СМЕШАННО-ОКСИДНАЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА Российский патент 2014 года по МПК G21C3/17 

Область техники

Это изобретение, в целом, относится к тепловыделяющим сборкам реактора с водой под давлением и, в частности, к таким тепловыделяющим сборкам, где используется смешанное оксидное топливо.

Уровень техники

Первый контур энергетических установок на основе ядерного реактора, которые охлаждаются водой под давлением, содержит замкнутый контур, который изолирован и способен осуществлять теплообмен со вторым контуром для выработки полезной энергии. Первый контур содержит корпус реактора, заключающий в себе внутреннюю конструкцию активной зоны, которая поддерживает совокупность тепловыделяющих сборок, содержащих расщепляющийся материал, первый контур в теплообменных парогенераторах, внутренний объем компенсатора давления, насосы и трубы для циркуляции воды под давлением; трубы, независимо соединяющие каждый из парогенераторов и насосов с корпусом реактора. Каждая из деталей первого контура, содержащего парогенератор, насос и систему труб, которые подключены к корпусу, образуют петлю первого контура.

В целях иллюстрации, на фиг.1 показан в упрощенном виде первый контур ядерного реактора, включающий в себя, в общем случае, цилиндрический корпус 10 реактора, имеющий крышку 12, закрывающую активную зону 14. Жидкий теплоноситель первого контура, например вода, нагнетается в корпус 10 насосом 16 через активную зону 14, где тепловая энергия поглощается и поступает в теплообменник 18, который обычно называется парогенератором, где тепло переносится на узел утилизации (не показан), например, паротурбинный генератор. Затем теплоноситель первого контура возвращается в насос 16, завершая первый контур. Обычно, несколько вышеописанных петель подключены к одному корпусу 10 реактора трубопроводом 20 первого контура.

Иллюстративная конструкция реактора более подробно показана на фиг.2. Помимо активной зоны 14, состоящей из совокупности параллельных, вертикальных, совместно расположенных тепловыделяющих сборок 22, в целях этого описания, другие внутренние конструкции корпуса можно подразделить на нижнюю часть внутрикорпусных устройств (ВКУ) 24 и верхнюю часть ВКУ 26. В традиционных конструкциях, нижняя часть ВКУ призвана поддерживать, выравнивать и направлять компоненты активной зоны и контрольно-измерительную аппаратуру, а также направлять поток в корпусе. Верхняя часть ВКУ удерживает или обеспечивает вторичное ограничительное устройство для тепловыделяющих сборок 22 (на этой фигуре, для простоты, показаны только две из них) и поддерживает и направляет контрольно-измерительную аппаратуру и компоненты, например регулирующие стержни 28. В иллюстративном реакторе, показанном на фиг.2, теплоноситель поступает в корпус реактора 10 через одно или несколько впускных сопел 30, течет вниз через кольцевое пространство между корпусом и шахтой активной зоны 32, поворачивается на 180° в нижнем пленуме 34, проходит вверх через нижнюю опорную плиту 37 активной зоны и нижнюю плиту 36 активной зоны, на которой установлены тепловыделяющие сборки 22, и через сборки и вокруг них. В некоторых конструкциях, нижняя опорная плита 37 активной зоны и нижняя плита 36 активной зоны заменены единой конструкцией, нижней опорной плитой активной зоны, на той же высоте, что и плита 37. Расход теплоносителя через активную зону и окружающую область 38 обычно велик, составляя около 1,19×10⁶ литров в минуту при скорости приблизительно 6,1 метров в секунду. Под действием перепада давления и сил трения тепловыделяющие сборки стремятся подниматься, но их движение ограничивается верхней частью ВКУ, включающей в себя верхнюю плиту 40 активной зоны. Теплоноситель, покидающий активную зону 14, течет по нижней стороне верхней плиты 40 активной зоны и вверх через совокупность отверстий 42. Затем теплоноситель течет вверх и по радиусу к одному или нескольким выпускным соплам 44.

