тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора

Формула изобретения

1. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас, включающий гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку, отличающаяся тем, что дистанционирующие решетки содержат 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00·10 ^-3 до 8,00·10^-3 м и от 5,09·10 ^-3 до 6,79·10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 82,24 до 190,78 кг или дистанционирующие решетки содержат 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80·10^-3 до 8,79·10^-3 м и от 6,62·10^-3 до 7,47·10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 105,44 до 179,14 кг, причем, что водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 2,69.

2. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 131,23 до 163,02 кг, от 7,00·10^-3 до 7,50·10 ^-3 м и от 5,94·10^-3 до 6,36·10 ^-3 м соответственно для пучка из 204÷210 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 127,82 до 157,76 кг, от 7,90·10^-3 до 8,40·10^-3 м и от 6,70·10^-3 до 7,13·10^-3 м соответственно для пучка из 156÷162 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,99 до 1,66.

3. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 130,67 до 162,02 кг, от 7,20·10^-3 до 7,70·10 ^-3 м и от 6,11·10^-3 до 6,53·10 ^-3 м соответственно для пучка из 192÷198 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 124,04 до 153,11 кг, от 8,10·10^-3 до 8,60·10^-3 м и от 6,87·10^-3 до 7,30·10^-3 м соответственно для пучка из 144÷150 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,86 до 1,51.

4. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 129,41 до 160,21 кг, от 7,40·10^-3 до 7,90·10 ^-3 м и от 6,28·10^-3 до 6,70·10 ^-3 м соответственно для пучка из 180÷186 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 124,81 до 144,15 кг, от 8,30·10^-3 до 8,70·10^-3 м и от 7,04·10^-3 до 7,38·10^-3 м соответственно для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37.

5. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 138,95 до 158,86 кг, от 7,00·10^-3 до 7,30·10 ^-3 м и от 5,94·10^-3 до 6,19·10 ^-3 м соответственно для пучка из 216 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 134,19 до 152,12 кг, от 7,80·10^-3 до 8,10·10 ^-3 м и от 6,62·10^-3 до 6,87·10 ^-3 м соответственно для пучка из 168 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,13 до 1,75.

6. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 131,95 до 153,69 кг, от 7,60·10 ^-3 до 8,00·10^-3 м и от 6,45·10 ^-3 до 6,79·10^-3 м соответственно для пучка из 174 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 122,28 до 140,75 кг, от 8,40·10^-3 до 8,79·10^-3 м и от 7,13·10^-3 до 7,46·10^-3 м соответственно для пучка из 132 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 1,30.

7. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1 или 4, отличающаяся тем, что масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 132,93 до 155,04 кг, от 7,50·10 ^-3 до 7,90·10^-3 м и от 6,36·10 ^-3 до 6,70·10^-3 м соответственно для пучка из 180 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляют от 124,1 до 144,15 кг, от 8,30·10^-3 до 8,70·10^-3 м и от 7,04·10^-3 до 7,38·10^-3 м соответственно для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37.

Описание изобретения к патенту

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается активная зона ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водоохлаждаемых ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка (1150-1700) МВт.

Уровень техники

Топливная загрузка реакторов состоит из большого числа тепловыделяющих элементов (твэлов), количество которых в активной зоне водо-водяных энергетических реакторах (ВВЭР) исчисляется десятками тысяч. Для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий охлаждения их объединяют в пучки. Каждый пучок представляет единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в тепловыделяющей сборке может составлять от нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. Твэлы в ТВС соединяются между собой с помощью двух концевых и более пяти - десяти промежуточных дистанционирующих решеток, устанавливаемых на определенном расстоянии друг от друга по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании их теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения необходимого водо-уранового соотношения в поперечном сечении сборки.

Активные зоны водо-водяных энергетических ядерных реакторов ВВЭР-400 набираются из ТВС, содержащих пучок твэлов, расположенный в кожухе шестигранной формы (см. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, Солонин М.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с.76-78).

