RU2100852C1 - Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора - Google Patents

Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2100852C1
RU2100852C1 RU9696112941A RU96112941A RU2100852C1 RU 2100852 C1 RU2100852 C1 RU 2100852C1 RU 9696112941 A RU9696112941 A RU 9696112941A RU 96112941 A RU96112941 A RU 96112941A RU 2100852 C1 RU2100852 C1 RU 2100852C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
erbium
additional absorbers
reactivity
unloaded
core
Prior art date
Application number
RU9696112941A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96112941A (ru
Inventor
Е.В. Бурлаков
Б.А. Воронцов
А.В. Краюшкин
А.И. Купалов-Ярополк
В.А. Николаев
А.К. Панюшкин
А.В. Роботько
А.М. Федосов
Original Assignee
Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод"
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 Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" filed Critical Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод"
Priority to RU9696112941A priority Critical patent/RU2100852C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2100852C1 publication Critical patent/RU2100852C1/ru
Publication of RU96112941A publication Critical patent/RU96112941A/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Сущность изобретения: определяют количество дополнительных поглотителей, подлежащее выгрузке, затем меняют выгоревшие тепловыделяющие сборки на тепловыделяющие сборки, в топливо которых введен эрбий. Замену производят до тех пор, пока концентрация эрбия в активной зоне не достигнет значения, при котором воздействие эрбия на реактивность активной зоны с учетом его выгорания до момента выгрузки дополнительных поглотителей не станет соответствовать не менее 80% величины воздействия на реактивность подлежащих выгрузке дополнительных поглотителей. После этого выгружают дополнительные поглотители. Замену выгоревших тепловыделяющих сборок на тепловыделяющие сборки с эрбием продолжают и поддерживают такую величину концентрации эрбия в активной зоне, при которой воздействие эрбия на реактивность активной зоны соответствует не менее 80% величины воздействия на реактивность активной зоны выгруженных дополнительных поглотителей. 5 з. п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к уран-графитовым ядерным реакторам, и может быть использовано, в частности, при эксплуатации реакторов РБМК.
Как показали многочисленные исследования, одной из основных негативных причин, повлекших за собой Чернобыльскую аварию, явилась большая положительная величина парового коэффициента реактивности 4 4,5 β что привело к разгону реактора на мгновенных нейтронах.
В связи с этим был предложен способ эксплуатации уран-графитового реактора, заключающийся в установке в активную зону дополнительных поглотителей (ДП) и замене выгоревших тепловыделяющих сборок (ТВС) на свежие или с меньшим выгоранием [1]
Такое решение позволило получить безопасную для работы реактора величину парового коэффициента реактивности +1 b.
Недостатками данного способа являются уменьшение глубины выгорания топлива на 25% и увеличение топливной составляющей стоимости электроэнергии почти на 30% Кроме того, существует опасность случайной или умышленной выгрузки ДП, что снижает безопасность ядерного реактора.
Наиболее близким к изобретению является способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора, заключающийся в том, что из активной зоны реактора выгружают выгоревшие ТВС и ДП и вместо них устанавливают ТВС с меньшим выгоранием или свежие [2]
Указанный способ позволяет увеличить глубину выгорания топлива за счет выгрузки ДП и поднять экономические показатели реактора.
Однако по мере выгрузки ДП увеличивается паровой коэффициент реактивности активной зоны, что ведет к снижению безопасности работы реактора.
Задача изобретения повышение экономичности эксплуатации уран-графитового ядерного реактора при сохранении современного уровня его безопасности.
Техническим результатом, достигаемым при использовании изобретения, является уменьшение топливной составляющей стоимости электроэнергии и повышение степени выгорания ядерного топлива при сохранении ныне достигнутой величины парового коэффициента реактивности, уменьшение расходов на транспортировку топлива и ДП, их перегрузку, хранение и захоронение, а также снижение максимальной линейной нагрузки на тепловыделяющие элементы и уменьшение неравномерности энерговыделения.
