RU2126999C1 - Water-moderated power reactor core - Google Patents
Water-moderated power reactor core Download PDFInfo
- Publication number
- RU2126999C1 RU2126999C1 RU97108723/25A RU97108723A RU2126999C1 RU 2126999 C1 RU2126999 C1 RU 2126999C1 RU 97108723/25 A RU97108723/25 A RU 97108723/25A RU 97108723 A RU97108723 A RU 97108723A RU 2126999 C1 RU2126999 C1 RU 2126999C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- cladding
- core
- reactor
- rod
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 250
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims abstract description 65
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 36
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 36
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 25
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 18
- 230000008859 change Effects 0.000 description 11
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 7
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 5
- 239000011257 shell material Substances 0.000 description 5
- 238000011161 development Methods 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 4
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 4
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 4
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 3
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 230000000930 thermomechanical effect Effects 0.000 description 2
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 241001573881 Corolla Species 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 238000010835 comparative analysis Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000011017 operating method Methods 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001256 stainless steel alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N thorium dioxide Chemical compound O=[Th]=O ZCUFMDLYAMJYST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910003452 thorium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- -1 uranium carbides Chemical class 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт. The invention relates to nuclear engineering and relates to the improvement of the core areas of nuclear reactors in which water (so-called water-cooled nuclear reactors) is used as a coolant and a moderator, used as a heat source for power plants, in power plants, etc., especially in thermal reactors with a capacity of about 1150 - 1700 MW.
Перспектива развития ядерной энергетики в значительной мере определяется решением вопроса обеспечения безопасности атомных электростанций (АЭС). При создании активных зон, обеспечивающих качественно новый уровень безопасности АЭС, необходимо основываться на апробированных технических решениях, положительном опыте проектирования и эксплуатации действующих АЭС. Наиболее значительными по последствиям для АЭС, в частности с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР), являются аварии с потерей теплоносителя первого контура, развитие которых при несрабатывании многократно резервированных пассивных и активных систем безопасности, обеспечивающих введение в первый контур охлаждающей воды с поглотителем нейтронов, может привести к тяжелым последствиям. The prospects for the development of nuclear energy are largely determined by the solution to the issue of ensuring the safety of nuclear power plants (NPPs). When creating active zones that provide a qualitatively new level of NPP safety, it is necessary to be based on proven technical solutions, positive experience in the design and operation of existing NPPs. The most significant consequences for nuclear power plants, in particular with pressurized water reactors (VVER), are accidents with loss of the primary coolant, the development of which when the passive and active safety systems are repeatedly redundant, providing the introduction of cooling water with a neutron absorber into the primary circuit, can lead to serious consequences.
Проблема повышения уровня безопасности действующих АЭС с реакторами ВВЭР имеет различные пути решения. Однако в настоящее время она решается, как правило, повышением надежности защитных систем, совершенствованием отдельных узлов и оборудования, оптимизацией режимов и регламента эксплуатации. The problem of improving the safety level of operating NPPs with VVER reactors has various solutions. However, at present, it is being solved, as a rule, by increasing the reliability of protective systems, improving individual components and equipment, optimizing modes and operating procedures.
Вместе с тем не затрагиваются вопросы уменьшения в нормальном режиме теплонапряженности твэлов, оболочки которых являются одним из основных барьеров на пути распространения радиоактивных веществ и которые могут разгерметизироваться в аварийных ситуациях прежде всего из-за их перегрева. Такая тенденция обусловлена, главным образом, многолетним успешным опытом эксплуатации ядерного топлива существующей конструкции и его хорошо отлаженным производством. At the same time, the issues of reducing the thermal stress of fuel elements in the normal mode, the cladding of which is one of the main barriers to the spread of radioactive substances and which may be depressurized in emergency situations, primarily because of their overheating, are not addressed. This trend is mainly due to many years of successful experience in operating nuclear fuel of an existing design and its well-established production.
Реакторы типа ВВЭР в процессе внедрения в ядерную энергетику не претерпели основных качественных изменений. К таким техническим решениям, заложенным в конструкциях отечественных ВВЭР, следует отнести:
- все устройства внутри корпуса реактора должны быть извлекаемыми для возможного ремонта, замены и для контроля внутренней поверхности корпуса реактора;
- для удобного эксплуатационного обслуживания органов системы управления и защиты (СУЗ) и оборудования для контроля за работой реактора они расположены в его верхней части;
- тепловыделяющие сборки (ТВС), позволяющие создать конфигурацию активной зоны, близкую к цилиндрической, размещены в выемной корзине, днище которой является опорной конструкцией активной зоны:
- теплоноситель в активной зоне движется снизу вверх, что обеспечивает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции.VVER-type reactors have not undergone major qualitative changes during their introduction into nuclear power. Such technical solutions incorporated in the designs of domestic VVER include:
- all devices inside the reactor vessel must be removable for possible repair, replacement and for monitoring the internal surface of the reactor vessel;
- for convenient maintenance of control and protection system bodies (CPS) and equipment for monitoring the operation of the reactor, they are located in its upper part;
- fuel assemblies (FAs), allowing you to create a core configuration that is close to cylindrical, are placed in a removable basket, the bottom of which is the supporting structure of the core:
- the coolant in the core moves from the bottom up, which provides cooling of the fuel assemblies in the natural circulation mode.
Активная зона реактора ВВЭР-440, номинальная электрическая мощность которого равна 440 МВт (при соответственно тепловой мощности в 1175 МВт), а набирается из шестигранных ТВС, устанавливаемых практически вплотную друг к другу в корзине активной зоны. В ТВС по треугольному шагу устанавливают стержневые твэлы. В качестве ядерного топлива используют прессованные или спеченные таблетки из диоксида урана. В одной ячейке ТВС размещается полая трубка. Внутри этой трубки размещают датчики для измерения температуры воды и детекторы энерговыделения (см. И.Я. Емельянов, В.И.Михан, Солонин В.И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 76). The active zone of the VVER-440 reactor, whose rated electric power is 440 MW (with a correspondingly thermal power of 1175 MW), is recruited from hexagonal fuel assemblies installed almost close to each other in the core basket. In fuel assemblies, rod fuel rods are installed in a triangular step. Pressed or sintered uranium dioxide tablets are used as nuclear fuel. A hollow tube is located in one FA cell. Sensors for measuring water temperature and energy release detectors are placed inside this tube (see I.Ya. Emelyanov, V.I. Mihan, Solonin V.I. et al. Design of nuclear reactors, M., Energoizdat, 1982, p. 76) .
