Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов



Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов
Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов
Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов
Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов

 

G21C7/27 - управление с помощью спектрального сдвига

Владельцы патента RU 2601558:

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

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны. Активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория. 6 з.п. ф-лы, 2 табл., 2 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся изотопов.

Нерешенность проблемы утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), содержащего накопленные долгоживущие радиоактивные продукты деления и минорные актиниды, является одним из серьезных препятствий для развития традиционной атомной энергетики.

На сегодняшний день отработанные тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие ОЯТ, не подвергаются переработке, а просто размещаются в комплексе пристанционных хранилищ действующих АЭС, ожидая разработки эффективных технологий переработки и создания соответствующих производственных мощностей. В качестве основного способа снижения активности реализуется просто их длительная выдержка.

Закрытый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) в ядерной энергетике открывает возможности возврата в энергетику дорогостоящих делящихся материалов - урана и плутония, что обеспечит ядерную энергетику топливом на тысячелетие при любом росте потребностей. Кроме того, объемы высокорадиоактивных отходов, предназначенных для вечного захоронения, гораздо меньше после переработки ОЯТ, чем объемы отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) без их переработки.

Для расширенного воспроизводства ядерного топлива предложены и созданы реакторы-бридеры на быстрых нейтронах.

В частности, предложен энергетический реактор-размножитель [патент RU 2492532, опубл. 10.09.2013] на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава, которая содержит (мас. %): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см3. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами активной зоны (АЗ): (D=H=180 см): объем активной зоны = 4578120 см3, масса ее солевого наполнения = 10772 кг. Коэффициенты воспроизводства (KB) урана-233 могут составить КВАЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны. Данное решение направлено на создание новых поколений энергетических реакторов (ЯР) на быстрых нейтронах (БН) с активной зоной (АЗ) в виде солевых расплавов, способных конвертировать торий-232 в уран-233.

При накоплениях «оружейного» плутония-239 целесообразно использовать его в энергетических ЯР в сочетании с торием и достичь приемлемых коэффициентов воспроизводства урана-233. Именно для этого предлагается, задав в исходный состав ЯТ значительную массу плутония-239, далее по мере его асимптотического «выгорания» без какой-либо переработки ЯТ использовать получаемый за счет конверсии тория уран-233. Понадобится только периодически пополнять и поддерживать необходимое количество тория в АЗ.

Интенсивный теплоотвод жидким теплоносителем и цепные реакции деления ядер плутония-239 совместно с образующимися ядрами урана-233 обеспечиваются при размерах цилиндрической АЗ: D=180 см и Н=180 см. Объем АЗ - VАЗ=4578120 см3, а масса АЗ - МАЗ=10772 кг. В этой массе солевого расплава АЗ содержится: тория 1385 кг, плутония 1544 кг.

Расчетные коэффициенты воспроизводства урана-233 достигают КВАЗ=0.3, а при использовании зоны воспроизводства (ЗВ) в виде цилиндрического экрана из диоксида тория суммарный KB может составить 1,2 [патент RU 2492532, опубл. 10.09.2013]. Недостатком такого решения служит повышенная коррозионная активность топлива, нестабильность его состава и повышенные требования к системе регулирования.

Известен способ регулирования, позволяющий достичь оптимального выгорания в реакторе топлива с разными характеристиками посредством выравнивания энерговыработки и температуры теплоносителя по технологическим каналам с целью удержания более высоких уровней мощности и выработки большего количества энергии.

В известном способе [патент RU 2102797, опубл. 20.01.1998] содержащем загрузку активной зоны реактора, процесс регулировки расхода теплоносителя через технологические каналы до начала подъема мощности, процесс регулирования поля энерговыделения путем выравнивания температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов перемещением регулирующих стержней в активной зоне при работе реактора на мощности, процесс перегрузки каналов группами, а в зависимости от обогащения, выгорания, геометрических характеристик тепловыделяющих элементов, расхода в каналах, распределения нейтронного потока через заданные промежутки времени определяют энерговыработку в каждом канале, сравнивают ее со средней энерговыработкой и выравнивают энерговыработку каналов перераспределением регулирующих стержней для каждой группы перегрузки так, чтобы каналы с разным типом загрузки топлива и, соответственно, разной предельной энерговыработкой в одной группе перегрузки достигали значений не менее (88…90%) от своей предельной энерговыработки к моменту останова реактора для перегрузки топлива.

