ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА, АКТИВНАЯ ЗОНА И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА Российский патент 2003 года по МПК G21C1/03 G21C3/30 

Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации.

Известны активные зоны водо-водяных реакторов, размещаемые в корпусе высокого давления и охлаждаемые потоком водяного теплоносителя, проходящего вдоль пучков стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) с ядерным топливом, объединенных скрепляющим их между собой каркасом в тепловыделяющие сборки (ТВС), имеющие в поперечном сечении четырех- или шестигранную форму.

Каркас ТВС включает в себя опорные и дистанционирующие решетки, механически связанные между собой центральной трубой.

ТВС могут иметь кожух или быть выполнены в так называемом бесчехловом исполнении.

Твэлы в ТВС могут размещаться внутри ТВС по треугольной или квадратной сетке.

Одну или несколько трубок, в которых должны были бы размещаться твэлы, оставляют пустыми для размещения термометрических датчиков и детекторов энерговыделения.

В ТВС могут размещаться также перемещающиеся органы регулирования (поглощающие стержни).

В качестве ядерного топлива могут использоваться прессованные или спеченные таблетки из тугоплавких соединений урана, плутония или тория или виброуплотненное топливо, выполненное из этих материалов.

ТВС в активной зоне размещены в выемной корзине между днищем, выполняющим роль опорной конструкции, и плитой, дистанционирующей и прижимающей кассеты ТВС, предотвращающей тем самым их всплытие от осевого перепада давления.

Мощность, выделяемая в активных зонах современных энергетических реакторов, составляет, как правило, от 1000 до 5000 МВт (тепловых).

Расход сжигаемого в активной зоне ядерного топлива в основном определяется нейтронно-физическими характеристиками активной зоны, режимом ее эксплуатации и балансом нейтронов.

Учитывая высокую стоимость природного урана (более 100 долл. США/кг), предпринимаются усилия по снижению его удельного потребления в расчете на вырабатываемую реактором энергию.

Достигается это как снижением утечки и паразитного поглощения нейтронов в конструкционных материалах, присутствующих в активной зоне, так и улучшением использования нейтронов, поглощаемых ядерным топливом, в первую очередь за счет увеличения наработки вторичного по отношению к загружаемому в активную зону делящегося ядерного топлива, а также за счет увеличения глубины выгорания ядерного топлива.

Наработка вторичного ядерного топлива может идти по пути получения плутония из урана-238, а также путем получения делящегося урана-233 из загружаемого в активную зону тория.

Наработанные вторичные делящиеся изотопы желательно сжигать в течение той же текущей кампании ядерного топлива, в которой они были получены, что увеличивает выработку энергии с загружаемого топлива, снижает нагрузку на внешние звенья ядерного топливного цикла.

Основные недостатки используемых в настоящее время конструкций ТВС и активных зон водо-водяных энергетических реакторов с точки зрения экономии природного урана заключаются в низкой конверсии урана-238 в плутоний и недостаточно высокой глубине выгорания ядерного топлива.

Предложены различные технические решения, позволяющие повысить коэффициент полезного использования ядерного топлива.

В частности, предложено улучшить баланс нейтронов и глубину выгорания топлива за счет вывода из твэлов газообразных продуктов деления, с целью чего на концах твэлов образуют отделенную от остальной части твэла камеру, содержащую активированный геттер, связывающий (при пониженной по отношению к рабочей части твэла температуре) газы, образующиеся при делении топлива (пат. США 4124659, G 21 C 12/00, выд. 07 ноября 1978 г.). Недостатком данного решения можно считать относительно невысокий эффект снижения расхода топлива.

Большую экономию урана за счет вовлечения в ядерный топливный цикл накопленных запасов плутония может дать техническое решение, описанное в пат. США 6233302, G 21 C 3/328, выд. 15 мая 2001 г., согласно которому в активной зоне используют три типа ТВС, отличающихся между собой количеством твэлов, содержащих смесь оксидов урана и плутония, и стержневых выгорающих поглотителей, содержащих смесь оксидов эрбия (Еr 203) и урана (U02). В 18-месячном цикле такая комбинация ТВС, различающаяся по количеству выгорающих стержней (от 24 до 88 на одну ТВС), позволяет обеспечить характеристики, близкие к освоенным для реакторов, работающих на обогащенном уране. Недостатком такого решения является низкая экономичность, что обусловлено, в свою очередь, усложнением производства ТВС.

