Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается конструкции тепловыделяющих сборок, используемых для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов, особенно в ядерных реакторах с водой под давлением типа ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор для энергоблока с электрической мощностью 440 МВт).
Уровень техники
Проблема повышения безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами типа ВВЭР-440 имеет различные пути решения. В настоящее время данная задача решается, в основном, за счет повышения надежности защитных систем, совершенствованием отдельных узлов, оптимизацией режимов и регламента эксплуатации и т.д. При этом практически не затрагиваются вопросы по существенному улучшению охлаждения тепловыделяющих элементов, в тепловыделяющих сборках, особенно в аварийных режимах. Такой подход обусловлен в значительной степени многолетним достаточно успешным опытом проектирования и эксплуатации стержневых тепловыделяющих элементов, используемых как в составе обычных тепловыделяющих сборок, так и в составе регулирующих сборок (АРК).
Известна регулирующая тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-440, содержащая поглощающую верхнюю часть и тепловыделяющую нижнюю часть (В.В.Зверков, Е.И.Игнатенко, Ядерная паро-производящая установка с ВВЭР-440, Библиотека эксплуатационника, М., Энергоатомиздат, 1987, с.17-20). Известная АРК является рабочим органом системы управления и защиты (СУЗ) и обеспечивает быстрое прекращение ядерной реакции в реакторе путем введения в активную зону поглотителя нейтронов и одновременно выведения из активной зоны ее тепловыделяющей части. В таком режиме сборка функционирует как аварийный орган регулирования. В процессе эксплуатации реактора посредством сборки осуществляют автоматическое регулирование в целях поддержания мощности реактора на заданном уровне мощности и перевода его с одного уровня мощности на другой. Сборка используется также для компенсации изменения реактивности (отравление реактора, мощностной и температурный эффекты) за счет частичного или полного выведения поглотителя из активной зоны.
Изначально в реактор устанавливают тепловыделяющую часть, в головку которой затем вставляют хвостовик поглощающей части. Соединение частей осуществлено посредством промежуточной штанги, которая проходит через поглощающую часть и посредством захвата сцепляется с головкой тепловыделяющей части. С верхней частью промежуточной штанги сцеплена рейка привода АРК, посредством которого осуществляется перемещение сборки от крайнего верхнего положения, при котором поглощающая часть полностью выведена из активной зоны, до крайнего нижнего положения, при котором поглощающая часть полностью введена в активную зону, а тепловыделяющая часть выведена из нее.
Во внутренней полости поглощающей части установлен вкладыш трубчатой формы из бористой стали, который является поглотителем нейтронов.
При функционировании сборки в составе активной зоны в области стыковочного узла между поглощающей и тепловыделяющей частями имеет место всплеск потока тепловых нейтронов, поскольку полость стыковочного узла заполнена водой. Изменение положения сборки по высоте активной зоны приводит к увеличению всплеска потока тепловых нейтронов, что оказывает негативное влияние на параметры рабочих тепловыделяющих сборок, находящихся в непосредственной близости от регулирующей сборки. В результате имеет место неоднородность энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны.
Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату к описываемой является регулирующая тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая поглощающую нейтроны надставку, соединенную с тепловыделяющей частью, содержащую гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку (WO 94/05013, G 21 С 7/103, 03.03.94).
В известной сборке использован промежуточный поглотитель, который является частью блока, удерживающего стержневые тепловыделяющие элементы, и представляет собой элементы из гафния, выполненные, в частности в виде стержней. Стержни примыкают к торцу решетки с отверстиями для прохода воды и идут между тепловыделяющими элементами в область головной части пучка, в область, соответствующую компенсационному объему и верхней части тепловыделяющих элементов, т.е. в область головной части пучка тепловыделяющих элементов.
