Результат интеллектуальной деятельности: ТЕПЛОВАЯ ЗАЩИТА КОРПУСА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Область техники.

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам (ЯППУ) с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ).

Уровень техники.

Известна конструкция внутрикорпусной тепловой защиты [1], состоящей из стального экрана, расположенного вокруг активной зоны и представляющей набор стальных шестигранных болванок вокруг активной зоны (И.Я.Емельянов, В.И.Михан и др. «Конструирование ядерных реакторов». Москва, «Энергоиздат», 1982 г., стр.147, рис.6.9), где показан вертикальный разрез реактора БН-350.

Также известна конструкция внутрикорпусной тепловой защиты [2], состоящей из цилиндрических стальных обечаек, расположенных вокруг активной зоны, образующих тепловой экран (А.М.Головизин, В.А. Кузнецов и др. «Судовые ядерные энергетические установки. Изд. «Атомиздат», Москва, 1976 г., стр.98, рис.3.6). Назначение упомянутого экрана состоит в уменьшении γ-излучения и флюенса нейтронов на корпус реактора, т.к. при больших флюенсах 10²¹-10²² н/см² материал становится хрупким, в значительной мере теряет пластические свойства и возможно хрупкое разрушение под действием силовых нагрузок.

В результате взаимодействия нейтронов, вылетающих из активной зоны, с металлом теплового экрана возникает два типа γ-излучения: неупруго рассеянные γ-кванты и захватные γ-кванты. В результате неупругого соударения нейтрона с тяжелым ядром меняется направление движения нейтрона и его энергия. Энергия, которую теряет нейтрон при неупругом соударении, испускается в виде γ-лучей. Захватные γ-кванты образуются при полном поглощении нейтрона ядром вещества. Энергия γ-квантов, образующихся при неупругом рассеивании нейтронов, редко превосходит 1 МэВ, в то время как энергия захватного γ-излучения часто достигает 10 МэВ и выше. С этой точки зрения выполнение теплового экрана для реакторов с промежуточным или быстрым спектром нейтронов только из стальных концентрически расположенных обечаек не является оптимальной конструкцией, т.к. приводит к мощному γ-излучению на корпус реактора, что является недостатком конструкции для такого типа реакторов. Конструкция внутрикорпусной тепловой защиты в моноблочной ЯППУ является наиболее близким техническим решением из известных и принята за прототип.

Раскрытие изобретения.

Задачей изобретения является создание оптимальной конструкции теплового экрана для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.

Техническим результатом изобретения является исключение жесткого захватного γ-излучения в элементах теплового экрана и уменьшение радиационного воздействия на корпус реактора.

Это достигается тем, что конструкция теплового экрана выполнена в радиальном направлении из нескольких слоев: первый, наиболее близкий слой к активной зоне, состоит из нескольких стальных цилиндрических обечаек, а последующие концентрические слои, расположенные за первым, являются карбидоборным экраном, каждый слой которого состоит из блоков, представляющих собой стальные короба, заполненные прессованными блочками карбида бора, причем блоки карбидоборных экранов расположены таким образом, что зазоры между блоками одного слоя перекрываются блоками следующего слоя.

Каждый слой карбидоборного экрана имеет размер по высоте, превышающий активную зону, и закреплен на металлоконструкциях корпуса реактора.

Краткое описание чертежей.

Сущность изобретения поясняется чертежами, на которых представлено следующее:

Фиг.1 - продольный разрез теплового экрана;

Фиг.2 - поперечный разрез теплового экрана.

Тепловой экран реактора состоит из кольцевых стальных отражателей 1, обечайки 2, корзины 3, разделительной обечайки 4, установленной на днище 5, и блоков 6 с карбидом бора.

Осуществление изобретения.

Предложенное устройство теплового экрана реактора состоит из стальных кольцевых отражателей, установленных в корзину активной зоны и являющихся выемными, разделительной стальной обечайки, установленной на днище корпуса реактора, и блоков с карбидом бора, закрепленных на металлоконструкциях корпуса реактора и образующих в плане многослойную конструкцию экрана кольцевой формы. Между обечайками стального отражателя, между разделительной обечайкой и блоками с карбидом бора предусмотрены зазоры, по которым циркулирует охлаждающий теплоноситель.

Тепловой экран работает следующим образом: первые слои теплового экрана, представляющие стальные концентрически расположенные обечайки, а также обечайка корзины и разделительная обечайка играют роль отражателей для нейтронов, вылетающих из активной зоны. В результате часть нейтронов возвращается в объем активной зоны, часть нейтронов испытывает радиационный захват на ядрах железа стального экрана с возникающим вторичным γ-излучением. Другая часть нейтронов, замедлившись, поглощается в блоках карбида бора, т.к. последний обладает большим захватным сечением нейтронов при незначительном выходе жесткого γ-излучения. Таким образом, дополнительное введение блоков с карбидом бора в состав теплового экрана позволяет решить задачу существенного уменьшения радиационного воздействия на корпус со стороны нейтронного и γ-излучения, что повышает надежность работы реактора.