СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, РАБОТАЮЩИЙ ПО ЭТОМУ СПОСОБУ Российский патент 1994 года по МПК G21C1/01 

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами (твэлами), имеющими различное содержание делящегося вещества, а также к ядерному реактору, предназначенному для осуществления этого способа.

Известны реакторы с шаровыми твэлами. Отличительной особенностью таких реакторов является возможность непрерывного вывода шаровых твэлов из реактора, т. е. из емкости высокого давления. Новые твэлы вводятся через загрузочную трубу в верхнем отражетеле. Загрузка и разгрузка производятся непрерывно, соответственно квази-непрерывно при полной мощности реактора. Промежутки времени между двумя циклами загрузки выбираются настолько малыми, что не возникает никаких колебаний реактивности, которые могут быть компенсированы введением дополнительного вещества, поглощающего нейтроны. Эти временные интервалы лежат в пределах от нескольких секунд до нескольких дней.

В таких реакторах может быть получено благоприятное распределение плотности мощности и высокий КПД. Однако вывод твэлов при полном рабочем режиме требует применения дорогостоящего технического оборудования. Необходимы резервуары высокого давления высотой 1-2 м для ограждения воронкообразного устройства вывода твэлов и шлюзовая камера. Эти устройства труднодоступны для проведения ремонтных работ. Кроме того, устройства для вывода отработанных высокореактивных твэлов требуют значительных капиталовложений, так как управление ими должно быть дистанционным и должна быть предусмотрена надежная радиационная защита. Эксплуатация и обслуживание разгрузочных устройств, а также непрерывная транспортировка твэлов требуют постоянного присутствия квалифицированного персонала.

Известно, что в реакторах других типов с прерывистым режимом работы через определенные промежутки времени, например через несколько лет, реакторы останавливаются на несколько дней или недель, охлаждаются, в них сбрасывается давление и лишь после этого производится замена топлива. Во время работы реактора между циклами загрузки необходимо ввести дополнительный поглотитель нейтронов для выравнивания изменений реактивности, вызванных выгоранием. Для этих целей применяются регулировочные стержни, борная кислота в теплоносителе или выгорающие поглотители нейтронов. Однако введение поглотителей оказывается на балансе нейтронов, в результате чего снижается коэффициент конверсии, соответственно коэффициент воспроизводства, и, кроме того, это создает определенный риск в нарушении системы защиты, так как при удалении топлива из реактора могут допускаться ошибки.

Целью изобретения является уменьшение стоимости эксплуатации и обслуживания.

Согласно изобретению цель достигается благодаря тому, что выгрузка всех шаровых твэлов производится одновременно при разгрузке реактора, загрузка реактора твэлами производится путем частичной загрузки полости с помощью твэлов с повышенным содержанием делящегося вещества для обеспечения критичности и заданной мощности, а при увеличивающемся выгорании твэлов для компенсации уменьшающегося содержания делящегося вещества в активной зоне загрузка производится непрерывно или квази-непрерывно, в частности, до полного заполнения полости.

Ядерный реактор с шаровыми твэлами, предназначенный для осуществления способа, характеризуется расчетом для начальной частичной загрузки и последующей загрузки в зависимости от выгорания. При подобной загрузке ее первая часть рассчитывается так, чтобы можно было сразу получить критичность (К_eff = 1) при определенной мощности, предусмотренной для данного реактора, если полость активной зоны заполняется топливными элементами не полностью, а на 1/4-1/3 части, предпочтительно на одну треть. Во время последующего рабочего периода реактора производится непрерывная или квази-непрерывная загрузка твэлов в таких количествах, которые необходимы для поддержания критичности. Если полость активной зоны реактора заполнена полностью, то производятся отключение, охлаждение и снижение давления в реакторе, а после этого полная замена всех топливных элементов. Такая выгрузка может производиться после 2-5 лет работы реактора, а в реакторах небольшой мощности, использующихся в нагревательных установках, через 15-30 лет работы. При такой полной выгрузке разгрузочное отверстие в днище активной зоны не является необходимым. Вместо этого полость активной зоны может разгружаться сверху с помощью механического транспортера или по принципу пылесоса. Устройство выгрузки может последовательно использоваться для выгрузки нескольких реакторов, работающих по этому способу.

