Активная зона, тепловыделяющая сборка и тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора

 

Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкций твэлов, набираемых из них ТВС, и активных зон водоохлаждаемых реакторов. Сущность: в зависимости от номинальной тепловой мощности реактора наружный диаметр твэлов, а также диаметр топливного сердечника и его масса выбраны из определенных диапазонов. Тепловыделяющие сборки, содержащие пучок твэлов, также характеризуются диапазонами размеров оболочек твэлов и массы топлива в пучке при определенном количестве твэлов и с учетом номинальной тепловой мощности реактора. Формируемые из тепловыделяющих сборок активные зоны выполнены с учетом тепловой мощности реактора, водо-уранового отношения, количества твэлов в тепловыделяющих сборках и содержат твэлы с различными диапазонами размеров наружного и внутреннего диаметров оболочек твэлов. В результате повышается выгорание топлива, обеспечивается возможность расширения диапазона мощностью реактора и снижается вероятность разгерметизации твэлов. 3 с. и 11 з.п.ф-лы, 16 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизируемых тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается модернизированная активная зона и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических ядерных реакторах (ВВЭР-440 или ВВЭР-1000).

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: 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. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 76).

Активная зона серийного реактора ВВЭР-1000 компонуется из 163 шестигранных ТВС, имеющих одинаковую конструкцию, и имеет форму, близкую к цилиндру с эквивалентными высотой 3.53 м и диаметром 3.12 м. Общая высота ТВС 4.66 м, а между ТВС имеется водяной зазор в 2.0·10^-3 м. Каждая ТВС реактора ВВЭР-1000 содержит 312 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.1·10^-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл 15.67 кВт/м.

Штатная активная зона реактора ВВЭР-440 компонуется из 349 шестигранных ТВС, имеющих одинаковую конструкцию. Активная зона реактора ВВЭР-440 имеет форму, близкую к цилиндру с высотой 2.42 м и эквивалентным диаметром 2.88 м. Общая высота ТВС 3.21 м; между ТВС имеется незначительный водяной зазор (3·10^-3 м). Каждая ТВС реактора ВВЭР-440 содержит 126 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.1·10^-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл 12.82 кВт/м.

Такие твэлы обеспечивают относительно высокий уровень выгорания топлива в вышеуказанной активной зоне и хорошо себя зарекомендовали за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Как уже отмечалось выше, активную зону набирают из ТВС, содержащих пучки твэлов для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий их охлаждения. Каждый пучок представляет собой единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в ТВС может составлять от десятков штук до нескольких десятков или даже сотен штук. Твэлы в ТВС соединяются между собой с помощью двух концевых и более десяти дистанционирующих решеток, устанавливаемых с определенным шагом по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения водо-уранового соотношения (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 76-78).

ТВС реакторов ВВЭР, как правило, состоит из пучка стержневых твэлов и каркаса. Каркас ТВС обеспечивает объединение и закрепление твэлов в сборке и их дистанционирование. Каркас сборки состоит из следующих основных деталей: несущего стержня, концевых решеток, дистанционирующих или направляющих решеток, продольных соединительных элементов, различных видов дистанционаторов и опорных полозков, а также обжимных втулок. Причем ТВС для твэлов, выполненных длиной, соответствующей длине активной зоны (ВВЭР-440 и ВВЭР-1000), дополняется еще следующими деталями: головкой сборки, к которой крепится верхняя часть каркаса сборки; хвостовиком сборки, который присоединяется к нижней части каркаса; подвеской сборки - устройством, с помощью которого ТВС перемещается, устанавливается и удерживается в вертикальном канале; амортизатором ТВС - деталью сборки, с помощью которой обеспечивается снижение ударной нагрузки при падении сборки на опору, а также компенсация вибраций, возникающих в процессе работы реактора; тарировочной шайбой - деталью сборки, предназначенной для определения расхода теплоносителя через ТВС (см. Г. Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 84-86).

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. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 77, рис. 3.10 в). В ТВС могут быть размещены подвижные 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 трубка 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 пятнадцать 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, Москва, Энергоатомиздат, 1992 г. с. 231-233, рис. 4.3 и 4.4).

ТВС реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса-чехла, цилиндрического хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас сборки включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю несущую решетку, верхнюю и средние направляющие решетки из нержавеющей стали или циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубкой из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов жестко закреплены в несущей решетке, а верхние концы твэлов имеют возможность продольного перемещения в направляющей решетке при температурных расширениях. Нижняя несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику сборки, а верхняя направляющая решетка, соответственно, - к головке сборки. С помощью хвостовика и головки ТВС устанавливается в корпусе реактора (см. Г.Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8 а).

Как уже отмечалось, в настоящее время получили широкое распространение в современных ядерных реакторах стержневые тепловыделяющие элементы. Стержневой твэл имеет топливный сердечник, состоящий из отдельных таблеток или стерженьков цилиндрической формы, размещенных в оболочке, которая является конструкционным несущим элементом (см. А.Г. Самойлов, Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1985, с. 99 - 107). Такую конструкцию имеют, например, твэлы реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Диаметр стержневых твэлов в целях увеличения поверхности теплообмена и снижения температурных напряжений, вызванных перепадом температур, принимается возможно меньшим и варьируется в реальных конструкциях водо-водяных реакторов с водой под давлением от 7.35·10^-3 м до 15·10^-3 м (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М. , Энергоиздат, 1981, с. 32-36). При повышении величины требуемой энергонапряженности или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и теплопередачей, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к его объему, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения поверхности. Понижение удельных тепловых линейных нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром.

Известные конструкции прутковых (стержневые твэлы большой длины, цельные по всей высоте активной зоны) и проволочных (диаметром меньше 3·10^-3 м) твэлов позволяют уменьшить линейную тепловую нагрузку на твэл. Так, прутковые твэлы, содержащие топливный сердечник из металлического урана, имеют диаметр 6.3·10^-3 м, длину 3.9 м и максимальную рабочую температуру 500^oC. Однако прутковые твэлы нашли свое применение в реакторах с тяжеловодным замедлителем и газовым теплоносителем, например, в реакторе КС-150 (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, 0.40-43). Проволочные твэлы просты по конструкции и технологии изготовления, однако использование проволочных твэлов предусматривает поперечное обтекание их потоком теплоносителя. Кроме того, практического применения такие твэлы пока не нашли (см. Г. Н. Ушаков, Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 42).

Конструкции стержневых твэлов, ТВС 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 и/или ТВС необходимо в первую очередь учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.

Наиболее близкими по технической сущности к описываемым в настоящем изобретении техническим решениям для реакторов типа ВВЭР являются: активная зона водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых тепловыделяющих элементов (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов. М. , Энергоиздат, 1982, с. 61, 76, рис. 3.10a); тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана (см. Г.Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8а); тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке (см. Г. Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Энергоиздат, 1981, с. 8-31).

Для известной активной зоны реактора ВВЭР стержневой твэл (с наружным диаметром оболочки твэла 9.1·10^-3 м) серийной ТВС для штатной активной зоны обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440 и 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, 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 875^oC, а при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 857^oC. В то же время в этих же условиях твэлы с линейной тепловой нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600^oC.

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 700-750^oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР снизить максимальные линейные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек твэлов не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя, а также расплавления ТВС и активной зоны при запроектных авариях. 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 модернизировать активную зону и ТВС, а также разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения номинальной тепловой мощности реактора, близкой к номинальной тепловой мощности серийного ВВЭР, и близкого к штатной активной зоне водо-уранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов при аварии с потерей теплоносителя и/или обесточивания ядерной энергоустановки. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны, усовершенствованных ТВС и твэлов необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции ТВС, активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.

Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, усовершенствованных ТВС и твэлов, которые сводятся к следующему: размер "под ключ" и высота, а также конструкция ТВС модернизированной активной зоны должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС реактора ВВЭР; количество твэлов с уменьшенным диаметром должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах ТВС модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР; изменение значения удельной загрузки топлива в ТВС модернизированной активной зоны для реактора с номинальной тепловой мощностью от 83% до 124% номинальной тепловой мощности реактора ВВЭР-440 не должно превышать 11%, а для реактора с номинальной тепловой мощностью от 86% до 130% номинальной тепловой мощности реактора ВВЭР-1000 не должно превышать 21%; увеличение гидравлических потерь на трение (не более 20%) в модернизированной активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР; количество, диаметр и размещение органов СУЗ в модернизированной активной зоне должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР.

Задачей настоящего 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, улучшения топливоиспользования, повышения выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации, разрушения и расплавления твэлов, ТВС и активной зоны, а также обеспечивается возможность продления срока службы корпуса реактора за счет снижения флюенса нейтронов на корпус реактора.

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 250 до 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01·10^-3 м до 5.23·10^-3 м, или от 196 до 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68·10^-3 м до 5.95·10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.6 до 2.0 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или тепловыделяющая сборка содержит от 498 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и/или от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.0·10^-3 м до 5.22·10^-3 м и/или от 5.67·10^-3 м до 5.93·10^-3 м, соответственно, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.01 до 2.74 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Для этого в тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащей каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, пучок содержит от 250 до 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.01·10^-3 м до 5.23·10^-3 м или от 196 до 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.68·10^-3 м до 5.95·10^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 103.6 кг до 142.1 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или пучок содержит от 498 до 648 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0·10^-3 м до 5.22·10^-3 м, соответственно, и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67·10^-3 м до 5.93·10^-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 377.4 кг до 505.8 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Соответственно, в тепловыделяющем элементе водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащем топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, наружный диаметр оболочки выбран от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.90·10^-3 м до 5.75·10^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или наружный диаметр оболочки выбран от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.88·10^-3 м до 5.74·10^-3 м и массу от 0.62 кг до 0.96 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Отличительной особенностью изобретения, касающегося новой активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, является то, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит от 250 до 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01·10^-3 м до 5.23·10^-3 м, или от 196 до 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68·10^-3 м до 5.95·10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.6 до 2.0 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или тепловыделяющая сборка содержит от 498 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и/или от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.0·10^-3 м до 5.22·10^-3 м и/или от 5.67·10^-3 м до 5.93·10^-3 м, соответственно, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.01 до 2.74 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Отличие описываемой тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора состоит в том, что пучок содержит от 250 до 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.01·10^-3 м до 5.23·10^-3 м или от 196 до 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.68·10^-3 м до 5.95·10^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 103.6 кг до 142.1 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или пучок содержит от 498 до 648 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.0·10^-3 м до 5.22·10^-3 м, соответственно, и/или с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.67·10^-3 м до 5.93·10^-3 м, соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 377.4 кг до 505.8 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Изобретение, характеризующее тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, имеет отличие, состоящее в том, что наружный диаметр оболочки выбран от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.90·10^-3 м до 5.75·10^-3 м и массу от 0.42 кг до 0.66 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или наружный диаметр оболочки выбран от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.88·10^-3 м до 5.74·10^-3 м и массу от 0.62 кг до 0.96 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Настоящие изобретения лежат в основе новой концепции активной зоны реактора ВВЭР, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку модернизированная активная зона, как и штатная активная зона реактора ВВЭР, компонуется из шестигранных ТВС, у которых размер "под ключ", высота и конструкция каркаса, с помощью которого обеспечивается крепление пучка описываемых стержневых твэлов в ТВС, идентичны штатной ТВС, а твэлы, имеющие отмеченные размеры и характеристики, могут быть вписаны в габариты, соответствующие штатным ТВС, то вышеуказанные отличительные особенности приводят к тому, что средняя линейная тепловая нагрузка на описываемые твэлы усовершенствованных ТВС модернизированной активной зоны уменьшается, например, для реактора ВВЭР-440 в 1.71 - 2.13 раза, а для реактора ВВЭР-1000 в 1.65 - 1.91 раза, при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора.

Возможен вариант выполнения модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.09·10^-3 м до 5.14·10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.8 до 1.9, или чтобы тепловыделяющая сборка содержала 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.77·10^-3 м до 5.83·10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1.7 до 1.8 для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт.

Также возможен вариант выполнения модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.5 до 2.6, или чтобы тепловыделяющая сборка содержала 528 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.1 до 2.2 для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

Кроме того, возможен вариант выполнения модернизированной активной зоны водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 114 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м и от 5.8·10^-3 м до 5.14·10^-3 м, и 414 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м и от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2.1 до 2.6 для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

Возможен вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт масса диоксида урана в сборке, наружный и внутренний диаметры оболочки твэла составляют, соответственно, от 129.6 кг до 134.5 кг, от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м и от 5.09·10^-3 м до 5.14·10^-3 м при пучке из 270 твэлов, или масса диоксида урана в сборке, наружный и внутренний диаметры оболочки твэла составляют, соответственно, от 133.1 кг до 138.0 кг, от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м и от 5.77·10^-3 м до 5.83·10^-3 м при пучке из 216 твэлов.

Возможен также вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт пучок содержит 648 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м, от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 450.5 кг до 467.2 кг или 528 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м, от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 471.2 до 491.7 кг.

Кроме того, возможен вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт пучок содержит 114 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м, от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м и 414 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м, от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 448.7 кг до 467.8 кг.

Возможен вариант выполнения усовершенствованной тепловыделяющей сборки водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы ядерное топливо было выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4·10³ кг/м³ до 10.7·10³ кг/м³.

