RU2475869C1 - Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method - Google Patents
Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method Download PDFInfo
- Publication number
- RU2475869C1 RU2475869C1 RU2012105061/07A RU2012105061A RU2475869C1 RU 2475869 C1 RU2475869 C1 RU 2475869C1 RU 2012105061/07 A RU2012105061/07 A RU 2012105061/07A RU 2012105061 A RU2012105061 A RU 2012105061A RU 2475869 C1 RU2475869 C1 RU 2475869C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel assemblies
- nuclear reactor
- coolant
- boiling
- volumetric
- Prior art date
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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР с активной зоной на основе микротвэлов.The invention relates to the field of nuclear energy and can be used in WWER reactors with a microtuel-based core.
Известен реактор с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов (см., например, Пономарев-Степной Н. Н., Кухаркин Н. Е., Филиппов Г. А., Гришанин Е. И. и др. "Перспективы применения микротвэлов в ВВЭР". - Атомная энергия, т.86. Вып.6, июнь 1999 г. [1]), который может рассматриваться в качестве аналога для объекта «Устройство…».A well-known pressurized water reactor with a microtuel-based core (see, for example, Ponomarev-Stepnoy N.N., Kukharkin N.E., Filippov G.A., Grishanin E.I. et al. "Prospects for the use of microtuel in VVER ". - Nuclear energy, vol. 86. Issue 6, June 1999 [1]), which can be considered as an analogue for the object" Device ... ".
Известный реактор за счет применения микротвэлов обеспечивает безопасность на детерминистском уровне, т.е. исключается существенный выход продуктов деления при любых тяжелых авариях, включая разрушение корпуса, падение тяжелого самолета и любые действия террористов.The well-known reactor through the use of microfuel provides safety at a deterministic level, i.e. a substantial yield of fission products is excluded in any severe accidents, including the destruction of the hull, the crash of a heavy aircraft and any actions of terrorists.
Недостатком известного реактора является то, что в нем не используется в полной мере возможности активной зоны на основе микротвэлов. Активная зона на основе микротвэлов имеет примерно в 10 раз большую поверхность теплообмена, и поэтому в ней отсутствуют ограничения по кризису теплообмена практически при любом значении паросодержания. В тепловыделяющей сборке с микротвэлами организовано поперечное течение теплоносителя. Поэтому максимальное приращение энтальпии имеет место примерно в центре по высоте активной зоны. Поэтому кипение теплоносителя-замедлителя будет эффективно воздействовать на реактивность. Это создает техническую возможность компенсировать большой запас реактивности за счет изменения плотности теплоносителя - замедлителя при его кипении.A disadvantage of the known reactor is that it does not fully utilize the capabilities of the microtuel-based core. The microtuel-based core has about 10 times the heat transfer surface, and therefore there are no restrictions on the heat transfer crisis for almost any vapor content. In the fuel assembly with microfuel the transverse flow of the coolant is organized. Therefore, the maximum increment of enthalpy takes place approximately in the center along the height of the active zone. Therefore, the boiling of the coolant-moderator will effectively affect the reactivity. This creates the technical ability to compensate for a large margin of reactivity by changing the density of the coolant - moderator when it boils.
В отношении объекта «Способ…» известно решение [2], Заявка №92000593/25, опубликовано 20.07.1995, МПК G21C 7/00, G21C 7/30, «Способ ввода в эксплуатацию и эксплуатация ядерных реакторов с водой под давлением».With regard to the “Method ...” facility, the solution [2], Application No. 92000593/25, published July 20, 1995, IPC G21C 7/00, G21C 7/30, “Method for commissioning and operation of nuclear pressurized water reactors” is known.
Способ относится к энергетике и может быть использован для реакторов типа ВВЭР - 1000 при вводе их в эксплуатацию. Способ позволяет повысить безопасность эксплуатации реактора путем обеспечения внутренней самозащищенности реактора и эффективность регулирующих поглощающих органов. Способ заключается -в формировании активной зоны реактора при первой загрузке топлива, при котором часть сборок со стержнями выгорающего поглотителя с плотностью по бору 0,036 г/см3 в ТВС обогащением 4,4% заменена на СВП с плотностью по бору 0,065 г/см3, а центральная ТВС содержит топливо с обогащением по U - 235 в пределах 1,6-2,0%, причем расположение ТВС обогащением 1,6 и 3,0% частично изменено. Способ позволяет обеспечить отрицательный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя и положительный коэффициент реактивности по плотности теплоносителя.The method relates to energy and can be used for reactors of the type VVER-1000 when putting them into operation. The method improves the safety of the operation of the reactor by ensuring internal self-protection of the reactor and the effectiveness of regulatory absorbing organs. The method consists in forming the reactor core at the first fuel loading, in which part of the assemblies with burnable absorber rods with a boron density of 0.036 g / cm 3 in fuel assemblies enriched with 4.4% are replaced by SVP with a boron density of 0.065 g / cm 3 , and the central fuel assembly contains fuel with U - 235 enrichment in the range of 1.6-2.0%, and the location of the fuel assemblies with 1.6 and 3.0% enrichment is partially changed. The method allows to provide a negative coefficient of reactivity in temperature of the coolant and a positive coefficient of reactivity in density of the coolant.
Данное решение может рассматриваться в качестве аналога для объекта «Способ…».This solution can be considered as an analogue for the object "Method ...".
К недостаткам указанного решения можно отнести следующие. Неоптимальность использования возможностей активной зоны на основе микротвэлов. Активная зона на основе микротвэлов может иметь примерно в 10 раз большую поверхность теплообмена, и поэтому в ней отсутствуют ограничения по кризису теплообмена практически при любом значении паросодержания, что возможно использовать. В тепловыделяющей сборке с микротвэлами организовано поперечное течение теплоносителя. Поэтому максимальное приращение энтальпии может иметь место примерно в центре по высоте активной зоны. Поэтому кипение теплоносителя-замедлителя в известном аналоге недостаточно эффективно воздействует на реактивность и, соответственно, не позволяет создать техническую возможность компенсировать большой запас реактивности за счет изменения плотности теплоносителя - замедлителя при его кипении (в качестве «Замедлителя» в данном случае выступает теплоноситель-вода с вариабельным эффетом воздействия на приращение энтальпии, в зависимости от закипания/кипения).The disadvantages of this solution include the following. Non-optimality of using the capabilities of the core based on microfuel. The microtuel-based core can have about 10 times the heat transfer surface, and therefore there are no restrictions on the heat transfer crisis at almost any vapor content that can be used. In the fuel assembly with microfuel the transverse flow of the coolant is organized. Therefore, the maximum increment of enthalpy can occur approximately in the center along the height of the active zone. Therefore, the boiling of the coolant-moderator in the known analogue does not sufficiently affect reactivity and, therefore, does not allow us to create the technical ability to compensate for the large reserve of reactivity by changing the density of the coolant-moderator when it boils (in this case, the coolant is water-coolant with variable effect on the enthalpy increment, depending on boiling / boiling).
Также известно решение согласно патенту РФ №2128864 «Способ перегрузки тепловыделяющих сборок водо-водяного реактора» [3].Also, the solution is known according to the patent of the Russian Federation No. 2188864 "Method for overloading fuel assemblies of a water-cooled reactor" [3].
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при эксплуатации водо-водяных реакторов типа реакторов ВВЭР-1000. Технический результат заключается в одновременном размещении в активной зоне водо-водяного реактора разнородных ТВС, различающихся при их нахождении в активной зоне спектром нейтронов при сохранении неизменной или незначительно уменьшенной компенсационной способности подвижных поглотителей СУЗ.The invention relates to the field of nuclear energy and can be used in the operation of pressurized water reactors such as VVER-1000 reactors. The technical result consists in the simultaneous placement in the active zone of a water-water reactor of heterogeneous fuel assemblies that differ when they are in the active zone by the neutron spectrum while maintaining unchanged or slightly reduced compensation ability of the absorbers of the CPS.
Способ перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) в водо-водяном реакторе, содержащем два или более типов ТВС, различающихся мягкостью спектра нейтронов при их нахождении в активной зоне, включает извлечение отработавших, перемещение оставшихся в активной зоне и догрузку свежих ТВС, при этом доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ установлена больше доли этих ТВС в активной зоне и в пределе равняется единице.A method of overloading fuel assemblies (FAs) in a water-water reactor containing two or more types of FAs that differ in the softness of the neutron spectrum when they are in the active zone involves extracting spent fuel, moving the remaining fuel assemblies in the core and loading fresh FAs with the soft spectrum among the CPS cells has established more than the fraction of these fuel assemblies in the core and is equal to unity in the limit.
В описании к патенту сказано: « Приведенные данные по эффективности 61 группы поглотителей нейтронов соответствуют случаю равномерного распределения по ячейкам активной зоны двух различных типов ТВС, различающихся спектром нейтронов. В этом случае эти разнородные ТВС среди ячеек СУЗ распределены в том же соотношении, что и во всех ячейках активной зоны. Однако было ранее показано, что эффективность поглотителей в ячейках СУЗ зависит от типа ТВС в этих ячейках и практически не зависит от того, какие ТВС загружены в остальные ячейки активной зоны. Поэтому целесообразно в ячейки СУЗ размещать в основном или только ТВС с мягким спектром нейтронов. В данном случае необходимо отдать предпочтение для ТВС урановым топливом при загрузке ячеек СУЗ (таблица 2). Это уменьшит потерю компенсационной способности поглотителей при преимущественной загрузке ячейки СУЗ ТВС с урановым топливом или полностью ее предотвратит при загрузке в ячейки СУЗ только ТВС с урановым топливом.The description of the patent says: “The data on the efficiency of 61 groups of neutron absorbers correspond to the case of a uniform distribution of two different types of fuel assemblies differing in the neutron spectrum across the cells of the active zone. In this case, these heterogeneous fuel assemblies among the CPS cells are distributed in the same ratio as in all cells of the core. However, it was previously shown that the efficiency of absorbers in the CPS cells depends on the type of fuel assemblies in these cells and practically does not depend on which fuel assemblies are loaded into the remaining cells of the core. Therefore, it is advisable to place mainly or only fuel assemblies with a soft neutron spectrum in the CPS cells. In this case, it is necessary to give preference to fuel assemblies with uranium fuel when loading the CPS cells (table 2). This will reduce the loss of the compensatory ability of the absorbers during the predominant loading of the CPS cell of a fuel assembly with uranium fuel or completely prevent it when loading into the CPS cells of only fuel assemblies with uranium fuel.
В таком случае доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ будет выше, чем доля таких ячеек среди всех ячеек активной зоны. В пределе, когда все ячейки СУЗ будут заполнены ТВС с мягким спектром, эта доля будет равна единице.»In this case, the proportion of fuel assemblies with a soft spectrum among the cells of the CPS will be higher than the proportion of such cells among all cells of the core. "In the limit, when all the cells of the CPS will be filled with fuel assemblies with a soft spectrum, this fraction will be equal to one.”
Данное решение [3] может рассматриваться в качестве аналога для объекта «Способ…».This solution [3] can be considered as an analogue for the object "Method ...".
К недостаткам указанного решения можно отнести:The disadvantages of this solution include:
Неоптимальность использования возможностей активной зоны на основе микротвэлов. Активная зона на основе микротвэлов может иметь примерно в 10 раз большую поверхность теплообмена, и поэтому в ней отсутствуют ограничения по кризису теплообмена практически при любом значении паросодержания, что возможно использовать. В тепловыделяющей сборке с микротвэлами организовано поперечное течение теплоносителя. Поэтому максимальное приращение энтальпии может иметь место примерно в центре по высоте активной зоны. Поэтому кипение теплоносителя-замедлителя в известном недостаточно эффективно воздействует на реактивность и, соответственно, не позволяет создать техническую возможность компенсировать большой запас реактивности за счет изменения плотности теплоносителя - замедлителя при его кипении.Non-optimality of using the capabilities of the core based on microfuel. The microtuel-based core can have about 10 times the heat transfer surface, and therefore there are no restrictions on the heat transfer crisis at almost any vapor content that can be used. In the fuel assembly with microfuel the transverse flow of the coolant is organized. Therefore, the maximum increment of enthalpy can occur approximately in the center along the height of the active zone. Therefore, the boiling of the coolant-moderator in the known does not sufficiently affect the reactivity and, therefore, does not allow to create the technical ability to compensate for a large margin of reactivity by changing the density of the coolant-moderator when it boils.
Также известен реактор с водой под давлением с активной зоной на основе стержневых твэлов [4] (см., например, Интернет: ВВЭР с микротвэлами (МТ)):Also known is a pressurized water reactor with an active zone based on rod fuel elements [4] (see, for example, Internet: VVER with microfuel elements (MT)):
«…Тепловыделяющая сборка с микротвэлами. 2.3. Конструктивный облик ВВЭР с микротвэламиё. … Реальным ответом на этот вызов является новая разработка РНЦ «КИ» и ВНИИАМ - реакторов типа ВВЭР и РБМК для АЭС с активной зоной на основе микротвэлов (МТ). … Состав водяного теплоносителя был принят для реактора типа PWR (в мг/кг): Бор-1000, Сl<0,1, F"<0,15…vniiam.narod.ru>rus2/VVR.DOC /Оригинал: http://vniiam.narod.ru/rus2/VVR.DOC/)».“... A fuel assembly with microfuel. 2.3. Constructive appearance of VVER with microtvelamyo. ... The real answer to this challenge is the new development of RRC “KI” and VNIIAM - VVER and RBMK reactors for nuclear power plants with a microtuel (MT) core. ... The composition of the water coolant was adopted for the PWR type reactor (in mg / kg): Bor-1000, Cl <0.1, F "<0.15 ... vniiam.narod.ru> rus2 / VVR.DOC / Original: http: //vniiam.narod.ru/rus2/VVR.DOC/) ”.
Недостатком использования указанного выше решения [4] являются низкие параметры пара и КПД. В значительной степени это обусловлено ограничениями по критическим нагрузкам при местном кипении водяного теплоносителя. Поэтому допустимая среднесмешанная температура на выходе активной зоны отличается от температуры кипения на 20-30°С.The disadvantage of using the above solutions [4] are the low steam parameters and efficiency. To a large extent, this is due to limitations on critical loads during local boiling of the water coolant. Therefore, the permissible average mixed temperature at the outlet of the core differs from the boiling point by 20-30 ° C.
Указанное решение может рассматриваться в качестве прототипа к заявленному объекту «Устройство».The specified solution can be considered as a prototype to the claimed object "Device".
Известный способ работы (использования) указанного выше реактора [4], в частности, включает перегрузку топлива один раз в год и компенсацию запаса реактивности на выгорание в течение года между перегрузками за счет имеющегося в активной зоне выгорающего поглотителя.The known method of operation (use) of the aforementioned reactor [4], in particular, includes refueling once a year and compensating for the reactivity margin for burnup during the year between overloads due to the burnable absorber present in the core.
Этот способ принят за прототип для заявленного объекта «Способ…», как наиболее близкое техническое решение по своей технической сущности (см. описание прототипа:This method is adopted as a prototype for the claimed object "Method ...", as the closest technical solution in its technical essence (see description of the prototype:
«… - создать реактор с непрерывной перегрузкой МТ микровэлов без снятия крышки корпуса.“... - create a reactor with continuous overload of MT microvels without removing the housing cover.
…Применение МТ в виде свободной засыпки в ТВС позволяет создать реактор типа ВВЭР с непрерывной перегрузкой. Эта система работает по принципу песочных часов без вскрытия крышки и без снижения мощности. При такой системе коэффициент использования мощности (т.е. использование капитальных затрат) возрастает до значений, характерных для РБМК, т.е. более 95%. При этом длительность кампании самого МТ уже не имеет значения, и он может быть выполнен с толстой оболочкой и глубиной выгорания более 10%. Вскрытие крышки будет необходимым только по требованию нормативных документов раз в 4 года, а по существу, в рабочем порядке реактор будет работать, по крайней мере, 10 лет без вскрытия крышки. В результате могут быть резко снижены дозовые нагрузки на персонал.... The use of MT in the form of free backfill in fuel assemblies allows the creation of a WWER reactor with continuous overload. This system works on the basis of an hourglass principle without opening the lid and without reducing power. With such a system, the coefficient of capacity utilization (i.e., the use of capital costs) increases to the values characteristic of RBMK, i.e. more than 95%. At the same time, the duration of the MT campaign itself no longer matters, and it can be performed with a thick shell and a burn-up depth of more than 10%. Opening the lid will be necessary only at the request of regulatory documents once every 4 years, and in essence, in the working order, the reactor will work for at least 10 years without opening the lid. As a result, dose loads on personnel can be drastically reduced.
…Принятые…проектные основы следующие:... The accepted ... design basis is as follows:
- движение МТ осуществляется по действием собственного веса как в песочных часах:- MT movement is carried out by the action of its own weight as in an hourglass:
- ТВС объединены в несколько групп для загрузки "свежих" и выгрузки выгоревших МТ;- FAs are combined into several groups for loading “fresh” and unloading burned-out MTs;
- перегрузка осуществляется при работе реактора на мощности».“Overloading is carried out while the reactor is operating at power.”
…также, из прототипа (известное техническое решение [4]) использованы:... also, from the prototype (known technical solution [4]) used:
«входной коллектор в виде конуса также с перфорированными стенками, слей МТ, расположенный между ними в виде свободной засыпки, хвостовик и головку…»“Cone-shaped inlet manifold also with perforated walls, MT slice located between them in the form of free filling, shank and head ...”
«…выходной коллектор расположен в зазоре между ТВС. Для этого наружный чехол выполнен в виде усеченного конуса…».“... the output collector is located in the gap between the fuel assemblies. For this, the outer cover is made in the form of a truncated cone ... ”
Технической задачей является повышение среднесмешанной температуры на выходе активной зоны до температуры насыщения и повышении выгорания урана за счет компенсации запаса реактивности на выгорание посредством изменения плотности теплоносителя-замедлителя (например, воды при ее закипании/кипении).The technical task is to increase the average mixed temperature at the outlet of the core to the saturation temperature and increase the burnup of uranium by compensating for the reactivity margin for fading by changing the density of the coolant-moderator (for example, water when it boils / boils).
Решение указанной технической задачи обеспечит оптимальность использования возможностей активной зоны на основе микротвэлов: например, возможность иметь примерно в 10 раз большую поверхность теплообмена, в отсутствие ограничений по кризису теплообмена практически при любом значении паросодержания, максимальное приращение энтальпии может иметь место примерно в центре по высоте активной зоны, поэтому кипение теплоносителя-замедлителя обеспечит более эффективное воздействие на реактивность и, соответственно, позволит создать техническую возможность компенсировать большой запас реактивности за счет изменения плотности теплоносителя-замедлителя при его кипении.The solution of this technical problem will ensure optimal use of the capabilities of the core based on microfuel: for example, the ability to have about 10 times the heat transfer surface, in the absence of restrictions on the heat transfer crisis at almost any vapor content, the maximum enthalpy increment can occur approximately in the center along the height of the active zones, therefore, boiling of the coolant-moderator will provide a more effective effect on reactivity and, accordingly, will create a technical It is possible to compensate for a large reactivity margin due to a change in the density of the coolant-moderator during its boiling.
Техническая задача решается за счет оптимизации объемного кипения теплоносителя (воды) в «свежей» ТВС, причем массовое паросодержание, достаточное для получения среднесмешанной температуры, равной температуре насыщения, реализуется посредством предложенной совокупности существенных признаков. Совокупность существенных признаков для объекта «Устройство».The technical problem is solved by optimizing the volume boiling of the coolant (water) in the “fresh” fuel assemblies, and the mass vapor content sufficient to obtain the average mixed temperature equal to the saturation temperature is realized through the proposed combination of essential features. The set of essential features for the device object.
Ядерный реактор с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов, включающий разнородные ТВС, размещенные в засыпке в распределенных радиальных зонах, прилегающих к входному и выходному коллекторам, с возможностью образования поперечного течения теплоносителя и с возможностью извлечения отработавших, перемещения оставшихся и догрузки «свежих ТВС», средство регулировки реактивности ядерного реактора, при этом дополнительно размещаемые «свежие ТВС» выполнены без средства регулировки реактивности ядерного реактора - выгорающего поглотителя, а средство регулировки реактивности ядерного реактора выполнено в виде комплекса взаимосвязанных элементов управления изменениями плотности теплоносителя при его закипании/кипении.A pressurized water nuclear reactor with a microfuel-based core, including heterogeneous fuel assemblies placed in a bed in distributed radial zones adjacent to the inlet and outlet manifolds, with the possibility of forming a cross-flow of the coolant and with the possibility of extracting spent, moving remaining and loading “fresh” FA ", a means of adjusting the reactivity of a nuclear reactor, while additionally placed" fresh FAs "are made without means of adjusting the reactivity of a nuclear reactor - burnout the absorber, and the means for adjusting the reactivity of a nuclear reactor is made in the form of a set of interrelated elements for controlling changes in the density of the coolant during its boiling / boiling.
- причем в качестве теплоносителя используют воду.- moreover, water is used as a heat carrier.
- наружный чехол и входной коллекторы выполнены цилиндрообразной формы.- the outer cover and the inlet manifolds are cylindrical.
- элементы управления изменениями плотности теплоносителя при его закипании/кипении включают средства изменения, поддержания и контроля среднесмешанной температуры теплоносителя в пределах 330-370°С.- controls for changes in the density of the coolant during its boiling / boiling include means for changing, maintaining and controlling the average mixed temperature of the coolant in the range of 330-370 ° C.
- средства изменения, поддержания и контроля объемного паросодержания включают средства изменения параметров температуры и/или давления теплоносителя.- means for changing, maintaining and controlling the volumetric steam content include means for changing the temperature and / or pressure of the coolant.
Также, как указано ранее, в качестве прототипа к объекту «Способ…» - «Способ осуществления работы ядерного реактора с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов» может рассматриваться известное техническое решение [4].Also, as mentioned earlier, as a prototype to the object "Method ..." - "Method for the operation of a nuclear reactor with water under pressure with an active zone based on microfuel" can be considered a well-known technical solution [4].
Совокупность существенных признаков для объекта «Способ».The set of essential features for the object "Method".
Способ осуществления работы ядерного реактора с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов, включающий одновременное размещение в активной зоне разнородных ТВС, формирование поперечного течения и объемного паросодержания теплоносителя в распределенных радиальных зонах, прилегающих к входному и выходному коллекторам, извлечение отработавших, перемещение оставшихся и догрузку «свежих ТВС», регулировку реактивности ядерного реактора, причем регулировку реактивности ядерного реактора осуществляют, поддерживая среднесмешанную температуру на выходе реактора в пределах +/-20°С. температуры насыщения, формируя в «свежих» тепловыделяющих сборках объемное паросодержание не менее 10% посредством регулирования интенсивности объемного кипения теплоносителя, при этомA method of operating a nuclear reactor with water under pressure with a microfuel-based core, including the simultaneous placement of dissimilar fuel assemblies in the core, the formation of the cross-flow and volumetric vapor content of the coolant in the distributed radial zones adjacent to the input and output collectors, extracting spent, moving remaining and reloading of "fresh fuel assemblies", adjusting the reactivity of a nuclear reactor, and adjusting the reactivity of a nuclear reactor is carried out, maintaining medium interfere with the reactor outlet temperature to within +/- 20 ° C. saturation temperature, forming in “fresh” fuel assemblies a volumetric vapor content of at least 10% by controlling the intensity of the volumetric boiling of the coolant, while
- на выходе активной зоны реактора поддерживают среднесмешанную температуру в пределах 330-370°С;- at the outlet of the reactor core, the average mixed temperature is maintained within 330-370 ° C;
- объемное паросодержание формируют путем изменения параметров температуры и/или давления теплоносителя;- volumetric steam content is formed by changing the temperature and / or pressure of the coolant;
- в зоне, прилегающей к входному коллектору, поддерживают объемное кипение теплоносителя с паросодержанием в пределах 7-10%;- in the area adjacent to the inlet manifold, support volumetric boiling of the coolant with a vapor content in the range of 7-10%;
- в зоне, прилегающей к выходному коллектору, поддерживают объемное кипение теплоносителя с паросодержанием в пределах 17-20%.- in the area adjacent to the outlet manifold, support volumetric boiling of the coolant with a vapor content in the range of 17-20%.
(Понятие: «…массовое паросодержание, достаточное для получения среднесмешанной температуры, равной температуре насыщения…»(Concept: "... mass vapor content sufficient to obtain a mean mixed temperature equal to the saturation temperature ..."
- см., например:- see, for example:
Интернет,…Влияние давления на температуру насыщения…Internet, ... Influence of pressure on saturation temperature ...
При внутреннем давлении в 68,9 кПа температура насыщения воды 89,6°С. Это значит, что кипение не произойдет, пока давление пара не достигнет 68,9 кПа.At an internal pressure of 68.9 kPa, the temperature of water saturation is 89.6 ° C. This means that boiling will not occur until the vapor pressure reaches 68.9 kPa.
http://www.xiron.ru/content/view/23191/28/…»)…http://www.xiron.ru/content/view/23191/28/...>)...
Сущность изобретения поясняется на фиг.1, 2 и 3.The invention is illustrated in figure 1, 2 and 3.
На фиг.1 представлена конструктивная схема ТВС с поперечным течением теплоносителя;Figure 1 presents a structural diagram of a fuel assembly with a transverse flow of coolant;
- на фиг.2 - пример расчета распределения паросодержания «для свежей» ТВС;- figure 2 is an example of calculating the distribution of steam content "for fresh" fuel assemblies;
- на фиг.3 приведено распределение мощности по высоте «свежей» ТВС при объемном кипении теплоносителя (в осях: Относительная высота (ТВС) / Относительная мощность).- figure 3 shows the distribution of power over the height of the "fresh" fuel assemblies with volumetric boiling of the coolant (in the axes: Relative height (FA) / Relative power).
Позициями на фигурах обозначены:The positions in the figures indicated:
1 - головка;1 - head;
2 - втулка;2 - sleeve;
3 - пружина;3 - spring;
4 - подпружиненная крышка;4 - a spring-loaded cover;
5 - входной коллектор;5 - input collector;
6 - наружный чехол;6 - outer cover;
7 - направляющие трубки для регулирующих стержней;7 - guide tubes for control rods;
8 - засыпка микротвэлов;8 - backfill of microfuel;
9 - опорное днище;9 - supporting bottom;
10 - хвостовик;10 - shank;
11 - стрелка указывает область максимального значения паросодержания;11 - the arrow indicates the region of the maximum vapor content;
12 - выходной коллектор (расположен снаружи от наружного чехла 6);12 - output collector (located outside of the outer cover 6);
13 - осевая линия ТВС;13 - the axial line of the fuel assembly;
14 - зона, прилегающая к входному коллектору 5;14 - zone adjacent to the input manifold 5;
18 - зона, прилегающая к выходному коллектору 12;18 - zone adjacent to the
14, 15, 16, 17, 18 - пять радиальных зон.14, 15, 16, 17, 18 - five radial zones.
На фиг. 3 показано, как существенно снижается мощность в центре ТВС по высоте за счет уменьшения плотности воды при кипении теплоносителя.In FIG. Figure 3 shows how the power in the center of a fuel assembly decreases significantly in height due to a decrease in the density of water during boiling of the coolant.
ТВС, согласно показанному на фиг. 1, работает следующим образом. Холодный теплоноситель (с отрицательным значением паросодержания) поступает через хвостовик 10 во входной коллектор 5. Через щели в стенках указанного коллектора 5 теплоноситель поступает в засыпку микротвэлов 8, в которой он нагревается и частично испаряется преимущественно в центре по высоте ТВС. Горячий теплоноситель и пароводяная смесь выходит через щели в наружном чехле 6 в пространство 12 (зазор) между соседними ТВС. Это пространство (снаружи от наружного чехла 6) является выходным коллектором 12.FAs, as shown in FIG. 1, works as follows. Cold coolant (with a negative value of vapor content) enters through the shank 10 into the inlet manifold 5. Through slots in the walls of the specified collector 5, the coolant enters the backfill of the microfuel 8, in which it is heated and partially evaporates mainly in the center along the height of the fuel assembly. Hot coolant and steam-water mixture leaves through the cracks in the outer cover 6 into the space 12 (gap) between adjacent fuel assemblies. This space (outside of the outer cover 6) is the
Далее пароводяная смесь выходит из ТВС через отверстия в блоке защитных труб (не показаны). При равномерном распределении плотности щелей в стенках коллекторов максимальное приращение паросодержания имеет место примерно в центре по высоте ТВС, что показано на фиг. 2, где приведены результаты теплогидравлического расчета, приведенные для радиальных зон ТВС.Next, the steam-water mixture leaves the fuel assembly through openings in the protective tube block (not shown). With a uniform distribution of the density of cracks in the walls of the reservoirs, the maximum increase in vapor content occurs approximately in the center along the height of the fuel assembly, as shown in FIG. 2, where the results of the thermal-hydraulic calculation are presented for radial zones of fuel assemblies.