Расходы на изготовление такого устройства равномерно распределяются на энергетические затраты по каждому реактору. То же самое относится и к расходам на обслуживание и персонал, связанным с обслуживанием таких устройств.

При таком способе загрузки выгрузка твэлов значительно проще, чем при обычной загрузке, так как реактор отключается, охлаждается и в нем снижается давление. Одновременно сохраняется преимущество ядерных реакторов с шаровыми твэлами, состоящее в том, что не требуется вводить поглотители для снижения реактивности, вызванной выгоранием топлива. Из чисто экономических соображений необходимо стремиться к тому, чтобы в этом новом способе загрузки получалась такая же тепловая мощность, что и при обычных способах загрузки. Так как начальная загрузка полости активной зоны производится лишь частично, то следует увеличивать среднюю плотность мощности в начальный период по сравнению с полной загрузкой полости активной зоны. Чтобы при этом избежать превышения допустимой мощности на один топливный элемент (5,7 кв/твэл), необходимо стремиться к возможно равномерному пространственному распределению плотности мощности в объеме, заполненном твэлами. Это достигается за счет того, что для первой загрузки используются по меньшей мере два различных типа топливных элементов с различным содержанием делящегося вещества. В нижеприведенных примерах расчетов нижние две трети первой загрузки представляют собой топливные элементы, содержание делящегося вещества в которых, например, на 12% ниже среднего значения, а верхняя треть загружена элементами, содержание делящегося вещества в которых, например, на 24% выше.

Далее с учетом экономичности процесса следует стремиться к тому, чтобы при выгрузке активной зоны выгорание в среднем было сравнимо с выгоранием, получаемым при обычных способах загрузки (70-100 МВт/кг (тяжелые металлы)). Это достигается, когда содержание делящегося вещества в элементах последующей загрузки приблизительно в 1,9 раза выше среднего содержания делящегося вещества в начальной частичной загрузке.

При расчетном моделировании медленного процесса заполнения реактора твэлами с одинаковым содержанием делящегося вещества выяснилось, что необходимая доля добавки свежих твэлов из расчета на день к концу рабочего периода уменьшается и что, с дугой стороны, максимальная энергонагрузка твэлов в начале и в конце относительно велика. Для исправления этого можно для дополнительной загрузки использовать шаровые твэлы с различным содержанием делящегося вещества. Рассчитанная с помощью компьютера модель может дать самые благоприятные соотношения загрузок твэлов и содержания в них делящегося вещества.

В данном способе эксплуатации с находящейся в течение длительного времени состояния покоя активной зоной - в противоположность ядерным реакторам с шаровыми твэлами с непрерывным движением твэлов - создается повышенная плотность твэлов (увеличение количества твэлов на единицу объема). Регулирующие и отключающие стержни в маленьких реакторах в связи с этим вводятся через окружающий рефлектор, а в больших реакторах, которыми нельзя управлять посредством графитового рефлектора, предпочтительно используются одна или несколько графитовых вставок в виде колонн или ребер, через которые может быть введен поглотитель нейтронов. Конструкция таких колонн по сравнению с колоннами в обычных ядерных реакторах с шаровыми твэлами значительно проще, так как не происходит постоянного перемещения ложа твэлов к выпускным каналам и в результате этого отсутствуют вызываемые этим силовые воздействия.

При относительно длительном нахождении твэлов в активной зоне в данном способе целесообразно путем медленных добавок и дополнительных мер обеспечить по возможности упорядоченную загрузку полости, при которой получают плотную укладку твэлов, высокую плотность мощности и равномерное распределение нагрузок, создаваемых давлением, на введенные твэлы.

