Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны, и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических реакторах тепловой мощностью порядка (2600-3900) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр.
Уровень техники
В настоящее время получили широкое распространение в современных ядерных реакторах стержневые тепловыделяющие элементы. Cтержневой твэл имеет топливный сердечник, состоящий из отдельных таблеток или стерженьков цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А.Г.Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоатомиздат, 1985, с.99-107). Такую конструкцию имеют, например, твэлы реакторов ВВЭР-1000.
Диаметр стержневых твэлов в целях увеличения поверхности теплообмена и снижения температурных напряжений, вызванных перепадом температур, принимается возможно меньшим и варьируется в реальных конструкциях водо-водяных реакторов с водой под давлением от 8.8·10-3 м до 11.22·10-3 м (см. “Future fuel: Vattenfall's new approach” Nuclear Engineering International, September 1997, p.25-31). Известные твэлы обеспечивают относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовали за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС. 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-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 тепловыделяющих сборок (ТВС) в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэлах. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-1000 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки ~900°С. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до (550-600)°С.
Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что, c 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-1000 снизить максимальные тепловые нагрузки, 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-1000 необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной тепловыделяющей сборке водоуранового 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 нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-1000, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально новою реактора.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, которые сводятся к следующему:
- шаг (236 мм) между осями ТВС и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000;
- размер "под ключ" и высота топливных сердечников модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000, не должны отличаться на 1.5% и 2.83%, соответственно;
- диаметр твэлов и их количество в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны;
- уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000, не должно превышать ~10%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору главного циркуляционного насоса (ГЦН) реактора ВВЭР-1000;
- размещение органов системы управления и защиты (СУЗ) должно быть таким же, как и в штатной конструкции активной зоны реактора ВВЭР-1000.
При увеличении глубины выгорания ядерного топлива или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и с условиями теплоотвода, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к весу топлива, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения удельной поверхности охлаждения. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром, а именно твэлов с диаметрами 6.0·10-3 м и 6.80·10-3 м (см. Бек Е.Г., Горохов В.Ф., Духовенский А.С., Колосовский В.Г., Лунин Г.Л., Панюшкин А.К. и Прошкин А.А. “Совершенствование характеристик топлива реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 путем уменьшения диаметра тепловыделяющих элементов”, доклад на конференции “Top Fuel-97”, Манчестер, 1997 г.). Однако, так как загрузка топлива (по U235) в модернизированной ТВС по сравнению со штатной ТВС реактора ВВЭР-1000 не увеличивается, a U235 загружается на (5-6) % меньше, то несмотря на то, что в модернизированной ТВС с твэлами диаметром 6.8·10-3 м при исходном обогащении, выбранном равным обогащению штатной ТВС, достигается глубина выгорания топлива больше, чем у штатной ТВС, это не компенсирует полностью потерю в продолжительности работы топливной загрузки по сравнению со штатной ТВС. Поэтому к вышеуказанным ограничениям следует также добавить следующее:
- для обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки ТВС уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к аналогичному значению штатной ТВС.
Наиболее близким по технической сущности к описываемому техническому решению в настоящем изобретении является стержневой тепловыделяющий элемент тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, и концевые детали (RU 2143142, G 21 С 3/00, 20.12.1999).
Использование таких твэлов в модернизированных ТВС реактора ВВЭР-1000 позволяет за счет снижения тепловых нагрузок обеспечить возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повысить допустимую глубину выгорания топлива и снизить вероятность разгерметизации твэлов.
Однако, сравнительная оценка стоимостей штатной ТВС реактора ВВЭР-1000 (диаметр твэлов 9.1·10-3 м) и модернизированной ТВС (твзлы уменьшенного диаметра 6.8·10-3 м) показала, что заводская себестоимость модернизированной ТВС для реакторов ВВЭР-1000 возросла на 18%, что является одной из причин, почему такие твэлы не нашли пока практического применения.
Сущность изобретения
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых стержневых тепловыделяющих элементов водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000, обладающих улучшенными характеристиками, в частности повышенной безопасностью и надежностью эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенстровать увеличенную себестоимость модернизированной ТВС и получить в целом повышение экономической эффективности ВВЭР.
В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены технические результаты, заключающиеся в снижении линейных тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения допустимой глубины выгорания ядерного топлива.
