Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, и способ его эксплуатации


 


Владельцы патента RU 2453936:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара. Способ эксплуатации реактора включает размещение ТВС в активной зоне, их использование в течение определенного времени, осуществление программы перегрузок ТВС. При этом по мере выгорания загруженных в центральную подзону «свежих» ТВС производят последовательно перестановку ТВС из центральной подзоны в среднюю подзону и затем, по мере выгорания, на периферийную подзону. Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, включает корпус реактора, средства подвода воды и отвода пара, связанные с соответствующими коллекторами, образованными под опорной плитой и в верхней части активной зоны, распределенные в активной зоне тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне сформированы три радиальные подзоны. Коллекторы, образованные под опорной плитой и в верхней части активной зоны, выполнены в виде участков, обеспечивающих последовательное прохождение потока подводимой воды по трем сформированным подзонам от ТВС периферийной подзоны к ТВС центральной подзоны. Технический результат - снижение температуры оболочек твэлов, уменьшение плотности теплоносителя для компенсации запаса реактивности на выгорание. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара.

Известна конструкция легководного реактора типа ВВЭР-1000 (см., например, Ф.Я.Овчинников, Л.В.Голубев, В.Д.Добрынин «Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов», Атомиздат, 1979). Реакторы такого типа широко используются на АЭС в России и за рубежом.

Недостатком такого реактора является очень низкий для современной энергетики КПД.

Также известно техническое решение - аналог согласно патенту РФ 2128864, МПК6 G21C 7/30, G21C 3/32, СПОСОБ ПЕРЕГРУЗКИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при эксплуатации водо-водяных реакторов типа реакторов ВВЭР-1000. Технический результат заключается в одновременном размещении в активной зоне водо-водяного реактора разнородных ТВС, различающихся при их нахождении в активной зоне спектром нейтронов при сохранении неизменной или незначительно уменьшенной компенсационной способности подвижных поглотителей СУЗ. Способ перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) в водо-водяном реакторе, содержащем два или более типов ТВС, различающихся мягкостью спектра нейтронов при их нахождении в активной зоне, включает извлечение отработавших, перемещение оставшихся в активной зоне и догрузку свежих ТВС, при этом доля ТВС с мягким спектром среди ячеек СУЗ установлена больше доли этих ТВС в активной зоне и в пределе равняется единице.

Однако в указанном решении присутствует повышенная чувствительность к неравномерности подогрева теплоносителя, которая приводит к перегреву теплоносителя и оболочек твэлов. Высокая температура оболочек твэлов требует применения жаропрочных и жаростойких сплавов, например сплавов на основе никеля. При этом, в частности, радикально ухудшаются характеристики топливного цикла.

Также известна конструкция корпусного прямоточного реактора сверхкритического давления (см., например, Oka Y. Review of temperature water and steam cooled reactor concept-In 4-th Int / Symp. on SCWR, Japan, Nov.6-9, 2000, Rep / 104, p.37-56) - прототип.

Известный прямоточный реактор включает прочный корпус, опорную плиту, блок защитных труб и активную зону, образованную из тепловыделяющих сборок (ТВС).

В известном реакторе теплоноситель сверхкритического давления подогревается, испаряется и перегревается в активной зоне за один проход. При этом большая часть замедлителя размещена в отдельных трубках в ТВС, который не участвует в теплообмене, а стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы) размещены в тесной решетке. Это обусловлено тем, что теплоноситель прямоточного реактора имеет в 12 раз большее приращение энтальпии и соответственно в 12 раз меньший расход теплоносителя по сравнению с известным реактором типа ВВЭР-1000. Применение тесной решетки обусловлено необходимостью обеспечить достаточно высокую скорость для охлаждения твэлов и необходимостью размещения замедлителя в отдельных трубках для обеспечения необходимого водно-уранового соотношения.

Недостатком известного прямоточного реактора является исключительно высокая чувствительность (в 12 раз по сравнению с ВВЭР-1000) к неравномерности подогрева теплоносителя, которая приводит к перегреву теплоносителя и оболочек твэлов до уровня 900-1000°С. Высокая температура оболочек твэлов требует применения жаропрочных и жаростойких сплавов, например сплавов на основе никеля. При этом радикально ухудшаются характеристики топливного цикла.

