Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается активная зона ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водоохлаждаемых ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 2600 - 3900 МВт.
Топливная загрузка реакторов состоит из большого числа тепловыделяющих элементов (твэлов), количество которых в активной зоне водо-водяных энергетических реакторах (ВВЭР) исчисляется десятками тысяч и более. Для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий охлаждения их объединяют в множество пучков. Каждый пучок представляет единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в тепловыделяющей сборке (ТВС) может составлять от нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. Твэлы в ТВС соединяются между собой с помощью двух концевых и более десяти дистанционирующих решеток, устанавливаемых с определенным шагом по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения водо-уранового соотношения.
Активные зоны водо-водяных энергетических ядерных реакторов ВВЭР-400 и ВВЭР-1000 набираются из ТВС, содержащих пучок твэлов, расположенный в кожухе, например, шестигранной формы (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов. М., Энергоиздат. 1982, с. 76 - 78).
ТВС, как правило, состоит из пучка твэлов и каркаса. Каркас ТВС обеспечивает объединение и закрепление твэлов в сборке и их дистанционирование. Каркас сборки состоит из следующих основных деталей: несущего стержня, концевых решеток, дистанционирующих или направляющих решеток, продольных соединительных элементов, различных видов дистанционаторов и опорных полозков, а также обжимных втулок. Причем ТВС из твэлов, выполненных длиной, соответствующей длине активной зоны (ВВЭР-440 и ВВЭР-1000), дополняется еще следующими деталями: головкой сборки, к которой крепится верхняя часть каркаса сборки; хвостовиком сборки, который присоединяется к нижней части каркаса; подвеской сборки - устройством, с помощью которого ТВС перемещают, устанавливают и удерживают в вертикальном канале; амортизатором ТВС - деталью сборки, с помощью которой обеспечивается снижение ударной нагрузки при падении сборки на опору, а также компенсация вибраций, возникающих в процессе работы реактора; тарировочной шайбой - деталью сборки, предназначенной для определения расхода теплоносителя через ТВС (см. Г.Н. Ушаков Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981. с. 84-86).
Для снижения доли конструкционного материала в активной зоне тепловыделяющие сборки могут не иметь кожуха, так называемые бесчехловые ТВС, в которых пучок твэлов объединен дистанционирующими решетками, а опорные решетки сборки соединены трубками (см. И.Я.Емельянов, В.И.Пихан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат. 1982, с. 77. рис. 3.10 в). В ТВС могут быть размещены подвижные органы регулирования, как, например, в серийном реакторе ВВЭР-1000.
Тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса, хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас сборки включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки, которые механически связаны между собой центральной трубой. Центральная труба в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток и для размещения внутриреакторных детекторов. Каждая ТВС содержит 312 твэлов с таблетками из диоксида урана. С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке ТВС размещены пятнадцать винтовых цилиндрических пружин. Нижняя решетка головки создает условия для осесимметричного выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины, направляющие каналы, нижняя решетка (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭВ-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12, Москва. Энергоатомиздат, 1992 г. с. 231-233. рис.4.3 и 4.4).
Конструкции стержневых твэлов и ТВС для ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах, что усложняется наличием мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции ТВС необходимо, в первую очередь, учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.
Наиболее близкой по технической сущности к описываемой является тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом в виде диоксида урана (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12. Москва, Энергоатомиздат, 1992 г. с.231-233. рис.4.3 и 4.4). В известной ТВС реактора ВВЭР-1000 содержится 312 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.1 • 10-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл 15.67 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в известной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при ухудшении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-1000, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд.
Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-1000 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой 44.8 кВт/м к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 875oC. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней 17 кВт/м, разогреваются до 550-600oC.
Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700-750oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-1000 снизить максимальные линейные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. В особенности данная проблема усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.
Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной ТВС водо-уранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения приемлемых нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-1000, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:
- размер "под ключ" (234 • 10-3 м), а также конструкция и размеры каркаса модернизированной ТВС должен быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000;
- количество твэлов с уменьшенным диаметром в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-1000;
- изменение значения удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000 исходя из нейтронно-физического расчета не должна превышать 21%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-1000;
- количество (восемнадцать), диаметр (12.6 • 10-3 м) и размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной ТВС реактора ВВЭР-1000.