ТВС реактора ВВЭР-440 состоит из пучка стержневых твэлов, шестигранного корпуса-чехла, цилиндрического хвостовика, головки и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас ТВС включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю несущую решетку, верхнюю и средние направляющие решетки из нержавеющей стали или циркониевого сплава), которые механически связаны между собой центральной трубкой из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов жестко закреплены в несущей решетке, а верхние концы твэлов имеют возможность продольного перемещения в направляющей решетке при температурных расширениях. Нижняя несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику сборки, а верхняя направляющая решетка соответственно к головке сборки. С помощью хвостовика и головки ТВС устанавливается в корзине реактора (см. Г.Н. Ушаков. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1981, с. 89, рис. 2.8 а). A fuel assembly of a VVER-440 reactor consists of a bunch of rod fuel elements, a hexagonal housing-cover, a cylindrical shank, a head and an assembly frame, with the help of which the fuel elements are mounted in the assembly. The fuel assembly frame includes hexagonal spacer grids (lower support grid, upper and middle guide grids of stainless steel or zirconium alloy), which are mechanically connected to each other by a central tube of zirconium alloy. The lower ends of the fuel rods are rigidly fixed in the carrier grid, and the upper ends of the fuel rods have the possibility of longitudinal movement in the guide grid with temperature expansions. The lower support grill is attached to the cylindrical shank of the assembly, and the upper guide grill, respectively, to the assembly head. Using the shank and the head, the fuel assembly is installed in the reactor basket (see GN Ushakov. Technological channels and fuel elements of nuclear reactors, M., Energoizdat, 1981, p. 89, Fig. 2.8 a).
Конструкции стержневых твэлов и самой активной зоны для реакторов ВВЭР должны обеспечить механическую устойчивость и прочность твэлов, в том числе в проектных аварийных условиях при высоких температурах и при наличии мощных потоков нейтронов и гамма-излучения. Повреждение твэла влечет за собой радиоактивное загрязнение контура продуктами деления. Нарушение первоначальной геометрической формы твэла может ухудшить условия теплоотдачи от твэла к теплоносителю. Поэтому при разработке конструкции активной зоны необходимо учитывать положительное влияние увеличения отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом. The design of the rod fuel rods and the core for VVER reactors should ensure the mechanical stability and strength of the fuel rods, including in design emergency conditions at high temperatures and in the presence of powerful neutron and gamma radiation fluxes. Damage to a fuel rod entails radioactive contamination of the circuit with fission products. Violation of the initial geometric shape of a fuel element can worsen the conditions for heat transfer from the fuel element to the coolant. Therefore, when developing the design of the active zone, it is necessary to take into account the positive effect of increasing the ratio of the heat transfer surface of the fuel element to the active volume occupied by nuclear fuel.
Наиболее близкой по технической сущности к описываемой является активная зона водо-водяного энергетического реактора, содержащая тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов (см. И.Я. Емельянов, В.И. Михан, Солонин В. И. и др. Конструирование ядерных реакторов, М., Энергоиздат, 1982, с. 61, 76, рис. 3.10а). Известная активная зона реактора ВВЭР-440 компонуется из 349 шестигранных ТВС, имеющих одинаковую конструкцию. Активная зона реактора ВВЭР-440 имеет форму, близкую к цилиндру с высотой 2.42 м и эквивалентным диаметром 2.88 м. Общая высота ТВС 3.21 м; между ТВС имеется незначительный водяной зазор (3•10-3 м). Каждая ТВС реактора ВВЭР-440 содержит 126 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром 9.1•10-3 м и имеющих среднюю линейную нагрузку на твэл 12.82 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в вышеуказанной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-440. Однако следует отметить, что в случае перегрева оболочек твэлов, возникающего при изменении условий их охлаждения, может произойти разгерметизация и даже разрушение твэлов. Дело в том, что низкая теплопроводность окисного топлива, используемого в реакторах ВВЭР-440, обуславливает его высокую температуру при работе в режимах нормальной эксплуатации, относительно большое количество аккумулированного тепла и, как следствие, при аварии с обесточиванием АЭС и при аварии с потерей теплоносителя это приводит к значительному разогреву оболочек твэлов в первые несколько секунд.The closest in technical essence to the described one is the active zone of a pressurized water reactor containing fuel assemblies assembled from rod fuel elements (see I.Ya. Emelyanov, V.I. Mikhan, V. Solonin, etc. Design of nuclear reactors , M., Energoizdat, 1982, p. 61, 76, Fig. 3.10a). The well-known core of the VVER-440 reactor is composed of 349 hexagonal fuel assemblies having the same design. The core of the VVER-440 reactor has a shape close to a cylinder with a height of 2.42 m and an equivalent diameter of 2.88 m. The total height of the fuel assemblies is 3.21 m; there is a slight water gap between the fuel assemblies (3 • 10 -3 m). Each fuel assembly of the VVER-440 reactor contains 126 rod fuel elements made with an external diameter of 9.1 • 10 -3 m and having an average linear load on the fuel element of 12.82 kW / m. Such a fuel rod provides a relatively high level of fuel burnup in the aforementioned fuel assemblies and has proven itself during operation at domestic and foreign nuclear power plants with VVER-440 reactors. However, it should be noted that in the event of an overheat of the cladding of the fuel rods that occurs when the conditions for their cooling change, depressurization and even destruction of the fuel rods can occur. The fact is that the low thermal conductivity of the oxide fuel used in VVER-440 reactors causes its high temperature during normal operation, a relatively large amount of accumulated heat and, as a result, in an accident with de-energized nuclear power plants and in an accident with loss of coolant leads to a significant heating of the cladding of the fuel rods in the first few seconds.
Достигаемые при авариях с потерей теплоносителя температуры при использовании штатных ТВС в значительной мере зависят от исходных тепловых линейных нагрузок на твэл. Так, при большой течи первого контура реактора ВВЭР-440, твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки ~ 857oC. В то же время, в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550 - 600oC.The temperatures achieved during accidents with loss of coolant when using standard fuel assemblies are largely dependent on the initial thermal linear loads on the fuel elements. So, with a large leak of the primary circuit of the VVER-440 reactor, fuel rods with a maximum heat load by the fifth second have an estimated sheath temperature of ~ 857 o C. At the same time, under the same conditions, fuel rods with a load close to average are heated to 550 - 600 o C.
Экспериментальные и расчетные исследования показывают, что с точки зрения предотвращения возможности разгерметизации твэлов применительно к авариям с потерей теплоносителя, предельные температуры оболочек не должны превышать уровень 700 - 750oC. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-440 снизить максимальные тепловые нагрузки до уровня средних, то возможный разогрев оболочек не превысил бы вышеупомянутого предельного уровня температур. Это принципиально решает проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, данная проблема относительно высокой температуры топлива в номинальном режиме усугубляется при повышении глубины выгорания топлива, когда работоспособность твэлов даже в нормальных условиях эксплуатации близка к предельно допустимой.Experimental and computational studies show that from the point of view of preventing the possibility of depressurization of fuel rods in relation to accidents with loss of coolant, the limiting temperatures of the shells should not exceed the level of 700 - 750 o C. Therefore, if in the core of the VVER-440 reactor the maximum thermal loads are reduced to the level average, the possible heating of the shells would not exceed the aforementioned temperature limit. This fundamentally solves the problem of possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In addition, this problem of relatively high fuel temperature in the nominal mode is compounded by an increase in the fuel burnup depth, when the fuel rod performance is even close to the maximum permissible even under normal operating conditions.
Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР необходимо разработать активную зону с стержневыми твэлами контейнерной конструкции уменьшенного диаметра (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной активной зоне водоуранового отношения топливной решетки), которые позволят принципиально решить проблему возможной разгерметизации твэлов на начальном этапе аварии с потерей теплоносителя. Кроме того, при разработке модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-440, так как задачей настоящего изобретения не является разработка принципиально нового реактора. It follows from the foregoing that in order to increase the safety level of operating and newly designed NPPs with VVER, it is necessary to develop an active zone with rod fuel rods of a container design of reduced diameter (provided that the reactor power is kept close to the regular active zone of the water-uranium ratio of the fuel grate), which will fundamentally solve the problem possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In addition, when developing a modernized core of the VVER-440 reactor, it is necessary to select the main parameters from the condition of maximum preservation of the design of the core and the nuclear power plant, as well as providing neutron-physical and thermal hydraulic characteristics close to the standard characteristics of the core of the VVER-440 reactor, as the objective of the present invention is not the development of a fundamentally new reactor.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны, которые сводятся к следующему:
- размер "под ключ" (144•10-3 м) и высота, а также конструкция ТВС модернизированной активной зоны должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-440;
- количество твэлов с уменьшенным диаметром должно обеспечивать снижение максимальных линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны до уровня средних нагрузок твэлов штатной активной зоны реактора ВВЭР-440;
- изменение значения удельной загрузки топлива в ТВС модернизированной активной зоны по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-440 не должна превышать 11%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны не должно превышать имеющихся запасов по напору ГЦН реактора ВВЭР-440;
- количество, конструкция и размещение кассет СУЗ в модернизированной активной зоне должно быть таким же, как и в штатной активной зоне реактора ВВЭР-440.This approach causes certain restrictions imposed on the selection of the main parameters of the modernized core, which boil down to the following:
- the “turnkey” size (144 • 10 -3 m) and height, as well as the design of the fuel assemblies of the upgraded core should be the same as in the standard design of the VVER-440 fuel assemblies;
- the number of fuel rods with a reduced diameter should ensure a decrease in the maximum linear thermal loads in the fuel rods of the upgraded core to the level of average loads of fuel rods of the regular core of the VVER-440 reactor;
- the change in the specific fuel loading in the fuel assemblies of the modernized core compared with the standard design of the fuel assemblies of the VVER-440 reactor should not exceed 11%;
- the increase in hydraulic friction losses in the modernized core compared with the standard core design should not exceed the available reserves for the pressure head of the VVER-440 reactor;
- the number, design and placement of CPS cassettes in the upgraded core should be the same as in the regular core of the VVER-440 reactor.
Задачей настоящего изобретения является создание новой активной зоны реактора ВВЭР-440, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах при увеличенной безопасности или существенное повышение работоспособности при сохранении уровня безопасности. The objective of the present invention is the creation of a new core of the VVER-440 reactor, which has increased efficiency, both under normal operating conditions and in emergency conditions with increased safety or a significant increase in efficiency while maintaining the level of safety.
В результате решения данной задачи реализуются новые технические результаты, заключающиеся в том, что обеспечивается возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повышение выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов. As a result of solving this problem, new technical results are realized, consisting in the possibility of expanding the range of maneuvering with reactor power, increasing the burnup of nuclear fuel, and reducing the likelihood of depressurization of fuel elements.
Данные технические результаты достигаются тем, что в активной зоне водо-водяного энергетического реактора, содержащей тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых твэлов по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85•10-3м до 6.17•10-3м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01•10-3 м до 5.23•10-3м, или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68•10-3 м до 5.95•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.6 до 2.0.These technical results are achieved in that in the active zone of a pressurized water reactor containing fuel assemblies composed of rod fuel elements, at least one fuel assembly contains 270 rod fuel elements having an outer diameter of the cladding of a fuel rod from 5.85 • 10 -3 m to 6.17 • 10 -3 m and an internal diameter of the cladding of a fuel rod from 5.01 • 10 -3 m to 5.23 • 10 -3 m, or 216 rod fuel elements having an outer diameter of the cladding of a fuel element from 6.66 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m and an internal fuel rod cladding diameter of 5.68 • 10 -3 m to 5.95 • 10 -3 m, the condition that water runs the ratio chosen from 1.6 to 2.0.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что по крайней мере одна тепловыделяющая сборка содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01•10-3 м до 5.23•10-3 м, или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68•10-3 м до 5.95-•10-3 м, при условии что водоурановое отношение выбрано от 1.6 до 2.0, что характеризует новую концепцию активной зоны реактора ВВЭР-440, обладающей повышенной работоспособностью, как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах и обусловлено следующим. Поскольку описываемая активная зона, как и штатная активная зона реактора ВВЭР-440, компонуется из 349 шестигранных ТВС, у которых размер "под ключ", высота и конструкция каркаса, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, идентичны штатной ТВС реактора ВВЭР-440, а пучок содержит 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.01•10-3 м до 5.23•10-3 м, или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.66•10-3 м до 6.99•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.68•10-3 м до 5.95•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.6 до 2.0, то средняя линейная тепловая нагрузка на твэлы модернизированной активной зоны уменьшается в 1.71 - 2.13 раза при условии сохранения номинальной мощности реакторов и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам реактора ВВЭР-440.A distinctive feature of the present invention is that at least one fuel assembly contains 270 rod fuel elements having an outer diameter of the cladding of a fuel rod from 5.85 • 10 -3 m to 6.17 • 10 -3 m and an inner diameter of the cladding of a fuel rod from 5.01 • 10 -3 m up to 5.23 • 10 -3 m, or 216 rod fuel elements having an outer diameter of the cladding of a fuel element from 6.66 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m and an inner diameter of the cladding of a fuel element from 5.68 • 10 -3 m to 5.95- • 10 - 3 m, with the proviso that the ratio vodouranovoe selected from 1.6 to 2.0, which characterizes the new concept of the reactor core of the VVER-440, reg gives increased capacity for work, in normal operating conditions and in emergency conditions and due to the following. Since the described active zone, as well as the regular core of the VVER-440 reactor, is composed of 349 hexagonal fuel assemblies, which have a “turnkey” size, the height and structure of the frame by which the bundle of rod fuel elements in the fuel assemblies is secured are identical to the standard fuel assemblies of the WWER reactor -440, and the bundle contains 270 rod fuel elements having an outer diameter of the cladding of a fuel element from 5.85 • 10 -3 m to 6.17 • 10 -3 m and an inner diameter of the cladding of a fuel element from 5.01 • 10 -3 m to 5.23 • 10 -3 m, or 216 fuel rods having an outer diameter of the cladding of 6.66 • 10 -3 m to 6.99 • 10 -3 m and corolla ternal diameter of the cladding of 5.68 • 10 -3 m to 5.95 • 10 -3 m, with the proviso that the ratio vodouranovoe selected from 1.6 to 2.0, the average linear thermal load on the upgraded fuel rods of the core decreases in 1.71 - 2.13 times while maintaining rated power of reactors and providing neutron-physical and thermohydraulic characteristics close to the standard characteristics of the VVER-440 reactor.
