способ осуществления ядерного топливного цикла канального реактора с графитовым замедлителем

Формула изобретения

1. Способ 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 в ячейках периодичности и изменений положений стержней-поглотителей системы управления и защиты, отличающийся тем, что при достижении средней энерговыработки тепловыделяющих сборок величины 15001600 МВтсут./ТВС в ячейку периодичности со спектром нейтронов, ужесточенным до величины энергии резонансного поглощения нейтронов плутонием, вместо выгоревшей тепловыделяющей сборки устанавливают тепловыделяющую сборку с остаточным содержанием урана 235 в пределах 0,50,6 кг.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что ужесточение спектра нейтронов осуществляют загрузкой уран-эрбиевого топлива с начальным обогащением 2,8-3,6% по урану 235.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в процессе программного перемещения в активной зоне тепловыделяющих сборок осуществляют снижение расхода теплоносителя в технологических каналах с частично выгоревшими тепловыделяющими сборками ячейки периодичности.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что ужесточение спектра нейтронов достигают повышением температуры замедлителя посредством увеличения содержания азота в азотно-гелиевой смеси реакторного пространства: в базовом режиме работы реактора содержание азота 10-40%, а на пониженном уровне мощности 10-100%.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной энергетике, 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 важнейших 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 эксплуатации 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. На реакторе, работающем на мощности в режиме непрерывных перегрузок ТВС с урановым ядерным топливом, для компенсации выгорания ядерного топлива выполняют перегрузки “выгоревших” ТВС, содержащих часть исходного уранового ядерного топлива (U²³⁵) и часть образовавшегося плутониевого ядерного топлива (Рu²³⁹, Рu²⁴¹), на “свежие” или “частично выгоревшие” ТВС. Перевод загрузки активной зоны канальных реакторов на уран-эрбиевое топливо, выгрузка дополнительных поглотителей из реактора, формирование загрузки активной зоны путем перестановок ТВС, с целью увеличения глубины выгорания топлива, позволили создать такие нейтронно-физические свойства канального реактора, при которых появилась возможность повышения эффективности использования образовавшегося плутония для увеличения энерговыработки ТВС.

Наиболее близким аналогом является способ [1], предусматривающий выполнение операций на реакторе с графитовым замедлителем, по перегрузке, программным перемещениям ТВС, программным изменениям положений стержней-поглотителей системы управления и защиты (СУЗ) в процессе замены ТВС с урановым топливом на ТВС с топливом, содержащим распределенный выгорающий поглотитель, например, эрбий. При этом производится выгрузка из реактора дополнительных поглотителей (ДП) и загрузка вместо них “частично выгоревших” ТВС. За счет использования средств, предлагаемых в способе, достигается высокая степень выгорания в основном уранового топлива (U³²⁵). Целенаправленных действий, обеспечивающих максимально возможное использование изотопов плутония-239, 241 в топливном цикле реактора, до настоящего времени не предпринималось.

Недостатком способа является недостаточное вовлечение в процесс энерговыделения плутониевого ядерного топлива, накопившегося при эксплуатации ТВС в реакторе.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в достижении максимально возможной величины энерговыработки ТВС в реакторе, сокращении удельного расхода ТВС, и как следствие, повышении экономической эффективности топливного цикла АЭС.

Сущность изобретения состоит в том, что в 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) предложено при достижении средней энерговыработки тепловыделяющих сборок в реакторе величин 1500-1600 МВтсут/ТВС в ячейку периодичности со спектром нейтронов, ужесточенным до величин энергий резонансного поглощения нейтронов плутонием, вместо “выгоревшей” тепловыделяющей сборки устанавливать тепловыделяющую сборку с остаточным содержанием урана-235 в пределах 0,5-0,6 кг. Кроме того, предложено ужесточение спектра нейтронов осуществлять загрузкой уран-эрбиевого топлива с начальным обогащением 2,8-3,6% по урану-235, в процессе программных перемещений ТВС в активной зоне осуществлять снижение зонального расхода теплоносителя в технологических каналах с тепловыделяющими сборками, которые имеют величину энерговыработки в пределах 2300-3500 МВтсут/ТВС, регулирование температуры замедлителя осуществлять продувкой реакторного пространства азотно-гелиевой смесью с содержанием азота 10-40% в базовом режиме работы реактора, а на пониженных уровнях мощности - 10-100%.

Данное изобретение может использоваться на реакторах с топливом, содержащим распределенный поглотитель, при достижении величины средней энерговыработки ТВС в реакторе ~1500 МВтсут/ТВС и более при условии сохранения парового коэффициента реактивности в пределах (0,3-0,8)_эфф. Путем программных перемещений ТВС достигается значение средней энерговыработки ТВС в реакторе до 1500-1600 МВтсут/ТВС. Для поддержания по ячейке периодичности запланированной средней энерговыработки ТВС загружают “свежие” и “частично выгоревшие” ТВС с различной долей накопленного плутония. Снижают зональный расход теплоносителя в каналах с ТВС, достигших энерговыработок 2300-3500 МВтсут/ТВС, сохраняя величину запаса до кризиса теплообмена в ТК в требуемых пределах. В ТК с меньшим расходом воды (повышенным паросодержанием) смещается спектр распределения нейтронов по энергиям в сторону больших энергий, что необходимо для реакции деления ядер Рu-239, Рu-241 нейтронами резонансных энергий. В базовом режиме и в режимах работы на пониженных уровнях мощности реактора, с целью ужесточения спектра, для повышения температуры замедлителя, увеличивают содержание азота в азотно-гелиевой смеси реакторного пространства (РП). При увеличении концентрации азота в РП за счет снижения теплопередающих свойств газовой смеси уменьшается теплопередача от графита к теплоносителю ТК, что приводит к росту температуры графитового замедлителя реактора.

Способ иллюстрируется примером его осуществления. В соответствии с указанной в формуле последовательностью осуществляют формирование загрузки активной зоны реактора посредством перегрузок ТВС в ячейках периодичности активной зоны реактора (локальная область групп технологических каналов с ТВС, расположенных вокруг каналов со стержнями-поглотителями СУЗ). Для этого ТВС с распределенным поглотителем перегружают по специальной программе, предусматривающей выбор ячейки периодичности, содержащей ТВС с энерговыработкой в пределах 3100-3500 МВтсут/ТВС и выгружают выбранную ТВС. На ее место загружают ТВС с энерговыработкой в пределах 0-2500 МВтсут/ТВС. В процессе перегрузки ТВС в технологическом канале для поддержания необходимой мощности в ТК осуществляют перемещение стержней СУЗ. До использования настоящего изобретения из реактора выгружались ТВС с энерговыработкой не более 2800 МВтсут/ТВС при достижении величины средней энерговыработки ТВС в реакторе 1200-1300 МВтсут/ТВС. При этом не представлялось возможности более полного использования уранового и образовавшегося плутониевого топлива в реакторе. Для обеспечения условий более эффективного использования топлива повышают среднюю величину энерговыработки ТВС в реакторе до 1500-1600 МВтсут/ТВС. При этом условии за счет дожигания ТВС в реакторе доводят энерговыработку ТВС, выгружаемых из реактора, до ~3500 МВтсут/ТВС. Это достигается использованием ТВС с остаточным содержанием урана-235 в пределах 0,5-0,6 кг, находящихся в выбранной области ячейки периодичности реактора или перемещаемых из других ячеек периодичности в выбранную область, для которой спектр нейтронов ужесточен до резонансных энергий поглощения нейтронов плутонием, что является существенным отличительным признаком заявленного способа. Ужесточение спектра нейтронов до резонансных энергий поглощения нейтронов плутонием достигается способом, предложенным в формуле изобретения, когда в выбранной области ячейки периодичности взамен ТВС, достигшей максимальной энерговыработки, загружают ТВС с уран-эрбиевым топливом повышенного начального обогащения, имеющим более жесткий спектр нейтронов, чем для уранового топлива [2]. В процессе программного перемещения в активной зоне тепловыделяющих сборок осуществляют снижение зонального расхода теплоносителя в технологических каналах с тепловыделяющими сборками, имеющими величину энерговыработки в пределах 2300-3500 МВтсут/ТВС. Кроме этого, для повышения глубины выгорания плутония в базовых режимах работы реактора и на пониженных уровнях мощности в РП подают азотно-гелиевую смесь с повышенным содержанием азота. При базовых режимах работы реактора содержание азота в смеси составляет 10-40%, на пониженных уровнях мощности - 10-100%. Для иллюстрации влияния резонансных энергий на вероятность деления Pu²³⁹ на чертеже изображена зависимость полного нейтронного сечения от энергии нейтронов для ядер Pu²³⁹ [3]. На оси абсцисс отложена величина энергии нейтрона в логарифмическом масштабе, в электрон-вольтах (Е эВ.), на оси ординат - сечение взаимодействия нейтронов с ядрами Рu²³⁹, в барнах (, барн). Представленная зависимость показывает, что наибольшая вероятность деления Рu²³⁹ происходит под действием нейтронов, имеющих энергию резонансов в диапазоне 3-54 эВ. Поэтому предлагаемые в заявке средства, которые обеспечивают смещение энергии взаимодействия части замедляющихся нейтронов в область резонансных энергий (3-54 эВ), увеличивают долю энерговыделения в ТВС за счет реакции деления изотопов плутония-239, 241 и, кроме того, позволяют обеспечивать более глубокое выгорание урана-235.

Литература

1. Патент РФ на изобретение №2117341, приоритет от 29.05.1997 г. (ближайший аналог).

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

3. Таблицы физических величин. Справочник под редакцией академика Кикоина И.К., Атомиздат, 1976 г.