АКТИВНАЯ ЗОНА И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ) Российский патент 2001 года по МПК G21C3/62 

Описание патента на изобретение RU2176827C2

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к активным зонам канальных уран-графитовых ядерных реакторов типа РБМК (реактор большой мощности канальный) и тепловыделяющим сборкам, охлаждаемым водой.

Известна активная зона канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, заполненными ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана (см. Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов "Канальный ядерный энергетический реактор", М., Атомиздат, 1980 г., с.с. 11-13).

Одной из причин, повлекших катастрофу на Чернобыльской АЭС, явилась большая положительная величина парового коэффициента реактивности αϕ активной зоны, равная 4-4,5 β. Осушение значительной части технологических каналов активной зоны с установленными в них тепловыделяющими сборками привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах.

В результате мер по повышению безопасности реактора РБМК величина αϕ была снижена до 1 β в основном за счет установки в 80 каналах активной зоны РБМК-1000 и в 54 каналах активной зоны РБМК-1500 вместо тепловыделяющих сборок с ядерным топливом дополнительных поглотителей (ДП) из карбида бора.

Размещение ДП в активной зоне привело к уменьшению глубины выгорания топлива на 25% и к увеличению топливной составляющей приведенных затрат почти на 30%. При этом возрос расход ядерного топлива и ТВС, ухудшились условия работы, а значит, и уменьшился ресурс загрузочно-разгрузочных машин, увеличились затраты на транспортировку и хранение отработавшего топлива.

Ухудшение экономических показателей канальных уран-графитовых ядерных реакторов поставило на повестку дня вопрос о поисках более экономичных конструкций активных зон, в которых бы при этом сохранялась или даже снижалась уже достигнутая величина парового коэффициента реактивности αϕ.

Известна тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия (см. патент PCT N 91/14268, кл. G 21 C 3/62, 7/02, опублик. 1991).

Наличие эрбия в топливе тепловыделяющих сборок водоохлаждаемого реактора позволяет снизить в этом реакторе температурный коэффициент замедлителя.

Наиболее близкой по своей технической сути к предложенной является активная зона канального ядерного реактора, включающая тепловыделяющие сборки, по крайней мере часть из которых содержит тепловыделяющие элементы, заполненные ядерным топливом в виде таблеток из оксида урана и оксида эрбия (см. патент РФ N 2065627, кл. G 21 C 3/326, G 21 C 3/28, G 21 C 3/18, 1995).

Включение в ядерное топливо выгорающего поглотителя - эрбия, массовое содержание которого в топливе выбирают из интервала от 0,3% до 0,8% (в настоящее время в энергетических ядерных реакторах и, в частности, реакторах типа РБМК, в качестве топлива из широкого спектра оксидов (окисей, окислов) урана используют диоксид урана - UO2), позволяет отказаться от размещения в активной зоне водоохлаждаемого канального уран-графитового ядерного реактора ДП и уменьшить неравномерность энерговыделения.

Однако данное решение обладает тем недостатком, что в нем отсутствует корреляционная зависимость между значением концентрации эрбия в топливе от величины обогащения этого топлива. Это может привести к тому, что при величине обогащения топлива менее 2,4% (т.е. когда массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет менее 2,4 мас.%) и при значении массового содержания эрбия в топливе более 0,7% глубина выгорания топлива будет даже меньше, чем в случае размещения в активной зоне ДП. С другой стороны, при величине обогащения топлива более 2,8% и при значении массового содержания эрбия в топливе менее 0,4% не происходит выравнивания распределения энерговыделения, в результате чего максимальная мощность ТВС и максимальная линейная нагрузка на тепловыделяющие элементы (твэлы) могут превысить допустимые пределы. Кроме того, такого количества эрбия может не хватить, чтобы получить необходимое для безопасности реактора значение парового коэффициента реактивности при высоких величинах выгорания ядерного топлива.

Задача, на решение которой направлено данное изобретение, состоит в повышении экономичности и безопасности канальных ядерных реакторов.

Технический результат, достижение которого обеспечивается с помощью настоящего изобретения, заключается в достижении баланса между выгоранием ядерного топлива и распределением энерговыделения в активной зоне в течение всей кампании ядерного реактора, в результате чего повышается выгорание топлива при одновременном выравнивании энерговыделения и сохранении парового коэффициента реактивности αϕ на нынешнем уровне.