Следует отметить, что наиболее целесообразно, чтобы тепловыделяющая сборка содержала 270 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.09•10-3 м до 5.83•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.8 до 1.9 или 216 стержневых твэлов, имеющих наружный диаметр оболочки твэла от 6.76• 10-3 м до 6.88•10-3 м и внутренний диаметр оболочки твэла от 5.77•10-3 м до 5.83•10-3 м, при условии, что водоурановое отношение выбрано от 1.7 до 1.8.It should be noted that it is most expedient that the fuel assembly contains 270 rod fuel elements having an outer diameter of the cladding of a fuel rod from 5.97 • 10 -3 m to 6.07 • 10 -3 m and an inner diameter of the cladding of a fuel rod from 5.09 • 10 -3 m to 5.83 • 10 -3 m, provided that the water-uranium ratio is selected from 1.8 to 1.9 or 216 rod fuel elements having an outer diameter of the cladding of a fuel element from 6.76 • 10 -3 m to 6.88 • 10 -3 m and an inner diameter of the cladding of a fuel element from 5.77 • 10 -3 m to 5.83 • 10 -3 m, provided that the water-uranium ratio is selected from 1.7 to 1.8.
Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение новых технических результатов. Действительно, как было отмечено ранее, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.3•10-3 м, но, однако, этого признака недостаточно для решения поставленной задачи. Невыполнение хотя бы одного из существенных признаков, включенных в независимый пункт формулы изобретения, не позволит решить поставленную задачу и обеспечить получение новых технических результатов. Так, например, отсутствие признака, касающегося водоуранового отношения, приводит к нарушению первых двух вышеуказанных условий, т. е. нарушается принцип выбора основных геометрических параметров топливной решетки модернизируемой активной зоны, который должен проводиться из условия сохранения конструкции активной зоны и обеспечения близких к проектным значениям штатной активной зоны основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реактора ВВЭР-440.It should be emphasized that only the totality of the essential features provides a solution to the problem of the invention and the receipt of new technical results. Indeed, as noted earlier, fuel rods with an outer cladding diameter of 6.3 • 10 -3 m are known, but, however, this feature is not enough to solve the task. Failure to fulfill at least one of the essential features included in the independent claim, will not allow to solve the problem and ensure the receipt of new technical results. So, for example, the absence of a sign regarding the water-uranium ratio leads to a violation of the first two of the above conditions, i.e., the principle of choosing the basic geometric parameters of the fuel grid of the modernized core is violated, which should be carried out from the condition of maintaining the design of the core and ensuring close to design values full-time core of the main neutron-physical and thermo-hydraulic characteristics of the VVER-440 reactor.
Следует также отметить, что для изготовления активной зоны с вышеотмеченными существенными признаками при проектировании модернизированной активной зоны необходимо задаться внешним и внутренним диаметрами оболочки твэла из приведенных диапазонов, а затем посредством несложных расчетов определить водоурановое отношение с учетом вышеизложенных требований. И, если полученное значение водоуранового отношения не будет соответствовать заявляемому диапазону значений, то необходимо внести изменения в задаваемые исходные данные и осуществить перерасчет. It should also be noted that for the manufacture of an active zone with the above-mentioned essential features when designing a modernized active zone, it is necessary to specify the outer and inner diameters of the fuel cladding from the above ranges, and then, using simple calculations, determine the water-uranium ratio taking into account the above requirements. And, if the obtained value of the water-uranium ratio does not correspond to the claimed range of values, then it is necessary to make changes to the specified initial data and recalculate.
На фиг. 1 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющей сборки описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440, на фиг. 2 приведено поперечное сечение тепловыделяющей сборки описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440, на фиг. 3 изображен вариант продольного разреза твэла для описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440, на фиг. 4 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного твэла штатной и описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 при аварии с разрывом трубопровода Ду 500, на фиг. 5 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке твэла штатной активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500, на фиг. 6 представлено изменение предела прочности и напряжений в оболочке твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 в течение аварии с разрывом трубопровода Ду-500. In FIG. 1 shows a longitudinal section of a fuel assembly of the described core for a VVER-440 reactor; FIG. 2 shows a cross-section of a fuel assembly of the described core for a VVER-440 reactor; FIG. 3 shows an embodiment of a longitudinal section of a fuel rod for the described VVER-440 reactor core; FIG. Figure 4 presents curves characterizing the change in the maximum temperature of the cladding of the most energetically stressed fuel rod of the standard and described core of the VVER-440 reactor in case of an accident with pipeline rupture DN 500, in FIG. 5 shows the change in the tensile strength and stresses in the cladding of a fuel rod of the VVER-440 reactor core during an accident with a rupture of the Du-500 pipeline, FIG. Figure 6 shows the change in the tensile strength and stresses in the cladding of a fuel rod of the described VVER-440 reactor core during an accident with a rupture of the Du-500 pipeline.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения. Information confirming the possibility of carrying out the invention.
Модернизированная активная зона, согласно новой концепции реактора ВВЭР-440, компонуется из 349 шестигранных тепловыделяющих сборок 1, имеющих одинаковые габаритные размеры (размер "под ключ" и высота). Причем по крайней мере одна из 349 ТВС модернизированной активной зоны имеет следующую конструкцию (см. фиг. 1 и 2). Тепловыделяющая сборка 1 заявляемой активной зоны состоит из пучка стержневых твэлов 2, шестигранного корпуса-чехла 3, цилиндрического хвостовика 4, головки 5 и каркаса 6 сборки 1, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов 2 в ТВС. Каркас 6 сборки 1 включает в себя шестиугольные дистанционирующие решетки (нижнюю 7 несущую решетку, верхнюю 8 и средние 9 направляющие решетки из нержавеющей стали), которые механически связаны между собой центральной трубой 10 из циркониевого сплава. Нижние концы твэлов 2 жестко закреплены в несущей 7 решетке, а верхние концы твэлов 2 имеют возможность продольного перемещения в направляющей 9 решетке при температурных расширениях. Нижняя 7 несущая решетка крепится к цилиндрическому хвостовику 4 сборки, а верхняя 8 направляющая решетка соответственно - к головке 5 сборки. С помощью хвостовика 4 и головки 5 сборка устанавливается в корзине активной зоны (см. фиг. 1). В ТВС заявляемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440 содержится 270 стержневых твэлов с наружным диаметром оболочки твэла 5.85•10-3 - 6.17•10-3 м или 216 твэлов с наружным диаметром оболочки 6.66•10-3 - 6.99•10-3 м при водоурановом отношении, выбранным от 1.6 до 2.0.The modernized core, according to the new VVER-440 reactor concept, is composed of 349 hexagonal fuel assemblies 1 having the same overall dimensions (turnkey size and height). Moreover, at least one of the 349 fuel assemblies of the upgraded core has the following structure (see Figs. 1 and 2). The fuel assembly 1 of the claimed core consists of a bundle of
Тепловыделяющий элемент 2 включает топливный сердечник 11, состоящий из сплошных (или имеющих центральное отверстие) таблеток 12 или стерженьков 13 цилиндрической формы, размещенных в оболочке 14, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 15 (см. фиг. 3). Оболочка 14 в течение эксплуатации подвергается напряжениям за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 12 или стерженьков 13, в частности, путем выполнения их торцов 16 вогнутыми (см. фиг. 3) или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано). The
В качестве материала таблеток 12 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью 10.4•103 - 10.7•103 кг/м3, но могут использоваться также окись тория и карбиды урана. Масса урана в сборке составляет 100.7 - 125.3 кг.As the material of
При выборе толщины оболочки твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-440, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 0.5 МПа позволяет гарантировать устойчивость оболочек твэла модернизированной активной зоны не меньшую, чем для штатных твэлов. Кроме того, необходимо также учитывать условие, касающееся того, что радиальный зазор между топливным сердечником 11 и оболочкой 14 в описываемых твэлах был не менее 0.05•10-3 м. Это условие обусловлено технологическими трудностями при сборке твэлов.When choosing the thickness of the cladding of a fuel rod of a modernized active zone, it is most advisable to keep the ratio of cladding thickness to the outer diameter of the described fuel rod the same as in standard VVER-440 fuel rods, which, taking into account the preservation of the helium filling pressure of 0.5 MPa, can guarantee the stability of the claddings of a modernized core no less than for regular fuel elements. In addition, it is also necessary to take into account the condition that the radial clearance between the
Вследствие низкой теплопроводности материала топливного сердечника 11, а также с учетом всех вышеприведенных условий, оболочка 14 стержневого твэла описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-440 должна иметь наружный и, соответственно, внутренний диаметры от 5.85•10-3 м до 6.17•10-3 м и от 5.01•10-3 до 5.23•10-3 м или соответственно от 6.66•10-3 м от 6.99•10-3 м и 5.68•10-3 м до 5.95•10-3 м. Дело в том, что только твэлы с указанными диаметрами оболочки обеспечивают выполнение третьего и четвертого условий. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-440 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы наиболее предпочтительных диапазонов основных характеристик описываемой активной зоны для модернизированного реактора ВВЭР-440. Так, для ТВС, содержащей 270 стержневых твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5.97•10-3 м до 6.07•10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.09•10-3 м до 5.14•10-3 м;
- водоурановое отношение выбрано от 1.8 до 1.9, а для пучка, содержащего 216 твэлов:
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 6.76•10-3 м до 6.88•10-3 м;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.77•10-3 м до 5.83•10-3 м;
- водоурановое отношение выбрано от 1.7 до 1.8.Due to the low thermal conductivity of the material of the
- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.97 • 10 -3 m to 6.07 • 10 -3 m;
- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.09 • 10 -3 m to 5.14 • 10 -3 m;
- the water-uranium ratio is selected from 1.8 to 1.9, and for a beam containing 216 fuel elements:
- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.76 • 10 -3 m to 6.88 • 10 -3 m;
- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.77 • 10 -3 m to 5.83 • 10 -3 m;
- water-uranium ratio selected from 1.7 to 1.8.
Следует отметить, что, как показали расчеты, для заявляемой активной зоны, в которой установлены ТВС с твэлами, имеющими диаметр наружной оболочки 6.8•10-3 м средняя линейная нагрузка на такой твэл будет 7.5 кВт/м, а средняя поверхностная нагрузка будет 351 кВт/м2, причем запас до кризиса кипения (DNBR) в ТВС с максимальной мощностью будет равен 4.5.It should be noted that, as calculations have shown, for the claimed core in which fuel assemblies with fuel rods having an outer cladding diameter of 6.8 • 10 -3 m are installed, the average linear load on such a fuel rod will be 7.5 kW / m, and the average surface load will be 351 kW / m 2 , and the stock before the boiling crisis (DNBR) in fuel assemblies with maximum power will be 4.5.
Таким образом, выполнение твэла описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 наружным диаметром менее 5.85•10-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеуказанных существенных признаков), например 5.8•10-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможности изменения относительной удельной загрузки топлива в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-440 (превышение 15%), а выполнение твэла наружным диаметром более 6.99•10-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении других вышеприведенных существенных признаков), например 7.0•10-3 м, приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной активной зоне реактора ВВЭР-440 по сравнению со штатной конструкцией активной зоны реактора ВВЭР-440 (превышение более 35%). Выполнение же твэла описываемой активной зоной диаметром более 6.17•10-3 м и менее 6.66•10-3 м (при соблюдении и/или несоблюдении остальных вышеуказанных существенных признаков) не обеспечивает выполнение первых двух вышеприведенных условий.Thus, the implementation of the fuel rod of the described VVER-440 reactor core with an outer diameter of less than 5.85 • 10 -3 m (subject to and / or non-compliance with the other essential features mentioned above), for example 5.8 • 10 -3 m, leads to non-fulfillment of the condition regarding the possibility of change relative specific fuel loading in the upgraded fuel assemblies of the VVER-440 reactor compared to the standard design of the VVER-440 fuel assemblies (exceeding 15%), and the performance of a fuel rod with an outer diameter of more than 6.99 • 10 -3 m (subject to and / or non-compliance with the other creatures mentioned above evidence), for example, 7.0 • 10 -3 m, leads to a failure to fulfill the condition regarding a possible increase in hydraulic friction losses in the modernized VVER-440 reactor core compared with the standard VVER-440 reactor core structure (exceeding more than 35%). The fulfillment of a fuel rod by the described active zone with a diameter of more than 6.17 • 10 -3 m and less than 6.66 • 10 -3 m (subject to and / or non-compliance with the remaining essential features) does not ensure the fulfillment of the first two of the above conditions.
Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой активной зоны. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки с центральным отверстием. Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия при пониженных тепловых нагрузках на твэл и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а, с другой, возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток с центральными отверстиями менее 1.5•10-3 м.The analysis of the operability and thermomechanical state of the fuel rods made it possible to clarify some basic structural parameters of the fuel rods of the described active zone. As shown by computational studies, a significant reduction in the thermal load on a fuel rod allows us to abandon the design of a fuel pellet with a central hole that has become traditional for VVER reactors and has not found application in foreign PWR reactors. This solution is due, on the one hand, to a relatively small decrease in fuel temperature due to the central hole with reduced thermal loads on the fuel elements and an increased safety margin in relation to fuel melting, and, on the other hand, possible technological difficulties in the manufacture of tablets with central holes less than 1.5 • 10 -3 m.
