RU2680252C1 - Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах - Google Patents
Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2680252C1 RU2680252C1 RU2018121270A RU2018121270A RU2680252C1 RU 2680252 C1 RU2680252 C1 RU 2680252C1 RU 2018121270 A RU2018121270 A RU 2018121270A RU 2018121270 A RU2018121270 A RU 2018121270A RU 2680252 C1 RU2680252 C1 RU 2680252C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- core
- uranium
- plutonium
- reactor
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 260
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 42
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 35
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 34
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 24
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 24
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims abstract description 20
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 19
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 17
- 230000033001 locomotion Effects 0.000 claims abstract description 16
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 14
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims abstract description 10
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(iv) oxide Chemical class [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 9
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 9
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 12
- 230000008569 process Effects 0.000 description 12
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 11
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 9
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 8
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 8
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 8
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 7
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 7
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 7
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 7
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 6
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 5
- 238000013461 design Methods 0.000 description 5
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 4
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 3
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 3
- 230000006870 function Effects 0.000 description 3
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 3
- 230000000670 limiting effect Effects 0.000 description 3
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 3
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 3
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 2
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 2
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 2
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052747 lanthanoid Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000002602 lanthanoids Chemical class 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 2
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001212 Plutonium Chemical class 0.000 description 1
- 229910001066 Pu alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000002401 inhibitory effect Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 238000004886 process control Methods 0.000 description 1
- 239000011253 protective coating Substances 0.000 description 1
- 230000009993 protective function Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 1
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 1
- 230000000087 stabilizing effect Effects 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
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
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
-
- 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)
Abstract
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. ТВЭЛ ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах содержит цилиндрическую оболочку. В полости оболочки размещен топливный сердечник, выполненный в виде сборки соосно установленных топливных таблеток цилиндрической формы. Топливный сердечник содержит две различающиеся по составу делящегося вещества части, последовательно расположенные вдоль оси симметрии оболочки. Части сердечника разделены между собой металлической теплопроводящей перегородкой, образующей участок воспроизводства топлива. Нижняя по направлению движения теплоносителя часть сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония. Верхняя по направлению движения теплоносителя часть сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония. Технический результат - увеличение мощности ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах при использовании уран-плутониевого металлического топлива и обеспечении возможности безопасной эксплуатации реактора при уровне электрической мощности не менее 900 МВт. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим элементам (ТВЭЛ), применяемым в составе тепловыделяющих сборок ядерных энергетических реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
Реакторы на быстрых нейтронах отличаются способностью одновременно производить электроэнергию и воспроизводить ядерное топливо, в том числе изотопы плутония Pu239. Воспроизводимое ядерное топливо может использоваться в тех же ядерных энергетических реакторах, в которых осуществляется его наработка. Использование быстрых реакторов позволяет многократно увеличить эффективность используемого ядерного топлива (природного урана). Данный тип реакторов может работать на плутониевом топливе, производимом в энергетических реакторах на тепловых нейтронах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным технологическим участком по переработке отработанного топлива.
В качестве жидкометаллического теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах наибольшее распространение получил натрий, обладающий лучшими теплофизическими характеристиками по сравнению с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. Натрий обладает высокой теплопроводностью и теплоемкостью, низкой температурой плавления, низким давлением насыщенных паров и относительно слабым поглощением нейтронов.
Для повышения эффективности воспроизводства ядерного топлива осуществляется переход на более плотные виды топлива: с наиболее освоенного оксидного топлива на карбидное, нитридное и наиболее плотное - металлическое топливо. Металлическое топливо обеспечивает наибольшую наработку избыточного ядерного топлива и, соответственно, более высокие значения коэффициента воспроизводства топлива. При использовании металлического топлива появляется возможность применения технологии плавления отработавшего ядерного топлива, что обеспечивает существенное снижение стоимости процесса переработки топлива.
