Топливная сборка легководного реактора, активная зона легководного реактора и способ получения мох-топливной сборки

Изобретение относится к топливной сборке легководного реактора. Топливная сборка для легководного реактора, работающего согласно рабочим циклам реактора, содержит топливные стержни легководного реактора, которые вытянуты в продольном направлении, расположены параллельно друг другу и содержат материалы ядерного топлива, включающие обогащенный уран с первой степенью обогащения. Топливная сборка для легководного реактора также содержит топливные стержни, содержащие выгорающий поглотитель, которые вытянуты в продольном направлении, расположены в решетчатой структуре вместе с топливными стержнями легководного реактора и содержат материалы ядерного топлива, основным компонентом которых является уран, который имеет вторую степень обогащения, более низкую степень обогащения, чем указанная первая степень обогащения, и выгорающий поглотитель. При этом первая степень обогащения обогащенного урана удовлетворяет следующему условию: избыточная реактивность в конце каждого рабочего цикла превышает 0,3% Δk, а вторая степень обогащения удовлетворяет следующему условию: избыточная реактивность в конце каждого рабочего цикла приближается к нулю. Технический результат – уменьшение уровня образования младших актинидов в отработанном топливе. 3 н.п. ф-лы, 15 ил.

 

Область техники

Варианты осуществления данного изобретения относятся к топливной сборке легководного ядерного реактора, активной зоне легководного ядерного реактора, и к способу получения топливной сборки типа MOX.

Уровень техники

В большинстве случаев, применительно к топливу легководного реактора и активной зоне легководного реактора, топливо разрабатывают таким образом, чтобы избыточная реактивность приближалась к нулю в конце одного рабочего цикла (обозначаемого как EOC или «End of operation cycle»). Таким образом осуществляется работа ядерного реактора.

В кипящем ядерном реакторе (обозначаемом как BWR) концентрации выгорающего поглотителя, такого как оксид гадолиния, регулируются таким образом, что способность поглощения нейтронов приближается к нулю в EOC.

В случае активной зоны начальной загрузки, которая является активной зоной первого рабочего цикла реактора BWR, существует пример, в котором выгорающий поглотитель некоторых малодолевых топлив выгорает, намеренно оставаясь в виде остатков в EOC, и остатки топлива используются для восполнения нехватки избыточной реактивности, благодаря чему термические характеристики активной зоны улучшаются.

В реакторе с водой под давлением (обозначаемом как PWR) концентрации борной кислоты в химическом компенсаторе регулируются таким образом, чтобы концентрации приближались к нулю в EOC.

Обогащение делящегося материала регулируется в соответствии с целевой глубиной выгорания с возможностью выгрузки (которая в данном случае является синонимом достигнутой глубины выгорания) или другими факторами. Излишне высокий уровень обогащения не используется.

Отработанное топливо легководного реактора включает изотопы урана, изотопы плутония и младшие актиниды. Эти вещества являются токсичными, поскольку они вызывают внутреннее облучение. В некоторых случаях потенциальная радиотоксичность используется в качестве показателя для представления степени их токсичности. Среди младших актинидов, кюрий-244 (обозначаемый Cm244) сохраняет самую высокую токсичность в течение примерно 10 лет после выключения реактора.

Некоторые легководные реакторы используют в качестве топлива таблетки, каждая из которых содержит как оксиды плутония, так и оксиды урана, которые получают в результате регенерации отработанного топлива из легководных реакторов. В другом легководном реакторе используется смешанное оксидное топливо (MOX-топливо), которое содержит более высокий или почти равный уровень обогащенного урана-235 в оксидах урана, в сравнении с природным ураном.

При использовании обогащенного урана для основного материала со смешанным оксидным топливом, существует также пример, в котором степень обогащения урана основного материала повышается до максимально 17%, и он используется многократно, два или более раза, используя плутоний, полученный при регенерации обогащенного урана, используемого в легководном реакторе.

При переработке ядерного топлива упомянутые выше топливные элементы легководного реактора и топливные элементы, используемые в активной зоне легководного реактора, регенерируют после выгрузки из активной зоны. Посредством регенерации изотопы урана и изотопы плутония извлекаются для повторного использования, тогда как младшие актиниды удаляются как высокорадиоактивные отходы. Поскольку младшие актиниды являются высокотоксичными, особенно токсичные типы младших актинидов отделяются с помощью способа регенерации, известного как разделение. Отделенные младшие актиниды выгорают в быстром реакторе после добавления к MOX-топливу; или проводится облучение ускорителем, при котором младшие актиниды выступают в качестве мишеней, в результате чего они превращаются в малотоксичные нуклиды. Таким образом, предусмотрены так называемое разделение и изотопное преобразование.

Если применяется однопроходный цикл вместо переработки ядерного топлива, - осуществляется конечное удаление отработанного топлива. При этом, в последнем случае такая обработка, как вышеупомянутое отделение и конверсия, является невозможной.

В первом же случае отделение и конверсия требуют передовой технологии регенерации, а также специализированных быстрых реакторов и ускорителей. Другая проблема заключается в том, что для разработки и создания такой технологии требуется много времени и огромные затраты. В последнем случае отделение младших актинидов не осуществляется и, соответственно, токсичность младших актинидов не снижается. Поэтому желательно разработать технологию, способную снижать токсичность без проведения отделения и конверсии.

Краткое описание чертежей

На фиг.1 представлен вид в плане, иллюстрирующий конфигурацию активной зоны легководного реактора в соответствии с первым вариантом осуществления.

На фиг.2 представлен вид в поперечном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию топливной сборки легководного реактора в соответствии с первым вариантом осуществления.

На фиг.3 представлен вид сбоку с частичным разрезом, иллюстрирующий конфигурацию топливного стержня легководного реактора в соответствии с первым вариантом осуществления.

На фиг.4 приводится таблица сравнения технических характеристик настоящего варианта осуществления и сравнительного примера, иллюстрирующего традиционные способы.

