Тепловыделяющая сборка, способ проектирования активной зоны и способ проектирования тепловыделяющей сборки легководного ядерного реактора

Изобретение относится к тепловыделяющей сборке легководного ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора содержит топливные стержни. Причем топливо содержит материал на основе диоксида урана, включающего в себя обогащенный уран-235, а некоторые топливные стержни содержат выгорающий поглотитель. При этом тепловыделяющая сборка выполнена с использованием данных по топливу, показывающих, является ли каждая комбинация из параметров p·n/N и e подходящей для использования в качестве активной зоны, где N – целое число, равное или большее двух, и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n - количество стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее единицы и меньшее N, p - массовая процентная доля (мас.%) выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235 в мас.%, содержащегося в топливных стержнях в тепловыделяющей сборке. Технический результат – уменьшение запаса реактивности в случае увеличения обогащения урана в легководном ядерном реакторе. 3 н. и 12 з.п. ф-лы; 10 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Воплощения настоящего изобретения относятся к тепловыделяющей сборке, способу проектирования активной зоны и способу проектирования тепловыделяющей сборки легководного ядерного реактора.

Уровень техники

Обычно ядерным реактором управляют так, что избыточная реактивность ядерного топлива в конце топливного цикла (EOC) становится равной нулю в тепловыделяющей сборке легководного ядерного реактора и в активной зоне легководного ядерного реактора.

В реакторе с кипящей водой (BWR) осуществляют регулирование реактивности изменением концентрации поглотителя так, что способность к поглощению нейтронов выгорающего поглотителя, в частности, окись гадолиния (оксид гадолиния) полностью исчерпывается в конце топливного цикла (EOC). Имеют место случаи, когда тепловые характеристики активной зоны реактора улучшают для активной зоны с первоначальной загрузкой, которая в атомной станции с реактором BWR представляет собой активную зону в первом цикле, преднамеренно делая выгорающий поглотитель малой частью несгоревшего топлива и компенсируя в то же время потери запаса реактивности с помощью оставшегося топлива.

В реакторе с водой под давлением (PWR) упомянутое регулирование реактивности изменением концентрации поглотителя осуществляют так, что концентрация борной кислоты в химическом компенсаторе становится равной нулю в конце топливного цикла. Обогащение делящегося материала (ядерного топлива) регулируют в соответствии с расчетной глубиной выгорания (термин имеет такое же смысловое значение, что и «достигаемая глубина выгорания») и т.п., и, таким образом, чрезмерно высокое обогащение не используют.

Кроме того, если отработавшее ядерное топливо направляют на рециркуляцию, вышеупомянутое топливо легководного ядерного реактора и топливо, использованное в активной зоне легководного ядерного реактора, выгружают из активной зоны и подвергают регенерации. Затем извлекают изотопы урана и плутония для повторного использования, а минорные актиниды утилизируют в качестве высокорадиоактивных отходов. Упомянутые минорные актиниды обладают высокой токсичностью, поэтому в особенности вредные минорные актиниды отделяют посредством метода регенерации, называемого разделением. Отделенные минорные актиниды добавляют к смешанному оксидному (MOX) ядерному топливу и сжигают в реакторе на быстрых нейтронах или подвергают облучению в ускорителе с использованием минорных актинидов в качестве мишени для изотопного преобразования в нуклиды с низкой токсичностью. В соответствии с изложенным выше, считается, что следует осуществить так называемое «разделение и изотопное преобразование».

Краткое описание чертежей

Фиг. 1 - вид в поперечном разрезе сверху, иллюстрирующий один регулирующий стержень, четыре тепловыделяющие сборки вокруг регулирующего стержня, и окружение регулирующего стержня в активной зоне кипящего ядерного реактора (BWR) в соответствии с воплощением настоящего изобретения.

Фиг. 2 - вид, подробно иллюстрирующий пример внутренней конфигурации тепловыделяющей сборки в активной зоне кипящего ядерного реактора (BWR) в соответствии с воплощением настоящего изобретения, и, точнее говоря, на фиг. 2 представлено подробное схематическое изображение участка II, показанного на фиг. 1.

Фиг. 3 - вид, подробно иллюстрирующий другой пример внутренней конфигурации тепловыделяющей сборки в активной зоне кипящего ядерного реактора (BWR) (отличающийся от примера на фиг. 2) в соответствии с воплощением настоящего изобретения, и, точнее говоря, на фиг. 3 представлено подробное схематическое изображение участка II, показанного на фиг. 1.

Фиг. 4 - вид в поперечном разрезе сверху, иллюстрирующий конструктивное выполнение топливного стержня, образующего тепловыделяющую сборку реактора BWR, в соответствии с воплощением настоящего изобретения.

Фиг. 5 - пример графической зависимости, отображающей результаты в отношении пригодности активной зоны реактора, которая установлена с помощью аналитического расчета для различных комбинаций среднего массового отношения выгорающего поглотителя и обогащения урана в тепловыделяющей сборке реактора BWR в соответствии с воплощением настоящего изобретения.

Фиг. 6 - график, иллюстрирующий пример полученной по результатам анализа зависимости между циклическим выгоранием и запасом реактивности в случае выгорания в реакторе BWR тепловыделяющей сборки, попадающей на фиг. 5 в оптимальный интервал среднего массового отношения выгорающего поглотителя.

