Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах с быстрорезонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды.
Известен ядерный реактор с быстрым спектром нейтронов, охлаждаемый натрием БН-1200 [Поплавский В.М. и др. Активная зона и топливный цикл для перспективного быстрого натриевого реактора. Атомная энергия, 2010, т.108, вып.4, стр.206-211].
В известном ядерном реакторе предлагают использовать МОХ-топливо на основе ОЯТ и плутония и выжигание младших актинидов (Am, Cm). В части тепловыделяющих сборок (выжигательные сборки - ВС ~ 10% от общего количества) твэлы изготавливаются из смеси MgO+(Am+Cm)O2. В нее добавляется часть твэлов с МОХ-топливом из основного состава. Однако как показано расчетными исследованиями, в выжигательной сборке за кампанию топлива младшие актиниды выгорают только на ~ 45% и, следовательно, такие твэлы нужно включать в дальнейший рецикл. За проектируемый срок работы реактора (50 лет) при таком режиме выгорания топлива и младших актинидов количество последних уменьшается в ~ 2 раза по отношению к первым загрузкам.
Для более глубокого выгорания младших акинидов, чтобы их оставалось после выгорания около 10% и такие твэлы можно без дальнейшей переработки отправить на длительное хранение, предлагается «смягчить» спектр нейтронов в выжигательной сборке размещением в центральной части гидрида циркония. Твэлы в этом случае изготавливаются из смеси ZrO+(Am+Cm)O2 - такая композиция не растворяется в кислотах и воде при длительном захоронении. В таких тепловыделяющих сборках за кампанию (5 лет) младшие актиниды выгорают и остается их ~ 10÷12%. Однако введение гидрида циркония в выжигательные сборки приводит к смягчению спектра нейтронов в соседних тепловыделяющих сборках и к увеличению их мощности в 4-5 раз, что недопустимо по условиям эксплуатации. Для уменьшения влияния выжигающих сборок на тепловыделяющие сборки требуется уменьшение количества в них младших актинидов и чтобы выжигать накапливаемое количество младших актинидов требуется увеличить количество выжигательных сборок до 180 шт., чего не позволяет конструкция реактора.
Недостатком известного технического решения является относительно малая доля выжигания младших актинидов и необходимость дальнейшего использования отработавших твэлов с младшими актинидами в рециклах.
Наиболее близким по технической сущности к заявленному техническому решению является водоохлаждаемый реактор 4-го поколения со сверхкритическим давлением теплоносителя (ВВЭР-СКД) [Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстрорезонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя. Атомная энергия, 2006, т.100, вып.5, стр.349-356].
В указанном реакторе активная зона разделена для движения теплоносителя на две подзоны: периферийную подзону, которая охлаждается при опускном движении теплоносителя (tвх/tвых=290/385°С при Р=25 МПа) и имеющую резонансный спектр, и центральную подзону, охлаждаемую восходящим потоком теплоносителя (tвх/tвых=385/540°С, Р=24,5 МПа) с быстрым спектром нейтронов. Центральную и периферийную подзоны набирают из примерно равного количества тепловыделяющих сборок и разделяют выгородкой.
Недостатком указанного технического решения является наличие относительно "жесткого" спектра нейтронов в центральной и периферийной подзонах, что не позволяет осуществлять глубокое выжигание младших актинидов.
Для исключения указанного недостатка в активной зоне с быстрорезонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды, размещенной в шахте и разделенной по радиусу выгородкой на периферийную и центральную подзоны, в которой в периферийной и центральной подзонах обеспечивают движение теплоносителя соответственно сверху вниз и снизу вверх, предлагается:
- в активной зоне использовать безчехловые тепловыделяющие сборки;
- в периферийной подзоне шаг размещения тепловыделяющих сборок обеспечить, по меньшей мере, в 1,02 раза большим, чем шаг размещения тепловыделяющих сборок в центральной подзоне;
- в центральной подзоне разместить тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом;
- в периферийной подзоне наряду с тепловыделяющими сборками с твэлами с МОХ-топливом расположить тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами;
- тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами установить в периферийных рядах периферийной подзоны и выдерживать их в активной зоне, по меньшей мере, в течение двух кампаний.