ТВС, как правило, состоит из пучка твэлов и каркаса. Каркас ВС обеспечивает объединение и закрепление твэлов в сборке и их дистанционирование. Каркас сборки состоит из следующих основных деталей: несущего стержня, концевых решеток, дистанционирующих или направляющих решеток, продольных соединительных элементов, различных видов дистанционаторов и опорных полозков, а также обжимных втулок. Причем ТВС из твэлов, выполненных длиной, соответствующей длине активной зоны, дополняется еще следующими деталями: головкой сборки, к которой крепится верхняя часть каркаса сборки; хвостовиком сборки, который присоединяется к нижней части каркаса; подвеской сборки - устройством, с помощью которого ТВС перемещают, устанавливают и удерживают в вертикальном канале; амортизатором ТВС - деталью сборки, с помощью которой обеспечивается снижение ударной нагрузки при падении сборки на опору, а также компенсация вибраций, возникающих в процессе работы реактора; тарировочной шайбой - деталью сборки, предназначенной для определения расхода теплоносителя через ТВС (см. Г.Н.Ушаков Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с.84-86).

Для снижения доли конструкционного материала в активной зоне тепловыделяющие сборки могут не иметь кожуха, так называемые бесчехловые ТВС, в которых пучок твэлов объединен дистанционирующими решетками, а опорные решетки сборки соединены трубками и/или уголками, (см. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с.77, рис.3.10 в).

Кассета реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых тылов, шестигранного корпуса-чехла, цилиндрического хвостовика, головки и каркаса кассеты, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в кассете. Каркас кассеты включает в себя гексагональные дистанционирующие решетки (нижнюю несущую решетку, верхнюю и средние направляющие решетки из циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубой из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов закреплены в несущей решетке, а верхние концы твэлов имеют возможность продольного перемещения в направляющей решетке при температурных расширениях. Нижняя несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику кассеты, а верхняя направляющая решетка - соответственно к головке кассеты. С помощью хвостовика и головки кассета устанавливается в корпусе реактора (см. Г.Н.Ушаков Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с.89, рис. 2.8 а).

Конструкции стержневых твэлов и ТВС для ВВЭР-440 должны обеспечить механическую устойчивость и прочность, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах, что усложняется наличием мощных долгосрочных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции ТВС необходимо в первую очередь учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.

Известная тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора содержит каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом в виде диоксида урана (см. “Future fuel: Vattenfall s new approach” Nuclear Engineering International, September 1997, p.25-31). В пучке известной ТВС реактора ВВЭР-440 содержится (120÷ 126) стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром от 8,80· 10^-3 м до 9,14· 10^-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл от 12,92 кВт/м до 15,01 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в известной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440. 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, используемою и 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° С. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые линейные нагрузки, 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-440 необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра при увеличенном их числе в ТВС (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной 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 приемлемых 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 в активной зоне 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 превышать 1,5% и 2,5% соответственно;

- диаметр твэлов и их количество в модернизированной ТВС должны 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;

- количество, диаметр и размещение органов 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 теплоотводом, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к его весу, 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, а именно с диаметрами твэлов 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, равном обогащению топлива в штатной ТВС, имеем глубину выгорания топлива на 2,1% больше, чем у штатной ТВС, это не компенсирует полностью потерю в продолжительности работы топливной загрузки по сравнению с вариантом при штатной ТВС. Поэтому к вышеуказанным ограничениям следует также добавить следующее:

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

Наиболее близкой по технической сущности к описываемому техническому решению является тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас, гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку (RU 2143144, G 21 С 3/32, 20.12.1999).

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

Однако сравнительная оценка стоимостей штатной ТВС ВВЭР-440 (диаметр твэлов 9,1· 10^-3 м) и модернизированной ТВС (твэлы уменьшенного диаметра) показала, что заводская себестоимость модернизированной ТВС для реакторов ВВЭР-440 возросла на 18%, что является одной из причин, почему такие тепловыделяющие сборки не нашли пока практического применения.

