Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА

СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при эксплуатации водо-водяных реакторов типа реакторов ВВЭР-1000. Технический результат заключается в одновременном размещении в активной зоне водо-водяного реактора разнородных ТВС, различающихся при их нахождении в активной зоне спектром нейтронов при сохранении неизменной или незначительно уменьшенной компенсационной способности подвижных поглотителей СУЗ. Способ перегрузки тепловьделяющих сборок (ТВС) в водо-водяном реакторе, содержащем два или более типов ТВС, различающихся мягкостью спектра нейтронов при их нахождении в активной зоне, включает извлечение отработавших, перемещение оставшихся в активной зоне и догрузку свежих ТВС, при этом доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ установлена больше доли этих ТВС в активной зоне и в пределе равняется единице. 3 табл.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2128864
Класс(ы) патента: G21C7/30, G21C3/32
Номер заявки: 97112280/25
Дата подачи заявки: 23.07.1997
Дата публикации: 10.04.1999
Заявитель(и): Государственный научный центр Российской Федерации - Физико- энергетический институт им.акад.А..И.Лейпунского
Автор(ы): Комиссаров О.В.; Пивоваров В.А.; Шарапов В.Н.
Патентообладатель(и): Государственный научный центр Российской Федерации - Физико- энергетический институт им.акад.А..И.Лейпунского
Описание изобретения: Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при эксплуатации водо-водяных реакторов типа реакторов ВВЭР-1000.
Известны способы перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) реакторов ВВР-1000 [1].
Если, например, в активной зоне реактора при полной его загрузке имеется NТВС, то при каждой перегрузке заменяется nТВС с выгоревшим топливом на такое же количество ТВС со свежим топливом. Остальную часть ТВС переставляют для выравнивания размножающих свойств зоны по ее радиусу. В такой схеме все ТВС активной зоны заменяются за N/n перегрузок. Недостатком такой схемы перегрузок является тот факт, что в реакторе при перегрузках оперируют только одним типом ТВС, ТВС с урановым топливом.
В последние годы в связи с разоружением высвободилось большое количество оружейных делящихся материалов - урана и плутония.
Использование оружейного урана не представляет проблем, ибо вся атомная энергетика традиционно создавалась и работала на использовании урана.
В то же время на пути использования больших количеств оружейного плутония имеются проблемы.
Это связано с тем, что плутоний выгодно сжигать в реакторах на быстрых нейтронах. Однако к настоящему времени реакторов на быстрых нейтронах мало. Основную массу реакторов в мире и в России составляют реакторы водо-водяного типа, в которых цепной процесс деления происходит в основном на медленных, тепловых нейтронах. На такие нейтроны ориентировано все оборудование реактора, в том числе и органы управления и защиты (СУЗ).
Однако плутониевое топливо при размещении его в таких реакторах приводит к существенному изменению спектра нейтронов в них, уменьшает долю тепловых нейтронов и увеличивает долю быстрых и замедляющихся нейтронов, т.е. делает спектр нейтронов в реакторе более жестким. В таком более жестком спектре уменьшается поглощающая способность регулирующих и компенсирующих стержней, что снижает эффективность СУЗ.
По этой причине делаются проектные проработки различных вариантов использования оружейного плутония в водо-водяных реакторах.
В рамках проекта Европейского реактора с водой под давлением (EPR) в течение нескольких лет работают над вариантом реактора со 100% плутониевой загрузкой [2].
В этом проекте реализуется идея смягчения спектра нейтронов при использовании плутониевого топлива путем уменьшения числа твэлов в ТВС и тем самым увеличения доли воды в ней (перезамедленная зона). Уменьшение числа твэлов в ТВС при сохранении мощности реактора приводит к необходимости увеличения числа ТВС, т. е. к увеличению размера активной зоны и всего реактора.
Естественно, что при хороших характеристиках такого варианта он реально является проектом. Для его реализации необходимо еще создание самого реактора, что не обеспечивает современное использование плутония, отодвигая решение этого вопроса на будущее.
