Активная зона водо-водяного энергетического реактора

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено в конструкциях активных зон, используемых в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440. В активной зоне водоводяного энергетического реактора водо-урановое отношение топливной решетки, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 0,98 до 2,52, от 7,00·10 ^-3 м до 8,00·10^-3 м и от 5,94·10 ^-3 м до 6,79·10^-3 м, соответственно, для тепловыделяющих сборок, содержащих 174-216 тепловыделяющих элементов или водоурановое отношение топливной решетки, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 1,14 до 2,76, от 7,80·10^-3 м до 8,79·10 ^-3 м и от 6,62·10^-3 м до 7,47·10 ^-3 м, соответственно, для тепловыделяющих сборок, содержащих 132-168 тепловыделяющих элементов, причем отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0,7488 до 0,7897. В результате снижаются линейные тепловые нагрузки, уменьшается вероятность разгерметизации тепловыделяющих элементов, расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора и улучшается топливоиспользование. 5 з.п. ф-лы, 6 ил.

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка (1150-1700) МВт.

Уровень техники

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 охлаждающей воды с поглотителем нейтронов, 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 его хорошо отлаженным производством.

Реакторы типа ВВЭР в процессе внедрения в ядерную энергетику не претерпели изменений основных технических решений. К таким решениям, заложенным в конструкциях отечественных реакторов типа ВВЭР, следует отнести:

- все устройства внутри корпуса реактора должны быть извлекаемыми для возможного ремонта, замены и для контроля внутренней поверхности корпуса реактора;

- установку в верхней части реактора органов системы управления и защиты (СУЗ) и оборудования для контроля за работой реактора для удобного эксплуатационного их обслуживания;

- тепловыделяющие сборки (ТВС), позволяющие создать конфигурацию активной зоны, близкую к цилиндрической, размещены в выемной корзине, днище которой является опорной конструкцией активной зоны;

- теплоноситель в активной зоне движется снизу вверх, что обеспечивает возможность охлаждения ТВС в режиме естественной циркуляции.

Активная зона реактора ВВЭР-440, номинальная электрическая мощность энергоблока с которым равна 440 МВт (при соответственно тепловой мощности реактора в 1175 МВт), 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 и спеченные таблетки из диоксида урана. В одной ячейке (центральной) ТВС размещается полая трубка. Внутри этой трубки размещают датчики для измерения температуры воды и детекторы энерговыделения (см. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, М.И.Солонин и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с.76).

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 ТВС включает в себя гексагональные дистанционирующие решетки (нижнюю несущую решетку, верхнюю и средние направляющие решетки из 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 корзине реактора (см. Г.Н.Ушаков Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с.89, рис.2.8 а).

Конструкции стержневых твэлов и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность твэлов, и том числе, в проектных аварийных условиях при высоких температурах и при наличии длительных мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции активной зоны необходимо учитывать положительное влияние увеличения отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.

Известная активная зона водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-440 компонуется из 349 (или 313) шестигранных ТВС, набранных из стержневых твэлов (см. И.Я.Емельянов, В.И.Михан, Солонин М.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с.61, 76, рис. 3.10а). Активная зона реактора ВВЭР-440 имеет форму, близкую к цилиндру с высотой 2.42 м и эквивалентным диаметром 2.88 м. Общая высота ТВС составляет 3.217 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 тепловую нагрузку на твэл 12.82 кВт/м.

Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в вышеуказанной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440. 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-440, 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-440, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки ~850°С. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600°С.

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)°С. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, данная проблема относительно высокой температуры топлива в номинальном режиме 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-440 необходимо разработать активную зону со стержневыми твэлами контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной активной зоне водоуранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-440, так как задачей настоящего изобретения не является разработка нового реактора.

Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:

- шаг (147+/-0.3 мм) между осями ТВС и высота модернизированной активной зоны должны быть такими же, как и в штатной конструкции активной зоны реактора ВВЭР-440;

- размер "под ключ" (145·10^-3 м) и высота ТВС модернизированной активной зоны должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-440;

- диаметр твэлов и их количество в ТВС модернизированной активной зоны должны обеспечивать снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны;

- уменьшение загрузки топлива в ТВС модернизированной активной зоны по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-440 не должна превышать 10%;

- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны не должно превышать имеющихся запасов по напору главного циркуляционного насоса (ГЦН) реактора ВВЭР-440;

- количество, конструкция и размещение органов СУЗ в модернизированной активной зоне должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР-440.

Для увеличения глубины выгорания ядерного топлива или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и теплоотводом, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к его объему, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения поверхности. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром, а именно с диаметрами твэлов 6.0·10 ^-3 м и 6.80·10^-3 м (см. Бек Е.Г., Горохов В.Ф., Духовенский А.С., Колосовский В.Г., Лунин Г.Л., Панюшкин А.К. и Прошкин А.А. “Совершенствование характеристик топлива реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 путем уменьшения диаметра тепловыделяющих элементов”, доклад на конференции “Top Fuel-97”, Манчестер, 1997 г.). Однако так как загрузка топлива в модернизированной ТВС на 3.4% меньше чем у штатной ТВС для реактора ВВЭР-440, то несмотря на то, что в модернизированная ТВС с твэлами диаметром 6.8·10^-3 м при исходном обогащении, выбранным равным обогащению штатной ТВС, имеет глубину выгорания топлива на 2.1% больше, чем у штатной ТВС, это не компенсирует полностью потерю в продолжительности работы топливной загрузки по сравнению со штатной ТВС. Поэтому к вышеуказанным ограничениям следует также добавить следующее:

- для обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания ядерного топлива.

Наиболее близкой по технической сущности к описываеваемому техническому решению является активная зона водо-водяного энергетического реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых тепловыделяющих элементов (RU 2126999, G 21 С 1/04, 27.02.99)

Использование таких ТВС в модернизированных активных зонах реактора ВВЭР-440 позволяет за счет снижения тепловых нагрузок твэлов обеспечить возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повысить допустимую глубину выгорания топлива и снизить вероятность разгерметизации твэлов.

Однако сравнительная оценка стоимостей штатной ТВС ВВЭР-440 (диаметр твэлов 9.1·10 ^-3 м) и модернизированной ТВС (твэлы уменьшенного диаметра 6.8·10^-3 м) показала, что заводская себестоимость модернизированной ТВС для реакторов ВВЭР-440 возросла на 18%, что является одной из причин, почему активные зоны с такими тепловыделяющими элементами не нашли пока практического применения.

Сущность изобретения

Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетическою реактора тепловой мощностью от 1150 до 1700 МВт, обладающих улучшенными характеристиками, в частности повышенной безопасностью и надежностью при эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенсировать повышенную себестоимость модернизированной ТВС и получить в целом увеличение экономической эффективности.

В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены новые технические результаты, заключающиеся в снижении тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения допустимой глубины выгорания ядерного топлива.

Данные технические результаты достигаются тем, что в активной зоне водо-водяного энергетического реактора, содержащей тепловыделяющие сборки с гексагональной топливной решеткой, набранные из стержневых тепловыделяющих элементов, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.00·10 ^-3 м до 8.00·10^-3 м и от 5.94·10 ^-3 м до 6.79·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 0.98 до 2.52 или тепловыделяющая сборка содержит от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.80·10^-3 м до 8.79·10^-3 м и от 6.62·10^-3 м до 7.47·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.14 до 2.76, причем отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0.7488 до 0.7897.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.00·10^-3 м до 8.00·10^-3 м и от 5.94·10^-3 м до 6.79·10 ^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 0.98 до 2.52 или тепловыделяющая сборка содержит от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.80·10 ^-3 м до 8.79·10^-3 м и от 6.62·10 ^-3 м до 7.47·10^-3 м, соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1.14 до 2.76, причем отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0.7488 до 0.7897, что характеризует новую концепцию активной зоны реактора ВВЭР-440, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку описываемая активная зона, как и штатная активная зона реактора ВВЭР-440, компонуется из 349 или 313 шестигранных ТВС, у которых размер "под ключ", высота и конструкция каркаса, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, аналогичны штатной ТВС реактора ВВЭР-440, а пучок содержит от 174 до 216 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки твэла от 7.00·10^-3 м до 8.00·10 ^-3 м и от 5.94·10^-3 м до 6.79·10 ^-3 м, соответственно, причем водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 0.98 до 2.52, или от 132 до 168 стержневых твэлов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки твэла от 7.8·10^-3 м до 8.79·10^-3 м и от 6.62·10^-3 м до 7.47·10^-3 м, соответственно, причем водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1.14 до 2.76, причем отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0.7488 до 0.7897, то средняя линейная тепловая нагрузка на твэлы модернизированной активной зоны уменьшается в 1.33-1.76 раза, при сохранении номинальной мощности реактора и обеспечении нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440. Или, как показывают расчеты, можно повысить тепловую мощность активной зоны, при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора, на величину до 3.6%, что необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированных ТВС.

