Способ эксплуатации ядерного реактора

 

Способ предполагает эксплуатацию ядерного реактора, содержащего первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, в которых размещены поглотитель нейтронов, торий и топливо, состоящее из смеси изотопов плутония в виде микротвэлов с многослойным покрытием, работу реактора на мощности и полую или частичную перегрузку топлива. При этом используют топливо с содержанием в нем изотопа плутония - 239 не менее 90% и первоначальную загрузку реактора обеспечивают с массовым соотношением тория к плутониевому топливу в активной зоне от 0,01 до 0,25. Топливные сборки могут быть помещены в оболочки толщиной от 0,5 до 9,5 мм. При загрузке используют микротвэлы из смеси оксидов плутония и тория. Во время частичной перегрузки топлива после работы реактора на мощности части активной зоны, состоящие из верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов, переставляют в периферийные радиусы и/или сборки периферийных радиусов переставляют в центральные радиусы активной зоны, а на место выгруженных топливных сборок загружают новые топливные сборки. В результате выравнивается поле нейтронного потока и повышается глубина выгорания топлива. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в ядерных реакторах, например, выскотемпературных газографитового типа или уранграфитовых реакторах с водой под давлением.

Известна топливная сборка ядерного реактора (1), содержащая топливный блок для активной зоны высокотемпературного газоохлаждаемого реактора из замедляющего материала, который пронизан параллельными аксиальными каналами. Часть каналов используется для размещения топлива с воспроизводящим сырьем и протока теплоносителя, часть для размещения поглотителя, часть только для протока теплоносителя, часть для перемещения стержней системы управления и защиты. Каналы с делящимся материалом имеют наружную втулку с воспроизводящим материалом (торий-23 или уран-238), внутри которой расположена втулка с частицами делящегося плутония.

Воспроизводящий материал может быть впрессован в графит. Такое взаимное исходное расположение топлива и сырья направлено на максимальное и быстрое воспроизводство нового топлива (урана-233 или плутония-239). При этом по мере накопления нового топлива вклад в реактивность за счет реакции деления будет возрастать и соответственно будет снижаться число делений ядер первоначально загруженного топлива, а следовательно, будет снижаться доля и скорость выгорания первоначально загруженного топлива по отношению к скорости выгорания всего топлива реактора. Такая загрузка топлива не позволяет выжигать весь первоначально загруженный плутоний. Кроме того, общая масса загружаемого плутония будет ограничена величиной отношения суммы масс плутония с торием к массе графита. Исходя из этого ограничения и условия критичности реактора, выбирается минимальная необходимая масса плутония с соответствующей долей нечетных изотопов, который используется только как источник начальной генерации нейтронов. При этом массовое отношение ториевого сырья к плутониевому топливу на момент начальной загрузки необходимо увеличивать до максимально возможной величины более 1,0. Теоретически возможна многократная замена плутония в сборке, но это не гарантирует полное выжигание плутония и потребуются дополнительные затраты, связанные с такой заменой. Кроме того, количество сжигаемого плутония при такой исходной загрузке будет незначительным.

Известен также способ эксплуатации высокотемпературного реактора с гелиевым теплоносителем (2). Топливные сборки реактора содержат графитовую матрицу, в которую помещен сырьевой воспроизводящий материал торий и плутониевое топливо в виде микротвэлов с многослойным покрытием. Для выравнивания энергии топливные сборки могут быть помещены в оболочки толщиной не менее 1 см. Кроме того, с этой целью возможно применение разных топливных элементов в разных радиальных позициях активной зоны: элементы разных геометрических размеров; топливные элементы, содержащие или воспроизводящий материал, или топливо. Смесь изотопов плутония первоначально имеет следующий состав: плутоний-239 50%; плутоний-240 25%; плутоний-241 15%; плутоний-242 10%. Первоначальная доля всего плутония в загрузке сырья и топлива не превышает 23%, это означает то, что массовое отношение тория к плутонию с учетом разницы плотностей составляет величину не менее 5,6. Плутоний-240 также используется как выгорающий поглотитель. Топливные сборки проходят вниз через активную зону. Этот способ выбран в качестве прототипа (2). Недостатками прототипа являются относительно медленное, как и в (1), выгорание плутония, а также накопление высокоактивных долгоживущих актиноидов. Кроме того, при полном выгорании начального топлива и вновь воспроизведенного количество плутония-239 в начальной загрузке будет незначительным, так как сумма масс всех изотопов плутония и тория в начальной загрузке ограничена соотношением количества топлива и сырья к количеству графита. Оболочка толщиной 1 см является слишком толстой, так как снижает количество загружаемых в реактор топлива и воспроизводящего материала.

Задачей настоящего изобретения является аксиальное и радиальное выравнивание нейтронного потока реактора, увеличение выработки тепловой и электрической энергий за кампанию, обеспечение глубокого (до 100%) выгорания плутония-239 и глубокого выжигания высокоактивных долгоживущих актиноидов.

