Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора

Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, в частности к управлению энерговыработкой тепловыделяющих сборок. Активная зона загружается свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок. Энерговыделение выравнивается по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения. При этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки, по результатам оценки, превышают установленное значение. В выявленные ячейки реактора устанавливаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100-2500 МВт*сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в ТВС урана и плутония. Кроме того, инструментальной проверке подвергаются тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт*сут/ТВС.

Изобретение направлено на снижение потребляемого количества ТВС на единицу вырабатываемой электроэнергии, сокращение затрат на транспортировку и хранение ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, управления энерговыработкой тепловыделяющих сборок и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на повышение глубины выгорания ядерного топлива в канальном реакторе и улучшение топливных характеристик энергетических ядерных реакторов канального типа.

Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива на АЭС, является глубина выгорания. На реакторе РБМК - 1000, работающем в режиме непрерывных перегрузок, для компенсации выгорания ядерного топлива в активной зоне осуществляют загрузку свежих тепловыделяющих сборок (ТВС), а также ТВС повторного использования с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ). Отработавшие в реакторе ТВС после выдержки их в приреакторных бассейнах отправляются на хранение в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). Режиму непрерывных перегрузок топлива предшествует длительный переходный период, в течение которого глубина выгорания в реакторе изменяется. Оценить среднюю величину глубины выгорания выгружаемого топлива РБМК - 1000 можно на основании фактически установившегося значения среднего выгорания топлива в реакторе, используя расчетные зависимости. Существует ряд причин отклонения фактических физических показателей реактора от расчетных:

- преждевременная выгрузка ТВС из активной зоны вследствие разгерметизации ТВЭЛ;

- повторная загрузка в реактор ТВС, имеющих недоиспользованный ресурс;

- загрузка в реактор ТВС с улучшенными нейтронно-физическими характеристиками;

- наличие ТВС с разной степенью обогащения.

Точность расчетного метода определения энерговыработки не превышает 20÷25%. Увеличивая среднюю глубину выгорания ТВС в реакторе средствами регулирования внутриреакторными процессами, можно повысить глубину выгорания выгружаемого ядерного топлива до предельных значений по техническим условиям (ТУ) на ТВС. Существует несколько объективных причин, влияющих на фактическую величину средней энерговыработки ТВС в реакторе:

- срок службы по техническим условиям на эксплуатацию ТВС;

- предельное значение энерговыработки по ТУ на ТВС;

- досрочная выгрузка ТВС из реактора вследствие разгерметизации твэлов;

- повторная загрузка в реактор ТВС, имеющих недоиспользованный ресурс;

- загрузка в реактор ТВС с улучшенными нейтронно-физическими характеристиками;

- наличие ТВС с разной степенью начального обогащения.

В настоящее время известно значительное число способов увеличения глубины выгорания ТВС в канальных реакторах. Одним из способов повышения эффективности топливного цикла является оптимизация глубины выгорания топлива, находящегося в реакторе. (А.П.Рудин «Оптимальное расположение ядерного горючего в реакторе», М.: Атомиздат, 1974 г., 18-21 с.) 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, включающий активную зону с ТВС естественного начального обогащения, механизм загрузки и перемещения топлива, управляемый по программе. В данном случае 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 ТВС. Топливо, выгружаемое из активной зоны, в рабочий цикл больше не возвращают. Недостатком данного технического решения является невозможность повторного использования отработавших ТВС после выгрузки из активной зоны реактора. Заявителю известны и другие публикации, относящиеся к вопросу повышения эффективности использования топлива. При оценке эффективности методов, применяемых для повышения глубины выгорания в различных способах использования (С.В.Врюнина, Ю.И.Корякина и др. «Оценка энергоэкономических эффектов малых отклонений в режиме перегрузок топлива РБМК», Атомная энергия, т.65, 1988 г., 7-12 с.) приходится сталкиваться с проблемами организации оптимальных распределений нейтронного потока и выгорания топлива, с особенностями топливного цикла для каждого типа реактора, техническими характеристиками используемого оборудования, с особенностями способа движения топлива: склад - реактор - бассейн выдержки - реактор. Известен также способ обеспечения полноты выгорания топлива путем перестановки его в пределах трех энергетических зон реактора (патент РФ №2083004). В данном способе операции по выгрузке и программным перестановкам топлива в одну из выбранных зон осуществляются на остановленном реакторе. ТВС направляют в приреакторный бассейн при значении нормированной энерговыработки 3100 МВт/сут, где они выдерживаются в течение примерно одного года, а затем выгружаются из приреакторного бассейна и направляются в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). В данном способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора предусматривается выполнение операций на остановленном реакторе по загрузке и выгрузке ТВС из технологических каналов посредством перегрузочного устройства и программные перестановки ТВС в пределах технологических каналов трех выделенных зон активной зоны реактора:

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.

В пределах каждой зоны перегрузка ТВС 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 ТВС 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 ТВС второй зоны в первую и третью зоны. В третьей зоне формируется глубина выгорания топлива больше средней величины выгорания в реакторе и энерговыделение в среднем менее 0,5 от номинального значения.

Ближайшим аналогом является способ (патент РФ №2347292) осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты, в котором периодически на основании результатов оценки неравномерности распределения плотности потока нейтронов по высоте тепловыделяющих сборок с равномерной начальной степенью обогащения по урану-235 выявляют ячейки, у которых характеристика неравномерности энерговыделения по высоте а3/a1 превышает значения 0,25, и на их место устанавливают тепловыделяющие сборки с заранее профилированной по высоте степенью начального обогащения и осуществляют дальнейшее управление реактором.

Недостатком способа, взятого в качестве ближайшего аналога, является то, что в аналоге для достижения положительного результата необходимо использовать новые ТВС с заданной профилированной по высоте степенью обогащения, а энергетический ресурс ТВС, находящихся в активной зоне, используется не в полном объеме, т.к. учет энерговыработки (величины выгорания) ядерного топлива определяется расчетным путем со значительным усреднением величин, входящих в расчетную формулу. Кроме того, в расчете не учитывается энергетический вклад образующихся изотопов плутония при принятии решения о выгрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). В результате ~5÷10% ТВС, которые еще могли бы работать в реакторном цикле, отправляют в бассейн выдержки.

Задача, решаемая изобретением, заключается в повышении полноты использования ядерного топлива при сохранении современного уровня безопасности, снижении количества потребляемых новых ТВС, сокращении затрат на транспортирование и хранение облученных ТВС.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, заключающемся в загрузке активной зоны свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок, в выравнивании энерговыделения по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения, при этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки а3/a1 по результатам оценки превышают значение 0,25, предложено в выявленные ячейки реактора устанавливать тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100÷2500 МВт*сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в ней урана и плутония. Кроме того, предложено инструментальной проверке подвергать тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт*сут/ТВС, а характеристики неравномерности энерговыработки по высоте тепловыделяющей сборки (а3/a1, а2/a1) определять по зависимости:

где F(z) - функция распределения энерговыработки по высоте;

ai - амплитуды гармоник;

n - количество точек измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки установкой измерения выгорания;

π=3,14;

h - эффективная высота активной зоны - 8 м;

z - расстояние точки измерения от точки отсчета по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки, м;

i - точка измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки;

а - значения коэффициентов ai (амплитуды гармоник) определять из решения системы уравнений:

(Например, для 4-х точек измерений)

a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1

a1sin(πz2/h)+a2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2

a1sin(πz3/h)+a2sin(2πz3/h)+a3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3

a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,

где: J1, J2, J3, J4 - значения выгорания в точках измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки.

Согласно сущности изобретения предлагается из приреакторного бассейна выгружать тепловыделяющие сборки со значением энерговыработки, не превышающим 2500 МВт/сут, инструментально определять энерговыработку с учетом содержания урана и плутония по высоте ТВС, выявлять тепловыделяющие сборки, у которых энерговыработка находится в интервале 2100÷2500 МВт/сут и повторно использовать их при перегрузках для выравнивания энерговыделения в выбранной зоне по высоте и радиусу. Для этого в процессе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора часть ТВС извлекают из реактора и помещают в приреакторный бассейн. Среди этих ТВС находятся сборки, которые по расчетным значениям величины энерговыработки, сроку службы и назначенному сроку хранения в бассейне могут подлежать дальнейшему использованию в реакторе (с энерговыработкой в интервале 2100÷2500 МВт/сут.). В процессе измерений определяют количество изотопов U235, Pu239, P241 с целью определения остаточного энергосодержания ТВС. Затем сравнивают величину паспортной энерговыработки ТВС с энерговыработкой, определенной на основании обсчета результатов измерения, с учетом измеренного количества изотопов U235, Pu239, P241 на специальном инструментальном стенде инспекции, определяя остаточный ресурс облученной ТВС, и принимают решение относительно его дальнейшего использования. Если фактическое значение энерговыработки находится в интервале 2100÷2500 МВт/сут, то принимают решение об ее постановке в реактор.

Выгорание топлива в ОТВС, подлежащих повторному использованию в реакторе, можно определять, например, способом, основанным на измерениях энергетических спектров гамма-излучения от ОТВС, по которым вычисляют отношение активностей радиоизотопов 134Cs и 137Cs в ОТВС. Спектры гамма-излучения от ОТВС измеряют с использованием каналов регистрации гамма-излучения на основе CdZnTe-детекторов. Вычисление выгорания ядерного топлива в фиксированных точках по высоте ОТВС проводят по результатам регистрации удельного выхода нейтронов, удельной активности по изотопам 134Cs и 137Cs, мощности дозы гамма-излучения и расчетных констант. Для измерения выгорания ядерного топлива отработавших тепловыделяющих сборок РБМК регистрацию осуществляют с помощью блоков детектирования нейтронного излучения, блоков детектирования гамма-излучения спектрометрического и дозиметрического. Все детекторы расположены вертикально оси ОТВС под углом 120°. Блок установки детекторов вместе с размещенными на нем блоками детектирования нейтронного и гамма-излучения образуют блок детектирования установки измерения выгорания ядерного топлива (БД), изображенный на (фиг.1), где: 1 - гамма-детектор, 2 - детектор нейтронный. На фиг.2 показано распределение 137Cs и 134Cs (в отн.ед.) по высоте твэлов нижнего и верхнего пучка ОТВС. На фиг.3. приведена зависимость отношения 134Cs/137Cs от выгорания с учетом истории эксплуатации и времени выдержки ОТВС.

