ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР Российский патент 1995 года по МПК G21C1/00 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для усовершенствования водоохлаждаемых ядерных реакторов.

В настоящее время усилия разработчиков, главным образом, сосредоточены на создании технических решений, исключаю- щих возможность аварии, в результате которой могут быть разрушены (расплавлены) тепловыделяющие элементы (твэлы), но к сожалению гарантировать это пока не удается. Маловероятны, но тем не менее возможны события, приводящие к полной потере теплоносителя первого контура как для действующих водоохлаждаемых реакторов, таких как ВВЭР и РБМК, содержащих активную зону со стержневыми твэлами и легководный теплоноситель замедлитель, окруженную отражателем и размещенную в корпусе реактора, так и для реакторов, базирующихся на новых технологиях, например ВТГР, содержащих активную зону с шаровыми твэлами, в графитовых матрицах которые диспергированы микротвэлы, и гелиевый теплоноситель, окруженную графитовым отражателем и помещенную в корпусе высокого давления, а также ВТРС, содержащих активную зону с шаровыми твэлами и расплавно-солевой теплоноситель-замедлитель, окруженную отражателем и размещенную в корпусе реактора, неизбежно вызовут разрушение твэлов (микротвэлов) в результате разогрева активной зоны за счет остаточного энерговыделения. При такой аварии возможна разгерметизация первого контура, а удержание радиоактивных продуктов деления можно обеспечить только за счет сложных и дорогостоящих инженерных средств локализации, работоспособность которых весьма сложно достоверно обосновать в тех ситуациях, на которые они рассчитаны, поскольку экспериментальное исследование тяжелых аварий затруднено, а расчетное моделирование, в силу обилия и сложности протекающих процессов, весьма приблизительно.

Особое место в ряду перспективных проектов занимают высокотемпературные газоохлаждаемые модульные реакторы, содержащие активную зону с шаровыми твэлами, в графитовую матрицу которых диспергированы микротвэлы ядерное топливо, выполненное в виде сферических частиц размером 0,3-0,8 мм и покрытых несколькими слоями защитных оболочек для предотвращения выхода радиоактивных продуктов деления из ядерного топлива, и газовый теплоноситель, окруженную отражателем и размещенную в корпусе высокого давления, в которых даже при полной потере теплоносителя отвод остаточного энерговыделения из активной зоны осуществляется за счет теплопроводности шаровой структуры активной зоны, отражателя и корпуса реактора, а осколки деления при этом из твэлов не выходят. Определяющую роль в столь высокой устойчивости к тяжелым авариям играет микротвэл реакторов этого типа. Причем защитные оболочки микротвэла позволяют не только достигать высоких рабочих температур, но и не ухудшают балланс нейтронов и не усложняют процесс регенерации горючего. В то время как стержневые твэлы, которые нашли широкое применение в реакторах ВВЭР и РБМК и содержащие топливные сердечники, состоящие из отдельных таблеток или стерженьков цилиндрической формы, заключенные в оболочку-трубу, выполненную из циркониевого сплава, могут эксплуатироваться при более низких температурах, так как, если температура оболочек твэлов превысит 650^оС, то они начнут раздуваться вследствие уменьшения ее прочности и увеличения перепада давлений между внутренними полостями твэлов и теплоносителем, а при температуре оболочек выше 1000^оС начинается химическое взаимодействие циркония с водяным паром с образованием водорода и двуокиси циркония.

Однако сейчас вряд ли можно рассчитывать, что радикальные разработки: новый твэл, новый теплоноситель и новое оборудование АЭС могут найти практическое воплощение в ближайшие 15-20 лет.

С учетом вышеизложенного представляется перспективным рассмотреть возможность использования микротоплива в реакторах с легководным теплоносителем, с максимальным использованием опыта разработки, изготовления и эксплуатации таких реакторов. Они являются базовыми в ядерной энергетике нашей страны и вся промышленность в основном в настоящее время ориентирована на их производство.

Известен водоохлаждаемый ядерный реактор, содержащий активную зону, образованную из технологических каналов для сферических тепловыделяющих элементов, и легководный теплоноситель, окруженную отражателем и размещенную в корпусе, причем в верхней и нижней частях каждого технологического канала выполнены соответственно загрузочное и отгрузочное устройства для сферических твэлов. При эксплуатации реактора внутри технологических каналов за счет прокачки теплоносителя снизу вверх через канал организуют псевдокипящий слой сферических твэлов. Выравнивание энерговыделения по активной зоне реактора осуществляют путем изменения пористости в технологическом канале за счет изменения расхода легководного теплоносителя и, следовательно, мощности канала.

