RU2599045C1 - Passive protection device of fast-neutron nuclear reactor (versions) - Google Patents

Abstract

FIELD: nuclear engineering.

SUBSTANCE: invention relates to fast neutron nuclear reactors shutdown systems. Device comprises two reservoirs inside hexagonal housing (1) geometrically identical to the housing of the fuel assembly. Upper sealed reservoir (2) is arranged above active zone (7) of the reactor and is filled with gaseous neutron absorber under pressure. Lower reservoir (6) is mainly arranged in active zone (7) of the reactor and is connected in its lower part (8) with heat carrier (9). Reservoirs (2) and (6) are connected to each other with at least one tube (3) with fuse (4), which is located in active zone (7) of the reactor. Between lower reservoir (6) housing and housing (1) of the device there is at least one tube (3) with fuse (4), which is arranged in the center of a hexagonal cell and is surrounded by six fuel elements (10). Neutron absorber used can be represented, for example, by ¹²⁴Xe.

EFFECT: reduced inertia of the negative reactivity passive input device and higher reliability of its operation at increasing the temperature of the heat carrier in the reactor active zone above the preset limiting value.

6 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к системам остановки ядерных реакторов и может быть использовано при создании ядерных реакторов на быстрых нейтронах.The invention relates to systems for stopping nuclear reactors and can be used to create nuclear reactors with fast neutrons.

В существующих реакторных установках (РУ) с натриевым теплоносителем и в проектах РУ с тяжелым теплоносителем системы управления реактивностью активной зоны основаны на использовании поглощающих нейтроны стержней, которые в быстро развивающихся аварийных ситуациях механически вводятся в активную зону реактора с помощью приводов СУЗ или опускаются в активную зону под действием силы тяжести или поднимаются в активную зону за счет силы Архимеда.In existing reactor installations (RU) with sodium coolant and in projects of RU with heavy coolant, core reactivity control systems are based on the use of neutron-absorbing rods, which in rapidly developing emergency situations are mechanically introduced into the reactor core using CPS drives or lowered into the core under the influence of gravity or rise into the active zone due to the strength of Archimedes.

Для повышения надежности срабатывания защиты применяют исполнительные устройства, использующие пассивный принцип срабатывания при достижении предельных значений параметров активной зоны, таких как, например, предельно допустимые значения температуры, скорости циркуляции, давления теплоносителя и т.д. Срабатывание таких устройств в аварийных ситуациях происходит самопроизвольно и основано на использовании различных физических эффектов, например плавлении, изменении объема или формы, магнитных свойств материалов, из которых выполнены конструктивные элементы устройств (мембран, сильфоны, плавкие вставки и биметаллические элементы и т.д. (см. Журнал «Атомная техника за рубежом», 1988, №1, с. 10-16). Однако для проектируемых реакторов на быстрых нейтронах нового поколения аварийная защита на основе механических стержневых систем не обеспечивает высокой надежности срабатывания. Это обусловлено жесткими условиями функционирования активной зоны при длительном воздействии высоких нейтронных потоков и температур, которые ведут к распуханию материалов и изменению геометрической формы конструктивных элементов активной зоны. Кроме того, на стержни в тяжелых теплоносителях действует значительная выталкивающая сила, усложняющая падение поглощающих стержней в активную зону РУ. В таких условиях использование рабочих органов аварийной защиты в виде поглощающих стержней снижает надежность их аварийного ввода в активную зону реактора для подавления цепной реакции деления.To increase the reliability of the protection operation, actuators are used that use the passive principle of operation when the limit values of the core parameters are reached, such as, for example, the maximum permissible values of temperature, circulation speed, coolant pressure, etc. The operation of such devices in emergency situations occurs spontaneously and is based on the use of various physical effects, for example, melting, volume or shape changes, magnetic properties of the materials from which the structural elements of the devices are made (membranes, bellows, fusible inserts and bimetallic elements, etc. ( see the journal "Atomic Engineering Abroad", 1988, No. 1, pp. 10-16. However, for the designed new-generation fast neutron reactors, emergency protection based on mechanical rod systems was not provided This ensures high reliability of operation, which is due to harsh operating conditions of the core during prolonged exposure to high neutron fluxes and temperatures, which lead to swelling of the materials and a change in the geometric shape of the structural elements of the core. In addition, the rods in heavy fluids have a significant buoyancy force that complicates the drop absorbing rods into the reactor core. In such conditions, the use of emergency working elements in the form of absorbing rods reduces the reliability of their emergency entry into the reactor core to suppress the fission chain reaction.