Верхняя часть ВКУ 26 может поддерживаться на корпусе или крышке корпуса и включать в себя верхнюю опорную сборку 46. Нагрузки передаются между верхней опорной сборкой 46 и верхней плитой 40 активной зоны, в основном, через совокупность опорных колонн 48. Опорная колонна выравнивается над выбранной тепловыделяющей сборкой 22 и отверстиями 42 в верхней плите 40 активной зоны.

Регулирующие стержни 28, способные к прямолинейному движению, обычно включают в себя подвижную штангу 50 и спайдерную сборку 52 стержней для поглощения нейтронов, которые направляются через верхнюю часть ВКУ 26 и в выровненные тепловыделяющие сборки 22 направляющей трубкой 54 для регулирующего стержня. Направляющие трубки жестко присоединены к верхней опорной сборке 46 и соединены прессовой посадкой шплинта 56 с верхней частью верхней плиты 40 активной зоны. Шплинтовая конструкция позволяет легко устанавливать и заменять направляющую трубку, когда это необходимо, и гарантирует, что нагрузки на активную зону, в частности, в условиях сейсмических или других событий, сопровождаемых высокими нагрузками, воспринимаются, в основном, опорными колоннами 48, а не направляющими трубками 54. Эта конфигурация опорных колонн способствует замедлению деформации направляющих трубок в случае аварии, которая негативно влияет на возможность введения регулирующего стержня.

На фиг.3 показана вертикальная проекция, представленная в вертикально укороченном виде, тепловыделяющей сборки, которая в целом обозначена позицией 22. Тепловыделяющая сборка 22 относится к типу, используемому в реакторе c водой под давлением, и имеет структурный каркас, который, на своем нижнем конце, включает в себя нижнее сопло 58. Нижнее сопло 58 поддерживает тепловыделяющую сборку 22 на нижней опорной плите 36 активной зоны в активной зоне 14 ядерного реактора. Помимо нижнего сопла 58, структурный каркас тепловыделяющей сборки 22 также включает в себя верхнее сопло 62 на своем верхнем конце и ряд направляющих трубок или втулок 55, размещенных продольно между нижним и верхним соплами 58 и 62 и жестко прикрепленных к нему на противоположных концах.

Тепловыделяющая сборка 22 дополнительно включает в себя совокупность поперечных решеток 64, аксиально разнесенных вдоль и установленных на направляющих втулках 55 (также именуемых направляющими трубками), и упорядоченный массив удлиненных топливных стержней 66, поперечно разнесенных и поддерживаемых решетками 64. Хотя это не показано на фиг.3, решетки 64 традиционно формируются из ортогональных полосок, которые переплетаются наподобие корзины для яиц, причем соседний интерфейс из четырех полосок образует приблизительно квадратные опорные ячейки, через которые топливные стержни 66 поддерживаются в отношении поперечного разнесения друг с другом. Во многих традиционных конструкциях пружины и лунки заштампованы в противоположные стенки полосок, которые образуют опорные ячейки. Пружины и лунки проходят радиально в опорные ячейки и захватывают топливные стержни между собой, оказывая давление на оболочку топливного стержня для удержания стержней на месте. Кроме того, сборка 22 имеет инструментальную трубку 68, расположенную в ее центре, которая проходит между и присоединена к или захвачена нижним и верхним соплами 58 и 62. При таком размещении деталей, тепловыделяющая сборка 22 образует единый узел, которым удобно манипулировать, не нарушая сборку деталей.

Как упомянуто выше, топливные стержни 66, образующие массив в сборке 22, находятся в отношении разнесения друг с другом за счет решеток 64, разнесенных в направлении длины тепловыделяющей сборки. Каждый топливный стержень 66 включает в себя совокупность таблеток 70 ядерного топлива и закрыт на своих противоположных концах верхней и нижней концевыми заглушками 72 и 74. Таблетки 70 поддерживаются в стопке пружиной 76 пленума, расположенной между верхней концевой заглушкой 72 и верхней точкой стопки таблеток. Традиционно, над стопкой таблеток, между верхней таблеткой 70 и верхней концевой заглушкой 72 находится область пленума 60, зарезервированная для накопления газообразных продуктов деления, которые вырабатываются в ходе выгорания топлива при эксплуатации реактора. Топливные таблетки 70, состоящие из расщепляющегося материала, отвечают за создание реактивной мощности реактора. Оболочка 68, окружающая таблетки, действует как барьер, препятствующий поступлению побочных продуктов деления в теплоноситель и дополнительному загрязнению системы реактора.