Однако, несмотря на явные преимущества проектов с использованием ядерных энергетических реакторов на быстрых нейтронах, существует ряд технических проблем, сдерживающих реализацию таких проектов. Основная проблема, ограничивающая техническую реализацию реакторов на быстрых нейтронах с использованием металлического уран-плутониевого топлива, является проблема обеспечения безопасности эксплуатации быстрых реакторов при высоком уровне вырабатываемой мощности. Вследствие этого электрическая мощность действующих энергоблоков с ядерными реакторами на быстрых нейтронах не превышает в настоящее время 880 МВт (реакторы БН-800, Белоярская АЭС).
Проблема безопасной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах связана со слабыми обратными связями по температурным параметрам в топливных сердечниках ТВЭЛов с металлическим уран-плутониевым топливом (Metallic fuels for advanced reactors / WJ. Carmack [et al] // Journal of Nuclear Materials. 15 July 2009. V. 392, №2. P. 139-150). Данная техническая проблема может быть решена путем выбора состава топлива (топливных сердечников) и его размещения определенным образом в оболочке ТВЭЛа с целью обеспечения более сильных обратных связей по температурным параметрам топлива. В последнее время развивается концепция гетерогенного размещения топлива по длине ТВЭЛа, которая заключается в использовании торцевых и/или боковых экранов, содержащих металлический обеденный уран и выполняющих функцию зон воспроизводства, при этом в качестве материала активной зоны топливного сердечника используется оксидное топливо.
В патенте FR 2568713 B1 (опубликован 12.12.1986) описана конструкция ТВЭЛа ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах. Топливный сердечник помещен в корпус ТВЭЛа, охлаждаемый жидкометаллическим теплоносителем, в качестве которого используется натрий. Сердечник выполнен в виде сборки соосно расположенных топливных таблеток цилиндрической формы, содержащих делящееся вещество. Часть активной зоны сердечника имеет гетерогенный состав. Таблетки содержат центральную (осевую) часть, заполненную смешанным оксидным топливом на основе оксидов урана и плутония, и периферийные части (две торцевые и боковую), образующие зону воспроизводства топлива (бланкетную зону). Зона воспроизводства топливной таблетки заполнена оксидом урана с обедненным содержанием изотопа урана U235. Данное выполнение топливного сердечника обеспечивает эффективное воспроизводство оксидного топлива.
Известны технические решения, связанные с использованием металлического уран-плутониевого топлива в составе элементов топливного сердечника. В патенте RU 2067324 C1 (опубликован 27.09.1996) описан ТВЭЛ ядерного реактора со свинцовым теплоносителем. Топливный сердечник ТВЭЛа выполнен из металлического сплава на основе изотопа урана U238, обогащенного изотопами U235, и изотопов плутония Pu239 и Pu241. Охлаждение топлива осуществляется жидкометаллическим свинцовым теплоносителем, содержащим ингибирующие добавки для образования защитных покрытий на поверхности топливного сердечника.
Применяемое металлическое топливо обладает высокой эффективностью воспроизводства ядерного топлива и обеспечивает высокий уровень тепловыделения. Однако указанные возможности существенно ограничены из-за отсутствия обратных связей по температурным параметрам топлива, которые необходимы для управления реактором и регулирования процессов тепловыделения в активной зоне.
Наиболее близким аналогом изобретения является ТВЭЛ ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах, конструкция которого описана в патенте RU 2419897 C1 (опубликован 27.05.2011). Известное техническое решение направлено на повышение надежности и безопасности ядерного реактора. ТВЭЛ содержит цилиндрическую оболочку, внешняя поверхность которой контактирует с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. В полости цилиндрической оболочки размещен топливный сердечник, имеющий композитную структуру. Сердечник представляет собой сборку соосно установленных цилиндрических таблеток, выполненных из делящегося вещества, и теплопроводящих прокладок, установленных между таблетками. Теплопроводящие прокладки выполнены из сплава на основе молибдена или хрома. Толщина таблеток меньше их диаметра. Таблетки могут быть выполнены из различных видов топлива: смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония; нитридного топлива; металлического уран-плутониевого топлива.
