Реактор triga® (Учебный, Исследовательский, Изотопный, General Atomics) компании ga самый широко используемый неэнергетический ядерный реактор в мире

Реактор TRIGA® (Учебный, Исследовательский, Изотопный, General Atomics) компании GA - самый широко используемый неэнергетический ядерный реактор в мире. Компания GA установила 66 реакторов TRIGA в университетах, государственных и промышленных лабораториях и медицинских центрах в 24 странах. Реакторы GA используются во многих различных областях, включая производство радиоизотопов для медицины и промышленности, лечение опухолей, неразрушающий контроль, фундаментальные исследования свойств материи, а также для образования и обучения. Эти реакторы работают на уровнях тепловой мощности от менее 0,1 до 16 мегаватт и работают в импульсном режиме до 22 000 мегаватт. Импульсный режим высокой мощности возможен благодаря уникальным свойствам уран-циркониевого гидридного топлива компании GA, которое обеспечивает непревзойденные характеристики безопасности. Характеристики безопасности этого топлива также обеспечивают гибкость при размещении с минимальным воздействием на окружающую среду. TRIGA International, совместное предприятие с французской CERCA, производит и продает топливо TRIGA для исследовательских реакторов.
Хорошо известная программа ядерных реакторов TRIGA® компании General Atomics может похвастаться более чем 55-летним успехом в проектировании и эксплуатации своих реакторов. TRIGA - это наиболее широко используемый исследовательский реактор в мире, 66 объектов которого построены в 24 странах на пяти континентах. General Atomics построила реакторы TRIGA в различных конфигурациях и возможностях, с установившимися уровнями мощности от 20 киловатт до 16 мегаватт. Реактор TRIGA - единственный ядерный реактор в этой категории, который предлагает настоящую «внутреннюю безопасность», а не полагается на «инженерную безопасность».

В 1950-х компания General Atomics первой начала производство топливных стержней, содержащих водород. Металлурги GA усовершенствовали процесс изготовления топливных стержней с высоким содержанием водорода, используя сплав металлического урана и циркония. Полученный сплав был таким же прочным и устойчивым к коррозии, как нержавеющая сталь. топливные стержни Таким образом, уникальное ядерное топливо уран-цирконий-гидрид (UZrH) было разработано в General Atomics, и его использование было расширено в 1980-х годах за счет проектирования и разработки устойчивого к распространению (низкообогащенного урана) топлива UZrH для использования в режимах более высокой мощности, где новые исследовательские реакторы TRIGA были спроектированы для эксплуатации. Такая конструкция топлива обеспечивает высшую степень защиты от ядерных аварий независимо от уровня мощности. Хотя на нескольких исследовательских реакторах были редкие случаи связанных с безопасностью аварий, такие инциденты никогда, не могут и никогда не произойдут на реакторе TRIGA, основанном на простых физических принципах топлива UZrH.

Продемонстрированные преимущества топлива TRIGA® перед другим топливом, используемым в исследовательских и испытательных реакторах, включают:

Принцип теплых нейтронов, используемый в топливе UZrH, дает реактору «быстрый отрицательный температурный коэффициент реактивности» по сравнению с запаздывающим коэффициентом для других типов исследовательских реакторов, использующих пластинчатое топливо с алюминиевой оболочкой. Это позволяет реакторам TRIGA безопасно противостоять событиям, которые могут полностью разрушить активную зону реакторов с пластинчатым топливом.

UZrH химически устойчив. Его можно безопасно закалить при температуре 1200 ° C в воде, в то время как деструктивные и опасные экзотермические реакции металл-вода протекают с алюминием пластинчатого топлива при 650 ° C.
Высокотемпературная прочность и пластичность оболочки твэлов из нержавеющей стали или сплава 800 обеспечивает полную целостность оболочки при температурах до 950 ° C. Алюминиевая оболочка пластинчатого топлива плавится и разрушается при температуре около 650 ° C.
Топливный материал UZrH намного лучше удерживает радиоактивные продукты деления по сравнению с пластинчатым топливом с алюминиевой оболочкой. Эти пластинчатые топлива будут плавиться при температуре около 650 ° C, высвобождая почти все летучие продукты деления в топливе. При той же температуре UZrH удерживает более 99% этих продуктов деления, даже если вся оболочка должна быть удалена.