Задачей настоящего изобретения является создание новой тепловыделяющий сборки, в частности для реактора ВВЭР-1000, обладающей повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при повышении уровня безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.
В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышение выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов.
Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора, содержащей каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, пучок содержит от 528 до 648 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85 • 10-3 м до 6.17 • 10-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0 • 10-3 м до 5.22 • 10-3 м соответственно и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66 • 10-3 м до 6.99 • 10-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67 • 10-3 м до 5.93 • 10-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 400.2 кг до 505.8 кг.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что пучок содержит от 528 до 648 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85 • 10-3 м до 6.17 • 10-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0 • 10-3 м до 5.22 • 10-3 м соответственно и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66 • 10-3 м до 6.99 • 10-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67 • 10-3 м до 5.93 • 10-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 400.2 кг до 505.8 кг, что характеризует новую концепцию ТВС реактора ВВЭР-1000 и соответственно активных зон аналогичных реакторов, обладающих повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах, и обусловлено следующим. Поскольку каркас, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, должен быть идентичен штатной ТВС реактора ВВЭР-1000, а пучок содержит от 528 до 648 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85 • 10-3 м до 6.17 • 10-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0 • 10-3 м до 5.22 • 10-3 м соответственно и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66 • 10-3 м до 6.99 • 10-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67 • 10-3 м до 5.93 • 10-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 400.2 кг до 505.8 кг, то средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной ТВС уменьшается в 1.65-1.91 раза, при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-1000.
Следует отметить, что наиболее целесообразно, чтобы пучок содержал 648 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки стержневого твэла от 5.97 • 10-3 м до 6.07 • 10-3 м, от 5.08 • 10-3 м до 5.14 • 10-3 м и массой диоксида урана в пучке от 450.5 кг до 467.2 кг или 528 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 6.76 • 10-3 м до 6.88 • 10-3 м, от 5.76 • 10-3 м до 5.83 • 10-3 м и массой диоксида урана в пучке от 471.2 кг до 491.7 кг или пучок содержит 114 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 5.97 • 10-3 м до 6.07 • 10-3 м, от 5.08 • 10-3 м до 5.14 • 10-3 м и 414 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 6.76 • 10-3 м до 6.88 • 10-3 м, от 5.76 • 10-3 м до 5.83 • 10-3 м и массой диоксида урана в пучке от 448.7 кг до 467.8 кг.
Кроме того, ядерное топливо может быть выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4 • 10-3 кг/м3 до 10.7 • 10-3 кг/м3.
Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов. Действительно, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.3 • 10-3 м. Однако выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений внутренних диаметров оболочки твэла, диапазонов наружных диаметров твэла, соответствующего диапазона массы топлива и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинация величин, составляющих отмеченные пары диапазонов внутренних и наружных диаметров твэлов, без выбора величины массы топлива (диоксида урана) приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-1000, на фиг. 2 приведена конструктивная схема поперечного сечения данной тепловыделяющей сборки с двумя типоразмерами твэлов, на фиг. 3 приведена конструктивная схема поперечного сечения тепловыделяющей сборки с твэлами одинакового диаметра, на фиг. 4 изображен вариант продольного разреза твэла для ТВС реактора ВВЭР-1000, на фиг. 5 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой ТВС для реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг. 6 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой ТВС для реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850.
Тепловыделяющая сборка 1 реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса 3, хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6. С помощью каркаса 6 обеспечивается крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки 7 (четырнадцать дистанционирующих решеток в сборке в пределах активной части), которые механически связаны между собой центральной трубой 8. Центральная труба 8 в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток 7 и для размещения внутриреакторных детекторов. Центральная труба выполнена из циркония размером (10.3 • 0.65) • 10-3 м. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборку устанавливают в корпусе реактора (см. фиг.1). С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке 5 ТВС размещены пятнадцать винтовых цилиндрических пружин 9. Нижняя решетка головки 5 создает условия для выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины 9, направляющие каналы 10 (восемнадцать стальных трубок размером (12.6 • 0.8) • 10-3 м для размещения поглотителей), нижняя решетка (см. фиг. 2 и фиг. 3). В описываемой ТВС реактора модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 содержится от 528 до 648 стержневых твэлов. выполненных с наружным диаметром твэла от 5.85 • 10-3 м до 6.17 • 10-3 м и/или от 6.66 • 10-3 м до 6.99 • 10-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл от 8.22 кВт/м до 9.48 кВт/м.
Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник 11, выполнен из таблеток 12 (сплошных или с центральным отверстием) или стерженьков 13 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 14, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 15 (см. фиг.4). Оболочка 14 в течение эксплуатации подвергается напряжениям за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 12 или стерженьков 13, в частности, путем выполнения их торцов 16 вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).
В качестве материала таблеток 12 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4 • 10-3 - 10.7 • 10-3 кг/м3, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса диоксида урана в сборке составляет 402.2-505.8 кг.
При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-1000, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2-2,5 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 11 и оболочкой 14 в описываемых твэлах был не менее 0.05 • 10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.
Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 11, а также с учетом всех вышеприведенных условий оболочка 14 стержневого тэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 должна иметь наружный и соответственно внутренний диаметры от 5.85 • 10-3 м до 6.17 • 10-3 м и от 5.0 • 10-3 м до 5.22 • 10-3 м и/или соответственно от 6.66 • 10-3 м до 6.99 • 10-3 м и от 5.67 • 10-3 м до 5.93 • 10-3 м. Дело в том, что из первых двух вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-1000. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и прежде всего результаты анализов аварий ВВЭР-1000 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы наиболее предпочтительных диапазонов основных характеристик описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000. Так, для пучка, содержащего 648 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97 • 10-3 м до 6.07 • 10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.08 • м 10-3 до 5.14 • 10-3 м;
- масса диоксида урана выбрана от 450.5 кг до 467.2 кг, а для пучка, содержащего 528 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла составляет от 6.76 • 10-3 м до 6.88 • 10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.76 • 10-3 м до 5.83 • 10-3 м;
- масса диоксида урана выбрана от 471.2 до 491.7 кг, причем для пучка с двумя типоразмерами твэлов, содержащего 528 (114 и 414) твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97 • 10-3 м до 6.07 • 10-3 м (для 114 твэлов) и от 6.76 • 10-3 м до 6.88 • 10-3 м (для 414 твэлов):
- внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.08 • 10-3 м до 5.14 • 10-3 м (для 114 твэлов) и от 5.76 • 10-3 м до 5.83 • 10-3м (для 414 твэлов);
- масса диоксида урана выбрана от 448.7 до 467.8 кг.
Выполнение твэла ТВС реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 5.85 • 10-3 м (например, 5.8 • 10-3 м) и соответственно с внутренним диаметром оболочки не более 5.0 • 10-3 м и массой топлива в ТВС не более 400.2 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение 30%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99 • 10-3 м (например, 7.0 • 10-3 м) и соответственно с внутренним диаметром оболочки не менее 5.93 • 10-3 м и массой топлива в ТВС не менее 505.8 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение более 25%). Выполнение же твэла описываемой ТВС диаметром больше 6.17 • 10-3 м (и соответственно с внутренним диаметром оболочки не менее 5.22 • 10-3 м и массой топлива в ТВС не менее 484.2 кг) и меньше 6.66 • 10-3 м (и, соответственно, с внутренним диаметром оболочки не более 5.67 • 10-3 м и массой топлива в ТВС не более 456.3 кг) не обеспечивает выполнение первых двух вышеуказанных условий. Дело в том, что из этих условий следует, что относительный шаг между твэлами заявляемой ТВС должен обеспечивать водо-урановое отношение для реактора ВВЭР-1000 не более 2,63. т.е. близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-1000. а этого не происходит.