На фиг.5 приводится график, относящийся к топливным сборкам легководного реактора первого варианта осуществления и обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющий сравнить изменения коэффициента размножения для бесконечной среды в ответ на увеличение глубины выгорания.

На фиг.6 показана блок-схема последовательности операций, в основных чертах иллюстрирующая процедуру осуществления способа - части способа получения топливной сборки легководного реактора настоящего варианта осуществления.

На фиг.7 приводится гистограмма, относящаяся к топливным сборкам легководного реактора настоящего варианта осуществления и к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющая сравнить общую массу младших актинидов (МА) на конечной стадии рабочего цикла.

На фиг.8 приводится гистограмма, позволяющая сравнить массу Am243 на конечной фазе рабочего цикла.

На фиг.9 приводится гистограмма, относящаяся к топливным сборкам легководного реактора настоящего варианта осуществления и к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющая сравнить массу Cm244 на конечной стадии рабочего цикла.

На фиг.10 представлен график, показывающий зависимые характеристики начального обогащения урана, включающий отношение общей массы трансурановых элементов на конечной стадии рабочего цикла топливных сборок легководного реактора настоящего варианта осуществления к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера.

На фиг.11 представлен график, показывающий зависимые характеристики начального обогащения урана, включающий массовое отношение всех младших актинидов на конечной стадии рабочего цикла топливных сборок легководного реактора настоящего варианта осуществления к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера.

На фиг.12 представлен график, показывающий зависимые характеристики исходного обогащения урана, включающий массовое отношение урана-235 на конечной стадии рабочего цикла топливных сборок легководного реактора к начальной массе тяжелого металла.

На фиг.13 представлена блок-схема, иллюстрирующая процедуру способа получения MOX-топливной сборки в соответствии со вторым вариантом осуществления.

На фиг.14 приводится таблица сравнения между техническими характеристиками топливных сборок легководного реактора третьего варианта осуществления и техническими характеристиками обычных урановых топливных сборок сравнительного примера.

На фиг.15 приводится график, относящийся к топливным сборкам легководного реактора третьего варианта осуществления и к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющий осуществить сравнение между увеличением глубины выгорания и изменением коэффициента размножения для бесконечной среды.

Подробное описание

Варианты осуществления настоящего изобретения были выполнены для решения указанных выше проблем. Их задачей является уменьшение возникновения младших актинидов в легководном реакторе.

В соответствии с вариантом осуществления предложены топливные сборки легководного реактора, каждая из которых содержит: топливные стержни легководного реактора, которые вытянуты в продольном направлении, содержат материалы ядерного топлива, включающие обогащенный уран, и расположены параллельно друг другу; и топливные стержни, содержащие выгорающий поглотитель, которые вытянуты в продольном направлении, содержат материалы ядерного топлива, основным компонентом которых является уран, который имеет более низкую степень обогащения, чем обогащенный уран топливных стержней легководного реактора, и выгорающий поглотитель, и расположены в решетчатой структуре вместе с топливными стержнями легководного реактора, при этом сборки расположены параллельно друг другу и находятся в решетчатой структуре, начальное значение первого обогащения обогащенного урана задается таким образом, что первое обогащение обогащенного урана в конце каждого рабочего цикла превышает заданное значение.

В соответствии с другим вариантом осуществления предлагается способ получения топливной сборки легководного реактора, включающий: этап установки условий, включающий задание условий, по меньшей мере, в отношении продолжительности рабочего цикла и глубины выгорания; этап установки степени обогащения, включающий задание начального обогащения обогащенного урана; этап вычисления глубины выгорания, включающий вычисление избыточной реактивности активной зоны легководного реактора, когда топливные сборки легководного реактора, содержащие обогащенный уран, выгорают до конечной стадии последнего рабочего цикла; этап определения, включающий определение того, является ли истинным или ложным условие о том, что избыточная реактивность в конце первого рабочего цикла на этапе вычисления глубины выгорания близка к заданному положительному значению; и этап принятия решения о возврате на этап установки степени обогащения, когда на этапе определения установлено, что условие является ложным, или решения об обогащении обогащенного урана, если установлено, что условие является истинным.

В соответствии с другим вариантом осуществления предлагается способ получения MOX-топливной сборки, включающий: этап выгорания, включающий выгорание топливных сборок легководного реактора в активной зоне легководного реактора до конечной стадии последнего рабочего цикла; этап извлечения и выделения, включающий выгрузку топливных сборок легководного реактора, которые выгорали на этапе выгорания, и извлечение и выделение урана путем регенерации, и получение извлеченного выгоревшего урана; и этап получения MOX-топлива, включающий смешивание извлеченного выгоревшего урана и плутония с получением смешанного оксидного топлива, в котором обогащение извлеченного выгоревшего урана является более высоким, чем обогащение урана, который извлекают и выделяют путем регенерации обычных урановых топливных сборок, степень обогащения которого задается таким образом, что избыточная реактивность в конце каждого рабочего цикла приближается к нулю, и обогащение плутония, который должен быть смешан с извлеченным выгоревшим ураном, является соответственно более низким, чем обогащение плутония, который должен быть смешан с ураном, извлекаемым и выделяемым путем регенерации обычных урановых топливных сборок.

В дальнейшем в этом документе со ссылкой на прилагаемые чертежи будут описаны топливная сборка легководного реактора, активная зона легководного реактора и способ получения MOX-топливной сборки вариантов осуществления по настоящему изобретению. Одинаковые или аналогичные части обозначены одинаковыми ссылочными позициями и не будут описываться повторно.

[ПЕРВЫЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ]

На фиг.1 представлен вид в плане, иллюстрирующий конфигурацию активной зоны легководного реактора в соответствии с первым вариантом осуществления. Активная зона 40 легководного реактора включает в себя топливные сборки 30 легководного реактора и регулирующие стержни 5. В описанном ниже случае используется пример BWR.