Прототип ядерного реактора TRIGA Прототип ядерного реактора TRIGA был введен в эксплуатацию на тогдашней новой площадке General Atomics 3 мая 1958 года. Известный как реактор TRIGA Mark I, он первоначально имел лицензию на работу на уровне мощности 10 киловатт, но вскоре был модернизирован. до 250 киловатт. Этот небольшой реактор из-за его по своей сути безопасных характеристик также может быть быстро "импульсным" до уровней мощности более 1000 мегаватт, после чего (и без какого-либо постороннего вмешательства) он вернется в течение нескольких тысячных долей секунды к безопасному минимуму. мощность в результате действия вездесущих теплых нейтронов. Эта оригинальная TRIGA, признанная исторической вехой в ядерной области, поскольку она впервые использовала уникальные, изначально безопасные возможности ядерных реакторов, успешно эксплуатировалась до 1997 года, когда была окончательно остановлена ​​из-за своего возраста. Импульсная функция реакторов на UZrH-топливе, впервые продемонстрированная в этом прототипе TRIGA в General Atomics, является стандартной для многих реакторов TRIGA, а специальные конструкции импульсных TRIGA, используемых сегодня, обычно достигают уровней мощности 22000 МВт для проверки безопасности топлива для ядерной энергетики. реакторы.

Во времена, когда общественность все больше обеспокоена предполагаемыми опасностями ядерных установок, преимущества реакторов типа TRIGA для безопасности сами по себе оправдывают использование этой технологии. Уникальная безопасность топлива UZrH делает ненужным дорогостоящее сооружение защитной оболочки под давлением, требуемое нынешними правилами безопасности для исследовательских реакторов с пластинчатым топливом с алюминиевой оболочкой. Напротив, многие реакторы TRIGA расположены в существующих зданиях университетских городков и даже в больницах.

Кроме того, существуют опасения для окружающей среды, связанные с временным хранением отработавшего топлива на реакторной установке, транспортировкой топлива и его окончательным захоронением. Уникальная конструкция топлива UZrH позволяет использовать его в течение значительно более длительного времени в реакторе, обычно в три-четыре раза дольше, чем у других видов топлива. Следовательно, за определенный период времени из реактора TRIGA будет выгружено от одной трети до одной четвертой количества отработавшего топлива. В результате на площадке реактора хранится гораздо меньше отработавшего топлива, меньше топлива нужно транспортировать по дорогам общего пользования и меньше топлива помещать в постоянное хранилище высокоактивных отходов или перерабатывать.

Топливо на основе низкообогащенного уран-циркония с длительным сроком службы (UZrH) - это фундаментальная особенность реакторов семейства TRIGA®, которая обеспечивает его широко признанную безопасность, прочную, надежную работу, экономичность эксплуатации и признание во всем мире. Большой быстрый отрицательный температурный коэффициент реактивности, характерный для топлива UZrH, приводит к запасам безопасности, намного превышающим те, которые достигаются для любого другого топлива исследовательских реакторов. Добавки с большой реактивностью легко приспосабливаются и являются рутинной операцией для некоторых приложений. Было продемонстрировано, что непреднамеренное введение реактивности не приводит к повреждению топлива в активной зоне TRIGA. Было продемонстрировано, что отключение мощности от полной мощности после потери принудительного охлаждения потоком (и, как следствие, прекращение подачи электроэнергии) является очень благоприятным событием, поскольку реактор немедленно готов вернуться к полной мощности.

Топливо TRIGA Длительный срок службы активной зоны топлива TRIGA является результатом того факта, что большое количество урана может быть легко размещено в топливной матрице, занимая относительно небольшой объемный% смеси. Основные эксплуатационные расходы, а также общая экономия затрат на топливный цикл являются результатом гораздо более длительного срока службы активной зоны в результате более высокого содержания U в топливах TRIGA по сравнению с конкурирующими видами топлива. Длительные времена топливного цикла для топлива UZrH также приводят к максимально возможной эксплуатационной гибкости системы, поскольку остановки реактора в большинстве случаев могут определяться требованиями пользователя, а не требованиями топливного цикла.