Недостатком данного способа является необходимость поканального измерения энерговыработки и поканального регулирования энерговыделения, что усложняет и удорожает эксплуатацию ядерных реакторов.

Известен способ управления реактором ядерного деления на бегущей волне [патент RU 2553979, опубл. 20.12.2013], имеющим спектр быстрых нейтронов, причем способ включает:

- распространение бегущей волны ядерного деления, имеющей спектр быстрых нейтронов, в активной зоне реактора ядерного деления на бегущей волне;

- определение желательного параметра реактивности внутри выбранной части реактора ядерного деления на бегущей волне; и

- настройку по меньшей мере одного стержня регулирования реактивности, имеющего материал, поглощающий нейтроны быстрого спектра, причем по меньшей мере часть материала, поглощающего нейтроны быстрого спектра, включает воспроизводящий материал ядерного топлива, чувствительный к желательному параметру реактивности. Данный способ позволяет несколько увеличить наработку делящихся изотопов, однако требует усложнения и удорожания системы регулирования.

Выравнивание поля энерговыделения в реакторе-наработчике решается в способе эксплуатации ядерного реактора [патент RU 2125304, опубл. 20.01.1999], 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 полную 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.

Недостатком данного способа служит отсутствие влияния на спектр нейтронов, что снижает возможности повышения расширенного воспроизводства 233U.

Известен способ эксплуатации ядерных реакторов [патент RU 2088981, опубл. 27.08.1997 - аналог], в которых активная зона и боковой экран быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем выполнены по типу канального реактора в виде совокупности топливных, воспроизводящих и облучательных каналов, размещенных в узлах регулярной или нерегулярной решетки и разделенных между собой слабопоглощающей и слабозамедляющей нейтроны средой, например инертным газом. Шаг размещения каналов выбирается из условия обеспечения близкого к нулю (меньше эффективной доли запаздывающих нейтронов) или отрицательного пустотного эффекта реактивности. В результате существенно повышается безопасность быстрого реактора за счет гарантированного обеспечения отрицательного значения пустотного эффекта реактивности, а также повышения надежности и быстродействия системы СУЗ. Однако данное решение содержит существенный недостаток: низкий удельный коэффициент наработки ядерного топлива.

Известен способ эксплуатации ядерных реакторов [патент RU 2541516, опубл. 20.02.2015 - прототип], в частности тепловых реакторов в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками оксидного ториевого топлива, содержащего материал, способный к ядерному делению, обеспечение водным замедлителем и теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми. При этом в качестве замедлителя и теплоносителя используют тяжелую воду (D2O), при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0, баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов обеспечивают путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н2О), смягчая спектр нейтронного потока.

Техническим результатом является упрощение регулирования реактивности реактора, а также повышение безопасности эксплуатации и увеличение ресурса активной зоны. Такой реактор позволяет упростить регулирование реактивности реактора, а значит, обладает повышенной безопасностью, но не решает проблемы повышения эффективности расширенного воспроизводства и повышения производительности реактора.

В частности, в таком способе наработка делящихся изотопов ограничена недостаточно жестким спектром нейтронов и отсутствием экранов активной зоны, в которых созданы зоны расширенного воспроизводства. Не предусмотрены также средства воздействия на распределение нейтронного потока.

Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении эффективности эксплуатации ядерных реакторов для расширенного воспроизводства делящихся элементов, упрощения его регулирования и повышения производительности.

Технический результат достигается тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов, включающем первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, обеспечение теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов, при этом при снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны.

При этом:

- активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория;

- в качестве теплоносителя используют жидкометаллический теплоноситель с возможностью естественной циркуляции;

- в активной зоне используют топливные сборки, содержащие микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют с помощью поглощающих нейтроны материалов;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем изменения температуры топлива;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют за счет изменения пустотного коэффициента реактивности.

Ядерный реактор для расширенного воспроизводства показан на фигуре 1.