Испарение и тем более перегрев замедлителя являются противоестественными (нежелательными), так как отрицательно сказываются на глубине выгорания топлива.

Поэтому необходимо использовать уменьшение плотности теплоносителя за счет кипения и перегрева пара для компенсации запаса реактивности на выгорание.

В связи с изложенным технической задачей изобретения является уменьшение уровня температуры оболочек твэлов и повышение характеристик топливного цикла, а также использование уменьшения плотности теплоносителя за счет кипения и перегрева пара для компенсации запаса реактивности на выгорание.

Указанная техническая задача обеспечена тем, что предложен:

способ эксплуатации корпусного ядерного прямоточного реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления с перегревом пара, включающий размещение ТВС в активной зоне, их использование в течение определенного времени, причем осуществляют программу перегрузок ТВС, при которой по мере выгорания загруженных в центральную подзону «свежих» ТВС производят последовательно перестановку ТВС из центральной подзоны в среднюю подзону и затем, по мере выгорания, на периферийную подзону;

- при этом также предложен:

корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, включающий корпус реактора, средства подвода воды и отвода пара, связанные с соответствующими коллекторами, образованными под опорной плитой и в верхней части активной зоны, распределенные в активной зоне тепловыделяющие сборки (ТВС), причем

в активной зоне сформированы три радиальные подзоны, коллекторы, образованные под опорной плитой и в верхней части активной зоны выполнены в виде участков, обеспечивающих последовательное прохождение потока подводимой воды по трем сформированным подзонам от ТВС периферийной подзоны к ТВС центральной подзоны.

Согласно указанному активная зона выполняется, по меньшей мере, из трех радиальных подзон, последовательно соединенных по ходу теплоносителя с помощью коллекторов, выполненных под опорной плитой и в блоке защитных труб, причем внешняя радиальная подзона охлаждается преимущественно водяной фазой, средняя охлаждается кипящим теплоносителем, а внутренняя подзона охлаждается перегретым паром.

При работе реактора осуществляется следующий режим перегрузки. «Свежие» тепловыделяющие сборки (ТВС) загружаются в центральную радиальную подзону, в которой реализуется жесткий нейтронный спектр благодаря низкой плотности водяного пара и высокого обогащения урана в «свежих» ТВС. При этом компенсируется избыточная размножающая способность «свежих» ТВС за счет повышенного поглощения нейтронов в резонансах урана-238 с образованием плутония-239.

После достижения примерно 33% проектного выгорания ТВС из центральной подзоны переставляются в среднюю подзону, в которой осуществляется промежуточный спектр нейтронов.

После достижения примерно 67% проектного выгорания эти ТВС (из средней подзоны) перемещаются на периферию активной зоны (в периферийную подзону), в которой реализуется тепловой спектр нейтронов, который обеспечивает достижение проектного выгорания (100%). При такой схеме перегрузки реализуется спектральное регулирование, которое позволяет практически отказаться от выгорающих поглотителей и соответственно достичь повышенного выгорания. Это в значительной степени снизит отрицательный эффект применения стальных оболочек твэлов. Одновременно предложенная конструкция позволяет снизить приращение энтальпии (перегрева пара) в центральной зоне до приемлемого уровня 300 кДж/кг (120°С). Это обеспечит приемлемый уровень температуры теплоносителя в горячих струях и приемлемую температуру оболочек твэлов ниже 700°С.

Сущность изобретения иллюстрируется чертежом, где приведено вертикальное сечение реактора, общий вид.

На представленном чертеже позициями обозначены:

1 - корпус реактора;

2 - собирающий коллектор;

3 - подвод питательной воды;

4 - выход пара;

5 - верхний промежуточный коллектор;

6 - периферийная часть активной зоны;

7 - средняя подзона (средняя часть активной зоны);

8 - внутренняя часть активной зоны;

9 - разделитель;

10 - нижний промежуточный коллектор;

11 - теплоизоляция.