Материал UZrH также обладает способностью удерживать продукты деления, намного превосходящей конкурирующее топливо исследовательских реакторов. Топливо с алюминиевой оболочкой плавится при температуре около 650 ° C, высвобождая практически 100% летучих продуктов деления. При этой же температуре UZrH удерживает около 99,9% этих продуктов деления даже после снятия прочной оболочки.

Варианты конструкции топлива Варианты конструкции топлива включают низкообогащенное топливо с низкой плотностью, содержащее 8,5 мас.% Урана, и топливо с высокой плотностью, содержащее 45 мас.% Урана с выгорающими ядами. Одиночные твэлы диаметром 38 мм поставляются для использования в стандартных конфигурациях активной зоны реакторов TRIGA Mark I и Mark II. Топливо меньшего диаметра используется в конфигурациях топливных кластеров из четырех, 16 или 25 топливных стержней для преобразования существующих реакторов в системы активной зоны TRIGA и более мощные приложения.

Топливо TRIGA прошло всесторонние испытания в рамках программы пониженного обогащения для исследовательских и испытательных реакторов (RERTR) Министерства энергетики США.

Привод управляющих стержней TRIGA® для исследовательских реакторов представляет собой линейный приводной механизм с электрическим приводом для позиционирования и управления перемещением управляющих стержней и управляющих лопастей реактора.

Механизм привода регулирующей тяги Механизм привода регулирующей тяги представляет собой электрический шаговый линейный привод с приводом от двигателя, оборудованный магнитной муфтой и потенциометром с положительной обратной связью. Пятифазный шаговый двигатель приводит в движение ведущую шестерню и 10-оборотный потенциометр через цепной и шкивный зубчатый механизм. Шестерня входит в зацепление с рейкой, прикрепленной к тяговой трубе, вмещая электромагнит, прикрепленный к нижнему концу. Электромагнит, в свою очередь, входит в зацепление с железным якорем, который прикреплен к шатунному узлу, нижний конец которого заканчивается на самом стержне управления. Электромагнит, якорь и верхняя часть шатуна размещены в трубчатом корпусе, который проходит ниже уровня воды в бассейне реактора. Верхняя часть этого ствола вентилируется, чтобы обеспечить неограниченное движение штока в воде, тогда как нижняя часть имеет ступенчатые вентиляционные отверстия для ограничения движения и обеспечения демпфирующего действия, когда электромагнит обесточен, а тяга управления отключена от привода.

Серия микропереключателей на узле привода контролирует движение штока управления и привода штанги вверх-вниз. Движение штанги вверх / вниз контролируется с пульта управления. В случае аварийного останова реактора магнит обесточивается и якорь освобождается. Затем регулирующий стержень упадет, повторно вводя нейтронный яд в активную зону реактора.

Скорость привода регулирующей тяги регулируется в широком диапазоне, и ее конструкция позволяет использовать регулирующие стержни длиной 15, 24, 30 или 36 дюймов.

С помощью этой многоцелевой системы управления и контроля могут эксплуатироваться все типы исследовательских реакторов. Современная система контрольно-измерительных приборов и управления с использованием микропроцессорной технологии обеспечивает замену старых существующих систем контрольно-измерительной аппаратуры и управления, которые содержат устаревшие компоненты. Наши особенности включают:

Устраняет большую часть ручной записи данных

Обеспечивает автоматический или ручной режимы работы реактора
Обеспечивает полный дисплей оператора в реальном времени
Воспроизводит исторические рабочие данные на мониторе или принтере
Соответствует всем применимым спецификациям NRC и IEE

Вот как работает наша система

Полная система состоит из трех основных подсистем:

Привод управляющего стержня и система обнаружения

Система сбора данных и обработки сигналов
Система пульта управления

Пример блок-схемы системы управления исследовательским реактором

Пример блок-схемы системы управления исследовательским реактором

Каждая система сбора данных и обработки сигналов и система консоли управления имеют независимые компьютеры (DAC и CSC) для целей мониторинга и управления. Система сбора данных и обработки сигналов может включать ядерные приборы NLW-1000 и NMP-1000 и соответствующие схемы аварийного аварийного останова и останова реактора. Шкаф вспомогательных КИП Все эти системы смонтированы во вспомогательном шкафу КИП, который находится в реакторном зале, как правило, рядом с реактором. Таким образом, даже если система консоли управления отключена, система сбора данных и обработки сигналов может безопасно управлять реактором или отключать его.