Данные технические результаты достигаются тем, что в стержневом тепловыделяющем элементе для тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащем топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, наружный диаметр оболочки выбран от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.52 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что наружный диаметр оболочки выбран от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.52 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483, что характеризует новую концепцию твэлов реактора ВВЭР-1000, и, соответственно, тепловыделяющих сборок ВВЭР-1000, обладающих повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку топливный сердечник размещен в оболочке, выполненной с наружным диаметром от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.52 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483, то средняя линейная нагрузка на твэлы ВВЭР-1000 может быть уменьшена в (1.19-1.42) раза, при условии сохранения номинальной мощности реактора и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-1000. Или наоборот, можно повысить тепловую мощность активной зоны, при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора, на величину до 2.9%, что может быть необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированых ТВС.
Наружный диаметр оболочки целесообразно выбрать от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 5.82-10-3 м до 6.24·10-3 м, соответственно, и массу от 0.93 кг до 1.11 кг или наружный диаметр оболочки следует выбрать от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 6.32·10-3 м до 6.91·10-3 м, соответственно, и массу от 1.10 кг до 1.36 кг или наружный диаметр оболочки следует выбрать от 8.55·10-3 м до 8.79·10-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 7.11·10-3 м до 7.32·10-3 м, соответственно, и массу от 1.39 кг до 1.52 кг. Причем радиальный зазор между топливным сердечником и оболочкой выполнен не менее 0.05·10-3 м.
Наиболее целесообразно выполнить тепловыделяющий элемент, у которого наружный диаметр оболочки выбран 7.50·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 6.24·10-3 м и массу от 1.07 кг до 1.11 кг, соответственно, или наружный диаметр оболочки выбран 8.30·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 6.91·10-3 м и массу от 1.31 кг до 1.36 кг, соответственно, или наружный диаметр оболочки выбран 8.70·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 7.24·10-3 м и массу от 1.44 кг до 1.49 кг, соответственно.
Кроме того, топливный сердечник может быть набран из таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4·10 кг/м3 до 10.8·103 кг/м3. Причем длина каждой таблетки выбрана от 6.90·10-3 м до 12.00·10-3 м, а в самих таблетках могут быть выполнены центральные отверстия диаметром от 1.07·10-3 м до 1.45·10-3 м.
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 6.0·10-3 м или 6.8·10-3 м для ТВС реактора ВВЭР-1000. Однако, выбор лишь значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений диаметров топливного сердечника и его массы и их взаимосвязи, а также без указания диапазона значений отношения длины топливного сердечника к длине твэла (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинации величин, составляющих отмеченные диапазоны наружного диаметра оболочки, отношения длины топливного сердечника к длине твэла и диаметра сердечника без выбора величины массы топливного сердечника (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значений водоуранового отношения топливной решетки и/или греющей поверхности твэлов, которые позволяют принципиально решить поставленную задачу.
Перечень чертежей
На фиг.1 изображен вариант продольного разреза описываемого твэла для реактора ВВЭР-1000, на фиг.2 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и описываемого твэлов для реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг.3 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения
Тепловыделяющий элемент 1 включает топливный сердечник, выполненный диаметром от 5.82·10-3 м до 7.32·10-3 м в виде таблеток 2 с центральным отверстием 3 (или сплошных) диаметром от 1.07·10-3 м до 1.45·10-3 м (или стерженьков) и длиной от 6.90·10-3 м до 12.00·10-3 м, размещенных в оболочке 4, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 5 (см. фиг.1). Отношение длины топливного сердечника (столба топливных таблеток 2 или стерженьков) к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9145 до 0.9483. Оболочка 4 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 2 (или стерженьков), в частности путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).
В качестве материала таблеток 2 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана и/или диоксид плутония со средней плотностью (10.4·103-10.8·103) кг/м3 но могут использоваться также окись тория и карбиды урана, а также смеси указанных делящихся материалов. Масса урана в твэлах составляет (0.82-1.34) 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 2.0 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между таблетками 2 топливного сердечника и оболочкой 4 в описываемых твэлах должен быть не менее 0.05·10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.
Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 2 топливного сердечника, а также с учетом вышеприведенных условий, оболочка 4 стержневого твэла должна иметь наружный диаметр от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м. Дело в том, что из первых трех вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водоурановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водоурановому 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 диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именнно:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.82·10-3 м до 7.32-10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.93 кг до 1.52 кг;
- отношение длины топливного сердечника к длине твэла составляет от 0.9145 до 0.9483.
Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 7.00·10-3 м, например 6.9·10-3 м, и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой менее 5.82·10-3 м и 0.93 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона отношения длины топливного сердечника к длине твэла (0.9145-0.9483) приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла наружным диаметром более 8.79·10-3 м, например 8.90·10-3 м, и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой урана более 7.32·10-3 м и 1.52 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона отношения длины топливного сердечника к длине твэла (0.9145-0.9483) 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.