Элементы из гафния обладают высокой физической эффективностью и сильно “заваливают” поля энерговыделения в нескольких рядах тепловыделяющих элементов, окружающих кассету АРК, и уменьшают всплеск потока тепловых нейтронов в области стыковочного узла и тем самым снижают локальные всплески энерговыделения на тепловыделяющих элементах рабочих кассет соседних с регулирующей тепловыделяющей сборкой.
Наряду с модернизацией, касающейся наличия гафниевых стержней в области стыковочного узла, в известной сборке уменьшены наружный и внутренний диаметры стержневых тепловыделяющих элементов и их количество. В пучке известной АРК реактора ВВЭР-440 содержится 120 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром от 8,80·10-3 м и внутренним диаметром 7,70·10-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл 13,57 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в известной конструкции АРК. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-440, 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 таких АРК в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки более 900°С. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до (600-650)°С. Следует также отметить, что несмотря на выигрыш в топливоиспользовании ~6% (или 6 суток в продолжительности цикла) при том же обогащении в четырехгодичном топливном цикле, достигаемый при использовании указанных твэлов по сравнению со штатными твэлами за счет повышения водо-уранового отношения в известной сборке приводит:
- к увеличению тепловых нагрузок на твэл, к более высоким коэффициентам неравномерности мощности по активной зоне и в сборках, к положительному коэффициенту реактивности по температуре теплоносителя для всего температурного диапазона разогрева активной зоны (до 260°С) и к отрицательному коэффициенту реактивности по плотности теплоносителя до ~150°С,
- к снижению запасов до кризиса теплообмена,
- к ухудшению термомеханических характеристик твэл (повышению температуры топлива ~ на 220°С вначале кампании и на ~60°С в конце кампании, увеличению деформаций оболочки), хотя эти отличия незначительны в количественном отношении, но они могут быть существенными при протекании проектных аварий и привести к увеличению количества разгерметизированных твэлов и выбросу активности.
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 (700-750)°С. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые линейные нагрузки путем разумного уменьшения диаметра твэлов и увеличения их количества в тепловыделяющих сборках (ТВС) и АРК, 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-440 необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра при увеличенном их числе в ТВС и АРК (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатным ТВС и АРК 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-440 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-440, 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:
- шаг (147+/-0.3 мм) между осями ТВС и АРК и их высоты в модернизированной активной зоне должны быть такими же, как и в штатных конструкциях ТВС и АРК ВВЭР-440;
- отличия размера “под ключ” и высоты топливных сердечников модернизированных сборок, по сравнению со штатными конструкциями сборок ВВЭР-440, не должны превышать 1,5% и 2,5%, соответственно;
- диаметр твэлов и их количество в модернизированных ТВС и АРК должны обеспечивать снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны;
- уменьшение загрузки топлива в модернизированных ТВС и АРК, по сравнению со штатными конструкциями ТВС и АРК реактора ВВЭР-440, не должно превышать 10%;
- для обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки уменьшение загрузки топлива в модернизированной сборке, по сравнению со штатной конструкцией сборки должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной сборке по oтношению к штатной сборке;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированных сборках по сравнению со штатными конструкциями сборок не должно превышать имеющихся запасов по напору главного циркуляционного насоса (ГЦН) реактора ВВЭР-440;
- количество, диаметр и размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной конструкции активной зоны реактора ВВЭР-440.
Сущность изобретения
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых регулирующих тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, обладающих улучшенными характеристиками, в частности, повышенной безопасностью и надежностью при эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенсировать повышенную себестоимость модернизированной АРК и получить в целом увеличение экономической эффективности.
В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены технические результаты, заключающиеся в снижении тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения глубины выгорания ядерного топлива.