Топливные сборки 30 легководного реактора расположены параллельно друг другу в квадратной решетчатой структуре. Как единое целое, топливные сборки 30 легководного реактора образуют форму почти круглой активной зоны 40 легководного реактора. Что касается топливных сборок 30 легководного реактора, за исключением тех, которые расположены во внешней части активной зоны 40 легководного реактора, каждый набор из четырех сборок составляет квадратную ячейку решетки. В центре каждой квадратной ячейки решетки помещен регулирующий стержень 5 таким образом, что он может быть вставлен и извлечен. Как описано ниже, количество топливных сборок 30 легководного реактора устанавливается, исходя из основных технических характеристик, таких как выходная мощность активной зоны. Например, в случае усовершенствованного кипящего реактора (ABWR) имеются 872 топливные сборки, с массой металлического урана на одну топливную сборку 172 кг.

На фиг.2 представлен вид в поперечном разрезе, иллюстрирующий конфигурацию топливной сборки легководного реактора в соответствии с первым вариантом осуществления. Топливная сборка 30 легководного реактора включает в себя топливные стержни 10 легководного реактора, топливные стержни 20, содержащие выгорающий поглотитель, два водяных стержня 25 и канальный короб 31.

Белыми кружками обозначены топливные стержни 10 легководного реактора, тогда как заштрихованными кружками обозначены топливные стержни 20, содержащие выгорающий поглотитель. Топливные стержни 10 легководного реактора и топливные стержни 20, содержащие выгорающий поглотитель, расположены параллельно друг другу в решетчатой структуре. В центре решетки расположены два водяных стержня 25, через которые протекает охладитель во время работы. Решетчатая структура имеет форму квадратной призмы, поперечное сечение которой является почти квадратным, и установлена в канальном коробе 31, который расположен на ее радиально внешней стороне.

В качестве типичного примера легководной топливной сборки, на фиг.2 показан случай, когда имеется два полых цилиндрических водяных стержня в сборке 10×10. Однако, настоящее изобретение не ограничивается данной конфигурацией. Число элементов в сборке может быть меньше или больше, чем данное значение. Кроме того, водяные стержни могут иметь четырехугольную форму в поперечном сечении. Число и расположение топливных стержней 20, содержащих выгорающий поглотитель, не ограничиваются показанными на фиг.2.

Топливные стержни 20 с выгорающим поглотителем содержат такой выгорающий поглотитель, как оксид гадолиния. Концентрация выгорающего поглотителя составляет, например, 4,0%.

На фиг.3 представлен вид сбоку с частичным разрезом, иллюстрирующий конфигурацию топливного стержня легководного реактора в соответствии с первым вариантом осуществления. Топливный стержень 10 легководного реактора содержит топливные таблетки 11 и трубчатую оболочку 12, которая вмещает таблетки. Нижний конец трубчатой оболочки 12 закрыт нижней концевой заглушкой 13, а ее верхний конец - верхней концевой заглушкой 14. Таким способом внутреннее пространство трубчатой оболочки 12 герметизируется. В случае BWR, трубчатая оболочка 12 изготовлена, например, из циркалоя-2. В случае PWR, трубчатая оболочка изготовлена, например, из циркалоя-4. Однако материал трубчатой оболочки не ограничивается этими материалами: например, можно использовать карбид кремния (SiC).

Топливные таблетки 11 имеют форму колонны и изготовлены, например, спеканием порошкообразных диоксидов урана. Топливные таблетки 11 уложены вертикально друг на друга. Степень обогащения урана составляет в среднем 5% в топливных сборках. В дальнейшем в этом документе выражение «обогащение урана» относится к степени обогащения урана-235 среди изотопов урана.

Топливные таблетки 11 не ограничиваются диоксидом урана; можно использовать карбид урана или нитрид урана. Над топливными таблетками 11, уложенными вертикально, верхний пленум 15 сформирован таким образом, чтобы образовать пространство для аккумулирования отходящих газов продуктов деления. Внутри верхнего пленума 15 предусмотрена пружина 16 для прижатия топливных таблеток 11 вниз.

На фиг.4 приводится таблица сравнения технических характеристик настоящего варианта осуществления и сравнительного примера, иллюстрирующего традиционные способы. По существу, работа активной зоны в настоящем варианте осуществления аналогична работе в сравнительном примере или традиционных типичных примерах. А именно, продолжительность работы одного рабочего цикла каждой активной зоны составляет, например, 13 месяцев; средняя глубина выгорания (среднее из топливных сборок) в то время, когда топливные сборки выгружают из активной зоны, или средняя глубина выгорания с возможностью выгрузки составляет, например, 45 ГВт·сут/т; глубина выгорания в конце первого рабочего цикла после загрузки активной зоны топливными сборками составляет 10,4 ГВт·сут/т. В дальнейшем в этом документе топливные сборки в сравнительном примере, которые сравниваются с топливными сборками легководного реактора настоящего варианта осуществления, называются «обычными урановыми топливными сборками» для целей описания.

Обогащение обычных урановых топливных сборок составляет, например, 3,8% в среднем в сборках. В то же время, эта величина для топливных сборок 30 легководного реактора настоящего варианта осуществления составляет 5,0%, что выше, чем для обычных урановых топливных сборок. Однако концентрация выгорающего поглотителя является такой же, что и у обычных урановых топливных сборок, например, 4,0%.

Как описано выше, по сравнению с обычными урановыми топливными сборками в типичном примере традиционных способов, топливные сборки 30 легководного реактора настоящего варианта осуществления имеют повышенную степень обогащения уранового топлива. В данном примере обогащение урана составляет 5,0%. Однако, настоящее изобретение не ограничивается этим. Как описано далее, при условии, что ожидаемые полезные эффекты могут быть получены, обогащение может быть выше или ниже, чем 5,0%.

Ниже будут описаны работа и другие аспекты топливных сборок 30 легководного реактора и активной зоны 40 легководного реактора настоящего варианта осуществления.

