EA023549B1 - Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора - Google Patents
Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- EA023549B1 EA023549B1 EA201301253A EA201301253A EA023549B1 EA 023549 B1 EA023549 B1 EA 023549B1 EA 201301253 A EA201301253 A EA 201301253A EA 201301253 A EA201301253 A EA 201301253A EA 023549 B1 EA023549 B1 EA 023549B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- fuel
- uranium
- fuel cell
- plutonium
- light
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Fuel Cell (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к топливным элементам, используемым в топливных сборках легководных реакторов типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.). Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора содержит сердечник, включающий в себя обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку. Указанный топливный элемент имеет четырехлепестковый профиль, лепестки которого образуют винтовые дистанционирующие ребра, причем шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих ребер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Такое выполнение топливного элемента позволяет установить его в запальный модуль топливной сборки, которая, с одной стороны, вырабатывает значительную часть своей мощности в зоне воспроизводства с торием в качестве топлива и не создает при ее использовании отходов, являющихся пролиферативными материалами, а с другой стороны, может быть установлена в существующий легководный реактор типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) без необходимости его существенной модификации.
Description
Изобретение относится к легководным ядерным реакторам, в частности к конструкциям топливных элементов в тепловыделяющих сборках.
Предшествующий уровень техники
Все имеющиеся в настоящее время ядерные реакторы создают большое количество материала, который принято называть реакторным плутонием. Например, обычный реактор на 1000 МВт создает порядка 200-300 кг в год реакторного плутония, который может быть пригоден для изготовления ядерного оружия. Таким образом, топливо, выгруженное из активной зоны обычных реакторов, является сильно размножающимся материалом, и требуются меры предосторожности для того, чтобы выгруженное топливо не попало в руки тех лиц, которые не имеют права им владеть. Сходная проблема безопасности существует также в связи с огромными запасами оружейного плутония, которые созданы в США и в странах бывшего СССР при демонтаже ядерного оружия.
Другая проблема, связанная с работой обычных ядерных реакторов, связана с постоянной необходимостью захоронения долгоживущих радиоактивных отходов, а также с быстрым истощением мировых ресурсов природного уранового сырья.
Для решения вышеупомянутых проблем в последнее время были сделаны попытки создать ядерные реакторы, которые работают на относительно небольших количествах непролиферативного обогащенного урана (обогащенный уран имеет содержание И-235 20% или менее) и не вырабатывают значительных количеств размножающихся материалов, таких как плутоний. Примеры таких реакторов раскрыты в международных заявках \УО 85/01826 и \УО 93/16477, в которых представлены реакторы с двойной активной зоной, содержащей запальную зону и зону воспроизводства, которые получают значительный процент своей мощности из зон воспроизводства с торием в качестве топлива. Зоны воспроизводства окружают по кругу запальную зону, в которой находятся топливные стержни из непролиферативного обогащенного урана. Уран в топливных стержнях запальной зоны выделяет нейтроны, которые захватываются торием в зонах воспроизводства, благодаря чему создается способный к ядерному делению И-233, который сгорает на месте и выделяет тепло для силовой установки реактора.
Использование тория в качестве топлива для ядерного реактора является привлекательным, поскольку запасы тория в мире значительно превосходят запасы урана. Кроме того, оба указанных выше реактора являются непролиферативными в том смысле, что ни исходное загружаемое топливо, ни топливо, выгружаемое в конце каждого топливного цикла, не подходят для производства ядерного оружия. Это достигается за счет того, что применяется только непролиферативный обогащенный уран в качестве топлива запальной зоны, причем выбираются отношения объемов замедлитель/топливо, которые сводят к минимуму образование плутония, и добавляется небольшое количество непролиферативного обогащенного урана в зону воспроизводства, в которой компонента И-238 однородно смешивается с остающимся в конце цикла воспроизводства И-233 и денатурирует (изменяет естественные свойства) И-233, вследствие этого он становится непригодным для изготовления ядерного оружия.