Наряду с этим в ряде стран и в России ведутся проработки, направленные на частичную загрузку активной зоны работающих ВВЭР ТВС с плутониевым топливом.
В этом случае считается, что оружейный плутоний в ТВС будет использоваться в смеси с обедненным (отвальным) ураном, т.е. в виде МОХ-топлива.
Такие ТВС с МОХ-топливом будут загружаться в часть ячеек активной зоны. Остальная, основная часть ячеек останется загруженной ТВС с урановым топливом.
Попытка использования МОХ-топлива в части ячеек активной зоны обусловлена стремлением минимального изменения свойств реактора, чтобы использовать современные действующие ВВЭР для сжигания плутония при их модернизации.
В России исследования проводятся на примере реактора ВВЭР-1000 [3].
В этом реакторе имеется 163 ячейки для ТВС, из них 61 ячейка являются ячейками СУЗ, т. е. в эти ячейки могут быть введены подвижные поглощающие стержни СУЗ, размещенные в исходном состоянии над активной зоной.
Ввиду этого в каждой ТВС реактора имеются специальные трубки, размещенные в решетке твэлов. Их местоположение и количество совпадает с количеством и местоположением стержней, вводимых в ячейки СУЗ. Подвижные поглотители перемещаются с помощью специальных приводов. Ввиду этого ячейки СУЗ являются фиксированными в совокупности ячеек активной зоны. Схема перегрузок данного варианта реактора является наиболее близкой к заявляемой схеме в связи с тем, что в этом случае в активной зоне уже размещаются по крайней мере два различных типа ТВС: ТВС с традиционным урановым топливом и ТВС с МОХ-топливом на основе оружейного плутония.
Однако в имеющейся схеме перегрузок часть ТВС с МОХ-топливом при перемещении ТВС по ячейкам активной зоны попадают в ячейки СУЗ и тем самым снижают общую эффективность подвижных поглотителей СУЗ. При этом доля ТВС с МОХ-топливом, попадающих в ячейки СУЗ пропорциональна их доле в ячейках активной зоны. Соответствующие расчеты показали, что при полном замещении в ячейках СУЗ ТВС с урановым топливом на ТВС с МОХ-топливом эффективность СУЗ снижается на 20%.
В рассматриваемом прототипе имеет место частичное замещение в ячейках СУЗ ТВС с урановым топливом на ТВС с МОХ-топливом. При введении в активную зону заметной доли ТВС с МОХ-топливом (30-40%) потеря компенсационной способности подвижных поглотителей СУЗ является уже заметной, что недопустимо. В этом случае требуется модернизация СУЗ, в частности, требуется увеличение плотности поглотителя в подвижных стержнях, обогащения его по поглощающим изотопам, увеличение диаметра подвижных поглотителей и др.
Уменьшение доли ТВС с МОХ-топливом существенно снижает скорость использования плутония, делает процесс его сжигания малоэффективным.
Перед авторами стояла следующая задача: найти решение по одновременному размещению в активной зоне водо-водяного реактора разнородных ТВС, различающихся при их нахождении в активной зоне спектром нейтронов (например, ТВС с урановым топливом и ТВС с МОХ-топливом), при сохранении неизменной компенсационной способности подвижных поглотителей СУЗ, характерной для реактора при наличии в нем только ТВС с урановым топливом.
Решение этой задачи основывается на выявленной авторами закономерности по характеру пространственно-энергетического распределения нейтронов в водо-водяном реакторе при наличии в его активной зоне разнородных ТВС (например, ТВС с урановым топливом и ТВС с МОХ-топливом).
Сущность способа перегрузки ТВС в водо-водяном реакторе, содержащем два или более типов ТВС, различающихся спектром нейтронов при их нахождении в активной зоне, состоит в том, что извлечение отработавших, перемещение оставшихся в активной зоне и дозогрузка свежих ТВС осуществляются таким образом, чтобы доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ оставалась больше доли этих ТВС в активной зоне и в пределе равнялась бы единице.