Поставленная задача решается следующим образом. В известном способе (2), содержащем первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, в которых размещены поглотитель нейтронов, торий и топливо, состоящее из смеси изотопов плутония, в виде микротвэлов с многослойным покрытием, работу реактора на мощности и полную или частичную перегрузку топлива, используют топливо с содержанием в нем изотопа плутония-239 не менее 90%, при этом первоначальную загрузку реактора обеспечивают с массовым отношением тория к плутониевому топливу в активной зоне от 0,01 до 0,25. Топливные сборки могут быть помещены в оболочки толщиной от 0,5 до 9,5 мм. При этом могут использоваться микротвэлы из смеси оксидов плутония и тория. При частичной перегрузке топлива после работы реактора на мощности части активной зоны, состоящие из верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов, могут быть переставлены в периферийные радиусы сборки и/или периферийных радиусов могут быть переставлены в центральные радиусы активной зоны, а на место выгруженных топливных сборок загружают новые топливные сборки. При очень глубоком выгорании чисто плутониевого топлива (~90%) образуется определенное количество актиноидов. Поэтому для более глубокого выжигания актиноидов предлагается добавить количество тория в сборку с массовым отношением к плутонию от 0,01 до 0,25. Такое количество тория позволяет доводить выгорание плутония практически до 100%, сохраняя при этом реактор в критическом состоянии. Воспроизведенный при этом низкофоновый уран-233 частично выгорит. Оставшийся уран-233 обеспечит критичность реактора и может быть либо выделен, либо захоронен в дальнейшем вместе с топливной сборкой без радиохимической переработки.

Сущность предлагаемого способа поясняется на примере эксплуатации ядерного реактора, график работы которого представлен на чертеже. По оси абсцисс отложено время, а по оси ординат уровень мощности. Пунктирной линией обозначен график работы реактора способом прототипа, а сплошной линией обозначен график работы реактора предлагаемым способом. Промежуток времени от 0 до 1 соответствует первоначальной загрузке активной зоны топливными сборками в прототипе и предлагаемом способе. Как видно, длина этого интервала в обоих случаях одинаковая, так как исходное количество сборок одно и то же. Уровень, на который поднимается мощность реактора в начале кампании 1,, у прототипа ниже Wa<W. Это вызвано тем, что в прототипе количество топлива (делящегося материала плутония-239), загружаемого в начале в реактор, меньше. Соответственно в способе прототипа более высокие аксиальная и радиальная неравномерности энерговыделения в реакторе, ограничивающие уровень мощности.

По мере накопления из тория-232 урана-233 растет реактивность, избыток которой компенсируется вводом в реактор поглотителей (стержней системы управления и защиты). Ввод в реактор стержней позволяет уменьшить неравномерности энерговыделения и поднять уровень мощности реактора. Однако в предлагаемом способе это можно сделать раньше, в моменты времени 2 и 4, а в способе прототипа в 3 и 5. При этом увеличение мощности в предлагаемом изобретении будет выше, то есть разница уровней мощности W'b и W'a будет больше разницы Wb и Wa. Это вызвано тем, что количество четных изотопов плутония (плутония-240, плутония-242) и высокоактивных актиноидов в начальной загрузке в способе прототипа больше, что приводит к паразитному захвату нейтронов этими изотопами. В итоге количество воспроизведенного топлива в способе прототипа будет меньше, соответственно темп увеличения реактивности будет ниже. Для заданной одинаковой длины первой кампании в предлагаемом способе глубина выгорания будет выше, чем в способе прототипа. Среднее выгорание топлива по активной зоне и количество выработанной за кампанию реактора тепловой и соответственно электрической энергии в предлагаемом способе будет также выше. После остановки реактора (время 6) в прототипе реактор полностью перегружается свежим топливом, в то время как в предлагаемом способе могут перегружать только части активной зоны (с максимальным выгоранием), поэтому временной интервал между 7 и 6 меньше, чем между 8 и 6. В предлагаемом способе невыгруженные части активной зоны, состоящие из верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов, переставляют в периферийные радиусы, и/или сборки периферийных радиусов переставляют в центральные радиусы активной зоны, а остальное пространство активной зоны заполняют свежим топливом. Перестановка верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов в периферийные радиусы взамен топливных сборок с меньшим количеством вновь произведенного урана-233 (которые, в свою очередь, могут устанавливаться в центральные радиусы) в предлагаемом способе выполняется с целью увеличения количества делящегося материала (суммы плутония-239 и урана-233) по отношению к количеству плутония-239 в свежезагруженном топливе и его перераспределению по активной зоне. Это уменьшает радиальную и аксиальную неравномерности энерговыделения во второй кампании реактора предлагаемого изобретения в сравнении с первой кампанией. Поэтому уровень мощности W''a больше W'a, а разница времени 9 и 7 меньше, чем разница 2 и 1.