Указанные результаты достигаются благодаря предлагаемому способу эксплуатации уран-графитового ядерного реактора, заключающемуся в том, что из активной зоны реактора выгружают выгоревшие тепловыделяющие сборки и дополнительные поглотители и вместо них устанавливают тепловыделяющие сборки с меньшим выгоранием или свежие, определяют количество дополнительных поглотителей, подлежащее выгрузке, затем меняют выгоревшие тепловыделяющие сборки на тепловыделяющие сборки, в топливо которых введен эрбий, пока концентрация эрбия в активной зоне не достигнет значения, при котором воздействие эрбия на реактивность активной зоны с учетом его выгорания до момента выгрузки дополнительных поглотителей не станет соответствовать не менее 80% величины воздействия на реактивность подлежащих выгрузке дополнительных поглотителей, и после этого выгружают дополнительные поглотители, а также за счет того, что продолжают производить замену выгоревших тепловыделяющих сборок на тепловыделяющие сборки с эрбием и поддерживают такую величину концентрации эрбия в активной зоне, при которой воздействие эрбия на реактивность активной зоны соответствует не менее 80% величины воздействия на реактивность активной зоны выгруженных дополнительных поглотителей, и потому, что повторяют циклы выгрузки дополнительных поглотителей из активной зоны, при этом на каждом этапе выгрузку дополнительных поглотителей производят при условии, что введенное в активную зону количество эрбия, с учетом его выгорания до момента выгрузки дополнительных поглотителей, оказывает на реактивность активной зоны воздействие, соответствующее не менее 80% величины воздействия на реактивность зоны ранее выгруженных и предназначенных к выгрузке на очередном этапе дополнительных поглотителей, и, кроме того, потому, что на место выгруженных дополнительных поглотителей устанавливают тепловыделяющие сборки с эрбием и перед установкой тепловыделяющих сборок с эрбием вместо дополнительных поглотителей каналы заполняют водой, а также за счет того, что циклическую выгрузку дополнительных поглотителей продолжают до удаления из активной зоны всех дополнительных поглотителей.
Эксплуатацию реактора по предлагаемому способу осуществляют следующим образом.
Вначале определяют количество ДП, которые следует извлечь из активной зоны (чтобы получить необходимое значение парового коэффициента реактивности, учитывая при этом, например, имеющееся на станции на текущий момент времени количество ТВС с эрбием, степень выгорания ядерного топлива, ресурс ДП и т.д.), и после этого начинают выгружать из активной зоны выгоревшие ТВС и вместо них устанавливать ТВС со свежим топливом, в состав которого введен эрбий, до тех пор, пока количество эрбия, загруженного в активную зону, по своему воздействию на реактивность активной зоны не станет равным или больше 80% от воздействия подлежащих выгрузке ДП. Затем эти ДП из активной зоны выгружают.
Сечение поглощения эрбия имеет резонанс при 0,47 эв вблизи области термализации В РБМК средняя температура графита на ≈200oC выше температуры воды, поэтому при обезвоживании увеличивается эффективная температура нейтронов, т. е. спектр нейтронов сдвигается в сторону резонанса эрбия, в результате чего, образуется дополнительная отрицательная составляющая парового эффекта реактивности. Благодаря этому явлению эрбий именно в уран-графитовых реакторах является более эффективным поглотителем по воздействию на паровой коэффициент реактивности, чем ДП.
Естественно, что введение эрбия в активную зону, так же как и любого другого из поглотителей приводит к потерям нейтронов, что снижает глубину выгорания топлива. Однако, поскольку в уран-графитовом реакторе эрбий более эффективно влияет на изменение парового коэффициента реактивности активной зоны, чем ДП, поэтому при одинаковой величине парового коэффициента реактивности потери нейтронов в активной зоне из-за находящегося в ней эрбия ниже, а глубина выгорания топлива выше.