Следует отметить, что целесообразно, чтобы, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержала от 180 до 210 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.00·10^-3 м до 7.90·10^-3 м и от 5.94·10^-3 м до 6.70·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.07 до 2.40 или чтобы тепловыделяющая сборка содержала от 138 до 162 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.9·10^-3 м до 8.7·10^-3 м и от 6.70·10^-3 м до 7.38·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.24 до 2.49.

Также целесообразно чтобы, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержала от 186 до 204 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.10·10^-3 м до 7.80·10^-3 м и от 6.02·10^-3 м до 6.62·10 ^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.17 до 2.18 или тепловыделяющая сборка содержала от 144 до 156 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 8.00·10^-3 м до 8.6·10^-3 м и от 6.79·10^-3 м до 7.30·10 ^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.35 до 2.24.

Кроме того, целесообразно чтобы, но крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержала от 192 до 198 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.20·10 ^-3 м до 7.70·10^-3 м и от 6.11·10 ^-3 м до 6.53·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.28 до 1.98 или тепловыделяющая сборка содержала 144 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 8.10·10^-3 м до 8.5·10^-3 м и от 6.87·10^-3 м до 7.21·10 ^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.53 до 2.15.

Наиболее целесообразно чтобы, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержала 174 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.6·10 ^-3 м до 8.00·10^-3 м и от 6.45·10 ^-3 м до 6.79·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.20 до 1.89 или тепловыделяющая сборка содержала 132 стержневых тепловыделяющих элемента, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 8.40·10^-3 м до 8.79·10^-3 м и от 7.13·10^-3 м до 7.46·10 ^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение топливной решетки было выбрано от 1.43 до 2.16.

Не менее целесообразно чтобы, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержала 180 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 7.5·10 ^-3 м до 7.90·10^-3 м и от 6.36·10 ^-3 м до 6.70·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение было выбрано от 1.24 до 1.89 или тепловыделяющая сборка содержала 138 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента от 8.30·10^-3 м до 8.7·10^-3 м и от 7.04·10^-3 м до 7.38·10^-3 м, соответственно, а водоурановое отношение было выбрано от 1.44 до 2.10.

Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение новых технических результатов. Действительно, как было отмечено ранее, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.8·10^-3 м, но, однако, этого признака недостаточно для решения поставленной задачи. Невыполнение хотя бы одного из существенных признаков, включенных в независимый пункт формулы изобретения, не позволит решить поставленную задачу и обеспечить получение новых технических результатов. Так, например, отсутствие признака, касающегося водоуранового отношения, приводит к нарушению первых трех вышеуказанных условий, т.е. нарушается принцип выбора основных геометрических параметров топливной решетки модернизируемой активной зоны, который должен проводиться из условия сохранения конструкции активной зоны и обеспечения близких к проектным значениям штатной активной зоны основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реактора ВВЭР-440.

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

Перечень фигур чертежей

На фиг.1 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющей сборки описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440, на фиг.2 приведено поперечное сечение тепловыделяющей сборки описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440, на фиг.3 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющего элемента для описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440, на фиг.4 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного твэла штатной и описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду-500, на фиг.5 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке тепловыделяющего элемента штатной активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500, на фиг.6 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке тепловыделяющего элемента описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения

Модернизированная активная зона, согласно новой концепции реактора ВВЭР-440, компонуется из 349 или 313 шестигранных тепловыделяющих сборок 1, имеющих одинаковые габаритные размеры (размер "под ключ" и высота). Причем, по крайней мере, одна из 349 или 313 ТВС модернизированной активной зоны имеет следующую конструкцию (см. фиг.1 и фиг.2). Тепловыделяющая сборка 1 заявляемой активной зоны состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса-чехла 3, цилиндрического хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6 сборки 1. С помощью последнего обеспечивается крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 тепловыделяющей сборки 1 включает в себя гексагональные дистанционирующие решетки (нижнюю 7 несущую решетку, верхнюю 8 и средние 9 направляющие решетки из 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 сборка устанавливается в корзине активной зоны (см. фиг.1). В ТВС заявляемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440 содержится от 174 до 216 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки твэла, соответственно, от 7.00·10^-3 м до 8.00·10 ^-3 м и от 5.94·10^-3 м до 6.79·10 ^-3 м, а водоурановое отношение топливной решетки в модернизированной активной зоне выбрано от 0.98 до 2.52 и может изменяться в указанном диапазоне при перегрузках топлива. Или содержится от 132 до 168 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметрами оболочки, соответственно, от 7.8·10^-3 м до 8.79·10^-3 м и от 6.62·10^-3 м до 7.47·10^-3 м, а водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.14 до 2.76 и может изменяться в указанном диапазоне при перегрузках топлива. Причем в модернизированной активной зоне отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0.7488 до 0.7897.

Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник, состоящий из сплошных таблеток 11 или имеющих центральное отверстие 12 (или стерженьков цилиндрической формы), размещенных в оболочке 13, которая является конструкционным несущим элементом и к которой кренятся концевые детали 14 (см. фиг.3). Оболочка 13 в течение эксплуатации подвергается напряжениям за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток 11 (или стерженьков). Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 11 (или стерженьков), в частности, путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).

В качестве материала таблеток 11 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью (10.4·10^-3 -10.8·10^-3) кг/м³, но могут использоваться также окись плутония или тория, нитриды и карбиды урана, а также смеси указанных делящихся материалов.

При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием (0.2-0.7) МПа позволяет гарантировать повышенную устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны по сравнению со штатной. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между таблетками 11 топливного сердечника и оболочкой 13 в твэлах, описываемой активной зоны, был не менее 0.05·10^-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.

Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 11 топливного сердечника, а также с учетом всех вышеприведенных условий. оболочка 14 стержневого твэла описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-440 должна иметь наружный и внутренний диаметры (7.00·10^-3 -8.00·10^-3) м и (5.94·10^-3-6.79·10 ^-3) м, соответственно, для пучка из (174-216) твэлов или oт (7.8·10^-3-8.79·10^-3) м и (6.62·10^-3-7.47·10^-3) м, соответственно, для пучка из (132-168). Дело в том, что из первых трех вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение топливной решетки для модернизированной активной зоны, близкое к водоурановому отношению топливных решеток, действующих ВВЭР-440. 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 диапазонов основных характеристик описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-440. Так, для ТВС, содержащей oт 174 до 216 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки твэла выбран oт 7.00·10^-3 м до 8.00·10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.94·10^-3 м до 6.79·10 ^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 0.98 до 2.52, а для ТВС, содержащей от 132 до 168 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.80·10^-3 м до 8.79·10^-3,

- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.62·10 ^-3 м до 7.47·10^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.14 до 2.76,

причем, отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0.7488 до 0.7897.

Следует отметить, что, как показали расчеты, для заявляемой активной зоны, в которой установлены ТВС с твэлами, имеющими диаметр наружной оболочки 7.00·10^-3 м, средняя линейная мощность у такого твэла будет (7.36-7.54) кВт/м, а средняя удельная мощность на единицу греющей поверхности будет (334.6-343.0) кВт/м² , причем запас до кризиса кипения (DNBR) в ТВС с максимальной мощностью будет равен ~4.5.

Выполнение твэла описываемой активной зоны (ТВС с пучком твэлов от 174 до 216 шт.) наружным диаметром менее 7.00·10^-3 м, например 6.90·10 ^-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5.93·10^-3 м и несоблюдение указанных выше диапазонов водоуранового отношения топливной решетки (0.98-2.52) и отношения высоты активной зоны к длине ТВС (0.7488-0.7897) приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла наружным диаметром более 8.00·10 ^-3 м (например, 8.10·10^-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 6.80·10 ^-3 м 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 значения относительного напора ГЦН более 19%). Выполнение же твэла описываемой активной зоны (ТВС с пучком твэлов от 132 до 168 шт.) наружным диаметром менее 7.80·10 ^-3 м, например 7.70·10^-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 6.61·10 ^-3 м и несоблюдение указанных выше диапазонов водоуранового отношения топливной решетки (1.14-2.76) и отношения высоты активной зоны к длине ТВС (0.7488-0.7897) тоже к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению возможности изменения относительной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла наружным диаметром более 8.79·10 ^-3 м (например, 8.90·10^-3 м) и, cooответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 7.48·10 ^-3 м 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 значения относительного напора ГЦН более 10%).

Следует отметить, что первые четыре вышеуказанных условия позволяют уточнить предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемого твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440. Так для тепловыделяющей сборки, содержащей от 180 до 210 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 7.00·10 ^-3 м до 7.90·10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 5.94·10 ^-3 м до 6.70·10^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.07 до 2.40,

а для тепловыделяющей сборки, содержащей от 138 до 162 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран oт 7.90·10^-3 м до 8.70·10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 6.70·10^-3 м до 7.38·10^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.24 до 2.49.

Для тепловыделяющей сборки, содержащей от 186 до 204 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 7.10·10^-3 м до 7.80·10 ^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран oт 6.02·10^-3 м до 6.62·10 ^-3,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.17 до 2.18,

а для тепловыделяющей сборки, содержащей от 144 до 156 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран oт 8.00·10^-3 м до 8.60·10 ^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневою твэла выбран от 6.79·10^-3 м до 7.30·10 ^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.35 до 2.24.

Для тепловыделяющей сборки, содержащей от 192 до 198 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 7.20·10^-3 м до 7.70·10 ^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран oт 6.11·10^-3 м до 6.53·10 ^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.28 до 1.98, а для тепловыделяющей сборки, содержащей 144 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 8.10·10^-3 м до 8.50·10 ^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 6.87·10^-3 м до 7.21·10^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано oт 1.53 до 2.15.

Кроме того, из первых двух и последних двух вышеуказанных условий следует, что для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 наиболее целесообразным является выполнение тепловыделяющих сборок со следующими характеристиками.

Так для тепловыделяющей сборки, содержащей 174 стержневых твэла:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 7.60·10^-3 м до 8.00·10^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран oт 6.45·10^-3 м до 6.79·10^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.20 до 1.89,

- а для тепловыделяющей сборки, содержащей 132 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран oт 8.40·10^-3 м до 8.79·10 ^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 7.13·10^-3 м дo7.46·10^-3 ,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано oт 1.43 до 2.16.

Для тепловыделяющей сборки, содержащей 180 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 7.50·10^-3 м до 7.90·10 ^-3 м,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 6.36·10^-3 м до 6.70·10^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано от 1.24 до 1.89,

а для тепловыделяющей сборки, содержащей 138 стержневых твэлов:

- наружный диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 8.30·10^-3 до 8.70·10 ^-3,

- внутренний диаметр оболочки стержневого твэла выбран от 7.04·10^-3 м до 7.38·10^-3 м,

- водоурановое отношение топливной решетки выбрано oт 1.44 до 2.10.

Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой активной зоны. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а с другой, - возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1.5·10^-3 м.

Теплоноситель - вода в активной зоне движется снизу вверх, что, в частности, обеспечивает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции. Корпус-чехол 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части ТВС и обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри TBC между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора. Корпус-чехол 3 сборки разгружен от внутреннего давления, возникающего при протекании теплоносителя через активную зону. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам может быть профилирован в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе 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.

Технология изготовления описываемых конструкций тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок производится на известном штатном оборудовании и не имеет отличий от аналогичных устройств.

На фиг.4, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.10·10^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки твэла описываемой ТВС 7.00·10^-3 м) активных зон реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что твэл в описываемой ТВС обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так, для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278°С, а для твэлов со средней нагрузкой 150°С. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности ВВЭР-440. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т>550°С, а также интенсивно возрастающим вкладом тепла пароциркониевой реакции и развитие аварийной ситуации при температурах T>700°С. Полому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900°С до уровня ниже 600°С в значительной степени исключает влияние тепла пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.

Следует также отметить, что твэлы описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440, 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 ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива (55-60) МВт·сут/кг.

Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с требуемым маневрированием мощностью, обуславливается 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 23 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для модернизированных конструкций ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 7.00·10 ^-3 м до 8.00·10^-3 м составляет (7.36-7.54) кВт/м и (9.46-9.69) кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 7.8·10^-3 м до 8.79·10^-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1·10^-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.82 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.

Следует также отметить, что согласно экономическим расчетам для компенсации повышенной себестоимости модернизированной ТВС достаточно или продление топливного цикла максимум на (25-30) эф.суток, или повышение мощности энергоблока на 3.6%. Оценки потенциальной возможности модернизированной активной зоны показывают, что увеличение продолжительности топливных циклов на 30 эф.суток достигается при реализации схемы перегрузок модернизированных ТВС с более глубоким уменьшением утечки нейтронов, что станет выполнимо на реакторах ВВЭР-440 с учетом рост теплотехнических запасов при переходе на уменьшенный диаметр твэлов. Теплогидравлические расчеты модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 подтверждают потенциальную возможность увеличения тепловой мощности активной зоны при использовании твэлов уменьшенного диаметра на величину (до 15%) существенно больше требуемой (3.6%) для компенсации повышенной стоимости модернизированной ТВС. Таким образом описанная выше конструкция модернизированной ТВС для реактора ВВЭР-440 позволяет не только скомпенсировать повышенную себестоимость, но и получить увеличение экономической эффективности.

На фиг.5 и фиг.6 показано изменение параметров работоспособности штатного (диаметром 9.1·10^-3 м) и соответственно модернизированного (диаметром 7.00·10^-3 м) твэла 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.5. 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°С), 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 описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 (см. фиг.6) их оболочка не теряет устойчивости в течение аварии, поскольку у них обеспечивается более низкий уровень температур оболочки (~на 280°С).

Как видно из фиг.6, для твэлов описываемой активной зоны имеется значительный запас до разрушения оболочки по превышению критерия прочности (вероятность разгерметизации оболочки твэла описываемой активной зоны равна нулю).

Нейтронно-физические исследования описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440 показали:

- модернизированная 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 <12.5 кВт/м (без учета факторов неопределенностей), в то время как для штатных твэлов эта величина составляет q₁<28.5 кBт/м.;

- загрузка топлива (по U²³⁵) такая же, как в серийном реакторе ВВЭР-440;

- неравномерность поля энерговыделения в стационарной топливной загрузке имеет максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС К^max _g=1.24, а максимальный коэффициент неравномерности мощности твэлов не превышает К_gК^max_k=1.37, что ниже проектных значений;

- для описываемой 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 описываемой активной юны н четырех годичном 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 описываемой 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 модернизированные ТВС с твэлами диаметром 7.0·10^-3 м и 7.8·10^-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 трубопроводов первого контура показал:

- температура оболочек наиболее теплонапряженных твэлов описываемой активной зоны в первые ~10 сек аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на 300°С ниже, чем у штатных твэлов, и не превышает 600°С, 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.e. оболочки разгерметизируются), а у твэлов описываемой активной зоны, даже с максимальной исходной нагрузкой, запас по этому критерию превышает К>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-440 дает возможность понизить линейные тепловые нагрузки на твэл в 1.33-1.76 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоне реактора ВВЭР-440 позволяет:

- повысить безопасность энергоустановки с реактора ВВЭР-440;

- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощности реактора ВВЭР-440;

- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах (55-60) МВт·сут/кг.

Следует отметить, что описываемая активная зона может быть использована не только в реакторах типа ВВЭР-440, а также и других водо-водяных реакторах с водой под давлением.

Формула изобретения

1. Активная зона водо-водяного энергетического реактора, содержащая тепловыделяющие сборки с гексагональной топливной решеткой, набранные из стержневых твэлов, отличающаяся тем, что, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит от 174 до 216 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки тепловыделяющего элемента от 7,00·10^-3 до 8,00·10^-3 м и от 5,94·10^-3 до 6,79·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 0,98 до 2,52 или тепловыделяющая сборка содержит от 132 до 168 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки твэла от 7,80·10 ^-3 до 8,79·10^-3 м и от 6,62·10 ^-3 до 7,47·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,14 до 2,76, причем отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0,7488 до 0,7897.

2. Активная зона водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит от 180 до 210 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки тепловыделяющего элемента от 7,00·10 ^-3 до 7,90·10^-3 м и от 5,94·10 ^-3 до 6,70·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,07 до 2,40 или тепловыделяющая сборка содержит от 138 до 162 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки твэла от 7,90·10^-3 до 8,7·10 ^-3 м и от 6,70·10^-3 до 7,38·10 ^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,24 до 2,49.

3. Активная зона водо-водяного энергетического реактора по п.1 или 2, отличающаяся тем, что, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит от 186 до 204 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки тепловыделяющего элемента от 7,10·10 ^-3 до 7,80·10^-3 м и от 6,02·10 ^-3 до 6,62·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,17 до 2,18 или тепловыделяющая сборка содержит от 144 до 156 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки твэла от 8,00·10^-3 до 8,6·10 ^-3 м от 6,79·10^-3 до 7,30·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,35 до 2,24.

4. Активная зона водо-водяного энергетического реактора по п.1, или 2 или 3, отличающаяся тем, что, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит от 192 до 198 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки тепловыделяющего элемента от 7,20·10 ^-3 до 7,70·10^-3 м и от 6,11·10 ^-3 до 6,53·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,28 до 1,98 или тепловыделяющая сборка содержит 144 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки твэла от 8,10·10^-3 до 8,5·10^-3 м и от 6,87·10^-3 до 7,21·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,53 до 2,15.

5. Активная зона водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит 174 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки тепловыделяющего элемента от 7,6·10^-3 до 8,00·10^-3 м и от 6,45·10^-3 до 6,79·10^-3 м, соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,20 до 1,89 или тепловыделяющая сборка содержит 132 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки твэла от 8,40·10^-3 до 8,79·10 ^-3 м и от 7,13·10^-3 до 7,47·10 ^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,43 до 2,16.

6. Активная зона водо-водяного энергетического реактора по п.1 или 2, отличающаяся тем, что, по крайней мере, одна тепловыделяющая сборка содержит 180 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки тепловыделяющего элемента от 7,5·10^-3 до 7,90·10^-3 м и от 6,36·10^-3 до 6,70·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,24 до 1,89 или тепловыделяющая сборка содержит от 138 стержневых тепловыделяющих элементов, имеющих наружный и внутренний диаметр оболочки твэла от 8,30·10 ^-3 до 8,7·10^-3 м и от 7,04·10 ^-3 до 7,38·10^-3 м соответственно, а водо-урановое отношение топливной решетки выбрано от 1,44 до 2,10.

РИСУНКИ