существенным отличием в сравнении с прототипом. Thus, the previously unknown joint arrangement of the absorbing rods 4 in the cavity of the sleeve fuel blocks 3 from enriched fissile material using isotopes having a resonance in the absorption cross section in the absorption section into which neutrons are re-thermalized when the device is vaporized due to the lower hydraulic resistance of the internal ring gap in comparison with the outer ring gap, provides an effective fast self-transfer of the reactor into a subcritical state , increases its safety due to the high internal self-protection, which does not depend on the speed of entry into the active zone of the control rods of the control and protection system, thereby reporting a positive effect and is a significant difference in comparison with the prototype.

В настоящее время промышленностью освоено производство втулочных блоков, покрытых защитной оболочкой, которые без каких-либо существенных конструктивных изменений могут быть использованы в предложенном варианте в уран-графитовых реакторах. Currently, the industry has mastered the production of sleeve blocks coated with a protective shell, which, without any significant structural changes, can be used in the proposed embodiment in uranium-graphite reactors.

Применение в качестве выгорающего поглотителя иридия, тория, рения позволяет нарабатывать также и полезные изотопы. The use of iridium, thorium, and rhenium as a burnable absorber can also produce useful isotopes.

Предлагаемая сборка допускает в дальнейшем использование в качестве делящегося вещества изотопов плутония. The proposed assembly allows further use of plutonium isotopes as fissile material.

Claims

1. Топливная сборка ядерного реактора, содержащая размещенный на опоре в вертикальном технологическом канале столб втулочных топливных блоков, установленных с радиальным зазором на центральном стержне и охлаждаемых теплоносителем, отличающаяся тем, что центральный стержень содержит выгорающий поглотитель, а удельное по высоте гидравлическое сопротивление внутреннего зазора между поверхностью стержня и внутренней поверхностью втулочного блока меньше удельного по высоте гидравлического сопротивления внешнего зазора между внешней поверхностью блока и стенкой канала за счет не менее чем в 1,1 раза большего проходного сечения у внутреннего зазора, чем у внешнего, или создания дополнительного лабиринтного сопротивления во внешнем зазоре, при этом произведение макроскопического сечения поглощения и объема делящегося вещества, отнесенное к сумме произведений макроскопических сечений поглощения и соответствующих им объемов материалов канала, оболочки, вставки, теплоносителя и поглотителя, находится в пределах от 0,3 до 1,1 за счет меньшего макроскопического сечения поглощения у материала оболочки, чем у теплоносителя, или изменения концентрации выгорающего поглотителя и делящегося вещества по основному изотопу в естественной смеси, а при более быстром запаривании теплоносителя во внутреннем зазоре, чем во внешнем, область термализации нейтронов совпадает с резонансом поглотителя. 1. A fuel assembly of a nuclear reactor comprising a pillar of sleeve fuel blocks mounted on a support in a vertical technological channel, mounted with a radial clearance on the central rod and cooled by a coolant, characterized in that the central rod contains a burnable absorber, and the specific height hydraulic resistance of the internal gap between the surface of the rod and the inner surface of the sleeve block is less than the specific hydraulic height of the external clearance between the external the surface of the block and the channel wall due to at least a 1.1-fold larger cross section at the internal gap than at the external, or the creation of an additional labyrinth resistance in the external gap, while the product of the macroscopic absorption cross section and the volume of fissile material, referred to the sum of the products the macroscopic absorption cross sections and the corresponding volumes of channel, shell, insert, coolant and absorber materials are in the range from 0.3 to 1.1 due to the smaller macroscopic cross section of the absorption scheniya material in the shell than in the coolant, or changes in the concentration of burnable poison and the fissile material in the main isotope in the natural mixture and of hardening at a faster coolant in the inner gap than in the outer region of neutron thermalization coincides with the resonance absorber.

2. Сборка по п.1, отличающаяся тем, что в качестве выгорающего поглотителя выбраны изотопы иттербия, европия, тория, иридия, рения, бора или их смесь с бором или эрбием. 2. The assembly according to claim 1, characterized in that the isotopes of ytterbium, europium, thorium, iridium, rhenium, boron, or a mixture thereof with boron or erbium, are selected as a burnable absorber.