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, перемещения стержней системы управления и защиты, отличающийся тем, что периодически на основании результатов оценки неравномерности распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 выявляют ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте а₃/a₁ превышают значение 0,25, на их место устанавливают тепловыделяющие сборки с профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществляют дальнейшее управление реактором.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что характеристики неравномерности (а₃/a₁) энерговыделения по высоте определяют по зависимости

где F_s(z) - функция распределения энерговыделения по высоте;

а_i - амплитуды гармоник;

s - количество датчиков;

i - количество секций в датчике;

=3,14;

h - эффективная высота активной зоны;

z₁=1,375, z₂=3,125, z₃=4,875, z₄=6,625 - обобщенные координаты секций высотных датчиков;

n - количество секций в высотном датчике,

а значения коэффициентов а (амплитуды гармоник) определяют из

решения системы уравнений:

(например, для 4-х секционного высотного датчика)

a ₁sin( z₁/h)+a₂sin(2 z₁/h)+a₃sin(3 z₁/h)+a₄sin(4 z₁/h)=J₁

a₁sin( z₂/h)+а₂sin(2 z₂/h)+a₃sin(3 z₂/h)+a₄sin(4 z₂/h)=J₂

a₁sin( z₃/h)+а₂sin(2 z₃/h)+а₃sin(3 z₃/h)+a₄sin(4 z₃/h)=J₃

a₁sin( z₄/h)+a₂sin(2 z₄/h)+a₃sin(3 z₄/h)+a₄sin(4 z₄/h)=J₄,

где J₁, J₂, J ₃, J₄ - токи секций датчика.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в профилированных по высоте тепловыделяющих сборках начальная степень обогащения по урану 235 составляет 3,2+0,6% эрбия на длине 5 м в центральной части и 2,2+0,2% эрбия в верхней и нижней частях тепловыделяющей сборки.

Описание изобретения к патенту

Предлагаемое техническое решение относится к области управления внутриреакторными процессами, касается в частности повышения глубины и равномерности выгорания ядерного топлива, может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов.

Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива на АЭС, является глубина выгорания топлива. Глубина выгорания топлива определяется двумя основными факторами: обеспечением надежной работы тепловыделяющих сборок (ТВС) в реакторе и достижением ими максимальной величины энерговыработки. На реакторе, работающем в режиме непрерывных перегрузок, для компенсации выгорания тепловыделяющих сборок (ТВС) в активной зоне, осуществляют загрузку свежих ТВС либо частично выгоревших ТВС взамен ТВС, достигших проектной величины выгорания. Для снижения влияния парового эффекта реактивности на физические характеристики реактора, а следовательно, для повышения степени надежности и безопасности эксплуатации активной зоны канального реактора в активной зоне размещают некоторое количество дополнительных поглотителей (ДП), содержащих изотоп бора (Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов, «Канальный ядерный энергетический реактор», Москва, Атомиздат, 1980, с.21-36). Также известны варианты использования дополнительных поглотителей в виде стерженьков - поглотителей нейтронов. Указанное позволяет уменьшить первоначальный всплеск мощности на начальном этапе эксплуатации ТВС. После частичного выгорания топлива всплеск энерговыделения в ТВС снижается до допустимого уровня и стерженьки извлекают из полости ТВС. Использование ДП уменьшает количество ТВС в активной зоне, снижает надежность работы реактора вследствие дополнительной тепловой нагрузки на ТВС и уменьшает полноту выгорания вследствие увеличения темпа загрузки свежих ТВС. В процессе эксплуатации ДП содержащийся в них поглотитель нейтронов - бор выгорает и ДП подлежит замене на новые. Известен также способ, изложенный в работе (Н.Н.Пономарев-Степной, Е.С.Глушков, «Профилирование ядерного реактора», М., Энергоатомиздат, 1988, с.131-133). В соответствии со способом весь объем активной зоны реактора разбивают на зоны, в пределах которых производят перестановки ТВС и замену стержней ДП, обеспечивая полноту выгорания ТВС и требуемый уровень безопасности работы реактора. Недостатком данного способа является невозможность достижения расчетной величины глубины выгорания ТВС при наличии ДП в активной зоне реактора. Величина среднего выгорания ТВС в реакторе при наличии ДП не превышает 80-90%.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора (Патент РФ №2117341, приоритет от 29.05.1997) предусматривающий выполнение операций на реакторе по загрузке, выгрузке и программной перестановке тепловыделяющих сборок и дополнительных поглотителей нейтронов, в технологических каналах выделенных зонах активной зоны реактора, перемещения стержней системы управления и защиты. В процессе выполнения операций с тепловыделяющими сборками и дополнительными поглотителями нейтронов на реакторе вместо отработавших тепловыделяющих сборок устанавливают сборки, содержащие топливо с распределенным в нем поглотителем нейтронов, а вместо дополнительных поглотителей устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, подлежащие программной перестановке. В данном случае использование более обогащенного топлива с введением в него поглотителем нейтронов уменьшает влияние парового эффекта реактивности на физические характеристики активной зоны реактора и позволяет выгрузить со временем все ДП из реактора. Использование предлагаемого способа с применением топлива, содержащего распределенный в нем поглотитель нейтронов, и осуществление программных перестановок на реакторе позволяет повысить эффективность топливного цикла на 10-15%.

Недостатками ближайшего аналога являются неполнота и неравномерность выгорания топлива по высоте топливной сборки, ограниченность срока работы ТВС и, как следствие, недовыработка электроэнергии.

Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении длительности работы ТВС и полноты выгорания топлива по высоте ТВС.

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, перемещения стержней системы управления и защиты, предложено периодически на основании результатов оценки формы распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235, выявлять ячейки, у которых характеристика неравномерности энерговыделения по высоте а₃/a₁ превышает значения 0,25, на их место устанавливать тепловыделяющие сборки с профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществлять дальнейшее управление реактором. Кроме того, предложено характеристику неравномерности энерговыделения по высоте определять по зависимости

где F_s(z) - функция распределения энерговыделения по высоте;

a_i - амплитуды гармоник;

s - количество датчиков;

i - количество секций в датчике;

=3.14;

h - эффективная высота активной зоны;

z₁=1.375, z₂=3.125, z₃=4.875, z₄=6.625 - обобщенные координаты секций высотных датчиков;

n - количество секций в высотном датчике,

а значения коэффициентов а _i (амплитуды гармоник) определять из решения системы уравнений.

Например, для 4-секционного высотного датчика:

a ₁sin( z₁/h)+a₂sin(2 z₁/h)+a₃sin(3 z₁/h)+a₄sin(4 z₁/h)=J₁

a₁sin( z₂/h)+а₂sin(2 z₂/h)+a₃sin(3 z₂/h)+a₄sin(4 z₂/h)=J₂

a₁sin( z₃/h)+а₂sin(2 z₃/h)+а₃sin(3 z₃/h)+a₄sin(4 z₃/h)=J₃

a₁sin( z₄/h)+a₂sin(2 z₄/h)+a₃sin(3 z₄/h)+a₄sin(4 z₄/h)=J₄,

где J₁, J₂, J ₃, J₄ - токи секций высотных датчиков.

Кроме того, в профилированных по высоте тепловыделяющих сборках начальная степень обогащения по урану-235 составляет 3,2%÷0,6% эрбия на длине 5 метров в центральной части и 2,2%+0,2% эрбия в верхней и нижней частях тепловыделяющей сборки.

Характеристика неравномерности энерговыделения по высоте не должна превышать значения 0,25, т.к. превышение этой характеристики у конкретной ТВС означает, что в ней из-за неравномерности выгорания топлива по высоте ТВС, вследствие неравномерности плотности потока нейтронов по высоте реактора, локальное энерговыделение в ТВС может достигать критической величины и приводить к нарушению герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. В ячейках с такими ТВС практически уже не представляется возможным устранить неравномерность энерговыделения по высоте посредством перемещений стержней СУЗ. До использования настоящего изобретения из реактора выгружали те ТВС, которые не позволяли обеспечить требуемую неравномерность высотного энерговыделения после выполнения перегрузки ТК и при этом неэффективно использовалось свежее загружаемое топливо и ограничивалось возможностью управления реактором в этой области. При этом выбор перегруженных ТВС не всегда обеспечивал полноту использования ядерного топлива данной ТВС из-за преждевременной ее выгрузки из 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. Для этого периодически (1 раз в 10 дней) проводится оценка формы распределения плотности потока нейтронов по высоте ТВС с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 и выявляют ТК, в которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте реактора а ₃/a₁ превышают 0,25, и выгружают ТВС, которая имеет максимальное значение энерговыработки, заменяя ее на свежую ТВС с профилированным по высоте начальным обогащением. После перегрузки ТК осуществляют управление энерговыделением в этой ячейке с помощью стержней СУЗ, обеспечивая более равномерное распределение энерговыделения по высоте активной зоны как в перегруженном ТК, так и в самой ячейке периодичности. Характеристики неравномерности энерговыделения по высоте определяют и оценивают по предложенной зависимости, реализованной в виде программы, используя зафиксированные данные 36 датчиков контроля энерговыделения по высоте реактора и компьютерной обработкой полученных данных.

При сохранении условия безопасности работы реакторной установки достигается

1. Уменьшение темпа перегрузок ТВС на 20-30% на начальном этапе загрузки профилированных ТВС.

2. Увеличение глубины выгорания топлива до 4000 МВт·сут/ТВС за счет увеличения среднего обогащения топлива до 3%.

3. Увеличение характеристик, влияющих на безопасность эксплуатации реактора, а также возможность проводить модернизацию активной зоны, повышая экономическую эффективность топливного цикла.

При полном переходе с ТВС штатной конструкции с начальным обогащением топлива U₂₃₅ 2,8% на ТВС с профилированным по высоте топливом со средним обогащением 3%, в соответствии с предложенной технологией такого перехода, экономия ТВС составляет 12,2-12,5%, что позволит получить экономический эффект порядка 45 млн. руб. в год с одного энергоблока АЭС.