Способ работы аэс с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при эксплуатации АЭС на водо-водяных реакторах с удлиненным топливным циклом. Способ работы АЭС включает заполнение активных зон (а.з.) реакторов замедлителем из смеси тяжелой воды (D2O) и обычной воды с добавкой борной кислоты, введение в а.з. этих реакторов вытеснителей, последующее постепенное извлечение вытеснителей и продувку а.з. реакторов водой для плавного снижения содержания тяжелой воды в замедлителе. Продувку а.з. реакторов начинают обычной водой. Первым продувают реактор с замедлителем наиболее низкой концентрации тяжелой воды и ведут продувку до почти полного удаления D2O из замедлителя. Часть продувочной воды направляют в буферную емкость. Другую часть используют для продувки а.з. второго реактора с концентрацией тяжелой воды в замедлителе несколько больше, чем у первого. Продувку ведут, пока концентрация во втором реакторе не станет близкой к концентрации в первом. Часть продувочной воды направляют в буферную емкость второго реактора. Другую часть направляют на продувку а.з. следующего реактора и так поочередно продувают все реакторы АЭС. Последним продувают а.з. реактора с самой высокой концентрацией. Продувочную воду после продувки последнего реактора обогащают до начальной концентрации в первом реакторе и ее используют в качестве замедлителя а.з. реактора с нулевой концентрацией. Продувочную воду из буферных емкостей обогащают методом электролиза и используют в качестве замедлителя в дальнейшем. Изобретение позволяет снизить расход обычной воды и затраты при получении тяжелой воды. 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при эксплуатации вновь проектируемых или модернизируемых АЭС с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами с удлиненным периодом эксплуатации одной топливной загрузки.

Известен способ работы АЭС с улучшенным энергоиспользованием, включающий применение в реакторах водовытеснительных подвижных стержней, изменяющих энергетический спектр нейтронов (Патент №2535509 (Франция). Заявл. 27.10.82 №8218011, опубл. 04.05.84, МКИ 21С 7/08).

Недостатком данного способа является невозможность его использования на действующих Российских АЭС с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами без их замены или серьезной модернизации.

Известен также способ работы АЭС с улучшенным энергоиспользованием за счет применения в реакторах более плотного расположения ТВЭЛов в активной зоне (а.з.) реактора (Amm Н., Frei G., Dalle-Donn М.е.а. ATWS parameter studies for a tight-lattice PWR "Anticipated and abnormal plant transients in LWR". - In: Proc. Amer. Nucl. Soc. Top.Meet., Jackson, 26-29 Sept. 1983. V.1. N.-Y.-London, 1984, p.667-677).

Недостатком данного способа также является невозможность его использования на действующих Российских АЭС с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами без существенного изменения конструкции установленных реакторов.

Известна работа АЭС с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами, имеющими удлиненный период эксплуатации на частичной топливной загрузке, с введением в начальный момент топливных циклов в а.з. реакторов стержней-водовытеснителей, а по мере выгорания ядерного топлива с постепенным извлечением этих вытеснителей из а.з. реакторов (Kuczera В. The advanced pressurized water reactor: A complementary system to the closed fuel cycle. - Trans. Amer. Soc, 1984, v.47, p.367-369).

Недостатком данного способа является резкое увеличение гидравлического сопротивления а.з. реакторов из-за уменьшения проходного сечения при использовании для полной компенсации запаса реактивности на действующих АЭС путем снижения водоуранового отношения за счет стержней-водовытеснителей (в начальный момент времени).

