×
27.03.2015
216.013.34e9

СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к способам осуществления топливного цикла ядерного канального реактора. В заявленном способе предусмотрено осуществление программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаление отработавших и установка новых тепловыделяющих сборок, перемещение стержней системы управления и защиты. При этом при достижении значения среднего по реактору выгорания тепловыделяющих сборок ~ 1700 МВт·сут/ТВС, в периферийной части активной зоны реактора (2), ограниченной областью 0,8÷1,0 радиуса активной зоны реактора, предусмотрено формирование ячеек из девяти тепловыделяющих сборок с выгоранием в центральной тепловыделяющей сборке 1700÷3000 МВт·сут/ТВС, при среднем значении выгорания тепловыделяющих сборок по ячейке без центральной тепловыделяющей сборки ~ 2400 МВт·сут/ТВС. При дальнейшей работе реактора центральные тепловыделяющие сборки ячеек (1) заменяются на свежие с и поддержанием в ячейках энерговыделения на уровне среднего по реактору путем перемещения стержней системы управления и защиты. Техническим результатом является увеличение жизненного цикла реактора, величины энерговыработки ТВС в реакторе, возможность использования наработанного плутония-239 и 241, сокращение удельного расхода ТВС. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам повышения глубины выгорания топлива тепловыделяющих сборок (ТВС), и может быть использовано для увеличения энерговыработки ТВС в канальном ядерном реакторе, работающем в энергетическом режиме.

Одной из важных характеристик, определяющих эффективность использования ядерного топлива в канальных реакторах атомных электростанций (АЭС), является глубина выгорания ядерного топлива. Определяется она двумя основными факторами: обеспечением надежной работы ТВС в реакторе и достижением максимальной величины энерговыработки. Известно, что в процессе облучения ТВС в реакторе изменяется изотопный состав делящихся элементов, входящих в топливную композицию тепловыделяющих элементов. В «свежем» ядерном топливе (ЯТ) в зависимости от величины начального обогащения содержится определенное исходное количество изотопов урана-235 и урана-238. Уран-235 делится в реакторе под воздействием тепловых нейтронов, его доля снижается в процессе эксплуатации ТВС. Из ядер урана-238 образуются делящиеся изотопы плутония-239, 241, которые накапливаются в процессе эксплуатации ТВС и вносят свой вклад в величину суммарного энерговыделения ТВС за счет деления на нейтронах резонансных энергий. В процессе облучения ТВС в реакторе РБМК-1000 нейтроны деления при замедлении в графите могут достигать энергий резонансного взаимодействия с ядрами урана-238 с последующим образованием ядер плутония 239, которые в совокупности с ядрами урана-235 участвуют в процессе энерговыделения. В зависимости от величины интегрального энерговыделения (энерговыработки) ТВС соотношение долей энерговыделения в ТВС в результате деления ядер урана-235 и плутония-239 меняется, например доли энерговыделения в ТВС с выгоранием 1800 МВт·сут/ТВС при делении ядер топлива составляют: 62% - уран-235, 30% - плутоний-239, 4% - уран-238. Для ТВС с энерговыработкой - 2400 МВт·сут/ТВС доли энерговыделения в ТВС при делении ядер топлива составляют: 52% - уран-235, 37% - плутоний-239, 4% - уран-238. При работе реактора на мощности в активной зоне загружено - 1693 ТВС, которые имеют различные значения энерговыработки, а значит и различные соотношения долей энерговыделения от деления ядер урана-235 и плутония-239. При достижении значения средней энерговыработки топливных сборок - 1700 МВт·сут/ТВС в реакторе имеется значительное количество ТВС с энерговыработкой от 1700 до 2400 МВт·сут/ТВС, которые можно использовать для повышения вклада плутония в общую энерговыработку.