К недостаткам этого технического решения следует отнести:
возможные нарушения однородности псевдоожижающего слоя сферических топливных частиц и связанные с этим флуктуации реактивности;
положительный паровой коэффициент реактивности;
отсутствие в конструкции реактора мер по обеспечению гарантированного теплоотвода от сферических твэлов при обезвоживании активной зоны.

Известен также водоохлаждаемый ядерный реактор, содержащий активную зону с шаровыми твэлами и жидким теплоносителем, в качестве которого предложены Н₂О, Д₂О и органическое соединение, прокачиваемого снизу вверх со скоростью обеспечивающей образование псевдоожижен- ного слоя во всем объеме активной зоны, окруженной отражателем и заключенной в корпусе. При этом происходит непрерывное перемешивание шаровых твэлов. Характерной особенностью активной зоны является автоматическое снижение реактивности при отказе насоса или при превышении числа оборотов двигателя насоса. Шаровые твэлы в этом случае концентрируются соответственно либо в нижней части активной зоны, либо в верхней, куда они уносятся потоком теплоносителя.

Заявляемое техническое решение направлено на решение задачи, касающейся повышения ядерной и радиационной безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов при проектных и запроектных авариях.

Для решения поставленной задачи в водоохлаждаемом ядерном реакторе, содержащим активную зону со сферическим ядерным топливом с защитным покрытием и легководным замедлителем-теплоносителем, окруженную отражателем и размещенную в корпусе давления, в каждой элементарной ячейке активной зоны размещено ядерное топливо с огогащением 5-25% и с объемной долей в ячейке 0,015-0,76, причем объемная доля воды в ячейке составляет 0,1-0,25, а оставшийся объем ячейки заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов, меньше чем у легководного замедлителя.

В качестве отражателя может быть использована легкая вода, а в качестве ядерного топлива микротвэлы и/или модули, в графитовую матрицу которых диспергированы микротвэлы, которые соединены вытеснителем, по крайней мере в один блок, причем структура микротвэлов и/или модулей в блоке и/или их форма выполнена с возможностью образования насыпной структуры ядерного топлива, ограниченной внутренней поверхностью, по крайней мере, нижней части корпуса давления при расплавлении вытеснителя. Кроме того, в качестве модуля может быть использован шаровой твэл, а в качестве вытеснителя может быть использован алюминий и/или его сплавы.

Другое отличие состоит в том, что в матрице блока диспергированы графитовые элементы, причем графитовые элементы, а также микротвэлы и модули снабжены антиокислительными защитными покрытиями.

Следующим отличием является то, что внутренняя поверхность, по крайней мере, нижней части корпуса давления снабжена защитным покрытием из материала, не взаимодействующего с расплавом вытеснителя. Кроме того, отличие состоит в том, что в блоке выполнен, по крайней мере, один вертикальный канал для прохода через блок теплоносителя и/или поглощающего элемента.

Следует отметить, что выполнение активной зоны водоохлаждаемого корпусного ядерного реактора, в которой в каждой элементарной ячейке размещено ядерное топливо с обогащением 5-25% и с его объемной долей в элементарной ячейке 0,015-0,76, причем объемная доля воды в ячейке составляет 0,1-0,25, а оставшийся объем ячейки заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньше чем у легководного замедлителя (например Al, его сплавы, графит) позволяет обеспечить отрицательность коэффициентов реактивности (мощностного, пустотного и парового) и таким образом исключить разрушение активной зоны, т.е. повысить ядерную безопасность реактора.

Вышеуказанные требования объясняются следующим образом. При обогащении менее 5% не будет достигаться условие критичности реактора. При обогащении более 25% возможны положительные коэффициенты реактивности, что не обеспечивает устойчивость работы энергоустановки. При объемной доле топлива менее 0,015 трудно достигнуть условие критичности реактора и появляется положительный пустотный коэффициент реактивности. Объемной доли сферического топлива выше 0,76 нельзя достигнуть из-за невозможности более плотной упаковки сферических тел в заданном объеме. При объемной доле воды менее 0,1 трудно обеспечить отвод тепла от тепловыделяющих элементов и при прочих равных условиях трудно обеспечить условия критичности. При объемной доле воды более 0,25 реактор будет иметь положительный пустотный коэффициент реактивности. Вытеснитель необходим, чтобы обеспечить объемную долю воды в пределах 0,1-0,25. Вышеуказанные границы были получены после комплекса расчетных исследований, проведенных по программам WIMS-D4, CRISTALL, DRAKON, SFERA, TEPLO, CTAPT-3, FLY.

