способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Формула изобретения

1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещений стержней системы управления и защиты, отличающийся тем, что периодически выявляют ячейки, имеющие энергонаработку в диапазоне

где - максимальная энергонаработка в ячейке реактора в начале каждого периода, МВт·сут.;

Е _i - нормированная величина энергонаработки i-го периода в выявленных ячейках реактора, МВт·сут.;

в них осуществляют управление темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков путем программных перестановок в технологические каналы этих ячеек тепловыделяющих сборок с глубиной выгорания (1500÷2600)МВт·сут., извлеченных из других ячеек реактора.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в технологические каналы выявленных ячеек с энергонаработкой , устанавливают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 2300÷2600 МВт·сут.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков выбранных ячеек дополнительно управляют путем программных перемещений одного или нескольких стержней системы управления и защиты.

Описание изобретения к патенту

Предлагаемое техническое решение относится к области управления топливным циклом ядерного канального реактора, касается, в частности, регулирования суммарной энергонаработки в технологических ячейках и может быть использовано для сохранения работоспособности графитовых блоков активной зоны реактора в течение проектного и сверхпроектного сроков эксплуатации реактора.

Известно, что срок эксплуатации реактора РБМК в основном обусловлен ресурсом графитовых блоков, определяемым предельнодопустимой величиной их флюенса нейтронов, накопленного в процессе эксплуатации реакторной установки [Методика оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК-1000. РД ЭО 0362-02, концерн Росэнергоатом, 2002 г.]. Работоспособность графитовой кладки реактора, определяющая безопасность эксплуатации реактора, снижается, прежде всего, в технологических ячейках с максимальной энергонаработкой. Технологическая ячейка (далее ячейка) включает колонну графитовых блоков, технологический канал (ТК) с тепловыделяющей сборкой (ТВС). К концу проектного срока эксплуатации энергоблока атомной станции графитовые блоки в реакторе имеют различные величины накопленного флюенса нейтронов, а следовательно, и гарантированного запаса прочности графитовых блоков. В процессе эксплуатации реактора накопление флюенса нейтронов в графитовых блоках происходит неравномерно, коэффициент неравномерности при этом может достигать величины ˜3. К концу проектного срока службы энергоблока атомной станции максимальные энергонаработки ячеек достигают значений 17000÷18000 МВт·сут. Такие ячейки имеют минимальный запас ресурса до достижения допустимого флюенса нейтронов в графитовых блоках. Большая часть ячеек в реакторе имеет значительно более низкую энергонаработку, чем ячейки с максимальной энергонаработкой. Время эксплуатации энергоблока определяется состоянием и количеством ячеек, имеющих максимально достигнутые энергонаработки [Обоснование остаточного ресурса (срока эксплуатации) графитовой кладки реактора 1-го энергоблока Ленинградской АЭС. Отчет НИКИЭТ 4.591 От., 2003 г.].

Наиболее близким аналогом предлагаемого изобретения является способ, изложенный в патенте РФ [Патент РФ №94012488, G 21 7/30], в соответствии с которым активная зона реактора разбивается на области, в пределах которых выполняются перестановки тепловыделяющих сборок и выгрузка дополнительных поглотителей на работающем реакторе. Данный способ обеспечивает заданную полноту выгорания ядерного топлива и требуемый уровень безопасности реакторной установки в пределах проектного срока эксплуатации.

Недостатком ближайшего аналога является то, что в реакторах с продленным запроектным сроком эксплуатации управление выгоранием топлива в ячейках реактора осуществляется без учета фактического состояния графитовых блоков.

Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке более эффективного способа, учитывающего состояние графитовых блоков в ячейках реактора с продленным запроектным сроком эксплуатации.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещений стержней системы управления и защиты предложено периодически выявлять ячейки, имеющие энергонаработку в диапазоне:

где - максимальная энергонаработка в ячейке реактора в начале каждого периода, МВт·сут.;

Е _i - нормированная величина энергонаработки i-го периода в выявленных ячейках реактора, МВт·сут.;

и в них осуществлять управление темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков путем программных перестановок в технологические каналы этих ячеек тепловыделяющих сборок с глубиной выгорания 1500÷2600 МВт·сут., извлеченных из других ячеек реактора. Кроме того, предложено в технологические каналы выявленных ячеек с энергонаработкой устанавливать тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания (2300÷2600)МВт·сут. и дополнительно управлять темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков выбранных ячеек путем программных перемещений одного или нескольких стержней системы управления и защиты.

Для регулирования темпа накопления флюенса нейтронов в графитовых блоках реактора периодически, например один раз в год, выявляют ячейки, имеющие максимальные текущие энергонаработки в ТК, т.е. ячейки, в которых графит подвергнут наибольшему радиационному воздействию. В технологические каналы ячеек с диапазоном энергонаработок посредством программных перестановок загружают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 1500÷2600 МВт·сут., извлеченные из других ячеек реактора. Мощность ТК, загруженных ТВС с глубиной выгорания 1500÷2600 МВт·сут., будет составлять не более 1,5-2,0 МВт., что обеспечивает пониженный темп накопления флюенса нейтронов в графитовых блоках, за счет поддержания плотности потока нейтронов в выявленных ячейках ниже, чем средняя величина потока нейтронов по всему реактору. Кроме того, для части выявленных ячеек при энергонаработке в них для предотвращения возможности превышения величины энергонаработки больше, чем значение , в технологические каналы устанавливают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 2300÷2600 МВт·сут., мощность которых в ТК составит величину ˜1,0 МВт. В тех случаях, когда перемещением топливных сборок не обеспечиваются условия для поддержания заданного среднегодового темпа накопления флюенса нейтронов графитовых блоков в выбранных ячейках, предлагается использовать дополнительно программное перемещение стержней СУЗ для поддержания требуемой величины потока тепловых нейтронов.

Способ осуществляется следующим образом. По мере приближения к проектному сроку службы энергоблока, например ежегодно, по данным анализа базы данных распределения ТВС по энерговыработкам определяют ячейки, энергонаработки которых находятся в диапазоне значений Для управления темпом накопления флюенса нейтронов в выявленных ячейках осуществляют загрузку ТК тепловыделяющими сборками, извлеченными из других ячеек реактора с различной глубиной выгорания топлива в интервале 1500÷2300 МВт·сут., при этом руководствуются данными спектра распределения ТВС по глубине выгорания топлива, сложившимся на текущий момент эксплуатации. Спектр распределения ТВС по глубине выгорания строится путем разбиения всех ТВС реактора на группы по энерговыработкам с дискретностью, например, 50 МВт·сут. За выявленными ячейками производят периодический контроль по данным специальных технологических программ. В технологические каналы ячеек с энергонаработками устанавливают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 2300÷2600 МВт·сут. В тех случаях, когда метод программных перестановок ТВС не полностью обеспечивает необходимое снижение темпа накопления флюенса нейтронов в выявленных ячейках, осуществляют регулировку потока нейтронов и снижение флюенса в графите за счет дополнительного поглощения нейтронов регулирующими стержнями СУЗ.

Предложенный способ позволяет, не снижая эффективности использования ядерного топлива, осуществлять управление топливным циклом реактора в режиме сохранения работоспособности всех графитовых блоков активной зоны реактора, что обеспечивает продление срока эксплуатации энергоблока АЭС. Экономический эффект от использования данного изобретения пропорционален производству электроэнергии за время эксплуатации сверхпроектного срока.