Способ регулирования энерговыделения ядерного реактора

 

Сущность: предполагает загрузку активной зоны реактора и регулирование поля энерговыделения путем выравнивания температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов перемещением регулирующих стержней в активной зоне при работе реактора. В зависимости от обогащения, выгорания, геометрических характеристик тепловыделяющих элементов, расхода в каналах, распределения нейтронного потока через заданные промежутки времени определяют энерговыработку в каждом канале, сравнивают ее со средней энерговыработкой своего типа загрузки на плато реактора в своей группе перегрузки и выравнивают энерговыработку каналов изменениями расхода охлаждающей жидкости в каналах регулирующих стержней или положения регулирующих стержней. 2 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа.

Известен ядерный реактор, содержащий активную зону, разделенную на три концентрические области топливных элементов. Первая область размещена в центре зоны, третья область на краю активной зоны, а вторая между ними. Загрузка каналов топливом такова, что коэффициент размножения в третьей области меньше, чем в первой, а в первой меньше, чем во второй. При этом объем всех трех областей практически одинаков [1] Недостатком этого изобретения является то, что между второй и третьей областями существует большой перепад мощности, приводящий к высокой неравномерности выгорания топлива и температурным неравномерностям в местах соединения областей.

Также известен режим работы ядерного реактора с охлаждением водой, содержащий компоновку активной зоны реактора с размещенными в ней регулирующими стержнями, а также процесс регулирования поля энерговыделения путем изменения химического или физического состояния теплоносителя для достижения оптимального энерговыделения. Это изобретение выбрано в качестве прототипа [2] Недостатком прототипа является то, что изменение химического состояния может вызвать нарушение стойкости технологических каналов и оболочек тепловыделяющих элементов и, как следствие, выход продуктов деления в первый контур реактора и неплановую перегрузку топлива. Другим недостатком прототипа является то, что изменение физического агрегатного состояния теплоносителя вызовет положительные или отрицательные изменения реактивности и, соответственно, несанкционированное повышение мощности или ее снижение, что приведет к неоптимальным энерговыделению и энерговыработке. Кроме того, оптимизация энерговыделения осуществляется путем оптимизации нейтронного потока, энергетического распределения (выделение энергии в каждом канале в единицу времени) и состояния топлива. Такой подход справедлив для загрузки во все каналы плато (для цилиндрического реактора это центральная часть активной зон с близкими значениями потока нейтронов и энерговыделения по радиусу) ТВЭЛ одного типа с одинаковым обогащением и характеристиками. В условиях загрузки ТВЭЛов с разным обогащением, типоразмерами, свойствами, в том числе в один канал, к моменту плановой остановки реактора часть каналов, подлежащих плановой перегрузке, будет недорабатывать до предельной энерговыработки (интеграл функции энерговыделения в канале по времени).

Задачей настоящего изобретения является разработка способа регулирования, позволяющего достичь оптимального выгорания в реакторе топлива с разными характеристиками посредством выравнивания энерговыработки и температуры теплоносителя по технологическим каналам с целью удержания более высоких уровней мощности и выработки большего количества энергии.

Поставленная задача решается тем, что в известном способе [2] содержащем загрузку активной зоны реактора, процесс регулировки расхода теплоносителя через технологические каналы до начала подъема мощности, процесс регулирования поля энерговыделения путем выравнивания температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов перемещением регулирующих стержней в активной зоне при работе реактора на мощности, процесс перегрузки каналов группами, а в зависимости от обогащения, выгорания, геометрических характеристик тепловыделяющих элементов, расхода в каналах, распределения нейтронного потока через заданные промежутки времени определяют энерговыработку в каждом канале, сравнивают ее со средней энерговыработкой своего типа загрузки на плато реактора в своей группе перегрузки и выравнивают энерговыработку каналов перераспределением регулирующих стержней для каждой группы перегрузки так, чтобы каналы с разным типом загрузки топлива и, соответственно, разной предельной энерговыработкой в одной группе перегрузки достигали значений не менее (88 90%) от своей предельной энерговыработки к моменту останова реактора для перегрузки топлива. Величина (88 90%) определяется из условия погрешностей измерений, вычислений, возможных локальных неравномерностей и неопределенностей.

Сущность изобретения поясняется на фигурах 1 и 2. На фигуре 1 представлена зависимость средней относительной энерговыработки для зон реактора, каждая из которых содержит группу каналов с разным типом загрузки, находящимся в зоне локального влияния регулирующего стержня или воды в канале, охлаждающей канал со стержнем. Пунктирной линией на фигурах 1 и 2 отмечена средняя относительная энерговыработка до начала регулирования, сплошной линией после регулирования. Относительная энерговыработка это отношение энерговыработки в канале к среднеарифметической энерговыработке по зонам для данного типа загрузки каналов плато, группы перегрузки и радиуса. Средняя относительная энерговыработка в зоне это среднеарифметическая величина относительных энерговыработок всех каналов в данной зоне. Как видно, результатом регулирования является уменьшение отклонения средних относительных энерговыработок по зонам от 1. Фигура 2 детализирует структуру одной зоны по значениям относительных энерговыработок отдельных каналов этой зоны. На оси абсцисс отмечены номера каналов, на оси ординат их относительные энерговыработки. Значками отмечены значения относительных энерговыработок каналов до регулирования, значками * после регулирования. Значение энерговыработки канала N 4, существенно превышает среднее. К концу кампании, при достижении подобными каналами предельных значений энерговыработок, не более 2% таких каналов (от числа перегружаемых) выгружается на мощности до окончания кампании.

С целью выравнивания поля энерговыделения для удержания максимально возможной мощности в реакторе применяется гидравлическое и одновременно нейтронно-физическое аксиальное и радиальное профилирование. Однако, в зависимости от особенностей реактора, в одном канале могут быть загружены ТВЭЛы, имеющие различные характеристики (например обогащение) и различное предельное выгорание к моменту планового останова реактора с целью выгрузки из реактора плановой группы каналов и загрузки на ее место новых ТВЭЛов. Для достижения значений не менее (88.90)% от предельной энерговыработки в одной группе перегрузки предлагается, в отличие от прототипа, оптимизировать не энерговыделение, а относительную энерговыработку в каналах. Такой подход позволяет увеличить глубину выгорания топлива. Так как расход и температура теплоносителя в каналах плато реактора отличаются, то, следовательно, энерговыделение в каналах реактора разное. Выравнивание энерговыработки в каналах, в отличие от прототипа, может приводить к увеличению неравномерности поля энерговыделения в каналах. Действительно, если каналы с меньшей предельной энерговыработкой имеют более низкое энерговыделение в сравнении с другими каналами из этой группы перегрузки с более высокой предельной энерговыработкой соответственно так, что отношение их предельных энерговыработок меньше, чем отношение энерговыделений, то для увеличения глубины выгорания в среднем по реактору и, следовательно, длины кампании при сохранении уровня мощности необходимо еще уменьшить энерговыделение в каналах с меньшей предельной энерговыработкой. А это в свою очередь увеличит неравномерность энерговыделения. Если при этом профилирование расхода в каналах с меньшей предельной энерговыработкой выполнить таким образом, чтобы температура теплоносителя на выходе из этих каналов была бы выше температуры для каналов с большей предельной энерговыработкой, то изменение расхода охлаждающей жидкости в каналах регулирующих стержней или перераспределение положения регулирующих стержней позволяет уменьшить отклонение средних по зонам относительных энерговыработок каналов одной группы перегрузки от единицы, выравнить температуру теплоносителя на выходе из разных каналов, снизить максимальную температуру теплоносителя в отдельных каналах. Тем самым появляется возможность удерживать более высокие уровни мощности реактора в сравнении с прототипом. Следовательно, предлагаемое в данном способе неизвестное ранее совместное применение профилирования указанным выше образом расхода в каналах с меньшей предельной энерговыработкой из одной группы перегрузки, выравнивание относительной энерговыработки, приводящее к выравниванию выходной температуры теплоносителя каналов в рамках условий безопасной эксплуатации позволяет удерживать более высокие уровни мощности, что является полезным и существенным отличием в сравнении с прототипом. Если в условиях работы реактора на номинальном уровне мощности из-за локальных неравномерностей, например, расхода теплоносителя или обогащения в ТВЭЛ, часть каналов, не более 2% от общего числа перегружаемых, достигает предельной энерговыработки раньше момента остановки для плановой перегрузки реактора, то в предлагаемом способе допускается разгрузить эти каналы без снижения уровня мощности реактора. Величина в 2% определяется из условий обеспечения безопасной эксплуатации реактора. Процесс выгрузки ТВЭЛов из каждого канала влечет за собой в канале мультиплицирующей среды на поглощающую, так как все пространство в канале по высоте активной зоны заполняет теплоноситель, который одновременно изменяет аксиальную и радиальную неравномерности. Тем самым изменяется энерговыделение в остальных каналах, загруженных ТВЭЛами, в процессе разгрузки каналов с предельной энерговыработкой. При этом перемещением регулятора, в зоне воздействия которого находится этот канал, компенсируют изменение реактивности. Таким образом, процесс определения к концу кампании каналов с ТВЭЛ, достигших предельной энерговыработки, выгрузки этих каналов на мощности с одновременным изменением аксиальной и радиальной неравномерностей, сохранением уровня мощности реактора, позволяет увеличить продолжительность кампании, глубину выгорания, является полезным и существенным отличием в сравнении с прототипом.

Формула изобретения

Способ регулирования энерговыделения ядерного реактора, содержащий загрузку активной зоны реактора, процесс регулирования расхода теплоносителя через технологические каналы до начала подъема мощности, процесс регулирования поля энерговыделения путем выравнивания температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов перемещением регулирующих стержней в активной зоне при работе реактора, процесс перегрузки каналов группами, отличающийся тем, что в зависимости от обогащения выгорания, геометрических характеристик тепловыделяющих элементов, расхода в каналах, распределения нейтронного потока через заданные промежутки времени определяют энерговыработку в каждом канале, сравнивают ее со средней энерговыработкой своего типа загрузки на плато реактора в своей группе перегрузки и выравнивают энерговыработку каналов изменениями расхода охлаждающей жидкости в каналах регулирующих стержней или положения регулирующих стержней так, чтобы каналы с разной предельной энерговыработкой в одной группе перегрузки достигали значений не менее 88 90% от своей предельной энерговыработки к моменту останова реактора для перегрузки.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к ядерной техники, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водоводяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к дальнометрии и может быть использовано в различной аппаратуре, требующей измерения интервалов времени в широком диапазоне между двумя апериодическими импульсами, например, в эхолокации, в диагностических приборах для технологических процессов в атомной промышленности /1/
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к уран-графитовым ядерным реакторам, и может быть использовано, в частности, при эксплуатации реакторов РБМК

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС

Изобретение относится к элементам ядерного реактора, в частности управляющим элементам с вытянутым в длину элементным ящиком, который имеет поперечное сечение в форме правильного многоугольника и в котором на одном конце вставлена хвостовая часть элемента с вытянутым в длину центральным телом, расположенным неподвижно внутри элементного ящика с радиальным зазором от этого элементного ящика, а также с гильзой из активного, в частности поглощающего нейтроны материала, которая расположена с возможностью перемещения в продольном направлении элементного ящика, окружает центральное тело в промежуточном пространстве между центральным телом и элементным ящиком и содержит ввод в радиальном направлении

Изобретение относится к области ядерной технологии

Изобретение относится к механизмам систем управления и защиты ядерных реакторов, а именно к механизмам аварийной защиты ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам прямодействующей аварийной защиты ядерных реакторов по превышению допустимого уровня температуры, и может быть использовано также для защиты по уровню температуры химического, технологического и энергетического оборудования

Изобретение относится к атомным энергетическим устройствам и может быть успешно реализовано в стационарной теплоэнергетике и как элемент силовых установок на транспорте (морском, водном) суда речные, озерные, смешанного плавания типа река-море (железнодорожном)
Наверх