Для управления процессом деления, несколько регулирующих стержней 28 совершают прямолинейное движение в направляющих втулках 55, расположенных в заранее определенных позициях в тепловыделяющей сборке 22. В частности, механизм 80 управления группой стержней, расположенный над верхним соплом 62, поддерживает регулирующие стержни 28. Механизм управления 80 имеет цилиндрическую деталь оправки 82 с внутренней резьбой, снабженную совокупностью радиально отходящих ответвлений или лап 52. Каждая лапа 52 соединяется с регулирующими стержнями 28, что позволяет механизму 80 управления регулирующими стержнями вертикально перемещать регулирующие стержни в направляющих втулках 54, чтобы, таким образом, управлять процессом деления в тепловыделяющей сборке 22, под действием движущей силы подвижных штанг 50 регулирующих стержней, которые присоединены к оправкам 80 регулирующих стержней, общеизвестным образом.

В результате утилизации ядерного оружия образуется большой избыток плутония. Один вариант, рекомендуемый Национальной академией наук для захоронения избыточного оружейного плутония, состоит в переработке в отработанное топливо. При таком подходе, избыточный оружейный плутоний преобразуется в оксид плутония (PuO₂) и используется в форме смешанных оксидов (PuO₂-UO₂) без переработки в качестве топлива для существующих ядерных реакторов. Это приводит к отработанной форме, которая "устойчива к распространению" и которая отвечает "стандарту отработанного топлива", рекомендованному Национальной академией наук. Это очень привлекательно для энергетических установок, поскольку снижает стоимость ядерного топлива для электрических генерирующих установок на основе ядерного реактора. Например, European Utility Requirements Document утверждает, что конструкцию активной зоны реактора European Passive Plant следующего поколения следует оптимизировать для тепловыделяющих сборок UO₂, делая приготовления, позволяющие использовать до 50% смешанно-оксидных (MOX) тепловыделяющих сборок. Использование MOX в конструкциях активной зоны окажет значительное влияние на важные физические параметры и допущения относительно анализа безопасности. Кроме того, конструкция MOX топливного стержня также должна учитывать критерий производительности топлива, важный для поддержания целостности топливного стержня в течение его предусмотренного срока службы. Подход MOX требует: 1) консервативных, реалистических характеристик производительности активной зоны, которые аналогичны характеристикам современных конструкций урановой активной зоны; 2) чтобы техника минимизировала риски лицензирования, устраняя любое размывание пределов безопасности по сравнению с лицензированными в настоящее время традиционными конструкциями урановой активной зоны; 3) чтобы влияния на работу электростанции были минимизированы или полностью устранены; и 4) чтобы энергия, извлекаемая из MOX-топлива, была максимизирована для обеспечения наилучших экономических показателей.

Соответственно, требуется конструкция активной зоны и топливного стержня, которая будет удовлетворять критериям и, по существу, взаимозаменяема с конструкцией 100% UO₂ активной зоны.

Сущность изобретения

Это изобретение позволяет решить вышеозначенные задачи за счет обеспечения новой тепловыделяющей сборки энергетического реактора с водой под давлением, предназначенного для сжигания MOX-топлива. Тепловыделяющая сборка использует традиционный каркас тепловыделяющей сборки и топливные стержни, имеющие последовательное размещение таблеток смешанного оксидного топлива, уложенных в и вдоль участка трубчатой оболочки топливного стержня. По меньшей мере, по существу, все смешанно-оксидные таблетки имеют кольцевое пространство из твердого вещества, через которое проходит ось трубчатой оболочки. Оболочка герметически запечатана на любом конце концевой заглушкой, и остальная часть внутренней области в оболочке между концевой заглушкой и стопкой таблеток смешанно-оксидного топлива образует один или несколько газовых пленумов. Пленум сообщается с кольцевым пространством в каждой из топливных таблеток для сбора газообразных продуктов деления, вырабатываемых при выгорании топлива. Кольцевое пространство в каждой из топливных таблеток имеет диаметр приблизительно от 1 до 4 мм, предпочтительно, от 2 до 4 мм.

В одном предпочтительном варианте осуществления, элементы смешанного оксидного топлива не содержат никакого выгорающего поглотителя. В другом варианте осуществления, при увеличенных загрузках расщепляющегося Pu, некоторые стержни в тепловыделяющей сборке могут содержать выгорающий поглотитель. Согласно этому изобретению, в случае последнего варианта осуществления, стержни, содержащие выгорающий поглотитель, могут содержать "хвосты" или "природный" уран, легированный выгорающим поглотителем, например, Gd₂O₃. Предпочтительно, пленум образуется на каждом конце стопки топливных таблеток между стопкой топливных таблеток и концевыми заглушками, для сбора газообразных продуктов деления.

Предпочтительно, разнесенный массив из совокупности топливных стержней в тепловыделяющей сборке располагается в зонной структуре радиального обогащения, где весовой процент обогащения топливных стержней уменьшается при радиальном перемещении от центра тепловыделяющей сборки от зоны к зоне. Желательно, чтобы зонная структура радиального обогащения имела, по меньшей мере, три зоны. Предпочтительно, относительный весовой процент обогащения составляет около 1,00 для центральной зоны, приблизительно 0,65 для промежуточной зоны и приблизительно 0,45 для внешней периферийной зоны. Согласно варианту осуществления этого изобретения с массивом 17×17 топливных стержней в сборке, центральная зона, предпочтительно, имеет приблизительно 72 топливных стержня, промежуточная зона имеет приблизительно 128 топливных стержней, и внешняя периферийная зона имеет приблизительно 64 топливных стержня. Предпочтительно, внешняя периферийная зона состоит из внешнего периферийного слоя топливных стержней, расположенных по периметру тепловыделяющей сборки.

Краткое описание чертежей

Чтобы лучше понять изобретение, следует обратиться к нижеследующему описанию предпочтительных вариантов осуществления, приведенному со ссылкой на прилагаемые чертежи, на которых:

фиг.1 - упрощенная схема системы ядерного реактора, к которой можно применять это изобретение;

фиг.2 - вертикальная проекция, частично в разрезе, корпуса ядерного реактора и внутренних компонентов, к которым можно применять это изобретение;

фиг.3 - вертикальная проекция, частично в разрезе, тепловыделяющей сборки, изображенной в вертикально укороченной форме, некоторые детали которой для наглядности удалены;

фиг.4 - вертикальная проекция, частично в разрезе, где показан один вариант осуществления топливного стержня, конструкция которого отвечает этому изобретению;

фиг.5 - вид сверху тепловыделяющей сборки в промежуточном осевом сечении, где показана зонная структура радиального обогащения согласно этому изобретению;

фиг.6 - графическое представление сравнения реактивности сборки UO₂ без и с 8 стержнями Gd₂O₃ и сборки MOX, конструкция которой отвечает этому изобретению;

фиг.7 - карта, демонстрирующая схему загрузки активной зоны смешанной конструкции MOX/UO₂ с симметрией активной зоны относительно поворота на четверть оборота.

Описание предпочтительных вариантов осуществления

Смешанно-оксидная активная зона из топлива UO₂ и MOX создает две конструкционные проблемы, которые не встречаются в активных зонах, содержащих только UO₂. Прежде всего, топливные стержни MOX работают при более высоких температурах по сравнению с топливными стержнями UO₂ при одной и той же погонной теплоотдаче, т.е. одной и той же мощности в киловаттах на фут стержня. Это приводит к повышению скорости выделения газообразных продуктов деления и повышению внутреннего давления стержня в топливных стержнях MOX, что ограничивает срок службы топлива. Ограничение по энергетическому выходу для MOX топлива составляет примерно от 40 до 50 МВт-сут (мегаватт-суток)/кг HM (килограмм тяжелого металла), по сравнению с примерно от 62 до 75 МВт-сут/кг U для топлива UO₂. В активной зоне с более высокой плотностью мощности, это ограничение по энергетическому выходу может ограничивать число циклов между перезарядками топлива, которые может совершить MOX-сборка, двумя или, максимум, тремя циклами. Вторая конструкционная проблема обусловлена большими отличиями в спектре нейтронного потока между сборками UO₂ и MOX. Сборки UO₂, в сущности, действуют как мощные источники тепловых нейтронов для соседних MOX-сборок, что может приводить к избыточным всплескам мощности в MOX-топливе, если топливные стержни и решетка неправильно сконструированы.

