Результат интеллектуальной деятельности: КАНАЛ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЙ СОВМЕЩЕННЫЙ ДЛЯ ПРОМЫШЛЕННОЙ ЯДЕРНОЙ УСТАНОВКИ

Изобретение относится к атомной энергетике и касается конструкции канала технологического совмещенного (КТС), предназначенного для совместного размещения тепловыделяющих элементов (твэлов) и поглощающих элементов (пэлов) в активной зоне (а.з.) реактора, и может быть использовано при разработке новых проектов промышленных реакторов для выработки электричества и наработки изотопов.

Известны каналы, предназначенные для раздельного размещения в активной зоне ядерного реактора тепловыделяющих сборок (ТВС) и блоков-поглотителей - БП (см., например, каналы для ядерных реакторов типа РБМК, ПУГР, ТВР - авт. Доллежаль Н.А., Емельянов И.А. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980, 208 с.) Каналы устанавливаются каждый в свою ячейку в корпус ядерного реактора, проходя через крышку реактора, дистанционирующие плиты и уплотняются сверху (в крышке реактора) уплотнительной прокладкой. Имеется возможность перегружать находящуюся в каналах загрузку - тепловыделяющие сборки (ТВС) или поглотители, раздельно от канала или совместно с ним. При этом поглотитель из каналов может перегружаться на мощности (номинальной или пониженной в зависимости от физического веса поглотителя и уровня энерговыделения в нем).

Недостатками данной конструкции являются:

1. Раздельное размещение топлива и блоков-поглотителей, приводящее к увеличению общего количества каналов, уменьшению тем самым прочности плит активной зоны реактора (крышки верхней, дроссельной и пр.).

2. Многие из нарабатываемых в реакторе изотопов должны стоять длительное время (несколько кампаний) и при этом для поддержания реактивности меняться на более легкий поглотитель (изотопные блоки), т.е. переставляться в течение кампании. Это касается и изотопных блоков с малым временем облучения (меньше или некратным длительности кампании). Процесс перестановки оказывает существенное влияние на поля энерговыделений и требует вмешательство оператора в выравнивание этих полей или снижение мощности реактора в обеспечение непревышения допустимых параметров эксплуатации.

Известно устройство для создания радиоизотопов в инструментальных трубках действующих коммерческих ядерных реакторов. Мишени облучения можно вставлять и удалять из инструментальных трубок в ходе работы и преобразовывать в радиоизотопы. Радиоизотопы имеют различные медицинские применения, благодаря их возможности испускать дискретные количества и типы ионизирующего излучения (см., например, описание изобретения к патенту России 2501107 С2, заявка №2009106154/07, заявлена 20.02.2009, опубликована: 10.12.2013, Бюл. №34).

Короткоживущие радиоизотопы (период полураспада 75 дней или менее) традиционно создаются путем бомбардировки стабильных родительских изотопов в ускорителях или маломощных реакторах нейтронами на месте эксплуатации в медицинских учреждениях или вблизи промышленных предприятий.

Наработанные короткоживущие радиоизотопы можно относительно быстро и просто собирать путем удаления мишеней облучения из инструментальной трубки и защитной оболочки реактора, без остановки реактора или необходимости в химических процессах выделения. Затем короткоживущие радиоизотопы можно сразу же транспортировать в медицинские учреждения для использования

Недостатками данной конструкции являются:

1. Низкая производительность по изотопам в силу малой мощности реакторов и малого объема инструментальных трубок.

2. Основное назначение этих изотопов - медицина, т.е. установка должна стоять рядом с медицинским центром, поскольку период полураспада этих изотопов небольшой - дни, часы.

Известно другое изобретение, относящееся к ядерной технике, в частности к получению радиоактивных изотопов для изготовления радиофармпрепаратов посредством облучения мишеней в ядерном реакторе (см. описание изобретения к патенту России 2476941 С2, заявка: 2010144805/07, заявлена 01.11.2010, опубликована: 10.05.2012, Бюл. №13).

Мишень для наработки изотопа Мо⁹⁹ содержит делящийся материал и имеет форму незамкнутого цилиндра. Мишень выполнена из листа толщиной не более 1 мм. В качестве делящегося материала мишени использован металлический уран, обогащенный по изотопу U²³⁵ не ниже 20%. В материал мишени введен никель, при этом образована композиция, в которой масса урана составляет 1,0-30,0% от массы никеля. Изобретение позволит упростить процессы изготовления мишени, ее извлечения и выделения наработанного Мо⁹⁹.

Выполнение мишени в форме незамкнутого цилиндра сокращает уровень термических напряжений в ней при облучении, снижая вероятность ее деформирования и заклинивания в блоке.

Недостатками данной конструкции являются:

1. Данная мишень может быть использована только для наработки радиоизотопа Мо⁹⁹ _.

2. В качестве делящегося материала мишени может быть использован только металлический уран, обогащенный по изотопу U²³⁵ не ниже 20%, а в материал мишени введен никель, как связующая и формообразующая матрица.

Известен направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем, размещенный в ячейках дистанционирующих решеток (см., например, описание изобретения к патенту России №2512472 С1, заявка №2012158072/07, заявлен 29.12.2012, опубликован 10.04.2014, Бюл. №10). Для устранения всплеска энероговыделения в твэлах, расположенных рядом с направляющим каналом, на части поверхности направляющего канала нанесен слой выгорающего поглотителя, содержащего изотоп бора-10 в количестве, выгорающем не более чем за один цикл облучения тепловыделяющей сборки. Изотоп бора-10 может входить в состав материала, из которого изготовлен направляющий канал.

Поглотитель на поверхности направляющего канала экранирует тепловые нейтроны, избыточная генерация которых в водяной полости и вызывает увеличение энерговыделения в соседних твэлах.

Технический результат состоит в повышении мощности реакторной установки.

Недостатками данной конструкции являются:

1. Невозможность наработки изотопной продукции.

2. Поглотитель входит в состав канальных труб (на поверхности или как компонента материала труб) и не может меняться в течение кампании.

3. Поглотитель используется только для исключения или существенного уменьшения всплеска энероговыделения в твэлах, расположенных рядом с направляющим каналом.

4. Поглотитель используется также для поддержания реактивности по мере выгорания топлива и самого поглотителя. Их соотношение определяется физическим расчетом перед загрузкой а.з.

Наиболее близкой по конструкции к предлагаемому техническому решению является конструкция: ТОПЛИВНЫЕ СТЕРЖНИ С КОНЦЕВЫМИ ДЕТАЛЯМИ В КАЧЕСТВЕ ОБЛУЧАЕМЫХ МИШЕНЕЙ (см. описание изобретения к патенту России 2479052 С2, заявка №2008149969/07, заявлен 17.12.2008, опубликован: 10.04.2013).

Заявленное решение относится к устройствам для получения радиоактивных изотопов в ядерных реакторах. Топливный стержень имеет на каждом конце концевые детали, содержащие облучаемые мишени. Концевые детали могут содержать материалы, которые при облучении потоком нейтронов, возникающим в месте расположения концевых деталей, преобразуются в желаемые изотопы. Концевые детали могут быть изготовлены из этих материалов (по меньшей мере, из кобальта-59 и иридия-191) или, в другом случае, покрыты этими материалами. Технический результат - работа топливного стержня одновременно как для выработки энергии, так и для наработки желаемых радиоактивных изотопов.

Топливные стержни могут содержать стандартные компоненты, включая ядерное топливо, и быть пригодными для использования в действующем ядерном реакторе. Концевые детали изготовлены из выбранного материала мишени или могут быть полыми и содержать материал мишени. Топливные стержни могут, таким образом, производить различные желаемые изотопы в их концевых деталях с облучаемой мишенью, одновременно функционируя как обычные топливные стержни, обеспечивающие энергию для активной зоны ядерного реактора.

Недостатками данной конструкции являются:

1. Необходимость синхронизации времени облучения мишенных материалов с кампанией топлива, а также сложность извлечения наработанных целевых изотопов.

2. Концевые детали с материалами (мишенями) располагаются не в оптимальном районе а.з. с меньшим потоком нейтронов и, следовательно, количество нарабатываемого материала (изотопа) небольшое.

3. Номенклатура изотопов, нарабатываемых в условиях реактора, мала (в основном, кобальт-59 и иридий-191) с малой удельной активностью. Для других изотопов требуются другие уровни потоков нейтронов (более высокие и мощные) и их более широкий спектр.

Технический результат предлагаемого изобретения заключается в возможности перегрузки блока изотопного (БИ) без снижения (или, при необходимости, некотором снижении) мощности реактора, тем самым обеспечивая непрерывную работу реактора в течение кампании и поддерживая высокий коэффициент использования мощности реакторной установки (КИМ РУ). Кроме того, КТС позволяет равномерно по а.з. распределить топливо и поглотитель, обеспечив более низкие коэффициенты неравномерности потока нейтронов как по радиусу, так и по высоте а.з., уменьшить общее количество каналов и время на их перегрузку, увеличить шаг решетки и, тем самым, прочность крышки реактора, уменьшив за счет этого ее толщину и стоимость, упростив технологию ее изготовления.