Известно устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, которое размещено в корпусе тепловыделяющей сборки [RU 20725702]. В соответствии с изобретением в тепловыделяющую сборку реактора БН-600, содержащую головку с отверстиями для теплоносителя, корпус и хвостовик, помещены пучок стержней поглотителя со штоком, радиационные нагреватели в виде укороченных тепловыделяющих элементов и исполнительный механизм, реагирующий на аварийное превышение температуры теплоносителя в диапазоне от 570 до 650°C. В одном из отверстий головки сборки свободно на своей оси установлено коромысло, одно из плеч которого имеет вилочный захват и удерживает за шток пучок стержней поглотителя, а второе плечо введено в отверстие пластины биметаллического элемента, закрепленного на головке. Аварийное повышение температуры теплоносителя в случае отказа систем активной защиты ядерного реактора вызывает изгиб биметаллической пластины, выход из зацепления плеча коромысла с вилочным захватом и сброс с него пучка стержней поглотителя в активную зону для подавления ядерной реакции. Однако геометрические характеристики пучка стержней поглотителя, а также характеристики биметаллических элементов и пороги их срабатывания, существенно изменяются в условиях интенсивного нейтронного облучения и высоких температур теплоносителя, что снижает надежность таких устройств пассивной защиты.A device for the passive protection of a fast neutron nuclear reactor, which is located in the body of the fuel assembly [RU 20725702]. In accordance with the invention, a BN-600 reactor fuel assembly containing a head with holes for the coolant, a housing and a shank, a bundle of absorber rods with a rod, radiation heaters in the form of shortened fuel elements and an actuator responding to emergency excess of the coolant temperature in the range from 570 to 650 ° C. A rocker is freely mounted on its axis in one of the openings of the assembly head, one of the arms of which has a fork and holds the beam of absorber rods by the rod, and the second arm is inserted into the hole of the plate of the bimetallic element mounted on the head. An emergency increase in the temperature of the coolant in the event of a failure of the active protection systems of the nuclear reactor causes the bimetallic plate to bend, the rocker arm to forks out of engagement, and the beam of absorber rods will be dumped from it into the core to suppress the nuclear reaction. However, the geometric characteristics of the beam of the absorber rods, as well as the characteristics of the bimetallic elements and their thresholds, change significantly under conditions of intense neutron irradiation and high coolant temperatures, which reduces the reliability of such passive protection devices.

Известно пассивное предохранительное устройство для ядерного реактора, содержащее закрытый герметичный сильфон, заполненный веществом, температура плавления которого соответствует температуре срабатывания устройства (RU 2086009). Один торец сильфона закреплен неподвижно, второй торец связан со спусковым механизмом, а между торцами сильфона размещена сжатая пружина. При расплавлении вещества в случае аварийного увеличения температуры теплоносителя устройство обеспечивает перемещение свободного конца сильфона и срабатывание спускового механизма, которое обеспечивается как за счет упругости сильфона и пружины, так и увеличения объема расплавившегося вещества.Known passive safety device for a nuclear reactor containing a closed sealed bellows filled with a substance, the melting temperature of which corresponds to the temperature of the device (RU 2086009). One end of the bellows is fixed motionless, the second end is connected to the trigger, and a compressed spring is placed between the ends of the bellows. When the substance is melted in the event of an emergency increase in the temperature of the coolant, the device provides movement of the free end of the bellows and the trigger mechanism, which is provided both by the elasticity of the bellows and the spring, and by increasing the volume of the molten substance.

Общими недостатками приведенных выше аналогов в условиях длительного воздействия интенсивного нейтронного облучения и высоких температур теплоносителя является то, что существенно изменяются геометрические характеристики пучка стержней поглотителя, а также деградируют функциональные характеристики биметаллических элементов, сильфонов, пружин и соответственно изменяются пороги их срабатывания. Кроме того, для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым (например, со свинцовым) теплоносителем возникают конструктивные сложности с реализацией падения пучков стержней поглотителя.Common shortcomings of the above analogues under conditions of prolonged exposure to intense neutron irradiation and high coolant temperatures are that the geometric characteristics of the beam of the absorber rods change significantly, and the functional characteristics of bimetallic elements, bellows, springs degrade, and their response thresholds accordingly change. In addition, for fast neutron reactors with heavy (for example, lead) coolant, structural difficulties arise with the implementation of the incidence of absorber rod beams.

