RU2266575C1 - Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора - Google Patents
Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2266575C1 RU2266575C1 RU2004110377/06A RU2004110377A RU2266575C1 RU 2266575 C1 RU2266575 C1 RU 2266575C1 RU 2004110377/06 A RU2004110377/06 A RU 2004110377/06A RU 2004110377 A RU2004110377 A RU 2004110377A RU 2266575 C1 RU2266575 C1 RU 2266575C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- cells
- subchannels
- day
- fuel
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области управления топливным циклом ядерного канального реактора, в частности регулирования суммарной энергонаработки в технологических ячейках, и может быть использовано для сохранения работоспособности графитовых блоков активной зоны реактора в течение проектного и сверхпроектного сроков эксплуатации реактора. Технический результат заключается в разработке более эффективного способа, учитывающего состояние графитовых блоков в ячейках реактора с продленным запроектным сроком эксплуатации. В способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещений стержней системы управления и защиты, предложено периодически выявлять ячейки, имеющие энергонаработку в диапазоне: 
, где 
- максимальная энергонаработка в ячейке реактора в начале каждого периода, МВт·сут.; ΔEi - нормированная величина энергонаработки i-го периода в выявленных ячейках реактора, МВт·сут. В них осуществлять управление темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков путем программных перестановок в технологические каналы этих ячеек тепловыделяющих сборок с глубиной выгорания 1500÷2600 МВт·сут., извлеченных из других ячеек реактора. 2 з.п. ф-лы.
Description
Предлагаемое техническое решение относится к области управления топливным циклом ядерного канального реактора, касается, в частности, регулирования суммарной энергонаработки в технологических ячейках и может быть использовано для сохранения работоспособности графитовых блоков активной зоны реактора в течение проектного и сверхпроектного сроков эксплуатации реактора.
Известно, что срок эксплуатации реактора РБМК в основном обусловлен ресурсом графитовых блоков, определяемым предельнодопустимой величиной их флюенса нейтронов, накопленного в процессе эксплуатации реакторной установки [Методика оценки остаточного ресурса графитовой кладки реактора РБМК-1000. РД ЭО 0362-02, концерн Росэнергоатом, 2002 г.]. Работоспособность графитовой кладки реактора, определяющая безопасность эксплуатации реактора, снижается, прежде всего, в технологических ячейках с максимальной энергонаработкой. Технологическая ячейка (далее ячейка) включает колонну графитовых блоков, технологический канал (ТК) с тепловыделяющей сборкой (ТВС). К концу проектного срока эксплуатации энергоблока атомной станции графитовые блоки в реакторе имеют различные величины накопленного флюенса нейтронов, а следовательно, и гарантированного запаса прочности графитовых блоков. В процессе эксплуатации реактора накопление флюенса нейтронов в графитовых блоках происходит неравномерно, коэффициент неравномерности при этом может достигать величины ~3. К концу проектного срока службы энергоблока атомной станции максимальные энергонаработки ячеек достигают значений 17000÷18000 МВт·сут. Такие ячейки имеют минимальный запас ресурса до достижения допустимого флюенса нейтронов в графитовых блоках. Большая часть ячеек в реакторе имеет значительно более низкую энергонаработку, чем ячейки с максимальной энергонаработкой. Время эксплуатации энергоблока определяется состоянием и количеством ячеек, имеющих максимально достигнутые энергонаработки [Обоснование остаточного ресурса (срока эксплуатации) графитовой кладки реактора 1-го энергоблока Ленинградской АЭС. Отчет НИКИЭТ 4.591 От., 2003 г.].
Наиболее близким аналогом предлагаемого изобретения является способ, изложенный в патенте РФ [Патент РФ №94012488, G 21 7/30], в соответствии с которым активная зона реактора разбивается на области, в пределах которых выполняются перестановки тепловыделяющих сборок и выгрузка дополнительных поглотителей на работающем реакторе. Данный способ обеспечивает заданную полноту выгорания ядерного топлива и требуемый уровень безопасности реакторной установки в пределах проектного срока эксплуатации.
Недостатком ближайшего аналога является то, что в реакторах с продленным запроектным сроком эксплуатации управление выгоранием топлива в ячейках реактора осуществляется без учета фактического состояния графитовых блоков.
Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке более эффективного способа, учитывающего состояние графитовых блоков в ячейках реактора с продленным запроектным сроком эксплуатации.
Сущность изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещений стержней системы управления и защиты предложено периодически выявлять ячейки, имеющие энергонаработку в диапазоне:
где 
- максимальная энергонаработка в ячейке реактора в начале каждого периода, МВт·сут.;
ΔЕi - нормированная величина энергонаработки i-го периода в выявленных ячейках реактора, МВт·сут.;
и в них осуществлять управление темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков путем программных перестановок в технологические каналы этих ячеек тепловыделяющих сборок с глубиной выгорания 1500÷2600 МВт·сут., извлеченных из других ячеек реактора. Кроме того, предложено в технологические каналы выявленных ячеек с энергонаработкой 
устанавливать тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания (2300÷2600)МВт·сут. и дополнительно управлять темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков выбранных ячеек путем программных перемещений одного или нескольких стержней системы управления и защиты.
Для регулирования темпа накопления флюенса нейтронов в графитовых блоках реактора периодически, например один раз в год, выявляют ячейки, имеющие максимальные текущие энергонаработки в ТК, т.е. ячейки, в которых графит подвергнут наибольшему радиационному воздействию. В технологические каналы ячеек с диапазоном энергонаработок 
посредством программных перестановок загружают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 1500÷2600 МВт·сут., извлеченные из других ячеек реактора. Мощность ТК, загруженных ТВС с глубиной выгорания 1500÷2600 МВт·сут., будет составлять не более 1,5-2,0 МВт., что обеспечивает пониженный темп накопления флюенса нейтронов в графитовых блоках, за счет поддержания плотности потока нейтронов в выявленных ячейках ниже, чем средняя величина потока нейтронов по всему реактору. Кроме того, для части выявленных ячеек при энергонаработке в них для предотвращения возможности превышения величины энергонаработки больше, чем значение 
, в технологические каналы устанавливают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 2300÷2600 МВт·сут., мощность которых в ТК составит величину ~1,0 МВт. В тех случаях, когда перемещением топливных сборок не обеспечиваются условия для поддержания заданного среднегодового темпа накопления флюенса нейтронов графитовых блоков в выбранных ячейках, предлагается использовать дополнительно программное перемещение стержней СУЗ для поддержания требуемой величины потока тепловых нейтронов.
Способ осуществляется следующим образом. По мере приближения к проектному сроку службы энергоблока, например ежегодно, по данным анализа базы данных распределения ТВС по энерговыработкам определяют ячейки, энергонаработки которых находятся в диапазоне значений 
Для управления темпом накопления флюенса нейтронов в выявленных ячейках осуществляют загрузку ТК тепловыделяющими сборками, извлеченными из других ячеек реактора с различной глубиной выгорания топлива в интервале 1500÷2300 МВт·сут., при этом руководствуются данными спектра распределения ТВС по глубине выгорания топлива, сложившимся на текущий момент эксплуатации. Спектр распределения ТВС по глубине выгорания строится путем разбиения всех ТВС реактора на группы по энерговыработкам с дискретностью, например, 50 МВт·сут. За выявленными ячейками производят периодический контроль по данным специальных технологических программ. В технологические каналы ячеек с энергонаработками устанавливают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 2300÷2600 МВт·сут. В тех случаях, когда метод программных перестановок ТВС не полностью обеспечивает необходимое снижение темпа накопления флюенса нейтронов в выявленных ячейках, осуществляют регулировку потока нейтронов и снижение флюенса в графите за счет дополнительного поглощения нейтронов регулирующими стержнями СУЗ.
Предложенный способ позволяет, не снижая эффективности использования ядерного топлива, осуществлять управление топливным циклом реактора в режиме сохранения работоспособности всех графитовых блоков активной зоны реактора, что обеспечивает продление срока эксплуатации энергоблока АЭС. Экономический эффект от использования данного изобретения пропорционален производству электроэнергии за время эксплуатации сверхпроектного срока.
