стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора

Формула изобретения

1. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран от 7,00·10^-3 до 8,79·10^-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5,82·10^-3 до 7,32·10^-3 м соответственно, и массу от 0,64 до 1,06 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0,9240 до 0,9594.

2. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран от 7,00·10 ^-3 до 7,30·10^-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5,82·10^-3 до 6,07·10 ^-3 м соответственно, и массу от 0,64 до 0,73 кг или наружный диаметр оболочки выбран от 7,50·10^-3 до 8,20·10 ^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 6,24·10 ^-3 до 6,82·10^-3 м соответственно, и массу от 0,74 до 0,93 кг.

3. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран 7,00·10 ^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 5,82·10 ^-3 м и массу от 0,64 до 0,67 кг соответственно, или наружный диаметр оболочки выбран 7,8·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 6,49·10^-3 м и массу от 0,80 до 0,84 кг соответственно.

4. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по любому из пп.1-3, отличающийся тем, что радиальный зазор между топливным сердечником и оболочкой выполнен не менее 0,05·10^-3 м.

5. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по любому из пп.1-4, отличающийся тем, что топливный сердечник набран из таблеток или стерженьков со средней плотностью диоксида урана от 10,4 до 10,7 кг/м³.

6. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по любому из пп.1-5, отличающийся тем, что длина каждой таблетки или стерженька выбрана от 6,90·10^-3 до 12,00·10^-3 м.

7. Стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора по любому из пп.1-6, отличающийся тем, что в таблетках выполнено центральное отверстие диаметром от 1,08·10 ^-3 до 1,35·10^-3 м.

Описание изобретения к патенту

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих элементов, преимущественно для чехловых тепловыделяющих элементов (ТВС), 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.

Уровень техники

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 8.8·10^-3 до 11.22·10 ^-3 м (см. “Future fuel: Vattenfall's new approach” Nuclear Engineering International, September 1997, p.25-31). Известные твэлы обеспечивают относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовали 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 850°С. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600°С.

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°С. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые нагрузки, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов па 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 (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной тепловыделяющей сборке 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:

- шаг (147_+/-0.3 мм) между осями ТВС и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-440;

- размер "под ключ" и высота топливных сердечников модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440, не должны отличаться на 1,5 и 2,5%, соответственно;

- диаметр твэлов и их количество в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны;

- уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-440 не должно превышать ~ 10%;

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

- размещение органов системы управления и защиты (СУЗ) должно быть таким же, как и в штатной конструкции активной зоны реактора ВВЭР-440.

При увеличении глубины выгорания ядерного топлива или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и с условиями теплоотвода, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к весу топлива, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения удельной поверхности охлаждения. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром, а именно твэлов с диаметрами 6.0·10^-3 м и 6.80·10^-3 м (см. Бек Е.Г., Горохов В.Ф., Духовенский А.С., Колосовский В.Г., Лунин Г.Л., Панюшкин А.К. и Прошкин А.А. Совершенствование характеристик топлива реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 путем уменьшения диаметра тепловыделяющих элементов, доклад на конференции “Top Fuel-97”, Манчестер, 1997 г.). Однако, так как загрузка топлива в модернизированной ТВС на 3.4% меньше, чем у штатной ТВС для реактора ВВЭР-440, то несмотря на то, что в модернизированной ТВС с твэлами диаметром 6.8-10^-3 м при исходном обогащении, выбранном равным обогащению штатной ТВС, достигается глубина выгорания топлива на 2.1% больше, чем у штатной ТВС, это не компенсирует полностью потерю в продолжительности работы топливной загрузки по сравнению со штатной ТВС. Поэтому к вышеуказанным ограничениям следует также добавить следующее:

- для обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки ТВС уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к аналогичному значению штатной ТВС.

Наиболее близким по технической сущности к описываемому техническому решению в настоящем изобретении является стержневой тепловыделяющий элемент, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, и концевые детали (RU 2143141, G 21 С 3/00, 20.12.1999).

Использование таких твэлов в модернизированных ТВС реактора ВВЭР-440 позволяет за счет снижения тепловых нагрузок обеспечить возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повысить допустимую глубину выгорания топлива и снизить вероятность разгерметизации твэлов.

Однако сравнительная оценка стоимостей штатной ТВС реактора ВВЭР-440 (диаметр твэлов 9.1·10 ^-3 м) и модернизированной ТВС (твэлы уменьшенного диаметра 6.8·10^-3 м) показала, что заводская себестоимость модернизированной ТВС для реакторов ВВЭР-440 возросла на 18%, что является одной из причин, почему такие твэлы не нашли пока практического применения.