Еще большую экономию урана можно было бы получить при использовании изобретения согласно пат. США 59498377, G 21 C 1/00, выд. 07 сентября 1999 г., согласно которому в активной зоне реактора используют два типа ТВС: с твэлами на основе урана и плутония (1-ый тип, зона подпитки) и твэлами на основе тория в смеси с обогащенным ураном (2-ой тип, кольцевая бланкетная зона). Недостатком данного решения также являются большие расходы на создание ТВС обоих типов и замыкание торцевого топливного цикла.

Известны активная зона, тепловыделяющая сборка и контрольный стержень реактора с водяным теплоносителем, в которых водоурановое отношение поддерживается в диапазоне 0.1-0.6 за счет комбинированного плотного размещения в ТВС твэлов, содержащих плутоний и обедненный, природный или обогащенный уран, и использования Y-образных или крестовых контрольных стержней и водяного теплоносителя с относительным объемным паросодержанием 45-70%. В соответствии с изобретением зазор между твэлами в тесной решетке составляет 0.7-2.0 мм (пат. США 5940461, G 21 С 1/04, выд. 17 августа 1999 г.). Описанный в этом изобретении способ эксплуатации активной зоны включает в себя воздействие на спектр нейтронов путем помещения в активную зону тепловыделяющей сборки с уменьшенным зазором между твэлами, профилированным по высоте обогащением топлива плутонием, уменьшения высоты активной зоны с размещением в нижних и верхних торцевых областях бланкетных сырьевых зон с обедненным ураном, увеличения паросодержания теплоносителя до 45-70% при работе на мощности реактора 50% и более.

По совокупности признаков, включая конструктивные особенности, данные устройства и способ являются наиболее близким аналогом и взяты за прототип.

Однако указанные устройства и способ обладают рядом недостатков:
- недостаточная прочность конструкции тепловыделяющей сборки в связи с высокой перфорированностью опорных и дистанционирующих элементов (решеток);
- высокое гидравлическое сопротивление активной зоны, связанное с затесненным проходным сечением для теплоносителя;
- высокое паросодержание теплоносителя, что снижает запас до кризиса и безопасность эксплуатации реактора в целом;
- быстрое снижение критичности активной зоны при работе реактора за счет низкого водоуранового отношения, уменьшающего долю тепловых нейтронов.

Техническими результатами предлагаемого изобретения являются повышение выгорания ядерного топлива и снижение вероятности разгерметизации твэлов в условиях нормальной эксплуатации и при авариях.

Указанные технические результаты достигаются тем, что тепловыделяющая сборка и активная зона выполнены с возможностью повышения водоуранового отношения к концу кампании ядерного топлива, ширина зазора между твэлами выполнена в пределах 2,0-2.75 мм, а относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) составляет 1.1-1.5.

Целесообразно в тепловыделяющей сборке и, соответственно, в активной зоне, размещать "серые" полые стержни-вытеснители, выполненные с возможностью извлечения или изменения объема или сечения которых к концу кампании топлива, что увеличивает водоурановое отношение. Здесь и далее под "водоурановым отношением" понимается отношение эффективных объемов воды и ядерного топлива, занимаемых этими компонентами в решетке твэлов, то есть таких объемов, которые занимали бы эквивалентные массы взятых при текущих параметрах материалов после приведения к их теоретической плотности при нормальных условиях.

Также целесообразно в активной зоне, в тепловыделяющей сборке в твэлах в качестве топлива (в виде таблеток или виброуплотненного типа) использовать оксиды урана, и/или плутония, и/или тория с начальной плотностью выше 95% теоретической плотности, что приведет к уменьшению водоуранового отношения в начале кампании и, в том числе за счет повышенного распухания топлива, к увеличению водоуранового отношения и, следовательно, улучшению размножающих свойств активной зоны в конце кампании.

