RU2046406C1 - Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора - Google Patents

Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2046406C1
RU2046406C1 RU92003046/25A RU92003046A RU2046406C1 RU 2046406 C1 RU2046406 C1 RU 2046406C1 RU 92003046/25 A RU92003046/25 A RU 92003046/25A RU 92003046 A RU92003046 A RU 92003046A RU 2046406 C1 RU2046406 C1 RU 2046406C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
coolant
reactor
temperature
primary
Prior art date
Application number
RU92003046/25A
Other languages
English (en)
Other versions
RU92003046A (ru
Inventor
А.И. Осадчий
А.С. Духовенский
А.С. Доронин
В.А. Хрусталев
П.Л. Ипатов
А.В. Михальчук
В.В. Тебин
Д.П. Крашенинников
Original Assignee
Международный центр научной культуры - Всемирная лаборатория Центр "КОРТЭС"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Международный центр научной культуры - Всемирная лаборатория Центр "КОРТЭС" filed Critical Международный центр научной культуры - Всемирная лаборатория Центр "КОРТЭС"
Priority to RU92003046/25A priority Critical patent/RU2046406C1/ru
Publication of RU92003046A publication Critical patent/RU92003046A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2046406C1 publication Critical patent/RU2046406C1/ru

Links

Images

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
    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Сущность изобретения: способ эксплуатации корпусного ядерного реактора заключается в уменьшении концентрации поглотителя нейтронов в активной зоне в соответствии с требуемым уровнем мощности в ходе выгорания топлива. Для этого изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура в зависимости от распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности по определенным соотношениям. В соотношения, в частности, входят значения величин подогрева теплоносителя в активной зоне, тепловой мощности реактора, а также других измеряемых, расчетных или заданных параметров. 8 з. п. ф-лы, 1 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при эксплуатации водоохлаждаемых ядерных реакторов, в которых применяются выгорающие поглотители, в особенности в легководяных реакторах корпусного типа.
Известен способ эксплуатации водоохлаждаемого реактора, основанный на использовании отрицательного температурного и мощностного эффектов реактивности, т.е. в высвобождении реактивности при уменьшении температуры теплоносителя и мощности реактора. Способ эксплуатации реактора с использованием этих эффектов осуществляют в конце топливного цикла после исчерпания запаса реактивности на выгорание топлива, а сам способ заключается в том, что температуру теплоносителя первого контура уменьшают за счет снижения параметров второго контура и/или мощности, что позволяет повысить глубину выгорания топлива и увеличить продолжительность работы реактора [1]
Однако в этом случае увеличение продолжительности работы реактора происходит при постоянном снижении параметров, а именно средней температуры теплоносителя первого контура и мощности реактора, что, в свою очередь, ведет к снижению КПД и коэффициента использования мощности (КИМ) станции в целом, а также к росту влажности пара на входе в турбину и повышенному износу оборудования второго контура.
Наиболее близким по существу технического решения является способ эксплуатации водоохлаждаемого ядерного реактора, заключающийся в том, что уменьшают концентрацию поглотителя нейтронов в активной зоне в ходе выгорания топлива в соответствии с заданным уровнем мощности и поддерживают требуемое значение средней температуры Т теплоносителя первого контура [2]
Этот способ эксплуатации реактора можно условно разделить на два этапа. Первый этап характеризуется тем, что средняя температура теплоносителя первого контура в ходе выгорания топлива поддерживается постоянной и на уровне, соответствующем началу выгорания топлива. Концентрация же бора, содержащегося в теплоносителе первого контура, для компенсации запаса реактивности на выгорание топлива постоянно снижается от начального значения до нуля, что соответствует полному выгоранию борной кислоты из теплоносителя. Второй этап способ эксплуатации реактора на выбеге реактивности, который начинают сразу после окончания первого этапа без остановки реактора. Этот этап характеризуется снижением температуры теплоносителя и мощности реактора для компенсации эффекта реактивности, обусловленного выгоранием топлива.
Данный способ позволяет улучшить использование топлива и повысить экономическую эффективность работы по отношению к ранее указанному способу, однако в нем не полностью реализованы возможности повышения эффективности использования топлива путем уменьшения потерь нейтронов. При реализации данного способа выгорание топлива осуществляется при высоком среднем (за время выгорания топливной нагрузки) содержании бора, что приводит к ухудшению использования топлива. Причем второй этап работы по этому способу осуществляется в течение относительно малого промежутка времени. Кроме того, при таком способе эксплуатации реактора происходит ухудшение изотопного состава топлива.
Цель изобретения повышение экономичности использования топлива.
В результате решения данной задачи обеспечивается получение нового технического результата, заключающегося в повышении времени выгорания топлива.
Цель достигается тем, что в способе эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора, заключающемся в том, что уменьшают концентрацию поглотителя нейтронов в активной зоне в ходе выгорания топлива в соответствии с заданным уровнем мощности и поддерживают требуемое значение средней температуры Т теплоносителя первого контура, изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности Кv в соответствии с соотношением:
ΔT
Figure 00000001
0,5+
Figure 00000002
·
Figure 00000003
0,8258+0,000794i′-
Figure 00000004
· K
Figure 00000005
≅
≅ T ≅ ΔT
Figure 00000006
0,5+
Figure 00000007
· (0,8258+0,000794i′-
Figure 00000008
· K
Figure 00000009