Возможен вариант выполнения описываемого тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы наружный диаметр оболочки был выбран от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м, а топливный сердечник имел диаметр от 4.90·10^-3 м до 5.08·10^-3 м и массу от 0.46 кг до 0.51 кг или наружный диаметр оболочки был выбран от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м, а топливный сердечник имел диаметр от 5.55·10^-3 м до 5.75·10^-3 м и массу от 0.60 кг до 0.66 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или наружный диаметр оболочки был выбран от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м, а топливный сердечник имел диаметр от 4.88·10^-3 м до 5.07·10^-3 м и массу от 0.67 кг до 0.75 кг, или наружный диаметр оболочки был выбран от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м, а топливный сердечник имел диаметр от 5.53·10^-3 м до 5.74·10^-3 м и массу от 0.86 кг до 0.96 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Возможен также вариант выполнения описываемого тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором целесообразно, чтобы внутренний диаметр оболочки был выполнен от 5.01·10^-3 м до 5.95·10^-3 м для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт или внутренний диаметр оболочки был выполнен от 5.0·10^-3 м до 5.93·10^-3 м для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

Возможен вариант выполнения описываемого тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м и от 5.77·10^-3 м до 5.83·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5.64·10^-3 м до 5.67·10^-3 м и массу от 0.62 кг до 0.64 кг, или наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м и от 5.09·10^-3 м до 5.14·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.98·10^-3 м до 4.99·10^-3 м и массу от 0.48 кг до 0.5 кг.

Кроме того, возможен вариант выполнения описываемого тепловыделяющего элемента водо-водяного энергетического ядерного реактора, в котором для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны, соответственно, от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м и от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5.62·10^-3 м до 5.66·10^-3 м и массу от 0.89 кг до 0.93 кг или наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны, соответственно, от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м и от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4.96·10^-3 м до 4.98·10^-3 м и массу от 0.69 кг до 0.72 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

Следует подчеркнуть, что только вышеприведенные совокупности существенных признаков обеспечивают решение поставленной задачи и получение новых технических результатов, заключающихся в том, что в водо-водяных энергетических ядерных реакторах обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышение выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов.

Действительно, как было отмечено ранее, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.3·10^-3 м, но, однако, этого признака недостаточно для решения поставленной задачи. Невыполнение хотя бы одного из существенных признаков, включенных в независимые пункты формулы изобретения, не позволит решить поставленную задачу и обеспечить получение новых технических результатов. Так, например, отсутствие признака, касающегося водо-уранового отношения, приводит к нарушению принципа 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. А отсутствие признака, касающегося диапазона мощности реактора, приведет к тому, что: во-первых, в случае превышения диапазона тепловой мощности реактора ВВЭР не будет обеспечиваться сохранение целостности оболочки твэлов при максимальной проектной аварии; во-вторых, в случае проектирования и/или эксплуатации действующих реакторов с тепловой мощностью ниже указанного значения допустимой номинальной тепловой мощности реактора (с сохранением всех остальных основных габаритных, теплофизических и нейтронно-физических характеристик реактора без изменения к штатным вышеуказанным характеристикам реактора ВВЭР) экономическая целесообразность в разработке и/или эксплуатации таких ВВЭР исключена.

Кроме того, выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла при разработке ТВС без указания диапазонов необходимых значений внутренних диаметров оболочки твэла, диапазонов наружных диаметров твэла, соответствующего диапазона массы топлива и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) также не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинации величин, составляющих отмеченные пары диапазонов внутренних и наружных диаметров твэлов, без выбора величины массы топлива (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки ТВС, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.

Также следует также отметить, что при усовершенствовании конструкции твэла выбор единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений диаметров топливного сердечника и его массы и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет создать тепловыделяющий элемент с возможностью получения новых технических результатов, т.к. лишь комбинация величин, составляющих отмеченные диапазоны наружного диаметра оболочки, диаметра сердечника без выбора величины массы топливного сердечника (диоксида урана), приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки.

Причем 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.

На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-440; на фиг. 2 приведено поперечное сечение модернизированной тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-440; на фиг. 3 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-1000; на фиг. 4 приведена конструктивная схема поперечного сечения модернизированной тепловыделяющей сборки с двумя типоразмерами твэлов для реактора ВВЭР-1000; на фиг. 5 приведена конструктивная схема поперечного сечения модернизированной тепловыделяющей сборки с твэлами одинакового диаметра для реактора ВВЭР-1000; на фиг. 6 изображен вариант продольного разреза усовершенствованного твэла в соответствии с настоящим изобретением для реактора ВВЭР-440; на фиг. 7 изображен вариант продольного разреза усовершенствованного твэла в соответствии с настоящим изобретением для реактора ВВЭР-1000; на фиг. 8 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного твэла штатной и модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500; на фиг. 9 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного твэла и твэла модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850; на фиг. 10 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного твэла и твэла модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850; на фиг. 11 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке твэла штатной активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500; на фиг. 12 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке твэла модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500; на фиг. 13 представлены кривые, характеризующие максимальную температуру оболочки наиболее энергонапряженного штатного твэла и твэла модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с обесточиванием реактора; на фиг. 14 представлены кривые, характеризующие максимальную температуру оболочки средненапряженного штатного твэла и твэла модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 при аварии с обесточиванием реактора; на фиг. 15 представлены кривые, характеризующие зависимость предела прочности и напряжений в оболочке максимально напряженного твэла модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000; на фиг. 16 представлены кривые, характеризующие зависимость предела прочности и напряжений в оболочке максимально напряженного твэла штатной активной зоны реактора ВВЭР-1000.

Модернизированная активная зона водо-водяного энергетического реактора компонуется из шестигранных тепловыделяющих сборок, имеющих одинаковые конструкции и габаритные размеры (размер "под ключ" и высота), со штатными ТВС реакторов ВВЭР. Наиболее подробно остановимся на модернизации реакторов ВВЭР-440 (номинальная тепловая мощность 1375 МВт) и ВВЭР - 1000 (номинальная тепловая мощность 3000 МВт).