Такая упорядоченная загрузка обеспечивается квадратной решеткой из лунок в днище полости активной зоны, благодаря которой при заполнении твэлов, начиная с самого нижнего ряда, получают наилучшее размещение шаровых твэлов. С учетом расширения шаровых твэлов в результате термического воздействия и выгорания их в течение срока жизни расстояние между лунками в днище предпочтительно должно быть минимальным, в частности на 1-10% , предпочтительно на 5% , большие диаметра шаровых твэлов. Размещение лунок в виде квадратной решетки имеет определенное преимущество по сравнению с предположительно оптимальным гексагональным расположением твэлов, заключающееся в том, что при наложении на первый слой шаровых твэлов другого слоя твэлов возникают только вполне определенные предпочтительные положения (соответственно в центре между четырьмя шаровыми твэлами нижнего ряда), т. е. заданные положения. Благодаря этому при загрузке активной зоны непроизвольно обеспечивается наилучшее размещение с максимальной пространственной плотностью шаровых твэлов в слои, рассматриваемые под 45^о с наибольшей гексагональной плотностью укладки с теоретически вычисленным коэффициентом укладки 0,74.

Значительное различие в диаметре шаровых твэлов и диаметре полости создает определенное нарушение порядка по высоте стенок в цилиндрических полостях, однако оно рассматривается как вполне допустимое. Однако в определенных случаях сечение полости и стенка кладки шаровых твэлов могут быть выполнены соразмерными. Так, например, стенка полости может быть выполнена по высоте кратной целому числу диаметров шаровых твэлов и снабжена вертикальными ребрами, что обеспечивает образование около стенки упорядоченных рядов твэлов. Во избежание нежелательных образований неустойчивых рядов по краям (например, расположение твэла верхнего слоя непосредственно над твэлом нижнего слоя) радиусы закруглений канавок, образованных ребрами, выполняются большими радиуса шаровых твэлов.

На фиг. 1 схематически изображен ядерный реактор согласно изобретению; на фиг. 2 показаны кривые температуры и мощности для таких реакторов в различные моменты времени; на фиг. 3 представлено днище с лунками; на фиг. 4 - частичное сечение восьмиугольной активной зоны; на фиг. 5 - показаны различные формы полости активной зоны с расширяющимся снизу вверх поперечным сечением.

Согласно фиг. 1 в резервуаре 1 высокого давления находится графитовый рефлектор 2 с полостью 3, в которую производится засыпка шаровых твэлов 4. Загрузка, соответственно выгрузка твэлов производятся через загрузочную, соответственно разгрузочную трубы 5. Регулирующие стержни 6 пропущены через рефлектор. Твэлы охлаждаются гелием, поступающим снизу, проходящим через верхний сборник 7 и через полость 3 и вытекающим снизу из сборника 8 горячих газов после прохождения через твэлы 4. Полость активной зоны имеет объем 46 м³, получаемая тепловая мощность составляет 200 МВт. В качестве теплоносителя используется гелий, протекающий сверху вниз и нагревающийся от 250 до 700^оС. Топливные элементы диаметром 6 см содержат в качестве горючего UO₂ в виде частичек с наружным слоем. При начальной загрузке топливными элементами заполняется 1/3 полости активной зоны. Нижние 2/9 объема заполняются шаровыми твэлами с содержанием урана 5% , верхняя 1/9 часть загружается твэлами с содержанием урана 7% . В результате этого достигается критичность. Во время работы реактора понемножку добавляются элементы с содержанием урана 10,7% . Первоначально загрузка производится из расчета 350 шаровых твэлов в день, а к концу рабочего периода - 210 шаровых твэлов в день. Это количество определяется требованием непрерывного поддержания критичности в реакторе. Через 611 дн работы при полной нагрузке реактор полностью заполнен и должен быть разгружен. Выгорание составляет в среднем 74 МВт/кг, максимально 150 МВт/кг.

Распределение мощностей в осевом направлении сначала равномерно и симметрично. В ходе заполнения максимум перемещается в верхнюю зону, в которой находятся свежезагруженные шаровые твэлы (см. фиг. 2). Максимум температуры топлива изменяется во время рабочего периода от 735 до 910^оС, однако все время он остается значительно ниже допустимого максимального значения 1250^оС. При моделировании аварийного режима, при котором предполагается, что гелий вытекает из реактора, расчет дал максимальную температуру 2005^оС. Изменение расчетных параметров реактора, у которого центральная графитовая колонна имеет радиус 85 см и соответственно радиус полости увеличен на 22 см, получают снижение максимальной температуры топлива в аварийном режиме до 1430^оС. При такой пониженной максимальной температуре предотвращается диффузия продуктов расщепления из частичек с наружным слоем.