Следует отметить, что при использовании промышленно освоенного оксидного топлива не обеспечивается требуемый уровень наработки избыточного топлива, эффективное воспроизводство топлива и технологичность процесса переработки топлива. Указанные выше недостатки устраняются при использовании металлического топлива, однако возникают иные проблемы, связанные с недостаточной управляемостью и возможностью регулирования процессов тепловыделения в ядерном топливе. Данный недостаток обусловлен отсутствием обратных связей по температурным параметрам металлического топлива. Вследствие этого не может быть обеспечена безопасность при эксплуатации ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах с электрической мощностью более 900 МВт.
Достигаемый технический результат заключается в увеличении мощности ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах при использовании уран-плутониевого металлического топлива и обеспечении безопасной эксплуатации реактора при уровне вырабатываемой электрической мощности не менее 900 МВт. Данный результат достигается за счет создания условий для эффективного управления реактором и регулирования процессов тепловыделения в топливном сердечнике, содержащем уран-плутониевое металлическое топливо.
Технический результат обеспечивается при использовании выполненного согласно изобретению ТВЭЛа ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. ТВЭЛ содержит цилиндрическую оболочку, внешняя поверхность которой контактирует с жидкометаллическим теплоносителем. В полости цилиндрической оболочки размещен топливный сердечник в виде сборки соосно установленных топливных таблеток, имеющих цилиндрическую форму и выполненных из делящегося вещества.
Топливный сердечник содержит две различающиеся по составу делящегося вещества части, последовательно расположенные вдоль оси симметрии цилиндрической оболочки. Данные части середечника разделены между собой металлической теплопроводящей перегородкой. Нижняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония. Верхняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония.
При таком комбинированном выполнении топливного сердечника одновременно обеспечивается высокая эффективность воспроизводства избыточного ядерного топлива и высокий уровень тепловыделения за счет размещения металлического топлива в нижней части сердечника (по направлению движения жидкометаллического теплоносителя). Вместе с тем при размещении в верхней части сердечника топливных таблеток из смешанного оксидного топлива, находящихся в тепловом контакте (через теплопроводящую перегородку) с нижней частью сердечника, образуются необходимые для управления тепловыделением отрицательные обратные связи по температурным параметрам топлива. Оптимальный, с точки зрения эффективности действия обратных связей, температурный режим достигается именно в верхней части топливного сердечника, где топливо находится в тепловом контакте с предварительно нагретым жидкометаллическим теплоносителем, поступающим со стороны нижней части топливного сердечника.
Размещение оксидного топлива в области действия максимальных температур теплоносителя обеспечивает необходимый уровень обратной связи по температуре. Оксидное топливо обладает низкой теплопроводностью по сравнению с металлическим топливом. Вследствие этого возникает значительный температурный перепад на топливных таблетках из оксидного топлива между их центральной и периферийной частями. При данных условиях в случае неконтролируемого увеличения мощности реактора в топливном сердечнике произойдет снижение энерговыделения за счет действия эффекта Доплера.
Сущность данного эффекта заключается в следующем. При увеличении температуры топлива, содержащего изотоп урана U238, происходит трансформация сильных резонансных уровней, заключающаяся в их уширении. По мере увеличения эффективной ширины сильного резонансного уровня растет вероятность резонансного захвата замедляющегося нейтрона при соударении с ядрами U238. Таким образом, повышение температуры топлива приводит к увеличению резонансного захвата нейтронов изотопом U238. Данный эффект в большей степени проявляется при увеличении температурного перепада между центральной (осевой) частью топливного сердечника и поверхностью ТВЭЛа, контактирующей с жидкометаллическим теплоносителем. В результате при увеличении температуры топлива снижается реактивность топлива и, соответственно, уменьшается мощностной коэффициент реактивности.
Наряду с действием отрицательной обратной связи по температурным параметрам топлива регулирование процессов тепловыделения в ядерном топливе обеспечивается также за счет получения более «теплового» нейтронного спектра в верхней части активной зоны топливного сердечника, заполненной смешанным оксидным топливом. Из-за этого увеличивается доля запаздывающих нейтронов деления, что позволяет расширить диапазон воздействия на процессы тепловыделения в ядерном топливе посредством изменения положения рабочих органов (стержней) системы управления и защиты (СУЗ) ядерного энергетического реактора. При данных условиях обеспечивается управляемость реакторной установки с уровнем вырабатываемой электрической мощности более 900 МВт.
Существенное значение при использовании гетерогенной структуры топлива имеет взаимное расположение двух различающихся по составу делящегося вещества частей активной зоны топливного сердечника. Нижняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть сердечника выполняется из металлического сплава на основе урана и плутония, а верхняя часть - из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония. При таком расположении происходит перераспределение энергетического спектра нейтронного потока по высоте топливного сердечника. За счет значительного увеличения доли запаздывающих нейтронов деления в верхней части ТВЭЛа повышается дифференциальная эффективность стержней (рабочих органов) СУЗ реактора. С помощью стержней СУЗ обеспечивается пуск и остановка, поддержание заданного уровня мощности, переход на другой уровень мощности и аварийная остановка реактора. Стержни СУЗ вводятся в активную зону реактора сверху вниз для управления реактором и регулирования процессов энерговыделения в активной зоне.
Максимальные значения дифференциальной эффективности управления и регулирования с помощью стержней СУЗ достигаются в верхней части топливного сердечника, заполненной таблетками из оксидного топлива, а более конкретно в срединной области верхней части сердечника. Таким образом, гетерогенная структура топливных сердечников ТВЭЛов создает условия для эффективного регулирования процессов в активной зоне реактора при перемещении стержней СУЗ в вертикальном направлении сверху вниз. В результате обеспечивается безопасность эксплуатации быстрых реакторов при достаточно высоких уровнях вырабатываемой электрической энергии.
Для эффективной наработки избыточного топлива ТВЭЛ может включать в свой состав по меньшей мере один участок воспроизводства топлива, выполненный из металлического обедненного урана. Участки воспроизводства топлива могут быть расположены в различных частях топливного сердечника: в нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки перед нижней частью топливного сердечника; в верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки над верхней частью топливного сердечника.
В качестве участка воспроизводства топлива может использоваться металлическая перегородка, расположенная между верхней и нижней частями топливного сердечника. При использовании перегородки, выполненной из обедненного урана и расположенной между частями сердечника с оксидным и металлическим топливом, снижается удельное энерговыделение в ТВЭЛе. В результате увеличивается температурный запас до критических значений температуры оболочки и повышается эффективность накопления избыточного ядерного топлива.
Используемый в топливном сердечнике металлический сплав на основе урана и плутония, из которого выполняются таблетки нижней части топливного сердечника, может быть легирован цирконием. При использовании легированного цирконием топлива в процессе его выгорания замедляется проникновение актиноидов и лантаноидов в стальную оболочку ТВЭЛа. Замедляется также и диффузия железа и никеля из стальной оболочки в топливо. Следует отметить, что защитные функции, связанные с использования циркония в качестве легирующей добавки, сохраняются при температурах до 780°C. Данный уровень температуры превышает максимальную расчетную температуру ТВЭЛа.
Далее изобретение поясняется описанием конкретного примера выполнения ТВЭЛа ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.
На прилагаемом чертеже (фиг. 1) схематично изображено продольное сечение ТВЭЛа с топливным сердечником.
ТВЭЛ ядерного реактора включает в свой состав топливный сердечник, оболочку и установочные детали. Несколько ТВЭЛов с помощью крепежно-установочных элементов объединяются в единую конструкцию - тепловыделяющую сборку (ТВС). Конструкция и материалы ТВЭЛа выбираются в зависимости от рабочих характеристик реактора: гидродинамики и химического состава теплоносителя, температурных режимов и требований к нейтронному потоку.
В рассматриваемом примере ТВЭЛ содержит тонкостенную цилиндрическую оболочку 1, выполненную из аустенитной стали. Внешний диаметр оболочки - 9,3 мм, толщина оболочки - 0,6 мм. Верхняя и нижняя торцевые части оболочки 1 снабжены крепежно-установочными элементами (на чертеже не показаны). Оболочка 1 заполнена топливными таблетками, выполненными из делящегося вещества. Сборка соосно установленных топливных таблеток образует топливный сердечник. Состав сердечника изменяется в направлении движения жидкометаллического теплоносителя вдоль поверхности оболочки 1 снизу вверх. Внешняя поверхность оболочки 1 контактирует с жидкометаллическим теплоносителем, в качестве которого используется расплав натрия.
