Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. ТВЭЛ ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах содержит цилиндрическую оболочку. В полости оболочки размещен топливный сердечник, выполненный в виде сборки соосно установленных топливных таблеток цилиндрической формы. Топливный сердечник содержит две различающиеся по составу делящегося вещества части, последовательно расположенные вдоль оси симметрии оболочки. Части сердечника разделены между собой металлической теплопроводящей перегородкой, образующей участок воспроизводства топлива. Нижняя по направлению движения теплоносителя часть сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония. Верхняя по направлению движения теплоносителя часть сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония. Технический результат - увеличение мощности ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах при использовании уран-плутониевого металлического топлива и обеспечении возможности безопасной эксплуатации реактора при уровне электрической мощности не менее 900 МВт. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим элементам (ТВЭЛ), применяемым в составе тепловыделяющих сборок ядерных энергетических реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

Реакторы на быстрых нейтронах отличаются способностью одновременно производить электроэнергию и воспроизводить ядерное топливо, в том числе изотопы плутония Pu239. Воспроизводимое ядерное топливо может использоваться в тех же ядерных энергетических реакторах, в которых осуществляется его наработка. Использование быстрых реакторов позволяет многократно увеличить эффективность используемого ядерного топлива (природного урана). Данный тип реакторов может работать на плутониевом топливе, производимом в энергетических реакторах на тепловых нейтронах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным технологическим участком по переработке отработанного топлива.

В качестве жидкометаллического теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах наибольшее распространение получил натрий, обладающий лучшими теплофизическими характеристиками по сравнению с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. Натрий обладает высокой теплопроводностью и теплоемкостью, низкой температурой плавления, низким давлением насыщенных паров и относительно слабым поглощением нейтронов.

Для повышения эффективности воспроизводства ядерного топлива осуществляется переход на более плотные виды топлива: с наиболее освоенного оксидного топлива на карбидное, нитридное и наиболее плотное - металлическое топливо. Металлическое топливо обеспечивает наибольшую наработку избыточного ядерного топлива и, соответственно, более высокие значения коэффициента воспроизводства топлива. При использовании металлического топлива появляется возможность применения технологии плавления отработавшего ядерного топлива, что обеспечивает существенное снижение стоимости процесса переработки топлива.

Однако, несмотря на явные преимущества проектов с использованием ядерных энергетических реакторов на быстрых нейтронах, существует ряд технических проблем, сдерживающих реализацию таких проектов. Основная проблема, ограничивающая техническую реализацию реакторов на быстрых нейтронах с использованием металлического уран-плутониевого топлива, является проблема обеспечения безопасности эксплуатации быстрых реакторов при высоком уровне вырабатываемой мощности. Вследствие этого электрическая мощность действующих энергоблоков с ядерными реакторами на быстрых нейтронах не превышает в настоящее время 880 МВт (реакторы БН-800, Белоярская АЭС).

Проблема безопасной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах связана со слабыми обратными связями по температурным параметрам в топливных сердечниках ТВЭЛов с металлическим уран-плутониевым топливом (Metallic fuels for advanced reactors / WJ. Carmack [et al] // Journal of Nuclear Materials. 15 July 2009. V. 392, №2. P. 139-150). Данная техническая проблема может быть решена путем выбора состава топлива (топливных сердечников) и его размещения определенным образом в оболочке ТВЭЛа с целью обеспечения более сильных обратных связей по температурным параметрам топлива. В последнее время развивается концепция гетерогенного размещения топлива по длине ТВЭЛа, которая заключается в использовании торцевых и/или боковых экранов, содержащих металлический обеденный уран и выполняющих функцию зон воспроизводства, при этом в качестве материала активной зоны топливного сердечника используется оксидное топливо.

