RU42128U1 - Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем - Google Patents
Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителемInfo
- 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
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
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)
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)
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 |
-
2002
- 2002-12-17 RU RU2002133931/22U patent/RU42128U1/ru active
Cited By (2)
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 |