Теплоноситель - вода в активной зоне движется снизу вверх, что обеспечивает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции. Корпус-чехол 3, внутри которого размещаются твэлы 2, связывает в единое целое все части ТВС и обеспечивает необходимое направление движения потока теплоносителя внутри ТВС между отдельными твэлами 2 в сборке и между ТВС в активной зоне реактора. Корпус-чехол 3 сборки разгружен от внутреннего давления теплоносителя, возникающим при протекании теплоносителя через активную зону. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам профилируется в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе теплоносителя в ТВС (на чертеже не показаны). Нагретая в активной зоне вода направляется в парогенераторы, где передает свое тепло воде второго контура, а затем возвращается в активную зону. Heat carrier - water in the core moves from bottom to top, which provides cooling of fuel assemblies in natural circulation mode. The case-
На фиг. 4, в качестве примера, представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной линейной тепловой нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1•10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 6.8•10-3 м) активной зоны реактора ВВЭР-440. Из анализа состояния твэлов в указанном режиме видно, что твэл в ТВС описываемой активной зоны обладает значительно более низкой максимальной температурой оболочки. Так для "горячего" твэла (твэла, имеющего максимальную тепловую линейную нагрузку) снижение максимальной температуры составляет 278oC, а для твэлов со средней тепловой линейной нагрузкой 150oC. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-440. В первую очередь это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т > 550oC, а также интенсивно возрастающим вкладом пароциркониевой реакции при температурах Т > 700oC. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при МПА с 900oC до уровня ниже 600oC в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.In FIG. 4, as an example, curves are presented that characterize the change at the maximum design basis accident (MPA) of the cladding temperature of the fuel rods with the maximum linear thermal load for the standard (outer cladding diameter of the standard clutch 9.1 • 10 -3 m) and upgraded (cladding outer diameter 6.8 • 10 -3 m) of the core of the VVER-440 reactor. An analysis of the state of the fuel rods in the indicated mode shows that the fuel rods in the fuel assemblies of the described active zone have a significantly lower maximum clad temperature. So for a “hot” fuel element (a fuel element having a maximum thermal linear load) the decrease in maximum temperature is 278 o C, and for a fuel element with an average thermal linear load of 150 o C. Such values of the reduction in the cladding temperature of the fuel elements fundamentally change the level of fuel element operability and the predicted degree safety of the VVER-440 reactor. This is primarily due to the strong dependence of the mechanical properties of the shell material on temperature in the region of T> 550 o C, as well as the rapidly increasing contribution of the steam-zirconium reaction at temperatures T> 700 o C. Therefore, the transition to a modernized zone and, accordingly, a decrease in the maximum temperature at MPA from 900 o C to a level below 600 o C largely eliminates the effect of the steam-zirconium reaction on the change in material properties and the geometric dimensions of the cladding of the fuel rods.
Следует также отметить, что твэлы описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440, вследствие снижения удельных тепловых нагрузок, имеют значительно более низкие температуры топлива и обладают повышенной работоспособностью из-за уменьшения воздействия на оболочку твэла давления газообразных продуктов деления. Пониженный выход их в твэлах модернизированной активной зоны приводит также к меньшему коррозионному воздействию на оболочку со стороны топлива. Это дает основания полагать (расчетное обоснование), что в твэлах описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440 реально достижение среднего выгорания топлива 55 - 60 МВт•сут./кг. It should also be noted that the fuel rods of the described core of the modernized VVER-440 reactor, due to the reduction of specific heat loads, have significantly lower fuel temperatures and have increased performance due to the reduced impact on the fuel rod cladding of gaseous fission products. Their reduced output in the fuel rods of the upgraded core also leads to less corrosion on the fuel side of the cladding. This gives reason to believe (calculated justification) that in the fuel rods of the described core of the modernized VVER-440 reactor, an average fuel burnup of 55-60 MW / day / kg is actually possible.
Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с маневрированием мощностью, обусловлена многими факторами: уровнем тепловых нагрузок, предысторией работы, скоростью и величиной изменения мощности, коррозионным воздействием на оболочку со стороны топливного сердечника и др. Для избежания разгерметизации твэлов в маневренных режимах вводятся ограничения по скорости и диапазону подъема мощности штатного реактора, что приводит к экономическим потерям. Значения допустимой "ступеньки" подъема мощности наиболее резко снижаются с увеличением, как выгорания топлива, так и исходной линейной нагрузки. Поэтому снижение линейных тепловых нагрузок твэлов является одним из самых эффективных путей в решении этой проблемы. Уменьшение максимальных тепловых линейных нагрузок от 40 кВт/м до 20 кВт/м практически дает неограниченные возможности в изменении мощности для существующих конструкций активных зон ВВЭР. Средняя линейная нагрузка твэла для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-440 с наружным диаметром от 6.7•10-3 м до 6.9•10-3 м составляет 7.5 кВт/м и 6.01 кВт/м для твэлов с диаметром оболочки от 5.9•10-3 м до 6.1•10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.1•10-3 м средняя линейная нагрузка равна 12.82 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах ТВС описываемой активной зоны модернизированного реактора ВВЭР-440 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора.The operability of fuel rods in transient modes of operation associated with power maneuvering is due to many factors: the level of thermal loads, the history of operation, the speed and magnitude of the change in power, the corrosion effect on the cladding from the fuel core, etc. To avoid the depressurization of fuel rods in maneuver modes, restrictions are introduced on the speed and range of power rise of a standard reactor, which leads to economic losses. Values of the permissible “step” of power increase decrease most sharply with increasing both fuel burnup and initial linear load. Therefore, reducing the linear thermal loads of the fuel rods is one of the most effective ways to solve this problem. Reducing the maximum thermal linear loads from 40 kW / m to 20 kW / m gives virtually unlimited possibilities in changing the power for existing designs of VVER active zones. The average linear load of a fuel rod for a modernized core of a VVER-440 reactor with an outer diameter of 6.7 • 10 -3 m to 6.9 • 10 -3 m is 7.5 kW / m and 6.01 kW / m for fuel elements with a sheath diameter of 5.9 • 10 -3 m to 6.1 • 10 -3 m (for a standard fuel element with a diameter of 9.1 • 10 -3 m, the average linear load is 12.82 kW / m). Therefore, the transition to reduced thermal loads in fuel rods of the fuel assemblies of the described active zone of the modernized VVER-440 reactor fundamentally expands the range of maneuvering with reactor power.