Особо следует отметить, что использование в качестве ядерного топлива именно микротвэлов и/или модулей, выполненных, например, в виде шаровых твэлов, с антиокислительным защитным покрытием, которые диспергированы, по крайней мере, в матрицу одного блока, выполненную из материала, выбранного в качестве вытеснителя, причем со структурой ядерного топлива в блоке, обеспечивающей возможность при аварии с полной потерей теплоносителя образования насыпной структуры сферического топлива внутри нижней части корпуса реактора или расплавлении материала вытеснителя позволит обеспечить гарантированный теплоотвод от ядерного топлива через корпус реактора и таким образом не допустить перегрев микротвэлов выше предельно допустимой температуры их эксплуатации и тем самым удержать продукты деления внутри твэлов даже в случае полного обезвоживания активной зоны, т.е. повысить радиационную безопасность водоохлаждаемого реактора.

Таким образом в предлагаемом техническом решении задача по повышению безопасности водоохлаждаемых реакторов путем наиболее полного использования внутренне присущих свойств безопасности реактора (таких как: отрицательные коэффициенты реактивности, высокая теплоаккумулирующая способность твэлов и блока, отсутствие возможности формирования вторичных критических масс, химическая пассивность материалов активной зоны друг к другу и по отношению к окружающей среде и пассивный механизм охлаждения твэлов и/или микротвэлов при проектных и запроектных авариях) может быть обеспечена только всей совокупностью существенных признаков, приведенных в формуле изобретения.

На фиг.1 приведены принципиальная схема петлевой компоновки водоохлаждаемого корпусного ядерного реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя; на фиг.2 принципиальная схема интегральной компоновки водоохлаждаемого ядерного реактора с естественной циркуляцией легководного теплоносителя; на фиг.3 принципиальные схемы интегральной компоновки водоохлаждаемого ядерного реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя; на фиг.4 конструктивная схема блочной тепловыделяющей сборки водоохлаждаемого реактора; на фиг.5 продольное сечение блочной тепловыделяющей сборки; на фиг.6 поперечное сечение цилиндрической блочной тепловыделяющей сборки; на фиг.7 поперечное сечение призматической блочной тепловыделяющей сборки; на фиг.8 вариант схемы расхолаживания хаотической засыпки шаровых твэлов через корпус реактора после расплавления материала вытеснителя блоков; на фиг.9 вариант схемы расхолаживания хаотической засыпки микротвэлов и шаровых твэлов через корпус реактора после расплавления материала вытеснителя блоков.

Водоохлаждаемый ядерный реактор содержит активную зону 1, окруженную легководным отражаталем 2 и размещенную в корпусе давления 3 (см.фиг.1-3). В качестве теплоносителя-замедлителя и отражателя используют легкую воду. На фиг. 1 приведена принципиальная схема петлевой компоновки водоохлаждаемого корпусного ядерного реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя насосами 4 через активную зону 1 и парогенераторы (теплообменники) 5. Реактор, насосы, парогенераторы и другое оборудование размещены в герметичных боксах 6 реакторного здания станции. На фиг.2 приведена принципиальная схема интегральной компоновки водоохлаждаемого ядерного реактора с естественной циркуляцией легководного теплоносителя. В данном случае парогенераторы 5 размещены внутри корпуса давления 3, а сам реактор помещен в страховочный корпус 7. На фиг.3 приведены принципиальные схемы интегральной компоновки водоохлаждаемого ядерного реактора с принудительной циркуляцией теплоносителя насосами 4 через активную зону 1 и парогенераторы 5. Причем в левой половине чертежа показано размещение насоса 4 под активной зоной 1, а в правой половине над активной зоной 1.