В некоторых традиционных сборках с бланкетом UO₂ применяются топливные стержни с кольцевыми таблетками в нижних 8" (20,32 сантиметров) и верхних 8" (20,32 сантиметров) стопках топливных таблеток. В этом изобретении, согласно фиг.4, используются таблетки 78, имеющие кольцевое отверстие 82, по всей активной области оболочки 68 топливных стержней 66. В одном варианте осуществления, активная область проходит от нижней концевой заглушки 74 до верхнего возвышения 84, которое отделено от верхнего концевого колпака 72 с образованием пленума 88, который, совместно с объединенным кольцевым пространством 82 таблеток 78, образует резервуар для сбора газообразных продуктов деления, вырабатываемых при выгорании топлива. Центральное кольцевое пространство 82 служит для двух целей. Во-первых, кольцевое пространство обеспечивает дополнительный объем пленума топливного стержня, чтобы выдерживать повышенную скорость выделения газообразных продуктов деления MOX-топлива. Во-вторых, кольцевое пространство 82 снижает пиковую и среднюю температуру топливных таблеток 78, снижая скорость выделения газообразных продуктов деления. Сочетание этих преимуществ позволяет стержню кольцевого MOX-топлива достигать значительно более высокого энергетического выхода, чем обычный стержень сплошного ядерного топлива. Хотя нужно иметь возможность удовлетворять техническим требованиям к эксплуатации реактора, где применяется несколько сплошных топливных таблеток на нижнем конце стопки для увеличения объема активного топлива, анализ показывает, что предпочтительно иметь кольцевое отверстие 82 во всех таблетках 78 по всей длине стопки таблеток. Размер кольцевого пространства является компромиссом между обеспечением большего количества активного материала и, таким образом, увеличения выхода мощности или снижения температур и обеспечением большего объема для сбора газообразных продуктов деления для снижения внутреннего давления топливного стержня, анализ показывает, что предпочтительно иметь кольцевое пространство 82 диаметром приблизительно от одного до четырех мм, и, наиболее предпочтительно, от двух до четырех мм. Конкретное исследование, предполагающее использование кольцевых MOX-таблеток по всей длине стопки топливных таблеток с такими же геометрическими пропорциями, что и стандартная таблетка с кольцевым бланкетом от Westinghouse Electric Company LLC, показало, что стержень кольцевого MOX-топлива может достигать энергетического выхода 70 МВт-сут/кг HM без превышения рабочего давления системы охлаждения реактора, равного приблизительно 15,5 МПа.

В другом предпочтительном варианте осуществления, показанном на фиг.4, топливный стержень снабжен вторым пленумом 90 между нижней концевой заглушкой 74 и нижней точкой 86 топливной стопки для дополнительного размещения газообразных продуктов деления, вырабатываемых при выгорании топлива. Топливная стопка поддерживается на расстоянии от нижнего концевого колпака 74 отталкивателем 92, который более подробно описан в патентной заявке США №12/053771, поданной 24 марта 2008 г. и присвоенной правообладателю данной заявки.

