Активная зона водо-водяного энергетического реактора

 

Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкции активной зоны, входящей в состав водо-водяного энергетического реактора. Сущность: активная зона водо-водяного энергетического реактора содержит тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов. По крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит от 528 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,8510-3 до 6,1710-3 м и/или от 6,6610-3 до 6,9910-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,010-3 до 5,2210-3 м и/или от 5,6710-3 до 5,9310-3 м соответственно. Причем водо-урановое отношение для данных размеров твэлов выбрано от 2,01 до 2,74. 3 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон 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 (2600 - 3900) МВт.

Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса обеспечения безопасности атомных электростанций (АЭС). При создании активных зон, обеспечивающих качественно новый уровень безопасности АЭС, необходимо основываться на апробированных технических решениях, положительном опыте проектирования и эксплуатации действующих АЭС. Наиболее значительными по последствиям для АЭС, в частности с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР), являются аварии с потерей теплоносителя первого контура, развитие которых при несрабатывании многократно резервированных пассивных и активных систем безопасности, обеспечивающих введение в первый контур поглотителя нейтронов и хладагента, может привести к тяжелым последствиям.

Проблема повышения уровня безопасности действующих АЭС с реакторами ВВЭР имеет различные пути решения. Однако в настоящее время она решается, как правило, повышением надежности защитных систем, совершенствованием отдельных узлов и оборудования, оптимизацией режимов и регламента эксплуатации.

Вместе с тем не затрагиваются вопросы уменьшения в нормальном режиме теплонапряженности твэлов, оболочки которых являются одним из основных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и которые могут разгерметизироваться в аварийных ситуациях прежде всего из-за их перегрева. Такая тенденция обусловлена главным образом многолетним успешным опытом эксплуатации ядерного топлива существующей конструкции и хорошо отлаженным производством.

Реакторы с водой под давлением в процессе внедрения в ядерную энергетику претерпели качественные изменения, но не конструкционные. К основным техническим решениям, заложенным в конструкциях отечественных ВВЭР, следует отнести следующее: - все устройства внутри корпуса реактора должны быть извлекаемыми для возможного ремонта, замены и для контроля внутренней поверхности корпуса реактора; - для удобного эксплуатационного обслуживания органов системы управления и защиты (СУЗ) и оборудования для контроля за работой реактора они расположены в его верхней части; - тепловыделяющие сборки (ТВС), позволяющие создать конфигурацию активной зоны, близкую к цилиндрической, размещены в выемной корзине, днище которой является опорной конструкцией активной зоны. Сверху кассеты прижаты плитой, которая предохраняет сборки от всплытия (из-за осевого перепада давления) и дистанционирует их; - теплоноситель в активной зоне движется снизу вверх, что облегчает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции.

Активная зона реактора ВВЭР набирается из шестигранных ТВС, устанавливаемых практически вплотную друг к другу в корзине активной зоны. В ТВС по треугольному шагу устанавливают стержневые твэлы. В качестве ядерного топлива используют прессованные или спеченные таблетки из диоксида урана. Одна или две трубки, в которых должны бы быть расположены твэлы, остаются пустыми. Внутри этих пустых трубок размещают измерители температуры воды и детекторы энерговыделения (см. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов.- М.: Энергоиздат, 1982, с. 76).

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 (см. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов.- М.: Энергоиздат, 1982, с. 77, рис. 3.10 в). В ТВС могут быть размещены перемещающиеся органы регулирования, как, например, в серийном реакторе ВВЭР-1000.

Тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса, хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас сборки включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки, которые механически связаны между собой центральной трубой. Центральная труба в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток и для размещения внутриреакторных детекторов. Каждая ТВС содержит 312 твэлов с таблетками из диоксида урана. С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке ТВС размещены 15 винтовых цилиндрических пружин. Нижняя решетка головки создает условия для осесимметричного выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины, направляющие каналы, нижняя решетка (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭВ-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12, М.: Энергоатомиздат, 1992, с. 231-233, рис. 4.3 и 4.4).

Конструкции стержневых твэлов и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность твэлов, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах, что осложняется наличием мощных 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 активной зоны необходимо в первую очередь учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.

Наиболее близкой по технической сущности к описываемой является активная зона водо-водяного энергетического реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭВ-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12, М.: Энергоатомиздат, 1992, с. 231-233, рис. 4.3 и 4.4). Известная активная зона серийного реактора ВВЭР-1000 компонуется из 163 шестигранных ТВС, имеющих одинаковую конструкцию. Активная зона реактора ВВЭР-1000 имеет форму, близкую к цилиндру с эквивалентными высотой 3,55 м и диаметром 3,12 м. Общая высота ТВС 4,66 м, а между ТВС имеется водяной зазор в 2,010-3 м. Каждая ТВС реактора ВВЭР-1000 содержит 312 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9,110-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл 15,67 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в вышеуказанной активной зоне и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-1000. 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, используемого в реакторах ВВЭР-1000, 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-1000 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой 44,8 кВт/м к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 875oC. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней 17 кВт/м, разогреваются до 550-600oC.

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 700-750oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-1000 снизить максимальные линейные тепловые нагрузки до уровня средних, 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 необходимо разработать активную зону со стержневыми твэлами контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной активной зоне 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-1000 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-1000, 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: - размер "под ключ" (23410-3 м) и высота, а также конструкция ТВС модернизированной активной зоны должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000; - количество твэлов с уменьшенным диаметром должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-1000; - изменение значения удельной загрузки топлива в ТВС модернизированной активной зоны по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000 не должна превышать 21%; - увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-1000; - количество (18), диаметр (12,610-3 м) и размещение органов СУЗ в модернизированной активной зоне должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР-1000.

Задачей изобретения является создание новой активной зоны реактора ВВЭР-1000, обладающей повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.

В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышение выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов.

Данные технические результаты достигаются тем, что в активной зоне водо-водяного энергетического реактора, содержащей тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов, по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит от 528 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,8510-3 м до 6,1710-3 м и/или от 6,6610-3 м до 6,9910-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,010-3 м до 5,2210-3 м и/или от 5,6710-3 м до 5,9310-3 м соответственно, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,01 до 2,74.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит от 528 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,8510-3 м до 6,1710-3 м и/или от 6,6610-3 м до 6,9910-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,010-3 м до 5.2210-3 м и/или от 5,6710-3 м до 5,9310-3 м соответственно, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,01 до 2,74, что характеризует новую концепцию активной зоны реактора ВВЭР-1000, обладающей повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку описываемая активная зона, как и штатная активная зона реактора ВВЭР-1000, компонуется из 163 шестигранных ТВС, у которых размер "под ключ", высота и конструкция каркаса, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, идентичны штатной ТВС реактора ВВЭР-1000, а пучок содержит от 528 до 648 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметром 5,8510-3 - 6,1710-3 м и 5,010-3 - 5,2210-3 м и/или 6,6610-3 - 6,9910-3 м и 5,6710-3 - 5,9310-3 м соответственно при выбранном водо-урановом отношении от 2,01 до 2,74, то средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной активной зоны уменьшается в 1,65 - 1,91 раза при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-1000.

Следует отметить, что наиболее целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,9710-3 м до 6,0710-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,0810-3 м до 5,1410-3 м, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,5 до 2,6 или 528 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 6,7610-3 м до 6,8810-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,7610-3 м до 5,8310-3 м, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,1 до 2,2.

Также может быть целесообразным, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 114 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 5,9710-3 м до 6,0710-3 м и от 5,0810-3 м до 5,1410-3 м и 414 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 6,7610-3 м до 6,8810-3 м и от 5,7610-3 м до 5,8310-3 м, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,1 до 2,6.

Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение новых технических результатов. Действительно, как было отмечено ранее, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6,310-3 м, но, однако, этого признака недостаточно для решения поставленной задачи. Невыполнение хотя бы одного из существенных признаков, включенных в независимый пункт формулы изобретения, не позволит решить поставленную задачу и обеспечить получение новых технических результатов. Так, например, отсутствие признака, касающегося водо-уранового отношения, приводит к нарушению первых двух вышеуказанных условий, т. е. нарушается принцип выбора основных геометрических параметров топливной решетки модернизируемой активной зоны, который должен проводиться из условия сохранения конструкции активной зоны и обеспечения близких к проектным значениям штатной активной зоны основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реактора ВВЭР-1000.

Следует также отметить, что для изготовления активной зоны с вышеотмеченными существенными признаками при проектировании модернизированной активной зоны необходимо задаться внешним и внутренним диаметрами оболочки твэла из приведенных диапазонов, а затем посредством несложных расчетов, определить водо-урановое отношение с учетом вышеизложенных требований. И, если полученное значение водо-уранового отношения не будет соответствовать заявляемому диапазону значений, то необходимо внести изменения в задаваемые исходные данные и осуществить перерасчет.

На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющей сборки описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-1000, на фиг. 2 приведена конструктивная схема поперечного сечения тепловыделяющей сборки с двумя типоразмерами твэлов описываемой активной зоны, на фиг. 3 приведена конструктивная схема поперечного сечения тепловыделяющей сборки с твэлами одинакового диаметра описываемой активной зоны, на фиг. 4 изображен вариант продольного разреза твэла для описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000, на фиг. 5 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного твэла и твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг. 6 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного твэла и твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг. 7 представлены кривые, характеризующие максимальную температуру оболочки наиболее энергонапряженного штатного твэла и твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с обесточиванием реактора, на фиг. 8 представлены кривые, характеризующие максимальную температуру оболочки средненапряженного штатного твэла и твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с обесточиванием реактора, на фиг. 9 представлены кривые, характеризующие зависимость предела прочности и напряжений в оболочке максимально напряженного твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000, на фиг. 10 представлены кривые, характеризующие зависимость предела прочности и напряжений в оболочке максимально напряженного твэла штатной активной зоны реактора ВВЭР-1000.

Модернизированная активная зона, согласно новой концепции реактора ВВЭР-1000, компонуется из 163 шестигранных тепловыделяющих сборок 1, имеющих одинаковые габаритные размеры (размер "под ключ" и высота). Причем, по крайней мере, одна из 163 ТВС модернизированной активной зоны имеет следующую конструкцию (см. фиг. 1). Тепловыделяющая сборка 1 активной зоны состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса 3, хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6 сборки 1, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки 7 (14-ти дистанционирующих решеток в сборке в пределах активной части), которые механически связаны между собой центральной трубой 8. Центральная труба 8 в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток 7 и для размещения внутриреакторных детекторов. Центральная труба выполнена из циркония размером (10,30,65)10-3 м. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборка устанавливается в корпусе реактора (см. фиг. 1). С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке 5 ТВС размещены 15 винтовых цилиндрических пружин 9. Нижняя решетка головки 5 создает условия для осесимметричного выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины 9, направляющие каналы 10 (18 стальных трубок размером (12,60,8)10-3 м для размещения поглотителей), нижняя решетка (см. фиг. 2 и 3). В ТВС активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-1000 содержится от 528 до 648 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром твэла 5,8510-3 - 6,1710-3 м и/или 6,6610-3 - 6,9910-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл от 8,22 кВт/м до 9,48 кВт/м. Причем водо-урановое отношение выбрано от 2,01 до 2,74.

Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник 11, состоящий из сплошных (или имеющих центральное отверстие) таблеток 12 или стерженьков 13 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 14, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 15 (см. фиг. 4).

Оболочка 14 в течение эксплуатации подвергается напряжениям 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 13, в частности путем выполнения их торцов 16 вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).

В качестве материала таблеток 12 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10,410-3 - 10,710-3 кг/м3, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса урана в ТВС составляет 352,8 - 445,8 кг.

При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-1000, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны, не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, чтобы радиальный зазор между топливным сердечником 11 и оболочкой 14 в описываемых твэлах был не менее 0,0510-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.

Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 11, а также с учетом всех вышеприведенных условий оболочка 14 стержневого твэла описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-1000 должна иметь наружный и соответственно внутренний диаметры от 5,8510-3 м до 6,1710-3 м и от 5,010-3 м до 5,2210-3 м и/или соответственно от 6,6610-3 м до 6,9910-3 м и от 5,6710-3 м до 5,9310-3 м. Дело в том, что только твэлы с указанными диаметрами оболочки обеспечивают выполнение третьего и четвертого условий. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и прежде всего результаты анализов аварий ВВЭР-1000 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы наиболее предпочтительных диапазонов основных характеристик описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-1000. Так, для ТВС, содержащей 648 стержневых твэлов: наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5,9710-3 м до 6,0710-3 м, внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,0810-3 м до 5,1410-3 м; водо-урановое отношение выбрано от 2,5 до 2,6, а для ТВС, содержащей 528 стержневых твэлов: наружный диаметр оболочки твэла выбран от 6,7610-3 м до 6,8810-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,7610-3 м до 5,8310-3 м; водо-урановое отношение выбрано от 2,1 до 2,2, причем для ТВС с двумя типоразмерами стержневых твэлов, содержащей 528 (114 и 414) твэлов: наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5,9710-3 м до 6,0710-3 м (для 114 твэлов) и от 6,7610-3 м до 6,8810-3 м (для 414 твэлов); внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5,0810-3 м до 5,1410-3 м (для 114 твэлов) и от 5,7610-3 м до 5,8310-3 м (для 414 твэлов); водо-урановое отношение выбрано от 2,1 до 26.

Действительно, выполнение твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 5,8510-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков), например 5,810-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение 30%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6,9910-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков), например 7,010-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией активной зоны реактора ВВЭР-1000 (превышение более 25%). Выполнение же твэла описываемой активной зоной диаметром более 6,1710-3 м и менее 6,6610-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков) не обеспечивает выполнение первых двух вышеуказанных условий. На фиг. 2, в качестве примера, приведена конструктивная схема ТВС активной зоны (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с двумя типоразмерами твэлов 2 (6,810-3 м и 6,010-3 м). 414 твэлов 2 диаметром 6,810-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9,9110-3 м. Эти твэлы 2 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 7. 114 твэлов 2 диаметром 6,010-3 м размещены вокруг направляющих каналов 10 (гильзы СУЗ диаметром 12,610-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 10 на 1,010-3 м от регулярных узлов. Данные твэлы 2 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 7, имеющие фигурную несимметричную форму.

На фиг. 3, в качестве примера, приведена конструктивная схема ТВС активной зоны (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с твэлами 2 одинакового диаметра. 414 регулярных твэлов диаметром 6,810-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9,9110-3 м. Эти твэлы 2 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 7. 114 смещенных твэлов 2 того же диаметра размещены вокруг направляющих каналов 10 (гильзы СУЗ диаметром 12,810-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 10 на 0,6710-3 м от регулярных узлов. Твэлы 2 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 7, имеющие форму деформированных сот.

Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой активной зоны. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов 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 по отношению к плавлению топлива, а, с другой, возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1,510-3 м.

Теплоноситель - вода в активной зоне движется снизу вверх, что облегчает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции. Корпус 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 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающим при протекании теплоносителя через активную зону. Нагретая в активной зоне вода направляется в парогенераторы, где передает свое тепло воде второго контура, а затем возвращается в активную зону.

На фиг. 5 и фиг. 6, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной и средней исходной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9,110-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6,810-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278oC, а для твэлов со средней нагрузкой 142oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-1000. В первую очередь это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т>550oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т>700oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и соответственно снижение максимальной температуры при МПА с 900oC до уровня ниже 600oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.

Следует также отметить, что твэлы описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-1000 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 основание полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-1000 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВтсут/кг.

Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с 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 в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для существующих конструкций активных зон ВВЭР. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-1000 с наружным диаметром от 6,6610-3 м до 6,9910-3 м составляет 9,48 кВт/м и 8,22 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5,8510-3 м до 6,1710-3 м (для штатного твэла диаметром 9,110-3 м средняя линейная нагрузка равна 15,67 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой активной зоны ВВЭР-1000 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.

Сравнительный анализ работоспособности штатной и модернизированной активных зон реактора ВВЭР-1000 в авариях с обесточиванием и разрывом главного циркуляционного трубопровода Ду 850 показал следующее: температуры оболочек твэлов описываемой активной зоны в процессе аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода Ду 850 на 150-400oC ниже по сравнению со штатной активной зоной реактора ВВЭР-1000. Это практически полностью исключает возможность существенного развития пароциркониевой реакции. Запас работоспособности твэлов (по пределу прочности материала оболочки) для описываемой активной зоны в 5-6 раз выше по сравнению со штатной активной зоной реактора ВВЭР-1000; в аварии с обесточиванием температура штатных оболочек твэлов может достигать величины порядка 1000oC, представляющей опасность с точки зрения возможности разрушения штатных твэлов; в твэлах описываемой активной зоны соответствующий температурный режим практически не превышает уровня стационарной работы реактора ВВЭР-1000 (см. фиг. 7 и 8).

На фиг. 9 и 10 представлены действующие напряжения в оболочке и предел кратковременной прочности материала оболочки в различные моменты протекания рассматриваемой МПА соответственно для штатной и описываемой зон реактора ВВЭР-1000. Как следует из фиг. 9, напряжения в оболочках максимально напряженных твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-1000 в отдельные моменты времени протекания аварии (7 с и 90-100 с) могут достигать предела прочности, т. е. максимально напряженные твэлы штатной активной зоны при МПА подвержены разрушению. Твэлы модернизированной активной зоны согласно фиг. 10 в любой рассматриваемый момент аварии имеют напряжения в оболочках, не превышающие предела прочности материала оболочки. При этом запас прочности по отношению к пределу прочности для твэлов описываемой активной зоны не менее 6-ти, а для штатной составляет около единицы, т.е. отсутствует.

На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону в реакторах ВВЭР-1000 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1,6-2,0 раза, а также позволяет обеспечить приемлемые и даже улучшенные нейтронно-физические характеристики при существенном повышении надежности ядерного топлива и безопасности реактора: снижается неравномерность поля энерговыделения - в стационарной топливной загрузке максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС не превышает Kmqax= 1,27, , а максимальный коэффициент неравномерности мощности твэлов не превышает KqKmkax= 1,48; ; максимальное значение линейной тепловой нагрузки на твэл не превышает в стационарной топливной загрузке величину qmlax= 17,5103 17,5103 Вт/м (без учета фактора неопределенности); загрузка топлива (по U) по сравнению с серийным ВВЭР-1000 не увеличивается, a 235U загружается примерно на 5-6% меньше; обеспечивается оптимизированный набор коэффициентов реактивности по температуре топлива d/dTu и неотрицательный коэффициент реактивности по плотности теплоносителя d/dн20 в расширенном по отношению к серийному реактору ВВЭР-1000 диапазоне температур (при средних температурах активной зоны выше 130-150oC на нулевой мощности); полная эффективность органов регулирования составляет в начале стационарной загрузки 6,7% к/к, , а в ее конце - 6,6% к/к, , что с запасом обеспечивает требуемый ПБЯ 1,0% к/к подкритичности при срабатывании аварийной защиты для компенсации быстро проявляющихся эффектов реактивности; повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР -1000; обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-1000; увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВтсут/кг.

Причем оценочные расчеты показали, что удельное гидравлическое сопротивление всей активной зоны при замене штатных ТВС на ТВС с твэлами модернизированной активной зоны возрастает на 3-5%, а суммарное гидравлическое сопротивление всего первого контура возрастет не более, чем на 1%. При этом расход теплоносителя через модернизированный реактор снизится не более чем на 0.5% при, практически, неизменной мощности насосов.

Следует отметить, что описываемая активная зона может быть использована не только в реакторах типа ВВЭР-1000, а также и в других водо-водяных реакторах с водой под давлением.


Формула изобретения

1. Активная зона водо-водяного энергетического реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов, отличающаяся тем, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит от 528 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,85 10-3 до 6,17 10-3 м и/или от 6,66 10-3 до 6,99 10-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,0 10-3 до 5,22 10-3 м и/или от 5,67 10-3 до 5,93 10-3 м соответственно, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,01 до 2,74.

2. Зона по п.1, отличающаяся тем, что тепловыделяющая сборка содержит 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,97 10-3 до 6,07 10-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,08 10-3 до 5,14 10-3 м, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,5 до 2,6.

3. Зона по п.1, отличающаяся тем, что тепловыделяющая сборка содержит 528 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 6,76 10-3 до 6,88 10-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,76 10-3 до 5,83 10-3 м, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,1 до 2,2.

4. Зона по п. 1, или 2, или 3, отличающаяся тем, что тепловыделяющая сборка содержит 114 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки от 5,97 10-3 до 6,07 10-3 м и от 5,08 10-3 до 5,14 10-3 м и 414 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки 6,76 10-3 до 6,88 10-3 м и от 5,76 10-3 до 5,83 10-3 м, при условии, что водо-урановое отношение выбрано от 2,1 до 2,6.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8, Рисунок 9, Рисунок 10

MM4A Досрочное прекращение действия патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 31.05.2005

Извещение опубликовано: 27.04.2006        БИ: 12/2006




 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области радиационного материаловедения и решает задачу уменьшения радиационной повреждаемости поликристаллического реакторного графита, в частности проблему уменьшения скорости накопления радиационных повреждений в кристаллической решетке реакторного графита, избыток которых влияет на изменение свойств графита и тем самым на ресурс работы реактора

Изобретение относится к устройствам для закрепления оборудования, установленного внутри сосуда под давлением ядерного реактора, содержащего сегменты упругого элемента

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно, к корпусам каналов ядерных реакторов

Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в судовых ядерных энергетических установках

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к ядерным реакторам транспортных установок, например, космического назначения

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в качестве источника энергии в энергетической установке

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в качестве источника энергии в энергетической установке

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для получения медицинских изотопов, например молибдена-99

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для получения медицинских изотопов, например молибдена-99

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в ядерных реакторах, например, выскотемпературных газографитового типа или уранграфитовых реакторах с водой под давлением

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в ядерных реакторах, например, выскотемпературных газографитового типа или уранграфитовых реакторах с водой под давлением

Изобретение относится к устройствам для закрепления оборудования, установленного внутри сосуда под давлением ядерного реактора, содержащего сегменты упругого элемента

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из двух и более реакторов

Изобретение относится к технике и оборудованию для получения изотопов из делящихся материалов, в частности, для получения молибдена-99 и ксенона-133, применяемых в современной диагностике

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ) с водоводяными кипящими ядерными реакторами (ЯР)

Изобретение относится к химической технологии регулирования качества теплоносителей АЭС, а именно к способам регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов типа РБМК

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для получения медицинских изотопов, например молибдена-99

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода, применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка МВт

Наверх