Описание предложенного решения

Ядерный реактор, представленный на чертеже, включает прочный корпус 1, собирающий коллектор (блок защитных труб) 2, подвод питательной воды (патрубок питательной воды) 3, выход пара (патрубок перегретого пара) 4, верхний промежуточный коллектор 5, периферийную часть активной зоны (периферийную подзону} 6 размещения ТВС, среднюю часть активной зоны (среднюю подзону) 7 размещения ТВС, внутреннюю часть активной зоны (центральную подзону) 8 размещения ТВС, разделитель 9, нижний промежуточный коллектор 10 и теплоизоляцию 11.

Реактор работает следующим образом.

Холодный теплоноситель подается в прочный корпус 1 через патрубок 3. Далее он протекает вдоль корпуса и поступает на вход периферийной подзоны 6, которую охлаждает, двигаясь снизу вверх.

Нагретый до среднесмешанной температуры порядка 385°С теплоноситель из ТВС периферийной подзоны 6 с различной температурой выходит в верхний промежуточный коллектор 5, в котором неравномерно нагретый теплоноситель перемешивается и раздается на вход в ТВС средней подзоны 7, в которой теплоноситель сверхкритического давления нагревается до среднесмешанной температуры 410-420°С. При этом происходит существенное изменение плотности теплоносителя. В свою очередь, это реализует промежуточный нейтронный спектр в средней подзоне 7.

Теплоноситель из ТВС средней подзоны 7 с различной температурой выходит в нижний собирающий коллектор 10, в котором теплоноситель с различной температурой перемешивается и раздается на вход в ТВС центральной подзоны 8. В ней теплоноситель нагревается до среднесмешанной температуры порядка 540°С. Далее перегретый пар выводится из корпуса реактора через полость размещения блока защитных труб (2 - собирающий коллектор) 2 и паровой патрубок 4.

При этом подогрев теплоносителя в центральной зоне составляет всего 120-130°С. Это обеспечивает приемлемый уровень температуры оболочек твэлов на уровне 650°С.

То есть организация циркуляции теплоносителя в активной зоне корпусного ядерного реактора, включая конструктивную проработку, выбор и установку параметров расхода теплоносителя и мощности тепловыделения, осуществлены таким образом, что сформированную внешнюю (периферийную) подзону охлаждают преимущественно водяной фазой теплоносителя, среднюю подзону охлаждают кипящим теплоносителем, а внутреннюю подзону охлаждают перегретым паром.

Заявленное техническое решение позволяет реализовать реактор сверхкритического давления с перегревом пара до 540°С при температуре оболочек твэлов на уровне 650°С. Это обеспечивает повышение КПД паротурбинной установки выше 45%. Предложенный способ работы позволяет реализовать спектральное регулирование запаса реактивности на выгорание. Это обеспечивает увеличения выгорания урана примерно на 25%.

1. Способ эксплуатации корпусного ядерного прямоточного реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления с перегревом пара, включающий размещение ТВС в активной зоне, их использование в течение определенного времени, отличающийся тем, что осуществляют программу перегрузок ТВС, при которой по мере выгорания загруженных в центральную подзону «свежих» ТВС производят последовательно перестановку ТВС из центральной подзоны в среднюю подзону и затем, по мере выгорания, на периферийную подзону.

2. Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, включающий корпус реактора, средства подвода воды и отвода пара, связанные с соответствующими коллекторами, образованными под опорной плитой и в верхней части активной зоны, распределенные в активной зоне тепловыделяющие сборки (ТВС), отличающийся тем, что в активной зоне сформированы три радиальные подзоны, коллекторы, образованные под опорной плитой и в верхней части активной зоны, выполнены в виде участков, обеспечивающих последовательное прохождение потока подводимой воды по трем сформированным подзонам от ТВС периферийной подзоны к ТВС центральной подзоны.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих канальных реакторов. .

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам, используемым для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способам эксплуатации быстрых гомогенных ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции составной кассеты системы управления мощностью активной зоны энергетического реактора типа ВВЭР-440, и может быть использовано и в других конструкциях, когда необходимо снизить локальное повышенное нейтронное поле.

Изобретение относится к способу управления реактивностью нейтронной цепной реакции в ядерных реакторах, а также к устройству для его осуществления. .

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при эксплуатации водо-водяных реакторов типа реакторов ВВЭР-1000. .

Изобретение относится к области ядерной технологии. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах. .
Наверх