Известно пассивное устройство безопасности ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, которое встроено в его тепловыделяющую сборку (US 5333156). Устройство состоит из сформированного внутри корпуса тепловыделяющей сборки в верхней его части кольцевого блока, размещенного на внутренней боковой поверхности корпуса. Кольцевой блок выполнен в виде контактирующего с натриевым теплоносителем перфорированного конверта, внутри которого заключена плавкая матрица, в которой диспергированы частицы материала, поглощающего нейтроны. При повышении температуры теплоносителя выше установленного уровня матрица расплавляется, а диспергированные в ней частицы поглощающего нейтроны материала поступают из перфорированного конверта в активную зону реактора для подавления ядерных реакций. Однако это устройство не может быть использовано для реакторов с тяжелым (например, свинцовым) теплоносителем, т.к. диспергированные относительно легкие частицы поглощающего нейтроны материала будут всплывать в тяжелом теплоносителе и выноситься из тепловыделяющей сборки и активной зоны реактора.A passive safety device for a fast fast neutron nuclear reactor with a sodium coolant is known, which is integrated in its fuel assembly (US 5333156). The device consists of a fuel assembly formed inside the casing in the upper part of the annular block located on the inner side surface of the casing. The ring block is made in the form of a perforated envelope in contact with sodium coolant, inside of which there is a fusible matrix in which particles of a material absorbing neutrons are dispersed. As the temperature of the coolant rises above the set level, the matrix melts, and the particles of neutron-absorbing material dispersed in it come from the perforated envelope into the reactor core to suppress nuclear reactions. However, this device cannot be used for reactors with heavy (for example, lead) coolant, because dispersed relatively light particles of neutron-absorbing material will float in a heavy coolant and carried out of the fuel assembly and the reactor core.

Известно пассивное устройство для аварийного уменьшения реактивности реактора, которое представляет собой размещенный в активной зоне герметичный наружный контейнер цилиндрической формы, в котором вертикально размещены два стержня, а между стержнями размещен герметичный внутренний контейнер (GB 866305). Внутренний контейнер заполнен веществом, например ртутью, которое эффективно поглощает нейтроны и интенсивно испаряется при высоких температурах. При повышении температуры в активной зоне выше допустимой расширяющиеся стержни разрушают оболочку внутреннего контейнера, поглощающее вещество испаряется и заполняет свободный объем наружного контейнера, что приводит к резкому увеличению поглощения нейтронов. Однако такая конструкция не позволяет обеспечить с необходимой точностью условия аварийного срабатывания пассивного устройства из-за накопления размерных изменений элементов конструкции вследствие процессов радиационного распухания. Кроме того, устройство не обеспечивает введения в активную зону большого количества поглощающего материала, что не позволяет обеспечить необходимых параметров эффективности поглощения нейтронов в случае возникновения аварийных ситуаций.A passive device for emergency reduction of reactor reactivity is known, which is a sealed outer cylindrical container located in the active zone, in which two rods are vertically placed, and a sealed inner container is placed between the rods (GB 866305). The inner container is filled with a substance, such as mercury, which effectively absorbs neutrons and vaporizes rapidly at high temperatures. As the temperature in the active zone rises above the permissible value, the expanding rods destroy the shell of the inner container, the absorbing substance evaporates and fills the free volume of the outer container, which leads to a sharp increase in neutron absorption. However, this design does not allow to provide with the necessary accuracy the emergency response conditions of the passive device due to the accumulation of dimensional changes in structural elements due to radiation swelling processes. In addition, the device does not provide the introduction into the active zone of a large amount of absorbing material, which does not provide the necessary parameters of the efficiency of neutron absorption in the event of an emergency.