На фиг.5 приводится график, относящийся к топливным сборкам легководного реактора первого варианта осуществления и обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющий сравнить изменения коэффициента размножения для бесконечной среды в зависимости от увеличения глубины выгорания. По горизонтальной оси отложена глубина выгорания каждой топливной сборки (ГВт·сут/т); 0 (ГВт·сут/т) соответствует времени, когда каждая топливная сборка загружается в активную зону реактора. По вертикальной оси отложен коэффициент размножения для бесконечной среды, k∞, для каждой топливной сборки. Коэффициент размножения для бесконечной среды определяется после того, как определены такие условия, как топливо каждой топливной сборки, материал, состав и другие параметры конструкционных материалов. На фиг.5 представлен случай, когда топливные сборки загружаются в активную зону и подвергаются воздействию четырех рабочих циклов ядерного реактора внутри активной зоны, и выгружаются из активной зоны.

В первую очередь будет описан сравнительный пример традиционных топливных сборок, показанный пунктирной линией. По мере увеличения глубины выгорания топливных сборок в первом рабочем цикле, уран-235, который является делящимся материалом, расходуется, что приводит к уменьшению коэффициента размножения для бесконечной среды k∞. Однако, выгорающий поглотитель поглощает нейтроны, расходуется и уменьшается. Кроме того, среди трансурановых элементов образуются делящиеся нуклиды. Эти факторы значительно способствуют повышению коэффициента размножения для бесконечной среды k∞. В результате, коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ будет увеличиваться и достигнет примерно 1,22 на конечной стадии первого рабочего цикла. Это означает, что весь выгорающий поглотитель будет израсходован к конечной стадии первого рабочего цикла. На втором и последующих рабочих циклах среди трансурановых элементов образуются делящиеся нуклиды. Однако коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ будет монотонно понижаться, по мере того, как расходуется уран-235, который является делящимся материалом.

На фиг.5 представлено изменение коэффициента размножения для бесконечной среды k∞, касающееся одной топливной сборки. Однако, в активной зоне имеются топливные сборки для первого рабочего цикла непосредственно после загрузки топлива, топливные сборки для второго рабочего цикла, топливные сборки для третьего рабочего цикла, и топливные сборки для четвертого рабочего цикла, который является последним рабочим циклом. Таким образом, существуют топливные сборки, имеющие коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ от менее 1,0 до более 1,0. В результате, в активной зоне в целом, обеспечивается определенный уровень коэффициента размножения для бесконечной среды k∞, который больше 1,0.

Определение конфигурации всей активной зоны позволяет оценить такие факторы, как утечка нейтронов из активной зоны. Учитывая коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ и эти факторы, определяется эффективный коэффициент размножения keff. В результате, в состоянии, когда все регулирующие стержни извлечены из активной зоны в случае BWR, или в состоянии, когда концентрация борной кислоты равна нулю в случае PWR, реактивность в этом состоянии, или избыточная реактивность ρex, концептуально вычисляется с помощью следующего уравнения (1):

ρex = (keff-1)/keff (1)

В соответствии с традиционными способами, показанными в сравнительном примере, степень обогащения каждой топливной сборки (средняя для топливных сборок) устанавливается таким образом, что начиная с конечной стадии каждого первого рабочего цикла до четвертого рабочего цикла в случае фиг.5, например, избыточная реактивность ρex, выраженная уравнением (1), приближается максимально близко к нулю. Данное обогащение составляет, например, 3,8%, как показано на фиг.4.

Ниже описывается случай топливных сборок 30 легководного реактора настоящего варианта осуществления, показанный сплошной линией на фиг.5. Как показано на фиг. 4, степень обогащения урана топливных сборок легководного реактора настоящего варианта осуществления оказывается выше, чем степень обогащения урана обычных урановых топливных сборок, и составляет 5% в примере, показанном на фиг.4. Поскольку обогащение оказывается выше, чем для обычных урановых топливных сборок, как показано на фиг. 5, коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ в настоящем варианте осуществления примерно на 0,05 выше, чем в сравнительном примере на ранней фазе выгорания. Как показано на фиг.4, концентрация выгорающего поглотителя в настоящем варианте осуществления является такой же, как и в сравнительном примере. Таким образом, по мере того, как глубина выгорания топливных сборок 30 легководного реактора увеличивается, весь выгорающий поглотитель будет расходоваться к конечной стадии первого рабочего цикла, как и в сравнительном примере, и коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ максимально увеличивается. Во втором и последующих рабочих циклах уран-235, который является делящимся материалом, расходуется, что приводит к уменьшению коэффициента размножения для бесконечной среды k∞.

Соответственно, в конце четвертого рабочего цикла, который является последним рабочим циклом, когда топливные сборки 30 легководного реактора выгружаются из активной зоны 40 легководного реактора, коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ оказывается больше, чем сравнительном примере. В результате, как можно видеть на основании уравнения (1), избыточная реактивность ρex тоже оказывается больше, чем в стандартном сравнительном примере. Иными словами, в обычном случае избыточная реактивность ρex максимально приближается к нулю или, по существу, равна нулю; избыточная реактивность ρex в настоящем варианте осуществления принимает положительное значение, такое как 2% Δk.

Как описано выше, если такие условия, как продолжительность работы, средняя глубина выгорания с возможностью выгрузки и коэффициент пополнения запасов топлива определяются такими же, как и в сравнительном примере, и если работа осуществляется при более высоком начальном обогащении урана, чем в сравнительном примере, макроскопическое эффективное сечение деления и макроскопическое эффективное сечение захвата нейтронов урана-235 в топливе сохраняются более высокими в течение всего выгорания, чем в случае сравнительного примера. В результате, доля нейтронов, поглощаемых ураном-235 в топливе, увеличивается. Кроме того, уменьшается доля нейтронов, поглощаемых нуклидами плутония, которые являются исходными нуклидами для младших актинидов, или нуклидами младших актинидов. То есть, становится менее вероятно, что плутоний или младшие актиниды превратятся в нуклиды с большим массовым числом. Следовательно, образование младших актинидов в отработанном топливе поддерживается на более низком уровне, чем в обычном случае.