В патенте FR 2568713 B1 (опубликован 12.12.1986) описана конструкция ТВЭЛа ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах. Топливный сердечник помещен в корпус ТВЭЛа, охлаждаемый жидкометаллическим теплоносителем, в качестве которого используется натрий. Сердечник выполнен в виде сборки соосно расположенных топливных таблеток цилиндрической формы, содержащих делящееся вещество. Часть активной зоны сердечника имеет гетерогенный состав. Таблетки содержат центральную (осевую) часть, заполненную смешанным оксидным топливом на основе оксидов урана и плутония, и периферийные части (две торцевые и боковую), образующие зону воспроизводства топлива (бланкетную зону). Зона воспроизводства топливной таблетки заполнена оксидом урана с обедненным содержанием изотопа урана U235. Данное выполнение топливного сердечника обеспечивает эффективное воспроизводство оксидного топлива.

Известны технические решения, связанные с использованием металлического уран-плутониевого топлива в составе элементов топливного сердечника. В патенте RU 2067324 C1 (опубликован 27.09.1996) описан ТВЭЛ ядерного реактора со свинцовым теплоносителем. Топливный сердечник ТВЭЛа выполнен из металлического сплава на основе изотопа урана U238, обогащенного изотопами U235, и изотопов плутония Pu239 и Pu241. Охлаждение топлива осуществляется жидкометаллическим свинцовым теплоносителем, содержащим ингибирующие добавки для образования защитных покрытий на поверхности топливного сердечника.

Применяемое металлическое топливо обладает высокой эффективностью воспроизводства ядерного топлива и обеспечивает высокий уровень тепловыделения. Однако указанные возможности существенно ограничены из-за отсутствия обратных связей по температурным параметрам топлива, которые необходимы для управления реактором и регулирования процессов тепловыделения в активной зоне.

Наиболее близким аналогом изобретения является ТВЭЛ ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах, конструкция которого описана в патенте RU 2419897 C1 (опубликован 27.05.2011). Известное техническое решение направлено на повышение надежности и безопасности ядерного реактора. ТВЭЛ содержит цилиндрическую оболочку, внешняя поверхность которой контактирует с жидкометаллическим натриевым теплоносителем. В полости цилиндрической оболочки размещен топливный сердечник, имеющий композитную структуру. Сердечник представляет собой сборку соосно установленных цилиндрических таблеток, выполненных из делящегося вещества, и теплопроводящих прокладок, установленных между таблетками. Теплопроводящие прокладки выполнены из сплава на основе молибдена или хрома. Толщина таблеток меньше их диаметра. Таблетки могут быть выполнены из различных видов топлива: смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония; нитридного топлива; металлического уран-плутониевого топлива.

Следует отметить, что при использовании промышленно освоенного оксидного топлива не обеспечивается требуемый уровень наработки избыточного топлива, эффективное воспроизводство топлива и технологичность процесса переработки топлива. Указанные выше недостатки устраняются при использовании металлического топлива, однако возникают иные проблемы, связанные с недостаточной управляемостью и возможностью регулирования процессов тепловыделения в ядерном топливе. Данный недостаток обусловлен отсутствием обратных связей по температурным параметрам металлического топлива. Вследствие этого не может быть обеспечена безопасность при эксплуатации ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах с электрической мощностью более 900 МВт.

Достигаемый технический результат заключается в увеличении мощности ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах при использовании уран-плутониевого металлического топлива и обеспечении безопасной эксплуатации реактора при уровне вырабатываемой электрической мощности не менее 900 МВт. Данный результат достигается за счет создания условий для эффективного управления реактором и регулирования процессов тепловыделения в топливном сердечнике, содержащем уран-плутониевое металлическое топливо.

Технический результат обеспечивается при использовании выполненного согласно изобретению ТВЭЛа ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. ТВЭЛ содержит цилиндрическую оболочку, внешняя поверхность которой контактирует с жидкометаллическим теплоносителем. В полости цилиндрической оболочки размещен топливный сердечник в виде сборки соосно установленных топливных таблеток, имеющих цилиндрическую форму и выполненных из делящегося вещества.

Топливный сердечник содержит две различающиеся по составу делящегося вещества части, последовательно расположенные вдоль оси симметрии цилиндрической оболочки. Данные части середечника разделены между собой металлической теплопроводящей перегородкой. Нижняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония. Верхняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония.

При таком комбинированном выполнении топливного сердечника одновременно обеспечивается высокая эффективность воспроизводства избыточного ядерного топлива и высокий уровень тепловыделения за счет размещения металлического топлива в нижней части сердечника (по направлению движения жидкометаллического теплоносителя). Вместе с тем при размещении в верхней части сердечника топливных таблеток из смешанного оксидного топлива, находящихся в тепловом контакте (через теплопроводящую перегородку) с нижней частью сердечника, образуются необходимые для управления тепловыделением отрицательные обратные связи по температурным параметрам топлива. Оптимальный, с точки зрения эффективности действия обратных связей, температурный режим достигается именно в верхней части топливного сердечника, где топливо находится в тепловом контакте с предварительно нагретым жидкометаллическим теплоносителем, поступающим со стороны нижней части топливного сердечника.

Размещение оксидного топлива в области действия максимальных температур теплоносителя обеспечивает необходимый уровень обратной связи по температуре. Оксидное топливо обладает низкой теплопроводностью по сравнению с металлическим топливом. Вследствие этого возникает значительный температурный перепад на топливных таблетках из оксидного топлива между их центральной и периферийной частями. При данных условиях в случае неконтролируемого увеличения мощности реактора в топливном сердечнике произойдет снижение энерговыделения за счет действия эффекта Доплера.

Сущность данного эффекта заключается в следующем. При увеличении температуры топлива, содержащего изотоп урана U238, происходит трансформация сильных резонансных уровней, заключающаяся в их уширении. По мере увеличения эффективной ширины сильного резонансного уровня растет вероятность резонансного захвата замедляющегося нейтрона при соударении с ядрами U238. Таким образом, повышение температуры топлива приводит к увеличению резонансного захвата нейтронов изотопом U238. Данный эффект в большей степени проявляется при увеличении температурного перепада между центральной (осевой) частью топливного сердечника и поверхностью ТВЭЛа, контактирующей с жидкометаллическим теплоносителем. В результате при увеличении температуры топлива снижается реактивность топлива и, соответственно, уменьшается мощностной коэффициент реактивности.

Наряду с действием отрицательной обратной связи по температурным параметрам топлива регулирование процессов тепловыделения в ядерном топливе обеспечивается также за счет получения более «теплового» нейтронного спектра в верхней части активной зоны топливного сердечника, заполненной смешанным оксидным топливом. Из-за этого увеличивается доля запаздывающих нейтронов деления, что позволяет расширить диапазон воздействия на процессы тепловыделения в ядерном топливе посредством изменения положения рабочих органов (стержней) системы управления и защиты (СУЗ) ядерного энергетического реактора. При данных условиях обеспечивается управляемость реакторной установки с уровнем вырабатываемой электрической мощности более 900 МВт.

Существенное значение при использовании гетерогенной структуры топлива имеет взаимное расположение двух различающихся по составу делящегося вещества частей активной зоны топливного сердечника. Нижняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть сердечника выполняется из металлического сплава на основе урана и плутония, а верхняя часть - из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония. При таком расположении происходит перераспределение энергетического спектра нейтронного потока по высоте топливного сердечника. За счет значительного увеличения доли запаздывающих нейтронов деления в верхней части ТВЭЛа повышается дифференциальная эффективность стержней (рабочих органов) СУЗ реактора. С помощью стержней СУЗ обеспечивается пуск и остановка, поддержание заданного уровня мощности, переход на другой уровень мощности и аварийная остановка реактора. Стержни СУЗ вводятся в активную зону реактора сверху вниз для управления реактором и регулирования процессов энерговыделения в активной зоне.

Максимальные значения дифференциальной эффективности управления и регулирования с помощью стержней СУЗ достигаются в верхней части топливного сердечника, заполненной таблетками из оксидного топлива, а более конкретно в срединной области верхней части сердечника. Таким образом, гетерогенная структура топливных сердечников ТВЭЛов создает условия для эффективного регулирования процессов в активной зоне реактора при перемещении стержней СУЗ в вертикальном направлении сверху вниз. В результате обеспечивается безопасность эксплуатации быстрых реакторов при достаточно высоких уровнях вырабатываемой электрической энергии.

Для эффективной наработки избыточного топлива ТВЭЛ может включать в свой состав по меньшей мере один участок воспроизводства топлива, выполненный из металлического обедненного урана. Участки воспроизводства топлива могут быть расположены в различных частях топливного сердечника: в нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки перед нижней частью топливного сердечника; в верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки над верхней частью топливного сердечника.

В качестве участка воспроизводства топлива может использоваться металлическая перегородка, расположенная между верхней и нижней частями топливного сердечника. При использовании перегородки, выполненной из обедненного урана и расположенной между частями сердечника с оксидным и металлическим топливом, снижается удельное энерговыделение в ТВЭЛе. В результате увеличивается температурный запас до критических значений температуры оболочки и повышается эффективность накопления избыточного ядерного топлива.

Используемый в топливном сердечнике металлический сплав на основе урана и плутония, из которого выполняются таблетки нижней части топливного сердечника, может быть легирован цирконием. При использовании легированного цирконием топлива в процессе его выгорания замедляется проникновение актиноидов и лантаноидов в стальную оболочку ТВЭЛа. Замедляется также и диффузия железа и никеля из стальной оболочки в топливо. Следует отметить, что защитные функции, связанные с использования циркония в качестве легирующей добавки, сохраняются при температурах до 780°C. Данный уровень температуры превышает максимальную расчетную температуру ТВЭЛа.

Далее изобретение поясняется описанием конкретного примера выполнения ТВЭЛа ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем.

На прилагаемом чертеже (фиг. 1) схематично изображено продольное сечение ТВЭЛа с топливным сердечником.

ТВЭЛ ядерного реактора включает в свой состав топливный сердечник, оболочку и установочные детали. Несколько ТВЭЛов с помощью крепежно-установочных элементов объединяются в единую конструкцию - тепловыделяющую сборку (ТВС). Конструкция и материалы ТВЭЛа выбираются в зависимости от рабочих характеристик реактора: гидродинамики и химического состава теплоносителя, температурных режимов и требований к нейтронному потоку.

В рассматриваемом примере ТВЭЛ содержит тонкостенную цилиндрическую оболочку 1, выполненную из аустенитной стали. Внешний диаметр оболочки - 9,3 мм, толщина оболочки - 0,6 мм. Верхняя и нижняя торцевые части оболочки 1 снабжены крепежно-установочными элементами (на чертеже не показаны). Оболочка 1 заполнена топливными таблетками, выполненными из делящегося вещества. Сборка соосно установленных топливных таблеток образует топливный сердечник. Состав сердечника изменяется в направлении движения жидкометаллического теплоносителя вдоль поверхности оболочки 1 снизу вверх. Внешняя поверхность оболочки 1 контактирует с жидкометаллическим теплоносителем, в качестве которого используется расплав натрия.

Топливный сердечник разделен на две последовательно расположенные вдоль оси симметрии цилиндрической оболочки 1 части. В нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части размещены топливные таблетки 2, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония. В верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части размещены топливные таблетки 3, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония. Таблетки 2 и 3 имеют цилиндрическую форму. Диаметр таблеток 2 и 3 составляет 7,9 мм.

Таблетки 2 нижней части топливного сердечника выполнены из металлического сплава на основе урана и плутония, легированного цирконием. Материал таблеток 2 имеет следующий состав: изотопы плутония - от 10 до 15 мас. %; цирконий - от 5 до 20 мас. %; изотопы урана - остальное. Изотопный состав урана: U239 от 99,4 до 99,6 мас. %;; U235 от 0,4 до 0,6 мас. %. Содержание делящихся изотопов в составе плутония составляет не менее 50 мас. %. Высота нижней части топливного сердечника составляет 450 мм.

Таблетки 3 верхней части топливного сердечника содержат смешанное уран-плутониевое оксидное топливо (МОКС-топливо, Mixed-Oxide fuel). Преимущественно используется смешанное оксидное топливо, обогащенное по плутонию от 1,3 до 1,5 раз больше по сравнению с металлическим топливом, заполняющим нижнюю часть топливного сердечника. Данное соотношение обогащения по плутонию верхней и нижней частей топливного сердечника обусловлено необходимостью получения равномерного по высоте сердечника поля удельного энерговыделения. Изотопный состав урана: U239 от 99,4 до 99,6 мас. %;; U235 от 0,4 до 0,6 мас. %. Изотопный состав плутония: Pu239 - 62 мас. %; Pu240 - 25 мас. %; Pu241 - 8 мас. %; Pu242 - 5 мас. %.

В рассматриваемом примере ТВЭЛ включает в свой состав три участка воспроизводства топлива, каждый из которых содержит металлический обедненный уран. Нижний участок 4 воспроизводства топлива расположен в нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки 1 перед нижней частью топливного сердечника. Участок 4 образован осесимметричной сборкой таблеток, имеющих цилиндрическую форму. Высота участка 4 составляет 350 мм. В качестве материала таблеток участка 4 используется металлический сплав обедненного урана, легированный цирконием с массовым содержанием 10 мас. %. Содержание изотопа U235 в обедненном уране составляет 0,2 мас. %.

Верхний участок 5 воспроизводства топлива расположен в верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки 1 над верхней частью топливного сердечника. Участок 5 образован осесимметричной сборкой таблеток, имеющих цилиндрическую форму. Размеры и состав участка 5 соответствуют участку 4.

Центральный участок 6 воспроизводства топлива выполнен в виде металлической теплопроводящей перегородки, которая расположена между верхней и нижней частями сердечника. Высота участка 6 в рассматриваемом примере составляет 80 мм. Состав участка 6 соответствует составу нижнего и верхнего участков 4 и 5.

Работа ТВЭЛов в составе ТВС, образующих активную зону ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах, осуществляется следующим образом.

ТВЭЛы устанавливаются в чехол ТВС, имеющий шестигранное поперечное сечение, с толщиной стенок 2 мм. В рассматриваемом примере в чехле ТВС размещается 331 ТВЭЛ с объемной долей топлива 0,5. ТВС погружается в среду жидкометаллического теплоносителя, в качестве которого используется расплав натрия. В процессе эксплуатации реактора осуществляется принудительное движение жидкого натрия снизу вверх. Активная зона реактора включает различные типы ТВС, отличающиеся по составу топлива.

В ТВЭЛах происходит деление тяжелых ядер U235 и Pu239, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая передается через стальную оболочку 1 жидкометаллическому теплоносителю. ТВЭЛ обеспечивает отвод тепла от топлива к теплоносителю и наработку избыточного топлива в участках воспроизводства 4, 5 и 6. Вместе с тем ТВЭЛ препятствует распространению радиоактивных продуктов деления из топлива в теплоноситель.

Для управления реактивностью используются стержни СУЗ. В активной зоне реактора размещается 27 стержней СУЗ. В зависимости от выполняемых функций стержни СУЗ разделяются на три группы: стержни, выполняющие функцию автоматических регуляторов; стержни, выполняющие функцию компенсаторов реактивности; и стержни аварийной защиты. Активная зона реактора окружена двумя рядами сборок зоны воспроизводства топлива и сборками защиты. Расчетная тепловая мощность реактора в рассматриваемом примере составляет 2800 МВт, электрическая мощность - 1200 МВт.

На основании проведенных расчетов установлено, что при нагреве жидкометаллического теплоносителя в активной зоне реактора на 150°C температура оболочек ТВЭЛов не превышает 600°C, т.е. предельные расчетные значения температуры не превышают критических значений. Температура металлического топлива в таблетках 2 не превышает 750°C. При данном уровне температуры сохраняются защитные свойства циркония, содержащегося в металлическом сплаве. Защитные свойства циркония связаны с замедлением при выгорании топлива проникновения актиноидов и лантаноидов из топлива в стальную оболочку ТВЭЛа, а также железа и никеля - из стальной оболочки в топливо.

Поле удельного энерговыделения вдоль топливного сердечника с гетерогенной структурой выравнивается за счет увеличения содержания плутония в верхней части топливного сердечника, заполненной оксидным топливом, по сравнению с содержанием плутония в нижней части топливного сердечника, заполненной металлическим топливом.

При размещении в верхней части топливного сердечника таблеток 3, выполненных из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония, достигаются боле высокие, по сравнению с металлическим топливом, значения эффективной доли запаздывающих нейтронов (4,12⋅10-3). При данных условиях обеспечивается управление процессами в активной зоне и безопасная эксплуатация ядерного реактора на быстрых нейтронах.

За счет перемещения стержней СУЗ в вертикальном направлении сверху вниз происходит управление реактором и регулирование процессов в активной зоне, в том числе: пуск и остановка реактора, поддержание заданного уровня вырабатываемой мощности, переход на другой уровень мощности и аварийная остановка реактора. Увеличение доли запаздывающих нейтронов позволяет расширить диапазон воздействия на процессы тепловыделения в топливе путем изменения положения стержней СУЗ в активной зоне реактора.

При перемещении стержней СУЗ вдоль ТВС, в которых размещены ТВЭЛы, максимальные значения дифференциальной эффективности управления и регулирования достигаются в области верхней части топливного сердечника, заполненной оксидным топливом. Максимум дифференциальной активности находится вблизи срединной области верхней части топливного сердечника. Такое распределение эффективности управления связано с относительно высокой долей запаздывающих нейтронов, образующихся в оксидном топливе. Оперативное регулирование процессов в активной зоне реактора позволяет повысить безопасность эксплуатации быстрых реакторов большой мощности.

Кроме того, за счет более жесткого нейтронного спектра, создаваемого металлическим топливом (сплавом урана и плутония), заполняющим топливные таблетки 2 в нижней части топливного сердечника, повышается эффективность воспроизводства делящегося вещества в участках 4, 5 и 6 сердечника. Следствием этого является сокращение запаса топлива, необходимого для компенсации выгорающего топлива. Расчетное значение коэффициента воспроизводства топлива для ТВЭЛа с гетерогенной структурой топливного сердечника составляет 0,85.

Размещение в верхней части сердечника топливных таблеток 3 со смешанным оксидным топливом, которые находятся в тепловом контакте с нижней частью сердечника, заполненной металлическим топливом, создает условия для образования отрицательных обратных связей по температурным параметрам топлива. Оптимальный температурный режим достигается в области контакта верхней части ТВЭЛа с нагретым жидкометаллическим теплоносителем, который поступает со стороны нижней части ТВЭЛа.

Из-за низкой теплопроводности оксидного топлива (по сравнению с металлическим топливом) возникает существенный перепад температуры на таблетках 3 между их центральной и периферийной частями. При данных условиях в случае неконтролируемого увеличения энерговыделения в металлическом топливе, заполняющем нижнюю часть топливного сердечника, произойдет снижение энерговыделения в верхней части сердечника за счет действия эффекта Доплера, который заключается в увеличении резонансного захвата нейтронов изотопом U238. В результате при увеличении температуры топлива снижается реактивность топлива и, соответственно, мощностной коэффициент реактивности. Для рассматриваемого примера расчетный температурный коэффициент реактивности составляет - 0,6%/°C, а мощностной коэффициент реактивности - 1,48%/% мощности реактора.

Возникающий отрицательный мощностной эффект является стабилизирующим фактором при резких изменениях мощности реактора. Стабилизация энерговыделения происходит за счет автоматического саморегулирования уровня мощности реактора. Ограничивающее действие процесса саморегулирования, обладающего высоким быстродействием, особенно важно при росте энерговыделения в активной зоне реактора при аварийных ситуациях.

При увеличении температуры металлического топлива в таблетках 2, находящихся в нижней части топливного сердечника, происходит увеличение температуры оксидного топлива в таблетках 3, находящихся в верхней части топливного сердечника. Теплообмен между верхней и нижней частями сердечника осуществляется через металлическую теплопроводящую перегородку, служащую центральным участком воспроизводства топлива. Температура оксидного топлива увеличивается также из-за роста температуры натриевого теплоносителя, протекающего вдоль поверхности оболочки 1 снизу вверх. За счет действия отрицательной обратной связи по температуре увеличение температуры таблеток 3 приводит к снижению энерговыделения из-за снижения реактивности топлива.

Возможность эффективного управления реактором и регулирования процессов в его активной зоне связана с использованием ТВЭЛов с гетерогенной структурой топливного сердечника. Данное выполнение ТВЭЛов обеспечивает безопасность эксплуатации ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах при уровне электрической мощности более 900 МВт. Увеличение мощности реактора на быстрых нейтронах достигается при применении комбинированного топлива, включающего уран-плутониевое металлическое топлива, которое одновременно обеспечивает высокие значения коэффициента воспроизводства топлива и высокий уровень энерговыделения. Вместе с тем создаются условия для эффективного управления реактором и регулирования процессов энерговыделения в активной зоне.

Приведенный пример осуществления изобретения основывается на конкретном составе и размерах элементов конструкции ТВЭЛа, однако это не исключает возможности достижения технического результата и в других частных случаях реализации изобретения в том виде, как оно охарактеризовано в независимом пункте формулы. В зависимости от заданных (расчетных) физико-технических параметров и иных требований, предъявляемых к ТВЭЛу, выбираются соответствующие размеры и состав топливного сердечника, его составных частей и других элементов конструкции ТВЭЛа. В частности, ТВЭЛ может содержать один или два участка воспроизводства топлива: участок, расположенный в нижней части оболочки, и центральный участок, образующий металлическую теплопроводящую перегородку между верхней и нижней частями сердечника. В качестве уран-плутониевого металлического сплава, из которого выполняются таблетки нижней части топливного сердечника, может использоваться сплав без легирующей добавки циркония.

Изобретение может найти применение при разработке ТВЭЛов, входящих в состав ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, включая реакторы, работающие по бридерному циклу.

1. Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах, содержащий цилиндрическую оболочку, внешняя поверхность которой контактирует с жидкометаллическим теплоносителем, и топливный сердечник, размещенный в полости цилиндрической оболочки и выполненный в виде сборки соосно установленных топливных таблеток цилиндрической формы, включающих в свой состав делящееся вещество, отличающийся тем, что топливный сердечник содержит две различающиеся по составу делящегося вещества части, последовательно расположенные вдоль оси симметрии цилиндрической оболочки и разделенные между собой металлической теплопроводящей перегородкой, при этом нижняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония, верхняя по направлению движения жидкометаллического теплоносителя часть топливного сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония.

2. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что содержит по меньшей мере один участок воспроизводства топлива, выполненный из металлического обедненного урана.

3. Тепловыделяющий элемент по п. 2, отличающийся тем, что участок воспроизводства топлива расположен в нижней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки перед нижней частью топливного сердечника.