Известно пассивное предохранительное устройство для ядерного реактора в виде двух расположенных одна под другой и сообщающихся между собой герметичных емкостей (US 4104122), которое является наиболее близким к предлагаемому техническому решению. Верхняя емкость, расположенная вне активной зоны заполнена жидким поглотителем нейтронов и газом под определенным давлением, а нижняя емкость заполнена газом под определенным давлением. Со стороны днища в нижнюю емкость введен трубопровод, нижний торец которого закрыт урановым донышком, припаянным по периферии к торцу твердым припоем, который может расплавиться при возникновении реактивностной аварийной ситуации. При разгерметизации донышка давление в нижней емкости падает, а жидкий поглотитель нейтронов самопроизвольно перетекает из верхней емкости в нижнюю, т.е. поступает в активную зону реактора для остановки цепной ядерной реакций. Недостатком устройства является то, что вследствие использованного конструкционного принципа разгерметизация донышка может происходить только при реактивностных авариях - при быстром увеличении плотности нейтронного потока. Для предотвращения аварий, вызываемых потерей расхода/теплосъема в активной зоне, такое устройство не может быть использовано, поскольку такие аварии могут не сопровождаться значительным всплеском нейтронного потока и устройство срабатывать не будет.A passive safety device for a nuclear reactor is known in the form of two sealed containers located one below the other and connected to each other (US 4104122), which is closest to the proposed technical solution. The upper tank located outside the core is filled with a liquid neutron absorber and gas under a certain pressure, and the lower tank is filled with gas under a certain pressure. From the bottom side, a pipeline is introduced into the lower tank, the lower end of which is closed by a uranium bottom, brazed solder around the end to the end, which can melt when a reactive emergency occurs. When the bottom is depressurized, the pressure in the lower tank drops, and the liquid neutron absorber spontaneously flows from the upper tank to the lower one, i.e. enters the reactor core to stop the nuclear chain reaction. The disadvantage of this device is that due to the used construction principle, depressurization of the bottom can occur only in reactive accidents - with a rapid increase in the density of the neutron flux. To prevent accidents caused by loss of flow / heat removal in the core, such a device cannot be used, since such accidents may not be accompanied by a significant surge in neutron flux and the device will not work.

Задачей изобретения является создание надежного устройства пассивного ввода отрицательной реактивности в аварийных режимах, сопровождающихся ростом температуры теплоносителя в активной зоне.The objective of the invention is to provide a reliable device for passive input of negative reactivity in emergency conditions, accompanied by an increase in the temperature of the coolant in the core.

Технический результат изобретения состоит в снижении инерционности устройств пассивного ввода отрицательной реактивности и повышении надежности его срабатывания при повышении температуры теплоносителя в активной зоне реактора выше заранее установленного предельного значения.The technical result of the invention is to reduce the inertia of passive negative reactivity input devices and increase the reliability of its operation when the temperature of the coolant in the reactor core rises above a predetermined limit value.

Технический результат в соответствии с первым вариантом изобретения достигается тем, что устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах выполнено в виде двух емкостей, расположенных одна под другой внутри шестигранного корпуса, геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки, верхняя емкость расположена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость расположена преимущественно в активной зоне реактора и выполнена в виде открытого снизу колокола, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, причем между нижней емкостью и корпусом тепловыделяющей сборки содержится, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой, которая размещена в центре ячейки и окружена шестью твэлами, расположенными на треугольной решетке.The technical result in accordance with the first embodiment of the invention is achieved by the fact that the device for passive protection of a fast fast neutron reactor is made in the form of two containers located one below the other inside a hexagonal body geometrically identical to the body of the fuel assembly, the upper tank is located above the reactor core and filled with gaseous neutron absorber under pressure, the lower tank is located mainly in the reactor core and is made in the form of a bell open at the bottom a, the tanks are interconnected by at least one tube with a fusible insert, and between the lower tank and the body of the fuel assembly contains at least one tube with a fusible insert, which is located in the center of the cell and is surrounded by six fuel rods located on a triangular bars.

В частном случае выполнения устройства по первому варианту изобретения в качестве газообразного поглотителям нейтронов использован ¹²⁴Хе или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее большое поглощение нейтронов. В другом частном случае выполнения устройства в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33.In the particular case of the device according to the first embodiment of the invention as a neutron absorber used gaseous ¹²⁴ Xe or another gaseous material, resistant to the operating temperature range and has a large neutron absorption. In another particular case of the device, a substance with a melting point of 600 ° C to 650 ° C, for example, aluminum alloys AMG 3,5, AMG 2,5, AD-31, AD-33, was used as the material of the fusible insert.