Указанный результат достигался тем, что в активной зоне канального ядерного реактора, включающей в себя тепловыделяющие сборки, по крайней мере часть из которых содержит тепловыделяющие элементы, заполненные ядерным топливом в виде таблеток из оксида урана и оксида эрбия, в качестве оксида урана использован диоксид урана с нормируемой массовой долей U-235 в ядерном топливе не менее 2,4 мас.% ядерного топлива, а содержание эрбия в топливе выбрано в соответствие с формулой: Э = 0,4 мас.% + 0,5•(Cфакт - 0,2Cвр - 2,4) мас. % + К мас.%, где Э мас.% - массовая доля эрбия в ядерном топливе, Cфакт мас.% - фактическая массовая доля U-235 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, Cвр мас.% - массовая доля U-236 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, причем Cвр = 0 при Cвр < 0,1 мас.%, K мас.% - переменная величина, значение которой выбирают из интервала от - 0,1 до +0,1.

В тепловыделяющей сборке канального ядерного реактора, содержащей тепловыделяющие элементы с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия, нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 2,4 мас. %, а содержание оксида эрбия - (0,4 ± 0,04) мас.%, или нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 2,6 мас.%, а содержание оксида эрбия - (0,5 ± 0,04) маc.%, или нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 2,8 маc. % а содержание оксида эрбия - (0,6 ± 0,04) маc. %, или нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 3,0 мас.%, а содержание оксида эрбия - (0,7 ± 0,04) маc.%, или нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 3,2 маc.%, а содержание оксида эрбия - (0,8 ± 0,04) мас.%.

Предложенная активная зона функционирует следующим образом.

Из вертикальных каналов, вставленных в отверстия графитовых колонн кладки активной зоны ядерного реактора, выгружают тепловыделяющие сборки с выгоревшим ядерным топливом и дополнительные поглотители и вместо них устанавливают тепловыделяющие сборки с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия (уран-эрбиевое топливо), в которых нормируемая массовая доля U-235 составляет не менее 2,4 мас.% ядерного топлива, а содержание эрбия выбрано в соответствие с формулой: Э = 0,4 мас.% + 0,5•(Cфакт - 0,2•Cвр - 2,4) мас.% + K мас.%, где Э мас.% - массовая доля эрбия в ядерном топливе, Cфакт мас. % - фактическая массовая доля U-235 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, Cвр мас.% - массовая доля U-236 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, причем Cвр = 0 при Cвр < 0,1 мас.%, K мас.% - переменная величина, значение которой выбирают из интервала от -0,1 до +0,1.

Необходимость в использовании в активной зоне канального ядерного реактора уран-эрбиевых ТВС с не менее указанной выше величиной обогащения ядерного топлива объясняется тем, что уран-эрбиевые ТВС с величиной обогащения топлива U-235 ниже 2,4 мас.% не позволят получить такие величины парового коэффициента реактивности и максимальной мощности ТВС, при которых возможно повышение глубины выгорания топлива по сравнению с уже достигнутым на сегодняшний день уровнем.

Однако повышение величины обогащения топлива ведет к увеличению неравномерности энерговыделения, поэтому, чтобы неравномерность энерговыделения не увеличивалась, в ядерное топливо добавляют эрбий, концентрацию которого определяют по формуле: Э = 0,4 мас.% + 0,5•(Cфакт - 0,2•Cвр - 2,4) мас.% + K маc. %, где Э мас.% - массовая доля эрбия в ядерном топливе, Cфакт мас.% - фактическая массовая доля U-235 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, Cвр мас.%- массовая доля U-236 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, причем Cвр = 0 при Cвр < 0,1 мас.%, K мас.% - переменная величина, значение которой выбирают из интервала от -0,1 до +0,1.

В приведенной формуле учитываются не только индивидуальные особенности реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500, вероятная модификация стержней регулирования, использование циркония вместо стали для изготовления дистанционирующих решеток, изменение величины оперативного запаса реактивности и т.д., но и тип ядерного топлива (природное или регенерированное), а также тот факт, что при наличии в топливе U-236 более 0,1 мас.% фактическое содержание U-235 при изготовлении твэл должно быть больше нормируемого значения на 0,2•Cвр.

По мере выгорания ТВС с уран-эрбиевым топливом их также заменяют на свежие уран-эрбиевые ТВС.

Для повышения безопасности и упрощения эксплуатации канальных ядерных реакторов следует использовать тепловыделяющие сборки, в которых тепловыделяющие элементы снаряжены топливными таблетками из диоксида урана и оксида эрбия со строго определенным соотношением между нормированной массовой долей U-235 и оксида эрбия в ядерном топливе, а именно: при нормированной массовой доле U-235 в ядерном топливе, равной 2,4%, массовая доля оксида эрбия в топливе должна находиться в интервале от 0,36 мас.% до 0,44 мас.%, при нормированной массовой доле U-235 в ядерном топливе, равной 2,6%, массовая доля оксида эрбия в топливе должна находиться в интервале от 0,46 мас.% до 0,54 мас.%, при нормированной массовой доле U-235 в ядерном топливе, равной 2,8%, массовая доля оксида эрбия в топливе должна находиться в интервале от 0,56 мас. % до 0,64 мас.%, при нормированной массовой доле U-235 в ядерном топливе, равной 3,0%, массовая доля оксида эрбия в топливе должна находиться в интервале от 0,66 мас.% до 0,74 мас.%, при нормированной массовой доле U-235 в ядерном топливе, равной 3,2%, массовая доля оксида эрбия в топливе должна находиться в интервале от 0,76 мас.% до 0,84 мас.%.

Таким образом, выбор величины обогащения ядерного топлива и значения содержания эрбия в топливе в зависимости от его обогащения и ряда вышеотмеченных факторов обеспечивает рост глубины выгорания топлива при одновременном снижении максимальной мощности ТВС, максимальной линейной нагрузки на твэлы и сохранении полученного в РБМК с ДП значения парового коэффициента реактивности αϕ. Кроме того, реально снижается реактивность, вносимая во время перегрузки выгоревших ТВС на свежие.

Похожие патенты RU2176827C2

название год авторы номер документа
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ПРОФИЛИРОВАННЫМ ТОПЛИВОМ 2008
  • Петров Игорь Валентинович
  • Шульман Юрий Семенович
  • Рябов Владислав Владимирович
  • Габараев Борис Арсентьевич
  • Петров Анатолий Александрович
  • Купалов-Ярополк Анатолий Игоревич
  • Федосов Александр Михайлович
  • Бурлаков Евгений Викторович
  • Краюшкин Александр Викторович
  • Сорокин Николай Михайлович
  • Быстриков Александр Анатольевич
  • Егоров Анатолий Константинович
RU2372676C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДООХЛАЖДАЕМОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1998
  • Бурлаков Е.В.
  • Краюшкин А.В.
  • Купалов-Ярополк А.И.
  • Николаев В.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Федосов А.М.
  • Черкашов Ю.М.
  • Межуев В.А.
  • Потоскаев Г.Г.
RU2141693C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Брызгалов В.И.
  • Гомин Е.А.
  • Юдкевич М.С.
  • Межуев В.А.
  • Цибуля В.А.
  • Курсков В.С.
  • Бек Е.Г.
  • Шестернин В.А.
  • Боевой В.И.
  • Алешин Ю.А.
RU2124766C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1995
  • Бурлаков Е.В.
  • Краюшкин А.В.
  • Купалов-Ярополк А.И.
  • Николаев В.А.
  • Панюшкин А.К.
RU2065627C1
БЫСТРЫЙ РЕАКТОР С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2000
  • Смирнов В.С.
  • Орлов В.В.
  • Филин А.И.
  • Леонов В.Н.
  • Сила-Новицкий А.Г.
  • Цикунов В.С.
RU2173484C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТАБЛЕТКИ ЯДЕРНОГО КЕРАМИЧЕСКОГО ТОПЛИВА 2004
  • Добринский Владимир Степанович
  • Карманов Борис Андронович
  • Коробейников Игорь Владимирович
  • Кучковский Анатолий Андреевич
  • Маныч Антон Владимирович
  • Русин Юрий Григорьевич
  • Руфин Андрей Юрьевич
  • Шмелькин Лев Моисеевич
  • Яшин Сергей Алексеевич
RU2271584C2
ТОПЛИВНАЯ ТАБЛЕТКА ИЗ ДИОКСИДА УРАНА 2000
  • Рожков В.В.
  • Чапаев И.Г.
  • Батуев В.И.
  • Лузин А.М.
  • Филиппов Е.А.
  • Сайфутдинов С.Ю.
  • Милованов О.В.
RU2197022C2
ТАБЛЕТКА ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ВЫСОКОГО ВЫГОРАНИЯ И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ (ВАРИАНТЫ) 2007
  • Кулешов Александр Владимирович
  • Новиков Владимир Владимирович
  • Михеев Евгений Николаевич
  • Пименов Юрий Владимирович
  • Петров Игорь Валентинович
  • Скомороха Андрей Евгеньевич
  • Кондратюк Юрий Борисович
  • Владимиров Владимир Викторович
RU2376665C2
ТВЭЛ ДЛЯ СОСТАВНОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ КАССЕТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ТИПА РБМК 2002
  • Никишов О.А.
  • Васильев М.П.
  • Бочаров О.В.
  • Купалов-Ярополк А.И.
  • Федосов А.М.
  • Рябов В.В.
  • Панюшкин А.К.
  • Ямников В.С.
  • Бурлаков Е.В.
  • Краюшкин А.В.
RU2227939C2
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОГО КЕРАМИЧЕСКОГО УРАН-ЭРБИЕВОГО ТОПЛИВА 2007
  • Бежецкий Сергей Владимирович
  • Коробейников Игорь Владимирович
  • Кучковский Анатолий Андреевич
  • Маныч Антон Владимирович
  • Мараховец Наталья Александровна
  • Руфин Андрей Юрьевич
  • Столбова Елена Федоровна
  • Шевченко Галина Михайловна
RU2382424C2

Реферат патента 2001 года АКТИВНАЯ ЗОНА И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА (ВАРИАНТЫ)

Сущность изобретения: в активной зоне канального ядерного реактора, включающей в себя тепловыделяющие сборки (ТВС) с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия, нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе должна составлять не менее 2,4 мас.%. Содержание эрбия в топливе выбирается в соответствии с формулой: Э = 0,4 мас.% + 0,5•(Сфакт - 0,2•Свр - 2,4)мас.% + К мас.%, где Э мас.% - массовая доля эрбия в ядерном топливе, Сфакт мас. % - фактическая массовая доля U-235 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, Свр мас.% - массовая доля U-236 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, причем Свр = 0 при Свр < 0,1 мас.%, К мас.% - переменная величина, значение которой выбирают из интервала от -0,1 до +0,1. Для повышения безопасности и упрощения эксплуатации канальных ядерных реакторов следует использовать ТВС со строго определенным соотношением между нормированной массовой долей U-235 и оксидом эрбия в ядерном топливе. Преимуществами изобретения являются: рост глубины выгорания топлива при одновременном снижении максимальной мощности ТВС, максимальной линейной нагрузки на твэлы и сохранении полученного в канальном реакторе с дополнительными поглотителями значения парового коэффициента реактивности. 6 с.п. ф-лы.

Формула изобретения RU 2 176 827 C2

1. Активная зона канального ядерного реактора, включающая тепловыделяющие сборки, по крайней мере, часть из которых содержит тепловыделяющие элементы, заполненные ядерным топливом в виде таблеток из оксида урана и оксида эрбия, отличающаяся тем, что в качестве оксида урана использован диоксид урана с нормируемой массовой долей U-235 в ядерном топливе не менее 2,4 мас. % ядерного топлива, а содержание эрбия в топливе выбрано в соответствие с формулой: Э = 0,4 мас.% + 0,5 • (Сфакт. - 0,2 • Свр. - 2,4) мас.% + К мас.%, где Э мас.% - массовая доля эрбия в ядерном топливе. Сфакт. мас.% - фактическая массовая доля U-235 в ядреном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, Свр. мас.% - массовая доля U-236 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, причем Свр. = 0 при Свр. < 0,1 мас.%, К мас.% - переменная величина, значение которой выбирают из интервала от -0,1 до +0,1. 2. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия, отличающаяся тем, что нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 2,4 мас.%, а содержание оксида эрбия - (0,4±0,04)мас. %. 3. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия, отличающаяся тем, что нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 2,6 мас. %, а содержание оксида эрбия - (0,5±0,04)мас.%. 4. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия, отличающаяся тем, что нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 2,8 мас. %, а содержание оксида эрбия - (0,6±0,04) мас.%. 5. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия, отличающаяся тем, что нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 3,0 мас. %, а содержание оксида эрбия - (0,7±0,04) мас.%. 6. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы с ядерным топливом в виде таблеток из диоксида урана и оксида эрбия, отличающаяся тем, что нормируемая массовая доля U-235 в ядерном топливе составляет 3,2 мас. %, а содержание оксида эрбия - (0,8±0,04) мас.%.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2001 года RU2176827C2

ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1995
  • Бурлаков Е.В.
  • Краюшкин А.В.
  • Купалов-Ярополк А.И.
  • Николаев В.А.
  • Панюшкин А.К.
RU2065627C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 1997
  • Брызгалов В.И.
  • Гомин Е.А.
  • Юдкевич М.С.
  • Межуев В.А.
  • Цибуля В.А.
  • Курсков В.С.
  • Бек Е.Г.
  • Шестернин В.А.
  • Боевой В.И.
  • Алешин Ю.А.
RU2124766C1
DE 1266410 А, 18.04.1968
0
  • В. М. Сбоев, В. С. Крапивин, В. Г. Базлоп, В. Ф. Божко, Э. В. Захаревич Ю. Н. Богданов Ьлио
SU389219A1
Устройство для формирования сигналов четверичного кода 1972
  • Агеев Анатолий Яковлевич
SU450161A1

RU 2 176 827 C2

Авторы

Габараев Б.А.

Купалов-Ярополк А.И.

Рослов Г.И.

Черкашов Ю.М.

Бурлаков Е.В.

Краюшкин А.В.

Пономарев-Степной Н.Н.

Федосов А.М.

Межуев В.А.

Панюшкин А.К.

Потоскаев Г.Г.

Даты

2001-12-10Публикация

2000-01-14Подача