Сущность изобретения

Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых стержневых тепловыделяющих элементов водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-440, обладающих улучшенными характеристиками, в частности, повышенной безопасностью и надежностью эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенсировать увеличенную себестоимость модернизированной ТВС и получить в целом повышение экономической эффективности ВВЭР.

В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены технические результаты, заключающиеся в снижении линейных тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения допустимой глубины выгорания ядерного топлива.

Данные технические результаты достигаются тем, что в стержневом тепловыделяющем элементе, преимущественно для чехловых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора, содержащем топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, наружный диаметр оболочки выбран от 7.00·10 ^-3 до 8.79·10^-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10^-3 до 7.32·10 ^-3 м соответственно и массу от 0.64 до 1.06 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9240 до 0.9594.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что наружный диаметр оболочки выбран от 7.00·10^-3 до 8.79·10^-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10^-3 до 7.32·10^-3 м соответственно и массу от 0.64 до 1.06 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9240 до 0.9594, 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 7.00·10 ^-3 до 8.79·10^-3 м, топливный сердечник имеет диаметр от 5.82·10^-3 до 7.32·10 ^-3 м соответственно и массу от 0.64 до 1.06 кг, а отношение длины топливного сердечника к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9240 до 0.9594, то средняя линейная нагрузка на твэлы ВВЭР-440 может быть уменьшена в 1.33-1.76 раза, при условии сохранения номинальной мощности реактора и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440. Или наоборот, можно повысить тепловую мощность активной зоны, при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора, на величину до 3.6%, что может быть необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированных ТВС.

Наружный диаметр оболочки целесообразно выбрать от 7.00·10^-3 до 7.30·10^-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 5.82-10 ^-3 до 6.07·10^-3 м соответственно и массу от 0.64 до 0.73 кг или наружный диаметр оболочки следует выбрать от 7.50·10^-3 до 8.20·10^-3 м, а топливный сердечник должен иметь диаметр от 6.24·10 ^-3 до 6.82·10^-3 м соответственно и массу от 0.74 до 0.93 кт. Причем радиальный зазор между топливным сердечником и оболочкой выполнен не менее 0.05·10^-3 м.

Наиболее целесообразно выполнить тепловыделяющий элемент, у которого наружный диаметр оболочки выбран 7.00·10 ^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 5.82·10 ^-3 м и массу от 0.64 до 0.67 кг соответственно или наружный диаметр оболочки выбран 7.80·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр 6.49·10^-3 м и массу от 0.80 до 0.84 кг, соответственно.

Кроме того, топливный сердечник может быть набран из таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4·10³ до 10.7·10 ³ кг/м³. Причем длина каждой таблетки или стерженька выбрана от 6.90·10^-3 до 12.00·10^-3 м, а в самих таблетках могут быть выполнены центральные отверстия диаметром от 1.08·10^-3 до 1.35-10^-3 м.

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 6.8-10^-3 м для ТВС реактора ВВЭР-440. Однако выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений диаметров топливного сердечника и его массы и их взаимосвязи, а также без указания диапазона значений отношения длины топливного сердечника к длине твэла (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинации величин, составляющих отмеченные диапазоны наружного диаметра оболочки, отношения длины топливного сердечника к длине твэла и диаметра сердечника без выбора величины массы топливного сердечника (диоксида урана), приводят к возможности несоблюдения допустимого изменения значении водо-уранового отношения топливной решетки и/или греющей поверхности твэлов, которые позволяют принципиально решить 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 для реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения

Тепловыделяющий элемент 1 включает топливный сердечник, выполненный диаметром от 5.82·10^-3 до 7.32·10^-3 м в виде таблеток 2 с центральным отверстием 3 (или сплошных) диаметром от 1.08·10^-3 до 1.35·10^-3 м (или стерженьков) и длиной от 6.90·10^-3 до 12.00·10^-3 м, размещенных в оболочке 4, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 5 (см. фиг.1). Отношение длины топливного сердечника (столба топливных таблеток 2 или стерженьков) к длине тепловыделяющего элемента составляет от 0.9240 до 0.9594. Оболочка 4 в течение эксплуатации испытывает напряжения 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 2 (или стерженьков), в частности, путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).