Верхняя граница 0,25 интервала массового отношения торцевого сырья к плутониевому топливу на начальный момент загрузки определяется из условия обеспечения максимального до 100% выгорания плутония-239 и сохранения при этом реактора в критичном состоянии. Это состояние будет обеспечено незначительным количеством урана-233, который к концу кампании частично выгорит. При этом количество гамма-активного урана-232 будет таковым, что уровень гамма-фона от отработавшего топлива после распада продуктов деления в предлагаемом изобретении будет существенно ниже, чем у прототипа при одной и той же глубине выгорания топлива. Нижняя граница 0,01 интервала отношения тория к плутонию определяется величиной неопределенности величины выгорания топлива.

Тепловыделяющие сборки предлагаемого способа могут быть помещены в оболочки толщиной от 0,5 до 9,5 мм, например, из циркониевого или алюминиевого сплавов или из нержавеющей стали и использоваться, например, в реакторах с водяным теплоносителем. Минимальная толщина 0,5 мм выбрана из условия технологичности обработки нержавеющей стали, с одной стороны, и исключения влияния коррозионно-эрозионного износа оболочки на герметичность сборки с другой стороны. Максимальная толщина 9,5 мм выбрана из аналогичных условий, например, для алюминия. Матрица топливной сборки может быть выполнена, например, на основе реакторного графита, алюминия или циркония. Кроме того, в предлагаемом способе могут быть использованы микротвэлы из смеси оксидов плутония и тория с многослойным покрытием. То есть воспроизводящий материал торий устанавливают в максимум потока быстрых нейтронов. С одной стороны, это увеличит реактивность реактора за счет деления тория-232 быстрыми нейтронами, что приведет к увеличению коэффициента размножения на быстрых нейтронах. С другой стороны, уменьшит накопление урана-233, то есть при одинаковом со способом прототипа выгорании плутониевого топлива будет обеспечен более высокий коэффициент мультипликации, а следовательно, меньшие неравномерности энерговыделения и более высокий уровень мощности реактора.

Таким образом, неизвестное ранее содержание изотопа плутония-239 в топливе уран-графитового реактора более 90% в сочетании с массовым отношением торцевого сырья к плутониевому топливу на начальный момент загрузки от 0,01 до 0,25 позволяет достигать максимальных выгораний плутония-239 до 100% за счет накопления урана-233 из тория-232, аксиального и радиального выравнивания энерговыделения, тем самым поддерживать реактор в критичном состоянии и вырабатывать большее количество тепловой и электрической энергий в течение кампании реактора. Такое выгорание топлива с содержанием меньшего количества четных изотопов плутония, чем в способе прототипа, приводит к меньшему накоплению высокоактивных актиноидов и их более глубокому выжиганию.

При этом могут быть использованы микротвэлы из смеси оксидов плутония и тория. А при частичной перегрузке топлива части активной зоны, состоящие из верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов, могут переставляться в периферийные радиусы и/или сборки периферийных радиусов переставляют в центральные радиусы активной зоны.

Литература 1. Заявка Великобритании N 1422789, кл. C 21 C 3/32, опубл, 1976.

2. Заявка Великобритании N 1447542, кл. C 21 C 1/24, опубл. 1976 (прототип).

Формула изобретения

1. Способ эксплуатации ядерного реактора, содержащий первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, в которых размещены поглотитель нейтронов, торий и топливо, состоящее из смеси изотопов плутония в виде микротвэлов с многослойным покрытием, работу реактора на мощности и полную или частичную перегрузку топлива, отличающийся тем, что используют топливо с содержанием в нем изотопа плутония-239 не менее 90%, при этом первоначальную загрузку реактора обеспечивают с массовым отношением тория к плутониевому топливу в активной зоне от 0,01 до 0,25.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что топливные сборки помещены в оболочки толщиной от 0,5 до 9,5 мм.

3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что при загрузке используют микротвэлы из смеси оксидов плутония и тория или урана.

4. Способ по пп.1 - 3, отличающийся тем, что при частичной перегрузке топлива после работы реактора на мощности части активной зоны, состоящие из верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов, переставляют в периферийные радиусы и/или сборки периферийных радиусов переставляют в центральные радиусы активной зоны, а на место выгруженных топливных сборок загружают новые топливные сборки.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах, например, канальных уран-графитового типа

Изобретение относится к материалам для стержней регулирования водо-водяных реакторов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Изобретение относится к стержню управления для использования в реакторе на быстрых нейтронах, который использует охладитель на жидком натрии

Изобретение относится к управляющей колонке из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента в соответствии с ограничительной частью 1 формулы изобретения, а также к тепловыделяющему элементу и поглощающему элементу этой управляющей колонки [1]

Изобретение относится к устройствам для закрепления оборудования, установленного внутри сосуда под давлением ядерного реактора, содержащего сегменты упругого элемента

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано в ядерных реакторах, например, выскотемпературных газографитового типа или уранграфитовых реакторах с водой под давлением

Наверх