Зона 14, ближайшая к осевой линии 13, - есть входной коллектор 5 с относительно «холодным» паром (отрицательное значение паросодержания).Zone 14, closest to the centerline 13, is the input manifold 5 with relatively “cold” steam (negative value of steam content).
Крайняя, наиболее удаленная от осевой линии 13 зона - это выходной коллектор 12, а прилегающая к нему в направлении к осевой линии - одна из пяти радиальных зон (зона 18) в засыпке, это зона, в которой имеет место развитое объемное кипение с максимальным паросодержанием 17-20% (показано стрелкой 18).The extreme zone farthest from the center line 13 is the
Причем непосредственно в самом выходном коллекторе 12 максимальное паросодержание (на выходе «свежей» ТВС) поддерживают в пределах 9%.Moreover, directly in the
Такое паросодержание обеспечивает среднесмешанную температуру на выходе активной зоны (выходной коллектор 12), примерно равную температуре насыщения.This vapor content provides an average mixed temperature at the outlet of the active zone (output collector 12), approximately equal to the saturation temperature.
Контроль, своевременное регулирование предварительно устанавливаемых, согласно расчетам, необходимых для поддержания заданных параметров теплоносителя пропускной способности средств обеспечения регулировки реактивности ядерного реактора, осуществляют, поддерживая указанную пропускную способность, обеспечивающую среднесмешанную температуру на выходе реактора в пределах +/- 20°С от температуры насыщения и формируя в «свежих» тепловыделяющих сборках объемное паросодержание не менее 10% за счет регулирования интенсивности объемного кипения теплоносителя, при этом используют в качестве средств обеспечения соответствующие известные датчики температуры, давления, насыщения, соединенные с программно обеспечивающими средствами, соотносящими исходные сигналы от датчиков к исполнительным органам регулирования в заданных пределах температуры, давления, насыщения.Monitoring, timely regulation of pre-installed, according to the calculations necessary to maintain the specified parameters of the coolant bandwidth means to ensure the regulation of reactivity of a nuclear reactor, is carried out, maintaining the specified bandwidth, providing an average mixed temperature at the outlet of the reactor within +/- 20 ° C of saturation temperature and forming in "fresh" fuel assemblies a volumetric vapor content of at least 10% due to the regulation of the volumetric intensity Eapen coolant, the use as security means corresponding known temperature sensors, pressure, saturation, coupled to the program providing means, correlating the baseband signals from the sensors to the actuators, regulators within a predetermined range of temperature, pressure, saturation.
Упомянутые датчики (не показаны), исполнительные органы регулирования (не показаны) установлены с возможностью съема показателей и регулирования потоков теплоносителя в областях: - входного коллектора 5, области максимального значения паросодержания 11, выходного коллектора 12, зоны 14, прилегающей к входному коллектору 5, зоны 18, прилегающей к выходному коллектору 12, пяти радиальных зон 14, 15, 16, 17, 18.The mentioned sensors (not shown), executive control bodies (not shown) are installed with the possibility of taking readings and regulating the coolant flows in the areas of: - the inlet manifold 5, the region of the
Указанное обеспечивает объемное кипение в «свежей» ТВС, что приводит к компенсации запаса реактивности на выгорание в период между перегрузками топлива.The specified provides volumetric boiling in the “fresh” fuel assemblies, which leads to compensation of the reactivity margin for burnup between fuel overloads.
Образование большого паросодержания в центре по высоте ТВС приводит к сильному уменьшению реактивности за счет меньшей плотности пароводяной смеси по сравнению с плотностью воды. То есть применительно к используемому типу реактора («реактор с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов»), соответственно, нет необходимости иметь выгорающий поглотитель или иной поглотитель нейтронов. В области пониженной плотности замедлителя увеличивается поглощение нейтронов в резонансах урана-238 с образованием плутония-239. Повышенное накопление плутония приводит к увеличению выгорания.The formation of a large vapor content in the center along the height of the fuel assembly leads to a significant decrease in reactivity due to the lower density of the steam-water mixture in comparison with the density of water. That is, in relation to the type of reactor used (“a pressurized water reactor with a microfuel-based core”), accordingly, there is no need for a burnable absorber or other neutron absorber. In the region of low density of the moderator, the absorption of neutrons in the resonances of uranium-238 increases with the formation of plutonium-239. Increased plutonium accumulation leads to increased burnup.
На фиг. 3 показано как сильно уменьшается мощность в центре за счет уменьшения размножающих свойств при увеличении паросодержания в центре ТВС.In FIG. Figure 3 shows how much the power in the center decreases due to a decrease in the breeding properties with an increase in the vapor content in the center of the fuel assembly.
Предложенное изобретение обеспечивает повышение среднесмешанной температуры на выходе активной зоны, в среднем, примерно 350°С, т.е. позволяет в максимальной степени использовать потенциал водяного теплоносителя. В свою очередь это позволяет повысить КПД паротурбинной установки до 39%. Объемное кипение в «свежей» ТВС приводит к компенсации запаса реактивности на выгорание в период между перегрузками топлива, т.е. без выгорающего поглотителя и без воздействия регулирующих стержней. В свою очередь это увеличивает выгорание на 20% при 4-х годовой продолжительности кампании.The proposed invention provides an increase in the average mixed temperature at the outlet of the core, on average, about 350 ° C, i.e. allows you to maximize the potential of the water coolant. In turn, this allows to increase the efficiency of the steam turbine plant up to 39%. Volume boiling in “fresh” fuel assemblies leads to compensation of the reactivity margin for burnup between fuel overloads, i.e. without burnable absorber and without the influence of control rods. In turn, this increases burnup by 20% with a 4-year campaign duration.
Claims (10)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012105061/07A RU2475869C1 (en) | 2012-02-15 | 2012-02-15 | Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012105061/07A RU2475869C1 (en) | 2012-02-15 | 2012-02-15 | Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2475869C1 true RU2475869C1 (en) | 2013-02-20 |
Family
ID=49121145
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012105061/07A RU2475869C1 (en) | 2012-02-15 | 2012-02-15 | Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2475869C1 (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2010365C1 (en) * | 1985-09-20 | 1994-03-30 | Форшунгсцентрум Юлих Гмбх | Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating |
| WO2002001576A1 (en) * | 2000-06-29 | 2002-01-03 | Eskom | Nuclear reactor of the pebble bed type |
| RU2236048C1 (en) * | 2003-10-14 | 2004-09-10 | Жуков Николай Анатольевич | Nuclear reactor |
-
2012
- 2012-02-15 RU RU2012105061/07A patent/RU2475869C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2010365C1 (en) * | 1985-09-20 | 1994-03-30 | Форшунгсцентрум Юлих Гмбх | Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating |
| WO2002001576A1 (en) * | 2000-06-29 | 2002-01-03 | Eskom | Nuclear reactor of the pebble bed type |
| RU2236048C1 (en) * | 2003-10-14 | 2004-09-10 | Жуков Николай Анатольевич | Nuclear reactor |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ВВЭР с микротвэлами (утв. Г.А. Филипповым). - М.: ВНИИАМ, 2003, с.6-15. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6512805B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
| US11367537B2 (en) | Annular nuclear fuel pellets with central burnable absorber | |
| JPS5844237B2 (en) | Nuclear reactor core fuel loading and operation method | |
| US4629599A (en) | Burnable absorber arrangement for fuel bundle | |
| US20100054389A1 (en) | Mixed oxide fuel assembly | |
| JPH04128688A (en) | Fuel assembly and reactor core | |
| Liu et al. | Core design for super fast reactor with all upward flow core cooling | |
| Hibi et al. | Conceptual designing of reduced-moderation water reactor with heavy water coolant | |
| RU2541516C1 (en) | Operating method of nuclear reactor in thorium fuel cycle with extended reproduction of isotope 233u | |
| US10726958B2 (en) | Fuel assembly for a nuclear power boiling water reactor | |
| JPH0378599B2 (en) | ||
| RU2475869C1 (en) | Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method | |
| JP4558477B2 (en) | Boiling water reactor fuel assemblies | |
| US4293380A (en) | Reactor and fuel assembly design for improved fuel utilization in liquid moderated thermal reactors | |
| Wang et al. | Preliminary study on physical characteristics of single‐pass super‐critical water‐cooled reactor core | |
| Shaposhnik et al. | Shutdown margin for high conversion BWRs operating in Th-233U fuel cycle | |
| Mohamed | Study of using zirconium as a reflector for light water reactors | |
| JP4137457B2 (en) | Boiling water reactor fuel assembly and nuclear reactor | |
| Trianti et al. | Neutronic Performance of Small Long-Life Boiling Water Reactor Using Thorium as Fuel and the Addition of Protactinium as Burnable Poisons | |
| JP4800659B2 (en) | ABWR core with high conversion ratio that can be a breeding reactor | |
| Kumar et al. | On the physics design of advanced heavy water reactor (AHWR) | |
| Aziz | Analysis of Small Modular SMART Reactor Core Fuel Burn up using MCNPX code | |
| Kumar et al. | Physics Design of Advanced Heavy Water Reactor | |
| Heidet et al. | Feasibility study on AFR-100 fuel conversion from uranium-based fuel to thorium-based fuel | |
| RU2558656C1 (en) | Fuel assembly (versions) and operation method thereof |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20210216 |