Основные элементы: 1 - активная зона, 2 - профиль энерговыделения при номинальной мощности, 3 - профиль энерговыделения при пониженной мощности, 4 - отражатель, 5 - поглощающий элемент, 6 - теплоноситель.

Примером реализации изобретения служит способ эксплуатации ядерного реактора, описанный ниже.

Осуществляют первоначальную загрузку активной зоны 1 топливными сборками, содержащими материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, обеспечивают формирование профиля энерговыделения при номинальной мощности 2, интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны 1 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1, тем самым формируя профиль энерговыделения при пониженной мощности 3.

В активной зоне 1, окруженной отражателем 4 или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют с помощью поглощающих нейтроны материалов, расположенных в поглощающем элементе 5, таким образом, чтобы сформировать профиль энерговыделения при пониженной мощности 3, в котором уменьшают энерговыделение в центральной части активной зоны 1 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1 в зоне ее примыкания к боковому отражателю 4. Охлаждение активной зоны 1 могут вести с помощью жидкометаллического теплоносителя 6, тракт циркуляции которого может быть выполнен таким образом, чтобы создать возможность естественной циркуляции.

В активной зоне 1 используют тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие.

Формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения могут осуществлять путем изменения температуры топлива или за счет пустотного коэффициента реактивности. Спектр нейтронного потока при номинальной мощности поддерживают в области быстрых нейтронов.

Активная зона 1 окружена отражателем 4 и образована топливными сборками, которые охлаждаются циркулирующим жидкометаллическим теплоносителем 6. Топливные сборки содержат материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, помещенные в микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие.

Параметры активной зоны (загрузка топлива, энергонапряженность и другие) могли бы быть приняты близкими к другим быстрым реакторам с жидкометаллическим топливом, в частности по проекту БН-600 (фигура 2). Основные элементы: 7 - ТВС активной зоны с малым обогащением; 8 - ТВС активной зоны со средним обогащением; 9 - ТВС активной зоны с большим обогащением; 10 - ТВС внутренней зоны воспроизводства; 11 - ТВС внешней зоны воспроизводства; 12 - хранилище отработавших сборок; 13 - стержни автоматического регулирования; 14 - стержни аварийной защиты, 15 - компенсирующие стержни.

Размеры микротопливных частиц могли бы быть близкими к тем, которые освоены применительно к реакторам типа ВТГР (диаметр около 400 мкм) с покрытием на основе керамики, устойчивой в свинце, например, Si3N4). Доля микротопливных частиц в активной зоне по объему составит около 10-20% при использовании металлического топлива или 20-30% при использовании топлива на основе нитридов урана и плутония. Применению металлического топлива благоприятствуют низкие температуры топлива (до 600°С) при высоких параметрах термодинамики и эффективности цикла выработки электроэнергии (до 44-48%), которая может производиться при отводе тепла от циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 6, выход которого из активной зоны 1 может быть соединен со входом теплообменника с возможностью естественной циркуляции. В качестве теплоносителя 6 может использоваться также натрий, жидкая соль, гелий, водяной пар, в том числе сверхкритического давления, а также сверхкритический диоксид углерода.

Применение свинца вызывает накопление в нем радионуклидов и в этой связи, как предложено в работе [см. Основы создания малоактивируемого свинцового теплоносителя с изотопным обогащением для перспективных ядерно-энергетических установок. Г.Л. Хорасанов, А.И.Блохин ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. УДК 621.039.526], может оказаться целесообразным использовать в качестве циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 6 свинца, обогащенного изотопом свинца, Pb-206.

В качестве сырьевого топлива в микротопливные частицы активной зоны 1 и в состав отражателя 4 может входить торий. В этом варианте наработанный уран 233U выводится в составе выгоревшего микротоплива, а вместо урана 233U при подводе свежего микротоплива добавляют плутоний Pu для интенсификации сжигания.