На фигурах 1 и 2 представлены соответственно продольное осевое сечение активной зоны и поперечное сечение тепловыделяющей сборки из периферийной подзоны. На фигурах приняты следующие обозначения: 1 - верхняя решетка; 2 - выгородка; 3 - днище шахты; 4 - направляющий канал; 5 - нижняя решетка; 6 и 7 - твэлы с МОХ-топливом и младшими актинидами и МОХ-топливом соответственно; 8 - тепловыделяющая сборка с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами периферийной подзоны, 9 - тепловыделяющая сборка с твэлами с МОХ-топливом центральной подзоны, 10 - центральная трубка; 11 - шахта.
Сущность изобретения состоит в следующем.
Активная зона с быстрорезонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды размещена в шахте 11 и разделена по радиусу выгородкой 2 на периферийную и центральную подзоны.
В периферийной и центральной подзонах обеспечивают движение теплоносителя соответственно сверху вниз и снизу вверх.
В активной зоне используют безчехловые тепловыделяющие сборки.
Использование безчехловых тепловыделяющих сборок по сравнению с чехловыми тепловыделяющими сборками при сохранении состава топлива и количества твэлов позволяет увеличить кампанию топлива примерно на 10%.
В указанном реакторе активная зона разделена для движения теплоносителя на две подзоны: периферийную, которая охлаждается при опускном движении теплоносителя (tвх/tвых=290/385°С при Р=25 МПа) и имеющую резонансный спектр, и центральную подзону, охлаждаемую восходящим потоком теплоносителя (tвх/tвых=385/540°С, Р=24,5 МПа) с быстрым спектром нейтронов. Центральную и периферийную подзоны набирают из примерно равного количества тепловыделяющих сборок и разделяют выгородкой 2.
В периферийной подзоне шаг размещения тепловыделяющих сборок, по меньшей мере, в 1,02 раза больше шага размещения тепловыделяющих сборок в центральной подзоне.
Обеспечение указанного шага размещения тепловыделяющих сборок вместе с существенно большей плотностью теплоносителя позволяет еще более смягчить спектр нейтронов в периферийной подзоне. Для выравнивания энерговыделения по твэлам в тепловыделяющих сборках, установленных в перифериной подзоне, обогащение топлива в периферийном ряду твэлов можно уменьшить в ~ 2 раза.
В центральной подзоне размещают тепловыделяющие сборки 9 с твэлами с МОХ-топливом 7, а в периферийной подзоне кроме тепловыделяющих сборок 9 с твэлами с МОХ-топливом 7 располагают тепловыделяющие сборки 8 с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами 6.
Твэлы с младшими актинидами 6 устанавливают в периферийных рядах тепловыделяющих сборок 8.
Тепловыделяющие сборки 8 с твэлами с МОХ-топливом 7 и младшими актинидами 6 устанавливают в периферийных рядах периферийной подзоны и выдерживают их в активной зоне, по меньшей мере, в течение двух кампаний.
В периферийных рядах периферийной подзоны твэлы 6 состоят из композиции 35% ZrO+65% (Am+Cm)O2 (фиг.2).
Активная зона работает следующим образом.
Водяной теплоноситель поступает в периферийную подзону активной зоны и охлаждает ее при движении сверху вниз, затем разворачивается и охлаждает центральную подзону при движении снизу вверх и выходит из нее уже в виде пара. В центральной подзоне формируется быстрый спектр нейтронов, а в периферийной подзоне резонансный спектр нейтронов.
В результате выполнения предварительных расчетов показано следующее.