4. Тепловыделяющий элемент по п. 2, отличающийся тем, что участок воспроизводства топлива расположен в верхней по направлению движения жидкометаллического теплоносителя части цилиндрической оболочки над верхней частью топливного сердечника.

5. Тепловыделяющий элемент по п. 2, отличающийся тем, что участок воспроизводства топлива образует металлическую теплопроводящую перегородку, расположенную между верхней и нижней частями топливного сердечника.

6. Тепловыделяющий элемент по п. 1, отличающийся тем, что металлический сплав на основе урана и плутония, из которого выполнены таблетки нижней части топливного сердечника, легирован цирконием.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к конструкции тепловыделяющего элемента ядерного реактора. Узел ядерного топливного стержня и пружины камеры повышенного давления имеет распорный элемент, прикрепленный к нижнему концу шлифованной торсионной пружины.

Изобретение относится к топливному стержню, используемому в ядерном реакторе. В заявленном топливном стержне предусмотрено наличие прослойки (3) между оболочкой (1) и стопкой таблеток (5) в топливном стержне.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе средств для фиксации ядерного топлива при его транспортировке, а также для поджатия во время эксплуатации топлива, например, в виде таблеток с требуемым усилием.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкции тепловыделяющих элементов ядерного реактора. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлы) для уран-графитовых энергетических реакторов типа РБМК-1000.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе устройств и средств для фиксации ядерного топлива при его транспортировке, изготовлении и пр., а также для поджатия во время эксплуатации топлива, например в виде таблеток, с требуемым усилием, и может быть использовано, в частности, в твэлах с ограничением по длине пространства, предназначенного для размещения такого средства, особенно при производстве твэлов для действующих канальных уран-графитовых реакторов с тепловой мощностью более 2600 МВт (например РБМК-1000, 1500) или в реакторах с аналогичными особенностями в конструкции твэлов.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе устройств и средств для фиксации ядерного топлива при его транспортировке, изготовлении и пр., а также для поджатия во время эксплуатации топлива, например в виде таблеток, с требуемым усилием, и может быть использовано, в частности, в твэлах с ограничением по длине пространства, предназначенного для размещения такого средства, особенно при производстве твэлов для действующих реакторов водо-водяного типа с тепловой мощностью порядка 1175 МВт (например ВВЭР-440) или в реакторах с аналогичными особенностями в конструкции твэлов.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), предполагающих наличие в своем составе устройств и средств для фиксации ядерного топлива при его транспортировке, изготовлении и пр., а также для поджатия во время эксплуатации топлива, например в виде таблеток, с требуемым усилием, и может быть использовано, в частности, в твэлах со значительной длиной газосборника продуктов деления, предназначенного для размещения такого средства, особенно при производстве твэлов для действующих реакторов водо-водяного типа с тепловой мощностью более 2600 МВт (например, ВВЭР-1000) или в реакторах с аналогичными особенностями в конструкции твэлов.
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно: к тепловыделяющим сборкам (ТВС) канальных ядерных реакторов РБМК. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. ТВЭЛ ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах содержит цилиндрическую оболочку. В полости оболочки размещен топливный сердечник, выполненный в виде сборки соосно установленных топливных таблеток цилиндрической формы. Топливный сердечник содержит две различающиеся по составу делящегося вещества части, последовательно расположенные вдоль оси симметрии оболочки. Части сердечника разделены между собой металлической теплопроводящей перегородкой, образующей участок воспроизводства топлива. Нижняя по направлению движения теплоносителя часть сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из металлического сплава на основе урана и плутония. Верхняя по направлению движения теплоносителя часть сердечника содержит топливные таблетки, выполненные из смешанного оксидного топлива на основе оксидов урана и плутония. Технический результат - увеличение мощности ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах при использовании уран-плутониевого металлического топлива и обеспечении возможности безопасной эксплуатации реактора при уровне электрической мощности не менее 900 МВт. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Наверх