RU2347292C1 - Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора - Google Patents
Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2347292C1 RU2347292C1 RU2007121629/06A RU2007121629A RU2347292C1 RU 2347292 C1 RU2347292 C1 RU 2347292C1 RU 2007121629/06 A RU2007121629/06 A RU 2007121629/06A RU 2007121629 A RU2007121629 A RU 2007121629A RU 2347292 C1 RU2347292 C1 RU 2347292C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sin
- height
- fuel
- fuel assemblies
- reactor
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора заключается в осуществлении программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты. Периодически на основании результатов оценки неравномерности распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 выявляют ячейки с характеристиками неравномерности энерговыделения по высоте а3/a1, превышающими значение 0,25. На их место устанавливают тепловыделяющие сборки с профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществляют дальнейшее управление реактором. Изобретение позволяет повысить длительность работы тепловыделяющих сборок и полноту выгорания топлива по их высоте. 2 з.п. ф-лы.
Description
Предлагаемое техническое решение относится к области управления внутриреакторными процессами, касается в частности повышения глубины и равномерности выгорания ядерного топлива, может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов.
Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива на АЭС, является глубина выгорания топлива. Глубина выгорания топлива определяется двумя основными факторами: обеспечением надежной работы тепловыделяющих сборок (ТВС) в реакторе и достижением ими максимальной величины энерговыработки. На реакторе, работающем в режиме непрерывных перегрузок, для компенсации выгорания тепловыделяющих сборок (ТВС) в активной зоне, осуществляют загрузку свежих ТВС либо частично выгоревших ТВС взамен ТВС, достигших проектной величины выгорания. Для снижения влияния парового эффекта реактивности на физические характеристики реактора, а следовательно, для повышения степени надежности и безопасности эксплуатации активной зоны канального реактора в активной зоне размещают некоторое количество дополнительных поглотителей (ДП), содержащих изотоп бора (Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов, «Канальный ядерный энергетический реактор», Москва, Атомиздат, 1980, с.21-36). Также известны варианты использования дополнительных поглотителей в виде стерженьков - поглотителей нейтронов. Указанное позволяет уменьшить первоначальный всплеск мощности на начальном этапе эксплуатации ТВС. После частичного выгорания топлива всплеск энерговыделения в ТВС снижается до допустимого уровня и стерженьки извлекают из полости ТВС. Использование ДП уменьшает количество ТВС в активной зоне, снижает надежность работы реактора вследствие дополнительной тепловой нагрузки на ТВС и уменьшает полноту выгорания вследствие увеличения темпа загрузки свежих ТВС. В процессе эксплуатации ДП содержащийся в них поглотитель нейтронов - бор выгорает и ДП подлежит замене на новые. Известен также способ, изложенный в работе (Н.Н.Пономарев-Степной, Е.С.Глушков, «Профилирование ядерного реактора», М., Энергоатомиздат, 1988, с.131-133). В соответствии со способом весь объем активной зоны реактора разбивают на зоны, в пределах которых производят перестановки ТВС и замену стержней ДП, обеспечивая полноту выгорания ТВС и требуемый уровень безопасности работы реактора. Недостатком данного способа является невозможность достижения расчетной величины глубины выгорания ТВС при наличии ДП в активной зоне реактора. Величина среднего выгорания ТВС в реакторе при наличии ДП не превышает 80-90%.
Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора (Патент РФ №2117341, приоритет от 29.05.1997) предусматривающий выполнение операций на реакторе по загрузке, выгрузке и программной перестановке тепловыделяющих сборок и дополнительных поглотителей нейтронов, в технологических каналах выделенных зонах активной зоны реактора, перемещения стержней системы управления и защиты. В процессе выполнения операций с тепловыделяющими сборками и дополнительными поглотителями нейтронов на реакторе вместо отработавших тепловыделяющих сборок устанавливают сборки, содержащие топливо с распределенным в нем поглотителем нейтронов, а вместо дополнительных поглотителей устанавливают частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, подлежащие программной перестановке. В данном случае использование более обогащенного топлива с введением в него поглотителем нейтронов уменьшает влияние парового эффекта реактивности на физические характеристики активной зоны реактора и позволяет выгрузить со временем все ДП из реактора. Использование предлагаемого способа с применением топлива, содержащего распределенный в нем поглотитель нейтронов, и осуществление программных перестановок на реакторе позволяет повысить эффективность топливного цикла на 10-15%.
Недостатками ближайшего аналога являются неполнота и неравномерность выгорания топлива по высоте топливной сборки, ограниченность срока работы ТВС и, как следствие, недовыработка электроэнергии.
Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении длительности работы ТВС и полноты выгорания топлива по высоте ТВС.
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, перемещения стержней системы управления и защиты, предложено периодически на основании результатов оценки формы распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235, выявлять ячейки, у которых характеристика неравномерности энерговыделения по высоте а3/a1 превышает значения 0,25, на их место устанавливать тепловыделяющие сборки с профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществлять дальнейшее управление реактором. Кроме того, предложено характеристику неравномерности энерговыделения по высоте определять по зависимости
где Fs(z) - функция распределения энерговыделения по высоте;
ai - амплитуды гармоник;
s - количество датчиков;
i - количество секций в датчике;
π=3.14;
h - эффективная высота активной зоны;
z1=1.375, z2=3.125, z3=4.875, z4=6.625 - обобщенные координаты секций высотных датчиков;
n - количество секций в высотном датчике,
а значения коэффициентов аi (амплитуды гармоник) определять из решения системы уравнений.
Например, для 4-секционного высотного датчика:
a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1
a1sin(πz2/h)+а2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2
a1sin(πz3/h)+а2sin(2πz3/h)+а3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3
a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,
где J1, J2, J3, J4 - токи секций высотных датчиков.
Кроме того, в профилированных по высоте тепловыделяющих сборках начальная степень обогащения по урану-235 составляет 3,2%÷0,6% эрбия на длине 5 метров в центральной части и 2,2%+0,2% эрбия в верхней и нижней частях тепловыделяющей сборки.
Характеристика неравномерности энерговыделения по высоте не должна превышать значения 0,25, т.к. превышение этой характеристики у конкретной ТВС означает, что в ней из-за неравномерности выгорания топлива по высоте ТВС, вследствие неравномерности плотности потока нейтронов по высоте реактора, локальное энерговыделение в ТВС может достигать критической величины и приводить к нарушению герметичности оболочек тепловыделяющих элементов. В ячейках с такими ТВС практически уже не представляется возможным устранить неравномерность энерговыделения по высоте посредством перемещений стержней СУЗ. До использования настоящего изобретения из реактора выгружали те ТВС, которые не позволяли обеспечить требуемую неравномерность высотного энерговыделения после выполнения перегрузки ТК и при этом неэффективно использовалось свежее загружаемое топливо и ограничивалось возможностью управления реактором в этой области. При этом выбор перегруженных ТВС не всегда обеспечивал полноту использования ядерного топлива данной ТВС из-за преждевременной ее выгрузки из реактора.
Способ иллюстрируется примером его осуществления.
В соответствии с указанной в формуле последовательностью осуществляют формирование загрузки активной зоны реактора посредством перегрузок ТВС в ячейках периодичности активной зоны реактора. Для этого периодически (1 раз в 10 дней) проводится оценка формы распределения плотности потока нейтронов по высоте ТВС с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 и выявляют ТК, в которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте реактора а3/a1 превышают 0,25, и выгружают ТВС, которая имеет максимальное значение энерговыработки, заменяя ее на свежую ТВС с профилированным по высоте начальным обогащением. После перегрузки ТК осуществляют управление энерговыделением в этой ячейке с помощью стержней СУЗ, обеспечивая более равномерное распределение энерговыделения по высоте активной зоны как в перегруженном ТК, так и в самой ячейке периодичности. Характеристики неравномерности энерговыделения по высоте определяют и оценивают по предложенной зависимости, реализованной в виде программы, используя зафиксированные данные 36 датчиков контроля энерговыделения по высоте реактора и компьютерной обработкой полученных данных.
При сохранении условия безопасности работы реакторной установки достигается
1. Уменьшение темпа перегрузок ТВС на 20-30% на начальном этапе загрузки профилированных ТВС.
2. Увеличение глубины выгорания топлива до 4000 МВт·сут/ТВС за счет увеличения среднего обогащения топлива до 3%.
3. Увеличение характеристик, влияющих на безопасность эксплуатации реактора, а также возможность проводить модернизацию активной зоны, повышая экономическую эффективность топливного цикла.
При полном переходе с ТВС штатной конструкции с начальным обогащением топлива U235 2,8% на ТВС с профилированным по высоте топливом со средним обогащением 3%, в соответствии с предложенной технологией такого перехода, экономия ТВС составляет 12,2-12,5%, что позволит получить экономический эффект порядка 45 млн. руб. в год с одного энергоблока АЭС.