Технический результат в соответствии со вторым вариантом изобретения достигается тем, что устройство защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах выполнено в виде двух емкостей, расположенных одна под другой внутри корпуса тепловыделяющей сборки, верхняя емкость расположена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость расположена преимущественно в активной зоне реактора и выполнена в виде открытого снизу колокола, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, причем между нижней емкостью и корпусом тепловыделяющей сборки размещен, по крайней мере, один ряд тепловыделяющих элементов и, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой.The technical result in accordance with the second embodiment of the invention is achieved by the fact that the fast neutron reactor protection device is made in the form of two containers located one below the other inside the body of the fuel assembly, the upper tank is located above the reactor core and is filled with a gaseous neutron absorber under pressure, the lower the tank is located mainly in the reactor core and is made in the form of a bell open at the bottom, the tanks are interconnected by at least one pipe Coy fusible link, and between the lower vessel and the fuel assembly housing is placed at least one row of fuel elements and at least one tube with a fusible link.

В частном случае выполнения устройства по второму варианту изобретения в качестве газообразного поглотителям нейтронов использован ¹²⁴Хе или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее высокое сечение поглощения нейтронов. В другом частном случае выполнения устройства в соответствии со вторым вариантом его выполнения в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33.In the particular case of the device according to the second embodiment of the invention, ¹²⁴ Xe or another gaseous substance that is stable in the operating temperature range and has a high neutron absorption cross section is used as a gaseous neutron absorber. In another particular case of the device in accordance with the second embodiment, a substance with a melting point of 600 ° C to 650 ° C, for example, aluminum alloys AMG 3.5, AMG 2.5, AD-31, AD, was used as the material of the fusible insert. -33.

Сущность описанных выше вариантов осуществления изобретения основана на эффекте быстрого уменьшения реактивности свинцово-охлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах при замещении достаточно большого объема свинца в устройстве газом-поглотителем. В заявляемых устройствах снижение реактивности формируется за счет возрастания утечки нейтронов при вытеснении определенного объема свинца из активной зоны газом и увеличения поглощения нейтронов в активной зоне этим газом.The essence of the above-described embodiments of the invention is based on the effect of rapidly reducing the reactivity of lead-cooled fast neutron reactors when replacing a sufficiently large volume of lead in the device with an absorber gas. In the inventive devices, a decrease in reactivity is formed due to an increase in neutron leakage when a certain volume of lead is displaced from the core by a gas and an increase in neutron absorption in the core by this gas.

На фиг. 1а) и фиг. 1б) представлены соответственно общий вид и поперечное сечение первого варианта выполнения устройства пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора, в котором корпус устройства выполнен в поперечном сечении в форме шестиугольника, а между нижней емкостью и корпусом тепловыделяющей сборки содержатся две трубки с плавкими вставками, трубки размещены в центре ячеек и окружены шестью твэлами, расположенными по углам указанной ячейки.In FIG. 1a) and FIG. 1b) respectively, a general view and a cross section of the first embodiment of a passive negative reactivity input device for a nuclear reactor are presented, in which the device casing is made in a cross section in the shape of a hexagon, and two tubes with fusible inserts are contained between the lower tank and the body of the fuel assembly, the tubes are placed in the center of the cells and surrounded by six fuel rods located at the corners of the specified cell.

На фиг. 2а) и фиг. 2б) представлены соответственно общий вид и поперечное сечение второго варианта выполнения устройства для ядерного реактора, в котором между нижней емкостью и корпусом устройства размешены тепловыделяющие элементы и две трубки с плавкими вставками.In FIG. 2a) and FIG. 2b) respectively, a general view and a cross section of a second embodiment of a device for a nuclear reactor are presented, in which fuel elements and two tubes with fusible inserts are placed between the lower tank and the device body.

Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора по первому варианту выполнения (фиг. 1а) и фиг. 1б)) состоит из корпуса (1), который выполнен в поперечном сечении в форме шестиугольника, в верхней части корпуса (1) выше активной зоны размещена герметичная верхняя емкость (2), соединенная с трубками (3) с плавкими вставками (4). Верхняя емкость (2) заполнена газообразным поглотителем нейтронов (5) под давлением. Нижняя емкость (6) размещена в корпусе (1), расположена преимущественно но всей высоте активной зоны (7) и выполнена в виде колокола, сообщенного через отверстие (8) с теплоносителем (9). Верхняя емкость (2) и нижняя емкость (6) соединены между собой трубками (3), которые герметизированы плавкими вставками (4). Трубки (3) с плавкими пробками (4) в поперечном сечении размещены в центре ячеек, каждая из которых сформирована шестью твэлами (10), расположенными по углам правильного шестиугольника. Трубки (3) с плавкими вставками (4) в активной зоне расположены параллельно шести тепловыделяющим элементам (10) и зафиксированы внутри обечайки (11) между корпусом (1) и корпусом нижней емкости (6). Плавкие вставки (4) размещены в трубках а зоне верхнего торца столба ядерного топлива (7) в тепловыделяющих элементах (10), в которой формируется максимальная температура теплоносителя (9) и которая соответствует верхней границе активной зоны реактора.The negative reactivity passive input device for a nuclear reactor according to the first embodiment (Fig. 1a) and FIG. 1b)) consists of a casing (1), which is made in the cross section in the form of a hexagon, in the upper part of the casing (1) above the active zone there is a sealed upper container (2) connected to the tubes (3) with fusible inserts (4). The upper tank (2) is filled with a gaseous neutron absorber (5) under pressure. The lower tank (6) is placed in the housing (1), located mainly but the entire height of the active zone (7) and is made in the form of a bell communicated through the hole (8) with the coolant (9). The upper tank (2) and the lower tank (6) are interconnected by tubes (3), which are sealed with fusible inserts (4). Tubes (3) with fusible plugs (4) in cross section are placed in the center of the cells, each of which is formed by six fuel rods (10) located at the corners of a regular hexagon. Tubes (3) with fusible inserts (4) in the core are located parallel to six heat-generating elements (10) and are fixed inside the shell (11) between the housing (1) and the lower housing (6). Fusible inserts (4) are placed in the tubes and in the area of the upper end of the nuclear fuel column (7) in the fuel elements (10), in which the maximum temperature of the coolant (9) is formed and which corresponds to the upper boundary of the reactor core.

Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора по второму варианту решения (фиг. 2) состоит из корпуса (1), в верхней части корпуса (1) выше активной зоны размещена герметичная верхняя емкость (2), соединенная с трубками (3) с плавкими вставками (4). В качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33. Верхняя емкость (2) заполнена газообразным поглотителем нейтронов (5) под давлением. В качестве газообразного поглотителя нейтронов могут быть использованы газообразные вещества с высоким сечением поглощения нейтронов, например ¹²⁴Хе, или другие газообразные вещества, стойкие в указанном диапазоне температур и имеющие большое сечение поглощения нейтронов. Нижняя емкость (6) размещена в центральной части корпуса (1), расположена преимущественно по высоте активной зоны (7) и выполнена в виде колокола, сообщенного через отверстие (8) с теплоносителем (9). Верхняя емкость (2) и нижняя емкость (6) соединены между собой трубками (3), которые герметизированы плавкими вставками (4). Между нижней емкостью (6) и корпусом (1) размещен, по крайней мере, один ряд тепловыделяющих элементов (10). Трубки (3) с плавкими вставками (4) в активной зоне расположены параллельно тепловыделяющим элементам (10) и зафиксированы между корпусом (1) и обечайкой (11). Плавкие вставки (4) размещены в трубках в зоне верхнего торца столба топлива в тепловыделяющих элементах, в которой формируется максимальная температура теплоносителя (9) и которая соответствует верхней границе активной зоны.The device for passive input of negative reactivity for a nuclear reactor according to the second solution option (Fig. 2) consists of a housing (1), in the upper part of the housing (1) above the active zone there is a sealed upper tank (2) connected to fusible tubes (3) inserts (4). As the material of the fusible insert, a substance with a melting point from 600 ° C to 650 ° C was used, for example, aluminum alloys AMG 3,5, AMG 2,5, AD-31, AD-33. The upper tank (2) is filled with a gaseous neutron absorber (5) under pressure. As a gaseous neutron absorber, gaseous substances with a high neutron absorption cross section, for example ¹²⁴ Xe, or other gaseous substances that are stable in the indicated temperature range and have a large neutron absorption cross section can be used. The lower tank (6) is located in the central part of the housing (1), located mainly along the height of the active zone (7) and is made in the form of a bell communicated through the hole (8) with the coolant (9). The upper tank (2) and the lower tank (6) are interconnected by tubes (3), which are sealed with fusible inserts (4). Between the lower tank (6) and the housing (1), at least one row of fuel elements (10) is placed. Tubes (3) with fusible inserts (4) in the core are located parallel to the fuel elements (10) and are fixed between the body (1) and the shell (11). Fusible inserts (4) are placed in tubes in the area of the upper end of the fuel column in the fuel elements, in which the maximum temperature of the coolant (9) is formed and which corresponds to the upper boundary of the active zone.