Наиболее близким техническим решением (прототип) является способ работы АЭС с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами, имеющими удлиненный период эксплуатации на одной топливной загрузке, с заполнением в начальный момент топливных циклов а.з. реакторов замедлителем, состоящим из смеси тяжелой воды (D2O) и обычной воды с добавкой борной кислоты (до 0,35% объемных долей) при следующем соотношении компонентов: 15-65% и 35-85% соответственно, введение в а.з. реакторов вытеснителей с постепенным их извлечением по мере выгорания ядерного топлива и постепенной продувкой обычной водой после извлечения вытеснителей из а.з. реакторов для снижения содержания тяжелой воды и борной кислоты в замедлителе вплоть до полного их удаления к концу топливного цикла, причем концентрация борной кислоты снижается плавно в течение всей компании до нуля, а концентрация D2O снижается с определенного момента компании. При несовпадении концентраций тяжелой воды и борной кислоты в замедлителе с заданным режимом их изменения в различные периоды времени осуществляют их добавление в замедлитель (Ronen V., Fahima V. Combination of two spectral shift control methods for pressurized water reactor with improved power utilization. - Ibid., 1984, v.67, N 1, p.46-55).

Недостатком прототипа является то, что для продувки, например, четырех реакторов по отдельности имеют место значительный расход обычной воды, повышенные затраты на концентрирование продувочной воды до нужных значений в ней содержания D2O, а также транспортировку тяжелой воды с мест ее производства при заполнении замедлителем а.з. реакторов в начальный момент следующих топливных циклов.

Задачей настоящего изобретения является устранение недостатков прототипа, а именно понижение расхода обычной воды для продувки реакторов и снижение затрат в получении тяжелой воды.

Поставленная задача достигается тем, что в способе работы АЭС с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами с удлиненным топливным циклом, включающем в начальный момент работы после загрузки топлива, заполнение а.з. реакторов замедлителем, состоящим из смеси тяжелой воды (D2O) и обычной воды с добавкой борной кислоты (до 0,35% объемных долей) при следующем соотношении компонентов: 15-65% и 35-85% соответственно, введение в а.з. этих реакторов вытеснителей по мере выгорания ядерного топлива и постепенного извлечения вытеснителей из а.з. реакторов, осуществление постепенной продувки а.з. реакторов водой для снижения содержания тяжелой воды и борной кислоты в замедлителе до полного удаления их к концу топливного цикла, причем концентрация борной кислоты снижается плавно в течение всей компании до нуля, а концентрация D2O снижается с определенного момента компании, продувку а.з. реакторов начинают обычной водой с реактора, который имеет замедлитель, содержащий наиболее низкую концентрацию тяжелой воды, затем часть этой продувочной воды используют для продувки а.з. другого реактора, замедлитель которого имеет концентрацию тяжелой воды несколько выше по сравнению с предыдущим реактором, и так поочередно продувают а.з. всех реакторов, плавно регулируя при этом содержание борной кислоты в замедлителе, другую часть использованной продувочной воды накапливают в буферных емкостях и используют в качестве замедлителей а.з. реакторов с предварительным обогащением их до заданных концентраций в замедлителе D2O, при этом обогащение тяжелой воды в продувочной воде осуществляют, используя электроэнергию этой станции в период минимума электрической нагрузки, методом электролиза.

Предложенный способ иллюстрируется схемой процесса продувки а.з. реакторов, которая представлена на чертеже, где 1-4 - реакторы, 5-8 - буферные емкости, 9 - электролизная установка.

Способ осуществляется следующим образом. Сначала обычная вода подается для продувки а.з. в реактор 1, который имеет замедлитель, содержащий наиболее низкую концентрацию тяжелой воды, например 15%, при этом продувочная вода после реактора 1 поступает в буферную емкость 5. Затем осуществляют продувку а.з. реактора 2 с концентрацией тяжелой воды, равной 30%, в замедлителе. Продувку реактора 2 ведут до той концентрации тяжелой воды, которая была у 1-го реактора до начала продувки его а.з. (15%), регулируя при этом содержание борной кислоты в замедлителе, причем продувку ведут частью продувочной воды после продувки а.з. 1-го реактора, а другая часть продувочной воды остается в буферной емкости 5. Так поочередно продувают а.з. 3 и 4 реакторов с концентрациями тяжелой воды 45 и 65% соответственно, используя для продувки часть продувочной воды после продувки предыдущего реактора, другую часть накапливая в буферных емкостях 6,7,8. При этом продувку 3-го и 4-го реактора осуществляют до концентрации D2O 2-го реактора (30%) и 3-го реактора (45%). Продувочная вода в буферной емкости 8 имеет концентрацию D2O, близкую к концентрации тяжелой воды в замедлителе а.з. реактора 4 в начальный момент (65%). Продувочная вода в буферных емкостях обогащается в электролизной установке 9 до доведения концентрации тяжелой воды до 65%. Обогащение осуществляют в периоды минимума электрической нагрузки этой станции. Обогащенная продувочная вода из буферных емкостей 5, 6, 7 направляется в 8-ю емкость, где она хранится до новой загрузки топлива в реактор 1. После загрузки топлива осуществляют заполнение а.з. реактора 1 замедлителем, в качестве которого используют продувочную воду, накопленную в буферной емкости 8 с концентрацией D2O 65%, и добавление борной кислоты до нужных значений, заменяя (условно) тем самым 1-й реактор 4-м реактором в начале следующего топливного цикла.