Топливный сердечник разделен на две последовательно расположенные вдоль оси симметрии цилиндрической оболочки 1 части. В нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части размещены топливные таблетки 2, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония. В верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части размещены топливные таблетки 3, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония. Таблетки 2 и 3 имеют цилиндрическую форму. Диаметр таблеток 2 и 3 составляет 7,9 мм.
Таблетки 2 нижней части топливного сердечника выполнены из металлического сплава на основе урана и плутония, легированного цирконием. Материал таблеток 2 имеет следующий состав: изотопы плутония - от 10 до 15 мас. %; цирконий - от 5 до 20 мас. %; изотопы урана - остальное. Изотопный состав урана: U239 от 99,4 до 99,6 мас. %;; U235 от 0,4 до 0,6 мас. %. Содержание делящихся изотопов в составе плутония составляет не менее 50 мас. %. Высота нижней части топливного сердечника составляет 450 мм.
Таблетки 3 верхней части топливного сердечника содержат смешанное уран-плутониевое оксидное топливо (МОКС-топливо, Mixed-Oxide fuel). Преимущественно используется смешанное оксидное топливо, обогащенное по плутонию от 1,3 до 1,5 раз больше по сравнению с металлическим топливом, заполняющим нижнюю часть топливного сердечника. Данное соотношение обогащения по плутонию верхней и нижней частей топливного сердечника обусловлено необходимостью получения равномерного по высоте сердечника поля удельного энерговыделения. Изотопный состав урана: U239 от 99,4 до 99,6 мас. %;; U235 от 0,4 до 0,6 мас. %. Изотопный состав плутония: Pu239 - 62 мас. %; Pu240 - 25 мас. %; Pu241 - 8 мас. %; Pu242 - 5 мас. %.
В рассматриваемом примере ТВЭЛ включает в свой состав три участка воспроизводства топлива, каждый из которых содержит металлический обедненный уран. Нижний участок 4 воспроизводства топлива расположен в нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки 1 перед нижней частью топливного сердечника. Участок 4 образован осесимметричной сборкой таблеток, имеющих цилиндрическую форму. Высота участка 4 составляет 350 мм. В качестве материала таблеток участка 4 используется металлический сплав обедненного урана, легированный цирконием с массовым содержанием 10 мас. %. Содержание изотопа U235 в обедненном уране составляет 0,2 мас. %.
Верхний участок 5 воспроизводства топлива расположен в верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки 1 над верхней частью топливного сердечника. Участок 5 образован осесимметричной сборкой таблеток, имеющих цилиндрическую форму. Размеры и состав участка 5 соответствуют участку 4.
Центральный участок 6 воспроизводства топлива выполнен в виде металлической теплопроводящей перегородки, которая расположена между верхней и нижней частями сердечника. Высота участка 6 в рассматриваемом примере составляет 80 мм. Состав участка 6 соответствует составу нижнего и верхнего участков 4 и 5.
Работа ТВЭЛов в составе ТВС, образующих активную зону ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах, осуществляется следующим образом.
ТВЭЛы устанавливаются в чехол ТВС, имеющий шестигранное поперечное сечение, с толщиной стенок 2 мм. В рассматриваемом примере в чехле ТВС размещается 331 ТВЭЛ с объемной долей топлива 0,5. ТВС погружается в среду жидкометаллического теплоносителя, в качестве которого используется расплав натрия. В процессе эксплуатации реактора осуществляется принудительное движение жидкого натрия снизу вверх. Активная зона реактора включает различные типы ТВС, отличающиеся по составу топлива.
В ТВЭЛах происходит деление тяжелых ядер U235 и Pu239, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая передается через стальную оболочку 1 жидкометаллическому теплоносителю. ТВЭЛ обеспечивает отвод тепла от топлива к теплоносителю и наработку избыточного топлива в участках воспроизводства 4, 5 и 6. Вместе с тем ТВЭЛ препятствует распространению радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель.