Описываемая ниже модернизированная активная зона, например, для серийного реактора ВВЭР-440 может иметь номинальную тепловую мощность от 1150 МВт до 1700 МВт и компонуется из 349-ти усовершенствованных шестигранных тепловыделяющих сборок 1, имеющих одинаковые габаритные размеры (размер "под ключ" - 144·10^-3 м и высота - 2.42 м) со штатными ТВС серийного реактора ВВЭР-440. Причем, по крайней мере, одна из 349-ти ТВС модернизированной активной зоны имеет следующую конструкцию (см. фиг. 1 и фиг. 2). Модернизированная ТВС 1 (имеющая номинальную тепловую мощность от 3.3 МВт до 4.9 МВт) описываемой активной зоны состоит из пучка усовершенствованных стержневых твэлов 2 (имеющих номинальную тепловую мощность от 11.3 КВт до 22.6 КВт), шестигранного корпуса-чехла 3, цилиндрического хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6 сборки 1, с помощью последнего обеспечивают крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю 7 несущую решетку, верхнюю 8 и средние 9 направляющие решетки из нержавеющей стали или циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубой 10 из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов 2 жестко закреплены в несущей 7 решетке, а верхние концы твэлов 2 имеют возможность продольного перемещения в направляющей 9 решетке при температурных расширениях. Нижняя 7 несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику 4 сборки, а верхняя 8 направляющая решетка, соответственно, - к головке 5 сборки. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборку устанавливают в корзине активной зоны (см. фиг. 1). В ТВС (с номинальной тепловой мощностью 3.94 МВт) описываемой активной зоны (с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт) модернизированного реактора ВВЭР-440 содержится от 250 до 270 стержневых твэлов (с номинальной тепловой мощностью 13.5 - 14.6 КВт) с наружным диаметром оболочки твэла от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м или от 196 до 216 твэлов (с номинальной тепловой мощностью 16.5 - 18.2 КВт) с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м (и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл 5.6 - 7.52 КВт/м) при водо-урановом отношении, выбранном от 1.6 до 2.0.

Рассматриваемая ниже модернизированная активная зона, например, для серийного реактора ВВЭР-1000 может иметь номинальную тепловую мощность от 2600 МВт до 3900 МВт и компонуется из 163 усовершенствованных шестигранных тепловыделяющих сборок 11, имеющих одинаковые габаритные размеры (размер "под ключ" - 234·10^-3 м и высота - 2.53 м) со штатными ТВС серийного реактора ВВЭР-1000. Причем по крайней мере одна из 163 ТВС модернизированной активной зоны имеет следующую конструкцию (см. фиг. 3). Модернизированная ТВС 11 (имеющая номинальную тепловую мощность от 16 МВт до 24 МВт) описываемой активной зоны состоит из пучка усовершенствованных стержневых твэлов 12 (имеющих номинальную тепловую мощность от 23.2 КВт до 45.3 КВт), шестигранного корпуса 13, хвостовика 14, головки 15 и каркаса 16 сборки 11, с помощью последнего обеспечивают крепление твэлов 12 в ТВС. Каркас 16 сборки 11 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки 17 (14 дистанционирующих решеток в сборке в пределах активной части), которые механически связаны между собой центральной трубой 18. Центральная труба 18 в ТВС предназначена для фиксации дистанционирующих решеток 17 и для размещения внутриреакторных детекторов. Центральная труба выполнена из циркония размером (10.3x0.65)·10^-3 м. С помощью хвостовика 14 и головки 15 сборку устанавливают в корпусе реактора (см. фиг. 3). С целью обеспечения надежного зажатия ТВС в реакторе в головке 15 ТВС размещены пятнадцать винтовых цилиндрических пружин 19. Нижняя решетка головки 15 создает условия для осесимметричного выхода теплоносителя из ТВС. Элементами ТВС, воспринимающими основные механические нагрузки, являются пружины 19, направляющие каналы 20 (восемнадцать стальных трубок размером (12.6 х 0.8)·10^-3 м для размещения поглотителей), нижняя решетка (см. фиг. 4 и фиг. 5). В ТВС (с номинальной тепловой мощностью 18.4 МВт) описываемой активной зоны (с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт) модернизированного реактора ВВЭР-1000 содержится от 498-ми стержневых твэлов (с номинальной тепловой мощностью 32.9 КВт) до 648-ми стержневых твэлов (с номинальной тепловой мощностью 28.4 КВт), выполненных с наружным диаметром твэла от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и/или от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл от 8.0 кВт/м до 9.3 кВт/м. Причем водо-урановое отношение выбрано от 2.01 до 2.74.

Усовершенствованный тепловыделяющий элемент 2 модернизированного реактора ВВЭР-440 включает топливный сердечник 21, состоящий из отдельных таблеток 22 или стерженьков 23 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 24, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепят концевые детали 25 (см. фиг. 6). Оболочка 24 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 осуществляют профилированием формы таблеток 22 или стерженьков 23, в частности, путем выполнения их торцов 26 вогнутыми (см. фиг. 6) или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).

В качестве материала таблеток 22 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4·10³ - 10.7·10³ кг/м³, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса диоксида урана в модернизированной сборке реактора ВВЭР-440 составляет от 103.6 кг до 142.1 кг. Масса урана в усовершенствованных твэлах реактора ВВЭР-440 составляет от 0.37 кг до 0.58 кг.

При выборе толщины оболочки описываемого твэла модернизированного реактора ВВЭР-440 наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 0.2 - 0.7 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 21 и оболочкой 24 в описываемых твэлах был не менее 0.05·10^-3 м (см. фиг. 6). Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.

Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 21, а также с учетом вышеприведенных условий, оболочка 24 усовершенствованного стержневого твэла для модернизированного реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и от 5.01·10^-3 м до 5.95·10^-3 м. Дело в том, что из первых двух вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-440. Принимая во внимание все вышеприведенные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик для усовершенствованных твэлов модернизированной активной зоны реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, а именно: наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.01·10^-3 м до 5.95·10^-3 м; диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.90·10^-3 м до 5.75·10^-3 м; масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана 0.42 кг до 0.66 кг.

Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР- 440 наружным диаметром менее 5.85·10^-3 м (например, 5.8·10^-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не более 4.90·10^-3 м и 0.42 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99·10^-3 м (например, 7.0·10^-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не менее 5.75·10^-3 ми 0.66 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение более 35%).

Следует отметить, что первые два вышеуказанные условия позволяют уточнить наиболее предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, а именно: наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м или от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.01·10^-3 м до 5.23·10^-3 м или от 5.68·10^-3 м до 5.95·10^-3 м; диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.90·10^-3 м до 5.08·10^-3 м или от 5.55·10^-3 м до 5.75·10^-3 м; масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.46 кг до 0.51 кг или от 0.60 кг до 0.66 кг.

Кроме того, из первого и пятого вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны ВВЭР-440 (номинальная тепловая мощность 1375 МВт) наиболее целесообразным является выполнение твэлов со следующими характеристиками: наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м или от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.77·10^-3 м до 5.83·10^-3 м или от 5.09·10^-3 м до 5.14·10^-3 м; диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 5.64·10^-3 м до 5.67·10^-3 м или от 4.98·10^-3 м до 4.99·10^-3 м; масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.62 кг до 0.64 кг или от 0.48 кг до 0.5 кг.

При эксплуатации описываемых твэлов в реакторе рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 24 модернизированного твэла 2 для реактора ВВЭР-440 и, тем самым, осуществляет теплоотвод от топливного сердечника 21 (см. фиг. 6).