Сущность изобретения

Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, обладающих улучшенными характеристиками, в частности повышенной безопасностью и надежностью при эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенсировать повышенную себестоимость модернизированной ТВС и получить в целом увеличение экономической эффективности.

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

Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора, содержащей каркас, включающий гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку, дистанционирующие решетки содержат 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00· 10 ^-3 м до 8,00· 10^-3 м и от 5,09· 10 ^-3 м до 6,79· 10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 82,24 кг до 190,78 кг, или дистанционирующие решетки содержат 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80· 10 ^-3 м до 8,79· 10^-3 м и от 6,62· 10 ^-3 м до 7,47· 10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 105,44 кг до 179,14 кг, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 2,69.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что дистанционирующие решетки содержат 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00· 10^-3 м до 8,00· 10^-3 м и от 5,09· 10^-3 м до 6,79· 10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 82,24 кг до 190,78 кг, или дистанционирующие решетки содержат 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным диаметром и внутренним диаметрами оболочки от 7,80· 10^-3 м до 8,79· 10^-3 м и от 6,62· 10^-3 м до 7,47· 10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 105,44 кг до 179,14 кг, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 2,69, что характеризует новую концепцию ТВС реактора ВВЭР-440 и соответственно активных зон реактора ВВЭР-440, обладающих повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку каркас, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, должен быть аналогичен каркасу штатной ТВС реактора ВВЭР-440, а значение водо-уранового отношения топливной решетки должно быть близким к значению штатной ТВС (водо-урановое отношение ячейки штатной ТВС-1,47), то водо-урановое отношение ячейки модернизированной ТВС выбрано от 0,69 до 2,69, а в дистанционирующих решетках выполнены 217 ячеек для пучка, содержащего от 174 до 216 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 6,00· 10 ^-3 м до 8,00· 10^-3 м и от 5,09· 10 ^-3 м до 6,79· 10^-3 м соответственно, и массой диоксида урана в пучке от 82,24 кг до 190,78 кг или 169 ячеек для пучка, содержащего от 132 до 168 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7,80· 10 ^-3 м до 8,79· 10^-3 м и от 6,62· 10 ^-3 м до 7,47· 10^-3 м соответственно, и массой диоксида урана в пучке от 105,44 кг до 179,14 кг, поэтому средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной ТВС уменьшается в 1,20÷ 1,76 раза, при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440. Или, как показывают расчеты, можно повысить тепловую мощность активной зоны при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора на величину до 3,6%, что необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированных ТВС.

Целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 131,23 кг до 163,02 кг, от 7,00· 10^-3 м до 7,50· 10^-3 м и от 5,94· 10^-3 м до 6,36· 10^-3 м соответственно для пучка из (204÷ 210) стержневых тепловыделяющих элементов или чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 127,82 кг до 157,76 кг, от 7,90· 10^-3 м до 8,40· 10^-3 м и от 6,70· 10^-3 м до 7,13· 10^-3 м соответственно для пучка из (156÷ 162) стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,99 до 1,66.

Также целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 130,67 кг до 162,02 кг, от 7,20· 10^-3 м до 7,70· 10^-3 м и от 6,11· 10^-3 м до 6,53· 10^-3 м соответственно для пучка из (192÷ 198) стержневых тепловыделяющих элементов или чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 124,04 кг до 153,11 кг, от 8,10· 10^-3 м до 8,60· 10^-3 м и от 6,87· 10 ^-3 м до 7,30· 10^-3 м соответственно для пучка из (144÷ 150) стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,86 до 1,51.

Кроме того, целесообразно чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 129,41 кг до 160,21 кг, от 7,40· 10^-3 м до 7,90· 10^-3 м и от 6,28· 10^-3 м до 6,70· 10^-3 м соответственно для пучка из (180÷ 186) стержневых тепловыделяющих элементов или чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 124,81 кг до 144,15 кг, от 8,30· 10^-3 м до 8,70· 10^-3 м и от 7,04· 10^-3 м до 7,38· 10^-3 м соответственно для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37.

