Патент на изобретение №2218613

(54) СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

(57) Реферат:

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора. Способ включает формирование активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов в процессе программных перемещений и извлечений тепловыделяющих сборок, программных перемещений стержней системы управления и защиты и замены дополнительных поглотителей на частично выгоревшие тепловыделяющие сборки. В процессе работы реактора после выгрузки всех дополнительных поглотителей часть полностью погруженных стержней системы управления и защиты заменяют на стержни кластерной конструкции. В качестве топлива с распределенным поглотителем нейтронов используют уран-эрбиевое топливо начального обогащения по U²³⁵ на 0,20,5% выше начального обогащения уран-эрбиевого топлива, загруженного до извлечения стержней системы управления и защиты. Технический результат: достижение максимально возможной глубины выгорания тепловыделяющих сборок, сокращение числа перегрузок, повышение свойств внутренней самозащищенности реактора, повышение экономической эффективности топливного цикла.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулирования глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора.

Известен способ осуществления топливного цикла канального ядерного реактора, заключающийся в том, что из активной зоны реактора выгружают выгоревшие тепловыделяющие сборки (ТВС) с урановым топливом и на их место помещают тепловыделяющие сборки со свежим урановым топливом. В промежутках между перегрузками ТВС (или в случае отказа перегрузочной машины либо по другим технологическим причинам, препятствующим перегрузке) для компенсации выгорания ТВС из активной зоны извлекают органы системы управления и защиты (СУЗ) [1, 2] . В качестве органа СУЗ используют подвижный (перемещаемый в вертикальном направлении канала СУЗ) стержень-вытеснитель и стержень-поглотитель, объединенные в единый орган телескопическим соединением либо жесткой втулкой (в дальнейшем по тексту стержень СУЗ). Для охлаждения стержня СУЗ используется легкая вода, которая занимает объем между вытеснителем и поглотителем, а также между стержнем СУЗ и стенкой канала СУЗ. Согласно указанному способу дополнительные поглотители (ДП) находятся в активной зоне в течение всей кампании ядерного реактора, а часть (до ~10% от общего количества) стержней СУЗ полностью вводят в активную зону. Такое решение позволило получить безопасную для работы реактора величину парового коэффициента реактивности < 1. Однако присутствие ДП и полностью погруженных стержней СУЗ, в сущности выполняющих роль ДП, приводит к потерям в глубине выгорания ~2025% и увеличению топливной составляющей приведенных затрат почти на 2530%, что существенно ухудшает экономические показатели эксплуатации реактора. Кроме того, из-за ускоренной выгрузки ТВС из реактора резко увеличились объемы ТВС с отработавшим топливом (ОТВС), что приводит к быстрому заполнению бассейнов выдержки (БВ) и хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). Из-за того что сборки имеют глубину выгорания ниже проектной, подкритичность БВ и ХОЯТ уменьшается, что снижает их безопасность. Кроме того, полностью погруженные стержни выведены из процесса управления полем энерговыделения, уменьшают эффективность аварийной защиты и увеличивают риск повреждения ТВС в случае самопроизвольного перемещения из активной зоны (самоход стержня). Известен способ осуществления топливного цикла канального реактора, при котором на место выгоревших тепловыделяющих сборок кроме свежих ставят также выгоревшие сборки, но с меньшей глубиной выгорания (топливо повторного использования) [3] . Дожигание топлива повторного использования в реакторе позволяет получить некоторую экономию свежего топлива, однако при этом остается проблема обеспечения безопасности реактора путем поддержания величины парового коэффициента реактивности < 1, для чего в активной зоне сохраняются ДП.

Наиболее близким аналогом способу является способ [4], заключающейся в том, что в процессе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, предусматривающем выполнение операций на реакторе по загрузке, выгрузке, программным перестановкам тепловыделяющих сборок и извлечению дополнительных поглотителей нейтронов из технологических каналов выделенных зон активной зоны реактора, а также установки вместо отработавших тепловыделяющих сборок, сборки – содержащие топливо с распределенным в нем поглотителем нейтронов, а вместо дополнительных поглотителей устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, подлежащие программной перестановке. Кроме того, в технологические каналы, предназначенные для дополнительных поглотителей нейтронов, устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 15002000 МВтсут [4].

Недостатком данного способа является невозможность достижения максимальной величины выгорания при наличии части стержней СУЗ, полностью введенных в активную зону. Извлечь органы СУЗ при данном способе тоже не представляется возможным с точки зрения безопасности – резко возрастает эффект обезвоживания контура охлаждения СУЗ (КО СУЗ) и с некоторой задержкой по времени увеличивается паровой эффект реактивности.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в достижении максимально возможной глубины выгорания ТВС, сокращении числа перегрузок, повышении свойств внутренней самозащищенности реактора, повышении экономической эффективности топливного цикла.