при А (2,022 0,0004302Р) + (0,1722 0,0000984Р) ˙ехр (18,177 0,004129Р) κ
В (0,1484 1,596 κ + 0,1729 κκ|) ρω x х 10-6 + 1,037;
С (1,157 0,869 κ) ˙[0,2664 + 0,8357 x
x ехр(-3,151d)]
КV KZ ˙KR; 1,0 ≅ KR ≅ 2,0;
-0,15 < κ< 0,15 1,0 ≅ KZ ≅ 2,2;
1,0˙106 < ρω< 5,0˙106; 1,0≅ KXe≅ 1,2;
0.2 < d < 0,7; 1,0 ≅ KQ ≅ 1,5;
1000 < P < 2380; 1,0 ≅ Kтех ≅ 1,2;
10 < L < 144; 1,0 ≅ Kнфр ≅ 1,2, где Δ Т подогрев теплоносителя в активной зоне, оF;
G расход теплоносителя первого контура;
Q1 тепловая мощность реактора;
i' энтальпия воды на линии насыщения;
КQ коэффициент, учитывающий точность измерения мощности реактора;
КХе коэффициент, определяющий неравномерность энерговыделения, обусловленного перераспределением Хе по активной зоне;
Ктех коэффициент, учитывающий отклонения от технологии изготовления тепловыделяющих сборок (кассет и т.д.);
Кнфр коэффициент, учитывающий погрешность нейтронно-физических расчетов;
DNBR запас до кризиса теплообмена;
ТТВС количество тепловыделяющих сборок (кассет) в активной зоне;
NТВ количество твэлов в тепловыделяющих сборках (кассетах);
КV* объемный коэффициент неравномерности в начале процесса выгорания топлива;
L высота активной зоны;
κ паросодержание;
ρω весовая скорость теплоносителя первого контура;
d тепловой эквивалентный диаметр;
Р давление в первом контуре;
dТВ наружный диаметр твэла.
Целесообразно значение величины DNBR принимать равным не менее 1,2, а с момента начала выведения поглотителя из активной зоны до момента полного вывода поглотителя из активной поддерживать повышенное значение температуры первого контура.
Требуемое значение средней температуры теплоносителя первого контура при постоянной мощности реактора поддерживают за счет изменения параметров теплоносителя второго контура, в частности за счет повышения давления теплоносителя второго контура и/или за счет уменьшения расхода пара второго контура.
Возможно повышение средней температуры теплоносителя первого контура путем повышения мощности реактора выше заданной, например номинальной мощности. При этом температуру теплоносителя первого контура повышают за счет изменения параметров теплоносителя второго контура.
Кроме того, после вывода поглотителя из активной зоны повышают температуру первого контура выше ее значения, соответствующего началу выгорания топливной загрузки.
После достижения средней температурой теплоносителя первого контура значения, соответствующего началу выгорания топлива, поддерживают среднюю температуру теплоносителя первого контура ниже ее значения, соответствующего началу выгорания топлива.
Изменение средней температуры теплоносителя первого контура в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности, в диапазоне, определяемом вышеуказанным соотношением при значении DNBR ≥ 1,2, позволяет не только повысить экономичность использования топлива и увеличить продолжительность работы реактора, но и повысить КПД паротурбинной установки и КИМ станции, а также улучшить изотопный состав нарабатываемого плутония, уменьшить количество образующегося трития и уменьшить количество поглотителя для компенсации эффектов реактивности.
Вышеуказанные преимущества объясняются следующим образом. В практике расчетов активных зон легководяных реакторов принимают запас до кризиса теплообмена DNBR 1,2-1,3, обеспечивающий условие непопадания при эксплуатации ядерного реактора в кризис теплообмена с вероятностью более 0,95% Данное значение DNBR, с учетом современного опыта, обеспечивает высокие экономические характеристики работы легководяного реактора и его безопасность. Дальнейшее повышение DNBR (выше 1,3) потребует снижения энергонапряженности активной зоны, а следовательно, мощности реактора и экономичности его использования, в обмен на некоторое повышение запаса до кризиса теплообмена сверх значений, обеспечивающих по современным представлениям безопасность энергоустановки. Снижение же DNBR (ниже 1,2) позволяет повысить мощность реактора, но при неприемлемо низких значениях запаса до кризиса теплообмена, что недопустимо по условиям безопасности. Однако в ходе выгорания топлива, при неизменной средней температуре теплоносителя первого контура, запас до кризиса теплообмена растет, а поэтому существует возможность, не уменьшая безопасности эксплуатации реактора, осуществить повышение средней температуры теплоносителя в указанном выше диапазоне для выполнения поставленной задачи. Причем при выбранном значении DNBR (для отечественных корпусных водоохлаждаемых реакторов обычно DNBR 1,3) превышение значением средней температуры теплоносителя первого контура величины правой границы диапазона приведет к тому, что запас до кризиса теплообмена будет меньше требуемого значения, а в случае снижения средней температуры теплоносителя ниже левой границы диапазона приведет к неоправданному увеличению DNBR, что нецелесообразно.
