СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2015 года по МПК G21C7/04 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам повышения глубины выгорания топлива тепловыделяющих сборок (ТВС), и может быть использовано для увеличения энерговыработки ТВС в канальном ядерном реакторе, работающем в энергетическом режиме.

Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива в канальных реакторах атомных электростанций (АЭС), является глубина выгорания ядерного топлива. Определяется она двумя основными факторами: обеспечением надежной работы ТВС в реакторе и достижением максимальной величины энерговыработки. Известно, что в процессе облучения ТВС в реакторе изменяется изотопный состав делящихся элементов, входящих в топливную композицию тепловыделяющих элементов. В «свежем» ядерном топливе (ЯТ) в зависимости от величины начального обогащения содержится определенное исходное количество изотопов урана-235 и урана-238. Уран-235 делится в реакторе под воздействием тепловых нейтронов, его доля снижается в процессе эксплуатации ТВС. Из ядер урана-238 образуются делящиеся изотопы плутония-239, 241, которые накапливаются в процессе эксплуатации ТВС и вносят свой вклад в величину суммарного энерговыделения ТВС за счет деления на нейтронах резонансных энергий. В процессе облучения ТВС в реакторе РБМК-1000 нейтроны деления при замедлении в графите могут достигать энергий резонансного взаимодействия с ядрами урана-238 с последующим образованием ядер плутония 239, которые в совокупности с ядрами урана-235 участвуют в процессе энерговыделения. В зависимости от величины интегрального энерговыделения (энерговыработки) ТВС соотношение долей энерговыделения в ТВС в результате деления ядер урана-235 и плутония-239 меняется, например доли энерговыделения в ТВС с выгоранием 1800 МВт·сут/ТВС при делении ядер топлива составляют: 62% - уран-235, 30% - плутоний-239, 4% - уран-238. Для ТВС с энерговыработкой - 2400 МВт·сут/ТВС доли энерговыделения в ТВС при делении ядер топлива составляют: 52% - уран-235, 37% - плутоний-239, 4% - уран-238. При работе реактора на мощности в активной зоне загружено - 1693 ТВС, которые имеют различные значения энерговыработки, а значит и различные соотношения долей энерговыделения от деления ядер урана-235 и плутония-239. При достижении значения средней энерговыработки топливных сборок - 1700 МВт·сут/ТВС в реакторе имеется значительное количество ТВС с энерговыработкой от 1700 до 2400 МВт·сут/ТВС, которые можно использовать для повышения вклада плутония в общую энерговыработку.

В качестве ближайшего аналога заявляемого изобретения принято техническое решение по патенту РФ №2239247 от 06.02.2002, МКИ G21C 7/04, так как именно в нем впервые осуществлены целенаправленные действия, обеспечившие на момент создания изобретения максимально возможное использование изотопов плутония-239, 241 в топливном цикле канального реактора с графитовыми замедлителями. Согласно описанию в заявленном способе осуществления ядерного топливного цикла канального реактора с графитовым замедлителем путем формирования активной зоны в процессе загрузки тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов, программных перемещений тепловыделяющих сборок и программных изменений положений стержней-поглотителей (СУЗ) было предложено при достижении средней энерговыработки тепловыделяющих сборок в реакторе величин 1500÷1600 МВт·сут/ТВС, в ячейки периодичности со спектром нейтронов, ужесточенным до величин энергии резонансного поглощения нейтронов плутонием, вместо «выгоревших тепловыделяющих сборок устанавливать тепловыделяющие сборки с остаточным содержанием урана-235 в пределах 0,5÷0,6 кг. Кроме того, ужесточение спектра нейтронов по патенту осуществляют посредством загрузки уран-эрбиевого топлива с начальным обогащением 2,8÷3,0% по урану-235. Регулирование температуры замедлителя достигается путем изменения соотношения азотно-гелиевой смеси при продувке реакторного пространства.

