БЛОК ВНУТРИКОРПУСНОЙ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя свинец-висмут.

Известна блочная ЯППУ фирмы «Бабкок и Уилкокс» (Д.Ф.Романов и др. «Судовые ядерные паропроизводящие установки». Л.: «Судостроение», 1967, стр.82, рис.32а), в которой вокруг активной зоны расположен экран тепловой радиационной защиты, состоящий из концентрически расположенных стальных обечаек. Зазоры между стальными обечайками заполнены теплоносителем первого контура, т.е. в данном случае водой. Вода служит хорошей защитой от нейтронов промежуточных энергий. К недостаткам воды как защитного материала относится ее сравнительно невысокое сечение ослабления быстрых нейтронов и то, что при захвате тепловых нейтронов в воде испускаются захватные γ-кванты с энергией 2,2 МэВ.

Кроме того, часть нейтронов активной зоны захватываются металлом теплового экрана, причем энергия захватного γ-излучения часто достигает 10 МэВ и выше, что в сотни млн. раз превосходит энергию поглощенного нейтрона.

Вторичное захватное γ-излучение воздействует на корпус реактора, понижая пластические свойства металла, вызывая радиационный наклеп.

Для уменьшения величины энергии захватного γ-излучения в состав внутрикорпусной защиты вводят борсодержащие вещества. Бор обладает свойством при захвате нейтронов испускать γ-частицы и слабо (по сравнению с водородом) γ-излучение с энергией 0,5 МэВ.

Борирование тепловой защиты достаточно эффективно снижает радиационные тепловыделения на внутренней поверхности корпуса реактора за счет захватного γ-излучения. В качестве материала борсодержащих экранов может быть использована бористая сталь с содержанием бора ˜1 вес.% (Д.Л.Бродер и др. «Биологическая защита транспортных реакторных установок». М.: Атомиздат, 1961, стр.218). Недостатком такой конструкции является малое % содержание бора и практическая невозможность его увеличения по причине резкого ухудшения механических и технологических свойств металла теплового экрана. С другой стороны, увеличение содержания бора в экране тепловой защиты позволяет оптимизировать внутрикорпусную радиационную защиту, уменьшить нейтронное и захватное γ-излучение на корпус реактора.

Данная конструкция внутрикорпусной радиационной защиты с бористой сталью является наиболее близким техническим решением из известных и принята за прототип.

Задачей изобретения является создание блоков внутрикорпусной радиационной защиты с повышенным содержанием бора.

Техническим результатом изобретения является существенное снижение нейтронного и захватного γ-излучения в корпусе реактора, повышение надежности его работы.

Это достигается тем, что в блоке внутрикорпусной радиационной защиты реактора, содержащем блочки карбида бора, заключенные в короб с приварной крышкой, согласно изобретению короб с приварной крышкой выполнен негерметично, в верхней части короба встроен фильтр, а между слоями блочков карбида бора и стенкой проложены компенсаторы - гофрированные полосы из нержавеющей фольги.

Упомянутые блоки, обладающие высоким содержанием карбида бора, расположены за стальной частью экрана и способны резко снижать захватное γ-излучение и нейтронный поток на корпус реактора, т.к. бор является энергичным поглотителем быстрых нейтронов.

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлено следующее.

На фиг.1 - продольный разрез блока внутрикорпусной радиационной защиты.

На фиг.2 - поперечный разрез блока внутрикорпусной радиационной защиты.

На фиг.3 - узел I на фиг.2.

Блок внутрикорпусной радиационной защиты состоит из короба 1, наполнителя - блочков 2 карбида бора, компенсаторов 3, фильтра 4, крышки 5, контактного слоя теплоносителя свинец-висмут 6, заглушки 7 заливочного отверстия.

Предложенное устройство блока внутрикорпусной радиационной защиты состоит из стального короба 1, во внутреннюю полость которого уложены послойно горячепрессованные блочки 2 из карбида бора, между слоями которых размещены компенсаторы 3 из гофрированной нержавеющей фольги для компенсации увеличения объема наполнителя. После плотной укладки блочков 2 и компенсаторов 3 устанавливается крышка 5 и обваривается по всему периметру прочно-плотным сварным швом. Конструкция блока внутрикорпусной радиационной защиты предусматривает заполнение всех зазоров между блочками карбида бора и стенкой облицовки теплоносителем свинец-висмут 6, для чего в нижней части короба предусмотрено заливочное отверстие, закрываемое затем заглушкой 7.

При захвате нейтронов блоком внутрикорпусной защиты в последнем выделяется тепло, которое передается теплопроводностью окружающему блок теплоносителю первого контура.

Кроме того, при воздействии на блок нейтронного облучения происходит «выгорание» бора с одновременным увеличением объема карбида бора - «распухание». Для компенсации этого явления в конструкцию введены компенсаторы 3, расположенные между слоями карбида бора и стенкой. При нагреве блока внутрикорпусной радиационной защиты при эксплуатации часть контактного теплоносителя внутри упомянутого блока через фильтр 4 выдавливается во внутрикорпусной объем теплоносителя, а при понижении температуры - наоборот. Блок как бы «дышит» через фильтр 4, который обеспечивает свободный вход-выход в первый контур части объема контактного теплоносителя и препятствует выходу наружу частиц карбида бора. Кроме того, исполнение блока внутрикорпусной радиационной защиты негерметичным по отношению к первому контуру исключает возможность повышения давления внутри блока за счет образования гелия при реакции взаимодействия нейтрона с ядрами бора.

Таким образом, введение блока внутрикорпусной радиационной защиты с наполнителем из карбида бора позволяет уменьшить нейтронное и γ-излучение на корпус реактора, а также уменьшить массу тепловой защиты.