В отражателе формируют зону воспроизводства, включающую ТВС внутренней зоны воспроизводства 10 и ТВС внешней зоны воспроизводства 11, в которой сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы. Согласно предлагаемому способу эксплуатации управление работой реактора на всех уровнях мощности ведут путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При этом при снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны 1 в ТВС с малым обогащением 7 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1 в ТВС активной зоны с большим обогащением 9, тем самым формируя профиль энерговыделения при пониженной мощности 3, при котором, несмотря на снижение тепловой мощности реактора и производства электроэнергии с его помощью, уровень нейтронного потока, а следовательно, наработка делящихся изотопов в ТВС внутренней зоны воспроизводства 10 и ТВС внешней зоны воспроизводства 11 уменьшается существенно слабее, чем тепловая мощность реактора, чем и достигается основной эффект от реализации предлагаемого способа - дополнительная наработка способных к ядерному делению изотопов. Профиль энерговыделения при пониженной мощности 3 может формироваться с помощью поглощающих нейтроны материалов, расположенных в поглощающем элементе 5, например, размещенном в стержнях СУЗ 15, перемещаемых в центральной части активной зоны 1 в зону ТВС с малым обогащением 7.

Чтобы избежать применения дополнительных поглотителей в поглощающем элементе 5 поддержание критичности реактора могут производить путем изменения концентрации рассеивающих материалов в процессе кампании активной зоны 1, добиваясь, например, за счет изменений параметров активной зоны 1 на начальной стадии топливного цикла более «жесткого» спектра нейтронов и, следовательно, высокого резонансного поглощения в уране-238 и большую наработку плутония при пониженной потребности в исходном запасе реактивности. Было показано, что даже при дискретном регулировании спектра нейтронов в виде двух ступеней можно получить увеличение глубины выгорания порядка 10% без существенного изменения теплогидравлических характеристик активной зоны 1 за счет, например, регулирования спектра нейтронов путем изменения концентрации рассеивающих материалов в процессе кампании активной зоны 1, как это описано в работе [Математическое моделирование выгорания ядерного топлива в реакторах с регулируемым спектром нейтронов. Диссертация М.А. Увакина, М., 2006]

Воздействие на спектр нейтронов изменением температуры топлива для изменения реактивности в зоне пониженной мощности также может быть использовано для уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны 1 с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны 1. В этой связи применение микротопливных частиц, имеющих керамическое покрытие, позволит создать дополнительный запас по допустимому диапазону изменения температуры, которое может достигаться и снижением расхода и/или плотности теплоносителя 6 в центральной части активной зоны 1.

Для реальных энергетических реакторов коэффициенты неравномерности уменьшают путем изменения конструкции отражателя, профилированием обогащения, введением выгорающих поглотителей, рациональным размещением органов СУЗ и т.д. Так для реактора БН-600 максимальные значения коэффициентов неравномерности равны 1,3 при двухзонном и 1,2 при трехзонном выравнивании поля энерговыделения [library.mephi.ru]. Однако существует несколько способов организации работы реактора без применения дополнительных поглотителей. К их числу, в первую очередь, относится схема непрерывных перегрузок топлива, как это имеет место в высокотемпературных реакторах с шаровыми твэлами, где осуществляется непрерывное движение топлива. В этом случае для поглощения избыточных нейтронов в реакторе используется выгоревшее топливо, коэффициент размножения на котором ниже, чем требуется для поддержания критичности реактора. Это позволяет избегать потерь нейтронов в системе компенсации избыточной реактивности и получать высокие глубины выгорания при работе реактора с практически нулевым запасом реактивности. Другой способ избежать применения дополнительных поглотителей состоит в поддержании критичности реактора путем изменения концентрации замедлителя в процессе кампании Начальный избыток реактивности компенсируется резонансным поглощением в топливе, что эффективно с точки зрения использования нейтронов, так как приводит к накоплению вторичного ядерного топлива.

Схема компоновок топливных зон в реакторах на быстрых нейтронах: а - традиционная (гомогенная); б - гетерогенная кольцевая с аксиальной вставкой; в - гетерогенная модульная. В последнем случае активная зона проигрывает традиционной по критической массе делящегося материала, но имеет преимущество в наработке вторичного ядерного топлива. В общем случае характеристики реактора на быстрых нейтронах определяются его формой, размерами и составом.