Повышение средней температуры теплоносителя первого контура за счет повышения давления теплоносителя второго контура при постоянной мощности реактора с момента начала выведения поглотителя из активной зоны и прекращения повышения его температуры в момент полного вывода поглотителя из активной зоны, а также то, что в качестве средства, компенсирующего запас реактивности на выгорание, после вывода поглотителя из активной зоны используется теплоноситель первого контура со средней температурой выше ее значения, соответствующего началу выгорания топливной загрузки, а затем, после достижения ею этого значения, также используют этот теплоноситель, но со средней температурой уже ниже этого значения, позволяет еще больше улучшить использование топлива, т. е. повысить глубину выгорания при том же начальном обогащении и увеличить время работы энергоблока на номинальной мощности, не снижая при этом безопасность реактора, т. е. например, увеличить выработку электроэнергии.
Таким образом в предлагаемом техническом решении поставленная задача может быть полностью обеспечена всей совокупностью существенных признаков, приведенных в формуле изобретения.
На чертеже схематично показано изменение средней температуры теплоносителя первого контура Т и содержания бора СВ в теплоносителе первого контура в ходе выгорания топлива в зависимости от эффективного времени работы реактора τэф.
Способ эксплуатации легководного корпусного реактора осуществляется следующим образом. При работе реактора на мощности компенсация запаса реактивности на выгорание топлива осуществляется уменьшением количества поглотителя нейтронов (например, за счет изменения концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура и/или постепенным выведением поглощающих стержней из активной зоны) в составе активной зоны от исходного значения А, имеющего место в начале выгорания (см.чертеж), вплоть до полного выведения борной кислоты, чему соответствует значение В (линия 1) при неизменной средней температуре теплоносителя первого контура (линия 2) от начала выгорания топлива, которому соответствует значение С до его окончания значение В. При этом в ходе выгорания топливной загрузки запас до кризиса теплообмена увеличивается с величины, например, равной 1,3, необходимой для обеспечения безопасной работы реактора, до величины 1,68. Это повышение значения DNBR обуславливается уменьшением неравномерности распределения энерговыделения по активной зоне реактора, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности КV. Но в ходе выгорания топливной загрузки увеличение значения DNBR обеспечивает возможность, осуществляя требуемую безопасность эксплуатации реактора (какой она была в начале процесса выгорания топлива), повышать температуру теплоносителя по мере уплощения полей энерговыделения. Снижение плотности теплоносителя первого контура, которая достигается повышением его температуры, дает возможность принять на себя часть запаса реактивности, компенсируемого поглотителем нейтронов в активной зоне (борная кислота и/или поглощающие стержни), за счет увеличения поглощения нейтронов ураном-238, в результате которого образуется плутоний-239, и уменьшить тем самым потери нейтронов. Причем среднюю температуру теплоносителя первого контура можно увеличивать в ходе выгорания топлива в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности только в диапазоне, определяемом следующим соотношением:
ΔT
Figure 00000010
0,5+
Figure 00000011
· (0,8258+0,000794i′-
Figure 00000012
· K
Figure 00000013
≅
≅ T ≅ ΔT
Figure 00000014
0,5+
Figure 00000015
· (0,8258+0,000794i′-
Figure 00000016
· K
Figure 00000017