По крайней мере, одна тепловыделяющая сборка и, соответственно, активная зона может содержать твэлы с ядерным топливом, смешанным с тугоплавкими соединениями редкоземельных металлов эрбия, и/или диспрозия, и/или самария, и/или европия, и/или гадолиния, содержание которых выбрано от 2 до 12 %, что позволит уменьшить требуемую эффективность других систем компенсации начальной избыточной реактивности и за счет больших сечений поглощения нейтронов в тепловой области у перечисленных материалов сделать начальный спектр нейтронов более "жестким", то есть с уменьшенной долей тепловых нейтронов.

Также возможен вариант выполнения тепловыделяющей сборки, в котором между таблетками ядерного топлива размещены шайбы, выполненные из материала, содержащего цирконий, алюминий, железо и/или уран, имеющего большее объемное распухание, чем основное ядерное топливо, что позволит по мере распухания материала шайбы снижать плотность размещения делящихся изотопов в твэлах, увеличивая тем самым водоурановое отношение, улучшая размножающие свойства системы и снижая в некоторой степени удельное энерговыделение (линейную нагрузку) твэла, что, в свою очередь, повысит надежность и безопасность работы твэлов, имеющих большое выгорание.

Изобретение, характеризующее способ эксплуатации модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического реактора, состоящий в изменении спектра нейтронов в течение кампании ядерного топлива, имеет отличие, заключающееся в том, что в активную зону помещают, по крайней мере, одну тепловыделяющую сборку, содержащую стержневые твэлы, зазор между которыми выполнен в пределах 2.0-2.75 мм, относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) выполнен в пределах 1.1-1.5, а изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав и/или теплофизические характеристики теплоносителя.

Возможен вариант выполнения способа согласно изобретению, в котором по мере выгорания топлива в составе теплоносителя уменьшают содержание тяжелой воды и/или растворимых соединений поглощающих нейтроны материалов.

Также целесообразно после загрузки в активную зону свежего топлива повышать температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощность реактора до максимально допустимых значений, превышающих средние номинальные значения, и по мере выгорания топлива и с темпом, равным скорости выгорания топлива, снижать температуру теплоносителя на выходе из активной зоны до минимально допустимого значения.

Преимущества, а также особенности настоящего изобретения станут понятными во время последующего рассмотрения приведенных ниже лучших вариантов осуществления изобретения.

Основной технический результат достигнут за счет применения в модернизированной активной зоне усовершенствованной тепловыделяющей сборки с улучшенным по сравнению с ныне используемыми и/или известными решениями по улучшению использования ядерного топлива.

Такая тепловыделяющая сборка отличается тем, что в ней твэлы размещены с зазором в пределах 2,0-2.75 мм, что, с одной стороны, больше, чем в известном решении-прототипе, в котором зазор составляет 0.7-2.0 мм, а с другой стороны, ниже принятых сегодня для реакторов типа ВВЭР и PWR значений, составляющих 3.3-3.7 мм.

Такое решение позволяет, с одной стороны, использовать преимущества "тесных" решеток по наработке вторичного ядерного топлива, обеспечивая коэффициент воспроизводства, стремящийся к 1, а с другой стороны, не приводит к заметному ухудшению теплогидравлических характеристик активной зоны, а также снижает возможный риск "пережога" твэлов при их искривлении в процессе выгорания, что может вызвать локальные перекрытия проходного сечения для теплоносителя. Как показывает практика, величина зазора, равная 2.0 мм, обеспечивает даже при больших значениях флюенса быстрых нейтронов (а он, в свою очередь, увеличивается как за счет сдвига спектра нейтронов, так и за счет увеличенной глубины выгорания), превышающих 10 ** 22 нейтр./см² (Е ≥ 0.5 МэВ) требуемые параметры геометрии решетки и непревышение допустимых деформаций твэлов.