Форма активной зоны 1 выбирается на основе компромисса между стремлением обеспечить минимальную критическую массу, желанием получить большую утечку нейтронов в зону воспроизводства 10, стремлением улучшить баланс нейтронов и снять с заданного объема больше тепловой энергии. В реакторах на быстрых нейтронах большой мощности при значительных объемах активной зоны 1 определяющим фактором становится гидравлическое сопротивление структуры реактора теплоносителю 6 (проблема теплопереноса). По этой причине такие реакторы имеют физически неоптимальную, сильно уплощенную форму активной зоны 1 с отношением ее диаметра к высоте D аз / Н аз ≈ 3, но это благоприятно отражается на процессе воспроизводства из-за увеличения утечки нейтронов в торцевую зону воспроизводства.

Из условия наиболее экономного использования нейтронов деления топливо в быстром реакторе должно компактно размещаться в активной зоне 1. Отсутствие замедлителя в составе активной зоны 1 позволяет значительно повысить среднюю плотность топлива за счет более плотной компоновки тепловыделяющих сборок (ТВС) и тепловыделяющих элементов в них. ТВС в реакторах на быстрых нейтронах устанавливаются с минимальным (технологическим) зазором по отношению друг к другу, позволяющим частичную перегрузку ядерного топлива. Несмотря на максимально компактное размещение ядерного топлива, критическая его масса в реакторе на быстрых нейтронах во много раз больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Следствием этого является высокая энергонапряженность активной зоны быстрого реактора (порядка сотен МВт/м3 против десятков МВт/м3 в реакторах на тепловых нейтронах) [http://energetika.in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-2/2-4/2-4-2]. Поэтому объем активной зоны 1 у реактора на быстрых нейтронах значительно меньше, чем у реакторов других типов той же мощности, а тепловые потоки в топливе значительно выше. Это требует интенсивного и надежного охлаждения активной зоны 1.

Технически эта задача решается одновременно по нескольким направлениям: использованием теплоносителя 6 с высокими теплопередающими свойствами; максимальным увеличением поверхности теплоотдачи ТВЭЛ; увеличением скорости течения теплоносителя 6 в активной зоне.

Многозонное профилирование активной зоны 1 выравнивает профиль нейтронного потока и профиль энерговыделения, что улучшает также и условия воспроизводства.

Радиальный и осевой коэффициенты неравномерности энерговыделения в реакторе БН-600 при двухзонном профилировании обогащения представлены в Таблице 1.

В активной зоне 1 выделяется около 85% всей энергии деления нуклидов, а ~15% приходится на зоны воспроизводства.

Значения обогащения загружаемого в ТВС активной зоны топлива (17%, 21%, 26%) выбраны из стандартного ряда обогащений урана при оптимизации размеров ЗМО 7, зоны среднего обогащения (ЗСО) 8, ЗБО 9 и высоты активной зоны 1 из условия обеспечения необходимого запаса реактивности при 100% мощности реактора. При интервале между перегрузками 160 эфф. суток минимально возможный запас реактивности составляет ~2,6% Δк/к в начале интервала и 0,2% Δк/к - в конце интервала.

Максимальное тепловыделение в боковой (внутренней) зоне воспроизводства (БЗВ) 10, МВт/м3 (начало/конец кампании, по ячейкам): 110/203 64/142 2 (яч. 29-20) 97/176 52/118 3 (яч. 30-23) 90/161 46/95 4 (яч. 30-21) 46/121 30/79 5 (яч. 31-24) 35/101 22/62 А (яч. 31-21) 22/66 15/40 Б (яч. 32-24) 18/51 12/29 В (яч. 33-25) 9,6/26,4 6,5/15,6

Реактор БН-600 работает в режиме переработчика с потреблением в качестве горючего 235U и наработкой 239Pu из сырьевого материала 238U. Значение плутониевого коэффицента: активная зона 0,42, торцевая зона воспроизводства(ТЗВ) - 0,15, боковая зона воспроизводства 10 (БЗВ) - 0,28, реактор в целом - 0,85 [http://freeref.ru/wievjob.php?id=978644]. При снижении мощности реактора до 80% номинальной мощности за счет, например, стержней 15 энерговыделение в центральной части (ЗМО 7) уменьшают до 60%, что позволяет сохранить поток нейтронов в БЗВ 10 практически неизменным (падение на 5-10%), что сохраняет наработку вторичного топлива.

