ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДООХЛАЖДАЕМОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 1999 года по МПК G21C3/02 G21C3/62 G21C3/64 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих сборок водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих в своем составе ядерное топливо на основе двуокиси урана с выгоряющим поглотителем в виде окиси эрбия.

Уровень техники.

В настоящее время активные зоны ядерных водоохлаждаемых реакторов формируются из тепловыделяющих сборок, содержащих топливо различного состава с добавкой выгорающего поглотителя, что позволяет компенсировать реактивность, выравнивать энерговыделение по объему активной зоны и поддерживать температурный коэффициент реактивности на заданном уровне. В качестве выгорающего поглотителя используются редкоземельные элементы и их оксиды, в частности эрбий (1).

Эрбий при использовании его в качестве выгорающего поглотителя, в отличие от других редкоземельных элементов, вводится в ядерное топливо в значительно меньших концентрациях, что положительно сказывается на физических, теплотехнических и технологических свойствах топлива. В частности, добавление в топливо эрбия оказывает слабое влияние на такой фактор, как коэффициент теплопроводности топлива.

Известна тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, охлаждаемого водой, содержащая тепловыделяющие элементы с топливом в виде окиси урана (UO), в котором содержится эрбий с концентрацией от 0,3 до 0,8% (2). Введение эрбия в топливо канального ядерного реактора типа РБМК (реактор большой мощности канальный) позволяет уменьшить величину эффекта обезвоживания, увеличить подкритичность расхоложенного и разотравленного реактора и увеличить подкритичность реактора после сброса всех стержней СУЗ. Наличие эрбия в топливе РБМК позволяет также осуществить замену в активной зоне дополнительных поглотителей (ДП) на рабочие тепловыделяющие сборки, что повысит глубину выгорания топлива.

Таким образом, введение эрбия в топливо тепловыделяющего сборок РБМК позволяет решить несколько проблем, присущих отмеченному типу реактора.

Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату к описываемому изобретению является тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы, заполненные таблетками ядерного топлива в виде двуокиси урана (UO₂) с добавкой не менее 0,2% окиси эрбия (Er₂O₃) (3).

Наличие эрбия с массовым содержанием от 0,2 до 1,5% в топливе известной тепловыделяющей сборке в известном водо-водяном реакторе позволяет снизить концентрацию бора в теплоносителе-воде и тем самым снизить температурный коэффициент замедлителя именно для данного типа реактора.

Таким образом, использование топлива с добавкой эрбия в достаточно широком диапазоне его содержания предполагает улучшение параметров вышеописанных водоохлаждаемых реакторов с учетом их специфики, но не учитывает некоторое ухудшение характеристик собственно топлива и их влияния на условия эксплуатации реактора. Действительно, при содержании эрбия в топливе более 1% увеличивается неравномерность концентрации эрбия по объему топлива, ухудшаются технологические свойства топлива, что снижает коэффициент его использования.

Сущность изобретения.

Задачей настоящих изобретений является создание тепловыделяющей сборки водоохлаждаемого ядерного реактора, обладающей улучшенными характеристиками собственно топливной части.

В результате решения задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в повышении степени выгорания топлива, снижении неравномерности пространственно-энергетического распределения нейтронов при сохранении технологических свойств топлива.

Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющей сборке водохлаждаемого ядерного реактора, содержащей тепловыделяющие элементы, заполненные таблетки ядерного топлива в виде двуокиси урана (UO₂) с добавкой не менее 0,2% окиси эрбия (Er₂O₃), содержание окиси эрбия в ядерном топливе составляет не более 0,46 вес.% по эрбию.

Отличительная особенность описываемого изобретения состоит в том, что содержание окиси эрбия в топливе составляет не более 0,43 вес.% по эрбию, а условная массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет от 2,35 до 2,65 вес. %. Экспериментально установлено, что повышение концентрации окиси эрбия выше указанной величины приводит к снижению плотности и увеличению открытой пористости ядерного топлива, что негативно сказывается на его нейтронно-физических параметрах и технологических свойствах. Кроме того, при содержании окиси эрбия в топливе от 0,2 до 0,46 вес.% по эрбию существенно снижается неоднородность концентрации эрбия внутри топливной таблетки, что практически исключает влияние на пространственно-энергетическое распределение нейтронов, т.е. на условия работы топлива, поскольку самоблокировка эрбия в этом случае пренебрежительно мала. Причем вышеотмеченные положительные факторы, обусловленные добавкой эрбия в топливо, имеют место при условной массовой доли U-235 в ядерном топливе от 2,35 до 2,65 вес.%.

Целесообразно иметь содержание окиси эрбия в ядерном топливе на уровне 0,41 + 0,005 вес.% по эрбию.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.

Описываемая тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора изготавливается известным образом с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Процесс изготовления сборки предполагает производство тепловыделяющих элементов, заполняемых таблетками ядерного топлива в виде двуокиси урана (UO₂) с добавкой окиси эрбия (Er₂O₃). Топливо должно иметь определенный фазовый состав, средний размер зерна, максимальный размер непрореагировавших частиц и прочие параметры.

Технология изготовления таблеток ядерного топлива заключается в следующем. В смесителе, в частности лопастного типа, готовится двухкомпонентная смесь двуокиси урана и оксида эрбия требуемого состава, которая далее подвергается смешению со стандартным пластификатором. После чего производят грануляцию смеси с пластификатором с последующим измельчением гранул и рассевом на стадии подготовки пресс-порошка. После сушки пресс-порошка производят прессование таблеток и их спекание. Полученными таблетками снаряжают тепловыделяющие элементы, входящие в состав тепловыделяющих сборок.

На всех этапах изготовления тепловыделяющих сборок производят контроль их параметров. Контролирование содержания эрбия в топливе может быть осуществлено различными методами, например рентгено-радиометрическим способом.

Использованная литература
1. WO 95/04994 A1, 1995.

2. RU 2065627 C, 1996.

3. WO 91/14268 A1, 1991.

Использование: в атомной энергетике при изготовлении тепловыделяющих сборок энергетических ядерных установок. Сущность изобретения: для повышения степени выгорания топлива, снижения неравномерности пространственно-энергетического распределения нейтронов при сохранении технологических свойств топлива, содержащего двуокись урана и добавку окиси эрбия, содержание окиси эрбия не должно превышать 0,46 вес.% по эрбию, а условная массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет от 2,35 до 2,65 вес.% 1 з.п.ф-лы.

1. Тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы, заполненные таблетками ядерного топлива в виде двуокиси урана (UO₂) с добавкой не менее 0,2% окиси эрбия (Er₂O₃), отличающаяся тем, что содержание окиси эрбия в ядерном топливе составляет не более 0,46 вес. % по эрбию, а условная массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет от 2,35 до 2,65 вес.%. 2. Тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора по п.1 или 2, отличающаяся тем, что содержание окиси эрбия в ядерном топливе составляет 0,41 + 0,005 вес.% по эрбию.