В качестве материала таблеток 2 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана и/или диоксид плутония со средней плотностью (10.4·10 ^-3 - 10.7·10³) кг/м³, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана, а также смеси указанных делящихся материалов. Масса урана в твэлах составляет (0.58-0.91) 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 0.2 - 0.7 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 таблетками 2 топливного сердечника и оболочкой 4 в описываемых твэлах должен быть не менее 0.05·10^-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.

Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 2 топливного сердечника, а также с учетом вышеприведенных условий оболочка 4 стержневого твэла должна иметь наружный диаметр от 7.00·10^-3 до 8.79·10^-3 м. Дело в том, что из первых трех 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 7.00·10^-3 до 8.79·10^-3 м;

- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.82·10^-3 до 7.32·10 ^-3 м;

- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.64 до 1.06 кг;

- отношение длины топливного сердечника к длине твэла составляет от 0.9240 до 0.9594.

Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР-440 наружным диаметром менее 7.00·10^-3 м, например 6.9·10^-3 м, и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не более 5.81·10^-3 м и 0.63 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона отношения длины топливного сердечника к длине твэла (0.9240-0.9594) приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной 1 ВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла наружным диаметром более 8.79·10^-3 м, например 8.90·10^-3 м, и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не менее 7.33·10^-3 ми 1.07 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона отношения длины топливного сердечника к длине твэла (0.9240-0.9594) 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 значения относительного напора ГЦН более 10%).

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

- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 7.00·10^-3 до 7.30·10^-3 или от 7.50·10^-3 до 8.20·10^-3 м;

- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.82·10^-3 до 6.07·10^-3 м или от 6.24·10^-3 до 6.82·10^-3 м;

- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.64 до 0.73 кг или от 0.74 до 0.93 кг.

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

- наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран 7.00·10 ^-3 или 7.80·10^-3 м;

- диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран 5.82·10 ^-3 или 6.49·10^-3 м;

- масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.64 до 0.67 кг или от 0.80 до 0.84 кг.

При эксплуатации рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 4 твэла 1 и, тем самым, осуществляет теплоотвод от таблеток 2 топливного сердечника.

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 тюла 9.10·10 ^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 7.00·10^-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 280°С, а для твэлов со средней нагрузкой 150°С. 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°С, а также интенсивно возрастающим вкладом тепла пароциркониевой реакции в развитие аварийной ситуации при температурах Т>700°С. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900°С до уровня ниже 600°С 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 линейных 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 активной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основание полагать (расчетное обоснование), что в описываемых твэлах модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВт·сут/кг.

Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с маневрированием мощностью, ооусловлена 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 до 23 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для модернизированных конструкций ТВС с описываемыми твэлами. Средняя линейная нагрузка описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 7.00·10^-3 до 7.30·10 ^-3 м составляет 7.36-7.54 кВт/м и 9.46-9.69 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 7.50·10^-3 до 8.2·10^-3 м (для штатного твэла диаметром 9.10·10 ^-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.92 Вт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в описываемых твэлах модернизированной активной зоны ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.

Следует также отметить, что согласно экономическим расчетам для компенсации повышенной себестоимости модернизированной ТВС достаточно или продление топливного цикла максимум на 25-30 эф. суток, или повышение мощности энергоблока на 3.6%. Оценки потенциальной возможности модернизированной активной зоны показывают, что увеличение продолжительности топливных циклов на 30 эф. суток достигается при реализации схемы перегрузок модернизированных ТВС с более глубоким уменьшением утечки нейтронов, что выполнимо на реакторах ВВЭР-440 с учетом роста теплотехнических запасов при переходе на уменьшенный диаметр твэлов. Теплогидравлические расчеты модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 подтверждают потенциальную возможность увеличения тепловой мощности активной зоны при использовании твэлов уменьшенного диаметра на величину (до 15%) существенно больше требуемой (3.6%) для компенсации повышенной стоимости модернизированной ТВС. Таким образом, описанная выше конструкция модернизированной ТВС для реактора ВВЭР-440 позволяет не только скомпенсировать повышенную себестоимость, но и получить увеличение экономической эффективности.

На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми твэлами в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить удельные тепловые нагрузки твэлов в 1.33-1.76 раза. Такое 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 ТВС 55-60 МВт·сут/кг;

- повысить экономическую эффективность использования ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР-440.

Следует отметить, что описываемые стержневые твэлы могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-440, но и в реакторах тина ВВЭР-1000 и РБМК, а также в иных водо-водяных реакторах с кипящей водой (BWR), в водо-водяных реакторах с водой под давлением (PWR) и в тяжеловодных реакторах.