Усовершенствованная ТВС модернизированного реактора ВВЭР с номинальной тепловой мощностью 1150 - 1700 МВт (с учетом вышеуказанных условий и соображений) должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и от 5.01·10^-3 м до 5.23·10^-3 м для пучка из 250 - 270 твэлов или, соответственно, от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и от 5.68·10^-3 м до 5.95·10^-3 м для пучка из 196 - 216 твэлов.

Ниже приведены наиболее предпочтительные диапазоны основных характеристик усовершенствованной ТВС для модернизированного реактора ВВЭР-440 (номинальная тепловая мощность 1375 МВт). Так, для пучка, содержащего 270 твэлов: наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.09·10^-3 м до 5.14·10^-3 м; масса диоксида урана выбрана от 129.6 кг до 134.5 кг а для пучка, содержащего 216 твэлов: наружный диаметр оболочки твэла составляет от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.77·10^-3 м до 5.83·10^-3 м; масса диоксида урана выбрана от 133.1 кг до 138.0 кг.

Выполнение твэла описываемой ТВС реактора ВВЭР-440 наружным диаметром менее 5.85·10^-3 м (например, 5.8·10^-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5.01·10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 103.6 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99·10^-3 м (например, 7.0·10^-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 5.95·10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 142.1 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение более 35%). Выполнение же твэла описываемой ТВС диаметром более 6.17·10^-3 м (соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 5.23·10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 138.8 кг) и меньше 6.66·10^-3 м (соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5.68·10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 129.2 кг) не обеспечивает выполнение первых двух вышеуказанных условий. Дело в том, что из этих условий следует, что относительный шаг между твэлами описываемой ТВС должен обеспечивать водо-урановое отношение для реактора ВВЭР-440 не более 1.9, т.е. близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-440, а этого не происходит.

Корпус-чехол 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части описываемой ТВС, обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри ТВС между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора ВВЭР-440 (см. фиг. 1). Корпус-чехол 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающего при протекании теплоносителя через ТВС. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам профилируется в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе теплоносителя в ТВС (на чертеже не показаны).

Усовершенствованный тепловыделяющий элемент 12 модернизированного реактора ВВЭР-1000 включает топливный сердечник 27, состоящий из отдельных таблеток 28 или стерженьков 29 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 30, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 31 (см. фиг. 7) . Как уже отмечалось при описании модернизированного реактора ВВЭР-440, оболочка 30 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 28 или стерженьков 29, в частности, путем выполнения их торцов 32 вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).

В качестве материала таблеток 28 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4·10^-3 - 10.7·10^-3 кг/м³, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса диоксида урана в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 составляет от 377.4 кг до 505.8 кг. Масса урана в усовершенствованных твэлах реактора ВВЭР-1000 составляет 0.54 - 0.84 кг.

Как и для модернизированного реактора ВВЭР-440, при выборе толщины оболочки описываемого твэла модернизированного реактора ВВЭР-1000 наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-1000, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2-2.5 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 27 и оболочкой 30 в описываемых твэлах должен быть не менее 0.05·10^-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов (см. фиг. 7).

Как уже отмечалось выше, вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 27, а также с учетом вышеприведенных условий, оболочка 30 усовершенствованного стержневого твэла для модернизированного реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и от 5.0·10^-3 м до 5.93·10^-3 м. Как и для твэлов модернизированного реактора ВВЭР-440, из первых двух вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-1000. 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 диапазонов основных характеристик усовершенствованного твэла модернизированного реактора ВВЭР с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт, а именно: наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.85·10^-3 м до 6.99·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.0·10^-3 м до 5.93·10^-3 м; диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.88·10^-3 м до 5.74·10^-3 м; масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.62 кг до 0.96 кг.

Действительно, выполнение описываемого твэла реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 5.85·10^-3 м (например, 5.8·10^-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не более 4.88·10^-3 м и 0.62 кг 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 6.99·10^-3 м (например, 7.0·10^-3 м) и, соответственно, выполнение топливного сердечника диаметром и массой не менее 5.74·10^-3 м и 0.96 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение более 25%).

Следует отметить, что первые два вышеуказанные условия позволяют уточнить наиболее предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт, а именно: наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м или от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.0·10^-3 м до 5.22·10^-3 м или от 5.67·10^-3 м до 5.93·10^-3 м; диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.88·10^-3 м до 5.07·10^-3 м или от 5.53·10^-3 м до 5.74·10^-3 м; масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.67 кг до 0.75 кг или от 0.86 кг до 0.96 кг.

Кроме того, из первого и пятого вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 (номинальная тепловая мощность 3000 МВт) наиболее целесообразным является выполнение твэлов со следующими характеристиками: наружный диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м или от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки описываемого твэла выбран от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м или от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м; диаметр топливного сердечника описываемого твэла выбран от 4.96·10^-3 м до 4.98·10^-3 м или от 5.62·10^-3 м до 5.66·10^-3 м; масса топливного сердечника описываемого твэла выбрана от 0.69 кг до 0.7 кг или от 0.89 кг до 0.93 кг.

При эксплуатации описываемого твэла в реакторе рабочее тело (теплоноситель первого контура) омывает наружную поверхность оболочки 24 усовершенствованного твэла 12 модернизированного реактора ВВЭР-1000 и, тем самым, осуществляет теплоотвод от топливного сердечника 27 (см. фиг. 7).

Усовершенствованная ТВС модернизированного реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт (с учетом вышеприведенных условий и соображений) должна иметь твэлы, у которых наружный и, соответственно, внутренний диаметры выполнены от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и от 5.0·10^-3 м до 5.22·10^-3 м и/или, соответственно, от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и от 5.67·10^-3 м до 5.93·10^-3 м.

Ниже приведены наиболее предпочтительные диапазоны основных характеристик усовершенствованной ТВС модернизированного реактора ВВЭР-1000 (номинальная тепловая мощность 3000 МВт). Так, для пучка, содержащего 648 твэлов: наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м; масса диоксида урана выбрана от 450.5 кг до 467.2 кг, а для пучка, содержащего 528 твэлов: наружный диаметр оболочки твэла составляет от 6.76·10^-3 м до 6.08·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м; масса диоксида урана выбрана от 471.2 до 491.7 кг причем для пучка с двумя типоразмерами твэлов, содержащего 528 (114 и 414) твэлов: наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м (для 114 твэлов) и от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м (для 414 твэлов); внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м (для 114 твэлов) и от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м (для 414 твэлов); масса диоксида урана выбрана от 448.7 до 467.8 кг.