Следует отметить, что первые четыре вышеуказанные условия позволяют уточнить предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, а именно:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м или от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м или от 8.55·10-3 м до 8.79·10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.82·10-3 м до 6.24·10-3 м или от 6.32·10-3 м до 6.91·10-3 м или от 7.11·10-3 м до 7.32·10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.93 кг до 1.11 кг или от 1.10 кг до 1.36 кг или от 1.39 кг до 1.52 кг.
Кроме того, из первых двух и последних двух вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 наиболее целесообразным является выполнение твэлов со следующими характеристиками:
- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран 7.50·10-3 м или 8.30·10-3 м или 8.70·10-3 м;
- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран 6.24·10-3 м или 6.91·10-3 м или 7.24·10-3 м;
- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 1.07 кг до 1.11 кг или от 1.31 кг до 1.36 кг или от 1.44 кг до 1.49 кг.
При эксплуатации рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 4 твэла 1 и, тем самым, осуществляет теплоотвод от таблеток 2 топливного сердечника.
На фиг.2 и фиг.3, в качестве примера, представлены кривые. характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (MПА) температуры оболочек твэлов с максимальной и средней линейной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.10·10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 7.00·10-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла (твэла, имеющего максимальную тепловую линейную нагрузку) снижение максимальной температуры составляет 278°С, а для твэлов со средней нагрузкой 142°С. 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>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 модернизированной активной зоны, вследствие снижения линейных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку 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 основание полагать (расчетное обоснование), что в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 реально достижение среднего выгорания топлива (55-60) МВт·сут/кг.
Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с 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 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для модернизированных конструкций ТВС с описываемыми твэлами. Средняя линейная нагрузка описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 с наружным диаметром от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м составляет (10.81-11.12) кВт/м и (12.77-13.13) кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.10·10-3 м средняя линейная нагрузка равна 16.71 Вт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в описываемых твэлах модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.
Следует также отметить, что согласно экономическим расчетам для компенсации повышенной себестоимости модернизированной ТВС достаточно или продление топливного цикла максимум на (25-30) эф.суток, или повышение мощности энергоблока на 2.9%. Оценки потенциальной возможности модернизированной активной зоны показывают, что увеличение продолжительности топливных циклов на 30 эф.суток достигается, при реализации схемы перегрузок модернизированных ТВС с более глубоким уменьшением утечки нейтронов, что выполнимо на реакторах ВВЭР-1000 с учетом роста теплотехнических запасов при переходе на уменьшенный диаметтр твэлов. Теплогидравлические расчеты модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 подтверждают потенциальную возможность увеличения тепловой мощности активной зоны при использовании твэлов уменьшенного диаметра на величину (до 15%) существенно больше требуемой (2.9%) для компенсации повышенной стоимости модернизированной ТВС. Таким образом описанная выше конструкция модернизированной ТВС для реактора ВВЭР-1000 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 твэлами в реакторах ВВЭР-1000 дает возможность понизить удельные тепловые нагрузки твэлов в (1.19-1.42) раз. Такое снижение линейных тепловых нагрузок в описываемых твэлах 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 ТВС (55-60) МВт·сут/кг;
- повысить экономическую эффективность использования ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР-1000.
Следует отметить, что описываемые стержневые твэлы могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-1000, но и в реакторах тина ВВЭР-440 и РБМК, а также в иных водо-водяных реакторах с кипящей водой (BWR), в водо-водяных реакторах с водой под давлением (PWR) и в тяжеловодных реакторах.
| название | год | авторы | номер документа |
|---|---|---|---|
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, ПРЕИМУЩЕСТВЕННО ДЛЯ ЧЕХЛОВЫХ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241265C2 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248629C2 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2248630C2 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2241262C2 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2242810C2 |
| РЕГУЛИРУЮЩАЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2002 |
|
RU2236712C2 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143142C1 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143141C1 |
| ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143143C1 |
| АКТИВНАЯ ЗОНА, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2136060C1 |
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов для водо-водяных реакторов, особенно для реакторов ВВЭР-1000. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора содержит топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке. Наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00·10-3 м до 8,79·10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,82·10-3 м до 7,32·10-3 м и массу от 0,93 кг до 1,52 кг, причем отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0,9145 до 0,9483. В результате снижаются линейные тепловые нагрузки, уменьшается вероятность разгерметизации твэлов, расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора и улучшается топливоиспользование. 6 з.п. ф-лы, 3 ил.
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143142C1 |
| Тепловыделяющий элемент | 1983 |
|
SU1189266A1 |
| СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 1997 |
|
RU2143141C1 |
| US 4010069 A, 01.03.1977 | |||
| US 4123326 A, 31.10.1978. | |||
