RU42128U1 - Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем - Google Patents

Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем

Info

Publication number
RU42128U1
RU42128U1 RU2002133931/22U RU2002133931U RU42128U1 RU 42128 U1 RU42128 U1 RU 42128U1 RU 2002133931/22 U RU2002133931/22 U RU 2002133931/22U RU 2002133931 U RU2002133931 U RU 2002133931U RU 42128 U1 RU42128 U1 RU 42128U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
nuclear
absorber
burnable
burning
Prior art date
Application number
RU2002133931/22U
Other languages
English (en)
Inventor
В.А. Пивоваров
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского"
Priority to RU2002133931/22U priority Critical patent/RU42128U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU42128U1 publication Critical patent/RU42128U1/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с центральным отверстием, отличающаяся тем, что в центральное отверстие таблетки вставлен сердечник с выгорающим поглотителем, выполненный из борного выгорающего материала, в нейтральной матрице из слабопоглощающего нейтроны вещества.

Description

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено для компенсации избыточной в активных зонах ядерных реакторных установок преимущественно с тепловым или промежуточным спектром нейтронов.
Известны топливные таблетки тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с выгорающим поглотителем, например, топливные таблетки из гомогенной смеси оксидов редкоземельных элементов с диоксидом урана и/или плутония, например, Еr2О3+UO2 в реакторах РБМК (Краюшкин А.В., Новиков В.Г., Тишкин Ю.А. и др. Использование уранэрбиевого топлива в реакторах РБМК. Материалы Х Международного семинара по проблемам физики реакторов ВОЛГА 97. Москва, 2-6 сентября 1997. М., МИФИ, 1997, с. 72), Gd2O3+UO2 в легководных реакторах (Махова В.А., Семеновская И.В. Использование редкоземельных элементов в качестве выгорающих поглотителей для реакторов PWR во Франции. Атомная техника за рубежом, 1997, № 11, с. 3-7). При этом, в случае сильнопоглощающего материала, каковым является гадолиний (Gd), смешанное уран-гадолиниевое топливо используется в отдельных твэлах, называемых твэгами. В случае использования менее поглощающего материала - эрбий (Еr), предпочтительнее использовать уран-эрбиевое топливо либо во всех, либо в большей части твэлов тепловыделяющей сборки.
Недостатками указанных топливных таблеток являются относительно низкая теплопроводность и температура плавления, а также относительно малая доля в них тяжелых делящихся материалов (урана или плутония).
Наиболее близкой к заявляемому техническому решению является топливная таблетка тепловыделяющего элемента реактора ВВЭР-1000 с центральным отверстием и с выгорающим поглотителем - гадолинием, размещенным в виде гомогенной смеси Gd2O3
с UO2 (G.L. Lunin, A.N. Novikov, V.I. Pavlov. Development of four-years fuel cycle based on advanced FA with U-Gd fuel and its implementation to the operating VVER-1000 units. Proceedings of the tenth Symposium of AER II, Moscow, 18-22 October 2000. С. 75-89). Недостатками прототипа являются:
- относительно низкие теплопроводность и температура плавления ядерного топлива, что вынуждает осуществлять эксплуатацию твэгов при пониженных тепловых нагрузках;
- относительно малая объемная доля урана в топливной таблетке, из-за уменьшения объемной доли оксида урана (UO2) и относительно низкое обогащение урана изотопом урана-235 для снижения линейной нагрузки на твэг;
- повышенная внутрикассетная неравномерность энерговыделения в начале кампании, из-за малой мощности твэгов.
Для устранения указанных недостатков в топливной таблетке тепловыделяющего элемента ядерного реактора, состоящей из ядерного топлива и выгорающего поглотителя и имеющей центральное отверстие, предлагается:
- в центральное отверстие поместить сердечник с выгорающим поглотителем;
- сердечник выполнить по меньшей мере из одного вида выгорающего материала;
- выгорающий материал диспергировать в матрицу из слабопоглощающего вещества.
Сущность изобретения представлена на чертежах, где на фиг.1 и 2 изображены, соответственно, поперечное и продольное сечения топливной таблетки с выгорающим поглотителем в виде сердечника, размещенного в центральном отверстии; на фиг.3 -зависимости изменения коэффициента критичности (Кinf) бесконечной решетки ТВС реактора ВВЭР-1000 с различными топливными таблетками от времени выгорания при средней энергонапряженности топлива 42,6 кВт/кгU.
На фиг.1, 2 приняты следующие обозначения: 1 - ядерное топливо, 2 - сердечник с выгорающим поглотителем.
Топливная таблетка устроена следующим образом.
В центральное отверстие топливной таблетки вставлен сердечник 2 с выгорающим поглотителем.