Для управления реактивностью используются стержни СУЗ. В активной зоне реактора размещается 27 стержней СУЗ. В зависимости от выполняемых функций стержни СУЗ разделяются на три группы: стержни, выполняющие функцию автоматических регуляторов; стержни, выполняющие функцию компенсаторов реактивности; и стержни аварийной защиты. Активная зона реактора окружена двумя рядами сборок зоны воспроизводства топлива и сборками защиты. Расчетная тепловая мощность реактора в рассматриваемом примере составляет 2800 МВт, электрическая мощность - 1200 МВт.
На основании проведенных расчетов установлено, что при нагреве жидкометаллического теплоносителя в активной зоне реактора на 150°C температура оболочек ТВЭЛов не превышает 600°C, т.е. предельные расчетные значения температуры не превышают критических значений. Температура металлического топлива в таблетках 2 не превышает 750°C. При данном уровне температуры сохраняются защитные свойства циркония, содержащегося в металлическом сплаве. Защитные свойства циркония связаны с замедлением при выгорании топлива проникновения актиноидов и лантаноидов из топлива в стальную оболочку ТВЭЛа, а также железа и никеля - из стальной оболочки в топливо.
Поле удельного энерговыделения вдоль топливного сердечника с гетерогенной структурой выравнивается за счет увеличения содержания плутония в верхней части топливного сердечника, заполненной оксидным топливом, по сравнению с содержанием плутония в нижней части топливного сердечника, заполненной металлическим топливом.
При размещении в верхней части топливного сердечника таблеток 3, выполненных из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония, достигаются боле высокие, по сравнению с металлическим топливом, значения эффективной доли запаздывающих нейтронов (4,12⋅10-3). При данных условиях обеспечивается управление процессами в активной зоне и безопасная эксплуатация ядерного реактора на быстрых нейтронах.
За счет перемещения стержней СУЗ в вертикальном направлении сверху вниз происходит управление реактором и регулирование процессов в активной зоне, в том числе: пуск и остановка реактора, поддержание заданного уровня вырабатываемой мощности, переход на другой уровень мощности и аварийная остановка реактора. Увеличение доли запаздывающих нейтронов позволяет расширить диапазон воздействия на процессы тепловыделения в топливе путем изменения положения стержней СУЗ в активной зоне реактора.
При перемещении стержней СУЗ вдоль ТВС, в которых размещены ТВЭЛы, максимальные значения дифференциальной эффективности управления и регулирования достигаются в области верхней части топливного сердечника, заполненной оксидным топливом. Максимум дифференциальной активности находится вблизи срединной области верхней части топливного сердечника. Такое распределение эффективности управления связано с относительно высокой долей запаздывающих нейтронов, образующихся в оксидном топливе. Оперативное регулирование процессов в активной зоне реактора позволяет повысить безопасность эксплуатации быстрых реакторов большой мощности.
Кроме того, за счет более жесткого нейтронного спектра, создаваемого металлическим топливом (сплавом урана и плутония), заполняющим топливные таблетки 2 в нижней части топливного сердечника, повышается эффективность воспроизводства делящегося вещества в участках 4, 5 и 6 сердечника. Следствием этого является сокращение запаса топлива, необходимого для компенсации выгорающего топлива. Расчетное значение коэффициента воспроизводства топлива для ТВЭЛа с гетерогенной структурой топливного сердечника составляет 0,85.
Размещение в верхней части сердечника топливных таблеток 3 со смешанным оксидным топливом, которые находятся в тепловом контакте с нижней частью сердечника, заполненной металлическим топливом, создает условия для образования отрицательных обратных связей по температурным параметрам топлива. Оптимальный температурный режим достигается в области контакта верхней части ТВЭЛа с нагретым жидкометаллическим теплоносителем, который поступает со стороны нижней части ТВЭЛа.
Из-за низкой теплопроводности оксидного топлива (по сравнению с металлическим топливом) возникает существенный перепад температуры на таблетках 3 между их центральной и периферийной частями. При данных условиях в случае неконтролируемого увеличения энерговыделения в металлическом топливе, заполняющем нижнюю часть топливного сердечника, произойдет снижение энерговыделения в верхней части сердечника за счет действия эффекта Доплера, который заключается в увеличении резонансного захвата нейтронов изотопом U238. В результате при увеличении температуры топлива снижается реактивность топлива и, соответственно, мощностной коэффициент реактивности. Для рассматриваемого примера расчетный температурный коэффициент реактивности составляет - 0,6%/°C, а мощностной коэффициент реактивности - 1,48%/% мощности реактора.