Повышение коэффициента конверсии урана достигается при снижении относительного шага решетки твэлов ниже принятых в настоящее время для реакторов типа ВВЭР и PWR значений, составляющих 1.35-1.5.

Высокие коэффициенты конверсии урана (≥0.7-0.75) достигаются при величинах зазора между твэлами менее 2.75 мм и водоурановых отношениях менее 0.8-1.0, что достигается одновременным снижением относительного шага решетки твэлов ниже величины 1.2-1.25 (отношение диаметра таблеток топлива к наружному диаметру твэла около 0.84, плотность оксидного топлива около 95% теоретической).

Нижним пределом снижения относительного шага решетки твэлов выбрано значение 1.1, при котором для выбранных значений зазора между твэлами (2.0-2.75 мм) еще могут рассматриваться конструктивные решения по активным зонам на основе твэлов увеличенного диаметра (до 20-25 мм) и с обеспечением предельно допустимых температур топлива за счет одновременного резкого снижения величин удельного энерговыделения (ниже значении 70-80 кВт/л) и/или перехода на таблетки топлива с центральным отверстием размером более 5.0-7.0 мм.

Дополнительного начального снижения водоуранового отношения можно достичь, размещая в тепловыделяющих сборках и, соответственно, в активной зоне полые стержни-вытеснители, выполненные из материала, имеющего относительно низкие значения сечения поглощения нейтронов (как правило, ниже 3-5 барн и более предпочтительно - ниже 0.5 барн), например сплавы железа, алюминия, циркония. Основное назначение таких стержней-вытеснителей помимо некоторой компенсации начальной избыточной реактивности - обеспечение сдвига спектра нейтронов путем вытеснения (в начале кампании) воды из каналов размещения стержней-вытеснителей, а в конце кампании - увеличения количества воды в этих каналах за счет извлечения стержней-вытеснителей во время работы реактора или во время перегрузки тепловыделяющих сборок или в процессе работы реактора за счет изменения объема этих стержней-вытеснителей в варианте их выполнения сильфонного типа аналогично известным решениям для реакторов РБМК (Е. В. Филипчук и др. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоиздат, 1981, с. 68). В случае выполнения стержней-вытеснителей в виде выполненных заодно с тепловыделяющей сборкой полых каналов, герметичных по отношению к теплоносителю, возможно, например, во время перегрузки топлива использовать средства разгерметизации таких стержней-вытеснителей (каналов) для открытия, например, клапанов на верхних торцах стержней-вытеснителей, открывающих доступ теплоносителя внутрь каналов. Производимое при реализации данного технического решения изменение водоуранового отношения может составлять 10-30%, что позволит увеличить размножающие свойства решетки (эффективный коэффициент размножения нейтронов) на 5-10%.

Дополнительным по отношению к вышеизложенному техническим решением, обеспечивающим увеличение водоуранового отношения по ходу выгорания топлива, согласно изобретению является выполнение ядерного топлива с плотностью выше 95% теоретической (т. е., например, при использовании смешанного уран-плутониевого топлива из оксидов этих элементов с долей плутония в топливе 11% плотность топлива должна быть выше 10.47 г/см³). Данное решение обеспечивает характерные значения распухания такого топлива со скоростью более 0.12% ΔV/V на 10**20 делен./см³ (см., например, Р.В. Котельников и др. Высокотемпературное ядерное топливо. М.: Атомиздат, 1978, с. 160), что при характерных значениях выгорания современных водо-водяных реакторов 45,000-50,000 МВт сут/т приведет к увеличению водоуранового отношения на 2-3% к концу кампании.