На фиг. 3 показан пример оптимального размещения шаровых твэлов при помощи лунок в днище полости активной зоны.

На фиг. 4 в качестве примера показано горизонтальное частичное сечение восьмиугольной активной зоны, ограниченной в зависимости от условий укладки двумя различными типами стенок А и В. Тип А целесообразно снабдить вертикальными ребрами указанного вида, а тип В выполняется гладким или с перпендикулярно расположенными ребрами указанного типа.

Точно так же просто выполняются необходимые ребра при прямоугольном, в общем случае при 2n-угольном, сечении полости (N = 2, 3, 4, . . . ). В общем случае целесообразная структура стенок определяется выбранным контуром полости и соответствующей ей упорядоченной укладке шаровых твэлов, в основном она является образующейся двух смешенных относительно друг друга слоев твэлов. Разгрузка боковых стенок, достигаемая в результате упорядоченного расположения твэлов с боковым зазором, может быть получена также за счет расширяющегося снизу вверх сечения активной зоны, как это показано на фиг. 5. При этом поверхность корпуса, выполненная в виде усеченного конуса, может быть расположена под определенным углом к вертикали (угол α ), причем этот угол может составлять 15-45^о, предпочтительно 25^о (фиг. 5а).

Более предпочтительным вариантом является вариант, когда в нижней части активной зоны, например в нижней трети зоны, угол наклона стенки больше угла наклона в верхней части активной зоны (см. фиг. 5Б), причем особенно предпочтительно выбирать угол 45^о в нижней части и угол 25^о в верхней части.

Оптимальным вариантом является вариант, когда вертикальное сечение имеет такой изгиб, что все перпендикулярно действующие на стенки резервуара компоненты сил на всех высотах равны между собой. Это достигается за счет выбора радиуса изгиба поперечного сечения полости, определяемого приблизительно по формуле
R = R_o - a (Z - Z_o)² (см. фиг. 5b), где R - расстояние до средней оси полости активной зоны; R_о - радиус на поверхности засыпки шариковых твэлов; Z - высота, Z_о - высота у поверхности засыпки; а определяется расчетным путем из допустимой для стенок нагрузки. (56) Atomwelschaft, 1966, N 5, с. 218-271.

Сущность изобретения: первоначальную загрузку реактора осуществляют путем частичного заполнения полости активной зоны тепловыделяющими элементами с повышенным содержанием делящегося вещества для достижения критичности и заданного уровня мощности. Во время работы реактора на мощности непрерывно или квази-непрерывно заполняют полость тепловыделяющими элементами до компенсации выгорания делящегося вещества в активной зоне. Разгрузку реактора осуществляют по окончании его работы. Устройство для выгрузки тепловыделяющих элементов расположено в верхней части полости. Для обеспечения упорядоченного расположения шаровых тепловыделяющих элементов в днище полости выполнены лунки, а на стенках полости выполнены ребра. Полость также может быть выполнена с расширяющимся снизу вверх вертикальным сечением. Изобретение позволяет уменьшить стоимость эксплуатации и обслуживания реактора. 2 с. и 16 з. п. ф-лы, 5 ил.

СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, РАБОТАЮЩИЙ ПО ЭТОМУ СПОСОБУ
1. Способ эксплуатации ядеpного pеактоpа с шаpовыми тепловыделяющими элементами, заключающийся в пеpвоначальной загpузке pеактоpа, pаботе на мощности и pазгpузке pеактоpа, отличающийся тем, что, с целью уменьшения стоимости эксплуатации и обслуживания, пеpвоначальную загpузку осуществляют путем частичного заполнения полости pеактоpа тепловыделяющими элементами с содеpжанием ядеpного топлива, соответствующим достижению кpитичности и заданного уpовня мощности, во вpемя pаботы на мощности непpеpывно или квазинепpеpывно заполняют полость тепловыделяющими элементами до компенсации выгоpания делящегося вещества в активной зоне, а пpи pазгpузке выгpужают все отpаботанные тепловыделяющие элементы.