Не менее целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 138,95 кг до 158,86 кг, от 7,00· 10^-3 м до 7,30· 10^-3 м и от 5,94· 10^-3 м до 6,19· 10^-3 м соответственно для пучка из 216 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 134,19 кг до 152,12 кг, от 7,80· 10^-3 м до 8,10· 10^-3 м и от 6,62· 10 ^-3 м до 6,87· 10^-3 м соответственно для пучка из 168 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,13 до 1,75.

Наиболее целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 131,95 кг до 153,69 кг, от 7,60· 10^-3 м до 8,00· 10^-3 м и от 6,45· 10^-3 м до 6,79· 10^-3 м соответственно для пучка из 174 стержневых тепловыделяющих элементов или чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 122,28 кг до 140,75 кг, от 8,40· 10^-3 м до 8,79· 10^-3 м и от 7,13· 10^-3 м до 7,46· 10^-3 м соответственно для пучка из 132 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 1,30.

Также целесообразно, чтобы масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющею элемента составляли от 132,93 кг до 155,04 кг, от 7,50· 10^-3 м до 7,90· 10^-3 м и от 6,36· 10 ^-3 м до 6,70· 10^-3 м соответственно для пучка из 180 стержневых тепловыделяющих элементов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого тепловыделяющего элемента составляли от 124,81 кг до 144,15 кг, от 8,30· 10^-3 м до 8,70· 10^-3 м и от 7,04· 10^-3 м до 7,38· 10^-3 м для пучка из 138 стержневых тепловыделяющих элементов, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37.

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 внутренних и наружных диаметров оболочки твэла, соответствующего диапазона массы топлива и их взаимосвязи, а также без указания диапазона значений водо-уранового отношения топливной решетки (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинация величин, составляющих отмеченные пары диапазонов внутренних и наружных диаметров твэлов, без выбора величины массы топлива (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки и/или греющей поверхности твэлов, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.

Перечень фигур чертежей

На фиг.1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-440; на фиг.2 изображен вариант поперечного сечения дистанционирующей решетки с пучком тепловыделяющих элементов; на фиг.3 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющего элемента для модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440; на фиг.4 показано поперечное сечение модернизированной тепловыделяющей сборки, а на фиг5 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой ТВС для реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения

Тепловыделяющая сборка 1 реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса-чехла 3, цилиндрического хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6 (см. фиг.1). Каркас 6 обеспечивает крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя гексагональные дистанционирующие решетки (нижнюю 7 несущую решетку, верхнюю 8 и средние 9 направляющие решетки из циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубой 10 из циркониевого сплава. Дистанционирующие решетки 7-9 для описываемой ТВС имеют 169 или 217 ячеек 11 (см фт.2). В зависимости от выбранного количества твэлов 2 в пучке, в свободные ячейки дистанционирующих решеток 7-9 могут быть вставлены цилиндрические вытеснители, выгорающие поглотители, технологические каналы и т.п. (не показаны). Нижние концы твэлов 2 жестко закреплены в несущей 7 решетке, а верхние концы твэлов 2 имеют возможность продольного перемещения в направляющей 9 решетке при температурных расширениях. Нижняя 7 несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику 4 сборки, а верхняя 8 направляющая решетка соответственно - к головке 5 тепловыделяющей сборки. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборка устанавливается в активной зоне реактора.

Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник, выполненный диаметром от 5,00· 10^-3 м до 7,33· 10 ^-3 м и состоящий из отдельных таблеток 12 с центральным отверстием 13 диаметром от 0,79· 10^-3 м до 1,35· 10^-3 м (или сплошных) или стерженьков цилиндрической формы длиной от 6,90· 10^-3 м до 12,00· 10 ^-3 м, размещенных в оболочке 14, выполненной с наружным и внутренним диаметрами соответственно от 6,00· 10^-3 м до 8,79· 10^-3 м и от 5,09· 10 ^-3 м до 7,47· 10^-3 м, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 14 (см. фиг.3 и фиг.4). Оболочка 14 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 12 (или стерженьков), в частности путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (не показано).