при А (2,022 0,0004302Р) + (0,1722 0,0000984Р) ˙ехр (18,177 0,004129Р) κ
В (0,1484 1,596 κ + 0,1729 κκ|) ρω x х 10-6 + 1,037;
С (1,157 0,869 κ) ˙[0,2664 + 0,8357 x
x ехр(-3,151d)]
КV KZ ˙KR; 1,0 ≅ KR ≅ 2,0;
-0,15 < κ< 0,15 1,0 ≅ KZ ≅ 2,2;
1,0˙106 < ρω< 5,0˙106; 1,0≅ KXe≅ 1,2;
0.2 < d < 0,7; 1,0 ≅ KQ ≅ 1,5;
1000 < P < 2380; 1,0 ≅ Kтех ≅ 1,2;
10 < L < 144; 1,0 ≅ Kнфр ≅ 1,2, где Δ Т подогрев теплоносителя в активной зоне, оF;
G расход теплоносителя первого контура;
QТ тепловая мощность реактора;
i' энтальпия воды на линии насыщения;
КQ коэффициент, учитывающий точность измерения мощности реактора;
КХе коэффициент, определяющий неравномерность энерговыделения, обусловленного перераспределением Хе по активной зоне;
Ктех коэффициент, учитывающий отклонения от технологии изготовления тепловыделяющих сборок (кассет и т.д.);
Кнфр коэффициент, учитывающий погрешность нейтронно-физических расчетов;
DNBR запас до кризиса теплообмена;
ТТВС количество тепловыделяющих сборок (кассет) в активной зоне;
NТВ количество твэлов в тепловыделяющих сборках (кассетах);
КV* объемный коэффициент неравномерности в начале процесса выгорания топлива.
L высота активной зоны;
κ паросодержание;
ρω весовая скорость теплоносителя первого контура
d тепловой эквивалентный диаметр;
Р давление в первом контуре;
dТВ наружный диаметр твэла.
Вышеуказанное соотношение получено эмпирическим путем, а справедливость его подтверждена многочисленными расчетами. Поэтому в предлагаемом способе эксплуатации легководного реактора среднюю температуру теплоносителя первого контура увеличивают только до значений не менее 1,3 (кривая 3) от исходного значения С, имеющего место в начале выгорания топлива, до значения D, соответствующего полному выводу поглотителя нейтронов из активной зоны. Причем кривая 3 характеризует такой рост средней температуру теплоносителя первого контура, при котором в каждой точке этой кривой значение DNBR равно заранее установленному значению DNBR для конкретного легководного реактора (например, равное 1,3). Более резкое увеличение средней температуры теплоносителя первого контура (над кривой 3) приведет к снижению DNBR, а следовательно, и запись до кризиса теплообмена, что недопустимо по условиям безопасности. Более плавное увеличение средней температуры теплоносителя первого контура, как и любые другие изменения ее в диапазоне, ограниченном линией 2 и кривой 3, приведет к тому, что в неполной мере будут реализованы преимущества данного способа.
Средняя температура теплоносителя первого контура повышается за счет повышения давления теплоносителя второго контура. Кроме того, средняя температура теплоносителя первого контура может быть повышена за счет уменьшения расхода пара во втором контуре путем перекрытия регулирующего клапана турбогенератора.
После полного выведения поглотителя нейтронов из активной зоны (значение Е на линии 4) температуру теплоносителя первого контура снижают со значения D до температуры, имеющей значение F (линия 5), равное значению С, т.е. температуры, соответствующей моменту начала выгорания топлива. Более медленное уменьшение температуры (правее линии 5) в ходе выгорания топлива требует снижения мощности реактора (использование мощностного эффекта), что снижает эффективность данного способа. Более же быстрое снижение в этом случае запаса реактивности, компенсируемого изменением плотности воды, придется компенсировать поглотителем нейтронов, что также снижает эффективность данного способа. Таким образом, после полного вывода поглотителя из активной зоны наиболее целесообразно, чтобы реактор работал на номинальном уровне мощности, что обеспечивается снижением средней температуры теплоносителя со значения D до значения F по линии 5.
Увеличение средней температуры теплоносителя в указанном диапазоне в большей части топливного цикла приводит к снижению плотности воды и влечет за собой ужесточение спектра и перераспределение баланса нейтронов в активной зоне, уменьшение деления и захвата (без деления) урана-235, увеличение захвата нейтронов ураном 238 с последующим образованием плутония-239 (вместо потерь нейтронов в поглотителе системы управления реактором), увеличение прямого деления урана-238 на быстрых нейтронах, улучшение использования изотопов плутония (в более жестком спектре нейтронов), снижение уровня стационарного отравления ксеноном-135, уменьшение захвата нейтронов теплоносителем и поглотителем нейтронов. Скорость выведения поглотителя нейтронов из активной зоны в ходе выгорания топлива при одновременном повышении средней температуры теплоносителя увеличивается, а продолжительность выгорания топлива, обеспечиваемая выведением поглотителя из активной зоны, может снижаться. Это приводит к тому, что при неизменной температуре теплоносителя полное выведение поглотителя нейтронов происходит к моменту В, а при повышении температуры к моменту Е. Однако в результате снижения средней температуры теплоносителя до температуры, значение которой соответствует началу выгорания топлива, происходит увеличение продолжительности работы реактора (см.чертеж).
Продолжительность выгорания топливных загрузок в рассматриваемом способе работы зависит от ряда причин и прежде всего от характеристик топливных решеток (вида уранового обогащения топлива, диаметра твэла и т.д.).