Дополнительный эффект изменения спектра в сторону его "смягчения" (увеличения доли тепловых нейтронов) достигнут за счет содержания в свежем загружаемом в реактор ядерном топливе тугоплавких соединений эрбия, и/или диспрозия, и/или самария, и/или европия, и/или гадолиния в пределах 2-12%. Перечисленные элементы имеют большее сечение поглощения нейтронов в тепловой области и, тем самым, будучи использованы в смеси с ядерным топливом для компенсации начальной избыточной реактивности, из спектра деления будут удалять в большей степени нейтроны тепловых энергий, что, в свою очередь, приведет к большей наработке вторичного ядерного топлива (плутония, урана-233). Как показали расчеты, при содержании даже наиболее эффективных с точки зрения поглощения нейтронов элементов, например, гадолиния с сечением 46000 барн (см. Р. Меррей. Физика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1959 г., с. 35), ниже 2% их компенсирующая способность не оказывает требуемого практического влияния на баланс реактивности, а при большом содержании даже менее эффективных элементов, например эрбия с сечением 166 барн, резко ухудшаются теплофизические свойства топлива и, в первую очередь, - его теплопроводность, что ухудшает работоспособность твэлов.

Конструктивным техническим решением, обеспечивающим повышение водоуранового отношения к концу кампании топлива, является размещение между таблетками топлива шайб, размеры которых не препятствуют продольному расширению топлива вдоль твэла, а материал, из которого они выполнены, имеет большее объемное распухание при облучении чем основное ядерное топливо. В радиационном материаловедении накоплен большой экспериментальный материал по радиационной стойкости реакторных материалов самого разного состава, что позволяет в зависимости от заданного снижения удельной плотности размещения ядерного топлива в твэле, а следовательно, и в тепловыделяющей сборке и в активной зоне в целом, выбирать конкретные размеры, состав и рабочую температуру таких шайб, а значит, водо-урановое отношение к концу кампании. В частности, при флюэнсе >10 ** 22 нейтр./см² (Е≥0.5МэВ) величина распухания может достигать при температуре 1900^oС для оксидов на основе урана 17-20 об.%, что при относительной толщине шайбы 0.2 от высоты таблетки приведет к увеличению водоуранового отношения на 3.5-4%.

Особенности рабочего процесса активной зоны и тепловыделяющей сборки согласно изобретению изложены ниже.

После загрузки в активную зону свежей тепловыделяющей сборки с уменьшенной шириной зазора между твэлами после выхода реактора на мощность выгорание ядерного топлива сопровождается наработкой вторичного ядерного горючего, чему способствует относительно низкое водоурановое отношение, формирующее достаточно "жесткий" спектр нейтронов с увеличенным поглощением нейтронов в сырьевых изотопах (уране-238 или тории).

Дополнительно снижено водоурановое отношение может быть также за счет расположения в каналах тепловыделяющей сборки полых стержней-вытеснителей, а также согласно способу эксплуатации за счет повышения температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощности реактора до значений, максимально допустимых по условиям работоспособности и обеспечения безопасности. При этом плотность теплоносителя снижается. При давлении 16.0 МПа увеличение температуры воды с 306 до 319^oС снижает плотность теплоносителя с 715.12 до 684.53 кг/м³, т. е. на 4.5%. Способствует такой возможности температурного регулирования спектра нейтронов и то, что в усовершенствованной согласно изобретению активной зоне снижение линейных нагрузок твэлов за счет увеличения их поверхности, выравнивания ("уплощения") поля нейтронов за счет повышенной наработки вторичного ядерного горючего в сочетании с выгорающими поглотителями на основе соединений редкоземельных металлов увеличивается запас до кризиса теплообмена.

"Ужесточению" спектра нейтронов способствует также и наличие в смеси с ядерным топливом выгорающих поглотителей на основе тугоплавких соединений редкоземельных металлов, поглощающих нейтроны в большей мере тепловых энергий.

В начале кампании топлива снижение за счет "ужесточения" спектра нейтронов скорости горения выгорающих поглотителей оказывает положительное влияние на баланс реактивности, поскольку не приводит к преждевременному высвобождению положительной реактивности, подлежащей компенсации органами регулирования.