Повышение глубины выгорания приводит к снижению расхода ТВС и тем самым затрат на их изготовление и транспортировку, хранение отработавшего топлива, его переработку и захоронение. Все это приводит к повышению экономичности топливного цикла.
Исследования показали, что для того, чтобы обеспечить одинаковое воздействие на паровой коэффициент реактивности зоны, достаточно, чтобы воздействие эрбия на реактивность активной зоны было равным не менее 80% величины воздействия на реактивность зоны ДП. При этом после выгрузки ДП величина парового коэффициента не превысит исходного значения, а глубина выгорания топлива за счет меньшей поглощающей способности эрбия возрастет.
Выгрузка ДП приводит к выравниванию поля энерговыделения в активной зоне. Кроме того, поскольку эрбий является выгорающим поглотителем, дополнительное выравнивание энерговыделения происходит за счет более слабого изменения мощности ТВС по мере выгорания топлива. Резерв по максимальной мощности канала можно использовать для дополнительного увеличения глубины выгорания, если повысить обогащение топлива.
Перегрузка выгоревшей ТВС на ТВС с эрбием приводит к меньшему всплеску реактивности (из-за меньшей величины коэффициента размножения топлива с эрбием) и меньшему локальному подъему мощности в перегружаемом и соседних каналах. Все это приводит к повышению безопасности эксплуатации реактора путем снижения максимальной мощности ТВС, а следовательно, и максимальных температур топлива, графита и конструкционных материалов.
Безопасность эксплуатации реактора при замене ДП эрбием повышается также благодаря тому, что эрбий смешивается с ядерным горючим, т.е. является, в отличие от ДП, неизвлекаемым поглотителем, и поэтому паровой коэффициент реактивности не может быть увеличен из-за случайной или преднамеренной выгрузки ДП. Не может быть также образовано локальных зон без поглотителя с высоким местным значением парового коэффициента реактивности.
Через некоторое время после выгрузки ДП из зоны из-за выгорания эрбия паровой коэффициент реактивности может возрасти; чтобы этого не произошло продолжают замену выгоревших ТВС на ТВС с эрбием, при этом поддерживают такую величину концентрации эрбия в активной зоне, при которой воздействие эрбия на реактивность активной зоны выгруженных ДП.
Циклы выгрузки ДП, включающие последовательные операции по определению количества ДП, подлежащих выгрузке в данном цикле, замене выгоревших ТВС на ТВС с эрбием до тез пор, пока введенное в активную зону количество эрбия, с учетом его выгорания до момента выгрузки дополнительных поглотителей, не станет оказывать на реактивность активной зоны воздействие, соответствующее не менее 80% величины воздействия на реактивность зоны ранее выгруженных и предназначенных к выгрузке в данном цикле дополнительных поглотителей, и, наконец, собственно выгрузке ДП из активной зоны, могут поворачиваться. В результате этого уменьшается число ДП в активной зоне, что позволяет дополнительно выровнять энерговыделение, снизить максимальную мощность, увеличить выгорание топлива и уменьшить его расход и т.д.
Процесс выгрузки ДП может продолжаться до извлечения из активной зоны всех находившихся в ней ДП. Это позволяет исключить источники неравномерности энерговыделения, которыми являются ДП, сократить номенклатуру изделий, загружаемых в активную зону, ликвидировать а АЭС участки сборки, хранения, разделки после облучения ДП, транспортные расходы и др.
В каналы реактора, из которых выгрузили ДП, устанавливают ТВС с эрбием, что приводит к дополнительному выравниванию энерговыделения в активной зоне и снижению максимальной мощности ТВС.
Для снижения локального всплеска энерговыделения перед заменой ДП на ТВС с эрбием можно предварительно заполнять каналы водой.
Таким образом, применение предлагаемого способа позволяет повысить экономичность эксплуатации уран-графитового ядерного реактора при сохранении современного уровня его безопасности за счет уменьшения топливной составляющей стоимости электроэнергии и повышения степени выгорания ядерного топлива при сохранении ныне достигнутой величины парового коэффициента реактивности, уменьшения расходов на транспортировку топлива и ДП, их перегрузку, хранение и захоронение, а также снижение максимальной линейной нагрузки на тепловыделяющие элементы и уменьшения неравномерности энерговыделения.

Claims (6)

1. Способ эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора, заключающийся в том, что из активной зоны реактора выгружают выгоревшие тепловыделяющие сборки и дополнительные поглотители и вместо них устанавливают тепловыделяющие сборки с меньшим выгоранием или свежие, отличающийся тем, что определяют количество дополнительных поглотителей, подлежащее выгрузке, затем меняют выгоревшие тепловыделяющие сборки на тепловыделяющие сборки, в топливо которых введен эрбий, пока концентрация эрбия в активной зоне не достигнет значения, при котором воздействие эрбия на реактивность активной зоны с учетом его выгорания до момента выгрузки дополнительных поглотителей не станет соответствовать не менее 80% величины воздействия на реактивность подлежащих выгрузке дополнительных поглотителей, и после этого выгружают дополнительные поглотители.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что продолжают производить замену выгоревших тепловыделяющих сборок на тепловыделяющие сборки с эрбием и поддерживают такую величину концентрации эрбия в активной зоне, при которой воздействие эрбия на реактивность активной зоны соответствует не менее 80% величины воздействия на рективность активной зоны выгруженных дополнительных поглотителей.
3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что повторяют циклы выгрузки дополнительных поглотителей из активной зоны, при этом на каждом этапе выгрузку дополнительных поглотителей производят при услоовии, что введенное в активную зону количество эрбия, с учетом его выгорания до момента выгрузки дополнительных поглотителей, оказывает на реактивность активной зоны воздействие, соответствующее не менее 80% величины воздействия на реактивность зоны ранее выгруженных и предназначенных к выгрузке на очередном этапе дополнительных поглотителей.
4. Способ по пп.1 3, отличающийся тем, что на место выгруженных дополнительных поглотителей устанавливают тепловыделяющие сборки с эрбием.
5. Способ по пп.1 4, отличающийся тем, что перед установкой тепловыделяющих сборок с эрбием вместо дополнительных поглотителей каналы заполняют водой.
6. Способ по пп.1 5, отличающийся тем, что циклическую выгрузку дополнительных поглотителей продолжают до удаления из активной зоны всех дополнительных поглотителей.
RU9696112941A 1996-07-01 1996-07-01 Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора RU2100852C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696112941A RU2100852C1 (ru) 1996-07-01 1996-07-01 Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9696112941A RU2100852C1 (ru) 1996-07-01 1996-07-01 Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2100852C1 true RU2100852C1 (ru) 1997-12-27
RU96112941A RU96112941A (ru) 1998-01-20

Family

ID=20182499

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9696112941A RU2100852C1 (ru) 1996-07-01 1996-07-01 Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2100852C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
LT4539B (lt) 1998-05-08 1999-08-25 Evgenij Burlakov Kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas
LT4945B (lt) 2001-11-30 2002-08-26 Eugenijus Ušpuras Kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Адамов Е.О. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК. Атомная энергия. - 1987, т.62, вып.4, с.219 - 226. 2. Исаев Н.В. и др. Выгрузка дополнительных поглотителей из активной зоны РБМК-1000. Атомная энергия. - 1984, т.56, вып.5, с.280 - 282. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
LT4539B (lt) 1998-05-08 1999-08-25 Evgenij Burlakov Kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas
LT4945B (lt) 2001-11-30 2002-08-26 Eugenijus Ušpuras Kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4663110A (en) Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
US5787139A (en) Fuel loading method
CN107430892B (zh) 含有中子吸收剂混合物的核燃料
CN103345947B (zh) 利用二次中子源进行核反应堆点火的方法
RU2100852C1 (ru) Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора
US3928128A (en) Method for erecting and operating at least two nuclear reactors
JP2002181976A (ja) 原子炉及びこれを備える原子力プラント
US6005905A (en) Initial core
JP2006029797A (ja) 核燃料集合体
RU2347292C1 (ru) Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
RU2117341C1 (ru) Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
LT4539B (lt) Kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas
LT4945B (lt) Kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas
RU2397554C2 (ru) АКТИВНАЯ ЗОНА БЫСТРОГО U-Pu РЕАКТОРА И CПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ, ОБЕСПЕЧИВАЮЩИЕ РАБОТУ РЕАКТОРА В САМОРЕГУЛИРУЕМОМ НЕЙТРОННО-ЯДЕРНОМ РЕЖИМЕ БЕЗ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ
RU2065627C1 (ru) Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора
RU2218613C2 (ru) Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
RU2218612C2 (ru) Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
RU2088981C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
JP3318193B2 (ja) 燃料装荷方法
RU2214633C2 (ru) Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора
RU2239247C2 (ru) Способ осуществления ядерного топливного цикла канального реактора с графитовым замедлителем
Silva et al. Neutronic evaluation of a MHR system to transmutation of minor actinides
McMahon Modeling and design of reload LWR cores for an ultra-long operating cycle
JPH02271294A (ja) 高速増殖炉炉心
EP0518860A1 (en) Pressurized water nuclear reactor fuel

Legal Events

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

Effective date: 20070702