Распределение тепловыделения по зонам исходя из нормировки на номинальную тепловую мощность реактора 1470 МВт приведено в таблице 2 - Распределение тепловой мощности по зонам реактора, %.

Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ.

Отражатель 4 (Боковая внутренняя зона воспроизводства 10) изготавливают из тяжелых материалов: 238U, 232Th. Они возвращают в активную зону 1 быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Более холодные нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.

Распределение нейтронного потока Φ по радиусу в такой зоне имеет вид функции Бесселя, по высоте поток распределен по косинусу. Распределение энерговыделения Ψ на начало кампании тождественно распределению Φ поскольку Ψ ~ Σf Φ, где Σf - сечение деления, а Σf=const на начало кампании.

Отсюда следует, что максимум энерговыделения однородной зоны находится в ее центре. Перемещая ближе к центру, в сторону увеличения нейтронного потока Φ выгоревшие ТВС с меньшим сечением деления Σf уменьшают энерговыделение ~ Σf Φ центрального района, чем добиваются снижения неравномерности [С.Т. Лескин, А.С. Шелегов, В.И. Слободчук. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000. МИФИ, 2011].

В активную зону 1 входит внутренняя часть, которая содержит 209 ТВС пониженного обогащения 7, и внешняя - 162 ТВС повышенного обогащения 9. Вокруг активной зоны 1 в отражателе 4 размещены 380 аналогичных по конструкции сборок боковой внутренней зоны воспроизводства (БЗВ) 10, которые содержат по 37 твэлов диаметром 14,2 мм с обедненным ураном.

В реакторах на быстрых нейтронах среднее микросечение захвата нейтронов у ксенона - 135 невелико, поэтому, несмотря на значительное накопление ксенона, превышающее уровень его накопления в тепловых реакторах при одинаковых плотностях энерговыделения, эффект отравления практически отсутствует, что позволяет смещать профиль энерговыделения 3 и нейтронное поле к отражателю 4 в боковую внутреннюю зону воспроизводства (БЗВ) 10 без возникновения ксеноновых колебаний и неустойчивости.

Важным является и то, что использование предлагаемого способа эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов помимо эффекта от наработки топлива обеспечит снижение простоя реактора, увеличение коэффициента использования мощности и выработки электроэнергии, повышение безопасности реактора.

Применение предложенного способа решило задачу повышения эффективности эксплуатации ядерных реакторов для расширенного воспроизводства делящихся элементов, упрощения его регулирования и повышения производительности.

1. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов, включающий первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими материал, способный к ядерному делению, а также сырьевые изотопы, обеспечение теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов, отличающийся тем, что при снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны.

2. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория.

3. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя используют жидкометаллический теплоноситель с возможностью естественной циркуляции.

4. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что в активной зоне используют топливные сборки, содержащие микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие.

5. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют с помощью поглощающих нейтроны материалов.

6. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем изменения температуры топлива.

7. Способ эксплуатации ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют за счет изменения пустотного коэффициента реактивности.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство пассивного регулирования давления в оболочке ядерной энергетической установки содержит агрегат (40) распыления жидкости в оболочке и трубопровод (42) подачи жидкости, предназначенный для подачи жидкости в распыляющий агрегат (40).

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов. Замедлитель нейтронов состоит из 2 слоев, причем прилегающий к каналу слой имеет атомный вес , а внешний слой имеет легкий атомный вес. В ядерном реакторе топливо содержит смесь воспроизводящих нуклидов, например 238U и 232Th, в качестве теплоносителя выбран сплав лития, обогащенного изотопом 7Li, с нуклидами с тяжелым атомным весом, например Bi, а в межканальном пространстве свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb. Технический результат - повышение безопасности реактора при перегреве теплоносителя благодаря уменьшению «ступеньки» замедления - потери энергии нейтронами при замедлении во всем диапазоне реакторных энергий нейтронов и в увеличении их резонансного поглощения в топливе благодаря замедлению на ядрах межканального замедлителя с тяжелым атомным весом . 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх