способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Формула изобретения

1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем формирования активной зоны в процессе загрузки, выгрузки и программных перемещений тепловыделяющих сборок с урановым топливом начального обогащения 2,4% по U²³⁵ и с уран-эрбиевым топливом начального обогащения 2,6% по U²³⁵, содержащим 0,41% Еr¹⁶⁷, отличающийся тем, что в периферийные технологические каналы, расположенные в области, ограниченной 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора, перемещают или топливные сборки с урановым топливом, достигшие глубины выгорания 28002900 МВтсут/ТВС, а их выгрузку производят при достижении глубины выгорания 3 100 МВтсут/ТВС, или топливные сборки с уран-эрбиевым топливом, достигшие глубины выгорания 31003200 МВтсут/ТВС, а их выгрузку производят при достижении глубины выгорания 3 500 МВтсут/ТВС.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что топливные сборки перемещают в периферийные технологические каналы активной зоны реактора при наличии в реакторе не менее 500 - 600 сборок с уран-эрбиевым топливом.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.

Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива на АЭС, является глубина выгорания топлива. На реакторе, работающем в режиме непрерывных перегрузок, для компенсации выгорания тепловыделяющих сборок (ТВС) в активной зоне осуществляют загрузку свежих ТВС, либо частично выгоревших ТВС взамен ТВС, достигших проектной величины выгорания [1] . Для снижения влияния парового эффекта реактивности на физические характеристики реактора, а следовательно, для повышения степени надежности и безопасности эксплуатации активной зоны канального реактора в активной зоне размещают некоторое количество дополнительных поглотителей (ДП), содержащих изотоп бора [2]. Использование ДП уменьшает количество ТВС в активной зоне, снижает надежность работы реактора вследствие дополнительной тепловой нагрузки на ТВС, и уменьшает полноту выгорания вследствие увеличения темпа загрузки свежих ТВС. В процессе эксплуатации ДП, содержащийся в них поглотитель нейтронов - бор, выгорает и ДП подлежат замене на новые. Замена ДП производится после ~500 эффективных суток работы реактора. Постоянное нахождение ДП в активной зоне приводит к уменьшению глубины выгорания топлива по сравнению с проектным и к увеличению топливной составляющей приведенных затрат почти на 25-30%, что существенно ухудшает экономические показатели эксплуатации реактора РБМК. Кроме того, из-за досрочной выгрузки ТВС из реактора значительно увеличивается количество ТВС с отработавшим тепловыделяющим топливом, что приводит к быстрому заполнению бассейнов выдержки (БВ) и хранилищ отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). Из-за того, что сборки имеют фактическую глубину выгорания ниже проектной, подкритичность БВ и ХОЯТ уменьшается, что снижает их безопасность. Также известны варианты использования дополнительных поглотителей в виде стерженьков-поглотителей нейтронов, которые устанавливаются непосредственно в центральную полость ТВС. Указанное позволяет уменьшить первоначальный всплеск мощности на начальном этапе эксплуатации ТВС, а после прохождения этапа эксплуатации ТВС на мощности выше средней по реактору стерженьки извлекают из полости ТВС. Этот способ использования стерженьков-поглотителей позволяет улучшить показатели топливного цикла РБМК. Известен способ формирования загрузки активной зоны канального реактора, при котором на место выгоревших тепловыделяющих сборок кроме свежих предлагается ставить 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 является способ [4], предусматривающий выполнение операций на реакторе по загрузке, выгрузке и программной перестановке тепловыделяющих сборок и дополнительных поглотителей нейтронов. В процессе выполнения операций с тепловыделяющими сборками и дополнительными поглотителями нейтронов на реакторе вместо отработавших тепловыделяющих сборок устанавливают сборки, содержащие топливо с распределением в нем поглотителей нейтронов, а вместо дополнительных поглотителей устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, подлежащие программной перестановке, с глубиной выгорания, определяемой по зависимости:

n(B)const/<f>,

где n(В) - количество ТВС в реакторе с глубиной выгорания, шт;

В - глубина выгорания топлива в ТВС, МВтсут/ТВС;

<f> - среднее макроскопическое сечение деления, 1/см.