Возникающий отрицательный мощностной эффект является стабилизирующим фактором при резких изменениях мощности реактора. Стабилизация энерговыделения происходит за счет автоматического саморегулирования уровня мощности реактора. Ограничивающее действие процесса саморегулирования, обладающего высоким быстродействием, особенно важно при росте энерговыделения в активной зоне реактора при аварийных ситуациях.
При увеличении температуры металлического топлива в таблетках 2, находящихся в нижней части топливного сердечника, происходит увеличение температуры оксидного топлива в таблетках 3, находящихся в верхней части топливного сердечника. Теплообмен между верхней и нижней частями сердечника осуществляется через металлическую теплопроводящую перегородку, служащую центральным участком воспроизводства топлива. Температура оксидного топлива увеличивается также из-за роста температуры натриевого теплоносителя, протекающего вдоль поверхности оболочки 1 снизу вверх. За счет действия отрицательной обратной связи по температуре увеличение температуры таблеток 3 приводит к снижению энерговыделения из-за снижения реактивности топлива.
Возможность эффективного управления реактором и регулирования процессов в его активной зоне связана с использованием ТВЭЛов с гетерогенной структурой топливного сердечника. Данное выполнение ТВЭЛов обеспечивает безопасность эксплуатации ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах при уровне электрической мощности более 900 МВт. Увеличение мощности реактора на быстрых нейтронах достигается при применении комбинированного топлива, включающего уран-плутониевое металлическое топлива, которое одновременно обеспечивает высокие значения коэффициента воспроизводства топлива и высокий уровень энерговыделения. Вместе с тем создаются условия для эффективного управления реактором и регулирования процессов энерговыделения в активной зоне.
Приведенный пример осуществления изобретения основывается на конкретном составе и размерах элементов конструкции ТВЭЛа, однако это не исключает возможности достижения технического результата и в других частных случаях реализации изобретения в том виде, как оно охарактеризовано в независимом пункте формулы. В зависимости от заданных (расчетных) физико-технических параметров и иных требований, предъявляемых к ТВЭЛу, выбираются соответствующие размеры и состав топливного сердечника, его составных частей и других элементов конструкции ТВЭЛа. В частности, ТВЭЛ может содержать один или два участка воспроизводства топлива: участок, расположенный в нижней части оболочки, и центральный участок, образующий металлическую теплопроводящую перегородку между верхней и нижней частями сердечника. В качестве уран-плутониевого металлического сплава, из которого выполняются таблетки нижней части топливного сердечника, может использоваться сплав без легирующей добавки циркония.
Изобретение может найти применение при разработке ТВЭЛов, входящих в состав ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, включая реакторы, работающие по бридерному циклу.
Claims (6)
1. Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах, содержащий цилиндрическую оболочку, внешняя поверхность которой контактирует с жидкометаллическим теплоносителем, и топливный сердечник, размещенный в полости цилиндрической оболочки и выполненный в виде сборки соосно установленных топливных таблеток цилиндрической формы, включающих в свой состав делящееся вещество, отличающийся тем, что топливный сердечник содержит две различающиеся по составу делящегося вещества части, последовательно расположенные вдоль оси симметрии цилиндрической оболочки и разделенные между собой металлической теплопроводящей перегородкой, при этом нижняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония, верхняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония.
2. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что содержит по меньшей мере один участок воспроизводства топлива, выполненный из металлического обедненного урана.
3. Тепловыделяющий элемент по п. 2, отличающийся тем, что участок воспроизводства топлива расположен в нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки перед нижней частью топливного сердечника.
4. Тепловыделяющий элемент по п. 2, отличающийся тем, что участок воспроизводства топлива расположен в верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки над верхней частью топливного сердечника.