На фиг.6 показана блок-схема последовательности операций, в основных чертах иллюстрирующая процедуру осуществления способа - части способа получения топливной сборки легководного реактора настоящего варианта осуществления.

Во-первых, устанавливаются продолжительность рабочего цикла, глубина выгорания с возможностью выгрузки и другие условия (этап S01). Например, один рабочий цикл устанавливается в 13 месяцев, средняя глубина выгорания сборки с возможностью выгрузки устанавливается на уровне 45 ГВт·сут/т, и задаются другие условия.

Далее, устанавливается начальное обогащение урана (этап S02). На основе этого осуществляется вычисление глубины выгорания топливных сборок 30 легководного реактора в период времени, ведущий к конечной стадии заданного рабочего цикла в активной зоне 40 легководного реактора (этап S03). На основе результатов вычисления глубины выгорания осуществляется определение, является ли избыточная реактивность ρex в течение рабочего цикла положительной, и соответствует ли избыточная реактивность ρex на конечной стадии рабочего цикла следующей формуле (2) (этап S04):

|Избыточная реактивность ρex конечной стадии рабочего цикла - заданное значение| < ε (2)

В данном случае заданное значение является положительным числом и представляет собой избыточную реактивность, обеспеченную на конечной стадии рабочего цикла. Более того, ε является достаточно малым положительным числом, чтобы определить, соотносятся ли обе величины друг с другом. Ошибка между анализом избыточной реактивности с помощью анализа и в реальной установке составляет около 0,3% Δk или менее. При проектном анализе эффективно конфигурирование топливных элементов и активной зоны таким образом, чтобы обеспечить по меньшей мере избыточную реактивность около 0,3% Δk или более.

Соответственно, желательно, чтобы заданное значение устанавливалось, например, на уровне 2% Δk, или на уровне любого другого значения, превышающего 0,3% Δk.

Если определено, что формула (2) не выполняется (этап S04 НЕТ), установки начального обогащения урана корректируются на этапе S02, и этап S03 и следующий этап повторяются.

Если определено, что формула (2) выполняется (этап S04 ДА), - определяется начальное обогащение урана (этап S05). Затем получают топливные сборки 30 легководного реактора, имеющие определенное обогащение урана (этап S06).

Если начальное обогащение урана составляет 3,8%, как в сравнительном примере, - концентрация урана-235 топливных сборок, выгружаемых из активной зоны, составляет примерно 0,6% масс., что меньше 1% масс. Известно, что в большинстве случаев примерно 1% масс. урана-235 остается, как описано выше, в отработанном топливе легководного реактора, если обычные урановые топливные сборки выполнены таким образом, что избыточная реактивность приближается к нулю в конце рабочего цикла в соответствии с продолжительностью работы одного рабочего цикла.

Соответственно, для уменьшения содержания младших актинидов, вместо того чтобы сделать избыточную реактивность в конце рабочего цикла активной зоны 40 легководного реактора больше нуля, концентрация урана-235 отработанного топлива в активной зоне может быть установлена более 1% масс. Иными словами, содержание младших актинидов может быть снижено путем установки начального обогащения урана с учетом глубины выгорания и рабочих условий таким образом, что концентрация урана-235 отработанного топлива в активной зоне превышает 1% масс. в конце одного рабочего цикла.

Результаты анализа и оценки полезных эффектов настоящего варианта осуществления с использованием программы MVP для метода Монте-Карло будут показаны ниже вместе со сравнительным примером.

На фиг.7 приводится гистограмма, относящаяся к топливным сборкам легководного реактора настоящего варианта осуществления и к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющая сравнить общую массу младших актинидов (МА) на конечной стадии рабочего цикла. В столбцах гистограммы показаны два случая, отложенные вдоль горизонтальной оси. По вертикальной оси представлено отношение (Pu) общей массы младших актинидов (МА) в конечной фазе рабочего цикла в каждом случае к начальной массе тяжелого металла.

В примере, показанном на фиг. 7, массовое отношение МА в случае настоящего варианта осуществления составляет 91% от отношения МА в сравнительном примере. Следовательно, в целом, настоящий вариант осуществления сохраняет образование МА примерно на 10% ниже, чем сравнительный пример на основе традиционных способов.

На фиг.8 приводится гистограмма, позволяющая сравнить массу Am243 в конечную фазу рабочего цикла. Каждый случай построен вдоль горизонтальной оси. По вертикальной оси представлено отношение (Pu) массы Am243 в конечной фазе рабочего цикла в каждом случае к начальной массе тяжелого металла.

В примере, показанном на фиг.8, массовое отношение Am243 составляет 62% от массового отношения сравнительного примера. Am243 показан здесь в качестве типичного примера МА, и представляет собой нуклид, который присутствует в большом количестве в МА в течение продолжительного периода. Это означает, что уменьшение содержания этого нуклида приводит к значительному снижению потенциальной радиоактивности.

На фиг.9 приводится гистограмма, относящаяся к топливным сборкам легководного реактора настоящего варианта осуществления и к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющая сравнить массу Cm244 на конечной стадии рабочего цикла. В столбцах гистограммы показаны два случая, отложенные вдоль горизонтальной оси. По вертикальной оси представлено отношение (Pu) массы Cm244 на конечной фазе рабочего цикла в каждом случае к начальной массе тяжелого металла.