Сам теплоноситель также может в начале кампании быть обогащенным растворимыми соединениями нейтронных поглотителей или иметь повышенное по сравнению с природным составом содержание тяжелой воды (D20). Замедляющая способность тяжелой воды ξΣs (0.18) почти на порядок ниже, чем у легкой воды (H₂О), однако, сечение поглощения много ниже у тяжелой воды, что приводит к тому, что коэффициент замедления тяжелой воды (12000) более чем на 2 порядка превышает эффективный коэффициент замедления чистой легкой воды. Добавка тяжелой воды в теплоноситель в начале кампании топлива повышает, с одной стороны, экономию нейтронов за счет низкого сечения поглощения, а с другой стороны, повышает энергию нейтронов за счет ухудшения условий их замедления. Оба этих фактора способствуют повышенной наработке вторичного ядерного топлива.

Повышения коэффициента конверсии сырьевых изотопов в делящиеся удается достичь и благодаря использованию в твэлах топлива, плотность которого превышает 95% теоретической, что также снижает водоурановое отношение в начале кампании.

Однако улучшение условий наработки вторичного ядерного топлива, описанное выше, одновременно с повышенной скоростью наработки снижает по мере выгорания топлива и критичность реактора (коэффициент размножения нейтронов), что требует повышения начального запаса реактивности и увеличения компенсирующих возможностей системы регулирования.

Для того чтобы в процессе горения ядерного топлива коэффициент размножения оставался больше 1, согласно изобретению водоурановое отношение постепенно повышают к концу кампании за счет выполнения активной зоны и тепловыделяющей сборки с технической возможностью изменения соотношения воды и топлива в размножающей системе.

Таким образом, доля воды может повышаться при извлечении стержней-вытеснителей из активной зоны либо в процессе работы реактора за счет приводов, аналогичных системе СУЗ, либо при перегрузках топлива за счет внереакторных инструментов. Стержни-вытеснители могут не извлекаться, а выполняться с возможностью заполнения водой полостей самих стержней либо при открытии соответствующих клапанов, разгерметизирующих внутренний объем стержня-вытеснителя, либо при сжатии в стержнях-вытеснителях полостей сильфонного типа в каналах их размещения и замещении этих полостей водой, что также может производится, либо за счет внешних механических приводов либо путем изменения давления внутри сильфонов.

Стержни-вытеснители могут быть выполнены заодно со штатными поглощающими стержнями, которые в этом случае поглощающий материал содержат в кольце, окружающем полость, заполняемую в процессе работы водой. Композицией, допускающей контакт с водой, может служить, например, керамика на основе оксида алюминия, содержащего карбид бора.

Водоурановое отношение и коэффициент размножения нейтронов в процессе работы реактора повышают также путем снижения температуры теплоносителя к концу кампании топлива и с темпом, равным его выгоранию.

Изменение спектра нейтронов производят и путем выведения из теплоносителя тяжелой воды и/или водорастворимых соединений, поглощающих нейтроны, аналогично, например, системе борного регулирования, изменяющей концентрацию борной кислоты в охлаждающей реактор воде.

Также изменение водоуранового отношения обеспечивается за счет распухания ядерного топлива с низкой пористостью и за счет распухания размещенных между таблетками ядерного топлива шайб, выполненных из материала с повышенным изменением объема при облучении в реакторных условиях.

В целом, реализация изложенных технических решений в их взаимосвязи обеспечивает повышенное выгорание ядерного топлива (до 55000-65000 МВт сут/т) и уменьшение расхода природного урана на выработку полезной энергии (менее 100 т U308 на ГВт(эл)год).