Данные технические результаты достигаются тем, что в регулирующей тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора, содержащей поглощающую нейтроны надставку, соединенную с тепловыделяющей частью, содержащей гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку, отличающейся тем, что дистанционирующие решетки содержат 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 69,16 кг до 159,25 кг или дистанционирующие решетки содержат 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 88,67 кг до 149,53 кг.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что дистанционирующие решетки содержат 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 69,16 кг до 151,25 кг или дистанционирующие решетки содержат 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 88,67 кг до 149,53 кг, что характеризует новую концепцию АРК и ТВС реактора ВВЭР-440 и, соответственно, активных зон реактора ВВЭР-440, 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 сборке, должен быть аналогичен каркасу штатной сборки реактора ВВЭР-440, а значение водо-уранового отношения топливной решетки должно быть близким к значению штатной сборки (водо-урановое отношение ячейки штатной сборки - 1,47), то в дистанционирующих решетках выполнены 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, и массой диоксида урана в пучке от 69,16 кг до 159,25 кг или в дистанционирующих решетках выполнены 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м, соответственно, и массой диоксида урана в пучке от 88,67 кг до 149,53 кг, поэтому средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной АРК уменьшается в (1,46-2,03) раза, при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам ВВЭР-440. Или, как показывают расчеты, можно повысить тепловую мощность активной зоны, при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора, на величину до 3,6%, что необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированных ТВС и АРК.
Целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 110,36 кг до 136,08 кг, от 7,00·10-3 м до 7,50·10-3 м и от 5,94·10-3 м до 6,36·10-3 м, соответственно, для пучка из (204-210) стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 107,49 кг до 131,68 кг, от 7,90·10-3 м до 8,40·10-3 м и от 6,70·10-3 м до 7,13·10-3 м, соответственно, для пучка из (156-162) стержневых тепловыделяющих элементов.
Также целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 109,89 кг до 135,24 кг, от 7,20·10-3 м до 7,70·10-3 м и от 6,11·10-3 м до 6,53·10-3 м, соответственно, для пучка из (192-198) стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 104,31 кг до 127,80 кг, от 8,10·10-3 до 8,60·10-3 м и от 6,74·10-3 м до 7,15·10-3 м, соответственно, для пучка из (144-150) стержневых тепловыделяющих элементов.
Кроме того, целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 108,83 кг до 133,73 кг, от 7,40·10-3 м до 7,90·10-3 м и от 6,28·10-3 м до 6,70·10-3 м, соответственно, для пучка из 180-186 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 104,96 кг до 120,33 кг, от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м и от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м, соответственно, для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов.
Не менее целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 116,85 кг до 132,60 кг, от 7,00·10-3 м до 7,30·10-3 м и от 5,94·10-3 м до 6,19·10-3 м, соответственно, для пучка из 216 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 112,98 кг до 126,98 кг, от 7,80·10-3 м до 8,10·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 6,87·10-3 м, соответственно, для пучка из 168 стержневых тепловыделяющих элементов.
Наиболее целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 110,96 кг до 128,29 кг, от 7,60·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 6,45·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, для пучка из 174 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 102,83 кг до 117,73 кг, от 8,40·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 7,13·10-3 м до 7,46·10-3 м, соответственно, для пучка из 132 стержневых тепловыделяющих элементов.
Также целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 111,79 кг до 129,41 кг, от 7,50·10-3 м по 7,90·10-3 м и от 6,36·10-3 м до 6,70·10-3 м, соответственно, для пучка из 180 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 104,96 кг до 120,33 кг, от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м и от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м, соответственно, для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов.
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 8,8·10-3 м для АРК реактора ВВЭР-440. Однако выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений внутренних и наружных диаметров оболочки твэла, соответствующего диапазона массы топлива и их взаимосвязи, а также без указания диапазона значений отношения высоты топливного сердечника к длине регулирующей тепловыделяющей сборки (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, и/или греющей поверхности твэлов, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.
Перечень фигур чертежей.
На фиг.1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением регулирующей тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-440, на фиг.2 изображен вариант поперечного сечения дистанционирующей решетки с пучком тепловыделяющих элементов, на фиг.3 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющего элемента для модернизированной АРК реактора ВВЭР-440, на фиг.4 показано поперечное сечение модернизированной регулирующей тепловыделяющей сборки, а на фиг.5 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой АРК для реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.
Описываемая регулирующая тепловыделяющая сборка содержит шестигранный чехол - поглощающую нейтроны надставку 1, соединенную с тепловыделяющей частью 2, внутри которой расположен пучок 3 тепловыделяющих элементов 4 с оболочкой 5, внутри которой расположен топливный сердечник 6 (см. фиг.1 - фиг.3). Тепловыделяющие элементы 4 установлены в гексагональных дистанционирующих решетках 7 в шестигранном корпусе 8. Гексагональные дистанционирующие решетки 7, изготовленные из циркониевого сплава, механически связаны между собой центральной трубой 9 (также изготовленной из циркониевого сплава).
Дистанционирующие решетки 7 для описываемой АРК имеют 169 или 217 ячеек 10 (см фиг.2). В зависимости от выбранного количества твэлов 2 в пучке, в свободные ячейки дистанционирующих решеток 7 могут быть вставлены, например, цилиндрические вытеснители, выгорающие поглотители, технологические каналы и т.п.(на чертеже не показаны).
Топливный сердечник 6 может быть выполнен диаметром от 5,00·10-3 м до 7,32·10-3 м и состоит из отдельных таблеток 11 с центральным отверстием 12 диаметром от 0,79·10-3 м до 1,35·10-3 м (или сплошных) или стерженьков цилиндрической формы длиной от 6,90·10-3 м до 12,00·10-3 м, размещенных в оболочке 5, выполненной с наружным и внутренним диаметрами, соответственно от 6,00·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 7,47·10-3 м, которая является конструкционным несущим элементом твэла 4 и к которой крепятся концевые детали 13 (см. фиг.3 и фиг.4). Оболочка 5 в течение эксплуатации испытывает напряжения 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 11 (или стерженьков), в частности, путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертежах не показано).
В качестве материала таблеток 11 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью (10,4·103-10,8·103) кг/м3, но могут использоваться также окислы плутония, тория и карбиды урана или смеси указанных делящихся материалов. Масса диоксида урана в тепловыделяющей сборке составляет от 69,16 кг до 159,25 кг.
При выборе толщины оболочки 5 твэла модернизированной активной юны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием (0,2-0,7) 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 таблетками 11 топливного сердечника 6 и оболочкой 5 в описываемых твэлах был не менее 0,05·10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.
Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 11 топливного сердечника, а также с учетом всех вышеприведенных условий, оболочка 5 стержневого твэла описываемой АРК для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 должна иметь наружный и внутренний диаметры (6,00·10-3-8,00·10-3) м и (5,09·10-3-6,79·10-3) м, соответственно, для пучка (174-216) твэлов или (7,80·10-3 -8,79·10-3) м и (6,62·10-3-7,47·10-3) м, соответственно, для пучка (138-168) твэлов. Дело в том, что из первых трех вышеуказанных условий следует, что относительный шаг h расположения твэлов (см. фиг.2) должен обеспечить водо-урановое отношение ячейки 14 (см. фиг.4) для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению ячейки решеток действующих ВВЭР-440. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик описываемой АРК для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440. Так, для пучка, содержащего от 174 до 216 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м;
- внутренним диаметр оболочки твэла выбран от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м;
- масса диоксида урана выбрана от 69,16 кг до 159,25 кг;
- в дистанционирующих решетках выполнены 217 ячеек, а для пучка, содержащего от 132 до 168 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м:
- масса диоксида урана выбрана от 88,67 кг до 149,53 кг;
- в дистанционирующих решетках выполнены 169 ячеек.
Выполнение твэла описываемой АРК с пучком от 174 до 216 шт. наружным диаметром менее 6,00·10-3 м, например 5,90·10-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5,08·10-3 м и массой топлива в ТВС не более 69,15 кг приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной АРК, по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной АРК по отношению к штатной АРК), а выполнение твэла наружным диаметром более 8,00·10-3 м (например, 8,10·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 6,80·10-3 м и массой топлива в АРК не менее 159,26 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной АРК реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (превышение значения относительного напора ГЦН более 19%). Выполнение же твэла описываемой АРК с пучком от 132 до 168 шт. наружным диаметром менее 7,80·10-3 м, например 7,70·10-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 6,61·10-3 м и массой топлива в АРК не более 88,66 кг приводит тоже к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной АРК, по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной АРК по отношению к штатной АРК), а выполнение твэла наружным диаметром более 8,79·10-3 м (например, 8,90·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 7,48·10-3 м и массой топлива в АРК не менее 149,54 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной АРК реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией АРК ВВЭР-440 (превышение значения относительного напора ГЦН более 10%).
Следует отметить, что первые четыре вышеуказанные условия позволяют уточнить предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именно:
1. Для регулирующих тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 217 ячеек:
- пучок содержит от 204 до 210 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00·10-3 м до 7,50·10-3 м,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,94·10-3 м до 6,36·10-3 м,
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 110,36 кг до 136,08 кг
или
- пучок содержит от 192 до 198 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,20·10-3 м до 7,70·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,11·10-3 м до 6,53·10-3 м;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 109,89 кг до 135,24 кг
или
- пучок содержит от 180 до 186 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,40·10-3 м до 7,90·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,28·10-3 м до 6,70·10-3 м;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 108,83 кг до 133,73 кг.
2. Для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 169 ячеек:
- пучок содержит от 156 до 162 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,90·10-3 м до 8,40·10-3 м,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,70·10-3 м до 7,13·10-3 м,
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 107,49 кг до 131,68 кг,
или
- пучок содержит от 144 до 150 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 8,10·10-3 м до 8,60·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,74·10-3 м до 7,15·10-3 м;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 104,31 кг до 127,80 кг
или
- пучок содержит 138 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 104,96 кг до 120,33 кг.
Кроме того, из первых двух и последних двух вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 наиболее целесообразным является выполнение регулирующих тепловыделяющих сборок со следующими характеристиками, а именно:
1. Для регулирующих тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 217 ячеек:
- пучок содержит 216 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00·10-3 м до 7,30·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,94·10-3 м до 6,19·10-3 м;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 116,85 кг до 132,60 кг
или
- пучок содержит 174 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,60·10-3 м до 8,00·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,45·10-3 м до 6,79·10-3 м;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 110,96 кг до 128,29 кг
или
- пучок содержит 180 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,50·10-3 м до 7,90·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,36·10-3 м до 6,70·10-3 м;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 111,79 кг до 129,41 кг.
2. Для регулирующих тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 169 ячеек:
- пучок содержит 168 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,80·10-3 м до 8,10·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,62·10-3 м до 6,87·10-3 м;
- масса диоксида урана в регулирующей тепловыделяющей сборке выбрана от 112,85 кг до 126,98 кг
или
- пучок содержит 132 твэла,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8,40·10-3 м до 8,79·10-3 м:
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7,13·10-3 м до 7,46·10-3 м;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 102,83 кг до 117,73 кг
или
- пучок содержит 138 твэлов,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8,30·10-3 м до 8,70·10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7,04·10-3 м до 7,38·10-3 м;
- масса диоксида урана регулирующей тепловыделяющей сборки выбрана от 104,96 кг до 120,33 кг.
Соединение поглощающей нейтроны надставки 1 и тепловыделяющей части 2 осуществляется посредством стыковочного узла 15. Стыковочный узел 15 содержит захватное устройство 16, взаимодействующее с промежуточной штангой, соединенной с приводом перемещения сборки (на чертежах не показаны).
В нижней части регулирующей тепловыделяющей сборки предусмотрен гидравлический демпфер, выполненный в виде стакана 17. При сбросе регулирующей тепловыделяющей сборке в режиме аварийной защиты стакан 17 взаимодействует с ответным поршнем, который расположен в трубе днища шахты активной зоны.
Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой АРК. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов типа 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.
Технология изготовления описываемых конструкций тепловыделяющих элементов и регулирующих тепловыделяющих сборок производится на известном штатном оборудовании и не имеет отличий с точки зрения производства аналогичных устройств.
На фиг.5, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9,10·10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки твэла описываемой ТВС 7,00·10-3 м) активных зон реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что твэл в описываемой сборке обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так, для “горячего” твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278°С, а для твэлов со средней нагрузкой 150°С. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности ВВЭР-440. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т>550°С, а также интенсивно возрастающим вкладом тепла пароциркониевой реакции в развитие аварийной ситуации при температурах Т>700°С. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900°С до уровня ниже 600°С в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.
Следует также отметить, что твэлы описываемой АРК модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, 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 активной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой АРК модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 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 твэлов 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 23 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для модернизированных конструкций ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой АРК для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м составляет (6,68-6,96) кВт/м и (8,95-9,27) кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 7,8·10-3 м до 8,79·10-3 м (для штатного твэла диаметром 9,1·10-3 м средняя линейная нагрузка равна 13,48 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.
Следует также отметить, что согласно экономическим расчетам для компенсации повышенной себестоимости модернизированной АРК достаточно или продление топливного цикла максимум на (25-30) эф.суток, или повышение мощности энергоблока на 3,6%. Оценки потенциальной возможности модернизированной активной зоны показывают, что увеличение продолжительности топливных циклов на 30 эф.суток достигается, при реализации схемы перегрузок модернизированных сборок с более глубоким уменьшением утечки нейтронов, что выполнимо на реакторах ВВЭР-440 с учетом роста теплотехнических запасов при переходе на уменьшенный диаметр твэлов. Теплогидравлические расчеты модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 подтверждают потенциальную возможность увеличения тепловой мощности активной зоны при использовании твэлов уменьшенного диаметра на величину (до 15%) существенно больше требуемой (3,6%) для компенсации повышенной стоимости модернизированной АРК. Таким образом, описанная выше конструкция модернизированной АРК для реактора ВВЭР-440 позволяет не только скомпенсировать повышенную себестоимость, но и получить увеличение экономической эффективности.
На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми регулирующими тепловыделяющими сборками в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в (1,46-2,03) раз. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах описываемой АРК модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 позволяет:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-440;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-440;
- 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-440, а также и других водо-водяных реакторах с водой под давлением (PWR), в реакторах с кипящей водой (BWR) и в тяжеловодных реакторах.
| название | год | авторы | номер документа |
|---|---|---|---|
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2242810C2 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248630C2 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248629C2 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143144C1 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241262C2 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2136060C1 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143143C1 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, ПРЕИМУЩЕСТВЕННО ДЛЯ ЧЕХЛОВЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241265C2 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2244347C2 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143141C1 |
Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам, используемым для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440. В регулирующей тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 69,16 кг до 159,25 кг, от 6,00·10-3 м до 8,00·10-3 м и от 5,09·10-3 м до 6,79·10-3 м, соответственно, для пучка из (174-216) тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 88,67 кг до 149,53 кг, от 7,80·10-3 м до 8,79·10-3 м и от 6,62·10-3 м до 7,47·10-3 м, соответственно, для пучка из (132-168) тепловыделяющих элементов. В результате уменьшается вероятность разгерметизации тепловыделяющих элементов, расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора и улучшается топливоиспользование. 6 з.п. ф-лы, 5 ил.
| Экономайзер | 0 |
|
SU94A1 |
| RU 95106666 А1, 27.04.1997 | |||
| УПРАВЛЯЮЩАЯ КОЛОНКА ИЗ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА И ПОГЛОЩАЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1993 |
|
RU2117342C1 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1996 |
|
RU2078383C1 |
| US 6310931 В1, 30.10.2001. | |||