Claims (3)
1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещений стержней системы управления и защиты, отличающийся тем, что периодически выявляют ячейки, имеющие энергонаработку в диапазоне
где 
- максимальная энергонаработка в ячейке реактора в начале каждого периода, МВт·сут.;
ΔЕi - нормированная величина энергонаработки i-го периода в выявленных ячейках реактора, МВт·сут.;
в них осуществляют управление темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков путем программных перестановок в технологические каналы этих ячеек тепловыделяющих сборок с глубиной выгорания (1500÷2600)МВт·сут., извлеченных из других ячеек реактора.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в технологические каналы выявленных ячеек с энергонаработкой 
, устанавливают тепловыделяющие сборки с глубиной выгорания 2300÷2600 МВт·сут.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что темпом накопления флюенса нейтронов графитовых блоков выбранных ячеек дополнительно управляют путем программных перемещений одного или нескольких стержней системы управления и защиты.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004110377/06A RU2266575C1 (ru) | 2004-04-07 | 2004-04-07 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004110377/06A RU2266575C1 (ru) | 2004-04-07 | 2004-04-07 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2004110377A RU2004110377A (ru) | 2005-10-20 |
| RU2266575C1 true RU2266575C1 (ru) | 2005-12-20 |
Family
ID=35862528
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004110377/06A RU2266575C1 (ru) | 2004-04-07 | 2004-04-07 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2266575C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2501105C1 (ru) * | 2012-11-13 | 2013-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ продления ресурса графитового ядерного канального реактора |
| RU2545029C2 (ru) * | 2013-06-17 | 2015-03-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
-
2004
- 2004-04-07 RU RU2004110377/06A patent/RU2266575C1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2501105C1 (ru) * | 2012-11-13 | 2013-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ продления ресурса графитового ядерного канального реактора |
| RU2545029C2 (ru) * | 2013-06-17 | 2015-03-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2004110377A (ru) | 2005-10-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0704858B1 (en) | Nuclear fuel assembly with extruded active height for a pressurized water reactor | |
| EA019989B1 (ru) | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор | |
| RU2266575C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| KR102605338B1 (ko) | 도플러 반응도 증대 장치 | |
| RU2678564C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка, способ проектирования активной зоны и способ проектирования тепловыделяющей сборки легководного ядерного реактора | |
| RU2541516C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u | |
| RU2347292C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| RU2101788C1 (ru) | Регулирующий стержень корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора | |
| EP1658620B1 (en) | A method for operating a nuclear reactor | |
| KR101184548B1 (ko) | 원자력발전소의 출력제어방법 | |
| KR101756952B1 (ko) | 중수로 코발트 동위원소 생산방법 | |
| RU2287193C2 (ru) | Регулирующий стержень ядерного реактора | |
| JP4800659B2 (ja) | 増殖炉になり得る高転換比のａｂｗｒ炉心 | |
| Pelykh et al. | Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup | |
| WO2020009600A1 (ru) | Ядерный реактор с водой под давлением | |
| RU2218612C2 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| RU2407077C1 (ru) | Рабочая кассета для атомного реактора аэс с улучшенными прочностными и физическими характеристиками | |
| CN117038123A (zh) | 一种控制棒全提棒位调整后的控制棒包壳磨损预测方法 | |
| RU2101787C1 (ru) | Регулирующий стержень ядерного реактора | |
| JPH0980180A (ja) | 原子炉の初装荷炉心および原子炉の運転方法 | |
| Rozhkov et al. | Fuel improvement and WWER-1000 FA main operational results | |
| RU2239247C2 (ru) | Способ осуществления ядерного топливного цикла канального реактора с графитовым замедлителем | |
| Egorov et al. | Optimized 18-months low-leakage core loadings for uprated VVER-1000 | |
| Yıldız et al. | Neutronic performance of CANDU reactor fuelling with ThC2/233UC2 | |
| RU2083004C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160408 |