Глубина выгорания устанавливаемых вместо дополнительных поглотителей нейтронов тепловыделяющих сборок составляет 1500-2000 МВтсут/ТВС. Указанное техническое решение привело к некоторому повышению экономических показателей эксплуатации ядерного топлива и повышению общего уровня эксплуатационной надежности и к упрощению процесса управления реактором. При этом в процессе замены уранового топлива на топливо с распределенным поглотителем (эрбием) происходит полная замена ДП на частично выгоревшие ТВС.

Недостатками ближайшего аналога является то, что он не решает при существующей системе обращения ТВС проблему использования ТВС с энерговыработкой, превышающей разрешенную по ТУ завода изготовителя и составляющей 2800 МВтсут/ТВС [5, 6]. Это связано с тем, что после загрузки в периферийную область активной зоны свежих урановых ТВС наблюдается значительный всплеск мощности, что увеличивает непроизводительный расход нейтронов, но это обстоятельство не исключает возможность размещения свежих уран-эрбиевых тепловыделяющих сборок на периферии активной зоны. Это увеличивает непроизводительные расходы нейтронов за счет утечки из активной зоны и время облучения ТВС в реакторе, что вызвано пониженным потоком нейтронов на периферии по сравнению со средним по реактору и для достижения проектной глубины выгорания ТВС требуется значительное время. В свою очередь, значительное увеличение срока эксплуатации ТВС отрицательно сказывается на надежности этих сборок. Кроме того, в случае эксплуатации реактора по указанному способу остается неиспользованным значительное количество частично выгоревших отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) с относительно невысокой глубиной выгорания топлива. Такого вида ТВС, выгружаемые из реактора в течение более чем 10-летнего периода работы реакторов с ДП в активной зоне, подлежат хранению в бассейнах-хранилищах. Все это весьма негативно отражается на экономических показателях топливного цикла АЭС.

Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении глубины выгорания ТВС, находящихся как в текущей загрузке активной зоны, так и недогоревших ТВС, находящихся на хранении вне реактора в водных бассейнах, при сохранении современного уровня безопасности. Другой задачей, решаемой изобретением, является сокращение времени эксплуатации ТВС в реакторе.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, предусматривающем формирование активной зоны в процессе загрузки, выгрузки и программных перемещений тепловыделяющих сборок с урановым топливом начального обогащения 2,4% по U²³⁵ и с уран-эрбиевым топливом начального обогащения 2,6% по U²³⁵, содержащим 0,41% Er¹⁶⁷, предложено в периферийные технологические каналы, расположенные в области, ограниченной 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора, перемещать или топливные сборки с урановым топливом, достигшие глубины выгорания 2800-2900 МВтсут/ТВС, а их выгрузку производить при достижении глубины выгорания 3100 МВтсут/ТВС, или топливные сборки с уран-эрбиевым топливом, достигшие глубины выгорания 3100-3200 МВтсут/ТВС, а их выгрузку производить при достижении глубины выгорания 3500 МВтсут/ТВС. Кроме того, предлагается топливные сборки перемещать в периферийные технологические каналы активной зоны реактора при наличии в реакторе не менее 500-600 сборок с уран-эрбиевым топливом. Предпочтительно сначала извлечь ТВС с урановым топливом, как более старые и имеющие меньший запас надежности конструкции, а затем использовать ТВС с уран-эрбиевым топливом. Повышение глубины выгорания приводит 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. В результате повышения глубины выгорания топлива в реакторе появляется также возможность использовать ТВС с недовыгоревшим отработавшим топливом взамен удаляемых и, тем самым, снизить расход свежих ТВС. Дожигать топливо повторного использования целесообразно в периферийных рядах. Это связано с тем, что на периферии реактора, особенно в последних рядах каналов, поток нейтронов значительно ниже потока нейтронов в центральной области активной зоны. В результате улучшаются условия эксплуатации повторного загружаемого топлива (условия его эксплуатации должны быть более щадящими) за счет снижения его мощности (снижается температура, термические напряжения, увеличивается запас до кризиса и т.д.), сокращается темп его перегрузок, снижается отрицательное влияние этого топлива на реактивность. Если загружать ОТВС равномерно по активной зоне, то паровой коэффициент реактивности возрастает. Напротив, загрузка ОТВС на периферию зоны приводит к снижению парового коэффициента реактивности. Наибольшая продолжительность кампании ТВС (из-за увеличения глубины выгорания топлива в них по сравнению с обычным урановым топливом) наблюдается для периферийных сборок, поэтому возникает проблема их стойкости в течение длительного периода. Установка ОТВС на периферии активной зоны снимает эту проблему и повышает надежность реактора. Размещение топлива повторного использования на периферии активной зоны дополнительно снижает здесь поток нейтронов, что приводит к уменьшению утечки нейтронов и, тем самым, более эффективному использованию топлива. Проведенные расчеты показали, что уже при заполнении одного внешнего ряда ОТВС наблюдается сокращение расхода свежих ТВС. Экономия ТВС возрастает при заполнении отработавшим топливом двух или трех периферийных рядов каналов, что соответствует области, ограниченной 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора. Это связано с тем, что с увеличением количества ОТВС на периферии, за пределами указанного интервала, снижается средняя мощность периферийных каналов с ОТВС и возрастает мощность остальных каналов (при сохранении мощности реактора), т.е. увеличивается неравномерность энерговыделения, что влечет за собой снижение надежности и безопасности эксплуатации остальных ТВС. По этой причине нельзя загружать топливо повторного использования вне предела интервала 0,9-1,0 радиуса активной зоны реактора.