Активная зона заявляемого водоохлаждаемого ядерного реактора может быть выполнена в виде одного моноблока или набрана из блочных тепловыделяющих сборок (см.фиг.4). Причем в каждой элементарной ячейке активной зоны обогащение ядерного топлива составляет 5-25% а его объемная доля составляет 0,015-0,76. Кроме того, объемная доля воды в ячейке составляет 0,1-0,25, а оставшийся объем заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньше чем у легководного замедлителя (графит, алюминий и/или его сплавы).

Указанные пределы объясняются тем, что при выходе за них трудно обеспечить условие критичности реактора и существует вероятность получить в некоторых режимах эксплуатации положительный пустотный коэффициент реактивности. Так, например, при обогащении 5% объемной доли ядерного топлива 0,3 и доли воды в элементарной ячейке активной зоны 0,15 критичность реактора достигается, но отсутствует запас реактивности на выгорание (т.е. реактор не будет работать в энергетическом режиме). При доле топлива меньше 0,015 получается положительный пустотный коэффициент реактивности, что не удовлетворяет требованиям, предъявляемым к безопасному реактору. Получить объемную долю микротвэлов больше 0,76 вообще нельзя из геометрических ограничений, так как эта величина является предельной для сферических тел размещаемых в заданном объеме. Вытеснитель необходим для того, чтобы обеспечивать объемную долю воды в пределах 0,1-0,25, а также для того, чтобы связывать фрагменты топливной сборки между собой. Наилучшим материалом для этой цели является алюминий. Он обладает высокой теплопроводностью ≈200-250 Вт/м˙ К, малым сечением поглощения нейтронов ≈0,15 барн и имеет температуру плавления ≈900 К. Это, с одной стороны, обеспечивает его работоспособность в номинальных условиях при Т ≈600К, а с другой стороны дает возможность произвести фрагментацию зоны пассивными средствами при уровне температур ≈900-1000 К, который гораздо ниже предельной рабочей температуры микротвэлов 1900 К.

На фиг. 4 приведена конструктивная схема блочной тепловыделяющей сборки заявляемого водоохлаждаемого реактора. В этой сборке в качестве ядерного топлива использованы микротвэлы 8 (разработанные для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов) и/или модули 9, в графитовую матрицу 10 которых диспергированы микротвэлы 8. Наиболее целесообразно использовать в качестве модулей 9 шаровые твэлы, разработанные для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Микротвэлы и/или модули (шаровые твэлы), в свою очередь, диспергированы в матрицу 11 моноблока, выполненную из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньше, чем у легководного теплоносителя. В качестве такого материала можно использовать алюминий и/или его сплавы. Причем для уменьшения поглощения тепловых нейтронов в матричный материал моноблока между микротвэлами и/или шаровыми твэлами могут быть диспергированы графитовые элементы 12 (см.фиг.4 и 5). Графитовые элементы, микротвэлы и шаровые твэлы снабжены антиокислительными защитными покрытиями (на чертеже не показаны). Кроме того, структура микротвэлов и модулей, диспергированных в матрице моноблока, выполнена с возможностью ее рассыпания и образования хаотической засыпки при расплавлении алюминиевой матрицы блока, за счет остаточного энерговыделения в ядерном топливе. Сферическая форма микротвэлов и шаровых твэлов наиболее полно обеспечивают это условие, причем графитовые элементы 12, выполненные, например, также сферическими, не мешают рассыпанию топлива при плавлении алюминия или его сплавов.

На фиг.5 приведено продольное сечение блочной тепловыделяющей сборки, по центру которой выполнен вертикальный канал 13 для прохода через блок теплоносителя и/или поглощающего элемента 14. На фиг.6 приведено поперечное сечение цилиндрической блочной тепловыделяющей сборки, а на фиг.7 поперечное сечение призматической сборки, снабженной дистанционирующими ребрами 15. В активной зоне блочные тепловыделяющие сборки могут быть объединены в единое целое, например, бондажом (не показан), который также обеспечивает их подвеску в корпусе реактора, внутренняя поверхность которого, по крайней мере, в его нижней части снабжена защитным покрытием 16, выполненным из материала, не взаимодействующего с расплавом алюминия и/или его сплавами.

На фиг.8 и 9 приведены варианты хаотической засыпки ядерного топлива на дне корпуса реактора 3 после расплавления алюминия за счет остаточного энерговыделения в топливе при обезвоживании активной зоны. Причем на фиг.8 показано, что расплав алюминия 17 находится между шаровыми твэлами 9, хаотично лежащими на дне корпуса реактора, а на фиг.9 показано, что шаровые твэлы 9 частично погружены в расплав алюминия 17, а микротвэлы 8 полностью погружены в расплав на дне корпуса реактора.