За 10 лет работы в предлагаемой активной зоне накапливается ~ 1300 кг младших актинидов (из них 90% Am и 10% Cm) при стационарном режиме перегрузок при кампании 5 лет для тепловыделяющих сборок с твэлами с МОХ-топливом и 10 лет для тепловыделяющих сборок 8 с твэлами с МОХ-топливом 7 и младшими актинидами 6. Часть накопленных младших актинидов распадается за 3-4 года выдержки отработавшего ядерного топлива в пристанционных хранилищах до переработки и фабрикации нового топлива.
Проведены расчеты топливного цикла в 3-мерной гексагональной геометрии и 5-групповом приближении по программному комплексу WIMS-ACADEM.
Поскольку тепловыделяющие сборки 8 с твэлами с МОХ-топливом 7 и младшими актинидами 6 размещаются на периферии подзоны, то достигаемые параметры в твэлах с МОХ-топливом 7 за 10 лет составляют: повреждающая доза ~ 60 сна и максимальная энерговыработка ~ 90 МВт·сут/кг т.а. не превышают проектных параметров.
В твэлах с младшими актинидами 6 за 10 лет выгорания остается ~ 12% младших актинидов от начального значения и такие твэлы можно отправлять на длительное захоронение. Всего в 24 тепловыделяющие сборки 8 загружают 1230 кг младших актинидов. Таким образом, все младшие актиниды, которые накопились в ядерном реакторе за 10 лет работы, могут за это же время выгореть и для этого нужно ~ 24 тепловыделяющие сборки.
Можно увеличить количество тепловыделяющих сборок с твэлами с младшими актинидами 6 в активной зоне. Тогда можно выжигать младшие актиниды, накопленные в отработанном ядерном топливе других ядерных реакторов.
Пример конкретного исполнения
Конструктивные характеристики элементов активной зоны и тепловыделяющих сборок: центральная трубка 10 размером ⌀ 10,7 мм × 1 мм; 18 направляющих каналов 4 под ПЭЛ размером ⌀ 10,7 мм × 0,55 мм; 138 твэлов с МОХ-топливом 7 (ОЯТ+PuO2, γPuO2=0,7 г/см3); 114 твэлов с младшими актинидами 6. Конструкционный материал всех элементов - сталь ЭП-172; количество твэлов в тепловыделяющей сборке - 252 шт, количество тепловыделяющих сборок в активной зоне - 241 шт.; высота/эквивалентный диаметр активной зоны - 3,76/3,38 м.
Теплогидравлические характеристики реакторной установки: тепловая/электрическая мощность - 3830/1700 МВт; давление теплоносителя - 25,0 МПа; температура теплоносителя, вход/выход - 290/540°С; расход теплоносителя через реактор - 6750 т/час; средняя энергонапряженность активной зоны - 115 Вт/см3; средний линейный тепловой поток с твэла - 170 Вт/см.
Шаг размещения тепловыделяющих сборок в центральной 9 и периферийной 8 подзонах составляет соответственно 205 мм и 210 мм.
В периферийной подзоне наряду с тепловыделяющими сборками с твэлами с МОХ-топливом 9 размещаются тепловыделяющие сборки 8 с твэлами с МОХ-топливом 7 и младшими актинидами 6, в которых в двух периферийных рядах твэлы 6 состоят из композиции 35% ZrO + 65% (Am+Cm)O2.
Кампания тепловыделяющих сборок центральной 9 и периферийной 8 подзон составляет 5 × 300 эфф. суток с использованием ежегодных частичных перегрузок. Тепловыделяющие сборки 8 с твэлами с МОХ-топливом 7 и младшими актинидами 6 размещаются в двух последних рядах периферийной подзоны и находятся там двойную кампанию (10 календарных лет) без перестановок, после чего выгружаются.