Сущность заявляемого изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора формированием активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов, в процессе программных перестановок и извлечений тепловыделяющих сборок, программных перемещений стержней системы управления и защиты, и замены дополнительных поглотителей на частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, предложено, в процессе работы реактора, после выгрузки всех дополнительных поглотителей, часть полностью погруженных стержней системы управления и защиты заменить на стержни кластерной конструкции, а в качестве топлива с распределенным поглотителем нейтронов использовать уран – эрбиевое топливо начального обогащения по U²³⁵ на 0,20,5% выше начального обогащения уран-эрбиевого топлива, загруженного до извлечения стержней системы управления и защиты.

Принципиальная конструкция стержней кластерной конструкции известна и представляет собой неподвижный вытеснитель (полая труба, стационарно установленная в канале СУЗ), в котором размещается пучок тонких поглотителей [5]. Для охлаждения стержня СУЗ кластерной конструкции требуется в несколько раз (~4 раза) меньше воды, чем для охлаждения стержней СУЗ с подвижным вытеснителем и поглотителем. Поэтому эффект обезвоживания КО СУЗ снижается ~ в 4 раза. По физической эффективности стержни СУЗ кластерной конструкции не отличаются от стержней СУЗ с подвижным вытеснителем и поглотителем. Однако извлечение полностью погруженных в активную зону стержней СУЗ сопровождается увеличением парового эффекта реактивности практически так же, как и извлечение ДП. Для компенсации парового эффекта реактивности, при условии достижения указанного эффекта от перехода к стержням кластерной конструкции, предлагается использовать уран-эрбиевое топливо с начальной концентрацией по U²³⁵ на 0,20,5% выше, чем начальное обогащение уран-эрбиевого топлива до извлечения стержней. Уран-эрбиевое топливо сильнее снижает паровой эффект, это удается сделать с помощью ДП или стержней СУЗ. Использование предлагаемого способа позволяет повысить эффективность топливного цикла на 515%.

Эксплуатацию реактора с учетом предлагаемого способа осуществляют следующим образом. После того как все дополнительные поглотители заменены на частично выгоревшие ТВС с урановым топливом их заменяют, известным способом, на ТВС с уран-эрбиевым топливом (ЭТВС). Это позволяет несмотря на выгрузку ДП и замены их на частично выгоревшие ТВС сохранить значение парового коэффициента реактивности на уровне исходного значения. В дальнейшем, извлекают полностью погруженные стержни системы управления и защиты, заменяя их на стержни кластерной конструкции, при этом в качестве топлива ЭТВС используют уран-эрбиевое топливо начального обогощения по урану и эрбию на 0,20,5% выше, чем начальное обогащение уран-эрбиевого топлива до извлечения стержней.

Использование изобретения приводит к повышению глубины выгорания топлива, к снижению расхода топливных сборок и тем самым затрат на их приобретение и транспортировку, хранение отработавшего топлива, его переработку и захоронение. Все это приводит к повышению экономичности топливного цикла.

Литература
1. Адамов Е.О. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК. -Атомная энергия, 1987, т. 62, вып. 4, с. 219 – 226.

2. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. Атомиздат 1980 г., с. 21-36.

3. Еперин А.П., Рябов В.И., Варовин И.А. и др. Перегрузка топлива на реакторах Ленинградской АЭС.- Атомная энергия, 1985, т.58, вып.4, с.219-220.

4. Патент РФ 2117341 на изобретение, 29.05.1997 г. (ближайший аналог).

5. И.Н. Аборина. Физические исследования реакторов ВВЭР. Атомиздат. 1978 г., с. 66-73.

Формула изобретения

Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора формированием активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов в процессе программных перестановок и извлечений тепловыделяющих сборок, программных перемещений стержней системы управления и защиты и замены дополнительных поглотителей на частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, отличающийся тем, что в процессе работы реактора после выгрузки всех дополнительных поглотителей часть полностью погруженных стержней системы управления и защиты заменяют на стержни кластерной конструкции, а в качестве топлива с распределенным поглотителем нейтронов используют уран-эрбиевое топливо начального обогащения по U²³⁵ на 0,20,5% выше начального обогащения уран-эрбиевого топлива, загруженного до извлечения стержней системы управления и защиты.

PD4A – Изменение наименования обладателя патента СССР или патента Российской Федерации на изобретение

(73) Новое наименование патентообладателя:

Открытое акционерное общество «Концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (RU)

Адрес для переписки:

188540, Ленинградская обл., г. Сосновый Бор, Филиал ОАО «Концерн Энергоатом» «Ленинградская атомная станция», заместителю Генерального директора директору филиала В.И. Лебедеву

Извещение опубликовано: 10.06.2009 БИ: 16/2009