Предлагаемый способ позволяет уменьшить расход обычной воды, используемой для продувки а.з. реакторов, за счет использования многократно одной и той же воды для продувки нескольких реакторов, снизить затраты на получение тяжелой воды за счет использования ее в качестве замедлителя а.з. реакторов воды после продувки, предварительно обогащая ее до нужной концентрации, используя при этом электроэнергию этой же станции в периоды минимума электрической нагрузки, исключив, тем самым, затраты на транспортировку тяжелой воды с мест ее производства.

Способ работы АЭС с водо-водяными энергетическими ядерными реакторами с удлиненным топливным циклом, включающий в начальный момент работы после загрузки топлива заполнение активных зон (а.з.) реакторов замедлителем, состоящим из смеси тяжелой воды (D2O) и обычной воды с добавкой борной кислоты (до 0,35 об.%) при следующем соотношении компонентов: 15-65% и 35-85% соответственно, введение в а.з. этих реакторов вытеснителей по мере выгорания ядерного топлива с последующим постепенным извлечением их из а.з. реакторов, осуществление продувки а.з. реакторов водой для плавного снижения содержания тяжелой воды в замедлителе до полного удаления ее к концу топливного цикла, отличающийся тем, что продувку а.з. реакторов начинают обычной водой с реактора, который имеет замедлитель, содержащий наиболее низкую концентрацию тяжелой воды, и ведут продувку до почти полного удаления D2O из замедлителя, затем часть этой продувочной воды направляют в буферную емкость этого реактора, а часть используют для продувки а.з. реактора с замедлителем, концентрация тяжелой воды в котором несколько больше, чем у предыдущего реактора, и продувку ведут до тех пор, пока концентрация тяжелой воды в замедлителе этого реактора станет близкой к концентрации D2O в замедлителе предыдущего реактора, при этом часть этой продувочной воды направляют в буферную емкость этого реактора, а другую часть продувочной воды направляют на продувку а.з. следующего реактора и так поочередно продувают а.з. всех реакторов, последним продувают а.з. реактора, замедлитель которого имеет самую высокую концентрацию тяжелой воды, продувочную воду после продувки последнего реактора обогащают до концентрации тяжелой воды, которая была в замедлителе этого реактора в начале топливного цикла, и после чего ее используют в качестве замедлителя а.з. реактора с нулевой концентрацией тяжелой воды, продувочную воду, накопленную в буферных емкостях, используют в качестве замедлителей а.з. реакторов в дальнейшем с предварительным обогащением ее до заданной концентрации тяжелой воды в замедлителе, кроме того, обогащение продувочной воды осуществляют, используя электроэнергию этой станции в периоды минимума электрической нагрузки, методом электролиза.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана - 235 с получением полезной энергии.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана-235 с получением полезной энергии.

Изобретение относится к способам регулирования параметров ядерного реактора и может быть использовано при регулировании ядерных энергетических установок с водо-водяными реакторами под давлением с газовыми системами компенсации

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при эксплуатации АЭС на водо-водяных реакторах с удлиненным топливным циклом

Наверх