стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора

Формула изобретения

1. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки составляет 5,85 10^-3 - 6,99 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 4,90 10^-3 - 5,75 10^-3 м и массу 0,42 - 0,66 кг.

2. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п. 1, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки составляет 5,85 10^-3 - 6,17 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 4,90 - 5,08 10^-3 м и массу 0,46 - 0,51 кг или наружный диаметр оболочки 6,66 10^-3 - 6,99 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 5,55 10^-3 - 5,75 10^-3 м и массу 0,60 - 0,66 кг.

3. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающийся тем, что внутренний диаметр оболочки составляет 5,01 10^-3 - 5,95 10^-3 м.

4. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п.1, и/или 2, и/или 3, отличающийся тем, что наружный и внутренний диаметры оболочки составляют соответственно 6,76 10^-3 - 6,88 10^-3 м и 5,77 10^-3 - 5,83 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 5,64 10^-3 - 5,67 10^-3 м и массу 0,62 - 0,64 кг или наружный и внутренний диаметры оболочки составляют соответственно 5,97 10^-3 - 6,07 10^-3 м и 5,09 10^-3 - 5,14 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 4,98 10^-3 - 4,99 10^-3 м и массу 0,48 - 0,5 кг.

5. Стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора по п. 1, и/или 2, и/или 3, и/или 4, отличающийся тем, что топливный сердечник выбран из таблеток со средней плотностью диоксида урана 10,4 10^-3 - 10,7 10³ кг/м³.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций 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 (1150 - 1700) МВт, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр.

В настоящее время получили широкое распространение в современных ядерных реакторах стержневые тепловыделяющие элементы. Стержневой 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 реактора ВВЭР-440.

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 7.3510^-3 м до 1510^-3 м (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М. , Энергоиздат, 1981, с. 32-36). При повышении величины требуемой энергонапряженности или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и теплопередачей, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к его объему, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения поверхности. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром.

Известные конструкции прутковых (стержневые твэлы большой длины, цельные по всей высоте активной зоны) и проволочных (диаметром меньше 310^-3 м) твэлов позволяют уменьшить линейную нагрузку на твэл. Так, прутковые твэлы, содержащие топливный сердечник из металлического урана, имеют диаметр 6.310^-3 м, длину 3.9 м и максимальную рабочую температуру 500^oC. Однако прутковые твэлы нашли свое применение в реакторах с тяжеловодным замедлителем и газовым теплоносителем, например, в реакторе КС-150 (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М. , Энергоиздат, 1981, с. 40-43). Проволочные твэлы просты по конструкции и технологии изготовления, однако использование проволочных твэлов предусматривает поперечное обтекание их потоком теплоносителя. Кроме того, практического применения такие твэлы пока не нашли (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 42).

Наиболее близким по технической сущности к описываемому техническому решению в настоящем изобретении является тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, и концевые детали (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 8-31).

Известный твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовал 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-440, 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 ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 857^oC. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600^oC.

Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя, предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700-750^oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые нагрузки до уровня средних, 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 необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной тепловыделяющей сборке (ТВС) водо-уранового 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-440 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-440, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.

Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:

- размер "под ключ" (14410^-3 м) и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-440;

- количество твэлов с уменьшенным диаметром в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-440;

- изменение значения удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-440, не должна превышать 11%;

- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР- 440;

- размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР-440.

Задачей настоящего изобретения является создание новых стержневых тепловыделяющих элементов для реактора типа ВВЭР-440, обладающих повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.

В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышения выгорания топлива в твэлах и снижается вероятность разгерметизации твэлов.

Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющем элементе водо-водяного энергетического реактора, содержащем топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, наружный диаметр оболочки выбран от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.9010^-3 м до 5.7510^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что наружный диаметр оболочки выбран от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.9010^-3 м до 5.7510^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг/м, что характеризует новую концепцию твэлов реактора ВВЭР-440 и, соответственно, тепловыделяющих сборок ВВЭР-440, 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 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м, а сам топливный сердечник имеет диаметр от 4.9010^-3 м до 5.7510^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг, то средняя линейная нагрузка на твэлы ВВЭР-440 уменьшается в 1.71-2.13 раза, при условии сохранения номинальной мощности реактора и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440.

Наружный диаметр оболочки целесообразно выбрать от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м, а сам топливный сердечник должен иметь диаметр от 4.9010^-3 м до 5.0810^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.51 кг или наружный диаметр оболочки следует выбрать от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 5.5510^-3 м до 5.7510^-3 м и массу от 0.60 кг до 0.66 кг. Причем внутренний диаметр оболочки может быть выбран от 5.0110^-3 м до 5.9510^-3 м.