На фиг. 2 в качестве примера приведена конструктивная схема описываемой ТВС (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с двумя типоразмерами твэлов 2 (6.8 • 10-3 м и 6.0 • 10-3 м). 414 твэлов 2 диаметром 6.8 • 10-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9.91 • 10-3 м. Эти твэлы 2 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 7.114 твэлов 2 диаметром 6.0 • 10-3 м размещены вокруг направляющих каналов 10 (гильзы СУЗ диаметром 12.6 • 10-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 10 на 1.0 • 10-3 м от регулярных узлов. Данные твэлы 2 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 7, имеющие фигурную несимметричную форму.
На фиг. 3 в качестве примера приведена конструктивная схема описываемой ТВС (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с твэлами 2 одинакового диаметра. 414 регулярных твэлов диаметром 6.8 • 10-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9.91 • 10-3 м. Эти твэлы 2 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 7. Смещенные твэлы 2 в количестве 114 штук того же диаметра размещены вокруг направляющих каналов 10 (гильзы СУЗ диаметром 12.6 • 10-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 10 на 0.67 • 10-3 м от регулярных узлов. Твэлы 2 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 7, имеющие форму деформированных сот.
Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой ТВС. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а с другой - возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1.5 • 10-3 м.
Корпус 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части ТВС и обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри ТВС между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора. Корпус 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающего при протекании теплоносителя через ТВС.
На фиг. 5 и фиг. 6 в качестве примера представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной и средней нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1 • 10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8 • 10-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278oC, а для твэлов со средней нагрузкой 142oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-1000. В первую очередь это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т > 550oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т > 700oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и соответственно снижение максимальной температуры при МПА с 900oC до уровня ниже 600oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.
Следует также отметить, что твэлы описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 вследствие снижения удельных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку твэла давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВт • сут/кг.
Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с требуемым маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твзлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой "ступеньки" подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для существующих конструкций ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 с наружным диаметром от 6.66 • 10-3 м до 6.99 • 10-3 м составляет 9.48 кВт/м и 8.22 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5.85 • 10-3 м до 6.17 • 10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1 • 10-3 м средняя линейная нагрузка равна 15.67 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.
На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми ТВС в реакторах ВВЭР-1000 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1.6-2.0 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 позволяет повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-1000; обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-1000; увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт • сут/кг. Следует отметить, что описываемые ТВС могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-1000, а также в других водо-водяных реакторах с водой под давлением, в водо-водяных реакторах с кипящей водой и в тяжеловодных реакторах.
| название | год | авторы | номер документа |
|---|---|---|---|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143144C1 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2136060C1 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248630C2 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2242810C2 |
| РЕГУЛИРУЮЩАЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2236712C2 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248629C2 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143142C1 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143141C1 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2126180C1 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2244347C2 |
Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих сборок, входящих в состав активной зоны водо-водяного энергетического реактора. Сущность: тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора содержит от 528 до 348 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки твэла (5,85-6,17)•10-3 м и внутренним диаметром (5,0-5,22)•10-3 м соответственно и/или с наружным диаметром (6,66-6,99)•10-3 м и внутренним диаметром (5,67-5,93)•10-3 м соответственно. Причем масса диоксида урана в сборке составляет 400,2-505,8 кг. В результате расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора, повышается глубина выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов. 3 з.п.ф-лы, 6 ил.
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИЗБИРАТЕЛЬНОГО ВЫЗОВА ТЕЛЕФОННЫХ АППАРАТОВ | 1922 |
|
SU1000A1 |
| Библиотека эксплуатационника АЭС | |||
| Способ гальванического снятия позолоты с серебряных изделий без заметного изменения их формы | 1923 |
|
SU12A1 |
| - М.: Энергоатомиздат, 1992, с.231-233 | |||
| Емельянов И.Я | |||
| и др | |||
| Конструирование ядерных реакторов | |||
| - М.: Энергоиздат, 1982, с.76-78 | |||
| Ушаков Г.Н., Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов | |||
| - Энергоиздат, 1981, с.84-86. | |||