Указанный технический результат достигается тем, что в канале ядерного реактора, содержащего трубу, тепловыделяющие элементы и блоки-поглотители нейтронов, канал снабжен второй трубой, расположенной внутри первой, между трубами размещены тепловыделяющие сборки, состоящие из, по меньшей мере, одного тепловыделяющего элемента, во внутреннюю трубу установлено устройство для размещения, по меньшей мере, одного блока-поглотителя нейтронов, при этом наружная труба и устройство для размещения блока-поглотителя нейтронов снабжены нижними наконечниками, на которые опираются, соответственно, тепловыделяющая сборка и блок-поглотитель нейтронов, поджатые пружинами, а устройство для размещения блока-поглотителя нейтронов в верхней части с помощью быстроразъемного захвата соединено со штангой, которая содержит узел уплотнения с наружной трубой канала.

Существует вариант, в котором в наконечнике наружной трубы канала выполнены раздельные отверстия для потока теплоносителя, идущего на охлаждение тепловыделяющей сборки и на охлаждение блока-поглотителя нейтронов, с проходными сечениями, пропорциональными энерговыделению в тепловыделяющей сборке и блоке-поглотителе.

Существует также вариант, в котором устройство для размещения блока-поглотителя нейтронов выполнено в виде шампура, на который снаружи установлен блок-поглотитель нейтронов в виде втулки.

На Фиг. 1 изображен в общем виде канал технологический совмещенный для промышленной ядерной установки (верхняя часть).

На Фиг. 2 изображен в общем виде канал технологический совмещенный для промышленной ядерной установки (нижняя часть).

В состав канала технологического совмещенного (КТС) (Фиг. 1, Фиг. 2) для промышленной ЯЭУ входят топливная 1 (ТВС) и изотопная 2 (БИ) части. При этом изотопная часть 2 размещается внутри топливной части 1 и может перегружаться как на работающем, так и на остановленном реакторе, топливная часть 1 каналов - только на остановленном реакторе совместно с изотопной частью канала. При этом ЯЭУ может быть промышленной (нарабатывать только изотопную продукцию), так и достигать высоких параметров теплоносителя (температуры и давления) с целью выработки электроэнергии и теплофикации.

Канал крепится и уплотняется в крышке реактора. Конструкция и материалы канала обеспечивают минимальный захват нейтронов, возможность повторного использования отдельных элементов, максимальную степень унификации.

Конструкция канала предотвращает самопроизвольное перемещение загруженных в него составных частей активной зоны: тепловыделяющей сборки (ТВС) 1, блока изотопного (БИ), блока поглотителя (БП) 2, и обеспечивает компенсацию температурных расширений составных частей канала и столба загрузки, а также допусков на изготовление деталей канала. Для этого применяются две пружины, поджимающие загрузку канала (ТВС и БИ или БП) - одна 3 через нажимную трубу 4 столб ТВС 1, вторая 5 через нажимную втулку 6 - столб БИ (БП) 2. Перепад давления на ТВС существенно больше, чем на БИ (БП), и усилие пружины 3 соответственно тоже больше, поэтому пружина для ТВС выполнена из стальной проволоки (проката), пружина 5 для БИ (БП) - из алюминиевой. Для уменьшения флюенса нейтронов на пружины и увеличения их срока службы пружина из стали 3 вынесена за пределы активной зоны, из алюминия 5 - размещена чуть выше а.з.

Чехловая наружная труба 7 соединена цангой 8 с удлинителем 9. Цанга 8 фиксируется от сжатия нажимной трубой 4. Для расцепления чехловой наружной трубы 7 с удлинителем 9 необходимо извлечь из канала нажимную трубу 4, что позволит цанге 8 сжаться и выйти из канавки 10 внутри дросселя 11.

В нижней части удлинителя 9 предусмотрены отверстия 12 для выхода теплоносителя из канала в полость слива.

В чехловую наружную трубу 7 загружены ТВС 1. Внутрь ТВС 1 установлен шампур 13, закрепленный на штанге 14, которая крепится и уплотняется в верхней части удлинителя 9 канала. Шампур 13 изготовлен из трубы (или стержня) 15, нижняя часть которой соединена с наконечником 16, центрируемым в наконечнике 17 чехловой наружной трубы 7, а верхняя часть - с наконечником 18 для соединения со штангой 14. На шампур 13 установлены БИ (БП) 2. Шампур 13 соединяется со штангой 14 быстроразъемным соединением - цангой 19 и втулкой 20, которая под действием пружины 5 обжимает цангу 19, не давая ей раскрыться. После извлечения штанги 14 и шампура 13 из канала их расцепление производится перемещением втулки 20 вниз, сжимая пружину 5.

Штанга 14 состоит из трубы 21, в которую устанавливается трубка 22 для размещения датчика контроля температуры теплоносителя 23 - ДКТТ, контролирующего температуру теплоносителя на выходе из зон с ТВС и БИ (БП). С помощью штанги производится выгрузка/загрузка из КТС шампура с БИ (БП).

Чехловая наружная труба 4 содержит дроссель 11 в верхней части и наконечник 17 - в нижней. Дроссель 11 входит в отверстие дроссельной плиты реактора (на чертежах не показана), осуществляя дросселирование теплоносителя из полости межканального пространства (МКП) в полость слива. Для эффективного снижения давления теплоносителя при прохождении его по зазору между плитой и каналом на наружной поверхности дросселя 11 выполнены кольцевые канавки 24, создающие дополнительное сопротивление при прохождении теплоносителя. Ширина, глубина и количество этих канавок определяются расчетным путем и их гидравлическое сопротивление проверяются на стенде. Наконечник 17 обеспечивает необходимое распределение расхода теплоносителя, поступающего в топливную 1 и изотопную 2 части канала. Дросселем 11 и наконечником 17 КТС центрируется в плитах реактора.

Между ТВС и БИ (БП) установлена внутренняя труба 25, предназначенная для разделения потока теплоносителя, идущего соответственно на охлаждение ТВС и БИ (БП). Верхняя часть КТС выполнена из нержавеющей стали для обеспечения надежного крепления канала в крышке реактора, чехловая наружная 7 и внутренняя 25 трубы, дроссель 11 и наконечник 17, нижняя часть штанги 14, пружина 5 и шампур 13 выполнены из алюминиевых сплавов. Верхняя часть КТС может быть использована многократно до физического износа.

Предлагаемый канал работает следующим образом. После извлечения шампура 13 из канала и перевода его в бассейн выдержки (на чертежах не показан) специальным инструментом (вилкой) втулка 20 перемещается вниз до упора втулки 20 в верхний наконечник 18 шампура 13, сжимая пружину 5. Лепестки цанги 19 входят в район внутренний кольцевой проточки 26 во втулке 20 и под действием пружины 5 и верхнего наконечника 18 шампура 13 разводятся, освобождая шампур 13 от зацепления со штангой 14. Это позволяет работать с шампуром 13 отдельно, устанавливая на него и снимая изотопные блоки. Соединение шампура 13 со штангой 14 происходит в обратном порядке. Конструкция КТС обеспечивает возможность при помощи машины перегрузочной (МП) дистанционного проведения выгрузки/загрузки изотопной части (шампура 13 со штангой 14) из канала при работе реактора на мощности, а также на остановленном реакторе - выгрузки/загрузки КТС в целом или по отдельности: штанги с шампуром и БИ (БП) и топливной части 1 с ТВС.

Топливная часть 1 КТС при помощи прокладок 27 и гайки крепления 28 герметизируется в крышке реактора, а изотопная часть (штанга 14) при помощи прокладок и гаек крепления 29 - в топливной. Конструкция КТС обеспечивает быстрый слив теплоносителя из внутренних полостей канала (штанги) при его извлечении из реактора при перегрузке. Обеспечивается дистанционирование составных частей активной зоны (ТВС и БИ (БП) и канальных труб (равномерный зазор между ними для прохода теплоносителя), что исключает локальное ухудшение условий теплообмена. Для дистанционирования применяются трубы с продольными ребрами (5-8 шт.) на наружной или внутренней поверхности или специальные кольца-проставки между составными частями (блоками) а.з.

Сигнальный кабель (на чертежах не показан) термопреобразователя соединен с КТС при помощи электрического разъема 30, который при загрузке/выгрузке канала или его изотопной части позволяет быстро подсоединить/отсоединить кабель от канала.

Конструкционные материалы (алюминиевые сплавы) каналов реактора, в которых размещаются элементы активной зоны, обеспечивают минимальное паразитное поглощение тепловых нейтронов, позволяя тем самым эффективнее использовать нейтроны для наработки изотопов, снижая уровень наведенной активности конструкционных материалов.

Материалы, применяемые для изготовления элементов каналов, радиационно-, коррозионно- и эрозионно-стойкие в условиях их эксплуатации в реакторе. Выбор конструкционных материалов обоснован и подтвержден результатами расчетов и испытаний, опытом их эксплуатации на других реакторах.

Изотопная часть КТС может перегружаться через верх работающего на полной (или пониженной) мощности реактора путем извлечения из канала шампуров с изотопной продукцией. Для защиты от радиоактивного излучения необходимо при этом использовать перегрузочную машину (или контейнер).

Объем наработки радионуклидов зависит от мощности РУ, плотности потока и спектра нейтронов и от количества загруженного мишенного вещества. Все это можно обеспечить с использованием КТС. Наиболее подходящим типом реактора для решения поставленных целей является тяжеловодный промышленный реактор с применением КТС, в котором оптимально возможно разместить и топливо, и мишенное вещество, и наработать в необходимом объеме практически весь спектр изотопов.