Наиболее целесообразно выполнить твэл, у которого наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м и от 5.7710^-3 м до 5.8310^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5.6410^-3 м до 5.6710^-3 м и массу от 0.62 кг до 0.64 кг или наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м и от 5.0910^-3 м до 5.1410^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.9810^-3 м до 4.9910^-3 м и массу от 0.48 кг до 0.5 кг.

Кроме того, топливный сердечник может быть набран из таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.410³ кг/м³ до 10.710³ кг/м³.

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 6.310^-3 м. Однако, выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений диаметров топливного сердечника и его массы и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинации величин, составляющих отмеченные диапазоны наружного диаметра оболочки, диаметра сердечника без выбора величины массы топливного сердечника (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.

На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза описываемого твэла для реактора ВВЭР-440, на фиг. 2 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.

Тепловыделяющий элемент 1 включает топливный сердечник 2, выполненный диаметром от 4.9010^-3 м до 5.7510^-3 м в виде таблеток 3 (сплошных и/или с центральным отверстием) или стерженьков 4, размещенных в оболочке 5, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 6 (см. фиг. 1). Оболочка 5 в течение эксплуатации подвергается напряжениям 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 3 или стерженьков 4, в частности, путем выполнения их торцов 7 вогнутыми (см. фиг. 1) или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).

В качестве материала таблеток 3 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.410³ - 10.710³ кг/м³, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса урана в твэлах составляет 0.37-0.58 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-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2 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 топливным сердечником 2 и оболочкой 5 в описываемых твэлах был не менее 0.0510^-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.

Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 2, а также с учетом вышеприведенных условий, оболочка 5 стержневого твэла должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м и от 5.0110^-3 м до 5.9510^-3 м. Дело в том, что из первых двух вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-440. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именно:

- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.8510^-3 м до 6.9910^-3 м;

- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.0110^-3 м до 5.9510^-3 м;

- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.9010^-3 м до 5.7510^-3 м;

- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.42 кг до 0.66 кг.

Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР-440 наружным диаметром менее 5.8510^-3 м (например 5.810^-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не более 4.9010^-3 м и 0.42 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.9910^-3 м (например 7.010^-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не менее 5.7510^-3 м и 0.66 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение более 35%).

Следует отметить, что первые два вышеуказанные условия позволяют уточнить наиболее предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именно:

- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.8510^-3 м до 6.1710^-3 м или от 6.6610^-3 м до 6.9910^-3 м;

- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.0110^-3 м до 5.2310^-3 м или от 5.68-10^-3 м до 5.9510^-3 м;

- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.9010^-3 м до 5.0810^-3 м или от 5.5510^-3 м до 5.7510^-3 м;

- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.46 кг до 0.51 кг или от 0.60 кг до 0.66 кг.

Кроме того, из первого и пятого вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны ВВЭР-440 наиболее целесообразным является выполнение твэлов со следующими характеристиками:

- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 6.7610^-3 м до 6.8810^-3 м или от 5.9710^-3 м до 6.0710^-3 м;

- внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.7710^-3 м до 5.8310^-3 м или от 5.0910^-3 м до 5.1410^-3 м;

- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.6410^-3 м до 5.6710^-3 м или от 4.9810^-3 м до 4.9910^-3 м;

- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.62 кг до 0.64 кг или от 0.48 кг до 0.5 кг.

При эксплуатации рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 5 твэла 1 и, тем самым, осуществляет теплоотвод от топливного сердечника 2.

На фиг. 2, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной исходной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.110^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.810^-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что описываемый твэл обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так, для "горячего" твэла (твэла, имеющего максимальную тепловую линейную нагрузку) снижение максимальной температуры составляет 278^oC, а для твэлов со средней нагрузкой 150^oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности ВВЭР-440. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т > 550^oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т > 700^oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900^oC до уровня ниже 600^oC 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 удельных 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 зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВтсут/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 существующих конструкций твэлов. Средняя линейная нагрузка описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6.210^-3 м до 6.910^-3 м составляет 7.5 кВт/м и 6.01 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки 5.910^-3 м и 6.110^-3 м (для штатного твэла диаметром 9.110^-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.82 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в описываемых твэлах модернизированной активной зоны ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.

На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми твэлами в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1.71-2.13 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 позволяет:

- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-440;

- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-440;

- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВтсут/кг.

Следует отметить, что описываемые стержневые твэлы могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-440, но и в реакторах типа ВВЭР-1000 и РБМК, а также в иных водо-водяных реакторах с кипящей водой, в водо-водяных реакторах с водой под давлением, и в тяжело-водных реакторах.