Способ осуществляется следующим образом. При выполнении операций в технологических каналах (ТК) на работающем реакторе по загрузке и выгрузке ТВС посредством перегрузочного устройства и при программной перестановке ТВС в пределах выделенных зон регулирования энерговыработок в ТК активной зоны ТВС с урановым топливом, достигшее глубины выгорания 2800 МВтсут/ТВС, и ТВС с уран-эрбиевым топливом, достигшее глубины выгорания 3200 МВтсут/ТВС, перемещают в ТК периферийной зоны с радиусом расположения ТК 0,9-1,0. В освобожденных от выгоревших ТВС до указанных выше величин устанавливаются ТВС с выгоранием 2800-3200 МВтсут/ТВС согласно программе перемещения, основанной на зависимости:

n(B)const/<f>,

где n(В) - количество ТВС в реакторе с глубиной выгорания, шт;

В - глубина выгорания топлива в ТВС, МВтсут/ТВС;

<f> - среднее макроскопическое сечение деления, 1/см.

Использование изобретения позволяет повысить глубину выгорания топлива, упростить процесс управления реактором, сохранить уровни безопасности и время нахождения ТВС в активной зоне. Кроме того, заметно снижается расход ТВС на единицу получаемой в реакторе тепловой энергии и сокращается количество операций по перегрузке ТВС, удается вернуть в топливный цикл часть недовыгоревшего топлива. Повышается эффективность топливного цикла за счет изменения непроизводительной утечки энергии тепловых нейтронов из реактора при существующем способе осуществления топливного цикла. Экономический эффект от использования данного способа может составить 1,5-2,0% в год на каждом реакторе. Таким образом, применение заявленного способа позволяет экономить свежее уран-эрбиевое топливо, дожигать ОТВС, снизить объемы извлекаемых преждевременно сборок, увеличить подкритичность топлива ОТВС в бассейнах-хранилищах, сократить транспортные расходы.

Источники информации

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

2. Н. Н. Понамарев-Степанов, Е.С. Глушков. Профилирование ядерного реактора. М.: Энергоатомиздат, 1988 г., с. 131-133.

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

4. Патент РФ 2117341, G 21 С 7/04.

5. Балыгин А.А., Бурлаков Е.В., Краюшкин А.В. Использование смешанного уран-плутониевого топлива в РБМК с разными выгорающими поглотителями. Атомная энергия, март 1999 г., т. 86, вып. 3, с. 163-167.

6. Технические условия ТУ 95.804-81, с.4.