Сердечник 2 может иметь как гомогенную структуру - смесь поглощающего материала и нейтральной матрицы, так и гетерогенную, когда поглощающая часть сконцентрирована преимущественно в части объема сердечника, например в центральной части.
Устройство работает следующим образом.
Топливные таблетки помещаются в оболочки тепловыделяющих элементов, из которых собирается тепловыделяющие сборки, загружаемые в активную зону ядерного реактора. Наличие поглощающего материала в топливных таблетках снижает избыточный запас реактивности в активной зоне в начале работы топливной загрузки. Облучение таблетки нейтронами при работе реактора на мощности приводит к выгоранию выгорающего поглотителя и высвобождению реактивности, частично компенсирующей потерю реактивности при выгорании топлива.
Заявляемое техническое решение позволяет:
- повысить теплопроводность и увеличить температуру плавления ядерного топлива;
- увеличить объемную долю ядерного топлива;
- уменьшить внутрикассетную неравномерность энерговыделения в начале кампании.
Представленные на фиг.3 зависимости коэффициента критичности получены для трех вариантов топливной загрузки, обозначенных:
1)×-ТВС с 312 твэлами, содержащими таблетки из UO2 со средним обогащением урана х=3,86% по U-235, без выгорающего поглотителя;
2) сплошная линия - ТВС теми же топливными таблетками в 300 твэлах и с 12 твэгами с содержанием гадолиния 5% вес.;
3) о - топливные таблетки во всех твэлах с поглощающими сердечниками (диаметр поглощающего сердечника 14 мм, состав: порошок карбида бора в смеси с углеродом, содержание бора в выгорающем сердечнике ~ 0,07 г/см3, плотность графитовой матрицы ~ 1 г/см3).
В таблице 1 приведены значения реактивностной способности (Δρвп) выгорающих поглотителей (гадолиния в 12 твэгах с содержанием Gd2O3 5% вес. и бора в выгорающих сердечниках с содержанием 0,07 г/см3) в зависимости от энерговыработки топлива. Реактивностная способность определялась по формуле:
Δρвп=l/Kinf(c ВП)-1/Kinf(c ВП) Содержание бора в выгорающих сердечниках выбрано из условия равенства их реактивностной способности и реактивнстной способности 12 твэгов в начале кампании.
Как видно из графиков, изображенных на фиг.3, и данных, приведенных в таблице 1, при одинаковой исходной реактивностной способности выгорающие сердечники выгорают более плавно, чем твэги и при энерговыработке 17 ~ МВт·сут/кг их реактивностные способности оказываются примерно одинаковыми. Такой уровень энерговыработки примерно соответствует энерговыработке топлива ТВС первого цикла облучения перед перегрузкой при 12-месячной кампании реактора. Количество выгорающего поглотителя выбирается таким образом, чтобы он максимально выгорел за первый цикл облучения. Недовыгорание поглотителя приводит к увеличению расхода топлива. С этой точки зрения, как это видно из таблицы 1 и фиг.2, вариант с выгорающими сердечниками более предпочтителен, т.к. потери реактивности от недовыгорания поглотителя при энерговыработке топлива больше ~ 17 МВт·сут/кг в этом варианте меньше, чем в варианте с твэгами. Это связано с тремя обстоятельствами. Во-первых, с большим остаточным поглощением на слабовыгорающих изотопах гадолиния,
во-вторых, с большей загрузкой топлива в варианте с выгорающими сердечниками и, в третьих, с некоторым увеличением коэффициента конверсии из-за ужесточения спектра нейтронов в топливной таблетке, обусловленного присутствием бора. Последний эффект объясняет некоторый выигрыш в реактивности варианта с выгорающими сердечниками по сравнению с вариантом без выгорающих поглотителей при энерговыработке топлива больше 30 МВт·сут/кг.
Таким образом, вариант с выгорающими борными сердечниками в топливных таблетках по своей компенсирующей способности, как минимум не проигрывает варианту с 12 твэгами при длительности межперегрузочного интервала 12 месяцев. При переходе на удлиненные топливные циклы 18 и 24 месяца использование борных выгорающих сердечников предпочтительней.
Возможный экономический эффект от внедрения изобретения состоит в следующем. Устройство позволит повысить надежность и безопасность реакторной установки за счет повышения теплопроводности и температуры плавления сердечника в топливных элементах и снижения внутрикассетной неравномерности, а также позволит увеличить топливную загрузку и добиться снижения потерь реактивности от недовыгорания выгорающего поглотителя, что способствует увеличению длительности кампании реактора и росту коэффициента использования установленной мощности.
Таблица 1
Результаты нейтронных расчетов для ТВС ВВЭР-1000 с
выгорающим поглотителем
Параметр
Выгорающий
поглотитель
Gd2O3 Веет
Число твэлов с ВП 12 312
Реактивностная Шаг 0, -8,998 -8,995
способность ВП, %ΔК/К МВт·сут/кг
Шаг 5, -5,269 -4,352
МВт·сут/кг
Шаг 10, -1,142 -2,025
МВт·сут/кг
Шаг 15, -0,633 -0,869
МВт·сут/кг
Шаг 20, -0,561 -0,311
МВт·сут/кг
Шаг 25, -0,467 -0,042
МВт·сут/кг
Шаг 30, -0,383 +0,096
МВт·сут/кг
Шаг 40, -0,144 +0,231
МВт·сут/кг