В примере, показанном на фиг. 9, массовое отношение Cm244 в случае настоящего варианта осуществления составляет примерно 51% от массового отношения в сравнительном примере. Иными словами, в настоящем варианте осуществления по сравнению со сравнительным примером на основе традиционных способов масса Cm244 была почти вдвое меньше. Cm244 показан здесь в качестве типичного примера МА вместе с Am243, и представляет собой нуклид, который генерирует большое количество нейтронов и тепла. Это означает, что уменьшение содержания данного нуклида приводит не только к снижению потенциальной радиоактивности, но также облегчает отвод тепла во время транспортировки на регенерацию и меры по отводу тепла на этапе регенерации.

На фиг.10 представлен график, показывающий зависимые характеристики отношения общей массы трансурановых элементов к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера на начальное обогащение урана на конечной стадии рабочего цикла топливных сборок легководного реактора настоящего варианта осуществления.

Как показано на фиг.10, в случае, когда начальное обогащение урана изменяется от 3,8% в сравнительном примере на основе традиционных способов, до примерно 20%, общее количество трансурановых элементов уменьшается соответствующим образом. В частности, если степень обогащения задана равной 10%, показатель составляет примерно 0,94, что означает снижение примерно на 6%. Если степень обогащения задана равной 20%, - показатель составляет примерно 0,82, что означает снижение примерно на 18%.

На фиг.11 представлен график, показывающий зависимые характеристики массового отношения всех младших актинидов на начальное обогащение урана настоящего варианта осуществления к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера на конечной стадии рабочего цикла топливных сборок легководного реактора.

Как показано на фиг.11, в случае, когда начальное обогащение урана изменяется от 3,8% в сравнительном примере на основе традиционных способов, до примерно 20%, общее количество младших актинидов уменьшается соответствующим образом, как описано выше. В частности, если начальное обогащение урана задано равным 10%, показатель составляет примерно 0,76, что означает снижение примерно на 24%. Если степень обогащения составляет примерно 20%, - показатель составляет примерно 0,63, что означает снижение примерно на 37%.

Таким образом, при увеличении начального обогащения урана, общая масса трансурановых элементов и общее количество младших актинидов уменьшаются аналогичным образом, что приводит к значительному падению потенциальной радиотоксичности.

Как описано выше, при увеличении начального обогащения урана, общая масса трансурановых элементов и общее количество младших актинидов уменьшаются аналогичным образом, что приводит к значительному падению потенциальной радиотоксичности. Кроме того, количество младших актинидов уменьшается и, соответственно, количество младших актинидов, которые подлежат отделению и конверсии, может быть снижено. В результате можно уменьшить установки регенерации разделительного типа, которые необходимы для отделения и конверсии, топливные установки, которые добавляют младшие актиниды, или мощность быстрого реактора. Соответственно, можно снизить затраты на их сооружение.

Как описано выше, в соответствии с настоящим вариантом осуществления, по мере того, как начальное обогащение становится выше, чем в сравнительном примере, содержание младших актинидов в отработанном топливе может быть снижено. Следовательно, можно уменьшить потенциальную радиотоксичность от младших актинидов без проведения отделения и конверсии.

[ВТОРОЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ]

Второй вариант осуществления представляет собой вариант осуществления, основанный на первом варианте осуществления.

На фиг.12 представлен график, показывающий зависимые характеристики: массовое отношение урана-235 топливных сборок легководного реактора к начальной массе тяжелого металла на конечной стадии рабочего цикла; в зависимости от начального обогащения урана. На фиг.12 показаны результаты вычисления глубины выгорания, при которых массовое отношение урана-235 на конечной стадии рабочего цикла к начальной массе тяжелого металла увеличивается по мере увеличения начального обогащения урана. Например, если начальное обогащение урана составляет 3,8%, как в сравнительном примере, - массовое отношение составляет примерно 0,006 или примерно 0,6% масс., как описано выше. Если начальное обогащение урана составляет 10%, - массовое отношение составляет примерно 0,05 или примерно 5% масс. Если начальное обогащение урана составляет 20%, - массовое отношение составляет примерно 0,15 или примерно 15% масс.

На фиг.13 представлена блок-схема, иллюстрирующая процедуру способа получения MOX-топливной сборки в соответствии со вторым вариантом осуществления.

Сперва осуществляется получение топливных сборок 30 легководного реактора (этап S06). Затем активную зону 40 легководного реактора загружают топливными сборками 30 легководного реактора; до конечной стадии его рабочего цикла, или в период, ведущий к концу четвертого рабочего цикла в случае, например, показанном на фиг.5, внутри активной зоны 40 легководного реактора происходит выгорание (этап S11).

Топливные сборки 30 легководного реактора выгружают из активной зоны 40 легководного реактора на конечной стадии рабочего цикла и подвергают регенерации для извлечения и выделения урана (этап S12). В этом случае извлеченный уран (извлеченный выгоревший уран) имеет более высокую степень остаточного обогащения урана, которая зависит от высокого уровня начального обогащения, чем примерно 0,6% в стандартном сравнительном примере.

Затем, например, этот уран смешивают с плутонием, полученным в результате регенерации, с получением смешанного оксидного топлива (MOX-топлива) (этап S13). С помощью этого получают МОХ-топливную сборку (этап S14). В это время более высокая степень обогащения урана позволяет обогащению делящихся нуклидов подлежащего смешиванию плутония оставаться низким.

То есть, по сравнению с обычным случаем, когда обедненный уран (обогащение урана: 0,2-0,3 % масс.), природный уран (обогащение урана: 0,7% масс.) или уран, полученный в результате регенерации обычных урановых топливных сборок, используется в качестве основного материала, концентрация урана-235 извлеченного выгоревшего урана оказывается выше. Это позволяет поддерживать низкое обогащение плутония.

Таким образом, когда топливо легководного реактора регенерируют для использования в качестве МОХ-топлива, уран, собранный в результате регенерации, используется в MOX-топливе. Следовательно, уран-235 в собранном уране не нужно утилизировать и, соответственно, он используется. Кроме того, обогащение плутония может поддерживаться на низком уровне и, следовательно, количество трансурановых элементов может быть снижено.