Соответствующие пространственно-энергетические расчеты показали, что при наличии разнородных ТВС в реакторе в различающихся ТВС устанавливаются свои, характерные для них спектры нейтронов. Только на границе разнородных ТВС имеет место некоторая узкая пространственная зона (примерно по одному слою твэлов с каждой стороны), где имеет место смешанный, переходный спектр нейтронов. Эта закономерность иллюстрируется данными таблицы 1. В ней дано распределение групповых потоков нейтронов по радиусу двух соседних ТВС. Изменение радиуса ведется от центра одной ячейки к центру другой ячейки.
В первой колонке таблицы приведена нумерация пространственных зон с твэлами в ТВС.
В ТВС реактора ВВЭР-1000 в радиальном направлении имеется 11 зон. В первой зоне расположен стержень, на котором с помощью дистанционирующих устройств закреплены все твэлы ТВС. Далее в зонах 2-11 расположены твэлы и трубки для размещения подвижных поглощающих стержней. На границе между соседними ТВС имеется водяной зазор (зона 12). В рассматриваемой таблице за зазором по возрастанию номера зоны располагаются зоны соседней ТВС. Для этой второй ТВС движение по радиусу ведется от внешних зон с твэлами к центру этой ТВС.
Для сокращения объема информации в таблице для соседней, второй ТВС приведены только 4 наружных зоны (зоны 13, 14, 15 и 16). Эти зоны соответствуют зонам 11, 10, 9 и 8 в первой ТВС.
Приведенные в таблице данные соответствуют случаю, когда в первой (центральной) ТВС твэлы содержат МОХ-топливо, а в соседней ТВС (зоны 13-16 и далее) твэлы содержат урановое топливо.
Во второй колонке таблицы указано число твэлов в радиальной зоне ТВС. Число трубок для введения подвижных поглотителей в ТВС дано в третьей колонке. Как видно из таблицы, всего в ТВС реактора ВВЭР-1000 имеется 312 твэлов, 18 трубок для поглотителей, которые размещены в зонах 4, 6 и 7, т.е. достаточно далеко от внешней границы ТВС (зона 11).
В 4 и 5 колонках таблицы приведены значения группового потока для быстрых и замедляющихся нейтронов (Φбыстр) и теплового потока (Φтепл), а в 6 колонке дано значение суммарного группового потока (Φполн), которые устанавливаются в ТВС при их нахождении в активной зоне реактора. Для простоты приведены относительные величины групповых потоков, нормированные при условии, что Φполн= 1 для всего рассматриваемого объема. Спектр нейтронов разделен на две группы: Φбыстр и Φтепл.
Быстрая группа нейтронов охватывает диапазон энергий от энергии их рождения (испускания) до границы с тепловой группой, которая в данном рассмотрении принята равной Eгр = 1 эВ. Полный поток в каждой зоне равен сумме групповых потоков.
Из таблицы видно, что полный поток (φполн) и поток быстрых нейтронов (Φбыстр) мало меняются по радиусу рассматриваемой задачи.
Однако поток тепловых нейтронов (Φтепл) существенно зависит от вида топлива в твэлах.
В рассматриваемом случае, когда в первой ТВС (зоны 2-11) размещены твэлы с МОХ-топливом, а в соседней (зоны 13 и далее) твэлы содержат урановое топливо, поток тепловых нейтронов в ТВС с МОХ-топливом существенно меньше по величине потока в ТВС с урановым топливом. Потоки различаются примерно в два с лишним раза.
Одновременно видно, что в зонах с МОХ-топливом поток быстрых нейтронов несколько превышает поток быстрых нейтронов в зонах с урановым топливом. Это означает, что в ТВС с МОХ-топливом спектр нейтронов является более жестким по сравнению со спектром нейтронов в ТВС с урановым топливом.
Одновременно видно, что вблизи границы двух ТВС (зоны 11 и 13) имеет место сильное изменение потока тепловых нейтронов. Но это взаимное влияние соседних разнородных ТВС распространяется только на узкую область. Оно не затрагивает внутреннюю область ТВС, где размещены трубки для подвижных поглотителей.
Отсюда следует, что в основном объеме каждой из разнородных соседних ТВС устанавливается свой спектр нейтронов, который практически не зависит от спектра в соседней ТВС с другими свойствами.
Это означает, что при введении подвижных поглощающих стержней в трубки некоторой ТВС эти стержни будут поглощать нейтроны, распределенные со спектром данной ТВС и не будут практически ощущать наличие другого спектра нейтронов в соседних ячейках с другими ТВС.
Следовательно, если в активной зоне реактора необходимо разместить ТВС с разнородными свойствами (с разным топливом или с одинаковым топливом, но с различным отношением объема воды и топлива), то для повышения эффективности подвижных поглощающих стержней необходимо в ячейках СУЗ размещать ТВС, обладающие мягким спектром из набора ТВС, размещаемых в активной зоне водо-водяного реактора.
Применительно к проблеме использования оружейного плутония, входящего основной составной частью в МОХ-топливо, можно видеть, что для обеспечения сохранения компенсационной способности подвижных поглотителей СУЗ, характерной для зоны с урановым топливом, необходимо, чтобы при перегрузке ТВС, состоящей из выгрузки выгоревших ТВС, перестановке оставшихся и загрузке ТВС со свежим топливом, ТВС с МОХ-топливом не попадали бы в ячейки СУЗ.
Тогда при смешанной загрузке активной зоны ВВЭР-1000 даже при доведении доли ТВС с МОХ-топливом до 50-60% не потребуется модернизация системы СУЗ по причине снижения компенсационной способности подвижных поглотителей. Дальнейшее увеличение доли ТВС с МОХ-топливом не реально, так как оставшаяся доля ТВС с урановым топливом необходима для размещения их в ячейках СУЗ при организации перегрузок ТВС.
Одновременно можно утверждать, что если среди ячеек СУЗ доля ТВС с мягким спектром будет больше доли тех же ТВС во всей активной зоне, то потеря в компенсационной способности подвижных поглотителей будет меньше, чем в случае, когда доля таких ТВС среди ячеек СУЗ будет такой же, как во всей активной зоне.
Следовательно, для снижения потери реактивности подвижных поглотителей СУЗ или даже для ее подъема в некоторых случаях, необходимо стремиться, чтобы доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ была бы больше аналогичной доли для всей активной зоны. Максимальная эффективность подвижных поглотителей СУЗ будет в случае, когда доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ достигнет единицы, т. е. в ячейках СУЗ будут размещены только ТВС с мягким спектром.
Возрастание эффективности подвижных поглотителей, отмеченное выше, возможно в том случае, когда вводимые новые ТВС будут иметь более мягкий спектр по сравнению со штатными ТВС водо-водяного реактора.
Полученные результаты иллюстрируются численно на примере реактора ВВЭР-1000.
В серийном варианте реактора ВВЭР-1000 из 163 ячеек активной зоны 61 ячейка принадлежит СУЗ, что составляет 37% от полного числа ячеек.
При использовании в активной зоне реактора ВВЭР-1000 штатных ТВС с диоксидом урана при обогащении урана x = 4,4% и ТВС с МОХ-топливом на основе оружейного плутония возможны различные варианты загрузки ТВС.
Крайними вариантами, естественно, являются два варианта, в одном из которых в ячейках СУЗ размещаются только ТВС с диоксидным урановым топливом, а в другом в ячейках СУЗ размещены ТВС с МОХ-топливом. При этом в холодном состоянии реактора при размещении в ячейках СУЗ только ТВС с диоксидным урановым топливом эффективность 61 группы с подвижными поглотителями (кластерами) dKэф = 0,081. Эта величина практически не зависит от наличия в остальных ячейках активной зоны числа ТВС с МОХ-топливом. В пределе все остальные ячейки, не относящиеся к ячейкам СУЗ, в этом случае могут быть загружены ТВС с МОХ-топливом.
При размещении во всех ячейках СУЗ только ТВС с МОХ-топливом суммарная эффективность 61 группы подвижных поглотителей составляет dKэф =0,065. Эта величина также практически не зависит от вида загрузки остальных ячеек активной зоны, т.е. будут ли они загружены ТВС урановым или МОХ-топливом, или будет смешанная загрузка.
Следовательно, размещение во всех ячейках СУЗ реактора ВВЭР-1000 ТВС с МОХ-топливом приведет к снижению эффективности подвижных поглотителей с dKэф = 0,081 до dKэф = 0,065, т.е. на 20%.
Такая потеря реактивности, как уже отмечалось, обусловлена тем, что спектр нейтронов в ячейках с ТВС, имеющих МОХ-топливо, является более жестким по сравнению со спектром в ячейках, загруженных ТВС с урановым топливом. В таком более жестком спектре поглощающая способность стержней меньше.
В таблице 2 приведены данные, показывающие, как изменяется поглощающая способность 61 группы стержней в зависимости от соотношения в активной зоне ТВС с урановым и МОХ-топливом при их равномерном распределении по ячейкам активной зоны.
Приведенные данные по эффективности 61 группы поглотителей нейтронов соответствуют случаю равномерного распределения по ячейкам активной зоны двух различных типов ТВС, различающихся спектром нейтронов. В этом случае эти разнородные ТВС среди ячеек СУЗ распределены в том же соотношении, что и во всех ячейках активной зоны. Однако было ранее показано, что эффективность поглотителей в ячейках СУЗ зависит от типа ТВС в этих ячейках и практически не зависит от того, какие ТВС загружены в остальные ячейки активной зоны. Поэтому целесообразно в ячейки СУЗ размещать в основном или только ТВС с мягким спектром нейтронов. В данном случае необходимо отдать предпочтение для ТВС урановым топливом при загрузке ячеек СУЗ (таблица 2). Это уменьшит потерю компенсационной способности поглотителей при преимущественной загрузке ячейки СУЗ ТВС с урановым топливом или полностью ее предотвратит при загрузке в ячейки СУЗ только ТВС с урановым топливом.
В таком случае доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ будет выше, чем доля таких ячеек среди всех ячеек активной зоны. В пределе, когда все ячейки СУЗ будут заполнены ТВС с мягким спектром, эта доля будет равна единице.
В таблице 3 приведены данные, характеризующие варианты, где реализуется попытка загрузить в ячейки СУЗ только или преимущественно ТВС с мягким спектром, т.е. ТВС с урановым топливом.
Из таблицы 3 видно, что даже при загрузке зоны на 60% ТВС с МОХ-топливом удается в ячейки СУЗ размещать только ТВС с урановым топливом. До этой границы эффективность СУЗ сохраняется неизменной, соответствующей эффективности серийного ВВЭР с полностью урановой загрузкой.
При дальнейшем увеличении доли ТВС с МОХ-топливом в активной зоне из-за уменьшения числа ТВС с урановым топливом в активной зоне их числа не достает для полной загрузки в ячейки СУЗ только ТВС с урановым топливом. В этом случае часть ячеек СУЗ, а в пределе и все ячейки СУЗ загружаются ТВС с МОХ-топливом. Но это приводит к падению эффективности СУЗ, что нежелательно.
Источники информации
1. Овчинников Ф. Я. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1977, с. 144.
2. Nuclear Europe Worldscan. N 3-4, March/April, 1994, p. 70-71.
3. Levina I., Saprykin V., Morozov A. The Safety Criteria and VVER Core Modification for Weapon Plutonium Utilization. Proc. of ARW. - Obninsk (Russia); 1995, ISBN 0-7923-3473-6.
Формула изобретения: Способ перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) в водо-водяном реакторе, содержащем два или более типов ТВС, различающихся мягкостью спектра нейтронов при их нахождении в активной зоне, включающий извлечение отработавших, перемещение оставшихся в активной зоне и догрузку свежих ТВС, отличающийся тем, что доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ установлена больше доли этих ТВС в активной зоне и в пределе равняется единице.