Фиг. 7 - графическая зависимость, схематически иллюстрирующая изменение коэффициента размножения нейтронов для бесконечной среды тепловыделяющей сборки при увеличении обогащения урана в конструкции тепловыделяющей сборки в соответствии с воплощением настоящего изобретения.

Фиг. 8 - графическая зависимость, схематически иллюстрирующая изменение количества топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, в соответствии с изменением реактивности выгорающего поглотителя в конструкции тепловыделяющей сборки согласно воплощению настоящего изобретения.

Фиг. 9 - блок-схема, отображающая последовательность действий при осуществлении способа проектирования тепловыделяющей сборки в соответствии с воплощением настоящего изобретения.

Фиг. 10 - график, иллюстрирующий реактивную способность регулирующих стержней первой десятки в активной зоне с регулирующей ячейкой типичного известного реактора BWR.

Осуществление изобретения

В случае осуществления однократного топливного цикла (то есть, рециркуляция ядерного топлива не осуществляется) отработавшее топливо подвергают окончательному захоронению в таком виде, как оно есть. При однократном топливном цикле процесс, подобный упомянутому ««разделению и изотопному преобразованию», не осуществляется, и поэтому токсичность минорных актинидов не уменьшается.

С другой стороны, преднамеренное использование высокообогащенного уранового топлива позволяет уменьшить нарабатывание минорных актинидов. Это связано с тем, что за счет использования уранового топлива с высоким обогащением урана-235 увеличивается скорость реакции деления ядер урана-235 и уменьшается скорость реакции поглощения ядрами урана-238, в результате чего обеспечивается снижение производства минорных актинидов. Однако увеличение обогащения урана-235 повышает запас реактивности, в результате чего указанный запас реактивности может превысить реактивную способность, заданную устройствами регулирования реактивности реактора, такими как регулирующие стержни, что может затруднить регулирование реактивности.

Увеличение запаса реактивности, достигаемое увеличением обогащения ураном, может быть подавлено за счет использования выгорающего поглотителя. Упомянутый выгорающий поглотитель может быть также эффективно использован для тепловыделяющей сборки, обогащение ураном которой увеличивают для снижения токсичности минорных актинидов. Однако необходимо произвести большое количество сложных расчетов, чтобы определить плотность распределения или количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и поэтому эффективная конструкция до настоящего времени не была создана.

Воплощения настоящего изобретения созданы для решения вышеупомянутых проблем, и задача изобретения заключается в уменьшении запаса реактивности в случае увеличения обогащения урана в легководном ядерном реакторе.

В соответствии с воплощением изобретения предлагается тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора, содержащая множество топливных стержней, размещенных параллельно и отделенных друг от друга в направлении, перпендикулярном продольной оси топливных стержней, при этом топливный стержень содержит оболочку и топливо, размещенное внутри оболочки, причем топливо содержит материал на основе диоксида урана, включающего в себя обогащенный уран-235, а некоторые топливные стержни содержат в топливе выгорающий поглотитель, при этом тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора выполнена с использованием: данных по топливу, показывающих, является ли каждая комбинация из параметров p·n/N и e походящей для использования в качестве активной зоны или не подходящей в качестве активной зоны, где N - целое число, равное или большее двух, и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n - количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее единицы и меньшее N, p - массовая процентная доля (мас.%) выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235 в мас.%, содержащегося во всех топливных стержнях в тепловыделяющей сборке; критериальной формулы, определяющей, является ли комбинация из параметров p·n/N и e подходящей для использования в качестве активной зоны или не подходящей в качестве активной зоны, на основе данных по топливу; и определения, является ли временно установленный состав тепловыделяющей сборки пригодным в качестве активной зоны или не пригодным в качестве активной зоны, на основе упомянутой критериальной формулы.

В соответствии с воплощением изобретения предлагается активная зона легководного ядерного реактора, содержащая множество тепловыделяющих сборок, размещенных параллельно с образованием решетки с квадратными ячейками и разделенных расстоянием в направлении, перпендикулярном продольной оси тепловыделяющих сборок; устройство для регулирования реактивности реактора, размещенное в промежутке между указанными тепловыделяющими сборками; множество топливных стержней, размещенных в тепловыделяющей сборке параллельно и отделенных друг от друга в направлении, перпендикулярном продольной оси топливных стержней, при этом указанные топливные стержни содержат оболочку и топливо, находящееся внутри оболочки, причем топливо содержит материал на основе диоксида урана, включающего в себя обогащенный уран-235, и некоторые топливные стержни содержат в составе топлива выгорающий поглотитель, при этом активная зона выполнена с использованием: данных по топливу, показывающих является ли каждая комбинация из параметров p·n/N и e походящей для использования в качестве активной зоны или не подходящей для использования в качестве активной зоны, где N - целое число, равное или большее двух, и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n - количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее единицы и меньшее N; p - массовая процентная доля (мас.%) выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235 в мас.%, содержащегося во всех топливных стержнях в тепловыделяющей сборке; критериальной формулы, определяющей, является ли комбинация из параметров p·n/N и e походящей или не подходящей для использования в качестве активной зоны, на основе найденных данных по топливу; и определения пригодности или непригодности временно установленного состава тепловыделяющей сборки в качестве активной зоны на основе критериальной формулы.