В результате, можно снизить потенциальную радиотоксичность от младших актинидов.

Кроме того, можно уменьшить абсолютное значение пустотного коэффициента (отрицательное значение ) реактора, в котором используется МОХ-топливо, такого как Pu-тепловой реактор. Следовательно, можно уменьшить временной отклик событий с переходным процессом, подверженных влиянию доли пустот.

Как описано выше, во время отсутствия выгорания в качестве топливных элементов, в смешанном оксидном топливе, содержащем плутоний, собранный уран, который получен путем регенерации отработанного топлива, используется в качестве основного материала для МОХ-топлива. Это позволяет эффективно использовать остаточный уран-235.

[ТРЕТИЙ ВАРИАНТ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ]

На фиг.14 приводится таблица сравнения между техническими характеристиками топливных сборок легководного реактора третьего варианта осуществления и техническими характеристиками обычных урановых топливных сборок сравнительного примера. Настоящий вариант осуществления представляет собой вариант первого варианта осуществления. В соответствии с первым вариантом осуществления среднее обогащение урана среди топливных сборок легководного реактора оказывается выше, чем у обычных урановых топливных сборок. Согласно третьему варианту осуществления настоящего изобретения степень обогащения урана среди топливных сборок 30 легководного реактора оказывается выше, чем у обычных урановых топливных сборок, и концентрация выгорающего поглотителя тоже оказывается выше. В примере, показанном на фиг.14, степень обогащения урана составляет 4,8%, и концентрация выгорающего поглотителя составляет 5,5%. Таким образом, в зависимости от повышенной степени обогащения урана концентрация выгорающего поглотителя устанавливается более высокой.

На фиг.15 приводится график, относящийся к топливным сборкам легководного реактора третьего варианта осуществления и к обычным урановым топливным сборкам сравнительного примера, позволяющий осуществить сравнение соотношения между увеличением глубины выгорания и изменением коэффициента размножения для бесконечной среды. На фиг.15 представлен результат добавления случая третьего варианта осуществления к показанным на фиг.5. Сравнительный пример, описанный в первом варианте осуществления, представлен пунктирной линией, первый вариант осуществления - точечной линией, и настоящий вариант осуществления - сплошной линией.

В случае настоящего варианта осуществления, представленного сплошной линией, когда выгорание составляет 0 ГВт·сут/т, коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ принимает значение, аналогичное значению в первом варианте осуществления. Это происходит потому, что концентрация выгорающего поглотителя установлена выше, чем в первом варианте осуществления, и число топливных стержней, содержащих выгорающий поглотитель, снижается в настоящем варианте осуществления. В этом случае коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ достигает максимума в средней точке по времени второго рабочего цикла. Таким образом, весь выгорающий поглотитель не будет расходоваться к концу первого рабочего цикла, как в сравнительном примере или в первом варианте осуществления; выгорающий поглотитель по-прежнему остается в средней точке второго рабочего цикла. После того, как выгорающий поглотитель полностью израсходован, - коэффициент размножения для бесконечной среды k∞ монотонно уменьшается, как и в сравнительном примере или в первом варианте осуществления. В это время пиковое значение коэффициента размножения для бесконечной среды k∞ почти равно пиковому значению коэффициента размножения для бесконечной среды k∞ сравнительного примера.

Таким образом, в соответствии с настоящим вариантом осуществления, как и в первом варианте осуществления, обогащение урана увеличивается, и концентрация выгорающего поглотителя повышается. В результате, подобно первому варианту осуществления, пиковое значение коэффициента размножения для бесконечной среды k∞ не возрастает по сравнению с традиционным примером, и вместо этого остается в пределах диапазона значений, аналогичных значениям в традиционном примере. Например, даже в случае загрузки нового топлива, управление может осуществляться на основании допущения, что существует пиковое значение коэффициента размножения для бесконечной среды k∞, что имеет место в случае облучения в реакторе. Даже при таком способе управления, топливные сборки 30 легководного реактора настоящего варианта осуществления могут быть загружены под управлением, аналогичным традиционному.

Поскольку значение коэффициента размножения для бесконечной среды k∞ на конечной стадии первого рабочего цикла становится меньше, избыточная реактивность активной зоны на конечной стадии каждого рабочего цикла становится ниже, чем в первом варианте осуществления. Концентрацию выгорающего поглотителя можно сделать меньше, чем в примерах, при условии, что она находится в допустимом диапазоне пиковой мощности сборок активной зоны. В таком случае избыточная реактивность на конечной стадии каждого рабочего цикла увеличивается соответствующим образом.

[ДРУГИЕ ВАРИАНТЫ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ]

Хотя выше были описаны варианты осуществления настоящего изобретения, эти варианты осуществления представлены только в качестве примера и не предназначены для ограничения объема изобретения.

Например, варианты осуществления иллюстрируют примеры BWR. Однако, настоящее изобретение не ограничивается этим. Легководный реактор может быть реактором PWR. Кроме того, в вариантах осуществления представлены случаи для уранового топлива. Однако, настоящее изобретение применимо также и в случае, когда используется смешанное оксидное топливо (MOX-топливо).

Описанные выше варианты осуществления могут быть объединены любым возможным образом. Кроме того, описанные выше варианты осуществления могут быть доведены до практической реализации в различных конфигурациях. Могут быть сделаны различные исключения, замены и изменения без отклонения от объема и сущности изобретения. Прилагаемая формула изобретения и ее эквиваленты предполагают включение таких форм или модификаций, которые не выходят за рамки объема и сущности данного изобретения.