Выполнение твэла ТВС реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 5.85·10^-3 м (например, 5.8·10^-3 м) и, соответственно, с внутренним диаметром оболочки не более 5.0·10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 377.4 кг 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 6.99·10^-3 м (например, 7.0·10^-3 м) и соответственно с внутренним диаметром оболочки не менее 5.93·10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 505.8 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (превышение более 25%). Выполнение же твэла описываемой ТВС диаметром больше 6.17·10^-3 м (и, соответственно, с внутренним диаметром оболочки не менее 5.22·10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 484.2 кг) и меньше 6.66·10^-3 м (и, соответственно, с внутренним диаметром оболочки не более 5.67·10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 456.3 кг) не обеспечивает выполнение первых двух вышеуказанных условий. Дело в том, что из этих условий следует, что относительный шаг между твэлами описываемой ТВС должен обеспечивать водо-урановое отношение для реактора ВВЭР-1000 не более 2.63, т.е. близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-1000, а этого не происходит.

На фиг. 4, в качестве примера, приведена конструктивная схема усовершенствованной ТВС для модернизированного реактора ВВЭР-1000 (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с двумя типоразмерами твэлов 12 (6.8·10^-3 м и 6.0·10^-3 м). 414 твэлов 12 диаметром 6.8·10^-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9.91·10^-3 м. Эти твэлы 12 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 17. 114 твэлов 12 диаметром 6.0·10^-3 м размещены вокруг направляющих каналов 20 (гильзы СУЗ диаметром 12.6·10^-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 20 на 1.0·10^-3 м от регулярных узлов. Данные твэлы 12 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 17, имеющие фигурную несимметричную форму.

На фиг. 5, в качестве примера, приведена конструктивная схема усовершенствованной ТВС для модернизированного реактора ВВЭР-1000 (сектор, составляющий 1/12 часть поперечного сечения ТВС) с твэлами 12 одинакового диаметра. 414 регулярных твэлов диаметром 6.8·10^-3 м расположены в регулярных узлах гексагональной упаковки с шагом 9.91·10^-3 м. Эти твэлы 12 вставляются в регулярные и периферийные ячейки дистанционирующей решетки 17. 114 смещенных твэлов 12 того же диаметра размещены вокруг направляющих каналов 20 (гильзы СУЗ диаметром 12.8·10^-3 м). Центры расположения этих твэлов смещены по радиальным лучам по направлению от центров направляющих каналов 20 на 0.67·10^-3 м от регулярных узлов. Твэлы 12 вставляются в специальные ячейки дистанционирующей решетки 17, имеющие форму деформированных сот.

Для описываемой активной зоны модернизированного реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт (с учетом вышеприведенных условий) оболочка 24 усовершенствованного стержневого твэла зоны должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и от 5.01·10^-3 м до 5.23·10^-3 м или, соответственно, от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и от 5.68·10^-3 м до 5.95·10^-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-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы наиболее предпочтительных диапазонов основных характеристик описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-440 (номинальная тепловая мощность 1375 МВт). Так, для ТВС, содержащей 270 стержневых твэлов: наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.09·10^-3 м до 5.14·10^-3 м, водо-урановое отношение выбрано от 1.8 до 1.9, а для пучка, содержащего 216 твэлов: наружный диаметр оболочки твэла выбран от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.77·10^-3 м до 5,86·10^-3 м; водо-урановое отношение выбрано от 1.7 до 1.8.

Следует отметить, что, как показали расчеты, для описываемой активной зоны реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт, в которой установлены ТВС с твэлами, имеющими диаметр наружной оболочки 6.8·10^-3 м, средняя линейная нагрузка на такой твэл будет 7.5 кВт/м, а средняя поверхностная нагрузка будет 351 кВт/м², причем запас до кризиса кипения (DNBR) в ТВС с максимальной мощностью будет равен 4.5.

Таким образом, выполнение твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 наружным диаметром менее 5.85·10^-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков), например, 5.8·10^-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99·10^-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеприведенных существенных признаков), например, 7.0·10^-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией активной зоны реактора ВВЭР-440 (превышение более 35%). Выполнение же твэла описываемой активной зоны диаметром более 6.17·10^-3 м и менее 6.66·10^-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении остальных вышеуказанных существенных признаков) не обеспечивает выполнение первых двух вышеприведенных условий.

При эксплуатации описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 теплоноситель - вода движется снизу вверх, что обеспечивает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции (см. фиг.1 и фиг. 2). Корпус-чехол 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-чехол 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающего при протекании теплоносителя через активную зону. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам профилируется в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе теплоносителя в ТВС (на чертеже не показаны). Нагретая в активной зоне вода направляется в парогенераторы, где передает свое тепло воде второго контура, а затем возвращается в активную зону.

Для описываемой активной зоны модернизированного реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт (с учетом вышеприведенных условий) оболочка 30 усовершенствованного стержневого твэла должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м и от 5.0·10^-3 м до 5.22·10^-3 м и/или, соответственно, от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м и от 5.67·10^-3 м до 5.93·10^-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 усовершенствованной активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-1000 (номинальная тепловая мощность 3000 МВт). Так, для ТВС, содержащей 648 стержневых твэлов: наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 и внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-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 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м; внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-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 5.97·10^-3 м до 6.07·10^-3 м (для 114 твэлов) и от 6.76·10^-3 м до 6.88·10^-3 м (для 414 твэлов): внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.08·10^-3 м до 5.14·10^-3 м (для 114 твэлов) и от 5.76·10^-3 м до 5.83·10^-3 м (для 414 твэлов); водо-урановое отношение выбрано от 2.1 до 2.6.

Таким образом, выполнение твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000 наружным диаметром менее 5.85·10^-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков), например, 5.8·10^-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 6.99·10^-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков), например, 7.0·10^-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 6.17·10^-3 м и менее 6.66·10^-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков) не обеспечивает выполнение первых двух вышеуказанных условий.

При эксплуатации описываемой активной зоны реактора ВВЭР-1000 теплоноситель - вода движется снизу вверх, что облегчает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции (см. фиг. 3 - фиг. 5). Корпус 13, внутри которого размещаются твэлы 12, 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, возникающего 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.

Анализ работоспособности и термомеханического состояния описываемых твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов усовершенствованной ТВС и модернизированной активной зоны ВВЭР. 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 1.5·10^-3 м.

На фиг. 8, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной линейной тепловой нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1·10^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8·10^-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что твэл в ТВС модернизированной активной зоны обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так, для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278^oC, а для твэлов со средней нагрузкой 150^oC.

На фиг. 9 и фиг. 10, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной и средней тепловой нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1·10^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8·10^-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла снижение максимальной температуры составляет 278^oC, а для твэлов со средней нагрузкой 142^oC.

Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области T > 550^oC, а также с интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах T > 700^oC. Поэтому переход к модернизированной активной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900^oC до уровня ниже 600^oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.

Следует также отметить, что твэлы модернизированной активной зоны модернизированного реактора ВВЭР, 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 основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР реально достижение среднего выгорания топлива 55 - 60 МВт·сут./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 кВт/м до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в маневрировании мощности АЭС для существующих конструкций твэлов ВВЭР.