В соответствии с воплощением изобретения предлагается тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора, которая содержит множество тепловыделяющих сборок, размещенных параллельно и с образованием решетки с квадратными ячейками, разделенных некоторым расстоянием в направлении, перпендикулярном продольной оси тепловыделяющих сборок; множество топливных стержней, размещенных параллельно, разделенных некоторым расстоянием в направлении, перпендикулярном продольной оси топливных стержней в тепловыделяющей сборке; оболочку для топлива в топливных стержнях; топливо, находящееся в топливных стержнях, покрытое упомянутой оболочкой и содержащее материал на основе диоксида урана с обогащенным ураном-235, при этом некоторые из топливных стержней содержат в топливе выгорающий поглотитель, и параметры р,n, N и е удовлетворяют соотношению:

0.57 e − 1.8 < p • n / N < 0.57 e − 0.8

где N - целое число, равное или большее чем 2, и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n представляет собой количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее 1 и меньшее чем N; p представляет собой массовое процентное отношение (мас.%) выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235, мас.%, содержащегося во всех топливных стержнях в тепловыделяющей сборке.

Далее будут описаны со ссылками на сопровождающие чертежи тепловыделяющие сборки, способы проектирования активной зоны и способы проектирования тепловыделяющей сборки легководного ядерного реактора в соответствии с воплощениями настоящего изобретения. Хотя нижеследующее описание будет приведено, главным образом, в отношении кипящего ядерного реактора (BWR), настоящее изобретение применимо также к ядерным реакторам с водой под давлением.

На фиг. 1 представлен вид в поперечном разрезе сверху, иллюстрирующий один регулирующий стержень, четыре тепловыделяющие сборки, окружающие регулирующий стержень, и окружение регулирующего стержня в активной зоне кипящего ядерного реактора (BWR) в соответствии с воплощением настоящего изобретения. Подробная структура каждой тепловыделяющей сборки на фиг. 1 не показана.

На фиг. 2 представлен вид, иллюстрирующий подробно пример внутренней конфигурации тепловыделяющей сборки в активной зоне кипящего ядерного реактора (BWR) в соответствии с воплощением настоящего изобретения. Более конкретно, на фиг. 2 представлено подробное схематическое изображение участка II на фиг. 1. Фиг. 3 подробно иллюстрирует другой пример (отличающийся от примера на фиг. 2) внутренней конфигурации тепловыделяющей сборки в активной зоне кипящего ядерного реактора (BWR) в соответствии с воплощением настоящего изобретения. Точнее говоря, на фиг. 3 представлено подробное схематическое изображение участка II, изображенного на фиг. 1. На фиг. 4 представлен вид в поперечном разрезе сверху, иллюстрирующий конструктивное выполнение топливного стержня, образующего (вместе с другими стержнями) тепловыделяющую сборку реактора BWR в соответствии с воплощением настоящего изобретения.

В активной зоне реактора BWR согласно изобретению размещено несколько сотен тепловыделяющих сборок 10 по квадратной решетке в горизонтальной плоскости. В тепловыделяющих сборках с необогащенным природным ураном обогащение урана в среднем составляет, например, 3,8%. В Японии, к примеру, оборудование для обычных типовых тепловыделяющих сборок с урановым топливом проектируют, предполагая, что обогащение урана составляет менее 5,0%. С другой стороны, в тепловыделяющих сборках 10 легководных реакторов в соответствии с настоящим изобретением обогащение урана составляет 5,0%, что выше, чем в тепловыделяющих сборках с необогащенным урановым топливом. В нижеследующем описании предполагается, что обогащение составляет 5,0%, но это не является ограничивающей величиной. Как отмечено выше, обогащение урана может быть выше или ниже 5,0% при условии, что могут быть получены положительные результаты.

В каждой тепловыделяющей сборке 10 множество топливных стержней 11 и 12, расположенных вертикально и параллельно друг другу, размещено по квадратной решетке в горизонтальной плоскости (по решетке 9х9 в примерах, иллюстрируемых на фиг. 2 и 3). Внешний периметр тепловыделяющей сборки 10 окружен по существу трубчатым корпусом канала 13, имеющего сечение в виде квадрата со скругленными углами, который проходит в вертикальном направлении. В центре тепловыделяющей сборки 10 размещены два водяных стержня 14 (обозначенные на фиг. 2 и 3 буквой «W»). Указанные водяные стержни 14 имеют каждый форму полого цилиндра, расположенного вертикально, внутри которого протекает вода. Хотя водяные стержни 14 в примерах на фиг. 2 и фиг. 3 представляют собой две цилиндрически трубы, количество водяных стержней 14 может составлять три или более, и они могут иметь форму трубы с сечением в виде квадрата со скругленными вершинами.