Информация обо всех аспектах работы реактора отображается в системе консоли управления. Двухцветные графические мониторы могут отображать данные об операциях в реальном времени в кратких, точных и понятных форматах. Также предусмотрены гистограммы и визуальные и звуковые сигнализаторы. Информация, отображаемая на двух мониторах, может быть записана на бумажном носителе с помощью графического принтера в системе Control Console. DAC собирает данные во время работы реактора и сохраняет их в исторической базе данных. Затем операции реактора можно воспроизводить в реальном времени или в замедленном режиме. Эта запись - мощный инструмент, который можно использовать для проверки операций и устранения неполадок при техническом обслуживании.

Команды положения управляющих стержней реактора передаются по высокоскоростному каналу Ethernet от системы пульта управления к системе сбора данных и обработки сигналов и, в свою очередь, к механизмам привода стержней. Это снижает сложность, уязвимость и стоимость передачи данных. Компьютер системы сбора данных и обработки сигналов контролирует положение штанг с помощью встроенного программного обеспечения во время работы в автоматическом режиме.

Функции безопасности

Для обеспечения безопасной эксплуатации реактора предусмотрены два независимых, дублирующих устройства защиты от процентов мощности. Оба прибора разработаны с учетом всех применимых спецификаций, и оба прибора также имеют автоматическую предварительную самодиагностику / тестирование в режиме реального времени и проверку калибровки с отображением данных и распечаткой документации. Оба прибора также имеют изолированные выходы для дисплея и входы цепи аварийного отключения. Избыточность и разнообразие конструкций гарантируют от отказа КИПиА и системы управления реактора по синфазному режиму. Резервные гистограммы и цепи безопасности / аварийного останова также жестко подключены к выходам прибора.

Отображение и хранение данных

Два цветных монитора предоставляют информацию в режиме реального времени: один отображает график работы реактора, а другой отображает важные рабочие параметры. Печатные копии двух дисплеев можно сделать с помощью графического принтера.

Логарифмический канал с широким диапазоном NLW-1000 сочетает в себе функции логарифмического счета и логарифмического преобразования тока для обеспечения непрерывной индикации мощности реактора от уровня источника до полной мощности. Удаленно расположенный предварительный усилитель сводит к минимуму электромагнитные помехи и другие источники помех, а регулируемый дискриминатор и регуляторы усиления обеспечивают гибкость при калибровке канала с помощью существующих детекторов. Схема дифференциатора обеспечивает непрерывную индикацию скорости изменения мощности, а функции самотестирования могут последовательно проверять скорость счета, ток, период и высокое напряжение. Предусмотрено разрешающее использование компьютером всех функций тестирования.

NMP-1000 - это аналоговый модуль с линейным режимом тока с широким диапазоном и переключением диапазонов. Диапазоны можно выбирать вручную или автоматически, локально или удаленно. Чувствительность полной шкалы от 1 x 10-11 до 1 x 10-3 A обеспечивается с указанием процента мощности на измерителе на передней панели, а также светодиодной индикацией на передней панели каждой декады. Для удаленной работы может быть предоставлена отдельная панель в сборе с идентичными светодиодами индикации диапазона, индикацией тока и напряжения, а также функциями самотестирования каналов. В модуле предусмотрены компенсационное напряжение, а также регулируемые источники питания высокого напряжения, позволяющие работать с большинством существующих детекторов режима тока.

NP-1000 и NPP-1000 представляют собой аналоговые каналы безопасности с усовершенствованной конструкцией, которые уже используются на многих исследовательских реакторных установках по всему миру. С добавлением локальных цифровых дисплеев их универсальность и возможности были еще больше расширены. Существующие каналы NP-1000 и NPP-1000 можно легко модернизировать, добавив в них цифровые дисплеи.

Все каналы NP-1000 оснащены аналоговой схемой токового режима для контроля мощности в процентах и ​​импульсной мощности (только NPP-1000) с использованием сигналов, генерируемых автономным внутренним детектором или ионизационной камерой. Они включают в себя встроенную схему импульсного интегратора и схемы для эксплуатационных испытаний и калибровки. Каналы NP-1000 также могут использоваться для контроля температуры и других параметров с помощью соответствующих сигналов преобразователя. Встроенные цепи аварийного отключения подключаются к системам компьютерного анализа и / или системам аварийного отключения с жестким монтажом.

Целостность выходных сигналов NP-1000 обеспечивается за счет использования устройств развязки. Поддерживаются входные сигналы от 10-9 А до 10-3 А. Регулировка усиления осуществляется вручную, а выбор диапазона - вручную или с помощью компьютера. Устройство может быть сконфигурировано в компактном корпусе NEMA-12, который может быть установлен горизонтально или вертикально.

Канал контроля температуры топлива NFT-1000 преобразует милливольтные сигналы от термопар в полезный уровень тока для контроля и отображения. Он включает в себя двойной модуль отключения, модуль калибратора для проверки функций отключения канала, а также обеспечивает фиксированную точку калибровки для проверки правильности работы устройства и изолированный модуль передатчика для управления внешними показывающе-записывающими устройствами. Кнопки на передней панели позволяют оператору проверять уставки, при которых модуль инициирует два независимых уровня отключения. Сигнализаторы на передней панели отображают состояние модуля, т.е. режим калибровки, срабатывание аварийного отключения. Измерители на передней панели обеспечивают визуальную индикацию заданных значений и измеренной температуры. NFT-1000 спроектирован так, чтобы быть физически похожим на другие модули в линейке аналоговых измерительных модулей.
Термическая колонна: колонна тепловых нейтронов представляла собой заполненное графитом пространство размером примерно 1 м × 1 м × 1,7 м в длину. Колонна проходила через бетонный экран до графитового отражателя, окружающего активную зону. Эта колонка обеспечила максимальный поток тепловых нейтронов порядка 4,0 × 108 см − 2 · с − 1 (при установившемся уровне мощности 2 МВт). Отверстия для пучка: четыре горизонтальных отверстия для пучка (диаметром 15,24 см) были расположены вокруг активной зоны реактора. Эти порты позволяли выводить излучение из активной зоны или помещать образцы облучения рядом с активной зоной для максимального облучения. Два из отверстий для луча проходят в край отражателя, один канал проходит через отражатель до фактической активной зоны, а четвертый порт является касательным к сердечнику, как показано на рисунке 13. Внутри этих портов достигается максимальный поток тепловых нейтронов 3 × 109 см − 2 · с − 1 (при установившемся уровне мощности 2 МВт).

Реактор MarkIII представляет собой комбинацию реакторов TRIGA MarkII и MarkF;