В этом изобретении применяется радиальное изменение содержания расщепляющегося Pu MOX-стержней в сборке, которое показано на фиг.5. На фиг.5 показана карта иллюстративной тепловыделяющей сборки 17x17, где относительные обогащения расщепляющегося Pu показаны в местах размещения топлива вокруг направляющих трубок (GT) и инструментальной трубки (IT). Зонирование радиального обогащения для сборки 22 обеспечивает большую свободу в размещении MOX-сборок в активной зоне реактора. Без зонирования радиального обогащения, MOX-сборка, расположенная в непосредственной близости от сборки UO₂, увидит значительное повышение мощности в периферийном слое топливных стержней, что может приводить к превышению их фактора неравномерности, установленного согласно анализу безопасности. Эта конструкция использует зонирование обогащения из трех разных обогащений в MOX-сборке. Относительное обогащение трех разных типов стержня устанавливается так, чтобы распределение мощности между стержнями сборки было сравнительно плавным независимо от характеристик соседних сборок, что, в свою очередь, приводит к снижению факторов неравномерности для одной и той же средней мощности сборки. Поскольку отношение пиковой мощности к средней мощности лучше, чем для незонированной сборки, MOX-сборки можно брать для повышения средних мощностей, и это значит, что MOX-стержни можно загружать с повышенным содержанием расщепляющегося Pu. В активной зоне, где используется комбинация тепловыделяющих сборок MOX и UO₂, это означает, что обогащение топлива UO₂ можно снизить для того же энергетического выхода активной зоны, снижая стоимость топлива UO₂. Предпочтительное радиальное зонирование, показанное на фиг.5, имеет относительное обогащение расщепляющегося плутония с весовым процентом 1,00 в центральной зоне, 0,65 в промежуточном бланкете и 0,45 в периферийном бланкете, который представляет собой внешний ряд, расположенный по периметру тепловыделяющей сборки 22.

На фиг.6 показаны графики, позволяющие сравнивать реактивность сборок UO₂ без и с восемью стержнями Gd₂O₃ и сборки MOX вышеописанной конструкции. Конструкции сборок UO₂ и MOX имеют примерно одинаковую реактивность при энергетическом выходе сборки приблизительно 34 ГВт-сут/MTM (гигаватт-суток/метрическую тонну металла). Это довольно близко к среднему энергетическому выходу сборки топлива UO₂ после двух циклов работы. MOX-сборки превышают этот энергетический выход в течение своего второго цикла работы.

На фиг.7 показана схема загрузки активной зоны смешанной конструкции MOX/UO₂ с симметрией активной зоны относительно поворота на четверть оборота. Область подачи 48 сборок делится на две подобласти: ZU с 24 сборками с ²³⁵U с весовым процентом 4,05 и Z-MOX с 24 сборками, зонированными, как показано на фиг.5. Кроме того, верхние и нижние восемь дюймов (20,32 сантиметров) каждой сборки ZU образуют осевой бланкет из ²³⁵U с весовым процентом 3,2. На фиг.7 также показано количество стержней Gd₂O₃ на сборку ZU, причем на одну область подачи приходится всего 64 стержня с весовым процентом 2 и 64 стержня с весовым процентом 8. В каждой сборке ZU со стержнями Gd₂O₃ используется комбинация обоих типов стержня. Сборки Z-MOX не содержат стержней Gd₂O₃. В другом варианте осуществления при увеличенных загрузках расщепляющегося Pu, некоторые стержни в тепловыделяющей сборке MOX могут содержать выгорающий поглотитель. В последнем варианте осуществления стержни, содержащие выгорающий поглотитель, могут содержать "хвосты" или "природный" уран, легированный выгорающим поглотителем, например, Gd₂O₃.

Комбинированное применение полностью кольцевых топливных стержней MOX с зонированием радиального обогащения позволяет заменить активную зону полностью из UO₂ на 50% тепловыделяющими сборками MOX без снижения производительности. Действие активной зоны улучшается с использованием "механического регулирования" или стратегии регулировки распределения мощности в активной зоне MSHIM, что позволяет следовать за нагрузкой. Основное различие между MSHIM и традиционным режимом работы на современных электростанциях состоит в том, что MSHIM заменяет частое манипулирование концентрацией растворимого бора в течение ежедневных маневров перемещениями регулирующих стержней, тем самым снижая количество отработанной воды, вырабатываемой в течение цикла и значительно упрощая конструкцию химического объема и системы управления. Группы регулирующих стержней, перемещающиеся для T_avg (средней температуры), и управление осевой формой мощности не зависят друг от друга и в Westinghouse AP 1000 автоматически регулируются системой управления стержнями свыше 15% номинальной тепловой мощности, что упрощает маневры следования за нагрузкой, а также работу при базовой нагрузке.