В качестве конкретного примера выполнения заявляемого водоохлаждаемого ядерного реактора рассмотрены два варианта, в которых в качестве тепловыделяющих сборок используют цилиндрические блоки с шаровыми твэлами в алюминиевой матрице.

Первый вариант реактор средней мощности тепловой мощностью 1000 МВт и электрической мощностью 300 МВт. Реактор может быть размещен в корпусе реактора ВВЭР-1000. Второй вариант реактор типа АСТ тепловой мощностью 500 МВт, предназначенный для теплоснабжения.

Рассмотрение этих двух вариантов заявляемого водоохлаждаемого реактора представляет интерес по следующим причинам. Так, первый вариант представляет собой энергоустановку для рассматриваемых топливных композиций, размещаемых в корпусе ВВЭР, обеспечивающий удержание продуктов деления в микротвэлах в случае гипотетической аварии, связанной с полной потерей теплоносителя. Второй же вариант реактор для станций теплоснабжения, который вследствие менее напряженных условий работы, приобретает свойства максимальной безопасности. Причем следует отметить, что меньшая теплонапряженность активной зоны позволяет рассчитывать в номинальном режиме на возможность теплосъема за счет естественной циркуляции теплоносителя (см.фиг.2), тем самым повышается его надежность в нормальном и аварийном режимах.

В табл. 1 приведены основные характеристики водоохлаждаемого реактора средней мощности. Активная зона этого реактора состоит из 500 цилиндрических блочных тепловыделяющих сборок (см.фиг.4), составленных вплотную друг к другу в виде гексагональной решетки. Высота активной зоны 4 м. Размеры зоны определяются из допустимого уровня энергонапряженности тепловыделяющих сборок (ТВС), гарантирующего нерасплавление алюминия во всех режимах работы. Тепловыделяющая блочная сборка по высоте набрана из четырех блоков (см.фиг.5 и 6). В нижнем блоке располагается 120 шаровых твэлов и мелких графитовых шаров, пространство между которыми заполнено алюминием. Проведенные расчеты распределения температурных полей в тепловыделяющей сборке показывают, что допустимый уровень энергонапряженности составляет величину порядка 6 кВт/шар, с учетом факторов неопределенности принято: средняя энергонапряженность 4 кВт/шар.

Для данного уровня энергонапряженности 2 МВт/твс, что соответствует средней энергонапряженности активной зоны 17 МВт/м³, для реактора мощностью 1000 МВт(т) получаем эквивалентный радиус активной зоны 2,2,м.

Следует отметить, что выбор оптимальной загрузки топлива связан с определением ее характеристик, обеспечивающих неположительность коэффициентов реактивности и хороших характеристик топливного цикла. Для загрузок топлива более 40 г UO₂/шар при обогащении U²³⁵ выше 8% и доле воды порядка 15% все коэффициенты реактивности, температурный, мощностной и паровой становятся отрицательными, что позволяет говорить о возможности создания достаточно эффективной системы управления реактором.

Эффективность использования топлива принято оценивать по критерию удельного расхода природного урана. В табл. 2 приведены результаты расчетов для стационарного режима работы (установившийся режим перегрузки) удельного расхода природного урана для различных загрузок и обогащения топлива. Из табл. 2 видно, что минимальные значения расхода природного урана ≈0,220-230 кг U_ест/МВт сут (наибольшая эффективность топливного цикла) достигается при загрузке топлива порядка 60 г/шар и обогащении 8-10% по U²³⁵ (аналогичная величина удельного расхода природного урана для реакторов ВВЭР-1000 R=0,240 кг U_ест/ВМт.сут, РБМК R 0,240 кг U_ест/МВт.сут (см.табл.1).).

Для рассматриваемого варианта водоохлаждаемого реактора средней мощности выбрана загрузка 60 г UO₂/шар, при начальном обогащении топлива 8% по U²³⁵. Кампания топлива для этих параметров составляет 1170 сут, среднее выгорание выгружаемого топлива 81000 МВт. сут/т.т. Общая загрузка топлива в реактор составляет 14,4 т.т. Из приведенных данных видно, что предлагаемый вариант реактора с позиций топливного цикла сопоставим по характеристикам с современными реакторами с водяным теплоносителем.