Claims (1)

  1. Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с центральным отверстием, отличающаяся тем, что в центральное отверстие таблетки вставлен сердечник с выгорающим поглотителем, выполненный из борного выгорающего материала, в нейтральной матрице из слабопоглощающего нейтроны вещества.
    Figure 00000001
RU2002133931/22U 2002-12-17 2002-12-17 Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем RU42128U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002133931/22U RU42128U1 (ru) 2002-12-17 2002-12-17 Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2002133931/22U RU42128U1 (ru) 2002-12-17 2002-12-17 Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU42128U1 true RU42128U1 (ru) 2004-11-20

Family

ID=48238465

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002133931/22U RU42128U1 (ru) 2002-12-17 2002-12-17 Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU42128U1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2482556C2 (ru) * 2010-06-25 2013-05-20 Прэтт & Уитни Рокетдайн, Инк. Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2482556C2 (ru) * 2010-06-25 2013-05-20 Прэтт & Уитни Рокетдайн, Инк. Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности
US8755483B2 (en) 2010-06-25 2014-06-17 Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. Nuclear fuel

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5089210A (en) Mox fuel assembly design
JP3037717B2 (ja) 原子炉の燃料集合体
US4636352A (en) Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix
US20080031398A1 (en) Use of boron or enriched boron 10 in UO2
US5337337A (en) Fuel assembly
KR100773203B1 (ko) 원자로에서 사용을 위한 핵연료
JPS646421B2 (ru)
EP1914759B1 (en) Fuel element for pressurised water nuclear reactors and method of loading fuel elements into a nuclear reactor core
Lombardi et al. Inert matrix and thoria fuels for plutonium elimination
RU42128U1 (ru) Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем
JPH04357493A (ja) 燃料集合体の構造
JPH05180971A (ja) 超ウラン元素の消滅処理炉心
JP2006064678A (ja) 原子炉の燃料集合体配置方法、燃料棒および燃料集合体
EP0518860A1 (en) Pressurized water nuclear reactor fuel
JP2966877B2 (ja) 燃料集合体
JPH02271294A (ja) 高速増殖炉炉心
CN113257441B (zh) 可燃毒物和小型板状压水堆
JPS59147295A (ja) 燃料集合体
JP3441149B2 (ja) 原子炉の炉心
JPH1194972A (ja) 沸騰水型原子炉
JP3943624B2 (ja) 燃料集合体
JP3788170B2 (ja) 燃料集合体及び原子炉炉心
JPH04268489A (ja) 高速増殖炉の炉心及び使用する燃料集合体、制御棒集合体並びに超ウラン元素廃棄物の消滅方法
Lombardi et al. Neutronic analysis of a plutonium burner PWR partially fed with inert matrix fuel
RU2141693C1 (ru) Тепловыделяющая сборка водоохлаждаемого ядерного реактора