Средняя линейная нагрузка твэла усовершенствованной ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6.7·10^-3 м до 6.9·10^-3 м составляет 7.5 кВт/м и 6.01 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5.9·10^-3 м до 6.1·10^-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1·10^-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.82 кВт/м).

Средняя линейная нагрузка твэла модернизированной активной зоны для реактора ВВЭР-1000 с наружным диаметром от 6.66·10^-3 м до 6.99·10^-3 м составляет 9.48 кВт/м и 8.22 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5.85·10^-3 м до 6.17·10^-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1·10^-3 м средняя линейная нагрузка равна 15.67 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах модернизированной активной зоны реакторов ВВЭР принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.

На фиг. 11 и фиг. 12 показано изменение параметров работоспособности штатного (диаметром 9.1·10^-3 м) и соответственно модернизированного (диаметром 6.8·10^-3 м) твэла реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на входе в реактор. Расчетное значение вероятности разрушения оболочки штатного твэла составляет 0.4, причем динамика изменения вероятности разрушения штатного твэла показана на фиг. 11. Следует отметить, что характер механического нагружения оболочки твэла определяется перепадом давления теплоносителя и внутреннего давления в твэле, а также температурным режимом оболочки твэла. При протекании вышеуказанной аварии происходит превышение давления теплоносителя над давлением в твэле при высоком уровне температур оболочки (свыше 800^oC), что приводит к отрицательным пластическим деформациям оболочки и, как следствие, к последующему контакту топлива с оболочкой. Вследствие механического взаимодействия топлива и оболочки твэла (в первые 4 секунды) окружные напряжения принимают положительные значения, что приводит к увеличению вероятности разрушения оболочки штатного твэла. Как показали расчеты, для твэлов модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 (см. фиг. 12) их оболочка не теряет устойчивости в течение аварии, поскольку у них обеспечивается более низкий уровень температур оболочки (≈ на 280^oC). Как видно из фиг. 12, для твэлов описываемой активной зоны имеется значительный запас до разрушения оболочки по превышению критерия прочности (вероятность разгерметизации оболочки твэла модернизированной активной зоны равна нулю).

Нейтронно-физические исследования модернизированной активной зоны для реактора ВВЭР-440 показали: описываемая активная зона позволяет обеспечить основные проектные, а по ряду параметров улучшенные нейтронно-физические характеристики при существенном повышении безопасности реактора ВВЭР-440 и эксплуатационной надежности твэлов; максимальное значение линейной тепловой нагрузки на твэл описываемой активной зоны в стационарной топливной загрузке не превышает q₁ < 125 кВт/м (без учета факторов неопределенностей), в то время как для штатных твэлов эта величина составляет q₁ < 28.5 кВт/м; загрузка топлива (по U) такая же, как в серийном реакторе ВВЭР-440; неравномерность поля энерговыделения в стационарной топливной загрузке имеет максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС K^m_q^ax = 1.24, а максимальный коэффициент неравномерности мощности твэлов не превышает K_qK^m_k^ax = 1.37, что ниже проектных значений; для модернизированной активной зоны возможна в более широком диапазоне организация схемы перегрузок ТВС (in-in-out) с малой утечкой нейтронов, так как имеется большой запас по величине коэффициента неравномерности поля энерговыделения. При этом улучшается топливоиспользование (на ≈ 15%) и снижается флюенс нейтронов на корпус реактора; оценки топливоиспользования модернизированной активной зоны в четырехгодичном топливном цикле показали, что длительность работы стационарной топливной загрузки составляет не менее 300 эфф. суток, а среднее выгорание топлива составляет 40.6 МВт сут/кг при среднем обогащении топлива подпитки 3.74%.

Теплофизические исследования модернизированной активной зоны для реактора ВВЭР-440 показали: увеличение гидравлических потерь на трение в описываемой активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны реактора ВВЭР-440 не превышает имеющихся запасов по напору главных циркуляционных насосов. Так например, удельное гидравлическое сопротивление всей активной зоны при замене штатных ТВС на ТВС с твэлами диаметром 6.0·10^-3 м и 6.8·10^-3 м возрастает соответственно на ≈ 0.02-0.025 МПа; запас по мощности до кипения в описываемой активной зоне (с 10% по объемному паросодержанию) составляет 1.22-1.25, а запасы до кризиса теплообмена (DNBR) в номинальном режиме не опускаются ниже ≈ 9 (без учета факторов неопределенности).

Сравнительный анализ работоспособности твэлов штатной и описываемой активных зон реактора ВВЭР-440 в авариях с разрывом главного трубопровода первого контура Ду 500 показал: температура оболочек наиболее теплонапряженных твэлов описываемой активной зоны в первые ≈ 10 сек аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на 300^oC ниже, чем у штатных твэлов, и не превышает 600^oC, что практически исключает развитие пароциркониевой реакции; запасы работоспособности твэлов по критерию предела прочности материала оболочки при аварийных температурах для штатной активной зоны практически отсутствуют (т.е. оболочки разгерметизируются), а у твэлов описываемой активной зоны, даже с максимальной исходной нагрузкой, запас по этому критерию превышает K > 5; для средненагруженных твэлов описываемой активной зоны повышение температуры оболочек в первые 10 сек процесса вообще не происходит.

На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону в реакторах ВВЭР с номинальной тепловой мощностью 1150 - 1700 дает возможность понизить линейные тепловые нагрузки на твэл в 1.71 - 2.13 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в усовершенствованных твэлах модернизированной ТВС описываемой активной зоне реактора типа ВВЭР-440 позволяет: повысить безопасность энергоустановки; обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощности реактора; увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт·сут/кг.

Кроме того, переход к использованию модернизированных ТВС дает дополнительные возможности для решения вопросов, связанных с продлением срока службы АЭС с реакторами ВВЭР.

Сравнительный анализ работоспособности твэлов штатной и модернизированной активных зон реактора ВВЭР-1000 в авариях с обесточиванием и разрывом главного циркуляционного трубопровода Ду 850 показал: температуры оболочек твэлов описываемой активной зоны в процессе аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода Ду 850 на 150-400^oC ниже по сравнению со штатной активной зоны 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 1000^oC, 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. 13 и фиг. 14).