5. Тепловыделяющий элемент по п. 2, отличающийся тем, что участок воспроизводства топлива образует металлическую теплопроводящую перегородку, расположенную между верхней и нижней частями топливного сердечника.
6. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что металлический сплав на основе урана и плутония, из которого выполнены таблетки нижней части топливного сердечника, легирован цирконием.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018121270A RU2680252C1 (ru) | 2018-06-08 | 2018-06-08 | Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2018121270A RU2680252C1 (ru) | 2018-06-08 | 2018-06-08 | Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2680252C1 true RU2680252C1 (ru) | 2019-02-19 |
Family
ID=65442813
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2018121270A RU2680252C1 (ru) | 2018-06-08 | 2018-06-08 | Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2680252C1 (ru) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4710343A (en) * | 1985-11-27 | 1987-12-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear breeder reactor fuel element with silicon carbide getter |
RU2419897C1 (ru) * | 2010-02-05 | 2011-05-27 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Топливный сердечник тепловыделяющего элемента |
RU2538952C2 (ru) * | 2009-06-01 | 2015-01-10 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Металлическое топливо в виде частиц, используемое для выработки электроэнергии, системы переработки, а также небольшие модульные реакторы |
US20170301420A1 (en) * | 2009-04-16 | 2017-10-19 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
-
2018
- 2018-06-08 RU RU2018121270A patent/RU2680252C1/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4710343A (en) * | 1985-11-27 | 1987-12-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear breeder reactor fuel element with silicon carbide getter |
US20170301420A1 (en) * | 2009-04-16 | 2017-10-19 | Terrapower, Llc | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
RU2538952C2 (ru) * | 2009-06-01 | 2015-01-10 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Металлическое топливо в виде частиц, используемое для выработки электроэнергии, системы переработки, а также небольшие модульные реакторы |
RU2419897C1 (ru) * | 2010-02-05 | 2011-05-27 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Топливный сердечник тепловыделяющего элемента |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0691657B1 (en) | Nuclear reactor core and fuel assembly for a light water cooled nuclear reactor , | |
EP2589049B1 (en) | Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors | |
JP2014010022A (ja) | 燃料集合体及び原子炉の炉心 | |
KR100935560B1 (ko) | 가압수형 원자로의 연료 집합체 및 연료 집합체의 설계방법 | |
US4642216A (en) | Control rod cluster arrangement | |
US20120121058A1 (en) | Core of nuclear reactor and nuclear reactor | |
KR102605338B1 (ko) | 도플러 반응도 증대 장치 | |
US3260649A (en) | Nuclear reactor | |
CA2128514A1 (en) | Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium | |
Heidet et al. | Performance of large breed-and-burn core | |
JP5090946B2 (ja) | Bwrの核燃料棒および核燃料集合体 | |
US9543045B2 (en) | Nuclear reactor and power generation facility | |
RU2680252C1 (ru) | Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах | |
JP3847701B2 (ja) | 軽水炉炉心及び燃料集合体並びに制御棒 | |
KR20140096807A (ko) | 원자력발전소 사용후핵연료를 이용한 초장주기 고속로 | |
US3253997A (en) | Nuclear reactor and cooling and moderating arrangement therefor | |
JP2012145552A (ja) | 原子炉の炉心および原子炉 | |
JP5717091B2 (ja) | 原子炉を備える設備 | |
KR102523857B1 (ko) | 용융염 원자로 및 이를 위한 피동적 연료 주입방법 | |
Jevremovic et al. | Conceptual design of an indirect-cycle, supercritical-steam-cooled fast breeder reactor with negative coolant void reactivity characteristics | |
Alekseev et al. | Optimization of Conceptual Solutions for the RBETs-M Lead–Bismuth Fast Reactor | |
Oka et al. | Negative void reactivity in a large liquid-metal fast breeder reactor with hydrogenous moderator (ZrH1. 7) layers | |
JP2022185700A (ja) | 燃料集合体および高速炉の炉心 | |
Kim et al. | A proliferation-resistant lead-cooled reactor for transmutation of TRU and LLFP | |
Kim et al. | A new design concept for single fuel enrichment in self-sustaining lead-cooled reactor |