Каждый из топливных стержней 11 и 12 содержит цилиндрическую трубу-оболочку 20, расположенную вертикально, и материал 21, содержащий ядерное топливо, заключенный в трубе-оболочке 20. Указанный материал 21 c ядерным топливом содержит оксид урана с обогащенным ураном. Указанный материал 21, содержащий ядерное топливо, обычно формуют в виде множества столбчатых таблеток, и эти таблетки укладывают в трубе-оболочке 20 одну на другую в осевом направлении. Топливные стержни 12 содержат выгорающий поглотитель (обозначены на фиг. 2 и фиг. 3 буквой «G»), при этом указанный материал 21, содержащий ядерное топливо в топливном стержне 12, содержит выгорающий поглотитель (например, окисел гадолиния). В то же время топливные стержни 11 не содержат выгорающий поглотитель (обозначены на фиг. 2 и фиг. 3 буквой «R»), и указанный материал 21, содержащий ядерное топливо, в топливном стержне 11 не содержит выгорающий поглотитель.

Регулирование с использованием активной зоны с регулируемыми ячейками считается управлением реактивности реактора BWR. Речь идет о конструкции активной зоны, в которой количество единичных ячеек, в каждую из которых во время нормальной работы введен регулирующий стержень, является небольшим. Каждый из регулирующих стержней, используемых для регулирования мощности во время нормальной работы реактора, окружен четырьмя тепловыделяющими сборками для получения одной регулирующей ячейки. Более конкретно, в регулирующей ячейке в центре тепловыделяющих сборок 10, расположенных вблизи друг от друга с образованием решетки 2х2 размещен регулирующий стержень 30 (устройство для регулирования реактивности), имеющий в горизонтальном поперечном сечении крестообразную форму. При нормальном функционировании ядерного реактора пространство снаружи трубчатых корпусов 13 каналов с тепловыделяющими сборками заполнено легкой водой. Регулирующие стержни вводят и выводят в вертикальном направлении в/из упомянутой легкой воды снаружи корпусов 13 каналов так, что обеспечивается возможность регулирования мощности ядерного реактора.

Снаружи корпусов 13 каналов, по диагонали относительно центра регулирующего стержня 30 расположено устройство для контроля локального уровня мощности (LPRM) 31, используемое в качестве устройства системы защиты реактора.

Вообще теплопроводность выгорающего поглотителя такого, как окись гадолиния, меньше теплопроводности оксида урана. В результате обогащение урана-235 в материале 21, содержащем ядерное топливо, заключенном в топливный стержень 12, содержащий выгорающий поглотитель, меньше максимальной величины обогащения урана-235 в материале 21 с ядерным топливом, содержащемся в тепловыделяющей сборке 10. В этом случае можно избежать того, что тепловая мощность топливного стержня 12, содержащего выгорающий поглотитель, превысит тепловую мощность других топливных стержней, что позволяет предотвратить избыточный нагрев топливных стержней 12, содержащих выгорающий поглотитель.

Как показано на фиг. 2 и фиг. 3, в тепловыделяющей сборке 10 топливные стержни 12, содержащие выгорающий поглотитель, могут быть не размещены вблизи регулирующего стержня 30. Такое взаимное расположение предотвращает уменьшение интенсивности поглощения, с которой регулирующий стержень поглощает тепловые нейтроны, что, вполне возможно, способствует ядерной реакции деления, и в результате активная зона может быть спроектирована без снижения реактивной способности регулирующего стержня 30.

Кроме того, как показано на фиг. 2 и фиг. 3, предпочтительно в тепловыделяющей сборке 10 топливные стержни 12, содержащие выгорающий поглотитель, не расположены вблизи устройства 31 системы защиты реактора. При таком взаимном расположении активная зона может быть спроектирована без уменьшения точности показаний устройства 31 системы защиты реактора.

Помимо этого, как показано на фиг. 2 и фиг. 3, в тепловыделяющей сборке 10 по меньшей мере один топливный стержень 12, содержащий выгорающий поглотитель, может не находиться вблизи других топливных стержней 11 или 12 по меньшей мере одной его поверхностью из четырех поверхностей, соответствующих четырем направлениям, вдоль которых по квадратной решетке размещены топливные стержни. Это означает, что по меньшей мере один топливный стержень 12, содержащий выгорающий поглотитель, размещен вблизи, например, водяного стержня 14 или корпуса 13 канала в наиболее удаленной от центра периферийной части сборки. За счет такого взаимного расположения происходят частые столкновения тепловых нейтронов с выгорающим поглотителем, при этом увеличивается доля нейтронов, поглощаемых выгорающим поглотителем. Это повышает реакционную способность выгорающего поглотителя, чтобы тем самым в значительной степени уменьшить запас реактивности.

Помимо этого, как показано на фиг. 2 и фиг. 3, в тепловыделяющей сборке 10 по меньшей мере некоторая часть топливных стержней 12, содержащих выгорающий поглотитель, может быть расположена вблизи друг от друга. Вследствие близкого расположения друг к другу топливных стержней 12, содержащих выгорающий поглотитель, количество столкновений ближайших поверхностей выгорающего поглотителя с тепловыми нейтронами уменьшается. Благодаря этому скорость выгорания поглотителя уменьшается, в результате чего реактивность выгорающего поглотителя сохраняется в течение более продолжительного времени, чем в случае, когда топливные стержни 12, содержащие выгорающий поглотитель, не расположены вблизи друг от друга.