На фиг. 15 и фиг. 16 представлены действующие напряжение в оболочке и предел кратковременной прочности материала оболочки в различные моменты протекания рассматриваемой максимальной проектной аварии соответственно для штатной и модернизированной зон реактора ВВЭР-1000. Как следует из фиг. 15, напряжения в оболочках максимально напряженных твэлах штатной активной зоны реактора ВВЭР- 1000 в отдельные моменты времени протекания аварии (7 сек и 90-100 сек) могут достигать предела прочности. Т.е. максимально напряженные твэлы штатной активной зоны при МПА подвержены разрушению. Твэлы модернизированной активной зоны согласно фиг. 16 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 модернизированной активной зоны не менее 6, а для штатной составляет около 1, 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 K^m_q^ax = 1.27, а максимальный коэффициент неравномерности мощности твэлов не превышает K_qK^m_k^ax = 1.48; максимальное значение линейной тепловой нагрузки на твэл не превышает в стационарной топливной загрузке величину q^m₁^ax = 17.5·10³ 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/dT_u и неотрицательный коэффициент реактивности по плотности теплоносителя d/d_н20 расширенном по отношению к серийному реактору ВВЭР-1000 диапазоне температур (при средних температурах активной зоны выше 130-150^oC 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 быстропроявляющихся эффектов реактивности; повысить безопасность энергоустановки; обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора; увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт·сут/кг.

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

Следует отметить, что описываемый твэл, усовершенствованная ТВС и модернизированная активная зона могут быть использованы не только в реакторах типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, а также и в других водоохлаждаемых реакторах.

Формула изобретения

1. Активная зона водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов, отличающаяся тем, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит от 250 до 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5,85 · 10^-3 м до 6,17 · 10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5,01 · 10^-3 м до 5,23 · 10^-3 м, или от 196 до 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6,66 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5,68 · 10^-3 м до 5,95 · 10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1,6 до 2,0 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или тепловыделяющая сборка содержит от 498 до 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,85 · 10^-3 м до 6,17 · 10^-3 м и/или от 6,66 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,0 · 10^-3 м до 5,22 · 10^-3 м и/или от 5,67 · 10^-3 м до 5,93 · 10^-3 м, соответственно, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2,01 до 2,74 для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

2. Активная зона водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что тепловыделяющая сборка содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5,09 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1,8 до 1,9 или тепловыделяющая сборка содержит 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5,77 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 1,7 до 1,8 для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт.

3. Активная зона водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1, отличающаяся тем, что тепловыделяющая сборка содержит 648 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,08 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2,5 до 2,6 или тепловыделяющая сборка содержит 528 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м и внутренний диаметр оболочки от 5,76 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2,1 до 2,2 для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

4. Активная зона водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.1 или 3, отличающаяся тем, что тепловыделяющая сборка содержит 114 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м и от 5,8 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м и 414 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м и от 5,76 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м, при условии, что водо-урановое отношение составляет от 2,1 до 2,6 для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

5. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, отличающаяся тем, что пучок содержит от 250 до 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5,85 · 10^-3 м до 6,17 · 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5,01 · 10^-3 м до 5,23 · 10^-3 м или от 196 до 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6,66 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5,68 · 10^-3 м до 5,95 · 10^-3 м, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 103,6 кг до 142,1 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или пучок содержит от 498 до 648 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5,85 · 10^-3 м до 6,17 · 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5,0 · 10^-3 м до 5,22 · 10^-3 м соответственно, и/или с наружным диаметром оболочки от 6,66 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5,67 · 10^-3 м до 5,93 · 10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 377,4 кг до 505,8 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

6. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.5, отличающаяся тем, что для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт масса диоксида урана в сборке, наружный и внутренний диаметры оболочки твэла составляют соответственно от 129,6 кг до 134,5 кг, от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м и от 5,09 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м при пучке от 270 твэлов, или масса диоксида урана в сборке, наружный и внутренний диаметры оболочки твэла составляют соответственно от 133,1 кг до 138,0 кг, от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м и от 5,77 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м при пучке из 216 твэлов.

7. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.5, отличающаяся тем, что для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт пучок содержит 648 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м, от 5,08 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 450,5 кг до 467,2 кг или 528 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м, от 5,76 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 471,2 до 491,7 кг.

8. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.5 или 7, отличающаяся тем, что для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт пучок содержит 114 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м, от 5,08 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м и 414 твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки твэла от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м, от 5,76 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м и массой диоксида урана в пучке от 448,7 кг до 467,8 кг.

9. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического ядерного реактора по п. 5, или 6, или 7, или 8, отличающаяся тем, что ядерное топливо выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10,4 · 10³ кг/м³ до 10,7 · 10³ кг/м³.

10. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора, содержащий топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран от 5,85 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,90 · 10^-3 м до 5,75 · 10^-3 м и массу от 0,42 кг до 0,66 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или наружный диаметр оболочки выбран от 5,85 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,88 · 10^-3 м до 5,74 · 10^-3 м и массу от 0,62 кг до 0,96 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

11. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.10, отличающийся тем, что наружный диаметр оболочки выбран от 5,85 · 10^-3 м до 6,17 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,90 · 10^-3 м до 5,08 · 10^-3 м и массу от 0,46 кг до 0,51 кг или наружный диаметр оболочки выбран от 6,66 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,55 · 10^-3 м до 5,75 · 10^-3 м и массу от 0,60 кг до 0,66 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт, или наружный диаметр оболочки выбран от 5,85 · 10^-3 м до 6,17 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,88 · 10^-3 м до 5,07 · 10^-3 м и массу от 0,67 кг до 0,75 кг, или наружный диаметр оболочки выбран от 6,66 · 10^-3 м до 6,99 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,53 · 10^-3 м до 5,74 · 10^-3 м и массу от 0,86 кг до 0,96 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

12. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.10, отличающийся тем, что внутренний диаметр оболочки выполнен от 5,01 · 10^-3 м до 5,95 · 10^-3 м для реактора с номинальной тепловой мощностью от 1150 МВт до 1700 МВт или внутренний диаметр оболочки выполнен от 5,0 · 10^-3 м до 5,93 · 10^-3 м для реактора с номинальной тепловой мощностью от 2600 МВт до 3900 МВт.

13. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.10, и/или 11, и/или 12, отличающийся тем, что для реактора с номинальной тепловой мощностью 1375 МВт наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м и от 5,77 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,64 · 10^-3 м до 5,67 · 10^-3 м и массу от 0,62 кг до 0,64 кг, или наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м и от 5,09 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,98 · 10^-3 м до 4,99 · 10^-3 м и массу от 0,48 кг до 0,5 кг.

14. Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора по п.10, и/или 11, и/или 12, отличающийся тем, что для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 6,76 · 10^-3 м до 6,88 · 10^-3 м и от 5,76 · 10^-3 м до 5,83 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 5,62 · 10^-3 м до 5,66 · 10^-3 м и массу от 0,89 кг до 0,93 кг или наружный и внутренний диаметры оболочки выбраны соответственно от 5,97 · 10^-3 м до 6,07 · 10^-3 м и от 5,08 · 10^-3 м до 5,14 · 10^-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,96 · 10^-3 м до 4,98 · 10^-3 м и массу от 0,69 кг до 0,72 кг для реактора с номинальной тепловой мощностью 3000 МВт.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8, Рисунок 9, Рисунок 10, Рисунок 11, Рисунок 12, Рисунок 13, Рисунок 14, Рисунок 15, Рисунок 16