Рассмотрим второй вариант водоохлаждаемый реактор для АСТ. В этом реакторе используются те же самые тепловыделяющие сборки, что и для реактора средней мощности рассмотренного выше. Уменьшение мощности реактора позволяет снизить удельную энергонапряженность до 13,7 МВт/м³. При сохранении той же высоты активной зоны 4м эквивалентный радиус активной зоны составляет 1,7 м. В этом случае в реакторе размещено 310 тепловыделяющих блочных сборок с единичной мощностью 1,6 МВт.

Вследствие более низкой энергонапряженности и меньших рабочих температур теплоносителя запас до температуры плавления алюминиевого вытеснителя по сравнению с предыдущим вариантом увели- чится приблизительно на 150^оС. Характеристики топливного цикла практически не отличаются от данных, представленных для предыдущего варианта.

Основные характеристики водоохлаждаемого реактора для АСТ приведены в табл.3.

Заявляемый водоохлаждаемый ядерный реактор работает следующим образом. Легководный теплоноситель насосом 4 прокачивается снизу вверх через активную зоны 1 как между блоками, так и по каналам 13, выполненным в блоках, где нагревается, а в парогенераторе 5 отдает тепло вторичному теплоносителю и поступает на всас насоса 4. Теперь рассмотрим протекание тяжелой аварии, связанной с полной потерей теплоносителя в заявляемом водоохлаждаемом ядерном реакторе.

Как уже отмечалось выше, основным преимуществом предлагаемого реактора, по сравнению с другими водо-водяными ядерными реакторами, является его способность удерживать продукты деления в микротвэлах в условиях тяжелой аварии, связанной с потерей теплосъема с активной зоны. Достигается это за счет предложенного состава активной зоны и конструкции блоков, позволяющих так организовать процесс развития тяжелой аварии, чтобы ни при каких условиях максимальная температура микротвэлов не превышала допустимого значения, что обеспечивает целостность микротвэлов и удержание в них практически всех продуктов деления.

Схема развития событий при тяжелой аварии выглядит следующим образом:
в случае потери теплоносителя (легкая вода) вводится большая отрицательная реактивность (порядка 30%), реактор становится подкритичным и единственным источником энерговыделения будет остаточное тепловыделение от продуктов деления;
происходит разогрев активной зоны, алюминий и/или его сплавы в блоках расплавляется и стекает на дно корпуса реактора. Шаровые твэлы (микротвэлы) в блоках ничто не удерживает и они также высыпаются на дно корпуса реактора;
расплавленный алюминий и шаровые твэлы (микротвэлы) собираются на дне корпуса реактора и остаточное энерговыделение отводится, через стенку корпуса реактора за счет теплопроводности, во внешнюю среду любым известным способом, например, за счет прокачки вдоль корпуса реактора воздуха, воды и т. п. (см.фиг.8 и 9) или залива пространства между корпусом реактора и страховочным корпусом воды, а также за счет размещения в этом пространстве любых известных теплообменных устройств (не показанных на чертеже).

Рассмотрим более подробно эту схему и оценим условия работы, в которых могут оказаться микротвэлы на разных этапах развития аварии.

Потери теплоносителя.

Будем считать, что потеря воды активной зоны происходит мгновенно. С точки зрения оценки температур в микротвэлах это наихудший вариант. Потеря водяного замедлителя приводит к снижению реактивности примерно на 30% реактор становится подкритичным. Такое изменение реактивности обеспечивается выбором параметров топливной композиции, а именно: в каждой элементарной ячейке активной зоны обогащение ядерного топлива составляет 5-25% его объемная доля находится в диапазоне 0,015-0,75, объемная доля воды в ячейке при нормальном режиме работы реактора составляет 0,1-0,25, оставшийся объем заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньше, чем у легководного замедлителя, например, графита, алюминия или его сплавов. Причем реактор становится подкритичным при потере любого количества воды из количества в нормальном режиме работы реактора 10-25% Таким образом, в результате потери теплоносителя (легкая воды) остается единственный источник тепла остаточное энерговыделение.

Разогрев активной зоны.

За счет остаточного энерговыделения начинается разогрев активной зоны. Алюминий-графитовый блок обладает большой теплоемкостью и для его разогрева от номинальных температур до температуры плавления алюминия и на плавление алюминия необходимо затратить достаточно большое количество энергии. Согласно проведенным оценкам это количество энергии равно
W разогрев + плавление ≈137 МДж/кг. Это количество энергии, за счет остаточного энерговыделения продуктов деления, выделится за
τ разогрев + плавление ≈0,3 ч.

По мере расплавления алюминия он будет вытекать из ТВС, освобождая шаровые твэлы и вместе с ними скапливаться на дне корпуса реактора. Опыт изучения движения шаровых твэлов в реакторах типа ВТГР показывает, что существует возможность организации этого процесса фрагментации активной зоны упорядоченным образом так, чтобы неравномерность толщины слоя шаровой засыпки на днище корпуса была минимальной.

В конечном итоге, когда расплавится весь матричный материал блоков, на днище корпуса реактора образуется слой хаотической шаровой засыпки твэлов, частично погруженных в алюминий (см.фиг.8). Исходя из соотношения плотностей графита и алюминия 2/3 ( γ_гр 1,0 г/см³, γ_AI=2,7 г/см³), получим, что в 2/3 слоя шаровой засыпки между твэлами может быть заполнено алюминием. Для этого потребуется небольшое количество алюминия (например, 1/2 от количества алюминия в активной зоне) разместить, например, на днище корпуса реактора, чтобы его количества и вытекшего после расплавления из активной зоны алюминия было достаточно для заполнения 2/3 свободного объема шаровой засыпки. Если этого не предусмотреть, то только половина шаровой засыпки будет погружена в расплавленный алюминий. Указанное обстоятельство, наличие алюминия между шарами в засыпке существенно, так как в присутствии алюминия коэффициент теплопроводности будет существенно выше по сравнению со случаем, когда между шаровыми твэлами находится газ и обмен теплом осуществляется излучением и теплопроводностью через точки контакта шаровых твэлов на 150-200^оС.

Отвод остаточного тепловыделения через стенку корпуса реактора.

Для расчета температур топлива на этом этапе развития тяжелой аварии проведены расчеты температурных полей по высоте шаровой засыпки твэлов. Уровень остаточного энерговыделения определялся с учетом задержки на время плавления активной зоны. Спад остаточного энерговыделения во времени задавался с помощью табличных значений
Q_ост Q_ном 0,0665 F ( τ+ τ разогрев +
+ плавление),
где Q_ном энергонапряженность активной зоны в нормальном режиме,
F(τ ) функция спада остаточного энерговыделения, которая рассчитывалась с учетом рекомендаций и задавалась таблично, в интервалах между табличными значениями осуществлялась линейная интерполяция.

При расчетах реактора для АСТ считалось, что только половина шаровой засыпки погружена в алюминий, т.е. только алюминий из активной зоны. Для реактора седней мощности проведены расчеты когда 1/2 и 2/3 слоя шаровой засыпки погружены в алюминий.

Для шаровой засыпки, погруженной в алюминий, эффективный коэффициент теплопроводности определялся по следующей формуле:
λ_эфф. λ_AI ˙ε_AI + λ_гр(1 ε_гр), где λ_гр теплопроводность мелких графитовых шариков;
λ_AI теплопроводность алюминия;
ε_AI, ε_гр объемная доля алюминия и графита.

Для шаровой засыпки без алюминия использовались данные о коэффициенте теплопроводности в шаровой засыпке реакторов ВТГР.

Расчет проводился для плоского одномерного случая. В качестве граничных условий на внешней стенке корпуса реактора было принято условие
Т_ст 100^оС (температура кипящей воды).

На верхней (свободной) границе шаровой засыпки считалось, что отвод тепла осуществляется только за счет излучения, т.е.

λ▿Т С σ_о (Т⁴ Θ⁴), где С приведенный коэффициент излучения, характеризующий интенсивность теплообмена излучением на свободной границе;
σ_о 5,66 ˙10^-8 Вт/м²к⁴ постоянная Стефана-Больцмана;
Т температура на границе;
Θ температура внешней системы.

Значение коэффициента С в расчетах варьировалось от 0 до 0,5. Толщина всего слоя хаотической шаровой засыпки определялась исходя из общего количества шаров в активной зоне и площади днища корпуса. Для рассматриваемых вариантов реакторов получается, что толщина слоя шаровой засыпки составляет ≈1,5 м. Результаты проведенных расчетов представлены в табл.4, где для различных условий теплообмена на свободной поверхности засыпки определены максимальные температуры микротвэлов, доля микротвэлов с температурой выше 1600^оС и время, через которое достигается максимум температуры.

Как видно из представленных результатов расчетов для обоих вариантов реакторов режимы, когда максимальная температура микротвэлов не превышает 1600^оС, могут быть достаточно надежно реализованы. К тому же следует иметь ввиду, что в проведенном рассмотрении достаточно консервативные приближения с точки зрения формирования условий теплоотвода, не учитывался отвод тепла через боковые стенки корпуса; в нижней части, вблизи корпуса алюминий будет находиться в твердом состоянии, а его теплопроводность в 3-4 раза больше, чем у расплавленного, в результате отвод тепла будет более интенсивный, чем в проведенных расчетах, предполагалось, что активная зона осушается мгновенно и после остановки реактора вся энергия расходуется только на расплавление блоков, однако есть основание считать, что в реальности этот процесс будет более длительным и естественно последующий разогрев активной зоны будет менее интенсивным. Заявляемый водоохлаждаемый ядерный реактор с ядерным топливом в виде микротвэлов, разработанных для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов, основан на существующих в настоящее время технологиях, позволяющих решить проблему ядерной и радиационной безопасности энергоустановок в случае наиболее тяжелой, гипотетической аварии, связанной с полной потерей водяного теплоносителя первого контура.

Следует также отметить, что характеристики топливного цикла предлагаемого реактора не уступают современным реакто- рам с водяным теплоносителем и обеспечивают расход природного урана на уровне 0,230 кг U_ест/МВт.сут, при этом удельная загрузка топлива составляет 14,4 кг/МВт.

Кроме того, достижимый уровень энергонапряженности активной зоны для предлагаемой конструкции блока составляет 17-20 МВт/м³ (эквивалентно 4-6 кВт/шар) и соответствующая этому уровню энергонапряженности мощность реактора (1000 МВт. т) позволяет разместить его активную зону в корпусе реактора ВВЭР-1000.

Сущность изобретения: водоохлаждаемый ядерный реактор содержит активную зону со сферическим ядерным топливом с защитным покрытием и легководным замедлителем-теплоносителем, окруженную отражателем и размещенную в корпусе давления. В каждой элементарной ячейке активной зоны обогащение ядерного топлива составляет 5 - 25%, а его объемная доля составляет от 0,015 - 0,76. Объемная доля воды в ячейке составляет 0,1 - 0,25, а оставшийся объем заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньше, чем у легководного замедлителя. 8 з.п.ф-лы, 9 ил., 3 табл.

1. ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, содержащий окруженную отражателем и размещенную в корпусе давления активную зону со сферическим ядерным топливом с защитным покрытием и легководным замедлителем-теплоносителем, отличающийся тем, что в каждой элементарной ячейке активной зоны объемная доля ядерного топлива с обогащением от 5 до 25% составляет 0,015 0,76, объемная доля воды от 0,1 0,25, причем оставшийся объем заполнен вытеснителем, выполненным из материала с микросечением поглощения тепловых нейтронов меньшим, чем у легководного замедлителя. 2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве отражателя использована легкая вода, а в качестве ядерного топлива использованы соединенные вытеснителем по крайней мере в один блок микротвэлы и/или модули, в графитовую матрицу которых диспергированы микротвэлы, причем структура микротвэлов и/или модулей в блоке и/или их форма выполнения выбраны из условия обеспечения свободного падения на дно корпуса при расплавлении вытеснителя. 3. Реактор по п.2, отличающийся тем, что модуль выполнен в виде шарового твэла. 4. Реактор по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что в качестве вытеснителя использован алюминий и/или его сплавы. 5. Реактор по пп.1-4, отличающийся тем, что защитное покрытие ядерного топлива выполнено антиокислительным. 6. Реактор по пп.1-5, отличающийся тем, что в матрицу блока диспергированы графитовые элементы. 7. Реактор по пп.1 6, отличающийся тем, что на поверхность графитовых элементов нанесено антиокислительное защитное покрытие. 8. Реактор по п. 2, отличающийся тем, что в блоке выполнен по крайней мере один вертикальный канал для прохода через блок теплоносителя и/или поглощающего элемента. 9. Реактор по пп.2 и 4, отличающийся тем, что внутренняя поверхность по крайней мере нижней части корпуса давления снабжена защитным покрытием из материала, не взаимодействующего с алюминием и/или его сплавами.