На фиг. 5 представлен график, иллюстрирующий полученные с помощью аналитического расчета результаты по пригодности активной зоны при различных комбинациях среднего массового отношения выгорающего поглотителя и обогащения урана в тепловыделяющей сборке реактора BWR в соответствии с воплощением настоящего изобретения. Указанное среднее массовое отношение выгорающего поглотителя представляет собой произведение концентрации выгорающего поглотителя р и относительного количества топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель n/N. Упомянутое относительное количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, представлено отношением (количество n топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель/ общее количество N топливных стержней, включенных в тепловыделяющую сборку). Соответственно, среднее массовое отношение выгорающего поглотителя имеет вид произведения (р • n/N). Критерием пригодности активной зоны является возможность регулирования с помощью устройства управления реактивностью, такого как регулирующий стержень, существующей избыточной реактивности топлива, величина которой может или не может затруднить регулирование такой реактивности. Топливо является подходящим, если запас его реактивности меньше или равен реактивности, которую могут регулировать регулирующие стержни. Топливо не будет подходящим, если запас реактивности превышает реактивность, которую могут регулировать регулирующие стержни.

При анализе результатов определения ядерно-физических характеристик, представленных на фиг. 5, предполагается, что конфигурация тепловыделяющей сборки аналогична конфигурации, представленной на фиг. 2 и фиг. 3. Пригодность активной зоны может быть определена в предположении, что неограниченное количество тепловыделяющих сборок размещено с образованием решетки в горизонтальном направлении. Предполагается, что выгорающим поглотителем является гадолиний.

При анализе представленных на фиг. 5 результатов определения ядерно-физических характеристик предполагается, что топливные стержни в тепловыделяющей сборке расположены с образованием решетки 9х9. Однако ядерные характеристики (энергетический спектр нейтронов) тепловыделяющей сборки оказывают большое влияние на характеристики активной зоны, так что при одинаковом соотношении водород-уран в тепловыделяющей сборке получают по существу такие же результаты, что и представленные на фиг. 5, независимо от количества топливных стержней. Например, даже если топливные стержни в тепловыделяющей сборке расположены по решетке 10х10 или 11х11, получаются по существу такие же результаты, как и представленные на фиг. 5.

В примере, иллюстрируемом на фиг. 2, количество n топливных стержней 12, содержащих выгорающий поглотитель, равно 24, и общее количество N топливных стержней, включенных в тепловыделяющую сборку, равно 74. В примере на фиг. 3 количество n равно 36, а количество N равно 74.

Предполагается, что обогащение урана соответствует числу «е». В этом случае, с помощью анализа для различных комбинаций среднего массового отношения выгорающего поглотителя (р • n/N) и обогащения е урана было установлено, будет ли активная зона подходящей или не будет. В результате, как показано на фиг. 5, в качестве граничного условия, определяющего, будет или не будет подходящей активная зона, были получены две прямые линии. Точнее говоря, область, в которой среднее массовое отношение выгорающего поглотителя (р • n/N) больше чем (0.57 e − 1.8) и меньше чем (0.57 e − 0.8), является областью оптимального отношения при добавлении выгорающего поглотителя. Таким образом, критериальная формула (1), выражающая условия, при которых активная зона является подходящей, представлена в этом случае следующим соотношением

0.57 e − 1.8 < (p • n / N) < 0.57 e − 0.8 (1)

Таким образом, с использованием вышеприведенной критериальной формулы (1) может быть создана реальная конструкция тепловыделяющей сборки.

Для создания различных типов тепловыделяющих сборок, отличающихся по рабочим параметрам, определяют, будет ли активная зона подходящей для достаточного количества различных выбранных комбинаций среднего массового отношения выгорающего поглотителя (p • n/N) и обогащение е урана, посредством проведения анализа или эксперимента, удовлетворяющих конкретным условиям, при этом накапливаются данные (результаты), соответствующие конкретным условиям, и, таким образом, может быть получен график, такой как показан на фиг. 5. Исходя из полученного графика, могут быть получены критериальные формулы, аналогичные критериальной формуле (1), в определенных условиях функционирования реактора.

Вообще, считается, что более подходящей является приведенная ниже критериальная формула (2):

a1 • e − b < (p • n/N) < a2 • e − c (2)

В приведенном выше соотношении а1, а2, b и с являются положительными постоянными, при этом a1 ≥ a2.

Хотя приведенные выше критериальные формулы (1) и (2) являются линейными соотношениями, они могут быть также квадратичными соотношениями или соотношениями другого вида.

На фиг. 6 представлена графическая зависимость, иллюстрирующая пример результата анализа соотношения между циклическим выгоранием и избыточной реактивностью в том случае, когда в реакторе BWR сжигают тепловыделяющую сборку, попадающую в оптимальный диапазон среднего массового отношения выгорающего поглотителя на фиг. 5.

На фиг. 7 представлена графическая зависимость, показывающая изменение коэффициента размножения нейтронов для бесконечной среды тепловыделяющей сборки при увеличении обогащения урана в конструкции тепловыделяющей сборки в соответствии с настоящим изобретением. На фиг. 8 представлена графическая зависимость, демонстрирующая изменение количества топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, соответствующее изменению реактивности выгорающего поглотителя в конструкции тепловыделяющей сборки согласно настоящему изобретению. Хотя на каждой из фиг. 7 и фиг. 8 показана прямая линия, представленные графические зависимости являются схематическими, и рассматриваемое изменение может быть не представлено прямыми линиями.