В качестве материала таблеток 12 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью (10,4· 10³ ÷ 10,8· 10³) кг/м³ , но могут использоваться также окислы плутония, тория и карбиды урана или смеси указанных делящихся материалов. Масса диоксида урана в тепловыделяющей сборке составляет от 82,24 кг до 190,78 кг.

При выборе толщины оболочки 14 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 твэла модернизированной активной зоны, не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между таблетками 12 топливного сердечника и оболочкой 14 в описываемых твэлах был не менее 0,05· 10^-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.

Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 12 топливного сердечника, а также с учетом всех вышеприведенных условий, оболочка 14 стержневого твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 должна иметь наружный и внутренний диаметры (6,00· 10^-3÷ 8,00· 10 ^-3) м и (5,09· 10^-3÷ 6,79· 10^-3) м соответственно для пучка (174÷ 216) твэлов или (7,80· 10^-3÷ 8,79· 10 ^-3) м и (6,62· 10^-3÷ 7,47· 10^-3) м соответственно для пучка (132÷ 168) твэлов. Дело в том, что из первых трех вышеуказанных условий следует, что относительный шаг h расположения твэлов (см. фиг.2) должен обеспечить водо-урановое отношение ячейки 16 (см. фиг.3) для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению ячейки решеток действующих ВВЭР-440. Значения водо-уранового отношения ячейки для решеток модернизированных ТВС находятся в диапазоне от 0,69 до 2,69. 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 описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440. Так, для пучка, содержащего от 174 до 216 твэлов:

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 6,00· 10^-3 м до 8,00· 10^-3 м;

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,09· 10^-3 м до 6,79· 10 ^-3;

- масса диоксида урана выбрана от 82,24 кг до 190,78 кг;

- в дистанционирующих решетках выполнены 217 ячеек, а для пучка, содержащего от 132 до 168 твэлов:

- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,80· 10 ^-3 м до 8,79· 10^-3 м;

- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,62· 10^-3 м до 7,47· 10^-3 м;

- масса диоксида урана выбрана от 105,44 кг до 179,14 кг;

- в дистанционирующих решетках выполнены 169 ячеек, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 2,69.

Выполнение твэла описываемой ТВС с пучком от 174 до 216 шт., наружным диаметром менее 6,00· 10^-3 м, например 5,90· 10^-3 м и соответственно выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5,08· 10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 82,23 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона водо-уранового отношения (0,69-2,69) приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла наружным диаметром более 8,00· 10^-3 м (например, 8,10· 10^-3 м) и соответственно выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 6,80· 10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 190.79 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 значения относительного напора ГЦН более 19%). Выполнение же твэла описываемой ТВС с пучком от 132 до 168 шт., наружным диаметром менее 7,80· 10^-3 м, например 7,70· 10^-3 м, и соответственно выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 6,61· 10 ^-3 м и массой топлива в ТВС не более 105,43 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона водо-уранового от ношения приводит тоже к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (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 твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 7,48· 10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 179,15 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение и 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 вышеуказанных условия позволяют уточнить предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, а именно:

1) для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 217 ячеек:

- пучок содержит от 204 до 210 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00· 10^-3 м до 7,50· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,94· 10^-3 м до 6,36· 10 ^-3 м,

- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 131,23 кг до 163,02 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,99 до 1,66 или пучок содержит от 192 до 198 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,20· 10^-3 м до 7,70· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,11· 10^-3 м до 6,53· 10^-3 м;

- масса диоксида урана выбрана от 130,67 кг до 162,02 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,86 до 1,51 или

- пучок содержит от 180 до 186 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7,40· 10^-3 м до 7,90· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,28· 10^-3 м до 6,70· 10^-3 м,

- масса диоксида урана выбрана от 129,41 кг до 160,21 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37.

