Спосіб регулювання нейтронного потоку в ядерних реакторах і ядерний реактор

1. Спосіб регулювання нейтронного потоку в ядерних реакторах шля хом зміни потоку іонів, які направляються в активну зону реактора, який відрізняється тим, що регулювання нейтронного потоку відбувається шляхом зміни в активній зоні кількості речовини, що ділиться, завдяки пропусканню через активну зону потоку іонів речовини, що ділиться, з енергією £100 КеВ, наприклад 233U+ або 235 + U , або 239Pu+, або їх суміші, або суміші речовини, що ділиться, з сировинним матеріалом, наприклад 238U+. 2. Спосіб за пунктом 1, який відрізняється тим, що регулювання нейтронного потоку досягається шляхом зміни струму іонів, що проходять через активну зону, а зупинка ланцюгової реакції досягається шляхом відключення струму іонів за час порядку 10-3 с. 3. Спосіб за пунктом 1, який відрізняється тим, що регулювання нейтронного потоку досягається шляхом зміни ступеня збагачення потоку іонів іонами речовини, що ділиться. 4. Спосіб за пунктом 1, який відрізняється тим, що через активну зону реактора пропускається потік газу, який містить атоми речовини, що ділиться, наприклад гексафторид урану, з різним ступенем збагачення 235U+. 5. Спосіб за пунктом 4, який відрізняється тим, що регулювання нейтронного потоку досягається шляхом зміни густини газу, який проходить через C2 (54) СПОСІБ РЕГУЛЮВАННЯ НЕЙТРОННОГО ПОТОКУ В ЯДЕРНИХ РЕАКТОРАХ І ЯДЕРНИЙ РЕАКТОР 42872 Прототипом може слугувати канальний реактор великої потужності РБМК, який являє собою реактор киплячого типу з графітовим уповільнювачем та водяним теплоносієм. Основною конструктивною частиною такого реактора є активна зона, яка набирається з технологічних каналів, що встановлені в графітові колони. В технологічних каналах розміщують ядерне паливо у вигляді паливних збірок, і по них прокачують теплоносії. Частина технологічних каналів використовується для регулювання нейтронного потоку шляхом введення або виведення з активної зони твердих стрижнів, що поглинають нейтрони. Як відомо, недоліком цього реактора є додатний паровий коефіцієнт реактивності, який створює можливість розгону реактора, та невелика швидкість введення стрижнів керування реактором. В основу винаходу покладено задачу створити простий, дешевий і безпечний спосіб регулювання нейтронного потоку в ядерних реакторах з дуже коротким часом виключення ланцюгової реакції і з можливістю простого регулювання потужності і форми нейтронного поля в ядерному реакторі, а також ядерний реактор для здійснення вказаного способу. Вказана задача вирішується запропонованим способом регулювання нейтронного потоку та ядерним реактором, в якому здійснюється запропонований спосіб. Згідно зі способом, регулювання нейтронного потоку відбувається шляхом зміни в активній зоні кількості речовини, що ділиться, завдяки пропусканню через активну зону потоку іонів речовини, що ділиться, з енергією £100 КеВ, наприклад, 233U+, або 235U+, або 239Pu+, або їх суміші, або суміші речовини, що ділиться, із сировинним матеріалом, наприклад, 238U+. Крім того, на вирішення вказаної задачі спрямовано також і те, що регулювання нейтронного потоку досягається шляхом зміни струму іонів, що проходять через активну зону реактора, а також шляхом зміни ступеня збагачення потоку іонів іонами речовини, що ділиться, а зупинка ланцюгової реакції досягається шляхом відключення струму іонів за час порядку 10-3 сек. Аналогічного результату можна досягти, якщо пропускати через реактор потік газу, який містить атоми речовини, що ділиться, наприклад, гексафторид урану з різним ступенем збагачення 235U. В цьому випадку регулювання нейтронного потоку здійснюється шляхом зміни густини газу, що проходить через активну зону реактора і який містить атоми речовини, що ділиться. Крім того, регулювання нейтронного потоку здійснюється шляхом зміни ступеня збагачення потоку газу, що проходить через активну зону реактора, атомами речовини, що ділиться, а також тим, що регулювання нейтронного потоку в аксіальному напрямі досягається за рахунок змінного перерізу потоку газу з речовиною, що ділиться, а додаткове регулювання нейтронного потоку здійснюється завдяки тому, що через активну зону пропускається потік іонів речовини, що поглинає нейтрони (наприклад, бору). Крім того, передбачено, що припинення ланцюгової реакції досягається шляхом витіснення з активної зони ядерного реактора газу, який містить атоми речовини, що ділиться, газовим поршнем інертного або поглинаючого нейтрони газу. На вирішення вищевказаної задачі спрямована розробка ядерного реактора, в якому реалізується запропонований спосіб. Атомний реактор має активну зону, кожух, паливні елементи, систему регулювання нейтронного потоку, систему контролю та автоматики, в якому, згідно з винаходом, система регулювання нейтронного потоку оснащена інжектором (інжекторами) однозарядних іонів, іонопроводами, елементами фокусування, системою сепарації іонів речовини, які не провзаємодіяли. Допоміжні суттєві вдосконалення ядерного реактора також забезпечують виконання поставленої задачі завдяки тому, що система регулювання нейтронного потоку оснащена апаратурою для прокачки, збирання та повернення в активну зону газу, що містить речовину, яка ділиться, і також тому, що система регулювання нейтронного потоку оснащена трубопроводами із змінним перерізом. Крім того, система захисту оснащена газовим поршнем інертного газу для швидкої зупинки ланцюгової реакції. Суттєвою відміною запропонованного винаходу є те, що "підсвітка" підкритичного реактора здійснюється іонами або атомами речовини, що приймає участь у процесі вимушенного поділу, тобто в процесі підтримання ланцюгової реакції. Пропускаючи через реактор пучок іонів або атомів речовини, що ділиться, ми фактично додаємо в активну зону частину палива, що недостає до критичної маси, тому стр ум пучка іонів або тиск і швидкість протікання газу повинен визначатись саме цією умовою: кількість іонів або атомів речовини, що ділиться, кожного моменту повинна компенсувати нестачу критичної маси в вихідному реакторі. Звідси витікає, що величина струму іонів або кількість атомів речовини, що ділиться, має розраховуватись для конкретної конфігурації конкретного реактора. Згідно з винаходом розроблений спосіб, який забезпечує регулювання нейтронного потоку, є простим і дешевим, суттєво підвищує безпеку експлуатації ядерних реакторів, забезпечує "підсвітку" підкритичного ядерного реактора з дуже коротким часом виключення і з можливістю простого регулювання інтенсивності "підсвітки". Згідно із запропонованим способом, пучок однозарядних іонів 235U+ або молекул гексафториду урану в процесі руху через активну зону приймає участь у процесі вимушенного поділу під дією нейтронного потоку. Тобто, під час руху крізь активну зону реактора пучок однозарядних іонів 235U+ або молекул гексафториду урану приймає участь у підтриманні ланцюгової реакції. Припинення ланцюгової реакції відбувається шляхом виключення струму іонів або припиненням прокачки газу. Регулювання нейтронного потоку проводять шляхом зміни струму іонів або густини газу. На фігурі схематично зображено ядерний реактор із запропонованими органами регулювання. На запропонованому ядерному реакторі може бути здійснений вищезгаданий спосіб регулювання нейтронного потоку. Ядерний реактор містить: 1 - інжектор іонів 235 + U (або газовий насос), 2 - іонопровід з елемен 2 42872 тами фокусування (газопровід), 3 - реакційну камеру (продовження іонопроводу (газопроводу) в активну зону реактора), 4 - активну зону реактора, 5 - систему збору, сепарації і повернення іонів (атомів) речовини, що ділиться, які не провзаємодіяли, 6, 7 - біологічний захист реактора. Крім того, реактор має паливні елементи, систему охолодження, систему контролю та автоматики, які на схемі не показані. Система регулювання нейтронного потоку оснащена апаратурою для прокачки, збирання та повернення в активну зону газу, що містить речовину, яка ділиться, а також трубопроводами із змінним перерізом. Крім того, система регулювання нейтронного потоку оснащена газовим поршнем інертного газу для швидкої зупинки ланцюгової реакції. На схемі (фіг.) показано кілька іонопроводів (газопроводів), що проходять через активну зону реактора. Необхідність кількох іонопроводів (газопроводів) може бути обумовлена кількома причинами: 1) для більшої ефективності запропонованого регулюючого органу може з'явитись потреба в досить великих струмах іонів (потоках молекул газу). Отримання таких струмів в одному іонопроводі (потоків у газопроводі) може виявитись економічно недоцільним або технічно нездійсненим внаслідок великих об'ємних зарядів; 2) присутність кількох іонопроводів (газопроводів) в активній зоні реактора можна використовувати для оптимізації поля енерговиділення в реакторі або, в загальному випадку, для регулювання поля нейтронів в реакторі. Це легко досягається регулюванням струму іонів в іонопроводах або густини газу в газопроводах. Запропонований вище спосіб має перевагу, в порівнянні з відомим, яка полягає в тому, що при цьому способі немає необхідності в діагностиці охолодження і зміни мішені, що знаходиться в активній зоні реактора. Як у випадку "підсвітки" підкритичного реактора нейтронами, що генеруються протонним пучком, в запропонованому винаході зупинка реактора відбувається відключенням пучка іонів 235U+, яке реалізується автоматичними системами за час, що менше або дорівнює 1 мс, або відключенням потоку газу, який здійснюється за допомогою клапанів, або при відключенні живлячого насосу, або за допомогою газового поршню (напуск інертного або поглинаючого нейтрони газу під великим тиском). Вартість і складність створення інжектора однозарядних іонів 235U+ буде складати менше 1% від вартості прискорювача протонів на 0,5 ГеВ із струмом 1 мА для прототипу, не кажучи вже про відсутність проблем створення та експлуатації мішені. З іншого боку, вартість і складність обладнання реактора з системою подачі газоподібної речовини, що ділиться, не повинні перевищува ти вартості звичайних органів регулювання реакторів (типу поглинаючих стрижнів). Для перевірки ефективності даного способу, було виконано спрощений розрахунок такого реактора, який має запропоновану вище систему. Гомогенна модель двозонного реактора, який складається з двох коаксіальних циліндрів, була розглянута як перше наближення. Така модель у спрощеному вигляді являє собою реактор, поданий на фігурі. Циліндр більшого радіусу (зовнішній) в даному випадку моделював активну зону, в той час як менший (внутрішній) моделював трубопровід, через який пропускався гексафторид урану. Припускалося також, що активна зона реактора завантажена низькозбагаченим ураном (3%) у формі оксиду урану, і що в цій області присутній уповільнювач (важка вода). Через внутрішній циліндр пропускається гексафторид урану, причому ступінь збагачення урану може варіюватись у широких межах. В наведеному випадку, збагачення дорівнювало 80 відсотків. Розрахунок даної системи був зроблений у двогруповому наближенні. Було проведено декілька розрахунків для різних радіусів зовнішнього циліндра R=0,9 м, 1,2 м, 1,5 м; і різного співвідношення між радіусами внутрішнього та зовнішнього циліндрів. З розрахунків видно, що із збільшенням густини газу, що проходить по внутрішньому циліндру, ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів всієї системи збільшується, що з умовлено збільшенням актів поділу за рахунок привнесених атомів урану-235, тобто здійснюється регулювання нейтронного потоку. Для деякого значення густини газу система стає критичною (kef=1), тобто для підтримання ланцюгової реакції через активну зону реактора треба пропускати газ саме такої густини. Таким чином, попередні розрахунки свідчать, що підкритична система, що складається з уранового палива і сповільнювача, може бути переведена в критичний та надкритичний стан потоком газу або іонів (розгляд випадку, коли по внутрішньому циліндру проходить потік іонів замість гексафториду урану, повністю ідентичний, тому ми не зупиняємось на цьому окремо). Причому ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів буде визначатись геометричними параметрами системи, ступенем збагачення гексафториду урану і густиною потоку гексафториду урану у внутрішньому циліндрі. На протязі паливної компанії реактора для регулювання нейтронного потоку і для підтримання загального балансу реактивності, вигоряння основного палива реактору потрібно компенсувати поступовим підвищенням або ступеня збагачення газу, або струму іонів, або густини газу. Описані вище способи регулювання нейтронного потоку ядерного реактора можна застосовувати також для зменшення загальної реактивності реакторів, тобто замість того, щоб через підкритичний реактор пропускати атоми або іони речовини, що ділиться, можна для компенсації запасу реактивності пропускати через надкритичний реактор атоми або іони речовини, що поглинає нейтрони (наприклад, іони бору або молекули тетрафториду бору) за вказаною вище схемою. Іншими словами, замість твердих стрижнів регулювання, що використовуються в даний час, можна використовувати органи регулювання у вигляді потоку газу або потоку іонів речовини, що поглинає нейтрони. Перевагою описаних вище органів регулювання перед тими, що використовуються в даний час, є можливість більш плавного регулювання, а також швидкодія. Можна використовувати запропонований спосіб у комплексі: доведення початкового підкритич 3 42872 ного реактора до критичного стану за допомогою пропускання через реактор атомів або іонів речовини, що ділиться, і подальшого його регулювання шляхом комбінування пропускання атомів (або іонів) речовини, що ділиться, і речовини, що поглинає нейтрони. Запропоновані вище способи регулювання нейтронного потоку в ядерних реакторах дозволяють також оптимізувати поля енерговиділення в реакторах, як в радіальному напрямі, так і в аксіальному. Причому регулювання аксіальним профілем поля нейтронів можливе за рахунок пропускання газу через трубопровід змінного перерізу. Фіг. __________________________________________________________ ДП "Український інститут промислової власності" (Укрпатент) Україна, 01133, Київ-133, бульв. Лесі Українки, 26 (044) 295-81-42, 295-61-97 __________________________________________________________ Підписано до друку ________ 2002 р. Формат 60х84 1/8. Обсяг ______ обл.-вид. арк. Тираж 50 прим. Зам._______ ____________________________________________________________ УкрІНТЕІ, 03680, Київ-39 МСП, вул. Горького, 180. (044) 268-25-22 ___________________________________________________________ 4