Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора

 

Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих сборок, входящих в состав активной зоны водо-водяного энергетического реактора. Сущность: тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора содержит 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5,85·10^-3 до 6,17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5,01·10^-3 до 5,23·10^-3 м или 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6,66·10^-3 до 6,99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5,68·10^-3 до 5,95·10^-3 м. Причем масса диоксида урана в сборке выбрана от 114,2 до 142,1 кг. В результате расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора, повышается выгорание ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих сборок (ТБС), из которых набирается активная зона ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водоохлаждаемых ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка (1150 - 1700) МВт.

Топливная загрузка реакторов состоит из большого числа тепловыделяющих элементов (твэлов), количество которых в активной зоне водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) исчисляется десятками тысяч и более. Для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий охлаждения их объединяют в множество пучков. Каждый пучок представляет единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в тепловыделяющей сборке (ТВС) может составлять от нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. Твэлы в ТВС соединяются между собой с помощью двух концевых и более десяти дистанционирующих решеток, устанавливаемых с определенным шагом по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения водо-уранового соотношения.

Активные зоны водо-водяных энергетических ядерных реакторов ВВЭР-400 и ВВЭР-1000 набираются из ТВС, содержащих пучок твэлов, расположенный в кожухе, например, шестигранной формы (см. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов.- М.: Энергоиздат, 1982, с. 76-78).

ТВС, как правило, состоит из пучка твэлов и каркаса. Каркас ТВС обеспечивает объединение и закрепление твэлов в сборке и их дистанционирование. Каркас сборки состоит из следующих основных деталей: несущего стержня, концевых решеток, дистанционирующих или направляющих решеток, продольных соединительных элементов, различных видов дистанционаторов и опорных полозков, а также обжимных втулок. Причем ТВС из твэлов, выполненных длиной, соответствующей длине активной зоны (ВВЭР-440 и ВВЭР-1000), дополняется еще следующими деталями: головкой сборки, к которой крепится верхняя часть каркаса сборки; хвостовиком сборки, который присоединяется к нижней части каркаса; подвеской сборки - устройством, с помощью которого ТВС перемещают, устанавливают и удерживают в вертикальном канале; амортизатором ТВС - деталью сборки, с помощью которой обеспечивается снижение ударной нагрузки при падении сборки на опору, а также компенсация вибраций, возникающих в процессе работы реактора; тарировочной шайбой - деталью сборки, предназначенной для определения расхода теплоносителя через ТВС (см. Ушаков Г.Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов.- М.: Энергоиздат, 1981, с. 84-86).

Для снижения доли конструкционного материала в активной зоне тепловыделяющие сборки могут не иметь кожуха, так называемые бесчехловые ТВС, в которых пучок твэлов объединен дистанционирующими решетками, а опорные решетки сборки соединены трубками, (см. Емельянов И.Я., Михан В.И., Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов.- М.: Энергоиздат, 1982, с. 77, рис. 3.10 в). В ТВС могут быть размещены подвижные органы регулирования, как, например, в серийном реакторе ВВЭР-1000.

Кассета реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса-чехла, цилиндрического хвостовика, головки и каркаса кассеты, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в кассете. Каркас кассеты включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю несущую решетку, верхнюю и средние направляющие решетки из нержавеющей стали или циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубой из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов жестко закреплены в несущей решетке, а верхние концы твэлов имеют возможность продольного перемещения в направляющей решетке при температурных расширениях. Нижняя несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику кассеты, а верхняя направляющая решетка соответственно - к головке кассеты. С помощью хвостовика и головки кассета устанавливается в корпусе реактора (см. Ушаков Г.Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов.- М.: Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8а).

Конструкции стержневых твэлов и ТВС для ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность, в том числе, в аварийных условиях при высоких температурах, что усложняется наличием мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции ТВС необходимо в первую очередь учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.

Наиболее близкой по технической сущности к описываемой является тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом в виде диоксида урана (см. Ушаков Г. Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М. : Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8а). В известной ТВС реактора ВВЭР-440 содержится 126 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.1·10^-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл 12.82 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в известной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-440, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла, и как следствие при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд.

Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки 857^oC. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600^oC.

Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что, с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя, предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700-750^oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые линейные нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. В особенности данная проблема усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.

Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной ТВС водо-уранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения приемлемых нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-440, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора.

Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему: - размер "под ключ" (144·10^-3 м), а также конструкция и размеры каркаса модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-440; - количество твэлов с уменьшенным диаметром в модернизированной ТВС должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-440; - изменение значения удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-440 исходя из нейтронно-физического расчета не должно превышать 11%; - увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-440; - количество, диаметр и размещение органов СУЗ должно быть таким же, как и в штатной активной зоне ВВЭР-440.

Задачей настоящего изобретения является создание новой тепловыделяющей сборки, в частности для реактора ВВЭР-440, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности.

В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышение выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов.

Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора, содержащей каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, пучок содержит 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85·10^-3 до 6.17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.01·10^-3 до 5.23·10^-3 м соответственно или 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 до 6.99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.68·10^-3 до 5.95·10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 114.2 до 142.1 кг.

Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что пучок содержит 270 твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85·10^-3 до 6.17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.01·10^-3 до 5.23·10^-3 м соответственно или 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 до 6.99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.68·10^-3 до 5.95·10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 114.2 до 142.1 кг, что характеризует новую концепцию ТВС реактора ВВЭР-440 и соответственно активных зон реактора ВВЭР-440, обладающих повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку каркас, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, должен быть идентичен штатной ТВС реактора ВВЭР-440, а пучок содержит 270 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки от 5.85·10^-3 до 6.17·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.01·10^-3 до 5.23·10^-3 м соответственно или 216 твэлов с наружным диаметром оболочки от 6.66·10^-3 до 6.99·10^-3 м и внутренним диаметром оболочки от 5.68·10^-3 до 5.95·10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 114.2 до 142.1 кг, то средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной ТВС уменьшается в 1.71-2.13 раза при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440.

Следует отметить, что наиболее целесообразно массу диоксида урана в сборке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого твэла выбрать соответственно от 129.6 до 134.5 кг, от 5.97·10^-3 до 6.07·10^-3 м и от 5.09·10^-3 до 5.14·10^-3 м для пучка из 270 твэлов или от 133.1 до 138.0 кг, от 6.76·10^-3 до 6.88·10^-3 м и от 5.77·10^-3 до 5.83·10^-3 м для пучка из 216 твэлов.

Кроме того, ядерное топливо может быть выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана от 10.4·10³ до 10.7·10³ кг/м³.

Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов. Действительно, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.3·10^-3 м. Однако выбор лишь единичного значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений внутренних диаметров оболочки твэла, диапазонов наружных диаметров твэла, соответствующего диапазона массы топлива и их взаимосвязи (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинация величин, составляющих отмеченные пары диапазонов внутренних и наружных диаметров твэлов, без выбора величины массы топлива (диоксида урана) приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.

На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-440; на фиг. 2 изображен вариант продольного разреза твэла для ТВС реактора ВВЭР-440; на фиг. 3 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой ТВС для реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.

Тепловыделяющая сборка 1 реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса-чехла 3, цилиндрического хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6. Каркас 6 обеспечивает крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю 7 несущую решетку, верхнюю 8 и средние 9 направляющие решетки из нержавеющей стали), которые механически связаны между собой центральной трубой 10 из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов 2 жестко закреплены в несущей 7 решетке, а верхние концы твэлов 2 имеют возможность продольного перемещения в направляющей 9 решетке при температурных расширениях. Нижняя 7 несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику 4 сборки, а верхняя 8 направляющая решетка соответственно - к головке 5 сборки. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборка устанавливается в корпусе активной зоны (см. фиг. 1).

Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник 11, состоящий из отдельных таблеток 12 (сплошных или с центральным отверстием) или стерженьков 13 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 14, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 15 (см. фиг. 2). Оболочка 14 в течение эксплуатации подвергается напряжениям за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 12 или стерженьков 13, в частности путем выполнения их торцов 16 вогнутыми (см. фиг. 1) или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (не показано).

В качестве материала таблеток 12 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4·10³ - 10.7·10³ кг/м³, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса диоксида урана в сборке составляет 114.2 - 142.1 кг.

При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 0.5-0.7 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 11 и оболочкой 14 в описываемых твэлах был не менее 0.05·10^-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.

Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 11, а также с учетом всех вышеприведенных условий оболочка 14 стержневого твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 должна иметь наружный и соответственно внутренний диаметры 5.85·10^-3 - 6.17·10^-3 м и 5.01·10^-3 - 5.23·10^-3 м для пучка из 270 твэлов или соответственно 6.66·10^-3 - 6.99·10^-3 м и 5.68·10^-3 - 5.95·10^-3 м для пучка из 216 твэлов. Дело в том, что из первых двух вышеуказанных условий следует, что относительный шаг между твэлами должен обеспечить водо-урановое отношение для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-440. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и прежде всего результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы наиболее предпочтительных диапазонов основных характеристик описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440. Так, для пучка, содержащего 270 твэлов: - наружный диаметр оболочки твэла составляет от 5.97·10^-3 до 6.07·10^-3 м; - внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.09·10^-3 до 5.14·10^-3 м; - масса диоксида урана выбрана от 129.6 до 134.5 кг, а для пучка, содержащего 216 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла составляет от 6,76·10^-3 до 6.88·10^-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла составляет от 5.77·10^-3 до 5.83·10^-3 м;
- масса диоксида урана выбрана от 133.1 до 138.0 кг.

Выполнение твэла описываемой ТВС реактора ВВЭР-440 c наружным диаметром менее 5.85·10^-3 м (например, 5.8·10^-3 м) и соответственно выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5.01·10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 114.2 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла c наружным диаметром более 6.99·10^-3 м (например, 7.0·10^-3 м) и соответственно выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 5.95·10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 142.1 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение более 35%). Выполнение же твэла описываемой ТВС диаметром больше 6.17·10^-3 м (соответственно выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не менее 5.23·10^-3 м и массой топлива в ТВС не менее 138.8 кг) и меньше 6.66·10^-3 м (соответственно выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки не более 5.68·10^-3 м и массой топлива в ТВС не более 129.2 кг) не обеспечивает выполнение первых двух вышеуказанных условий. Дело в том, что из этих условий следует, что относительный шаг между твэлами описываемой ТВС должен обеспечивать водо-урановое отношение для реактора ВВЭР-440 не более 1.9, т.е. близкое к водо-урановому отношению решеток действующих ВВЭР-440, а этого не происходит.

Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой ТВС. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а с другой - возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1.5·10^-3м.

Корпус-чехол 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части ТВС и обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри ТВС между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора. Корпус-чехол 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающим при протекании теплоносителя через ТВС. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам профилируется в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе теплоносителя в ТВС (не показаны).

На фиг. 3 в качестве примера представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1·10^-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8·10^-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что твэл в описываемой ТВС обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так, для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278^oC, а для твэлов со средней нагрузкой - 150^oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности ВВЭР-440. В первую очередь это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т > 550^oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т > 700^oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и соответственно снижение максимальной температуры при МПА с 900^oC до уровня ниже 600^oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.

Следует также отметить, что твэлы описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 вследствие снижения удельных тепловых нагрузок имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку твэла давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВт·сут/кг.

Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с требуемым маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твэлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой "ступеньки" подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для существующих конструкций ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6.7·10^-3 до 6.9·10^-3 м составляет 7.5 и 6.01 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5.9·10^-3 до 6.1·10^-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1·10^-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.82 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.

На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми ТВС в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1.71-2.13 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 позволяет:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-440;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-440;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт·сут/кг.

Следует отметить, что описываемые ТВС могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-440, а также и в других водо-водяных реакторах с водой под давлением, в водо-водяных реакторах с кипящей водой и в тяжеловодных реакторах.

Формула изобретения

1. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом, заключенным в оболочку, в виде диоксида урана, отличающаяся тем, что пучок содержит 270 твэлов с наружным диаметром оболочки 5,85 · 10^-3 - 6,17 · 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки 5,01 · 10^-3 - 5,23 · 10^-3 м соответственно или 216 твэлов с наружным диаметром оболочки 6,66 · 10^-3 - 6,99 · 10^-3 м и внутренним диаметром оболочки 5,68 · 10^-3 - 5,95 · 10^-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке составляет 114,2 - 142,1 кг.

2. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1, отличающаяся тем, что масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки стержневого твэла составляют соответственно 129,6 - 134,5 кг, 5,97 · 10^-3 - 6,07 · 10^-3 м и 5,09 · 10^-3 - 5,14 · 10^-3 м для пучка из 270 твэлов или масса диоксида урана в пучке, наружный и внутренний диаметры оболочки твэла составляют соответственно 133,1 - 138,0 кг, 6,76 · 10^-3 - 6,88 · 10^-3 м и 5,77 · 10^-3 - 5,83 · 10^-3 м для пучка из 216 твэлов.

3. Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора по п.1 или 2, отличающаяся тем, что ядерное топливо выполнено в виде таблеток со средней плотностью диоксида урана 10,4 · 10^-3 - 10,7 · 10³ кг/м³.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3