На фиг. 5 и 6 показано изменение параметров работоспособности штатного (диаметром 9.1•10-3 м) и соответственно модернизированного (диаметром 6.8•10-3 м) твэла в течение аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на входе в реактор. Расчетное значение вероятности разрушения оболочки штатного твэла составляет 0.4, причем динамика изменения вероятности разрушения штатного твэла показана на фиг. 5. Следует отметить, что характер механического нагружения оболочки твэла определяется перепадом давления теплоносителя и внутреннего давления в твэле, а также температурным режимом оболочки твэла. При протекании вышеуказанной аварии происходит превышение давления теплоносителя над давлением в твэле при высоком уровне температур оболочки (свыше 800oC), что приводит к отрицательным пластическим деформациям оболочки и, как следствие, к последующему контакту топлива с оболочкой. Вследствие механического взаимодействия топлива и оболочки твэла (в первые 4 секунды) окружные напряжения принимают положительные значения, что приводит к увеличению вероятности разрушения оболочки штатного твэла. Как показали расчеты, для твэлов описываемой активной зоны реактора ВВЭР-440 (см. фиг. 6) их оболочка не теряет устойчивости в течение аварии, поскольку у них обеспечивается более низкий уровень температур оболочки (~ на 280oC). Как видно из фиг. 6, для твэлов описываемой активной зоны имеется значительный запас до разрушения оболочки по превышению критерия прочности (вероятность разгерметизации оболочки твэла описываемой активной зоны равна нулю).In FIG. Figures 5 and 6 show the change in the operating parameters of a standard fuel element (with a diameter of 9.1 • 10 -3 m) and a correspondingly modernized (with a diameter of 6.8 • 10 -3 m) fuel elements during an accident with a rupture of the Du 500 pipeline at the reactor inlet. The calculated value of the probability of destruction of the shell of a standard fuel element is 0.4, and the dynamics of changes in the probability of destruction of a standard fuel element is shown in FIG. 5. It should be noted that the nature of the mechanical loading of the fuel cladding is determined by the pressure drop of the coolant and the internal pressure in the fuel, as well as the temperature regime of the fuel cladding. When the above accident occurs, the pressure of the coolant exceeds the pressure in the fuel rod at a high temperature of the cladding (over 800 o C), which leads to negative plastic deformation of the cladding and, as a result, subsequent contact of the fuel with the cladding. Due to the mechanical interaction of the fuel and the cladding of the fuel element (in the first 4 seconds), the circumferential stresses take positive values, which leads to an increase in the probability of destruction of the cladding of a regular fuel element. As calculations showed, for the fuel elements of the described VVER-440 reactor core (see Fig. 6), their cladding does not lose stability during the accident, since they have a lower cladding temperature level (~ 280 o C). As can be seen from FIG. 6, for the fuel elements of the described active zone there is a significant margin until the shell is destroyed by exceeding the strength criterion (the probability of depressurization of the fuel cladding of the described active zone is zero).
Нейтронно-физические исследования описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440 показали:
- модернизированная активная зона позволяет обеспечить основные проектные, а по ряду параметров улучшенные нейтронно-физические характеристики при существенном повышении безопасности реактора ВВЭР-440 и эксплуатационной надежности твэлов;
- максимальное значение линейной тепловой нагрузки на твэл описываемой активной зоны в стационарной топливной загрузке не превышает q1 < 12.5 Вт/м (без учета факторов неопределенностей), в то время как для штатных твэлов эта величина составляет q1 < 28.5 Вт/м;
- загрузка топлива (по U) такая же, как в серийном реакторе ВВЭР-440;
- неравномерность поля энерговыделения в стационарной топливной загрузке имеет максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС Kq max = 1.24, а максимальный коэффициент неравномерности мощности твэлов не превышает KqKk max = 1.37, что ниже проектных значений;
- для описываемой активной зоны возможна в более широком диапазоне организация схемы перегрузок ТВС (in-in-out) с малой утечкой нейтронов, так как имеется большой запас по величине коэффициента неравномерности поля энерговыделения. При этом улучшается топливоиспользование (на ~15%) и снижается флюенс нейтронов на корпус реактора:
- оценки топливоиспользования описываемой активной зоны в четырехгодичном топливном цикле показали, что длительность работы стационарной топливной загрузки составляет не менее 300 эфф. суток, а среднее выгорание топлива составляет 40.6 МВт• сут/кг при среднем обогащении топлива подпитки 3.74%.Neutron-physical studies of the described core for the VVER-440 reactor showed:
- the upgraded core allows to ensure the basic design, and in a number of parameters improved neutron-physical characteristics with a significant increase in the safety of the VVER-440 reactor and the operational reliability of the fuel rods;
- the maximum value of the linear thermal load on the fuel rod of the described active zone in the stationary fuel load does not exceed q 1 <12.5 W / m (without taking into account the uncertainties), while for standard fuel elements this value is q 1 <28.5 W / m;
- fuel loading (U) is the same as in the VVER-440 serial reactor;
- the unevenness of the energy release field in the stationary fuel loading has a maximum fuel power unevenness coefficient K q max = 1.24, and the maximum fuel power non-uniformity coefficient does not exceed K q K k max = 1.37, which is lower than the design values;
- for the described active zone, it is possible to organize an in-in-out overload circuit with a low neutron leakage over a wider range, since there is a large margin in the value of the non-uniformity of the energy release field. At the same time, fuel consumption improves (by ~ 15%) and the neutron fluence to the reactor vessel decreases:
- estimates of the fuel use of the described active zone in the four-year fuel cycle showed that the duration of the stationary fuel load is at least 300 eff. days, and the average fuel burnup is 40.6 MW • day / kg with an average enrichment of fuel recharge 3.74%.
Теплофизические исследования описываемой активной зоны для реактора ВВЭР-440 показали:
- увеличение гидравлических потерь на трение в описываемой активной зоне по сравнению со штатной конструкцией активной зоны реактора ВВЭР-440 не превышает имеющихся запасов по напору главных циркуляционных насосов. Так например, удельное гидравлическое сопротивление всей активной зоны при замене штатных ТВС на ТВС с твэлами диаметром 6.0•10-3 м и 6.8•10-3 м возрастает соответственно на ~ 0.02 - 0.025 МПа;
- запас по мощности до кипения в описываемой активной зоне (с 10% по объемному паросодержанию) составляет 1.22 - 1.25, а запасы до кризиса теплообмена (DNBR) в номинальном режиме не опускаются ниже ~ 9 (без учета факторов неопределенности).Thermophysical studies of the described core for the VVER-440 reactor showed:
- the increase in hydraulic friction losses in the described core compared with the standard design of the core of the VVER-440 reactor does not exceed the available reserves for the pressure of the main circulation pumps. For example, the specific hydraulic resistance of the entire core when replacing standard fuel assemblies with fuel assemblies with fuel rods with a diameter of 6.0 • 10 -3 m and 6.8 • 10 -3 m increases by ~ 0.02 - 0.025 MPa, respectively;
- the power reserve to boiling in the described core (with 10% by volume vapor content) is 1.22 - 1.25, and the reserves before the heat transfer crisis (DNBR) in the nominal mode do not fall below ~ 9 (excluding uncertainties).
Сравнительный анализ работоспособности твэлов штатной и описываемой активных зон реактора ВВЭР-440 в авариях с разрывом трубопроводов первого контура показал:
- температура оболочек наиболее теплонапряженных твэлов описываемой активной зоны в первые ≈ 10 сек. аварии с разрывом трубопровода Ду 500 на 300oC ниже, чем у штатных твэлов, и не превышает 600oC, что практически исключает развитие пароциркониевой реакции;
- запасы работоспособности твэлов по критерию предела прочности материала оболочки при аварийных температурах для штатной активной зоны практически отсутствуют (т.е. оболочки разгерметизируются), а у твэлов описываемой активной зоны, даже с максимальной исходной нагрузкой, запас по этому критерию превышает К > 5;
- для средненагруженных твэлов описываемой активной зоны повышение температуры оболочек в первые 10 с процесса вообще не происходит.A comparative analysis of the operability of fuel rods of the standard and described active zones of the VVER-440 reactor in accidents with rupture of pipelines of the primary circuit showed:
- the temperature of the cladding of the most heat-stressed fuel rods of the described active zone in the first ≈ 10 sec. accidents with rupture of the Du 500 pipeline are 300 o C lower than that of standard fuel rods and do not exceed 600 o C, which practically excludes the development of a steam-zirconium reaction;
- the operational reserves of the fuel rods according to the criterion of the tensile strength of the cladding material at emergency temperatures for the standard core are practically absent (i.e., the shells are depressurized), and for the fuel rods of the described core, even with the maximum initial load, the margin by this criterion exceeds K>5;
- for medium-loaded fuel rods of the described active zone, an increase in the temperature of the shells in the first 10 s of the process does not occur at all.
На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону в реакторах ВВЭР-440 дает возможность понизить линейные тепловые нагрузки на твэл в 1.71 - 2.13 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоне реактора ВВЭР-440 позволяет:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-440:
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощности реактора ВВЭР-440;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55 - 60 МВт•сут/кг.Based on the foregoing, it can be stated that the transition to a modernized core in VVER-440 reactors makes it possible to reduce the linear thermal load on a fuel rod by 1.71 - 2.13 times. Such a significant reduction in linear thermal loads in the fuel rods of the modernized VVER-440 reactor core allows:
- increase the safety of power plants with a VVER-440 reactor:
- to provide an opportunity to solve the problem associated with maneuvering the power of the VVER-440 reactor;
- increase the operability of fuel rods under normal operating conditions, which gives reason to consider it realistic to achieve an average fuel burnup in fuel rods of 55-60 MW • day / kg.
Следует отметить, что описываемая активная зона может быть использована не только в реакторах типа ВВЭР-440, а также и в других водо-водяных реакторах с водой под давлением. It should be noted that the described active zone can be used not only in VVER-440 reactors, but also in other pressurized water-cooled reactors.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97108723/25A RU2126999C1 (en) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Water-moderated power reactor core |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97108723/25A RU2126999C1 (en) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Water-moderated power reactor core |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2126999C1 true RU2126999C1 (en) | 1999-02-27 |
| RU97108723A RU97108723A (en) | 1999-05-10 |
Family
ID=20193382
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97108723/25A RU2126999C1 (en) | 1997-05-30 | 1997-05-30 | Water-moderated power reactor core |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2126999C1 (en) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2198439C2 (en) * | 2000-12-26 | 2003-02-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Fuel assembly for pressurized-water power reactor |
| RU2234752C2 (en) * | 2001-11-19 | 2004-08-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Nuclear reactor fuel assembly |
| RU2241262C2 (en) * | 2002-10-24 | 2004-11-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Water-moderated power reactor core |
| RU2248629C2 (en) * | 2002-10-24 | 2005-03-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Water-moderated water cooled-reactor core |
| WO2010128893A1 (en) | 2009-05-05 | 2010-11-11 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" | Working cassette for a nuclear reactor (embodiments) |
| RU2515501C2 (en) * | 2009-04-16 | 2014-05-10 | Сирит ЭлЭлСи | Fission reactor flow control system |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2022908A (en) * | 1978-05-05 | 1979-12-19 | Kernforschungsz Karlsruhe | Nuclear reactor |
| GB2043324A (en) * | 1979-02-22 | 1980-10-01 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear core and fuel assemblies |
| DE3435814A1 (en) * | 1983-09-30 | 1985-04-18 | Framatome & Cie., Courbevoie | REACTOR CORE FOR A PRESSURE WATER CORE REACTOR |
-
1997
- 1997-05-30 RU RU97108723/25A patent/RU2126999C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2022908A (en) * | 1978-05-05 | 1979-12-19 | Kernforschungsz Karlsruhe | Nuclear reactor |
| GB2043324A (en) * | 1979-02-22 | 1980-10-01 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear core and fuel assemblies |
| DE3435814A1 (en) * | 1983-09-30 | 1985-04-18 | Framatome & Cie., Courbevoie | REACTOR CORE FOR A PRESSURE WATER CORE REACTOR |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| Емельянов И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов, М.: Энергоиздат, 1982, с.61,76, рис.3.10а. * |
| Ушаков Г.Н. Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоиздат, 1981, с.89, рис.2.8а. * |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2198439C2 (en) * | 2000-12-26 | 2003-02-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Fuel assembly for pressurized-water power reactor |
| RU2234752C2 (en) * | 2001-11-19 | 2004-08-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Nuclear reactor fuel assembly |
| RU2241262C2 (en) * | 2002-10-24 | 2004-11-27 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Water-moderated power reactor core |
| RU2248629C2 (en) * | 2002-10-24 | 2005-03-20 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Water-moderated water cooled-reactor core |
| RU2515501C2 (en) * | 2009-04-16 | 2014-05-10 | Сирит ЭлЭлСи | Fission reactor flow control system |
| WO2010128893A1 (en) | 2009-05-05 | 2010-11-11 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" | Working cassette for a nuclear reactor (embodiments) |
| RU2410771C1 (en) * | 2009-05-05 | 2011-01-27 | Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" | Working holder for nuclear reactor with thermal power between 1150 mw and 1700 mw (versions) |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Sofu | A review of inherent safety characteristics of metal alloy sodium-cooled fast reactor fuel against postulated accidents | |
| IL46627A (en) | Conditioning of nuclear reactor fuel | |
| RU2136060C1 (en) | Core, fuel assembly, and fuel element of water- moderated power reactor | |
| Ohashi et al. | Concept of an inherently-safe high temperature gas-cooled reactor | |
| RU2126999C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| Kambe et al. | RAPID-L operator-free fast reactor concept without any control rods | |
| RU2244347C2 (en) | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor | |
| RU2126180C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2143141C1 (en) | Fuel rod of water-cooled power reactor | |
| RU2242810C2 (en) | Fuel assembly for water-moderated water-cooled reactor | |
| Blinkov et al. | Prospects for using annular fuel elements in nuclear power engineering | |
| RU2143144C1 (en) | Fuel assembly of water-cooled power reactor | |
| RU2241262C2 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2143142C1 (en) | Fuel rod of water-cooled power reactor | |
| RU2248630C2 (en) | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor | |
| Meneley et al. | Coolability of severely degraded CANDU cores | |
| Giovedi et al. | Assessment of stainless steel 348 fuel rod performance against literature available data using TRANSURANUS code | |
| RU2248629C2 (en) | Water-moderated water cooled-reactor core | |
| Ponomarev-Stepnoi et al. | Prospects for using microelements in VVÉR reactors | |
| RU2143143C1 (en) | Fuel assembly of water-cooled power reactor | |
| RU2236712C2 (en) | Control fuel assembly of pressurized water reactors | |
| RU2241265C2 (en) | Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors | |
| Onder | Nuclear fuel | |
| Grasso et al. | The core of the LFR-AS-200: robustness for safety | |
| Kaliatka et al. | Development and testing of RBMK-1500 model for BDBA analysis employing RELAP/SCDAPSIM code |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050531 |