1. Топливная сборка (30) для легководного реактора, работающего согласно рабочим циклам реактора, содержащая:

топливные стержни (10) легководного реактора, которые вытянуты в продольном направлении, расположены параллельно друг другу и содержат материалы ядерного топлива, включающие обогащенный уран с первой степенью обогащения; и

топливные стержни (20), содержащие выгорающий поглотитель, которые вытянуты в продольном направлении, расположены в решетчатой структуре вместе с топливными стержнями (10) легководного реактора и содержат материалы ядерного топлива, основным компонентом которых является уран, который имеет вторую степень обогащения, более низкую степень обогащения, чем указанная первая степень обогащения, и выгорающий поглотитель,

при этом первая степень обогащения обогащенного урана удовлетворяет следующему условию: избыточная реактивность в конце каждого рабочего цикла превышает 0,3% Δk, а

вторая степень обогащения удовлетворяет следующему условию: избыточная реактивность в конце каждого рабочего цикла приближается к нулю.

2. Активная зона легководного реактора, содержащая:

множество топливных сборок (30) легководного реактора по п.1,

причем указанное множество сборок (30) расположены параллельно друг другу и находятся в решетчатой структуре, и

регулирующие стержни (5), которые размещены в решетке указанного множества топливных сборок (30) легководного реактора.

3. Способ получения MOX-топливной сборки, включающий:

этап выгорания множества топливных сборок (30) легководного реактора по п.1 в активной зоне легководного реактора по п.2 до конца последнего рабочего цикла;

этап извлечения и выделения, на котором выгружают указанное множество топливных сборок (30) легководного реактора, которые выгорели на этапе выгорания, и извлекают и выделяют уран путем регенерации, и получают извлеченный выгоревший уран; и

этап получения MOX-топлива, на котором смешивают извлеченный выгоревший уран с плутонием для получения смешанного оксидного топлива.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной.

Группа изобретений относится к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает головку и хвостовик, которые соединены между собой с помощью чехла, а также пучок твэлов стержневого типа, которые размещены в чехле с помощью решетки и спиральных элементов дистанционирования, навитых на оболочку каждого твэла и закрепленных на его концах.

Изобретение относится к тепловыделяющей сборке (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). В заявленной тепловыделяющей сборке нижняя решетка, подпирающие ребра и соединительные элементы нижней решетки с хвостовиком выполнены с помощью аддитивной технологии в виде одной детали, имеющей отверстия для прохода теплоносителя криволинейной формы, расположенные равномерно относительно осей круглых отверстий, изогнутые в окружном направлении до обеспечения их непрозрачности в направлении продольной оси тепловыделяющей сборки, и соединенной с хвостовиком посредством сварки.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов. На трубчатой оболочке выполняют первый кольцевой гофр, вводят в оболочку нижний отражатель, фиксируют его вторым кольцевым гофром, оснащают трубчатую оболочку таблетками делящегося материала, с учетом КТР столба таблеток, наносят третий кольцевой гофр, устанавливают верхнюю концевую деталь, совмещенную с отражателем, и производят аргонно-дуговую сварку с трубчатой оболочкой, вакуумируют, заполняют гелием компенсационный объем, устанавливают нижнюю концевую деталь и производят аргонно-дуговую сварку кольцевого шва.

Изобретение относится к дистанционирующей решетке, применяемой в тепловыделяющих сборках (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР. Заявленная дистанционирующая решетка содержит шестигранный обод с закрепленным в нем полем шестигранных ячеек, снабженных внутренними выступами, выполненным из одного листа таким образом, что у сформованных ячеек сгибы и просечки под ячейки по одному ряду ячеек размещены с одной торцевой стороны дистанционирующей решетки, а по примыкающему к нему параллельному ряду ячеек сгибы и просечки под ячейки размещены с другой торцевой стороны дистанционирующей решетки.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). Анти-debris фильтр предлагаемой ТВС выполнен в виде толстой плиты, имеющей конусообразную форму со стороны входа теплоносителя с тупым углом при вершине, направленной навстречу потоку теплоносителя, на периферии которой выполнена кольцевая проточка, образующая совместно с внутренней поверхностью хвостовика кольцевое углубление, несколько концентричных относительно продольной оси тепловыделяющей сборки рядов равномерно расположенных в окружном направлении каналов для прохода теплоносителя, изогнутых в окружном направлении до обеспечения непрозрачности фильтра в направлении продольной оси тепловыделяющей сборки, и плоскую форму со стороны выхода теплоносителя.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и производстве смешанного уран-плутониевого топлива.

Изобретение относится к области изготовления ядерного оксидного уранового топлива, может быть использовано для определения качества однокомпонентных оксидов урана U3O8 и UO2 в заводских условиях.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу с керамическими защитными покрытиями, и может быть использовано в ядерных реакторах, применяемых как для транспорта, так и в стационарных энергоустановках, в частности в сверхвысокотемпературных реакторах космического применения.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к процессам создания высокотемпературных карбидокремниевых композиционных материалов, которые могут быть использованы в производстве керамических трубок для оболочек тепловыделяющих элементов (твэл) и других узлов тепловыделяющей сборки.

Изобретение относится к топливной сборке легководного реактора. Топливная сборка для легководного реактора, работающего согласно рабочим циклам реактора, содержит топливные стержни легководного реактора, которые вытянуты в продольном направлении, расположены параллельно друг другу и содержат материалы ядерного топлива, включающие обогащенный уран с первой степенью обогащения. Топливная сборка для легководного реактора также содержит топливные стержни, содержащие выгорающий поглотитель, которые вытянуты в продольном направлении, расположены в решетчатой структуре вместе с топливными стержнями легководного реактора и содержат материалы ядерного топлива, основным компонентом которых является уран, который имеет вторую степень обогащения, более низкую степень обогащения, чем указанная первая степень обогащения, и выгорающий поглотитель. При этом первая степень обогащения обогащенного урана удовлетворяет следующему условию: избыточная реактивность в конце каждого рабочего цикла превышает 0,3 Δk, а вторая степень обогащения удовлетворяет следующему условию: избыточная реактивность в конце каждого рабочего цикла приближается к нулю. Технический результат – уменьшение уровня образования младших актинидов в отработанном топливе. 3 н.п. ф-лы, 15 ил.

Наверх