И в MarkIII, и в MarkF используется конструкция подвижной активной зоны, в которой структура активной зоны подвешена к мосту реактора, установленному на верхней части бассейна реактора, помещением для экспонирования на одной стороне бассейна реактора и отверстиями для балок на противоположной стороне бассейна. Некоторые из этих концепций проектирования возникли в рамках программы Advanced TRIGA Prototype Reactor (ATPR) [16]. Рисунки 16 и 17 представляют собой схематические изображения реактора Mark III, показывающие: (i) верхнюю схему бассейна реактора и (ii) поперечное сечение схемы бассейна. Эта конкретная концепция реактора использует элементы из предыдущих конструкций реакторов TRIGA для максимизации экспериментальных возможностей по нейтронному и гамма-облучению высоких энергий [17]. В конструкции используется подвижная активная зона реактора, которую можно перемещать и эксплуатировать в двух основных рабочих положениях внутри бака реактора, аналогично конструкции TRIGA MarkF. Однако на одном конце резервуара реактора расположено несколько колонн пучков быстрых и тепловых нейтронов, что позволяет проводить несколько экспериментов по облучению одновременно. Помещение с сухим облучением находится в другом основном рабочем месте. Как и в случае ядер MarkI и II, активную зону окружает установка для производства изотопов (вращающаяся стойка для образцов).
Конфигурация портов содержит четыре проходных порта для пучка (диаметр 20,3 см), четыре радиальных порта для пучка (диаметр 15,2 см), вертикальный столб тепловых нейтронов и большой горизонтальный столб теплового излучения, примыкающий к одному из основных рабочих положений, как показано на рисунке 16. . Площадь прохода в помещении для экспонирования составляет 3 м × 3,7 м × 2,7 м для проведения очень больших экспериментов [17]. Алюминиевый бассейн реактора заключен и экранирован в надземной бетонной защитной конструкции размером примерно 10 м × 17 м × 8 м. Активная зона подвешена благодаря подвижной мостовой платформе возле дна большого бассейна реактора 7,6 × 3,0 × 7,6 м, как показано на рисунке 17. Примерно 6,1 м деминерализованной воды над реактором обеспечивает вертикальную защиту, в то время как бетонная конструкция обеспечивает радиальную защиту. Основные характеристики безопасности конструкции Mark III основаны на тех же типах элементов замедлителя топлива UZrHx, что и конструкции активной зоны всех других типов реакторов TRIGA, и он имеет конфигурацию открытого бассейна, охлаждается естественной конвекцией для уровней тепловой мощности до 2 МВт и полностью отражает воду. Однако фактическая конфигурация бассейна больше, чем стандартные конструкции MarkI или MarkII, что упрощает конструкцию подвижного сердечника [17]. В оригинальной конструкции активной зоны MarkIII используется стандартная структура решетки активной зоны MarkI / II с дополнительным кольцом элементов, добавленных снаружи для увеличения избыточной реактивности активной зоны, и которые загружены топливными элементами из UZrHx, графитом или комбинацией элементов. два. Такая большая конструкция активной зоны теперь является стандартной для всех типов реакторов TRIGA.
Реакторы TRIGA MarkF и MarkIII были разработаны для установившихся уровней мощности в диапазоне 1-2 МВт, а при испытаниях топлива на прототипе TRIGA MarkF компании General Atomics были достигнуты уровни импульсной мощности до 6400 МВт (тепл.). Типичные установившиеся уровни потока составляют примерно 6,5 × 1013 см − 2 · с − 1 (тепловые и быстрые нейтроны) в центральной гильзе. Дальнейшее усовершенствование конструкции, которое обеспечило более стабильную работу на уровнях мощности до 2 МВт в условиях естественной конвекции, заключалось в изменении конфигурации отдельных элементов замедлителя топлива с круговой группы концентрических колец на гексагонально расположенную группу для улучшения теплогидравлических характеристик в топливная область активной зоны. На рисунках 18 и 19 показаны типовые установки конструкций подвижного сердечника.
Концепция ACPR была разработана для максимального использования импульсных характеристик сердечника TRIGA. Функция ACPR заключается в изучении переходного поведения материалов к интенсивному излучению в течение коротких промежутков времени. В них используется специально разработанная оболочка с «ямочками» для твэлов UZrHx, обеспечивающая более высокие пиковые температуры топлива, при сохранении присущей безопасности и простоте естественного конвекционного охлаждения в конфигурации открытого бассейна. Высокие уровни излучения достигаются с помощью большой сухой центральной испытательной полости, которая может вместить большие образцы (22,9 см). Эта открытая полость обеспечивает зону с высоким потоком, где максимальный поток нейтронов (~ 2 × 1017 см − 2 · с − 1) может генерироваться на уровне пиковой мощности 22000 МВт (тепл.) [18] с длительностью примерно 1,2 мс ( см. Таблицу 3). Реактор может работать при нормальных установившихся уровнях мощности 500 кВт и переходных уровнях 22000 МВт (тепл.) [21]. Типичная конфигурация ядра для проекта ACPR показана на рисунке 20.