В момент Е температура теплоносителя имеет значение D выше значения С, соответствующего моменту В, а значит, изотопный состав топлива, что подтверждается соответствующими расчетами, поскольку выгорание топлива происходит с повышенной наработкой вторичных делящихся изотопов. Снижение температуры теплоносителя первого контура со значения D до значения С позволяет обеспечить дальнейшее выгорание топлива путем смягчения спектра нейтронов, используя при этом лучший его изотопный состав, в частности, более содержание урана-235 и плутония-239, Причем на участке DF (линия 5) выгорание топлива происходит без использования поглотителей, что также улучшает использование топлива, так как в качестве средства, компенсирующего запас реактивности на выгорание, после вывода поглотителя из активной зоны используют теплоноситель первого контура со средней температурой выше ее значения, соответствующего началу выгорания топлива.
Таким образом, в результате повышения температуры теплоносителя первого контура в ходе выгорания топлива, ограниченной значением DNBR, равным 1,3 (кривая 3), до момента полного выведения поглотителя нейтронов из активной зоны (кривая 4) с последующим снижением температуры теплоносителя первого контура до значения, соответствующего началу выгорания топлива (линия 5), увеличивается продолжительность выгорания топливной загрузки на время δτ F B. Согласно проведенным оценочным расчетам, увеличение продолжительности выгорания топливной загрузки может достигать 3-10 эффективных суток.
При эксплуатации реактора возможны ситуации, например, с уплощением поля энерговыделения выгорающими поглотителями, при которых в начале выгорания топливной загрузки запас до кризиса теплообмена будет более 1,3. В этих случаях возможно повышение температуры теплоносителя первого контура выше номинальной (в указанном диапазоне) и в начальный момент выгорания топлива.
Кроме того, при эксплуатации реактора на мощности ниже номинальной также изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура согласно вышеуказанному соотношению, обеспечивая запас до кризиса теплообмена DNBR не менее, например, 1,2-1,3 с целью улучшения использования топлива.
Дальнейшая эксплуатация реактора заключается в том, что после снижения средней температуры теплоносителя до значения, соответствующего началу выгорания топлива, для улучшения использования топлива и увеличения продолжительности выгорания топливных загрузок продолжают работу с последующим снижением температуры теплоносителя первого контура до значения G определяемого возможностью использования оборудования второго контура. Причем в качестве средства, компенсирующего запас реактивности на выгорание, после достижения средней температурой теплоносителя первого контура значения, соответствующего началу выгорания топлива, используют теплоноситель первого контура со средней температурой ниже ее значения, соответствующего началу выгорания топлива.
В этом случае скорость снижения средней температуры теплоносителя первого контура в ходе работы реактора (наклон линии FG) будет меньше, чем при работе на выбеге реактивности (линия BH) после эксплуатации реактора в течение компании с постоянной температурой (линия СВ), что обуславливается лучшим изотопным составом топлива. А это, в свою очередь, позволит увеличить время работ реактора на выбеге реактивности, т.е. δ'τ G H > >δτ.
Таким образом, средняя температура теплоносителя первого контура в указанном диапазоне и последующее снижение до значения ниже значения, соответствующего началу выгорания топлива в соответствии с вышеуказанными условиями, позволит увеличить время работы одной топливной загрузки, т.е. улучшить использование топлива, увеличить выработку электроэнергии и повысить коэффициент использования мощности.
Поскольку средняя температура теплоносителя первого контура в ходе выгорания повышается, то повышается и температура теплоносителя на выходе из активной зоны, что позволяет повысить КПД паротурбинной установки.
Кроме того, при таком способе эксплуатации легководного реактора расходуется меньше поглотителя, что приводит к уменьшению выхода трития из первого контура, являющегося вредным токсичным веществом.
Причем такой способ эксплуатации реактора может быть осуществлен и на других типах реакторов, в которых тепловая мощность реактора ограничена необходимым запасом до кризиса теплообмена, например на реакторах, применяемых в АСТ, на тежеловодных реакторах, и т.д.
В качестве примера рассмотрим возможность реализации предлагаемого способа работы на реакторе ВВЭР-1000. В ходе выгорания топливных загрузок происходит уплощение полей энерговыделения. При этом для стационарного топливного цикла коэффициент равномерности энерговыделения по объему активной зоны KV изменяется с 1,61 в начале цикла до 1,40 в конце. Принимая для номинального режима охлаждения тепловыделяющих сборок в активной зоне ВВЭР-1000 соответствующие параметры, а именно: Δ Т 30оС; G84800 м3/ч; QT 3000 МВт; i' 391,1 ккал/кг; Р 160 ата; КQ 1,02; Кхе 1,05; Ктех 1,16; Кнфр 1,1; DNBR 1,5; NТВС163; NТВ 312; L 3550 мм; dТВ 9,1 мм; κ -0,11; ρω 3800 кг/(c˙м2); d 11,2 мм, которые находятся в диапазонах применимости вышеуказанного соотношения:
1356 < ρω< 6782; 68 < P < 162;