К сожалению, ни одна из указанных выше конструкций реактора не является истинно непролиферативной. В частности обнаружено, что обе эти конструкции приводят к уровню образования пролиферативного плутония в запальной зоне, превышающему минимально возможный уровень. Использование круговой запальной зоны с внутренней или центральной зоной воспроизводства и внешней окружающей зоной воспроизводства не может обеспечить работу реактора как непролиферативного реактора, поскольку тонкая круговая запальная зона имеет соответственно небольшую оптическую толщину, которая приводит к тому, что спектр (нейтронов) запальной зоны будет доминировать над значительно более жестким спектром внутренней и внешней зон воспроизводства. Это приводит к возникновению в запальной зоне большей доли надтепловых нейтронов и большему, чем минимальное количество, производству размножающегося плутония.
Обе эти предыдущие конструкции реактора, кроме того, не оптимизированы, исходя из стандартной точки рабочих параметров. Например, отношения объемов замедлитель/топливо в запальной зоне и зонах воспроизводства особенно критичны для получения в запальной зоне минимального количества плутония, для того чтобы из топливных стержней запальной зоны выделялось адекватное количество тепла и обеспечивалось оптимальное преобразование тория в И-233 в зоне воспроизводства. Исследования показали, что предпочтительные значения отношения замедлитель/топливо, указанные в этих международных заявках, слишком высоки в запальных зонах и слишком низки в зонах воспроизводства.
Предыдущие конструкции активной зоны реактора также не особенно эффективны при потреблении непролиферативного обогащенного урана в топливных элементах запальной зоны. В результате, топливные стержни, выгруженные в конце каждого цикла топлива запальной зоны, содержали так много оставшегося урана, что их требовалось перерабатывать для повторного использования в другой активной зоне реактора.
Реактор, раскрытый в заявке \УО 93/16477, также требует сложной механической схемы управления реактором, которая делает неподходящим его для переоснащения им активной зоны обычного реактора. Аналогично, активная зона реактора, раскрытого в заявке \УО 85/01826, не может быть легко перенесена в обычную активную зону, поскольку ее конструктивные параметры не совместимы с параметрами
- 1 023549 обычной активной зоны.
И наконец, обе предыдущие конструкции реакторов были сконструированы специально для сжигания непролиферативного обогащенного урана с торием и они не подходят для потребления большого количества плутония. Следовательно, ни одна из этих конструкций не обеспечивает решение проблемы по хранящемуся накопленному плутонию.
Известен реактор по патенту КИ 2176826 с активной зоной, включающей множество запально-воспроизводящих модулей, каждый из которых содержит центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материала, способного к ядерному делению, содержащего уран-235 и уран-238, круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно торий и 10% по объему или менее обогащенного урана, замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0, и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение замедлителя к топливу находится в диапазоне значений 1,5-2,0. При этом каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из уран-циркониевого (И-Ζτ) сплава, а запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
Известный реактор обеспечивает оптимальную работу с точки зрения экономичности и не является пролиферативным. Этот реактор может быть использован для потребления больших количеств плутония с торием, не создавая при этом отходов, являющихся пролиферативными материалами. При этом данный реактор производит значительно меньшие количества высокорадиоактивных отходов, вследствие чего значительно уменьшаются потребности в местах длительного хранения отходов.
Однако используемые в данном реакторе запально-воспроизводящие модули не приспособлены для использования их в существующих легководных реакторах указанного выше типа Р\УР (например, АР-1000, ЕРК и т.д.).
Из описания к патенту КИ 2222837 известна топливная сборка легководного реактора, аналогичного описанному выше реактору, которая имеет, в частности, квадратную форму поперечного сечения, что позволяет установить указанную топливную сборку из запально-воспроизводящих модулей в обычный легководный реактор.
Однако кроме указания на форму поперечного сечения сборки, в описании к указанному выше патенту не содержится информации о конструктивном выполнении сборки, позволяющим установить ее в существующий легководный реактор типа Р\УР (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) без внесения какихлибо изменений в конструкцию реактора.
Известна топливная сборка легководного реактора по патенту КЛ 2294570, содержащая пучок тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках, хвостовик и головку, причем дистанционирующие решетки соединены между собой и с хвостовиком элементами, расположенными по длине тепловыделяющей сборки, а головка состоит из соединенных верхней и нижней плит, обечайки, расположенной между упомянутыми плитами, и пружинного блока, при этом обечайка головки снабжена наружными ребрами, соединенными между собой по выступающим частям ободом и по нижним частям - перфорированными пластинами.
Известная топливная сборка относится к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок, из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000, и обладает повышенными эксплуатационными качествами за счет повышенной жесткости, уменьшенной длины головки и увеличенного свободного пространства между пучком тепловыделяющих элементов и головкой с одновременным увеличением длины тепловыделяющих элементов. Это позволяет увеличить загрузку в топливную сборку топлива с большей глубиной выгорания и тем самым увеличить мощность активной зоны реактора, а также продолжительность эксплуатации тепловыделяющей сборки.
Однако в этой сборке все тепловыделяющие элементы выполнены из традиционно используемого в легководных реакторах делящегося материала, следовательно, реактору с такими сборками присущ описанный выше недостаток - создание большого количества реакторного плутония. Кроме того, данная сборка приспособлена для реакторов типа ВВЭР-1000, т.е. имеет шестиугольную форму поперечного сечения, что не соответствует форме топливных сборок, используемых в реакторах типа Р\УР (например, АР-1000, ЕРК и т.д.).
Известен топливный элемент по патенту КЛ 2170956, состоящий из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде частиц ядерного топлива, распределенных в контактном материале. Внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части топливного элемента размещен вытеснитель, выполненный в виде стержня из конструкционного материала, применяемого в активных зонах ядерных реакторов, и имеющий площадь поперечного сечения в диапазоне от 0,3 до 0,8 от площади внутреннего поперечного сечения топливного элемента, а частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул с пористостью от 2 до 30%. Оболочка может иметь четырехлопастной профиль. При этом оболочка скручена относительно продольной оси с постоянным шагом. В качестве материала оболочки могут быть использованы нержавеющие стали, сплавы никеля, сплавы хрома, а в качестве материала вытеснителя - нержавеющие стали, сплавы циркония.
Однако в известном топливном элементе не определен шаг винтовой линии ребер, который обеспе- 2 023549 чил бы возможность этим ребрам выполнять функцию дистанционирующих элементов при установке пучка таких топливных элементов в топливную сборку, которая соответствовала бы форме топливных сборок, используемых в реакторах типа Р\УР (например, АР-1000, ЕРК и т.д.).
Задачей изобретения является создание топливного элемента, который может быть установлен в запальный модуль топливной сборки, которая, с одной стороны, вырабатывает значительную часть своей мощности в зоне воспроизводства с торием в качестве топлива и не создает при ее использовании отходов, являющихся пролиферативными материалами, а с другой стороны, может быть установлена в существующий легководный реактор типа Р\УР (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) без необходимости его существенной модификации.
Раскрытие изобретения
Указанная задача решается тем, что топливный элемент топливной сборки ядерного реактора содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний и охватывающую его оболочку, и имеет четырехлепестковый профиль, лепестки которого образуют винтовые дистанционирующие ребра, причем шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих ребер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента.
Предпочтительно оболочка выполнена из циркониевого сплава, а вдоль продольной оси сердечника расположен вытеснитель, имеющий в поперечном сечении практически квадратную форму.
Вытеснитель выполнен из циркония или его сплава, а сердечник - из уран-циркониевого (И-Ζγ) сплава с объемным содержанием урана до 30%, при этом уран обогащен до 20% по изотопу урана-235.
Сердечник также может быть выполнен из плутоний-циркониевого (Ри-Ζγ) сплава с объемным содержанием энергетического плутония до 30%.
Особенности и преимущества настоящего изобретения будут очевидны из дальнейшего описания предпочтительного варианта его осуществления со ссылкой на чертежи.
Краткое описание чертежей
На фиг. 1 показан один из возможных вариантов выполнения топливной сборки с топливными элементами согласно изобретению;
на фиг. 2 схематично изображено поперечное сечение топливной сборки, показанной на фиг. 1; на фиг. 3 схематично изображен фрагмент топливного элемента согласно изобретению, вид в перспективе;
на фиг. 4 - поперечное сечение топливного элемента, показанного на фиг. 3.
Варианты осуществления изобретения
На фиг. 1 показана топливная сборка, обозначенная общей позицией 1. Топливная сборка 1 содержит запальный модуль 2, воспроизводящий модуль 3, головку 4, хвостовик 5 запального модуля и хвостовик 6 воспроизводящего модуля. Как показано на фиг. 2, запальный модуль 2 содержит пучок топливных элементов 7, а воспроизводящий модуль 3 - пучок топливных элементов 8. Каждый из топливных элементов 7 запального модуля 2 имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра 9 (фиг. 3). Кроме того, каждый из указанных топливных элементов 7 содержит сердечник 10 (фиг. 4), включающий в себя обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку 11 из циркониевого сплава. Внутри сердечника 10 расположен вытеснитель 12. Все топливные элементы 7 имеют контакт с каждым соседним топливным элементом 7 в точках касания винтовых дистанционирующих ребер 9. Точки касания винтовых дистанционирующих ребер 9 отстоят друг от друга в осевом направлении на расстоянии, равном 25% от величины шага винтовой линии. Преимущественно сердечник 10 выполнен из уран-циркониевого (И-Ζγ) сплава, причем объемное содержание урана в топливной композиции составляет до 30% при обогащении по изотопу урана-235 до 20% или из плутоний-циркониевого (Ри-Ζγ) сплава с объемным содержанием плутония до 30%. Вытеснитель 12, расположенный вдоль продольной оси сердечника 10, в поперечном сечении имеет практически квадратную форму. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих ребер 9 составляет от 5 до 30% длины топливного элемента.
Каждый из топливных элементов 8 (фиг. 1, 2) имеет в плане круглую форму и выполнен из тория с добавлением обогащенного урана. Топливные элементы 7 и 8 в поперечном сечении расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки так, что вся топливная сборка 1 имеет в плане форму квадрата. В частности, топливные элементы 7 запального модуля расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов, а топливные элементы воспроизводящего модуля 8 расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов.
Профили каждого топливного элемента 7 имеют одинаковый диаметр описанной окружности (фиг. 4), составляющий, например, 12,6 мм. Количество топливных элементов 7 составляет 144 штуки. Топливные элементы 8 имеют одинаковый диаметр, составляющий, например, 8,6 мм, и расположены по сторонам квадрата в двух рядах и столбцах квадратной координатной сетки. Количество топливных элементов 8 составляет 132 штуки.
В центре запального модуля 2 расположена трубка 13, образующая направляющий канал для размещения в нем средств контроля. В пределах запального модуля 2 расположены направляющие каналы
- 3 023549 для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленные в головке 4 с возможностью осевого смещения и связанные с хвостовиком 5 запального модуля 2 и хвостовиком 6 воспроизводящего модуля 3.
Пучок топливных элементов 7 запального модуля 2 окружен кожухом 17, закрепленным в хвостовике 5. Нижние концевые участки топливных элементов 7 запального модуля 2 установлены в опорной решетке 18, а верхние их концевые участки - в направляющей решетке 19 (фиг. 1). Топливный элемент 7 запального модуля 2 может быть изготовлен методом совместного прессования (выдавливания через матрицу) в виде единой сборочной единицы. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих ребер 9 выбран из условия взаимного расположения осей смежных топливных элементов 7 на расстоянии, равном диаметру описанной окружности в поперечном сечении топливного элемента, и составляет от 5 до 30% длины топливного элемента.
Такое выполнение топливного элемента позволяет использовать его в запальном модуле топливной сборки, которая может быть установлена в существующий легководный реактор типа Р^К (например, АР-1000, ЕРК и т.д.) без необходимости его существенной модификации.
Claims (6)
1. Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора, содержащий сердечник, включающий в себя обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку, при этом указанный топливный элемент имеет четырехлепестковый профиль, лепестки которого образуют винтовые дистанционирующие ребра, причем шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих ребер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента.
2. Топливный элемент по п.1, в котором оболочка выполнена из циркониевого сплава.
3. Топливный элемент по п.1, содержащий вытеснитель, расположенный вдоль продольной оси сердечника и имеющий в поперечном сечении практически квадратную форму.
4. Топливный элемент по п.2, в котором вытеснитель выполнен из циркония или его сплава.
5. Топливный элемент по п.1, в котором сердечник выполнен из уран-циркониевого (И-Ζγ) сплава с объемным содержанием урана до 30%, при этом уран обогащен до 20% по изотопу урана-235.
6. Топливный элемент по п.1, характеризующийся тем, что сердечник выполнен из плутонийциркониевого (Ри-Ζγ) сплава с объемным содержанием энергетического плутония до 30%.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
EA201301253A EA023549B9 (ru) | 2008-12-25 | 2008-12-25 | Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
EA201301253A EA023549B9 (ru) | 2008-12-25 | 2008-12-25 | Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
EA201301253A1 EA201301253A1 (ru) | 2014-03-31 |
EA023549B1 true EA023549B1 (ru) | 2016-06-30 |
EA023549B9 EA023549B9 (ru) | 2016-07-29 |
Family
ID=50386655
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
EA201301253A EA023549B9 (ru) | 2008-12-25 | 2008-12-25 | Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
EA (1) | EA023549B9 (ru) |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB920343A (en) * | 1959-04-30 | 1963-03-06 | Babcock & Wilcox Co | Improvements in or relating to fuel element assembly for nuclear reactors |
RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
RU2176826C2 (ru) * | 1994-08-16 | 2001-12-10 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) |
-
2008
- 2008-12-25 EA EA201301253A patent/EA023549B9/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB920343A (en) * | 1959-04-30 | 1963-03-06 | Babcock & Wilcox Co | Improvements in or relating to fuel element assembly for nuclear reactors |
RU2176826C2 (ru) * | 1994-08-16 | 2001-12-10 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) |
RU2222837C2 (ru) * | 1994-08-16 | 2004-01-27 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) |
RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EA201301253A1 (ru) | 2014-03-31 |
EA023549B9 (ru) | 2016-07-29 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5755568B2 (ja) | 軽水炉核燃料集合体および軽水炉 | |
KR101515116B1 (ko) | 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소 | |
EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
JPH058797B2 (ru) | ||
RU2428756C1 (ru) | Бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) | |
US5440598A (en) | Fuel bundle design for enhanced usage of plutonium fuel | |
EA023549B1 (ru) | Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора | |
JPS6150093A (ja) | スペクトルシフト型軽水原子炉 | |
US20220406477A1 (en) | Methods and devices to improve performances of rcca and cea to mitigate clad strain in the high fluence region | |
JP2610254B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
RU2428755C1 (ru) | Бесчехловая тепловыделяющая сборка с гексагональной топливной решеткой водо-водяного энергетического реактора (варианты) | |
JPS6055037B2 (ja) | 燃料棒 | |
JPS62259086A (ja) | 燃料集合体 | |
JP5921046B2 (ja) | 燃料要素、燃料集合体、及び燃料要素を製造する方法 | |
JPS62179690A (ja) | 原子炉炉心 | |
JP2000258574A (ja) | 燃料集合体 | |
Song et al. | TRU Transmutation Core Design of KALIMER-600 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
TH4A | Publication of the corrected specification to eurasian patent | ||
MM4A | Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s) |
Designated state(s): AM AZ KG MD TJ TM |