Изобретение относится к ядерной энергетике, конкретно к активным зонам водо-водяных реакторов, к составляющим их тепловыделяющим сборкам, содержащим делящееся ядерное топливо, и способу их эксплуатации. В активной зоне водо-водяного энергетического реактора, содержащей тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов, по крайней мере одна тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью повышения водоуранового отношения к концу кампании ядерного топлива по меньшей мере на 2%. Ширина зазора между твэлами выполнена в пределах 2.0-2.75 мм. Относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) составляет 1.1-1.5. Сборка содержит также поглощающие стержни-вытеснители, выполненные с возможностью их извлечения или изменения их объема или сечения к концу кампании топлива. Между таблетками ядерного топлива размещены шайбы, выполненные из материала, имеющего при облучении большее объемное распухание, чем основное ядерное топливо. В способе эксплуатации активной зоны, сформированной из тепловыделяющих сборок, изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав и/или теплофизические характеристики теплоносителя. Уменьшают содержание тяжелой воды и/или растворимых соединений поглощающих нейтроны материалов, повышая температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощность реактора в начале кампании и по мере выгорания топлива. С темпом, равным скорости выгорания топлива, снижают температуру теплоносителя на выходе из активной зоны до минимально допустимого значения. При использовании изобретения повышается выгорание ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов в условиях нормальной эксплуатации и при авариях водо-водяных энергетических реакторов. 3 с. и 9 з.п.ф-лы.

1. Активная зона водо-водяного энергетического реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов, отличающаяся тем, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью повышения водоуранового отношения к концу кампании ядерного топлива по меньшей мере на 2%, ширина зазора между твэлами выполнена в пределах 2,0-2,75 мм, а относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) составляет 1,1-1,5. 2. Активная зона по п. 1, отличающаяся тем, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит поглощающие стержни-вытеснители, выполненные с возможностью их извлечения или изменения их объема или сечения к концу кампании топлива
3. Активная зона по п.1 или 2, отличающаяся тем, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит твэлы, заполненные оксидами урана, и/или плутония, и/или тория с начальной плотностью выше 95% теоретической. 4. Активная зона по п. 3, отличающаяся тем, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит твэлы, внутри оболочек которых содержится ядерное топливо в смеси с тугоплавкими соединениями эрбия, и/или диспрозия, и/или самария, и/или европия, и/или гадолиния, содержание которых выбрано 2 - 12%. 5. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас и лучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, отличающаяся тем, что она выполнена с возможностью повышения водоуранового отношения к концу кампании ядерного топлива по меньшей мере на 2%, ширина зазора между твэлами выполнена в пределах 2,0-2,75 мм, а относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) выполнен в пределах 1,1-1,5. 6. Тепловыделяющая сборка по п.5, отличающаяся тем, что среди твэлов размещены поглощающие стержни-вытеснители, извлечение или изменение объема или сечения которых к концу кампании топлива увеличивает водоурановое отношение. 7. Тепловыделяющая сборка по п.5 или 6, отличающаяся тем, что ядерное топливо содержит оксиды урана, и/или плутония, и/или тория с начальной плотностью выше 95% теоретической. 8. Тепловыделяющая сборка по любому из пп.5-7, отличающаяся тем, что ядерное топливо содержит тугоплавкие соединения эрбия, и/или самария, и/или европия, и/или гадолиния, содержание которых выбрано в пределах 2 - 12%. 9. Тепловыделяющая сборка по любому из пп. 5-8, отличающаяся тем, что, между таблетками ядерного топлива размещены шайбы, выполненные из материала, имеющего при облучении большее объемное распухание, чем основное ядерное топливо. 10. Способ эксплуатации активной зоны водо-водяного энергетического реактора, состоящий в изменении спектра нейтронов в течение кампании ядерного топлива, отличающийся тем, что в активную зону помещают по крайней мере одну тепловыделяющую сборку, содержащую стержневые твэлы, зазор между которыми выполнен в пределах 2,0-2,75 мм, относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) выполнен в пределах 1,1-1,5, а изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав и/или теплофизические характеристики теплоносителя. 11. Способ по п. 10, отличающийся тем, что по мере выгорания топлива в составе теплоносителя уменьшают содержание тяжелой воды и/или растворимых соединений поглощающих нейтроны материалов,
12. Способ по п. 10 или 11, отличающийся тем, что, после загрузки в активную зону свежего топлива повышают температуру теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощность реактора до максимально допустимых значений, превышающих средние номинальные значения, и по мере выгорания топлива и с темпом, равным скорости выгорания топлива, снижают температуру теплоносителя на выходе из активной зоны до минимально допустимого значения.