Технический результат изобретения состоит в замыкании топливного цикла и глубоком выжигании младших актинидов.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
КОРПУСНОЙ ЯДЕРНЫЙ ПРЯМОТОЧНЫЙ РЕАКТОР, ОХЛАЖДАЕМЫЙ ВОДОЙ СВЕРХКРИТИЧЕСКОГО ДАВЛЕНИЯ С ПЕРЕГРЕВОМ ПАРА, И СПОСОБ ЕГО ЭКСПЛУАТАЦИИ | 2011 |
|
RU2453936C1 |
БЫСТРЫЙ РЕАКТОР С ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ | 2000 |
|
RU2173484C1 |
ЛЕГКОВОДНЫЙ РЕАКТОР СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ | 2012 |
|
RU2483370C1 |
СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ С РАСШИРЕННЫМ ВОСПРОИЗВОДСТВОМ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ | 2015 |
|
RU2601558C1 |
Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты) | 2019 |
|
RU2699229C1 |
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР | 1996 |
|
RU2078382C1 |
Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем | 2017 |
|
RU2638561C1 |
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА, АКТИВНАЯ ЗОНА И СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА | 2001 |
|
RU2214633C2 |
АКТИВНАЯ ЗОНА, ТВЭЛ И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ | 2014 |
|
RU2549371C1 |
АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ, ТВЭЛ И ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ДЛЯ ЕЕ СОЗДАНИЯ | 2014 |
|
RU2549829C1 |
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах. Активная зона с быстрорезонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды размещена в шахте (11) и разделена по радиусу выгородкой (2) на периферийную и центральную подзоны. В периферийной и центральной подзонах обеспечивают движение теплоносителя соответственно сверху вниз и снизу вверх. В активной зоне используют безчехловые тепловыделяющие сборки. В периферийной подзоне шаг размещения тепловыделяющих сборок, по меньшей мере, в 1,02 раза больше шага размещения тепловыделяющих сборок в центральной подзоне. В центральной подзоне размещают тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом (7). В периферийной подзоне наряду с тепловыделяющими сборками с твэлами с МОХ-топливом (7) располагают тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами (8). Твэлы с младшими актинидами (6) устанавливают в периферийных рядах тепловыделяющих сборок. Тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами (8) устанавливают в периферийных рядах периферийной подзоны и выдерживают их в активной зоне, по меньшей мере, в течение двух кампаний. Технический результат изобретения состоит в замыкании топливного цикла и глубоком выжигании младших актинидов. 2 ил.
Активная зона с быстрорезонансным спектром нейтронов со сверхкритическим давлением воды, размещенная в шахте, разделена по радиусу выгородкой на периферийную и центральную подзоны, при этом в периферийной и центральной подзонах обеспечивают движение теплоносителя соответственно сверху вниз и снизу вверх, отличающаяся тем, что в активной зоне используют безчехловые тепловыделяющие сборки, в периферийной подзоне шаг размещения тепловыделяющих сборок, по меньшей мере, в 1,02 раза больше шага размещения тепловыделяющих сборок в центральной подзоне, в центральной подзоне размещают тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом, в периферийной подзоне наряду с тепловыделяющими сборками с твэлами с МОХ-топливом располагают тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами, причем твэлы с младшими актинидами установлены в периферийных рядах тепловыделяющих сборок, а тепловыделяющие сборки с твэлами с МОХ-топливом и младшими актинидами устанавливают в периферийных рядах периферийной подзоны и выдерживают их в активной зоне, по меньшей мере, в течение двух кампаний.
БАРАНАЕВ Ю.Д | |||
и др | |||
Реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления, ВВЭР-СКД " основной претендент в "Супер-ВВЭР", 7-я МНТК "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск, 20 мая 2011, раздел 7, рис.5 | |||
УСТРОЙСТВО НЕПРЕРЫВНОЙ СТРУЙНОЙ ПЕЧАТИ | 2000 |
|
RU2230668C2 |
US 20080205576 A1, 28.08.2008 | |||
EP 1463064 A2, 29.09.2004. |
Авторы
Даты
2013-06-20—Публикация
2012-03-05—Подача