Недостатком технического решения из ближайшего аналога являются: технологические сложности реализации способа в масштабах всего реактора и ограниченность вовлечения в энерговыделение образовавшихся в реакторе изотопов плутония.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в увеличении на данном этапе жизненного цикла реактора величины энерговыработки ТВС в реакторе, за счет использования наработанного плутония-239, 241, сокращении удельного расхода ТВС, и как следствие, повышении экономической эффективности топливного цикла АЭС.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты, предложено, при достижении значения среднего по реактору выгорания тепловыделяющих сборок ~ 1700 МВт·сут/ТВС, в периферийной части активной зоны реактора, ограниченной областью 0,8÷1,0 радиуса активной зоны реактора, формировать ячейки из девяти тепловыделяющих сборок с выгоранием в центральной тепловыделяющей сборке 1700÷3000 МВт·сут/ТВС, при среднем значении выгорания тепловыделяющих сборок по ячейке без центральной тепловыделяющей сборки ~ 2400 МВт·сут/ТВС, при дальнейшей работе реактора центральные тепловыделяющие сборки ячеек заменять на свежие с начальным обогащением до 3% по урану-235 и поддерживать в ячейках энерговыделение на уровне среднего по реактору путем перемещения стержней системы управления и защиты. Кроме того, предложено, после достижения выгорания ~ 1500 МВт·сут/ТВС в центральных тепловыделяющих сборках сформированных ячеек периферийной части активной зоны реактора их перегружать в центральную часть активной зоны реактора, а вместо них загружать свежие тепловыделяющие сборки.

Поясняющий материал представлен на фиг.1, 2, 3, 4, 5, где на фиг.1 представлена картограмма активной зоны реактора РБМК-1000, на фиг.2 дано условное изображение топливной ячейки из 9 ТВС. На фиг.3 отображено распределение числа ТВС в реакторе с энерговыработками с интервалом энерговыработки через каждые 100 МВт·сут/ТВС. На фиг.4 (таблица) представлены доли (%) деления уран-эрбиевого топлива с обогащением 2% по изотопам в зависимости от энерговыработки ТВС. На фиг.5 представлена зависимость доли (%) деления в уран-эрбиевом топливе с обогащением 2,8% от энерговыработки ТВС для урана-235 и плутония-239. На фиг.1 показано: 1 - плато реактора, 2 - формируемая ячейка. Периферийная зона расположена в промежутке 0,8÷1,0 радиуса реактора. На фиг.2 технологические каналы (ТК) обозначены поз.3, в которых формируются ячейки размером 3×3 со средней величиной энерговыработки ТВС по ячейке равной приблизительно 2400 МВт·сут/ТВС. Поз. 4 обозначена центральная ячейка. Диапазон отклонения от среднего значения 2400 МВт·сут/ТВС принимается равным ± 200 МВт·сут/ТВС. Для формирования таких ячеек используют ТВС из любого ТК реактора с требуемой энерговыработкой. Фиг.3 отображает распределение числа ТВС в реакторе с энерговыработками в интервалах через каждые 100 МВт·сут/ТВС для текущего состояния загрузки активной зоны и используется для выбора ТВС, необходимых для формирования ячеек со средним значением энерговыработки приблизительно 2400 МВт·сут/ТВС. На фиг.2 изображена топливная ячейка, в центр которой загружают свежую ТВС. Иллюстрацией для обоснования необходимости достижения значения средней энерговыработки ТВС в реакторе 1700 МВт·сут/ТВС являются данные таблицы (фиг.4), где представлена зависимость долей деления урана-235 и плутония-239 в уран-эрбиевом ядерном топливе с начальным обогащением 2,8% по урану-235. Из данных таблицы следует, что при значении средней энерговыработки ТВС в реакторе 1700 МВт·сут/ТВС отношение долей полного числа делений ядер урана-235 и плутония-239 равно 2. Для того чтобы увеличить долю полного числа делений ядер плутония-239 по отношению к урану-235, необходимо иметь по крайней мере области реактора, где средние значение энерговыработки составляет приблизительно 2400 МВт·сут/ТВС. При этом можно достичь отношения долей полного числа делений ядер урана-235 и плутония-239, равное 1.5, т.е. вовлечь в процесс энерговыделения в ТВС большее число делений на плутонии-239, чем на уране-235, с одной стороны, и загрузкой свежей ТВС, с другой стороны, для того, чтобы увеличить вероятность деления ядер плутония-239 за счет ужесточения спектра нейтронов в области ячейки. Таким способом, в ТВС окружающих свежую ТВС, ячейки будут вырабатываться больше энергии за счет вовлечения в процесс энерговыделения в ТВС деления ядер плутония-239. Естественно, что при этом снизится расход урана-235 на подпитку реактора свежим ядерным топливом, поскольку величина суммарного энерговыделения (мощность) реактора поддерживается постоянной.

Действия по осуществлению способа начинают с момента достижения средней величины энерговыработки ТВС в реакторе ~1700 МВт·сут/ТВС. Используя технологические данные ТВС в загрузке реактора (мощность, энерговыработка, начальное обогащение по урану-235, время и местонахождения в реакторе) из электронной информационной системы, проводят анализ параметров выгорания загруженных в реактор ТВС и их распределение в активной зоне. Определяют зависимость распределения числа ТВС от диапазона величины энерговыработки ТВС с шагом 100 МВт·сут/ТВС. Затем выделяют область реактора, ограниченную радиусом размером R (0,8-1,0) в периферийной части активной зоны, и формируют ячейки из девяти ТВС с одной центральной, в которых ТВС имеют значения энерговыработок в диапазоне 1700-3000 МВт·сут/ТВС, путем выбора ячеек с уже сложившейся требуемой величиной выгорания ТВС или путем перестановок требуемых ТВС с помощью РЗМ. Причем среднее значение энерговыработки ТВС в ячейках без центральной ТВС должно быть ~ 2400 МВт·сут/ТВС, что достигается дополнительными перегрузками из других ячеек в формируемую ячейку. При этом достигается соотношение ~ 1,5 в долях энерговыделения ТВС при делении урана-235 и плутония-239 для ТВС, расположенных в выбранных ячейках. Для получения планируемого эффекта за счет использования наработанного ранее плутония в центр сформированных ячеек загружают свежую ТВС с начальным обогащением до 3% по урану-235. При этом мощность таких ТВС не превышает значения (2,85 МВт) при регулировании стержнями системы управления и защиты. Загрузка свежих ТВС в центре ячейки дает большее число нейтронов с энергиями выше тепловой, увеличивая вероятность взаимодействия их с ядрами плутония в пределах этой ячейки. При достижении энерговыработки ТВС в центрах ячеек значений ~ 1500 МВт·сут/ТВС, когда эффективность их как источника надтепловых нейтронов в ячейке исчерпана, их перегружают в центральную область активной зоны для «дожигания», а на их место загружают другие свежие ТВС. В дальнейшем, при необходимости, обеспечивают поддержание средней по ячейке энерговыработки ТВС ~ 2400 МВт·сут/ТВС путем дополнительных перегрузок ТВС.

Изобретение относится к способам осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. В заявленном способе предусмотрено осуществление программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаление отработавших и установка новых тепловыделяющих сборок, перемещение стержней системы управления и защиты. При этом при достижении значения среднего по реактору выгорания тепловыделяющих сборок ~ 1700 МВт·сут/ТВС, в периферийной части активной зоны реактора (2), ограниченной областью 0,8÷1,0 радиуса активной зоны реактора, предусмотрено формирование ячеек из девяти тепловыделяющих сборок с выгоранием в центральной тепловыделяющей сборке 1700÷3000 МВт·сут/ТВС, при среднем значении выгорания тепловыделяющих сборок по ячейке без центральной тепловыделяющей сборки ~ 2400 МВт·сут/ТВС. При дальнейшей работе реактора центральные тепловыделяющие сборки ячеек (1) заменяются на свежие с и поддержанием в ячейках энерговыделения на уровне среднего по реактору путем перемещения стержней системы управления и защиты. Техническим результатом является увеличение жизненного цикла реактора, величины энерговыработки ТВС в реакторе, возможность использования наработанного плутония-239 и 241, сокращение удельного расхода ТВС. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.

1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты, отличающийся тем, что при достижении значения среднего по реактору выгорания тепловыделяющих сборок ~1700 МВт·сут/ТВС в периферийной части активной зоны реактора, ограниченной областью 0,8÷1,0 радиуса активной зоны реактора, формируют ячейки из девяти тепловыделяющих сборок с выгоранием в центральной тепловыделяющей сборке 1700÷3000 МВт·сут/ТВС, при среднем значении выгорания тепловыделяющих сборок по ячейке без центральной тепловыделяющей сборки ~2400 МВт·сут/ТВС, при дальнейшей работе реактора центральные тепловыделяющие сборки ячеек заменяют на свежие с начальным обогащением до 3% по урану-235 и поддерживают в ячейках энерговыделение на уровне среднего по реактору путем перемещения стержней системы управления и защиты.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что после достижения выгорания ~1500 МВт·сут/ТВС в центральных тепловыделяющих сборках сформированных ячеек периферийной части активной зоны реактора их перегружают в центральную часть активной зоны реактора, а вместо них загружают свежие тепловыделяющие сборки.