способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Формула изобретения

Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, предусматривающий выполнение операций на работающем реакторе по загрузке и выгрузке топливных сборок из технологических каналов посредством перегрузочного устройства и программные перестановки топливных сборок в пределах технологических каналов трех выделенных зон активной зоны реактора, отличающийся тем, что на подвесках топливных сборок, подлежащих перестановке, непосредственно на реакторе производят замену уплотнительных узлов, а зоны по глубине выгорания топливных сборок формируют из условия

зона 1 от центра реактора до 0,5 радиуса активной зоны;

зона 2 от 0,5 ^oC 0,8 радиуса активной зоны;

зона 3 от 0,8 ^oC 1,0 радиуса активной зоны.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к регулированию внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования энерговыработки тепловыделяющих сборок и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на повышение глубины выгорания ядерного топлива в канальном реакторе.

Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива на АЭС, является глубина выгорания топлива. На реакторе, работающем в режиме непрерывных перегрузок для компенсации выгорания ядерного топлива в активной зоне, осуществляется загрузка свежего либо слабовыгоревшего топлива с использованием разгрузочно-загрузочной машины. Характерным признаком стационарного режима является постоянство средней глубины выгорания топлива, находящегося в активной зоне и максимальная величина глубины выгорания выгружаемого топлива. Однако фактически стационарному режиму перегрузок топлива предшествует длительный переходный период, в течение которого глубина выгорания в реакторе изменяется. Оценить глубину выгорания выгружаемого топлива можно на основании фактически установившегося значения среднего выгорания топлива в реакторе, используя расчетное отношение. Можно назвать по крайней мере три причины значительного отклонения фактических физических показателей реактора от расчетных:

преждевременная выгрузка топливных сборок из реактора вследствие разгерметизации ТВЭЛ или других повреждений;

повторная загрузка в реактор топливных сборок первоначальной загрузки или отремонтированных сборок, имеющих неиспользованный ресурс;

загрузка в реактор топливных сборок, значительно отличающихся от штатных нейтронно-физическими характеристиками.

В настоящее время известно значительное число способов увеличения глубины выгорания топлива в канальных реакторах. Одним из способов повышения эффективности топливного цикла является оптимизация глубины выгорания топлива, находящегося в реакторе [1]

В данной работе изложен принцип оптимизации глубины выгорания топлива на основе математического метода "Принцип максимума Понтрягина". Результатом данной работы являются рекомендации по оптимизации распределения нейтронного потока и глубины выгорания топлива по радиусу активной зоны реактора, которые могут быть использованы для других типов канальных реакторов, работающих в режиме непрерывных перегрузок топлива. Объектом регулирования является реактор CANDU, включающий активную зону реактора с топливными сборками естественного начального обогащения, механизм загрузки и перемещения топлива, управляемый по программе. В данном способе при осуществлении топливного цикла на основе оптимальной программы топливо перемещают в каналах с расчетной скоростью, обеспечивающей формирование максимального нейтронного потока в объеме реактора и локальных зон с оптимальной степенью выгорания топливных сборок. Топливо, выгружаемое из активной зоны, в рабочий цикл больше не возвращают.

Недостатком данного технического решения является невозможность повторного использования отработавших топливных сборок после выгрузки их из активной зоны реактора.

Известны и другие публикации, затрагивающие эту область [2] Однако в этих публикациях не учитываются эксплуатационные особенности канального реактора.

Для оценки эффективности методов, применяемых для повышения глубины выгорания в различных способах использования топлива в реакторе, можно применить метод, изложенный в работе [3] При решении вопроса о выборе путей совершенствования топливного цикла канальных реакторов наряду с физическими проблемами организации оптимальных распределений нейтронного потока и выгорания топлива приходится сталкиваться с особенностями топливного цикла для каждого типа реактора, техническими характеристиками используемого оборудования. Кроме того, энергоэкономическая выгода от реализации выбранного способа организации топливного цикла зависит от факторов, определяющих конкретный способ движения топлива: склад реактор бассейн выдержки - реактор.

Ближайшим аналогом предлагаемого технического решения является способ обеспечения полноты выгорания топлива путем перестановки его в пределах трех энергетических зон реактора [4] В публикации показана принципиальная возможность осуществления способа, сам принцип выбора (расчета) размеров этих зон не раскрыт, что исключает возможность его практической реализации.

Задача изобретения заключается в обеспечении расчетной глубины выгорания слабообогащенного ядерного топлива, в достижении более равномерного распределения энерговыделения по объему реактора, в повышении безопасности работы реактора в целом как объекта регулирования.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, предусматривающем выполнение операций на работающем реакторе по загрузке и выгрузке топливных сборок из технологических каналов посредством перегрузочного устройства и программные перестановки топливных сборок в пределах технологических каналов трех выделенных зон активной зоны реактора, предложено на подвесках топливных сборок, подлежащих перестановке, непосредственно на реакторе производить замену уплотнительных узлов, а зоны по глубине выгорания топливных сборок формировать из условия:

зона 1 от центра реактора до 0,5 радиуса активной зоны;

зона 2 от 0,5 0,8 радиуса активной зоны;

зона 3 от 0,8 1,0 радиуса активной зоны.

Данный способ можно осуществить при условии замены уплотнительных узлов на подвесках топливных сборок, подлежащих перестановке, непосредственно на реакторе. В пределах каждой зоны перегрузка топливных сборок осуществляется по программе таким образом, чтобы в первой зоне достигалось максимальное значение среднего энерговыделения. При этом средняя глубина выгорания топлива в первой зоне должна поддерживаться на уровне величины средней глубины выгорания топлива в реакторе. Во второй зоне энерговыделение в топливных сборках принимается в пределах от 1,0 до 0,5 номинального значения, при этом средняя глубина выгорания должна поддерживаться меньше на (40 50)% чем в первой зоне для того, чтобы иметь возможность переставлять топливные сборки второй зоны в первую и третью зоны. В третьей зоне формируется глубина выгорания топлива больше средней величины выгорания в реакторе и энерговыделения в среднем менее 0,5 от номинального значения. Для реализации принятой программы перегрузок топливных сборок из зоны и выгрузки из реактора топлива с максимальным выгоранием в реакторе создается такой набор топливных сборок, при котором спектр распределения топливных сборок по выгоранию соответствовал бы зависимости:



где n число сборок с определенной величиной глубины выгорания в единицах [МВтсут./кассету]

<f> среднее значение макроскопического сечения деления.

При использовании изложенных условий и ограничений в процессе эксплуатации реакторов РБМК достигается максимально возможное значение глубины выгорания топлива.

Совокупность указанных в формуле действий обеспечивает достижение поставленной задачи.

Источники информации:

1. Wight A.L. Girouarol P. Optimum Burnup Distribution in a Continuously Fueled Reactor. Nuclear Science and Engineering: 68, 61 72, 1978.

2. Рудик А.П. Оптимальное расположение ядерного горючего в реакторе. М. Атомиздат, 1974, с. 18 21.

3. Брюнина С.В. Корякина Ю.И. и др. Оценка энергоэкономических эффектов малых отклонений в режиме перегрузок топлива РБМК. Атомная энергия, т. 65, 1988, с. 7 12.

4. Пономарев-Степанов Н.Н. Глушков Е.С. М. Энергоатомиздат, 1988, с. 131 136.