На фиг. 10 представлена диаграмма, отображающая характеристики первой десятки регулирующих стержней с точки зрения реактивной способности в активной зоне с регулируемыми ячейками традиционного реактора BWR. Как показано на фиг. 10, максимальная реактивная способность регулирующих стержней регулирующей ячейки немного превышает 0,1% Δk. В усовершенствованном реакторе с кипящей водой (ABWR) используется до 29 регулирующих ячеек, при этом избыточная реактивность, которая может быть управляемой с помощью регулирующей ячейки, составляет 3% Δk или менее.

Путем составления комбинации среднего массового отношения выгорающего поглотителя (p • n/N) и обогащения е урана тепловыделяющей сборки 10, которая бы удовлетворяла критериальной формуле (1) или (2), запас реактивность во время осуществления рабочего цикла ядерного реактора может быть рассчитан так, чтобы он составлял от 0 до 3,0% Δk, что представляет собой диапазон, реализуемый при регулировании регулирующими стержнями, показанный на фиг. 6. Это обусловлено тем, что изменение реактивности (ΔS (Δe)) при изменении обогащения е урана до величины (e + Δe), показанное на фиг. 7, совпадает с изменением реактивности (ΔS (ΔGd)) на фиг. 8 при изменении поглощающего материала (его количество) в тепловыделяющей сборке в соответствии с количеством n топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и среднего добавления относительной массы. Иначе говоря, при изменении общего количества выгорающего поглотителя на величину ΔGd, может быть компенсировано изменение на величину Δe обогащения е урана.

Далее со ссылками на фиг. 9 будет описан способ проектирования тепловыделяющей сборки легководного реактора с использованием рассмотренных выше результатов исследования. На фиг. 9 представлена блок-схема, иллюстрирующая последовательность действий при осуществлении способа проектирования тепловыделяющей сборки в соответствии с воплощением настоящего изобретения.

Сначала задают конфигурацию тепловыделяющей сборки легководного реактора в пределах предварительно заданного диапазона, и определяют пригодность активной зоны для различных комбинаций среднего массового отношения выгорающего поглотителя (p • n/N) и обогащения е урана посредством проведения аналитических расчетов или экспериментов, и в результате накапливают данные по определению пригодности активной зоны, такие как представлены на фиг. 5 (стадия 10).

Затем определяют критериальную формулу, подобную вышеприведенной критериальной формуле (1) или (2), для выявления пригодности активной зоны для различных комбинаций среднего массового отношения выгорающего поглотителя (p • n/N) и обогащения урана е на основе данных по определению пригодности активной зоны, полученных на стадии S10 (стадия S11).

После этого, выбирают определенную комбинацию среднего массового отношения выгорающего поглотителя (p • n/N) и обогащения урана е тепловыделяющей сборки легководного реактора (стадия S12), и для выбранной комбинации этих параметров определяют пригодность активной зоны на основе критериальной формулы для пригодности активной зоны, использованной на стадии S11 (стадия S13).

Если на стадии S13 вышеуказанного определения получены отрицательные результаты («нет») (не пригодна), указанную комбинацию среднего массового отношения выгорающего поглотителя (p • n/N) и обогащения е урана изменяют, и стадии S12 и S13 осуществляют вновь. С другой стороны, если на стадии S13 вышеуказанного определения получены положительные результаты («да») (пригодна), принимают решение о создании тепловыделяющей сборки с использованием комбинации среднего массового отношения выгорающего поглотителя (p • n/N) и обогащения е урана, использованной в этом случае (стадия S14).

В соответствии с описанным выше способом проектирования в случае увеличения обогащения урана запас реактивность в легководном реакторе может быть уменьшен.

Кроме того, за счет предварительного определения критериальной формулы для пригодности активной зоны, упомянутая пригодность активной зоны может быть легко проверена в случае изменения различных параметров в конкретной конструкции тепловыделяющей сборки, что позволяет ускорить работу по проектированию сборки при одновременном сокращении численности занятых работников.

В рассматриваемом воплощении выгорающим поглотителем, который следует добавить в материал, содержащий ядерное топливо, предпочтительно является состав, содержащий гадолиний, состав, содержащий эрбий, или состав, содержащий бор.

Если выгорающим поглотителем, который следует добавить в материал, содержащий ядерное топливо, является окисел гадолиния, его максимальное массовое отношение предпочтительно составляет менее 20 мас.%. Дело в том, что если упомянутое максимальное массовое отношение окисла гадолиния равно или превышает 20 мас.%, то менее вероятно, что смесь окисла гадолиния и оксида урана образует твердый раствор.

В качестве выгорающего поглотителя в рассматриваемом воплощении предпочтительно используется гадолиний, полученный путем концентрирования гадолиния с нечетным массовым числом (например, 155 или 157). Это увеличивает сечение захвата тепловых нейтронов гадолинием, что позволяет уменьшить количество добавки выгорающего поглотителя.

Помимо этого, благодаря установке тепловыделяющей сборки в активной зоне легководного реактора, содержащей регулируемую ячейку, интервал изменения реактивности благодаря работе регулирующего стержня может быть уменьшен, что позволяет легко удовлетворять требования устойчивости сборки к термическим нагрузкам активной зоны легководного реактора.

Хотя выше были описаны определенные воплощения изобретения, эти воплощения были приведены лишь в качестве примеров, не для ограничения объема изобретения. Конечно, новые рассмотренные здесь воплощения могут быть осуществлены в других разнообразных формах. Кроме того, могут быть произведены различные исключения, замещения и изменения в форме рассмотренных выше воплощений без выхода за пределы сущности изобретений. Приложенные пункты формулы изобретения и их эквиваленты служат для охвата таких форм или модификаций, которые могут находиться в пределах объема и сущности изобретений.

1. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора, содержащая множество топливных стержней, размещенных параллельно и отделенных друг от друга в направлении, перпендикулярном продольной оси топливных стержней, при этом топливный стержень содержит оболочку и топливо, размещенное внутри оболочки, причем топливо содержит материал на основе диоксида урана, включающего в себя обогащенный уран-235, а некоторые топливные стержни содержат в топливе выгорающий поглотитель, при этом тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора выполнена с использованием:

данных по топливу, показывающих, является ли каждая комбинация из параметров p·n/N и e подходящей для использования в качестве активной зоны или не подходящей в качестве активной зоны, где N – целое число, равное или большее двух, и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n - количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее единицы и меньшее N, p - массовая процентная доля (мас.%) выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235 в мас.%, содержащегося во всех топливных стержнях в тепловыделяющей сборке;

критериальной формулы, определяющей, является ли комбинация из параметров p·n/N и e подходящей для использования в качестве активной зоны или не подходящей в качестве активной зоны, на основе данных по топливу; и

определения, является ли временно установленный состав тепловыделяющей сборки пригодным в качестве активной зоны или не пригодным в качестве активной зоны, на основе упомянутой критериальной формулы.

2. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1, в которой величина е больше или равна 5%.

3. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1 или 2, в которой критериальная формула имеет вид: a1•е – b < p·n/N < а2•е – с, где каждый из параметров а1, а2, b и с является положительной постоянной величиной, при этом а1 больше или равно 2.

4. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 3, в которой а1 = a2 = 0,57, b = 1,8 и с = 0,8.

5. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1 или 2, в которой обогащение обогащенного урана-235 в топливе, содержащем выгорающий поглотитель, меньше максимального обогащения обогащенного урана-235 в топливе в тепловыделяющей сборке.

6. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1 или 2, в которой топливные стержни размещены в виде решетки с квадратными ячейками, и по меньшей мере один из топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, не обращен в сторону других топливных стержней по меньшей мере одной стороной из четырех сторон топливных стержней, размещенных с образованием решетки с квадратными ячейками.

7. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1 или 2, в которой топливные стержни размещены с образованием решетки с квадратными ячейками, и по меньшей мере один из топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, обращен в сторону других топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, по меньшей мере одной стороной из четырех сторон топливных стержней, размещенных с образованием решетки с квадратными ячейками.

8. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1 или 2, в котором выгорающий поглотитель содержит состав, включающий в себя гадолиний, эрбий или бор.

9. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1 или 2, в которой выгорающим поглотителем является окисел гадолиния, и максимальное содержание указанного окисла гадолиния в топливе составляет менее 20 мас.%.

10. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора по п. 1 или 2, в которой выгорающим поглотителем является окисел гадолиния, причем содержание в топливе окисла гадолиния с нечетным массовым числом превышает содержание окисла гадолиния с четным массовым числом.

11. Активная зона легководного ядерного реактора, содержащая множество тепловыделяющих сборок, размещенных параллельно с образованием решетки с квадратными ячейками и разделенных расстоянием в направлении, перпендикулярном продольной оси тепловыделяющих сборок; устройство для регулирования реактивности реактора, размещенное в промежутке между указанными тепловыделяющими сборками; множество топливных стержней, размещенных в тепловыделяющей сборке параллельно и отделенных друг от друга в направлении, перпендикулярном продольной оси топливных стержней, при этом указанные топливные стержни содержат оболочку и топливо, находящееся внутри оболочки, причем топливо содержит материал на основе диоксида урана, включающего в себя обогащенный уран-235, и некоторые топливные стержни содержат в составе топлива выгорающий поглотитель, при этом активная зона выполнена с использованием:

данных по топливу, показывающих, является ли каждая комбинация из параметров p·n/N и e походящей для использования в качестве активной зоны или не подходящей для использования в качестве активной зоны, где N – целое число, равное или большее двух и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n - количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее единицы и меньшее N; p - массовая процентная доля (мас.%) выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235 в мас.%, содержащегося во всех топливных стержнях в тепловыделяющей сборке;

критериальной формулы, определяющей, является ли комбинация из параметров p·n/N и e подходящей или не подходящей для использования в качестве активной зоны, на основе найденных данных по топливу; и

определения пригодности или непригодности временно установленного состава тепловыделяющей сборки в качестве активной зоны на основе критериальной формулы.

12. Активная зона легководного ядерного реактора по п. 11, в которой топливные стержни, содержащие выгорающий поглотитель, не размещены рядом с устройством для регулирования реактивности.