2) для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 169 ячеек:

- пучок содержит от 156 до 162 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,90· 10^-3 м до 8,40· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,70· 10^-3 м до 7,13· 10 ^-3 м,

- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 127,82 кг до 157,76 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,99 до 1,66 или

- пучок содержит от 144 до 150 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 8,10· 10^-3 м до 8,60· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6,87· 10^-3 м до 7,30· 10^-3 м,

- масса диоксида урана выбрана от 124,04 кг до 153,11 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,86 до 1,51 или

- пучок содержит 138 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 8,30· 10^-3 м до 8,70· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 7,04· 10^-3 м до 7,38· 10^-3 м,

- масса диоксида урана выбрана от 124,81 кг до 144,15 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37.

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

1) для тепловыделяющих сборок с дистанционируюшими решетками, содержащими 217 ячеек:

- пучок содержит 216 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,00· 10^-3 м до 7,30· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,94· 10^-3 м до 6,19· 10^-3 ,

- масса диоксида урана выбрана от 138,95 кг до 158,86 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,13 до 1,75 или

- пучок содержит 174 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,60· 10^-3 м до 8.00· 10^-3,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,45· 10^-3 м до 6,79· 10 ^-3,

- масса диоксида урана выбрана от 131,95 кг до 153,69 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 1,30 или

- пучок содержит 180 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,50· 10 ^-3 м до 7,90· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,36· 10^-3 м до 6.70· 10^-3 м,

- масса диоксида урана выбрана от 132,93 кг до 155,04 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37,

2) для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 169 ячеек:

- пучок содержит 168 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7,80· 10^-3 м до 8,10· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6,62· 10^-3 м до 6,87· 10^-3 м,

- масса диоксида урана выбрана от 134,19 кг до 152,12 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,13 до 1,75 или

- пучок содержит 132 твэла,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8,40· 10^-3 м до 8,79· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7,13· 10^-3 м до 7,46· 10 ^-3 м,

- масса диоксида урана выбрана от 122,28 кг до 140,75 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,69 до 1,30 или

- пучок содержит 138 твэлов,

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8,30· 10 ^-3 м до 8,70· 10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7,04· 10^-3 м до 7,38· 10^-3 м,

- масса диоксида урана выбрана от 124,81 кг до 144,15 кг,

- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 0,74 до 1,37.

Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой ТВС. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов типа ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности но отношению к плавлению топлива, а, с другой, возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток уменьшенного диаметра с центральными отверстиями менее 1,5· 10^-3 м.

Корпус-чехол 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части ТВС и обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри ТВС между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора. Корпус-чехол 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающего при протекании теплоносителя через ТВС. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам может быть профилирован в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе теплоносителя в ТВС (не показаны).

Технология изготовления описываемых конструкций тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок производится на известном штатном оборудовании и не имеет отличий с точки зрения производства аналогичных устройств.

На фиг.5 в качестве примера представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температур оболочек твэлов с максимальной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9,10· 10^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки твэла описываемой ТВС 7,00· 10^-3 м) активных зон реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно (фиг.5), что твэл в описываемой ТВС обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278° 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 описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, вследствие снижения удельных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку твэла 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 основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива (55÷ 60) МВт· сут./кг.

Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с требуемым 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 решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 23 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для модернизированных конструкций ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 7,00· 10^-3 м до 8,00· 10^-3 м составляет (7,36÷ 7,54) кВг/м и (9,46÷ 9,69) кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 7,8· 10^-3 м до 8,79· 10^-3 м (для штатного твэла диаметром 9,1· 10 ^-3 м средняя линейная нагрузка равна 12,82 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора с повышенной скоростью.

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 повысить экономическую эффективность.

На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми ТВС в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в (1,33÷ 1,76) раз. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах описываемой ТВС 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) МВт· сут/кг.

Следует отметить, что описываемые ТВС могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-440, а также и других водо-водяных реакторах с водой под давлением (PWR), реакторах с кипящей водой (BWR) и в тяжеловодных реакторах.