Claims (3)
1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты, отличающийся тем, что периодически на основании результатов оценки неравномерности распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 выявляют ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте а3/a1 превышают значение 0,25, на их место устанавливают тепловыделяющие сборки с профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществляют дальнейшее управление реактором.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что характеристики неравномерности (а3/a1) энерговыделения по высоте определяют по зависимости
где Fs(z) - функция распределения энерговыделения по высоте;
аi - амплитуды гармоник;
s - количество датчиков;
i - количество секций в датчике;
π=3,14;
h - эффективная высота активной зоны;
z1=1,375, z2=3,125, z3=4,875, z4=6,625 - обобщенные координаты секций высотных датчиков;
n - количество секций в высотном датчике,
а значения коэффициентов а (амплитуды гармоник) определяют из
решения системы уравнений:
(например, для 4-х секционного высотного датчика)
a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1
a1sin(πz2/h)+а2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2
a1sin(πz3/h)+а2sin(2πz3/h)+а3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3
a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,
где J1, J2, J3, J4 - токи секций датчика.
где Fs(z) - функция распределения энерговыделения по высоте;
аi - амплитуды гармоник;
s - количество датчиков;
i - количество секций в датчике;
π=3,14;
h - эффективная высота активной зоны;
z1=1,375, z2=3,125, z3=4,875, z4=6,625 - обобщенные координаты секций высотных датчиков;
n - количество секций в высотном датчике,
а значения коэффициентов а (амплитуды гармоник) определяют из
решения системы уравнений:
(например, для 4-х секционного высотного датчика)
a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1
a1sin(πz2/h)+а2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2
a1sin(πz3/h)+а2sin(2πz3/h)+а3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3
a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,
где J1, J2, J3, J4 - токи секций датчика.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в профилированных по высоте тепловыделяющих сборках начальная степень обогащения по урану 235 составляет 3,2+0,6% эрбия на длине 5 м в центральной части и 2,2+0,2% эрбия в верхней и нижней частях тепловыделяющей сборки.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007121629/06A RU2347292C1 (ru) | 2007-06-08 | 2007-06-08 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007121629/06A RU2347292C1 (ru) | 2007-06-08 | 2007-06-08 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2347292C1 true RU2347292C1 (ru) | 2009-02-20 |
Family
ID=40531908
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007121629/06A RU2347292C1 (ru) | 2007-06-08 | 2007-06-08 | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2347292C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2554072C2 (ru) * | 2009-09-23 | 2015-06-27 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Передвижение материалов в ядерном реакторе |
| RU2743211C1 (ru) * | 2020-09-17 | 2021-02-16 | Общество с ограниченной ответственностью "БЕЗОПАСНОСТЬ, НАДЕЖНОСТЬ, КАЧЕСТВО" | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора |
-
2007
- 2007-06-08 RU RU2007121629/06A patent/RU2347292C1/ru active
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2554072C2 (ru) * | 2009-09-23 | 2015-06-27 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Передвижение материалов в ядерном реакторе |
| 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 |
|---|---|---|
| EA019989B1 (ru) | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор | |
| EP2242063B1 (en) | Burnable poison materials and apparatuses for nuclear reactors and methods of using the same | |
| RU2347292C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| EP3257050B1 (en) | Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture | |
| Şahin et al. | Investigation of CANDU reactors as a thorium burner | |
| RU2541516C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u | |
| Şahin et al. | Increased fuel burn up in a CANDU thorium reactor using weapon grade plutonium | |
| EP1914759B1 (en) | Fuel element for pressurised water nuclear reactors and method of loading fuel elements into a nuclear reactor core | |
| CN113823427B (zh) | 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法 | |
| Galahom et al. | A novel approach for managing the excess reactivity at the beginning of the fuel cycle of VVER-1200 | |
| RU2266575C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| RU2088981C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
| Molchanov | Nuclear fuel for WWER reactors. Current status and prospects | |
| RU2218612C2 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| JPH04357493A (ja) | 燃料集合体の構造 | |
| RU2545029C2 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| Chen et al. | Solitary burn-up wave solution in multi-group diffusion-burnup coupled system | |
| Kumar | Nuclear Fuel Management | |
| Pham et al. | The current status of DALAT nuclear research reactor and proposed core conversion studies | |
| Goto et al. | Nuclear design study on a small-sized High Temperature Gas-cooled Reactor with high burn-up fuel and axial fuel shuffling | |
| RU2100852C1 (ru) | Способ эксплуатации уран-графитового ядерного реактора | |
| Pelykh et al. | Theory of VVER-1000 fuel rearrangement optimization taking into account both fuel cladding durability and burnup | |
| RU2117341C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| RU2501101C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем | |
| RU42128U1 (ru) | Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner |