RU76744U1 - Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом - Google Patents

Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом Download PDF

Info

Publication number
RU76744U1
RU76744U1 RU2008121827/22U RU2008121827U RU76744U1 RU 76744 U1 RU76744 U1 RU 76744U1 RU 2008121827/22 U RU2008121827/22 U RU 2008121827/22U RU 2008121827 U RU2008121827 U RU 2008121827U RU 76744 U1 RU76744 U1 RU 76744U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
erbium
enrichment
uranium
reactor
Prior art date
Application number
RU2008121827/22U
Other languages
English (en)
Inventor
Игорь Валентинович Петров
Юрий Семенович Шульман
Владислав Владимирович Рябов
Борис Арсентьевич Габараев
Анатолий Александрович Петров
Анатолий Игоревич Купалов-Ярополк
Александр Михайлович Федосов
Евгений Викторович Бурлаков
Александр Викторович Краюшкин
Николай Михайлович Сорокин
Александр Анатольевич Быстриков
Анатолий Константинович Егоров
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
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 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" filed Critical Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Priority to RU2008121827/22U priority Critical patent/RU76744U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU76744U1 publication Critical patent/RU76744U1/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

Полезная модель относится к ядерной энергетике, а именно к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) канальных ядерных реакторов РБМК (реактор большой мощности канальный), использующих в своем составе ядерное топливо на основе двуокиси урана с выгорающим поглотителем в виде окиси эрбия.
Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом содержит тепловыделяющие элементы (твэлы), заполненные топливными таблетками из диоксида урана, обогащенного ураном-235, с добавлением оксида эрбия (Еr2O3), причем в верхней и нижней частях ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 2,4 мас.% до 2,6 мас.% и содержит от 0,2 мас.% до 0,4 мас.% эрбия, а в центральной части ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 3,0 мас.% до 3,3 мас.% и содержит от 0,6 мас.% до 0,8 мас.% эрбия. При использовании предлагаемой полезной модели при загрузке в РБМК может быть повышена глубина выгорания топлива, снижен расход топливных сборок на подпитку реактора и объемы хранения отработавшего топлива, уменьшен паровой коэффициент реактивности и, тем самым, повышена экономичность и безопасность работы реактора.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, а именно к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) канальных ядерных реакторов РБМК (реактор большой мощности канальный), использующих в своем составе ядерное топливо на основе двуокиси урана с выгорающим поглотителем в виде окиси эрбия.
Известна тепловыделяющая сборка канального реактора, содержащая тепловыделяющие элементы (твэлы) с топливом из диоксида обогащенного урана (Адамов Е.О. и др. Повышение безопасности АЭС с РБМК. - Атомная энергия, 1987, т.62, вып.4, с.219 [1]). Использование таких сборок в реакторе РБМК требует загрузки в активную зону дополнительных поглотителей (ДП) из карбида бора для обеспечения безопасной величины парового коэффициента реактивности αφ (не более 1β). Для обогащения топлива 2,0-2,4 мас.% наличие в активной зоне ДП приводит к невысоким выгораниям топлива. При этом значителен расход урана и ТВС, велики затраты на хранение отработавшего топлива. Все это снижает экономичность РБМК и его конкурентоспособность по сравнению с другими источниками энергии, в том числе с водоводяными реакторами.
Известна тепловыделяющая сборка реактора РБМК, содержащая топливо из диоксида урана с повышенным обогащением (Емельянов И.Я., Жирнов А.Д., Пушкарев В.И., Сироткин А.П. Повышение эффективности использования урана в РБМК-1000. - Атомная энергия, 1979, т.46, вып.З,с.139-141 [2]. Повышение обогащения позволяет увеличить глубину выгорания топлива, уменьшить расход сборок и, тем самым, повысить экономичность реакторов РБМК. Однако, из-за роста выгорания увеличивается неравномерность энерговыделения, что приводит к увеличению максимальной мощности ТВС и максимальной линейной нагрузки на твэлы, что снижает их надежность. Ограничения на максимальную мощность
ТВС и максимальную линейную нагрузку не позволяют увеличить обогащение с целью повышения экономичности РБМК. Кроме того, для обеспечения безопасного значения αφ в активной зоне сохраняются ДП, что также снижает экономичность.
В качестве наиболее близкого аналога выбрана тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы, заполненные таблетками топлива из диоксида урана, обогащенного ураном-235, с добавлением оксида эрбия, причем обогащение урана составляет не менее 2,4%, а массовое содержание эрбия определяется по формуле: Э=0,4 мас.%+0,5 (Сфакт.-0,2 Свр.-2,4)мас.%+К мас.%, где Э мас.% - массовая доля эрбия в ядерном топливе, Сфакт.мас.% - фактическая массовая доля U-235 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, Свр.мас.% - массовая доля U-236 в ядерном топливе, загружаемом в тепловыделяющие элементы при их изготовлении, причем Свр=0 при Свр<0,1 мас.%, К мас.%) - переменная величина, значение которой выбирают из интервала от -0,1 до +0,1, в частности, при обогащении 2,8% содержание эрбия составляет 0,6%, а при обогащении 3,0%, соответственно, 0,7% (RU 2176827 С2, опубл. 10.12.2001 [3]).
Использование данного соотношения между обогащением топлива ураном-235 и содержанием эрбия позволяет увеличить глубину выгорания путем увеличения обогащения при приемлемых значениях коэффициентов неравномерности энерговыделения и парового коэффициента реактивности, однако высокое обогащение (3%) приводит к недожиганию топлива в периферийных высотных слоях активной зоны (сверху и снизу) и, тем самым, к перерасходу обогащенного урана. Перерасходуется также эрбий, который в верхней и нижней частях ТВС слабо влияет на паровой коэффициент, но, тем не менее, уменьшает глубину выгорания топлива. При увеличении обогащения и содержания эрбия уменьшается подкритичность остановленного реактора.
Задачей полезной модели является улучшение экономичности использования топлива в реакторах РБМК, а также повышение надежности и
безопасности работы этих реакторов.
Задача решается тем, что тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом содержит тепловыделяющие элементы (твэлы), заполненные топливными таблетками из диоксида урана, обогащенного ураном-235, с добавлением оксида эрбия (Еr2O3), причем в верхних и нижних частях ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 2,4 мас.% до 2,6 мас.% и содержит от 0,2 мас.% до 0,4 мас.% эрбия, а в центральных частях ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 3,0 мас.% до 3,3 мас.% и содержит от 0,6 мас.% до 0,8 мас.% эрбия.
Наличие в верхней и нижней частях ТВС таблеток топлива, имеющего обогащение от 2,4 мас.%>до 2,6 мас.% и содержащего от 0,2 мас.% до 0,4 мас.% эрбия, а в центральной части ТВС имеющего обогащение от 3,0 мас.%) до 3,3 мас.%) и содержащего от 0,5 мас.% до 0,8 мас.% эрбия, обеспечивает достижение технического результата, заключающегося в повышении выгорания топлива за счет увеличения начального обогащения топлива и уменьшения количества эрбия, снижении расхода топливных сборок на единицу выработанной энергии и сокращении объемов отработавшего топлива, снижении расхода урана за счет использования в верхней и нижней части ТВС менее обогащенного (по сравнению с центральной частью) урана.
В частном варианте выполнения полезной модели для уменьшения всплеска энерговыделения в центре активной зоны в каждом тепловыделяющем элементе размещено от 2 до 4 топливных таблеток, примыкающих к заглушкам в месте соединения верхнего и нижнего пучков твэлов, топливо которых имеет такое же обогащение и содержание эрбия, как в верхней и нижней частях ТВС (т.е. пониженное по сравнению с основной массой топлива).
В частном варианте выполнения полезной модели для упрощения контроля размещения топлива разного обогащения по высоте твэла таблетки из топлива с повышенным обогащением выполнены с центральным отверстием, а таблетки с пониженным обогащением - без отверстия.
Расчетные исследования показали, что длина топливного столба на
каждом из концов каждого твэла с пониженным обогащением и содержанием эрбия должна составлять 900-1100 мм
Добавление эрбия в топливо позволяет значительно снизить паровой коэффициент реактивности в РБМК, т.к. изотоп 167Еr имеет сильный резонанс при энергии нейтронов 0,47 эв. Чем больше эрбия в топливе, тем меньше паровой коэффициент реактивности и тем выше безопасность РБМК. Кроме того, эрбий является выгорающим поглотителем. Чем выше его начальная концентрация, тем меньше изменение коэффициента размножения и сечения деления по кампании и тем ровнее распределение энерговыделения в активной зоне.
Увеличение начального обогащения и одновременного повышения содержания эрбия позволяет повысить глубину выгорания топлива и при этом обеспечить непревышение допустимых значений максимальной мощности ТВС и максимальной линейной нагрузки на твэлы.
Однако повышение обогащения в верхнем и нижнем метрах активной зоны, где происходит существенный спад потока нейтронов при приближении к границам активной зоны, приводит к тому, что топливо здесь выгорает значительно слабее, чем в центре активной зоны. Кроме того, повышение обогащения здесь приводит к росту утечки нейтронов и, тем самым, дополнительно снижает выгорание топлива.
Наиболее существенное воздействие эрбия на паровой коэффициент реактивности также происходит в основном в центральной части активной зоны. На верхнем и нижнем метре ТВС, где воздействие эрбия на реактивность из-за уменьшенного потока нейтронов и малого изменения паросодержания минимально, можно существенно уменьшить содержание эрбия. При этом паровой коэффициент реактивности слабо изменится, глубина выгорания увеличится, а неравномерность энерговыделения по высоте уменьшится.
При обогащении в верхней и нижней части ТВС ниже 2,4 мас.% растет неравномерность энерговыделения по высоте и снижается глубина выгорания. При обогащении выше 2,6 мас.% уменьшается эффект экономии топлива от
профилирования. При содержании эрбия в верхней и нижней части ниже 0,2 мас.% растет паровой коэффициент, при содержании эрбия выше 0,4 мас.% снижается выигрыш в выгорании от профилирования.
При обогащении ниже 3,0 мас.% в центральной части профилированное топливо не имеет преимущества по глубине выгорания по сравнению с существующим топливом. При обогащении выше 3,2 мас.% увеличивается неравномерность энерговыделения. При содержании эрбия в центральной части ниже 0,6 мас.%) паровой коэффициент реактивности может превысить допустимый диапазон. При содержании эрбия выше 0,8 мас.% становятся ощутимыми потери в выгорании.
При одинаковом повышении обогащения по всей высоте активной зоны снижается подкритичность остановленного реактора. Это объясняется перераспределением потока нейтронов в верхнюю часть активной зоны при заглушении реактора. Чем выше начальное обогащение, тем больше недогорает топливо в верхней части и больше перекос нейтронного поля, что приводит к снижению подкритичности. В случае профилированного топлива подкритичность заметно выше, т.к. поле более выровнено по высоте и больший вклад в реактивность дают центральные слои активной зоны с более выгоревшим топливом. Использование профилирования позволяет при одинаковом среднем обогащении топлива получить повышенную глубину выгорания. По оценкам эффект экономии топлива может достигать 5-7%.
Из-за разрыва по топливу в месте соединения двух пучков твэлов и наличия в зазоре пароводяной смеси на торце топлива энерговыделение значительно выше, чем в более отдаленных от торца таблетках. Для топлива 3,0 мас.% всплеск энерговыделения во внешнем ряду твэлов составляет ~1,4. Размещение вблизи торцов твэлов таблеток с пониженным обогащением заметно снижает всплеск энерговыделения (до 1,2-1,25). С целью унификации желательно, чтобы экранные таблетки имели такой же состав, как таблетки вверху и внизу ТВС.
При использовании предлагаемого изобретения при загрузке в РБМК может быть повышена глубина выгорания топлива, снижен расход топливных сборок
на подпитку реактора и объемы хранения отработавшего топлива, уменьшен паровой коэффициент реактивности и, тем самым, повышена экономичность и безопасность работы реактора.

Claims (5)

1. Тепловыделяющая сборка (ТВС) канального ядерного реактора с профилированным топливом, содержащая тепловыделяющие элементы (твэлы), заполненные топливными таблетками из диоксида урана, обогащенного ураном-235, с добавлением оксида эрбия (Er2Оз), отличающаяся тем, что в верхней и нижней частях ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 2,4 до 2,6 мас.% и содержит от 0,2 до 0,4 мас.% эрбия, а в центральной части ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 3,0 до 3,3 мас.%.
2. Сборка по п.1, отличающаяся тем, что в верхней и нижней частях ТВС топливо содержит от 0,2 до 0,4 мас.% эрбия, а в центральной части - от 0,6 до 0,8 мас.% эрбия.
3. Сборка по п.1, отличающаяся тем, что в каждом твэле длина топливного столба с пониженным обогащением и содержанием эрбия составляет 900-1100 мм.
4. Сборка по п.1, отличающаяся тем, что в каждом твэле размещено от 2 до 4 топливных таблеток, примыкающих к заглушкам в месте соединения верхнего и нижнего пучков твэлов, топливо которых имеет такое же обогащение и содержание эрбия, как в верхней и нижней частях твэла.
5. Сборка по п.1, отличающаяся тем, что топливные таблетки с повышенным обогащением выполнены с центральным отверстием, а с пониженным - без отверстия.
RU2008121827/22U 2008-06-02 2008-06-02 Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом RU76744U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008121827/22U RU76744U1 (ru) 2008-06-02 2008-06-02 Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008121827/22U RU76744U1 (ru) 2008-06-02 2008-06-02 Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU76744U1 true RU76744U1 (ru) 2008-09-27

Family

ID=39929351

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2008121827/22U RU76744U1 (ru) 2008-06-02 2008-06-02 Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU76744U1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2678564C1 (ru) * 2017-02-09 2019-01-30 Кабусики Кайся Тосиба Тепловыделяющая сборка, способ проектирования активной зоны и способ проектирования тепловыделяющей сборки легководного ядерного реактора
RU2735243C2 (ru) * 2016-03-29 2020-10-29 Ультра Сейф Ньюклеар Корпорейшн Полностью керамическое микроинкапсулированное топливо, изготовленное с выгорающим поглотителем в качестве интенсификатора спекания
US10878971B2 (en) 2016-03-29 2020-12-29 Ultra Safe Nuclear Corporation Process for rapid processing of SiC and graphitic matrix TRISO-bearing pebble fuels

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2735243C2 (ru) * 2016-03-29 2020-10-29 Ультра Сейф Ньюклеар Корпорейшн Полностью керамическое микроинкапсулированное топливо, изготовленное с выгорающим поглотителем в качестве интенсификатора спекания
US10878971B2 (en) 2016-03-29 2020-12-29 Ultra Safe Nuclear Corporation Process for rapid processing of SiC and graphitic matrix TRISO-bearing pebble fuels
US11101048B2 (en) 2016-03-29 2021-08-24 Ultra Safe Nuclear Corporation Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid
US11557403B2 (en) 2016-03-29 2023-01-17 Ultra Safe Nuclear Corporation Process for rapid processing of SiC and graphitic matrix triso-bearing pebble fuels
US11984232B2 (en) 2016-03-29 2024-05-14 Ultra Safe Nuclear Corporation Process for rapid processing of SiC and graphitic matrix TRISO-bearing pebble fuels
RU2678564C1 (ru) * 2017-02-09 2019-01-30 Кабусики Кайся Тосиба Тепловыделяющая сборка, способ проектирования активной зоны и способ проектирования тепловыделяющей сборки легководного ядерного реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5337337A (en) Fuel assembly
RU76744U1 (ru) Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом
US20180040385A1 (en) Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture
RU2372676C1 (ru) Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом
JP2017534864A (ja) 原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体
US6658078B2 (en) MOX nuclear fuel assembly employable for a thermal neutron nuclear reactor
JP3895607B2 (ja) 熱中性子原子炉用mox燃料集合体
Choi et al. A small modular reactor core design with annular UO2 and FCM fuel rods
JP5693209B2 (ja) 初装荷炉心の運転方法
JP4040888B2 (ja) 燃料集合体
JP2966877B2 (ja) 燃料集合体
Ashraf et al. Neutronic evaluation of VVER fuel assembly with chemical spectral shift regulation
JP2001116875A (ja) 燃料集合体および原子炉
Trianti et al. Neutronic Performance of Small Long-Life Boiling Water Reactor Using Thorium as Fuel and the Addition of Protactinium as Burnable Poisons
JP4198397B2 (ja) 原子炉炉心
JPS63127190A (ja) 原子炉燃料集合体
JP2001124884A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び初装荷炉心
JP2610254B2 (ja) 沸騰水型原子炉
JP2012141210A (ja) 沸騰水型原子炉の初装荷炉心
JP4351798B2 (ja) 燃料集合体および原子炉
JP2656279B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPS6137591B2 (ru)
JP2005265696A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
Polidoro et al. Preliminary Analysis of a Large 1600MWe PWR Core Loaded with 30% MOX Fuel
JP2003149367A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
MM1K Utility model has become invalid (non-payment of fees)

Effective date: 20110603