RU2549829C1 - Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания - Google Patents

Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания Download PDF

Info

Publication number
RU2549829C1
RU2549829C1 RU2014103266/07A RU2014103266A RU2549829C1 RU 2549829 C1 RU2549829 C1 RU 2549829C1 RU 2014103266/07 A RU2014103266/07 A RU 2014103266/07A RU 2014103266 A RU2014103266 A RU 2014103266A RU 2549829 C1 RU2549829 C1 RU 2549829C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
height
active zone
rods
core
Prior art date
Application number
RU2014103266/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Виктор Николаевич Леонов
Александр Викторович Лопаткин
Елена Александровна Родина
Юрий Васильевич Чернобровкин
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ"
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 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом", Частное учреждение Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" "Инновационно-технологический центр проекта "ПРОРЫВ" filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to RU2014103266/07A priority Critical patent/RU2549829C1/ru
Priority to PCT/RU2014/000897 priority patent/WO2015115931A1/ru
Priority to CN201480074067.8A priority patent/CN106133843B/zh
Priority to JP2016548234A priority patent/JP6695804B2/ja
Priority to CA2937670A priority patent/CA2937670C/en
Priority to KR1020167020329A priority patent/KR101823439B1/ko
Priority to US15/112,578 priority patent/US9685244B2/en
Priority to EP14881368.6A priority patent/EP3101657B1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2549829C1 publication Critical patent/RU2549829C1/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/045—Pellets
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов. Активная зона содержит три части - центральную, промежуточную и периферийную, которые сформированы тепловыделяющими сборками с твэлами с различной высотой топливного столба в твэлах центральной, промежуточной и периферийной частей при одинаковой оболочке. Радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в продольном сечении ступенчатой формой. Радиус центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 эффективного радиуса активной зоны, а высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны. Технический результат - упрощение конструкции активной зоны с отрицательным пустотным эффектом реактивности и эффективное выравнивание энерговыделения по ее радиусу. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.
Перспективное развитие атомной энергетики связано с созданием энергетических реакторов на быстрых нейтронах, применение которых позволит решить принципиальные проблемы эффективного и безопасного использования ядерного топлива при замыкании ядерного топливного цикла и обеспечения экологической безопасности. В настоящее время ведется разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах нового поколения с нитридным уран-плутониевым топливом и свинцовым теплоносителем. Выбор принципиальных конструктивных решений и обеспечение безопасности таких ядерных реакторов в значительной мере базируется на исследовании различных коэффициентов и эффектов реактивности, значение которых зависит в первую очередь от ядерных и физических свойств топлива, теплоносителя и других материалов, а также от размеров и конструкции активной зоны.
Известна конструкция реактора БН-800, активная зона которого составлена из тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы, в средней части которых размещено уран-плутониевое топливо, а в торцовых зонах размещены верхние и нижние воспроизводящие экраны (Багдасаров Ю.Е., Кочетков Л.А. и другие. Реактор БН-800 - новый этап развития реакторов на быстрых нейтронах. IAEA-SM, №284/41, vol.2, p 209-216, 1985). Внутри корпуса ТВС размещены стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы), по зазорам между твэлами снизу вверх проходит теплоноситель - расплавленный натрий. Недостатком реактора БН-800 с позиций ядерной безопасности является высокое значение натриевого пустотного эффекта реактивности. Это существенно снижает ядерную безопасность реактора в аварийных ситуациях, приводящих к кипению натрия или к осушению активной зоны.
Известна активная зона большого реактора на быстрых нейтронах с центральной полостью, которая способна подавлять натриевый пустотный эффект реактивности до минимального значения и гарантировать безопасность в переходных процессах без аварийной остановки реактора (Ru 2126558). Активная зона в соответствии с этим изобретением выполнена в виде ТВС, которые установлены по кольцу и формируют центральную полость значительных размеров, системы управляющих стержней, а также устройств и материалов, которые могут поступать внутрь полости для аварийной остановки реактора. Изобретение позволяет уменьшить пустотный эффект реактивности за счет увеличения утечки нейтронов через полость значительного размера в центральной части активной зоны в условиях потери или кипения натриевого теплоносителя. Однако использование активной зоны такой конфигурации приводит к увеличению габаритов реактора и снижению экономических показателей РУ.
Известна модифицированная конструкция быстрого натриевого реактора с уран-плутониевым топливом (Ru 2029397). Активная зона этого реактора, как и реактора БН-600, составлена из ТВС шестигранной формы, в средней части которых размещено уран-плутониевое топливо, а в торцовых зонах размещены верхние и нижние воспроизводящие экраны. В центральной части каждой ТВС на высоту активной зоны и воспроизводящих экранов выполнена сквозная полость диаметром 0,3÷0,8 от эффектного диаметра ТВС. Остальные твэлы размещены внутри корпуса ТВС с зазорами между собой, по которым снизу вверх проходит теплоноситель - расплавленный натрий. Такая конструкция ТВС обеспечивает увеличение утечки нейтронов из активной зоны реактора в торцовые отражатели при аварийных ситуациях, за счет чего достигается уменьшение натриевого пустотного эффекта реактивности. Снижение реактивности и увеличение утечки нейтронов через сквозную полость в ТВС достигается только при удалении значительного количества твэлов из центральной части ТВС. Использование такого решения приводит к снижению мощности реактора или к необходимости повысить обогащение ядерного топлива или увеличить размеры активной зоны.
Однако в активной зоне такой конструкции не обеспечивается высокий уровень утечки нейтронов из активной зоны реактора в торцовые отражатели при аварийных ситуациях, что не позволяет значительно уменьшить натриевый пустотный эффект реактивности. Это обусловлено тем, что утечка нейтронов и снижение пустотного эффекта реактивности реализуется за счет использования большого количества (n) полостей относительно небольшого диаметра, которые расположены в центре каждой ТВС. Расчеты показывают, что использование для этих целей одной полости заданного объема обеспечивает в n
Figure 00000001
 раз большую эффективность утечки нейтронов по сравнению с суммарным эффектом утечки нейтронов через n каналов, которые имеют такой же суммарный объем.
Известен быстрый реактор со свинцовым теплоносителем, который включает активную зону с зональным распределением уран-плутониевого нитридного ядерного топлива по ее радиусу (Ru 2173484). Ядерное топливо расположено в оболочках твэлов, зазор между топливом и оболочкой заполнен материалом с высокой теплопроводностью, например свинцом. Твэлы собраны в ТВС, которые охлаждаются свинцовым теплоносителем. Массовое соотношение урана и плутония в топливе выбрано в интервале от 5,7 до 7,3 и одинаково по всей активной зоне. Активная зона выполнена с радиальным зонированием размещения топлива и содержит по крайней мере две подзоны: центральную и периферийную. В периферийной подзоне размещено больше топлива и меньше теплоносителя, чем в центральной подзоне. Распределение содержания ядерного топлива и теплоносителя в подзонах осуществляется путем изменения величины шага между твэлами и/или использования твэлов с разными диаметрами в центре и на периферии. В верхней части твэлов размещены газовые полости высотой не менее 0,8 высоты топливного столба.
Изобретение позволяет обеспечить равномерность скоростей выгорания топлива и скоростей воспроизводства плутония в центральной части и на периферии активной зоны, снизить разность температур твэлов и теплоносителя по радиусу, а также повысить ядерную безопасность реактора в случае возникновения аварийных ситуаций, например, связанных с потерей теплоносителя. Подробно описанная в этом изобретении конструкция реактора, активной зоны, ТВС и твэлов позволяет получить и другие технические результаты, в частности снизить запас реактивности реактора до оптимального уровня, улучшить теплопередачу от топлива к оболочкам твэлов, снизить термомеханическое взаимодействие топлива с оболочками твэлов, снизить давление внутри твэлов. Зональное профилирование содержания уран-плутониевого нитридного топлива и теплоносителя по радиусу активной зоны в изобретении по патенту Ru 2173484 осуществляют или за счет использования в центральных и периферийных ТВС твэлов с разными диаметрами и/или использования разной плотности их компоновки. Так, в частности, отношение диаметров твэлов ТВС периферийной подзоны и твэлов ТВС центральной подзоны выбрано равным 1,12, а отношение шагов между твэлами ТВС центральной подзоны и между твэлами ТВС в периферийной подзоне выбрано равным 1,18. Таким образом практическое использование этого изобретения связано с необходимостью организации производства ядерного топлива, твэлов и ТВС нескольких типоразмеров, что приводит к увеличению затрат на производство ядерного топлива.
Задача изобретения состоит в создании простой конструкции активной зоны реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем большой мощности с высоким уровнем внутренне присущей безопасности и эффективным выравниванием энерговыделения по радиусу активной зоны.
Технический результат изобретения состоит в формировании конструкции активной зоны с отрицательным или близким к нулю пустотным эффектом реактивности и с эффективным выравниванием энерговыделения по радиусу активной зоны.
Технический результат достигается тем, что активная зона реактора большой мощности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит однородное уран-плутониевое нитридное топливо с определенной массовой долей топлива (т.е. объемной долей с корректировкой на плотность топлива путем умножения на отношение плотности используемого топлива к теоретической плотности εm=εν·ρи/ρт), причем топливо размещено в геометрически одинаковых оболочках цилиндрических твэлов, твэлы размещены в ТВС, которые формируют центральную, промежуточную и периферийную части активной зоны, причем твэлы ТВС центральной, промежуточной и периферийной частей активной зоны выполнены с различной высотой топливного столба, а радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой.
В соответствии с частным вариантом решения технический результат достигается тем, что при массовой доле εm>0,305 диаметр центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 от эффективного диаметра активной зоны, высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку) для диаметров, лежащих в диапазоне от 0,5 до 0,85 от эффективного диаметра активной зоны, выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.
В соответствии с частным вариантом решения ТВС для создания центральной и промежуточной частей активной зоны (содержащая корпус, головку, чехол, хвостовик, и размещенные между ними с помощью дистанцирующих элементов твэлы) при массовой доле εm>0,305 содержит твэлы с высотой топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны, выбранной в диапазоне от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, а высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку), выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.
Твэл (содержащий трубчатую оболочку с торцевыми заглушками, внутри оболочки размещены уран-плутониевое топливо, конструктивные элементы и газовая полость) для создания ТВС центральной части активной зоны содержит топливный столб с высотой от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, а для создания ТВС, формирующих ступенчатую промежуточную часть активной зоны (как минимум одну ступеньку) содержит топливный столб с высотой в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах периферийной части, в верхней части газовой полости размещено средство для поглощения нейтронов, например стержень из карбида вольфрама.
Предлагаемая конструкция активной зоны, а также ТВС и твэла для формирования ее центральной части может быть положена в основу создания реактора с внутренне присущими свойствами безопасности:
- отрицательным пустотным эффектом при изменении плотности свинца во всем реакторе;
- отрицательным коэффициентом реактивности при изменении плотности свинца во всем реакторе,
- существенно меньшим положительным плотностным эффектом по теплоносителю в активной зоне реактора, что способствует росту иммунитета против ряда тяжелых аварий.
Сущность изобретения состоит в особенности конструкции центральной части активной зоны, которая оказывает значительное влияние на характеристики безопасности реактора на быстрых нейтронах. Предложенное распределение топлива в активной зоне, которое характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой, по своему влиянию на пустотный эффект сравнимо с эффектом от уплощения центральной части активной зоны, что увеличивает утечку нейтронов и позволяет достичь для этой части отрицательного значения пустотного эффекта. Этот эффект в совокупности с влиянием бокового и торцевых отражателей, а также поглотителя нейтронов, установленного в верхней части твэлов, обеспечивает достижение отрицательного значения пустотного эффекта и для всего реактора.
Увеличение избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора, как следует из баланса нейтронов, является основным «инструментом» снижения пустотных эффектов реактивности. Такое увеличение избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора способствует радикальному снижению положительных пустотных эффектов для активных зон больших объемов и даже достижению отрицательных пустотных эффектов для всех зон реактора.
Для повышения избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора используются:
- высокоплотное топливо, в том числе мононитридное;
- композиции активных зон с повышенной долей топлива, увеличенным диаметром твэлов и т.п.
- уплощенные геометрические формы активной зоны.
Геометрические размеры активной зоны напрямую определяют уровень утечки и величины пустотных эффектов. При жестких нейтронных спектрах, повышенных долях топлива в активной зоне и, следовательно, высоких уровнях избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора и экономном расходовании нейтронов максимизация утечки с целью подавления пустотных эффектов сводится, по существу, к двум типам геометрических компоновок:
радикально уплощенным активным зонам, в которых можно достигнуть относительно больших объемов и интегральных мощностей, и
модульным конфигурациям с относительно небольшими единичными объемами и мощностями.
Расчеты подтверждают, что все активные зоны с плотным топливом, увеличенной долей топлива и, следовательно, повышенной генерацией нейтронов на одно деление обладают заметно сниженными пустотными эффектами.
Концепция активных зон с плотными топливами и плотными компоновками с относительно большими долями топлива в активной зоне, когда весь запас избыточных нейтронов направлен на снижение пустотных эффектов реактивности, является наиболее привлекательной для реализации гарантированного подавления риска тяжелых аварий.
Из общих соображений ясно, что для придания реакторам внутренне присущей безопасности, пустотные эффекты реактивности должны быть отрицательными по величине и небольшими по модулю, поскольку большие по модулю отрицательные эффекты реактивности в ряде аварийных ситуаций могут вызвать быстрый и опасный ввод положительной реактивности.
Достижение критической загрузки при уменьшении высоты топлива в центральной части активной зоны достигается путем увеличения высоты топливных столбов в направлении от центра к периферийной части активной зоны. В предложенной конструкции активной зоны выравнивание энерговыделения достигается за счет размещения топлива в форме ступеней, сформированных ТВС с разной высотой топливных столбов (массы топлива) в твэлах. Особенностью предлагаемого решения является реализация ступенчатого радиального распределения топлива в центральной, промежуточной и периферийной частях активной зоны с помощью использования в этих частях активной зоны топлива с однородной по обогащению топливной композицией, а твэлов и ТВС с идентичными геометрическими параметрами.
На фиг.1 приведены продольные сечения твэлов для ТВС периферийной, промежуточной и центральной частей активной зоны реактора, выполненные в соответствии с предложенным решением.
На фиг.2 приведена схема размещения ядерного уран-плутониевого топлива в активной зоне реактора в соответствии с предложенным решением, которое характеризуется в продольном осевом сечении ступенчатой формой.
Твэл ТВС для формирования периферийной части активной зоны (фиг.1а) состоит из трубчатой оболочки 1 с концевыми деталями 2 и 3, внутри оболочки 1 размещено уран-плутониевое топливо 4 в виде столба высотой Н. В верхней части твэла сформирована полость 5, заполненная инертным газом. В верхней части газовой полости 5 размещено средство для поглощения нейтронов, например стержень 6 из карбида вольфрама высотой 5 см, а также конструктивный элемент для фиксации топлива, выполненный, например, в форме пружины 7.
Твэл ТВС для формирования центральной части активной зоны и промежуточной части, которая в продольном сечении характеризуется ступенчатой формой распределения топлива (фиг.1в) состоит из трубчатой оболочки 1 с концевыми деталями 2 и 3, внутри оболочки 1 размещено уран-плутониевое топливо 4 в виде столба топливных таблеток высотой h. Высота h задается в диапазоне от 0,5 до 0,8 Н для центральной части и от 0,55 до 0,9 Н для промежуточной. В верхней части твэла сформирована полость 5, заполненная инертным газом. В верхней части газовой полости 5 размещено средство для поглощения нейтронов, например, стержень 6 из карбида вольфрама высотой 5 см, а также конструктивный элемент для фиксации топлива, выполненный, например, в форме пружины 7.
На фиг.2 представлена схема размещения уран-плутониевого топлива в активной зоне, которая в поперечном осевом сечении характеризуется ступенчатой формой. При реализации этой схемы ТВС промежуточная часть активной зоны в пределах диаметра от d1 до d2 образует ступень и содержит твэлы, схема которых представлена на фиг.1в. Диаметр центральной части активной зоны d1 выбирается от 0,4 до 0,5 от ее эффективного диаметра D. Группа ТВС промежуточной части расположена в пределах диаметра d2, который выбирается в диапазоне от 0,5 до 0,85 эффективного диаметра активной зоны D и содержит твэлы с высотой топливного столба h.
В предлагаемом изобретении ТВС и твэлы активной зоны формируют ступенчатую форму распределения. Заявителем не обнаружено технических решений, содержащих признаки, связанные с формированием патентуемого распределения топлива в активной зоне, которое характеризуется в продольном осевом сечении ступенчатой формой. Такое решение по простоте и используемым средствам принципиально отличается от реализации зонального распределения топлива с помощью изменения диаметра твэлов и шага их размещения по радиусу активной зоны. Уменьшение высоты топлива в центральной части активной зоны приводит к пространственно-энергетическому перераспределению потока нейтронов, увеличению утечки нейтронов из центральной части активной зоны и, следовательно, к уменьшению положительной составляющей пустотного эффекта реактивности. Этот эффект в совокупности с влиянием бокового и торцевых отражателей, а также влиянием поглотителя нейтронов, размещенного в верхней части газовой полости твэла, обеспечивает достижение отрицательного значения пустотного эффекта для реактора в целом.
По аналогии с описанной выше трехступенчатой схемой размещения топлива может быть реализована активная зона с четырьмя и более ступенями, сформированными ТВС с различной высотой топлива в твэлах. Выбор высоты топлива в твэлах ТВС центральной части активной зоны влияет на распределение мощности по ее радиусу. Результаты расчетов показывают, что ступенчатая форма распределения топлива в активной зоне приводит к более равномерному распределению мощности по радиусу активной зоны. Различная высота топлива в твэлах стержневого типа ТВС, которая ступенчато увеличивается от центра активной зоны к ее периферии дает возможность уменьшить неравномерность распределения мощности по радиусу активной зоны, что позволяет повысить среднюю энергонапряженность и оптимизировать топливную загрузку активной зоны.
Пример реализации активной зоны реактора БР-1200 на основе предлагаемого технического решения при радиальным распределением топлива по объему активной зоны, которое характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой. Активная зона реактора БР-1200 со свинцовым теплоносителем тепловой мощностью 2800 МВт с эффективным диаметром 576 см сформирована из 692 чехловых ТВС, каждая из которых содержит 169 твэлов с уран-плутониевым нитридным топливом. Подогрев теплоносителя в активной зоне составляет 120°C, а максимальная скорость теплоносителя около 2 м/с. Первая ступень центральной части активной зоны содержит 127 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 68 см. Вторая ступень центральной части активной зоны содержит 270 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 78 см. Периферийная часть активной зоны содержит 295 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 88 см. Все твэлы ТВС центральной, промежуточной и периферийной частей активной зоны выполнены с наружным диаметром оболочки 10,0 мм и размещены в треугольной решетке с шагом 13 мм. Отношение диаметра центральной части активной зоны к ее эффективному диаметру составляет 0,404, а отношение высот топлива в твэлах первой и второй ступени центральной части активной зоны к высоте топлива в периферийной ее части составляет, соответственно, 0,77 и 0, 89.
В реализованном примере активной зоны быстрого реактора со свинцовым теплоносителем мощностью 2800 МВТ активная зона состоит из чехловых ТВС, в которой используется принцип ступенчатого профилирования топливной загрузки по радиусу активной зоны высотой топливного столба при использовании твэлов с геометрически одинаковыми оболочками, достигается выравнивание поля энерговыделения с коэффициентом неравномерности по радиусу, не превышающим 1,27 и отрицательным пустотным эффектом для всего реактора. Таким образом, преимущества предлагаемой конструкции активной зоны со ступенчатым размещением топлива по ее радиусу, а также конструкций ТВС и твэлов для ее реализации позволяют повысить безопасность реакторной установки со свинцовым теплоносителем большой мощности и создать базу для повышения его технико-экономических характеристик.

Claims (4)

1. Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит однородное уран-плутониевое нитридное топливо, которое размещено в геометрически одинаковых оболочках цилиндрических твэлов, твэлы размещены в ТВС, которые формируют, центральную, промежуточную и периферийную части активной зоны, причем твэлы ТВС различных частей активной зоны выполнены с различной высотой топливного столба, а радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой.
2. Активная зона по п.1, отличающаяся тем, что при массовой доле εm>0,305 диаметр центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 от эффективного диаметра активной зоны, высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку) для диаметров, лежащих в диапазоне от 0,5 до 0,85 от эффективного диаметра активной зоны, выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.
3. ТВС для создания центральной и промежуточной частей активной зоны по п.1 или п.2, содержащая корпус, головку, чехол, хвостовик и размещенные между ними с помощью дистанцирующих элементов твэлы, отличающаяся тем, что при массовой доле εm>0,305 она содержит твэлы, высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку), выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.
4. Твэл для создания ТВС по п.3, содержащий трубчатую оболочку с торцевыми заглушками, внутри оболочки размещены уран-плутониевое топливо, конструктивные элементы и газовая полость, отличающийся тем, что он содержит топливный столб с высотой от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, и топливные столбы, формирующие ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку), высотой от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах периферийной части, а в верхней части газовой полости размещено средство для поглощения нейтронов, например стержень из карбида вольфрама.
RU2014103266/07A 2014-01-31 2014-01-31 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания RU2549829C1 (ru)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014103266/07A RU2549829C1 (ru) 2014-01-31 2014-01-31 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания
PCT/RU2014/000897 WO2015115931A1 (ru) 2014-01-31 2014-11-27 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
CN201480074067.8A CN106133843B (zh) 2014-01-31 2014-11-27 铅冷快速反应堆的活性区域
JP2016548234A JP6695804B2 (ja) 2014-01-31 2014-11-27 鉛冷却形式の高速原子炉の炉心
CA2937670A CA2937670C (en) 2014-01-31 2014-11-27 Active zone of a lead-cooled fast reactor
KR1020167020329A KR101823439B1 (ko) 2014-01-31 2014-11-27 납-냉각 고속 원자로의 활성 영역
US15/112,578 US9685244B2 (en) 2014-01-31 2014-11-27 Active zone of lead-cooled fast reactor
EP14881368.6A EP3101657B1 (en) 2014-01-31 2014-11-27 Active zone of a lead-cooled fast reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014103266/07A RU2549829C1 (ru) 2014-01-31 2014-01-31 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2549829C1 true RU2549829C1 (ru) 2015-04-27

Family

ID=53289907

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014103266/07A RU2549829C1 (ru) 2014-01-31 2014-01-31 Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9685244B2 (ru)
EP (1) EP3101657B1 (ru)
JP (1) JP6695804B2 (ru)
KR (1) KR101823439B1 (ru)
CN (1) CN106133843B (ru)
CA (1) CA2937670C (ru)
RU (1) RU2549829C1 (ru)
WO (1) WO2015115931A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2782232C1 (ru) * 2022-02-03 2022-10-25 Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108597625B (zh) * 2018-05-08 2019-04-09 西安交通大学 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置
RU2691628C1 (ru) * 2018-09-03 2019-06-17 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Твэл ядерного реактора

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1992001290A1 (en) * 1990-07-10 1992-01-23 General Electric Company Steam cooled nuclear reactor with bi-level core
WO1992001299A1 (en) * 1990-07-10 1992-01-23 General Electric Company Fuel-bundle inversion for dual-phase nuclear reactors
RU2126558C1 (ru) * 1992-01-18 1999-02-20 Дориокуро Какуненрио Каихатсу Дзигиодан Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe
RU2142169C1 (ru) * 1993-10-21 1999-11-27 Фраматом Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3367837A (en) 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
US3575803A (en) * 1968-08-08 1971-04-20 Atomic Energy Commission Reactor fueling method
GB1285464A (en) * 1969-08-08 1972-08-16 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
GB1299768A (en) * 1969-09-27 1972-12-13 Siemens Ag Nuclear reactor installations
US3943036A (en) * 1969-09-27 1976-03-09 Siemens Aktiengesellschaft Fast breeder reactor
BE804246A (fr) * 1973-08-30 1974-02-28 Iljunin Vladimir G Reacteur nucleaire a neutrons rapides
JPS5050595A (ru) * 1973-09-04 1975-05-07
JPS61196195A (ja) * 1985-02-27 1986-08-30 株式会社日立製作所 高速増殖炉
FR2620438B1 (fr) * 1987-09-11 1989-12-01 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation de nitrure d'uranium et/ou de plutonium utilisable comme combustible nucleaire
JP3067291B2 (ja) * 1991-07-25 2000-07-17 株式会社日立製作所 原子炉燃料集合体
JPH07120580A (ja) * 1993-10-22 1995-05-12 Japan Atom Energy Res Inst 核燃料サイクル
RU2173484C1 (ru) * 2000-02-14 2001-09-10 Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем
JP3524884B2 (ja) * 2001-03-02 2004-05-10 三菱重工業株式会社 高速増殖炉
JP4746911B2 (ja) * 2005-04-27 2011-08-10 財団法人電力中央研究所 高速炉および高速炉施設の建設方法
CN101299351B (zh) * 2008-06-27 2011-09-07 张育曼 水冷双区增殖核反应堆堆芯及采用该堆芯的核反应堆
JP2012220325A (ja) * 2011-04-07 2012-11-12 Toshiba Corp 高速炉

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1992001290A1 (en) * 1990-07-10 1992-01-23 General Electric Company Steam cooled nuclear reactor with bi-level core
WO1992001299A1 (en) * 1990-07-10 1992-01-23 General Electric Company Fuel-bundle inversion for dual-phase nuclear reactors
RU2126558C1 (ru) * 1992-01-18 1999-02-20 Дориокуро Какуненрио Каихатсу Дзигиодан Активная зона большого реактора на быстрых нейтронах класса 1000 mwe
RU2142169C1 (ru) * 1993-10-21 1999-11-27 Фраматом Ядерный реактор на быстрых нейтронах

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2782232C1 (ru) * 2022-02-03 2022-10-25 Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах

Also Published As

Publication number Publication date
EP3101657A4 (en) 2017-08-30
CA2937670A1 (en) 2015-08-06
WO2015115931A1 (ru) 2015-08-06
CN106133843B (zh) 2018-09-07
CN106133843A (zh) 2016-11-16
EP3101657B1 (en) 2019-04-24
WO2015115931A8 (ru) 2015-10-08
EP3101657A1 (en) 2016-12-07
JP2017504034A (ja) 2017-02-02
US9685244B2 (en) 2017-06-20
CA2937670C (en) 2017-01-24
JP6695804B2 (ja) 2020-05-20
KR20160142277A (ko) 2016-12-12
KR101823439B1 (ko) 2018-01-30
US20160351278A1 (en) 2016-12-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP1085525B1 (en) Light water reactor core and fuel assembly
KR20110105384A (ko) 경수형 원자로용 핵연료 집합체(실시예), 경수형 원자로 및 핵연료 집합체의 연료 요소
CN110867261B (zh) 多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法
RU2549829C1 (ru) Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания
RU2691628C1 (ru) Твэл ядерного реактора
RU2549371C1 (ru) Активная зона, твэл и тепловыделяющая сборка реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем
US3396078A (en) Fuel arrangement for fast breeder reactor
JP4728250B2 (ja) プルトニウム非含有濃縮ウランを含む加圧水型原子炉用の燃料集合体および該燃料集合体を備えた炉心
JPS58135989A (ja) 沸騰水型原子炉燃料集合体
Hartanto et al. An optimization study on the excess reactivity in a linear breed-and-burn fast reactor (B&BR)
JP2007514141A5 (ru)
JPH03262993A (ja) 燃料集合体および原子炉
JP2000241582A (ja) 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心
Hartanto et al. An LEU-loaded long-life innovative sodium-cooled fast reactor (iSFR) with novel and passive safety devices
JP2003222694A (ja) 軽水炉炉心及び燃料集合体並びに制御棒
Sekimoto et al. Power flattening for sodium cooled metallic fuel CANDLE reactor by adding thorium in inner core
JP2004301831A (ja) 沸騰水型軽水炉炉心及び燃料集合体
US3703437A (en) Means for supporting fissile material in a nuclear reactor
Hartanto et al. A physics study on alternative reflectors in a compact sodium-cooled breed-and-burn fast reactor
RU2214633C2 (ru) Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора
Hoang et al. Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design
Hoang Core Design of a Small Pressurized Water Reactor with AP1000 Fuel Assembly Using SRAC and COBRA‐EN Codes
Mengjiao et al. A New Low Enrichment Uranium Core Design of MNSR
Hartanto et al. Application of FAST Passive Safety Device in a Compact Breed-and-Burn Fast Reactor (B&BR)
GB1373677A (en) Refuelling of nuclear reactors