Устройство пассивного ввода отрицательной реактивности для ядерного реактора по первому и второму вариантам выполнения работает следующим образом. В нормальном режиме работы реактора нижняя емкость (6) устройства заполнена теплоносителем (9) - расплавом свинца. При нарушении нормального режима эксплуатации реактора и при достижении предельно допустимой температуры теплоносителя (9) плавкие вставки (4), которые расположены в зоне верхнего торца столба ядерного топлива (7) в тепловыделяющих элементах (10), плавятся. Газообразный поглотитель нейтронов (5) по трубопроводам (3) поступает из емкости (2) в емкость (6) и вытесняет из нее через отверстие (8) свинцовый теплоноситель (9). Это приводит к снижению реактивности, обусловленному как увеличением утечки нейтронов через газовый объем, так и дополнительным поглощением в этом объеме нейтронов газообразным поглотителем. В предложенном устройстве трубки с плавкими вставками размещены в наиболее горячей части активной зоны, встроены в пучок твэлов (10), что обеспечивает моделирование температурного режима тепловыделяющей сборки и, в частности, корректировку моделирования при наладке устройства, изменяя с помощью дросселей расход через пучок. Это позволяет получить технический результат, который состоит в снижении инерционности и повышении надежности срабатывания защиты при аварийном повышении температуры теплоносителя в активной зоне реактора.The passive input device of negative reactivity for a nuclear reactor according to the first and second variants of execution works as follows. In normal operation of the reactor, the lower tank (6) of the device is filled with coolant (9) - lead melt. If the normal operation of the reactor is violated and when the maximum permissible coolant temperature (9) is reached, the fusible inserts (4), which are located in the area of the upper end of the nuclear fuel column (7) in the fuel elements (10), melt. A gaseous neutron absorber (5) through pipelines (3) enters from the tank (2) into the tank (6) and displaces the lead coolant (9) through the hole (8). This leads to a decrease in reactivity due to both an increase in neutron leakage through the gas volume and additional absorption of neutrons in this volume by the gaseous absorber. In the proposed device, tubes with fusible inserts are located in the hottest part of the core, are integrated into the fuel rod bundle (10), which provides modeling of the temperature regime of the fuel assembly and, in particular, modeling adjustment during device commissioning, changing the flow rate through the beam using chokes. This allows you to get a technical result, which consists in reducing the inertia and increasing the reliability of the protection when the temperature of the coolant in the reactor core rises abnormally.

Материал плавкой вставки (4) выбирается исходя из условия, что ее расплавление и срабатывание устройства ввода газа происходит при достижении свинцовым теплоносителем предельно допустимой температуры, установленной из условий безопасности. Поскольку максимальная температура свинцового теплоносителя (9) формируется на выходе из активной зоны, то вставка (4) должна быть размещена в температурной зоне, адекватно моделирующей область, в которой формируется максимальная температура теплоносителя на выходе из тепловыделяющей сборки.The material of the fusible insert (4) is selected based on the condition that its melting and actuation of the gas input device occurs when the lead coolant reaches the maximum permissible temperature established from the safety conditions. Since the maximum temperature of the lead coolant (9) is formed at the outlet of the core, the insert (4) should be placed in the temperature zone that adequately simulates the region in which the maximum temperature of the coolant is formed at the outlet of the fuel assembly.

Для обеспечения необходимой температуры плавления вставки (4) в первом и втором вариантах исполнения устройства реализованы конструктивные решения, в которых вокруг трубок (3) с плавкими вставками (4) размещено необходимое количество твэлов (10), определено оптимальное место их расположения и гидродинамические условия их охлаждения теплоносителем.To ensure the required melting temperature of the insert (4) in the first and second embodiments of the device, structural solutions are implemented in which around the tubes (3) with fusible inserts (4) the required number of fuel rods (10) are placed, the optimal location and their hydrodynamic conditions are determined coolant cooling.

Давление газообразного поглотителя нейтронов (5) в емкости (2) и ее объем рассчитаны таким образом, чтобы газ при расширении вытеснил из емкости (6) заданный объем свинцового теплоносителя (9), но при этом не вышел бы за пределы объема колокола емкости (6). Давление газообразного поглотителя нейтронов (5) в емкости (2) при работе реактора может контролироваться с помощью размещенного в емкости (2) бесконтактного датчика (на чертежах не показан).The pressure of the gaseous neutron absorber (5) in the vessel (2) and its volume are calculated so that the gas expands from the vessel (6) when it expands the specified volume of lead coolant (9), but does not go beyond the volume of the vessel bell (6) ) The pressure of the gaseous neutron absorber (5) in the vessel (2) during reactor operation can be controlled using a proximity sensor (not shown) in the vessel (2).

Использование предлагаемых вариантов устройства пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах позволяет повысить надежность и эффективность срабатывания устройства, а это увеличивает безопасность эксплуатации и ресурс работы реакторных установок.The use of the proposed options for the device for passive protection of a fast fast neutron nuclear reactor allows to increase the reliability and efficiency of the operation of the device, and this increases the safety of operation and the operating life of the reactor plants.

Claims (6)

1. Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах, которое содержит две емкости, расположенные одна под другой внутри шестигранного корпуса, геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки, верхняя герметичная емкость размешена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость размещена преимущественно в активной зоне реактора и сообщена в нижней своей части с теплоносителем, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, которая расположена в активной зоне реактора, причем между корпусом нижней емкости и корпусом устройства содержится, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой, которая размещена в центре шестигранной ячейки и окружена шестью твэлами, расположенными по углам указанной ячейки.1. The device for the passive protection of a fast fast neutron reactor, which contains two containers located one below the other inside a hexagonal casing geometrically identical to the casing of the fuel assembly, the upper sealed container is placed above the reactor core and filled with a gaseous neutron absorber under pressure, the lower container is predominantly located in the reactor core and communicated in its lower part with a coolant, the tanks are interconnected by at least one tube with melting avkoy which is located in the core of the reactor, the capacitance between the housing and the lower housing unit contains at least one tube with a fusible link, which is positioned in the center of the hexagon and is surrounded by six cell fuel rods arranged at the corners of said cell. 2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в качестве газообразного поглотителя нейтронов использован ¹²⁴Хe или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее высокое сечение поглощения нейтронов.2. The device according to claim 1, characterized in that ¹²⁴ Xe or another gaseous substance that is stable in the operating temperature range and has a high neutron absorption cross section is used as a gaseous neutron absorber. 3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33.3. The device according to claim 1, characterized in that a substance with a melting point of 600 ° C to 650 ° C is used as the material of the fusible insert, for example, aluminum alloys AMG 3,5, AMG 2,5, AD-31, AD-33 . 4. Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах содержит две емкости, расположенные одна под другой внутри шестигранного корпуса, геометрически идентичного корпусу тепловыделяющей сборки, верхняя герметичная емкость размещена выше активной зоны реактора и заполнена газообразным поглотителем нейтронов под давлением, нижняя емкость размещена преимущественно в активной зоне реактора и сообщена в нижней своей части с теплоносителем, емкости соединены между собой, по крайней мере, одной трубкой с плавкой вставкой, которая расположена в активной зоне реактора, причем между корпусом нижней емкости и корпусом тепловыделяющей сборки размещены тепловыделяющие элементы и, по крайней мере, одна трубка с плавкой вставкой.4. The passive protection device of a fast fast neutron reactor contains two containers located one below the other inside a hexagonal casing geometrically identical to the casing of the fuel assembly, the upper sealed container is placed above the reactor core and filled with a gaseous neutron absorber under pressure, the lower container is located mainly in the active in the reactor zone and communicated in its lower part with the coolant, the tanks are interconnected by at least one tube with a fusible insert, to Thoraya located in the core of the reactor, the capacitance between the housing bottom and the housing of the fuel assembly has fuel rods and at least one tube with a fusible link. 5. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что в качестве газообразного поглотителя нейтронов использован ¹²⁴Хе или другое газообразное вещество, стойкое в рабочем диапазоне температур и имеющее высокое сечение поглощения нейтронов.5. The device according to claim 4, characterized in that ¹²⁴ Xe or another gaseous substance that is stable in the operating temperature range and has a high neutron absorption cross section is used as a gaseous neutron absorber. 6. Устройство по п. 4, отличающееся тем, что в качестве материала плавкой вставки использовано вещество с температурой плавления от 600°C до 650°C, например сплавы алюминия АМГ 3,5, АМГ 2,5, АД-31, АД-33. 6. The device according to claim 4, characterized in that a substance with a melting point of 600 ° C to 650 ° C, for example, aluminum alloys AMG 3,5, AMG 2,5, AD-31, AD-, is used as the material of the fusible insert. 33.

Images