5,08 < d < 17,8; 254 < L < 3660, причем и заданные значения параметров, и значения параметров для соответствующих диапазонов применимости приведены для удобства в единицах измерения, используемых в отечественной практике реакторостроения, были проведены расчеты по программе "Кризис", основанной на данном соотношении. Ниже приведенные результаты расчетов показывают на возможность увеличения температуры теплоносителя первого контура к концу цикла выгорания на 14оС при поддержании DNBR const. (В рассматриваемом примере DNBR 1,5). При этом в течение первых 20 сут происходит снижение коэффициента неравномерности энерговыделения KV с 1,61 до 1,50, что позволит повысить температуру теплоносителя на 7оС.
Вместе с тем характеристики второго контура накладывают ограничения на возможность повышения температуры первого контура. Так повышение температуры первого контура на 14оС (Т 319оС) приводит к росту давления второго контура до 78 ата, увеличение же температуры на 7оС приводит к росту давления до Рпг11 ≈ 71 ата. Автоматический регулятор мощности АРМ настроен на давление 66 ата, быстродействующие редукционные установки БРУКи и БРУА настроены соответственно на 68 и 73 ата.
Таким образом, без перенастройки оборудования можно повысить температуру теплоносителя первого контура на 1,5-2оС или, при наличии запаса по температуре, до проектных значений. Дальнейшее повышение температуры требует проведения работ по перенастройке оборудования, изучения возможности его работы на повышенных параметрах и т.д.
Проведенные нейтронно-физические расчеты для реактора ВВЭР-1000 показывают возможность увеличения продолжительности выгорания топливных загрузок при работе в течение цикла с температурой, на 1оС превышающей номинальную, на ≈ 1,5 эф.сут.
Средняя температура теплоносителя может быть превышена путем увеличения мощности реактора сверх нормальной (если рассматривается режим продолжительной работы на номинальном уровне мощности) или заданной. Теплотехнический аспект данной задачи рассмотрен в ряде статей и публикаций. Наиболее детально этот вопрос представлен в [2] Возможность повышения мощности так же как и в рассмотренном выше случае повышения температуры теплоносителя определяется уплощением полей энерговыделения в ходе выгорания топливных загрузок. При этом величина, на которую может быть повышена мощность реактора, определяется запасом до кризиса теплообмена DNBR. Однако увеличение мощности для повышения температуры теплоносителя менее эффективно, так как в этом случае при фиксированном запасе до кризиса теплообмена температуры удается повысить меньшее значение, чем в случае повышения только температуры при фиксированной мощности.
Повышение мощности реактора приводит также к росту температуры топлива, что влечет за собой увеличение захвата нейтронов ураном-238, обусловленное Доплер-эффектом. Таким образом, при работе на повышенной (сверхноминальной) мощности происходит перераспределение баланса нейтронов в реакторе, обусловленное как уменьшением плотности теплоносителя, так и повышением температуры топлива. Оба эти эффекта приводят к росту захвата нейтронов ураном-238. Т.е. в этом случае часть запаса реактивности компенсируется увеличением поглощения нейтронов сырьевым элементом, в результате которого образуется делящийся на тепловых нейтронах плутоний-239, принимающий участие в этом же топливном цикле, тем самым улучшая использование топлива, вместо поглощения нейтронов на системах регулирования реакторов. Возврат на прежний номинальный уровень мощности после работы на повышенном после полного выведения поглотителя нейтронов из активной зоны позволяет уменьшить захват нейтронов ураном-238 и тем самым высвободить положительную реактивность.
Таким образом, максимальное улучшение использования топлива за счет изменения мощности реактора следует ожидать при работе реактора на повышенном уровне мощности, ограниченном запасом до кризиса теплообмена DNBR с последующим возвращением в исходное состояние. Оборудование второго контура также может накладывать ограничения на работу при уровне мощности сверх номинальной (которые учитываются нижеуказанным коэффициентом). Возможна эксплуатация реактора с использованием двух рассмотренных приемов, т.е. одновременного повышения средней температуры теплоносителя и мощности реактора выше заданной. В этом случае ограничением на возможность использования этих приемов также остается запас до кризиса теплообмена и ограничения, обусловленные особенностью оборудования второго контура. Эти ограничения могут быть уточнены коэффициентом К, характеризующим допустимые параметры конкретного реактора, который может быть введен как сомножитель правой части вышеуказанного соотношения, определяющего максимальное значение средней температуры теплоносителя первого контура. Причем, например, для реактора ВВЭР-1000 значение коэффициента лежит в диапазоне 0,946 ≅K≅ 1,0.
Повышение средней температуры теплоносителя первого контура в ходе выгорания топливной загрузки путем изменения параметров теплоносителя второго контура и/или увеличения мощности реактора выше заданной (номинальной) позволяет не только повысить экономичность использования топлива и увеличить продолжительность работы, но и повысить выработку электроэнергии АЭС в требуемый период времени, не снижая безопасности эксплуатации реактора.

Claims (9)

1. СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЛЕГКОВОДНОГО КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, заключающийся в том, что уменьшают концентрацию поглотителя нейтронов в активной зоне в ходе выгорания топлива в соответствии с заданным уровнем мощности и поддерживают требуемое значение средней температуры T теплоносителя первого контура, отличающийся тем, что изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности KV в соответствии с соотношением
Figure 00000018

Figure 00000019

Figure 00000020

Figure 00000021

KV KZ · KR;
-0,15 < κ < 0,15;
1,0·106< ρω < 5,0·106;
0,2 < d < 0,7;
1000 < p < 2380;
10 < L < 144;
1,0 ≅ KR ≅ 2,0;
1,0 ≅ KZ ≅ 2,2;
1,0 ≅ KX e ≅ 1,2;
1,0 ≅ KQ ≅ 1,5;
1,0 ≅ Kт е х ≅ 1,2;
1,0 ≅ Kн ф р ≅ 1,2,
где ΔT подогрев теплоносителя в активной зоне, oF;
G расход теплоносителя первого контура, lb/h;
QT тепловая мощность реактора, Btu/h;
i′ энтальпия воды на линии насыщения, Btu/lb;
KQ коэффициент, учитывающий точность измерения мощности реактора;
KX e коэффициент, определяющий неравномерность энерговыделения, обусловленного перераспределением Xe по активной зоне;
Kт е х коэффициент, учитывающий отклонения от технологии изготовления тепловыделяющих сборок (кассет и т.д.);
Kн ф р коэффициент, учитывающий погрешность нейтронно-физических расчетов;
DNBR запас до кризиса теплообмена;
TT B C количество тепловыделяющих сборок (кассет) в активной зоне;
NT B количество твэлов в тепловыделяющих сборках (кассетах);
K * v объемный коэффициент неравномерности в начале процесса выгорания топлива;
L высота активной зоны, in;
κ паросодержание;
rw весовая скорость теплоносителя первого контура, lb/(hr · ft2);
d тепловой эквивалентный диаметр, in;
p давление в первом контуре, psia;
dТ В наружный диаметр твэла, in.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что значение величины DNBR принимают равным не менее 1,2.
3. Способ по пп.1 и/или 2, отличающийся тем, что с момента начала выведения поглотителя из активной зоны до момента полного вывода поглотителя из активной зоны поддерживают повышенное значение температуры теплоносителя первого контура.
4. Способ по пп. 1, и/или 2, и/или 3, отличающийся тем, что требуемое значение средней температуры теплоносителя первого контура при постоянной мощности реактора поддерживают за счет изменения параметров теплоносителя второго контура.
5. Способ по пп. 1, и/или 2, и/или 3, и/или 4, отличающийся тем, что требуемое значение средней температуры теплоносителя первого контура при постоянной мощности реактора поддерживают за счет повышения давления теплоносителя второго контура и/или за счет уменьшения расхода пара второго контура.
6. Способ по пп.1, и/или 2, и/или 3, отличающийся тем, что среднюю температуру теплоносителя первого контура повышают путем повышения мощности реактора выше заданной, например номинальной мощности.
7. Способ по пп.1, и/или 2, и/или 3, и/или 6, отличающийся тем, что среднюю температуру теплоносителя первого контура повышают путем изменения параметров теплоносителя второго контура.
8. Способ по пп.1 и/или 3, отличающийся тем, что после вывода поглотителя из активной зоны повышают температуру первого контура выше ее значения, соответствующего началу выгорания топливной загрузки.
9. Способ по пп.1, и/или 3, и/или 8, отличающийся тем, что, по достижении средней температурой теплоносителя первого контура значения, соответствующего началу выгорания топлива, поддерживают среднюю температуру теплоносителя первого контура ниже ее значения, соответствующего началу выгорания топлива.
RU92003046/25A 1992-10-29 1992-10-29 Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора RU2046406C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU92003046/25A RU2046406C1 (ru) 1992-10-29 1992-10-29 Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU92003046/25A RU2046406C1 (ru) 1992-10-29 1992-10-29 Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU92003046A RU92003046A (ru) 1995-07-20
RU2046406C1 true RU2046406C1 (ru) 1995-10-20

Family

ID=20131262

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU92003046/25A RU2046406C1 (ru) 1992-10-29 1992-10-29 Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2046406C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2743211C1 (ru) * 2020-09-17 2021-02-16 Общество с ограниченной ответственностью "БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ, КАЧЕСТВО" Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Овчинников Ф.Я. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1977, с.262. *
2. Аминов Р.З. и др. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность. М., Энергоатомиздат, 1990, с.206. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2743211C1 (ru) * 2020-09-17 2021-02-16 Общество с ограниченной ответственностью "БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ, КАЧЕСТВО" Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4285769A (en) Control cell nuclear reactor core
Sipush et al. Load-follow demonstrations employing constant axial offset power-distribution control procedures
US4057463A (en) Method of operating a nuclear reactor which maintains a substantially constant axial power distribution profile with changes in load
Freeman et al. Physics experiments and lifetime performance of the light water breeder reactor
US4652427A (en) Fuel assembly
WO1993016477A1 (en) Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium
EP0065697A1 (en) Fuel assembly
RU2046406C1 (ru) Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора
US5032346A (en) Method of determining and evaluating the emergency shutdown margin for a pressurized water nuclear reactor
Penndorf et al. Some neutron physical consequences of maximizing the conversion ratio of pressurized water reactors operated in the uranium-plutonium cycle
JP3482560B2 (ja) 加圧水型原子炉の燃料運用方法及び加圧水型原子炉炉心
Puill et al. Improved plutonium consumption in a pressurised water reactor
Oka et al. Light water reactor design
Crowther et al. Nuclear Characteristics of Large Advanced Boiling Water Reactors
Svanström Load following with a passive reactor core using the SPARC design
McMahon Modeling and design of reload LWR cores for an ultra-long operating cycle
Itagaki et al. Control-rod interference effects observed during reactor physics experiments with nuclear ship “MUTSU”
Shaosheng et al. Zhan Zhihe, and Gu Minqiang China National Nuclear Corporation, Lianyungang, China {guoss, zhangxg01, zhangqi06, oucg, gaogeng, zhanzh, gumq}@ cnnp. com. cn
JP2024063575A (ja) 炉心の制御方法
Graves Jr et al. The Nuclear Design of the Yankee Core
EP0329985B1 (en) Nuclear reactor operating method with extended life cycle
Feltus A practical extended discharge burnup design optimization technique using Penn State's fuel management package
Gul et al. Technical Support to an Operating PWR vis-à-vis Safety Analysis
Sider et al. Plutonium fuel cycles in the spectral shift controlled reactor
Feltus An extended discharge burnup optimization technique using Penn State's Fuel Management Package and CASMO-3/SIMULATE-3

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20041030