Хотя были подробно описаны конкретные варианты осуществления изобретения, специалист в данной области техники может предложить различные модификации и альтернативы этих вариантов осуществления, исходя из общих идей раскрытия. Соответственно, раскрытые конкретные варианты осуществления являются исключительно иллюстративными и не призваны ограничивать объем изобретения, который в полном объеме определяется формулой изобретения и любыми ее эквивалентами.

Перечень ссылочных обозначений

10 Корпус реактора 12 Крышка корпуса 14 Активная зона 16 Насос 18 Парогенератор 20 Трубопровод 22 Тепловыделяющая сборка 24 Нижняя часть ВКУ 26 Верхняя часть ВКУ 28 Регулирующие стержни 30 Впускное сопло 32 Шахта активной зоны 34 Нижний пленум 36 Нижняя плита активной зоны 37 Нижняя опорная плита активной зоны 38 Окружающая область активной зоны 40 Отверстия верхней плиты активной зоны 44 Выпускное сопло 46 Верхняя опорная сборка 48 Опорная колонна 50 Подвижная штанга регулирующего стержня 52 Спайдерная сборка 54 Верхние направляющие трубки 55 Нижние направляющие трубки 56 Шплинт 58 Нижнее сопло 60 Верхний пленум 62 Верхнее сопло 64 Решетки 66 Топливные стержни 68 Оболочка 70 Топливные таблетки 72 Верхняя концевая заглушка 74 Нижняя концевая заглушка 76 Пружина верхнего пленума 78 Кольцевая топливная таблетка

80 Механизм управления группой стержней

82 Кольцевое отверстие топливной таблетки 84 Верхняя граница активной области 86 Нижняя граница активной области 88 Верхний пленум 90 Нижний пленум 92 Отталкиватель

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерного реактора с водой под давлением. ТВС, позволяющая сжигать смешанное оксидное топливо, содержит стопку полностью кольцевых топливных таблеток в топливных стержнях. Радиальное обогащение в сборке зонировано с уменьшением весового процента обогащения топливных стержней Pu при радиальном перемещении от центральной зоны ТВС к следующей зоне. Технический результат - сравнительно плавное распределение мощности между стержнями сборки независимо от характеристик соседних сборок. 4 з.п. ф-лы, 7 ил.

1. Тепловыделяющая сборка ядерного топлива для легководного ядерного реактора, содержащая разнесенный массив из совокупности топливных стержней смешанного оксидного топлива, расположенных рядами и столбцами, причем разнесенный массив из совокупности топливных стержней располагается в зонной структуре радиального обогащения, содержащей, по меньшей мере, три зоны, центральную зону, промежуточную зону и внешнюю зону, где весовой процент обогащения топливных стержней Pu в каждой зоне по существу одинаков, и где весовой процент обогащения топливных стержней Pu уменьшается при радиальном перемещении от центральной зоны тепловыделяющей сборки к следующей зоне, причем внешняя зона состоит из топливных стержней, расположенных по периметру тепловыделяющей сборки, во внешних рядах и столбцах, с по существу одинаковым весовым процентом обогащения, а промежуточная зона содержит значительно больше топливных стержней относительно центральной зоны и внешней зоны.

2. Тепловыделяющая сборка по п.1 без какого-либо выгорающего поглотителя.

3. Тепловыделяющая сборка по п.1, в которой весовой процент обогащения Pu составляет около 1,00 для центральной зоны, около 0,65 для промежуточной зоны и около 0,45 для внешней периферийной зоны.

4. Тепловыделяющая сборка по п.1, содержащая квадратный массив 17×17 топливных стержней, в котором центральная зона имеет приблизительно 72 топливных стержня, промежуточная зона имеет приблизительно 128 топливных стержней, и внешняя периферийная зона имеет приблизительно 64 топливных стержня.

5. Тепловыделяющая сборка по п.1, в которой внешняя периферийная зона состоит из внешнего периферийного слоя топливных стержней, расположенных по периметру тепловыделяющей сборки.