БД содержит 9 блоков детектирования: три блока детектирования нейтронного излучения, три блока детектирования гамма-излучения спектрометрических и три блока детектирования гамма-излучения дозиметрических. Блок установки детекторов для размещения блоков детектирования нейтронного и гамма-излучения выполнен в виде частично разомкнутого круга с фиксатором. Диапазон измеряемых значений выгорания составляет от 5 до 40 МВт-сут/кг, время от момента извлечения ОТВС из реактора до момента измерения выгорания (время выдержки ОТВС) - от 2 до 50 лет. Пределы допускаемой относительной погрешности измерения выгорания ±10%. Блоки детектирования нейтронного излучения находятся в кадмиевых экранах с вертикальными щелевыми коллиматорами, обеспечивающими «просмотр» ОТВС. Каналы регистрации гамма-излучения спектрометрические находятся в свинцовой защите для уменьшения дозовой нагрузки на датчик и защиты предусилителя от гамма-излучения. На уровне эффективного центра CdZnTe-детектора находится коллиматор диаметром 3 мм, направленный на ОТВС. Каналы регистрации гамма-излучения дозиметрические находятся в свинцовой защите от фонового излучения со щелевым коллиматорам, обеспечивающими «просмотр» ОТВС. Для проведения измерений ОТВС размещается в пенале на опоре. С помощью привода БД перемещается вдоль ОТВС непрерывно или с остановкой в фиксированной точке для проведения измерений. Измерения производятся в течение одинаковых промежутков времени, количество которых при полном перемещении ОТВС относительно установки может изменятся в зависимости от решаемой задачи. В результате измерений сначала получаем распределение 134Cs и 137Cs (в отн.ед.) по высоте ОТВС, в качестве примера представлено типичное распределение 134Cs и 137Cs (в отн. ед.) по высоте твэлов верхнего и нижнего пучка ОТВС (фиг.2.). Затем определяют зависимость отношения 134Cs/137Cs от выгорания с учетом истории эксплуатации и времени выдержки ОТВС. Результаты по определению зависимости отношений 134Cs/137Cs на дату окончания облучения представлены на фиг.3. Используя данные зависимостей, изображенных на фиг.2 и 3, проводят расчеты среднего выгорания и изотопного состава ядерного топлива для ОТВС. В фиксированных точках по высоте расчеты выполняются с помощью программных комплексов САПФИР_95&RС_РБМК или NUCMA с соответствующей библиотекой констант для нейтронно-физических расчетов, подготовленной по программе WIMS. В основу измерений положен метод замещения, заключающийся в определении глубины выгорания в исследуемом относительно известной величины выгорания в стандартном образце ОТВС. Определение глубины выгорания топлива в стандартных образцах выполняется с помощью метрологически аттестованной масс-спектрометрической методики. Порядок действий по определению выгорания и изотопного состава ядерного топлива ОТВС неразрушающим методом следующий:

- на специальной стойке устанавливаются блоки детектирования ядерного топлива и с помощью привода с заданным шагом перемещаются перед коллиматором с целью исследования распределения Cs (одновременно и других нуклидов, гамма-линии которых имеются в анализируемом спектре) по длине исследуемой ОТВС. Интервал изменения шага перемещения может задаваться в диапазоне от 1 мм до 100 мм. Непосредственно измеряемой величиной является скорость счета импульсов пика полного поглощения гамма-квантов 137Cs. В качестве монитора глубины выгорания используется нуклид 137Cs, а при определении выгорания с помощью метода изотопных корреляций используется отношение активностей продуктов деления 134Cs/137Cs;

- алгоритм определения выгорания, изотопного состава и энерговыделения ОТВС РБМК следующий.

1. Из базы данных вводятся учетные данные по калибровочной ОТВС;

2. Производится запись данных с каналов регистрации при сканировании калибровочной ОТВС:

- скорости счета импульсов с каналов регистрации нейтронов на основе камеры деления типа КНТ-31;

- энергетических спектров гамма-излучения с каналов регистрации гамма-излучения спектрометрических;

- мощности дозы гамма-излучения с каналов регистрации гамма-излучения дозиметрических.

3. На основе измеренных энергетических спектров гамма-излучения определяется отношение площади под пиком с энергией 796+803 кэВ (134Cs) к площади под пиком с энергией 662 кэВ (137Cs) и отношение активности по радионуклиду 134Cs к активности по радионуклиду 137Cs.

4. С использованием отношения активности по радионуклиду 134Cs к активности по радионуклиду 137Cs определяется выгорание калибровочной ОТВС.

5. С использованием необходимых констант определяются характеристики калибровочной ОТВС: выход нейтронов, активность по радионуклидам 134Cs и 137Cs, мощность дозы гамма-излучения.

6. Определяются калибровочные коэффициенты как коэффициенты пропорциональности между данными с каналов регистрации нейтронов и гамма-излучения и характеристиками калибровочной ОТВС (выход нейтронов, активность по радионуклидам 134Cs и 137Cs, мощность дозы гамма-излучения).

7. Производится запись данных с каналов регистрации при сканировании исследуемой ОТВС. Перечень данных приведен в п.2.

8. С использованием данных с каналов регистрации нейтронов и гамма-излучения и калибровочных коэффициентов определяются характеристики исследуемой ОТВС: выход нейтронов, активность по радионуклидам 134Cs и 137Cs, мощность дозы гамма-излучения.

9. С использованием данных, полученных в п.8, определяется выгорание исследуемой ОТВС и ее погрешность.

Определив реальное остаточное количество делящихся изотопов в ТВС (остаточный ресурс), находящихся в приреакторном бассейне, решают вопрос о возможности дальнейшего использования этих ТВС в реакторе или необходимости направления на длительное хранение в ХОЯТ.

Заявленный способ позволяет более эффективно использовать ядерное топливо. Экономическая эффективность достигается за счет более полного использования ядерного топлива в реакторе, снижения потребляемого количества ТВС на единицу вырабатываемой электроэнергии, сокращения затрат на транспортировку и хранение ОТВС.

1. Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора, заключающийся в загрузке активной зоны свежим уран-эрбиевым топливом с равномерным и профилированным по высоте обогащением тепловыделяющих сборок, в выравнивании энерговыделения по высоте реактора в процессе программных перестановок тепловыделяющих сборок в пределах трех зон профилирования энерговыделения, при этом для перестановки используют те ячейки, у которых характеристики неравномерности энерговыделения по высоте тепловыделяющей сборки а31 по результатам оценки, превышают значение 0,25, отличающийся тем, что в выявленные ячейки реактора устанавливают тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна, со значениями энерговыработок в интервале 2100÷2500 МВт·сут/ТВС, подтвержденными результатами инструментальной проверки с учетом содержания в них урана и плутония.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что инструментальной проверке подвергают тепловыделяющие сборки, извлеченные из приреакторного бассейна после выдержки, с расчетной энерговыработкой, не превышающей 2500 МВт·сут/ТВС.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что характеристики неравномерности энерговыработки по высоте тепловыделяющей сборки (а3/a1, а2/a1) определяют по зависимости

где F(z) - функция распределения энерговыработки по высоте;
аi - амплитуды гармоник;
n - количество точек измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки установкой измерения выгорания;
π=3,14;
h - эффективная высота активной зоны - 8 м;
z - расстояние до точки измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки, м;
i - точка измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки;
а - значения коэффициентов аi; (амплитуды гармоник) определяют из решения системы уравнений:
например, для 4 точек измерений
a1sin(πz1/h)+a2sin(2πz1/h)+a3sin(3πz1/h)+a4sin(4πz1/h)=J1
a1sin(πz2/h)+a2sin(2πz2/h)+a3sin(3πz2/h)+a4sin(4πz2/h)=J2
a1sin(πz3/h)+a2sin(2πz3/h)+a3sin(3πz3/h)+a4sin(4πz3/h)=J3
a1sin(πz4/h)+a2sin(2πz4/h)+a3sin(3πz4/h)+a4sin(4πz4/h)=J4,
где J1, J2, J3, J4 - значения выгорания в точках измерения по высоте отработавшей тепловыделяющей сборки.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал.

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .

Изобретение относится к способам расхолаживания водоохлаждаемого реактора при полном обесточивании атомной электростанции (АЭС). АЭС содержит паропроизводящую установку с ядерным энергетическим водоохлаждаемым реактором, пароэнергетическую турбогенераторную установку, дополнительную паровую турбину, систему производства и хранения водорода и кислорода, систему расхолаживания паропроизводящей установки. Расхолаживание реактора обеспечивается тем, что при полном обесточивании пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений в активной зоне реактора, перегревается и пополняется в необходимом количестве в пароводородном перегревателе путем сжигания водорода и впрыска воды. Затем пар направляется в дополнительную паровую турбину, в которой вырабатывается электроэнергия, необходимая для электроснабжения собственных нужд АЭС и останова энергоблока в плановом режиме. Технический результат - возможность расхолаживания водоохлаждаемого реактора в штатном режиме при полном обесточивании АЭС без использования аварийных систем. 1 ил.
Наверх