13. Активная зона легководного ядерного реактора по п. 11 или 12, в которой легководный реактор содержит устройство ядерно-физических измерений, размещенное в зазоре между тепловыделяющими сборками, отличном от зазора, в котором размещено устройство для регулирования реактивности, при этом топливные стержни, содержащие выгорающий поглотитель, не находятся рядом с устройством ядерно-физических измерений.

14. Активная зона легководного ядерного реактора по п. 11 или 12, в которой устройство для регулирования реактивности и некоторые из топливных стержней, окружающих устройство для регулирования реактивности, образуют регулирующую ячейку, и временно установленный состав топлива регулирующей ячейки определяется с помощью упомянутой критериальной формулы.

15. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора, содержащая

множество тепловыделяющих сборок, размещенных параллельно с образованием решетки с квадратными ячейками, разделенными расстоянием в направлении, перпендикулярном продольной оси тепловыделяющих сборок;

множество топливных стержней, размещенных параллельно, разделенных расстоянием в направлении, перпендикулярном продольной оси топливных стержней в тепловыделяющей сборке;

оболочку для топлива, содержащуюся в топливных стержнях;

топливо, находящееся в топливных стержнях, покрытое упомянутой оболочкой и содержащее материал на основе диоксида урана, включающего в себя обогащенный уран-235, при этом некоторые из топливных стержней содержат в топливе выгорающий поглотитель, и параметры р, n, N и е удовлетворяют соотношению

0,57 e − 1,8 < p • n / N < 0,57 e − 0,8,

где N – целое число, равное или большее двух и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n - количество топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее единицы и меньшее N; p - массовая процентная доля (мас.%) выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235 в мас.%, содержащегося во всех топливных стержнях тепловыделяющей сборки.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония. Установка вихревого размола смешанного ядерного топлива содержит боксы загрузки контейнеров и компонентов топлива, механизм колебаний с автоматическим вихревым смесителем, бокс выгрузки, продольные и поперечные транспортеры, соединяющие боксы в замкнутую конвейерную линию.

Изобретение относится к устройству навивки проволочной спирали на трубчатую оболочку. Устройство содержит ложемент, установленный под углом к горизонту, выполненный в виде уголка, на полках которого установлена подвижная каретка с отверстием под трубчатую оболочку и катушкой с запасом проволоки, а по торцам уголка размещены приводы вращения трубчатой оболочки и перемещения каретки.

Изобретение может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов для атомных реакторов. Сварной узел тепловыделяющего элемента содержит выполненные из высокохромистой стали оболочку и заглушку с буртиком, соединенные сварным швом, полученным аргонодуговой сваркой.

Изобретение относится к области изготовления ядерного оксидного уранового топлива, может быть использовано для определения качества однокомпонентных оксидов урана U3O8 и UO2 в заводских условиях.

Изобретение относится к гайковертам. Устройство для переключения блока передач гайковерта фланцевых соединений применимо для фланцевых соединений верхнего блока ядерного реактора, при этом является составной частью блока передач, к которому подключены две шестерки штанг для затяжки и/или ослабления шпилек.

Изобретение относится к высокотемпературным топливным элементам. Технический результат - упрощение нанесения межсоединительного слоя.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Дистанционирующая решетка ТВС содержит обод, трубчатые ячейки, каждая из которых имеет пять-шесть плоских граней, соединенных с аналогичными гранями соседних ячеек или с ободом посредством сварки, и расположенные между плоскими гранями три грани, которые предназначены для контакта с твэлами и на части высоты каждой из которых выполнено углубление в виде гофра, направленное внутрь ячейки.

Заявленная группа изобретений относится к атомной энергетике и может быть использована при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) и снаряжении их в тепловыделяющую сборку (ТВС) преимущественно для водо-водяных энергетических реакторов.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Предложен способ снаряжения сердечников твэлов стержневыми топливными элементами, при котором из партии топливных элементов со средней длиной L0 случайным образом набирают столбы с количеством элементов n.

Изобретение относится к системе наполнения емкостей порошковым материалом, например, для изготовления ядерного топлива. Система содержит устройство для соединения емкости и системы подачи материалов.

Изобретение относится к тепловыделяющей сборке легководного ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка легководного ядерного реактора содержит топливные стержни. Причем топливо содержит материал на основе диоксида урана, включающего в себя обогащенный уран-235, а некоторые топливные стержни содержат выгорающий поглотитель. При этом тепловыделяющая сборка выполнена с использованием данных по топливу, показывающих, является ли каждая комбинация из параметров p·nN и e подходящей для использования в качестве активной зоны, где N – целое число, равное или большее двух, и равное количеству топливных стержней в тепловыделяющей сборке; n - количество стержней, содержащих выгорающий поглотитель, и целое число, равное или большее единицы и меньшее N, p - массовая процентная доля выгорающего поглотителя в топливе; и е - обогащение урана-235 в мас., содержащегося в топливных стержнях в тепловыделяющей сборке. Технический результат – уменьшение запаса реактивности в случае увеличения обогащения урана в легководном ядерном реакторе. 3 н. и 12 з.п. ф-лы; 10 ил.

Наверх