В качестве ближайшего аналога заявляемого изобретения принято техническое решение по патенту РФ №2239247 от 06.02.2002, МКИ G21C 7/04, так как именно в нем впервые осуществлены целенаправленные действия, обеспечившие на момент создания изобретения максимально возможное использование изотопов плутония-239, 241 в топливном цикле канального реактора с графитовыми замедлителями. Согласно описанию в заявленном способе осуществления ядерного топливного цикла канального реактора с графитовым замедлителем путем формирования активной зоны в процессе загрузки тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов, программных перемещений тепловыделяющих сборок и программных изменений положений стержней-поглотителей (СУЗ) было предложено при достижении средней энерговыработки тепловыделяющих сборок в реакторе величин 1500÷1600 МВт·сут/ТВС, в ячейки периодичности со спектром нейтронов, ужесточенным до величин энергии резонансного поглощения нейтронов плутонием, вместо «выгоревших тепловыделяющих сборок устанавливать тепловыделяющие сборки с остаточным содержанием урана-235 в пределах 0,5÷0,6 кг. Кроме того, ужесточение спектра нейтронов по патенту осуществляют посредством загрузки уран-эрбиевого топлива с начальным обогащением 2,8÷3,0% по урану-235. Регулирование температуры замедлителя достигается путем изменения соотношения азотно-гелиевой смеси при продувке реакторного пространства.

Недостатком технического решения из ближайшего аналога являются: технологические сложности реализации способа в масштабах всего реактора и ограниченность вовлечения в энерговыделение образовавшихся в реакторе изотопов плутония.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в увеличении на данном этапе жизненного цикла реактора величины энерговыработки ТВС в реакторе, за счет использования наработанного плутония-239, 241, сокращении удельного расхода ТВС, и как следствие, повышении экономической эффективности топливного цикла АЭС.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем программных перестановок тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора, удаления отработавших и установки новых тепловыделяющих сборок, перемещения стержней системы управления и защиты, предложено, при достижении значения среднего по реактору выгорания тепловыделяющих сборок ~ 1700 МВт·сут/ТВС, в периферийной части активной зоны реактора, ограниченной областью 0,8÷1,0 радиуса активной зоны реактора, формировать ячейки из девяти тепловыделяющих сборок с выгоранием в центральной тепловыделяющей сборке 1700÷3000 МВт·сут/ТВС, при среднем значении выгорания тепловыделяющих сборок по ячейке без центральной тепловыделяющей сборки ~ 2400 МВт·сут/ТВС, при дальнейшей работе реактора центральные тепловыделяющие сборки ячеек заменять на свежие с начальным обогащением до 3% по урану-235 и поддерживать в ячейках энерговыделение на уровне среднего по реактору путем перемещения стержней системы управления и защиты. Кроме того, предложено, после достижения выгорания ~ 1500 МВт·сут/ТВС в центральных тепловыделяющих сборках сформированных ячеек периферийной части активной зоны реактора их перегружать в центральную часть активной зоны реактора, а вместо них загружать свежие тепловыделяющие сборки.

Поясняющий материал представлен на фиг.1, 2, 3, 4, 5, где на фиг.1 представлена картограмма активной зоны реактора РБМК-1000, на фиг.2 дано условное изображение топливной ячейки из 9 ТВС. На фиг.3 отображено распределение числа ТВС в реакторе с энерговыработками с интервалом энерговыработки через каждые 100 МВт·сут/ТВС. На фиг.4 (таблица) представлены доли (%) деления уран-эрбиевого топлива с обогащением 2% по изотопам в зависимости от энерговыработки ТВС. На фиг.5 представлена зависимость доли (%) деления в уран-эрбиевом топливе с обогащением 2,8% от энерговыработки ТВС для урана-235 и плутония-239. На фиг.1 показано: 1 - плато реактора, 2 - формируемая ячейка. Периферийная зона расположена в промежутке 0,8÷1,0 радиуса реактора. На фиг.2 технологические каналы (ТК) обозначены поз.3, в которых формируются ячейки размером 3×3 со средней величиной энерговыработки ТВС по ячейке равной приблизительно 2400 МВт·сут/ТВС. Поз. 4 обозначена центральная ячейка. Диапазон отклонения от среднего значения 2400 МВт·сут/ТВС принимается равным ± 200 МВт·сут/ТВС. Для формирования таких ячеек используют ТВС из любого ТК реактора с требуемой энерговыработкой. Фиг.3 отображает распределение числа ТВС в реакторе с энерговыработками в интервалах через каждые 100 МВт·сут/ТВС для текущего состояния загрузки активной зоны и используется для выбора ТВС, необходимых для формирования ячеек со средним значением энерговыработки приблизительно 2400 МВт·сут/ТВС. На фиг.2 изображена топливная ячейка, в центр которой загружают свежую ТВС. Иллюстрацией для обоснования необходимости достижения значения средней энерговыработки ТВС в реакторе 1700 МВт·сут/ТВС являются данные таблицы (фиг.4), где представлена зависимость долей деления урана-235 и плутония-239 в уран-эрбиевом ядерном топливе с начальным обогащением 2,8% по урану-235. Из данных таблицы следует, что при значении средней энерговыработки ТВС в реакторе 1700 МВт·сут/ТВС отношение долей полного числа делений ядер урана-235 и плутония-239 равно 2. Для того чтобы увеличить долю полного числа делений ядер плутония-239 по отношению к урану-235, необходимо иметь по крайней мере области реактора, где средние значение энерговыработки составляет приблизительно 2400 МВт·сут/ТВС. При этом можно достичь отношения долей полного числа делений ядер урана-235 и плутония-239, равное 1.5, т.е. вовлечь в процесс энерговыделения в ТВС большее число делений на плутонии-239, чем на уране-235, с одной стороны, и загрузкой свежей ТВС, с другой стороны, для того, чтобы увеличить вероятность деления ядер плутония-239 за счет ужесточения спектра нейтронов в области ячейки. Таким способом, в ТВС окружающих свежую ТВС, ячейки будут вырабатываться больше энергии за счет вовлечения в процесс энерговыделения в ТВС деления ядер плутония-239. Естественно, что при этом снизится расход урана-235 на подпитку реактора свежим ядерным топливом, поскольку величина суммарного энерговыделения (мощность) реактора поддерживается постоянной.

Действия по осуществлению способа начинают с момента достижения средней величины энерговыработки ТВС в реакторе ~1700 МВт·сут/ТВС. Используя технологические данные ТВС в загрузке реактора (мощность, энерговыработка, начальное обогащение по урану-235, время и местонахождения в реакторе) из электронной информационной системы, проводят анализ параметров выгорания загруженных в реактор ТВС и их распределение в активной зоне. Определяют зависимость распределения числа ТВС от диапазона величины энерговыработки ТВС с шагом 100 МВт·сут/ТВС. Затем выделяют область реактора, ограниченную радиусом размером R (0,8-1,0) в периферийной части активной зоны, и формируют ячейки из девяти ТВС с одной центральной, в которых ТВС имеют значения энерговыработок в диапазоне 1700-3000 МВт·сут/ТВС, путем выбора ячеек с уже сложившейся требуемой величиной выгорания ТВС или путем перестановок требуемых ТВС с помощью РЗМ. Причем среднее значение энерговыработки ТВС в ячейках без центральной ТВС должно быть ~ 2400 МВт·сут/ТВС, что достигается дополнительными перегрузками из других ячеек в формируемую ячейку. При этом достигается соотношение ~ 1,5 в долях энерговыделения ТВС при делении урана-235 и плутония-239 для ТВС, расположенных в выбранных ячейках. Для получения планируемого эффекта за счет использования наработанного ранее плутония в центр сформированных ячеек загружают свежую ТВС с начальным обогащением до 3% по урану-235. При этом мощность таких ТВС не превышает значения (2,85 МВт) при регулировании стержнями системы управления и защиты. Загрузка свежих ТВС в центре ячейки дает большее число нейтронов с энергиями выше тепловой, увеличивая вероятность взаимодействия их с ядрами плутония в пределах этой ячейки. При достижении энерговыработки ТВС в центрах ячеек значений ~ 1500 МВт·сут/ТВС, когда эффективность их как источника надтепловых нейтронов в ячейке исчерпана, их перегружают в центральную область активной зоны для «дожигания», а на их место загружают другие свежие ТВС. В дальнейшем, при необходимости, обеспечивают поддержание средней по ячейке энерговыработки ТВС ~ 2400 МВт·сут/ТВС путем дополнительных перегрузок ТВС.


СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ЯДЕРНОГО КАНАЛЬНОГО РЕАКТОРА
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 26.
27.01.2013
№216.012.212b

Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473992
Дата охранного документа: 27.01.2013
27.06.2013
№216.012.521c

Способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002486613
Дата охранного документа: 27.06.2013
10.08.2013
№216.012.5dd5

Теплообменник

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при проектировании воздушных теплообменников систем пассивного отвода тепла, а также при конструировании трубных систем сепараторов-пароперегревателей и подогревателей турбоустановок атомных электростанций. Теплообменник...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489642
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd7

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных и тепловых электростанциях. Пучки трубчатых ширм установлены в корпусе с образованием, по меньшей мере, одной приемной камеры. Каждая приемная камера расположена между соответствующими смежными пучками трубчатых ширм...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489644
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd8

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных и тепловых электростанциях для подогрева питательной воды, основного конденсата и воды теплосети. Пароводяной подогреватель содержит вертикальный корпус, по меньшей мере, с одним опускным каналом для конденсируемого пара. В...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489645
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd9

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в системах регенерации турбоустановок атомных и тепловых электростанций для подогрева питательной воды, основного конденсата и воды теплосети. Пароводяной подогреватель содержит вертикальный корпус, внутри которого установлены трубные...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489646
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5de8

Двухступенчатый конденсатор

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при проектировании воздушных теплообменников, а также при конструировании трубных систем сепараторов-пароперегревателей и подогревателей турбоустановок атомных электростанций. Двухступенчатый конденсатор содержит вертикальный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489661
Дата охранного документа: 10.08.2013
27.10.2013
№216.012.7b3a

Система расхолаживания ядерного канального реактора

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора. Система расхолаживания ядерного канального реактора включает технологические каналы реактора, барабан-сепараторы,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002497208
Дата охранного документа: 27.10.2013
10.06.2014
№216.012.cd83

Способ переработки радиоактивных отходов фильтроперлита

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002518382
Дата охранного документа: 10.06.2014
10.07.2014
№216.012.da6b

Сепаратор влаги

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании сепараторов-пароперегревателей турбоустановок атомных электростанций. Сущность изобретения: сепаратор влаги содержит вертикальный корпус, в боковой стенке которого установлен патрубок подвода влажного пара, а также...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002521693
Дата охранного документа: 10.07.2014
Показаны записи 1-10 из 39.
27.01.2013
№216.012.212b

Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473992
Дата охранного документа: 27.01.2013
27.06.2013
№216.012.521c

Способ управления скоростью коррозии контура теплоносителя ядерного уран-графитового реактора

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002486613
Дата охранного документа: 27.06.2013
10.08.2013
№216.012.5dd5

Теплообменник

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при проектировании воздушных теплообменников систем пассивного отвода тепла, а также при конструировании трубных систем сепараторов-пароперегревателей и подогревателей турбоустановок атомных электростанций. Теплообменник...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489642
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd7

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных и тепловых электростанциях. Пучки трубчатых ширм установлены в корпусе с образованием, по меньшей мере, одной приемной камеры. Каждая приемная камера расположена между соответствующими смежными пучками трубчатых ширм...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489644
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd8

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано на атомных и тепловых электростанциях для подогрева питательной воды, основного конденсата и воды теплосети. Пароводяной подогреватель содержит вертикальный корпус, по меньшей мере, с одним опускным каналом для конденсируемого пара. В...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489645
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5dd9

Пароводяной подогреватель

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в системах регенерации турбоустановок атомных и тепловых электростанций для подогрева питательной воды, основного конденсата и воды теплосети. Пароводяной подогреватель содержит вертикальный корпус, внутри которого установлены трубные...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489646
Дата охранного документа: 10.08.2013
10.08.2013
№216.012.5de8

Двухступенчатый конденсатор

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при проектировании воздушных теплообменников, а также при конструировании трубных систем сепараторов-пароперегревателей и подогревателей турбоустановок атомных электростанций. Двухступенчатый конденсатор содержит вертикальный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489661
Дата охранного документа: 10.08.2013
27.10.2013
№216.012.7b3a

Система расхолаживания ядерного канального реактора

Заявляемое изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к системам охлаждения ядерного канального реактора, и может быть использовано для расхолаживания реактора. Система расхолаживания ядерного канального реактора включает технологические каналы реактора, барабан-сепараторы,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002497208
Дата охранного документа: 27.10.2013
10.06.2014
№216.012.cd83

Способ переработки радиоактивных отходов фильтроперлита

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002518382
Дата охранного документа: 10.06.2014
10.07.2014
№216.012.da6b

Сепаратор влаги

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано при проектировании сепараторов-пароперегревателей турбоустановок атомных электростанций. Сущность изобретения: сепаратор влаги содержит вертикальный корпус, в боковой стенке которого установлен патрубок подвода влажного пара, а также...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002521693
Дата охранного документа: 10.07.2014
+ добавить свой РИД