RU2248630C2 - Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor - Google Patents
Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2248630C2 RU2248630C2 RU2002128468/06A RU2002128468A RU2248630C2 RU 2248630 C2 RU2248630 C2 RU 2248630C2 RU 2002128468/06 A RU2002128468/06 A RU 2002128468/06A RU 2002128468 A RU2002128468 A RU 2002128468A RU 2248630 C2 RU2248630 C2 RU 2248630C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- rod
- cells
- mass
- water
- Prior art date
Links
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
Область техники, к которой относится изобретениеFIELD OF THE INVENTION
Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается активная зона ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водоохлаждаемых ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка (2600-3900) МВт.The invention relates to nuclear engineering and relates to improvements in the design of fuel assemblies (FAs) from which the core of nuclear reactors is recruited, in which water (the so-called water-cooled nuclear reactors) is used as a heat carrier and used as a heat source for power plants in power plants etc., especially in reactors with a thermal power of the order of (2600-3900) MW.
Уровень техникиState of the art
Топливная загрузка реакторов состоит из большого числа тепловыделяющих элементов (твэлов), количество которых в активной зоне водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) исчисляется десятками тысяч. Для обеспечения необходимой жесткости стержневых твэлов, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и обеспечения требуемых условий охлаждения их объединяют в пучки. Каждый пучок представляет единую конструкцию тепловыделяющей сборки. Число твэлов в тепловыделяющей сборке может составлять от нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. Твэлы в ТВС соединяются между собой с помощью двух концевых и более пятидесяти дистанционирующих решеток, устанавливаемых на определенном расстоянии друг от друга по высоте сборки, что обеспечивает жесткое дистанционирование тепловыделяющих элементов при обтекании их теплоносителем и соблюдение зазоров между твэлами для прохода теплоносителя и обеспечения необходимого водо-уранового соотношения в поперечном сечении сборки.The fuel loading of reactors consists of a large number of fuel elements (fuel elements), the number of which in the active zone of pressurized water reactors (WWER) is tens of thousands. To ensure the necessary rigidity of the rod fuel rods, as well as ease of installation, reloading, transportation and ensuring the required cooling conditions, they are combined in bundles. Each bundle represents a single fuel assembly design. The number of fuel rods in a fuel assembly can range from several to several tens or even hundreds. The fuel rods in the fuel assemblies are interconnected by means of two end and more than fifty spacer grids installed at a certain distance from each other along the height of the assembly, which ensures tight spacing of the fuel elements when they flow around the coolant and maintain clearances between the fuel rods for the passage of the coolant and provide the necessary water uranium ratio in the cross section of the assembly.
Тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов и каркаса сборки, с помощью последнего обеспечивается крепление твэлов в сборке. Каркас сборки включает в себя гексагональные дистанционирующие решетки, которые механически связаны между собой центральной трубой и 18 направляющими каналами, а также с хвостовиком и головкой. Каждая ТВС содержит 312 твэлов с таблетками из диоксида урана (см. Эксплуатационные режимы АЭС с ВВЭР-1000, Библиотека эксплуатационника АЭС, Выпуск 12, Москва, Энергоатомиздат, 1992 г., с.231-233, рис.4.3 и 4.4).The fuel assembly of the VVER-1000 reactor consists of a bundle of rod fuel elements and an assembly frame, with the help of which the fuel elements are mounted in the assembly. The assembly frame includes hexagonal spacing grids that are mechanically connected to each other by a central pipe and 18 guide channels, as well as with a shank and head. Each fuel assembly contains 312 fuel rods with uranium dioxide pellets (see Operational Modes of NPPs with VVER-1000, Library for Operation of NPPs,
Конструкции стержневых твэлов и ТВС для ВВЭР-1000 должны обеспечить механическую устойчивость и прочность, в том числе в аварийных условиях при высоких температурах, что усложняется наличием мощных долгосрочных 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 ТВС необходимо в первую очередь учитывать возможность увеличения величины отношения теплопередающей поверхности твэла к активному объему, занимаемому ядерным топливом.The design of rod fuel elements and fuel assemblies for VVER-1000 should provide mechanical stability and strength, including in emergency conditions at high temperatures, which is complicated by the presence of powerful long-term flows of neutrons and gamma radiation. 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 of heat transfer from the fuel element to the coolant. Therefore, when developing a fuel assembly design, it is necessary first of all to take into account the possibility of increasing the ratio of the heat transfer surface of a fuel element to the active volume occupied by nuclear fuel.
Известная тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 содержит каркас и пучок стержневых твэлов с ядерным топливом в виде диоксида урана (см. “Future fuel. - Vattenfall's new approach” Nuclear Engineering International, September 1997, p.25-31). В пучке известной ТВС реактора ВВЭР-1000 содержится 312 стержневых твэлов, выполненных с наружным диаметром от 8.90·10-3 м до 9.14·10-3 м и имеющих среднюю линейную тепловую нагрузку на твэл от 15,90 кВт/м до 16,71 кВт/м. Такой твэл обеспечивает относительно высокий уровень выгорания топлива в известной ТВС и хорошо себя зарекомендовал за время эксплуатации на отечественных и зарубежных АЭС с реакторами ВВЭР-1000. 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-1000, 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. 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-1000 твэлы с максимальной тепловой нагрузкой к пятой секунде имеют расчетную температуру оболочки ~900°С. В то же время в этих же условиях твэлы с нагрузкой, близкой к средней, разогреваются до 550-600°С.The well-known fuel assembly of a VVER-1000 pressurized water reactor contains a frame and a bundle of rod fuel elements with nuclear fuel in the form of uranium dioxide (see “Future fuel. - Vattenfall's new approach” Nuclear Engineering International, September 1997, p.25-31). The beam of the well-known fuel assemblies of the VVER-1000 reactor contains 312 rod fuel elements made with an outer diameter from 8.90 · 10 -3 m to 9.14 · 10 -3 m and having an average linear thermal load on the fuel element from 15.90 kW / m to 16.71 kW / m Such a fuel rod provides a relatively high level of fuel burnup in a known fuel assembly and has proven itself during its operation at domestic and foreign nuclear power plants with VVER-1000 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 the VVER-1000 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. 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-1000 reactor, fuel elements with a maximum heat load by the fifth second have an estimated sheath temperature of ~ 900 ° C. At the same time, under the same conditions, fuel rods with a load close to average are heated to 550-600 ° 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 ~700-750°С. Следовательно, если в активной зоне реактора ВВЭР-1000 снизить максимальные тепловые линейные нагрузки, 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. В особенности данная проблема 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 maximum temperature of the shells should not exceed ~ 700-750 ° C. Therefore, if the maximum thermal linear loads were reduced in the VVER-1000 reactor core, then 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 particular, this problem is aggravated by increasing the fuel burnup depth, when the fuel rod performance, even under normal operating conditions, is close to the maximum permissible.
Из вышеизложенного следует, что для повышения уровня безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР-1000 необходимо разработать стержневые твэлы контейнерной конструкции уменьшенного диаметра при увеличенном их числе в ТВС (при условии сохранения мощности реактора и близкого к штатной ТВС водо-уранового 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-1000 необходимо осуществить выбор основных параметров из условия максимального сохранения конструкции активной зоны и ядерной энергоустановки, а также обеспечения приемлимых нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам активной зоны реактора ВВЭР-1000, 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-1000, it is necessary to develop rod fuel elements of a container structure of reduced diameter with an increased number of fuel assemblies in the fuel assemblies (provided that the reactor power is maintained and the water-uranium ratio of the fuel grate is close to the standard fuel assembly) , which will fundamentally solve the problem of possible depressurization of fuel rods at the initial stage of an accident with loss of coolant. In addition, when developing the modernized core of the VVER-1000 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 ensuring acceptable neutron-physical and thermohydraulic characteristics close to the standard characteristics of the core of the VVER-1000 reactor, since the objective of the present invention is not to develop a fundamentally new reactor.
Такой подход вызывает определенные ограничения, накладываемые на выбор основных параметров модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, которые сводятся к следующему:This approach causes certain limitations imposed on the selection of the main parameters of the modernized VVER-1000 reactor core, which boil down to the following:
- шаг (236 мм) между осями ТВС и высота модернизированной ТВС должны быть такими же, как и в штатной конструкции ТВС ВВЭР-1000;- the pitch (236 mm) between the axes of the fuel assembly and the height of the upgraded fuel assembly should be the same as in the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies;
- размер "под ключ" и высота топливных сердечников модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 не должны превышать 1.5 и 2.83% соответственно;- the "turnkey" size and the height of the fuel cores of the upgraded fuel assemblies in comparison with the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies should not exceed 1.5 and 2.83%, respectively;
- диаметр твэлов и их количество в модернизированной ТВС должны обеспечивать снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах модернизированной активной зоны;- the diameter of the fuel rods and their number in the upgraded fuel assemblies should ensure a decrease in linear thermal loads in the fuel rods of the upgraded core;
- уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС реактора ВВЭР-1000 не должно превышать 10%;- the decrease in fuel loading in the upgraded fuel assemblies in comparison with the standard design of the fuel assemblies of the VVER-1000 reactor should not exceed 10%;
- увеличение гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС не должно превышать имеющихся запасов по напору главного циркуляционного насоса (ГЦН) реактора ВВЭР-1000;- the increase in hydraulic friction losses in the upgraded fuel assemblies in comparison with the standard design of the fuel assemblies should not exceed the available reserves for the pressure of the main circulation pump (MCP) of the VVER-1000 reactor;
- размещение органов системы управления и защиты (СУЗ) должно быть таким же, как и в штатной конструкции активной зоны реактора ВВЭР-1000.- the location of the control and protection system (CPS) must be the same as in the standard design of the VVER-1000 reactor core.
Для увеличения глубины выгорания ядерного топлива или для повышения безопасности эксплуатации при заданной нагрузке из-за ограничений, связанных с допустимой температурой топлива и теплоотводом, стремятся к увеличению отношения поверхности твэла к его весу, при котором обеспечивается уменьшение теплового потока за счет увеличения поверхности. Понижение удельных тепловых нагрузок на твэлы может достигаться за счет использования твэлов с уменьшенным диаметром, а именно с диаметрами твэлов 6.0·10-3 м и 6.80·10-3 м (см. Бек Е.Г., Горохов В.Ф., Духовенский А.С., Колосовский В.Г., Лунин Г.Л., Панюшкин А.К. и Прошкин А.А. “Совершенствование характеристик топлива реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 путем уменьшения диаметра тепловыделяющих элементов”, доклад на конференции “Top Fuel-97”, Манчестер, 1997 г.). Однако, так как загрузка топлива (по U235) u модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 не увеличивается, а U235 загружается на 5-6% меньше, то несмотря на то, что в модернизированной ТВС с твэлами диаметром 6.8·10-3 м при исходном обогащении, равном обогащению топлива в штатной ТВС, достигается глубина выгорания топлива больше, чем у штатной ТВС, это не компенсирует полностью потерю в продолжительности работы топливной загрузки по сравнению со штатной ТВС. Поэтому к вышеуказанным ограничениям следует также добавить следующее:To increase the burnup depth of nuclear fuel or to improve operational safety at a given load due to restrictions associated with the permissible temperature of the fuel and heat sink, they seek to increase the ratio of the surface of a fuel rod to its weight, which ensures a decrease in heat flux due to an increase in surface. The reduction of specific thermal loads on the fuel rods can be achieved through the use of fuel rods with a reduced diameter, namely with the diameters of the fuel rods 6.0 · 10 -3 m and 6.80 · 10 -3 m (see Bek E.G., Gorokhov V.F., Dukhovensky A.S., Kolosovsky V.G., Lunin G.L., Panyushkin A.K. and Proshkin A.A. “Improving the fuel characteristics of VVER-440 and VVER-1000 reactors by reducing the diameter of fuel elements”, conference report “Top Fuel-97”, Manchester, 1997). However, since the loading of fuel (according to U 235 ) and the upgraded fuel assemblies of the VVER-1000 reactor does not increase, and U 235 is loaded 5-6% less, despite the fact that in the upgraded fuel assemblies with fuel rods with a diameter of 6.8 · 10 -3 m with the initial enrichment equal to the enrichment of fuel in a standard fuel assembly, the fuel burnup depth is greater than that of a standard fuel assembly, this does not completely compensate for the loss in the duration of the fuel load compared to a standard fuel assembly. Therefore, the following should also be added to the above limitations:
- для обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки ТВС уменьшение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС.- to ensure the projected duration of the fuel loading of fuel assemblies, the decrease in fuel loading in the upgraded fuel assemblies as compared to the standard design of the fuel assemblies should be compensated by an increase in the burnup depth in the upgraded fuel assemblies relative to the standard fuel assemblies.
Наиболее близкой по технической сущности к описываемому техническому решению является тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора, содержащая каркас, гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку (RU 2143143, G 21 С 3/32, 20.12.1999).The closest in technical essence to the described technical solution is a fuel assembly of a pressurized water reactor containing a frame, hexagonal spacer grids, in the cells of which there is a bunch of rod fuel elements with a uranium dioxide fuel core enclosed in a shell (RU 2143143, G 21 C 3/32, 12/20/1999).
Использование таких ТВС в модернизированных активных зонах реактора ВВЭР-1000 позволяет за счет снижения тепловых нагрузок твэлов обеспечить возможность расширения диапазона маневрирования мощностью реактора, повысить глубину выгорания топлива и снизить вероятность разгерметизации твэлов.The use of such fuel assemblies in the modernized active zones of the VVER-1000 reactor allows, by reducing the thermal loads of the fuel rods, to expand the maneuvering range of the reactor power, increase the fuel burnup depth and reduce the likelihood of depressurization of the fuel rods.
Однако сравнительная оценка стоимостей штатной ТВС ВВЭР-1000 (диаметр твэлов 9.1·10-3 м) и модернизированной ТВС (твэлы уменьшенного диаметра) показала, что заводская себестоимость модернизированной ТВС для реакторов ВВЭР-1000 возросла на 18%, что является одной из причин, почему такие тепловыделяющие сборки не нашли пока практического применения.However, a comparative assessment of the cost of the standard VVER-1000 fuel assemblies (diameter of the fuel rods is 9.1 · 10 -3 m) and the upgraded fuel assemblies (reduced-diameter fuel rods) showed that the factory cost of the upgraded fuel assemblies for VVER-1000 reactors increased by 18%, which is one of the reasons why such fuel assemblies have not yet found practical application.
Сущность изобретенияSUMMARY OF THE INVENTION
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание новых тепловыделяющих сборок водо-водяного энергетического реактора тепловой мощностью от 2600 до 3900 МВт, обладающих улучшенными характеристиками, в частности повышенной безопасностью и надежностью при эксплуатации вновь проектируемых и действующих реакторов, позволяющими скомпенстровать повышенную себестоимость модернизированной ТВС и получить в целом увеличение экономической эффективности.The objective of the present invention is the development and creation of new fuel assemblies of a pressurized water reactor with a thermal power of 2600 to 3900 MW, which have improved characteristics, in particular, increased safety and reliability in the operation of newly designed and existing reactors, allowing to compensate for the increased cost of the upgraded fuel assemblies and get in overall increase in economic efficiency.
В результате решения данной задачи при реализации изобретения могут быть получены технические результаты, заключающиеся в снижении тепловых нагрузок тепловыделяющих элементов, уменьшении вероятности разгерметизации оболочек твэлов, снижении неравномерности энерговыделения, расширении диапазона маневрирования мощностью реактора и улучшении характеристик топливоиспользования за счет повышения глубины выгорания ядерного топлива.As a result of solving this problem during the implementation of the invention, technical results can be obtained consisting in reducing the thermal loads of the fuel elements, reducing the likelihood of depressurization of the claddings of the fuel rods, reducing the unevenness of energy release, expanding the range of maneuvering of the reactor power and improving fuel consumption by increasing the burnup depth of nuclear fuel.
Данные технические результаты достигаются тем, что в тепловыделяющей сборке водо-водяного энергетического реактора, содержащей каркас, включающий гексагональные дистанционирующие решетки, в ячейках которых размещен пучок стержневых тепловыделяющих элементов с топливным сердечником из диоксида урана, заключенным в оболочку, дистанционирующие решетки содержат от 481 до 517 ячеек для пучка, содержащего от 468 до 510 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м и от 5.94·10-3 м до 6.36·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 436.24 кг до 561.18 кг или дистанционирующие решетки содержат от 403 до 439 ячеек для пучка, содержащего от 390 до 432 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м и от 6.45·10-3 м до 7.04·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 451,37 кг до 582,17 кг или дистанционирующие решетки содержат от 331 до 367 ячеек для пучка, содержащего от 318 до 360 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 8.30·10-3 м до 8.79·10-3 м и от 7.04·10-3 м до 7.46·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 442,22 кг до 544,12 кг, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,27 до 1,83.These technical results are achieved by the fact that in the fuel assembly of a pressurized water reactor containing a frame including hexagonal spacer grids, in the cells of which there is a bunch of rod fuel elements with a uranium dioxide fuel core enclosed in a shell, the spacer grids contain from 481 to 517 cells for a beam containing from 468 to 510 rod heat-generating elements with outer and inner shell diameters from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m and from 5.94 · 10 -3 m to 6.36 · 10 -3 m respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 436.24 kg to 561.18 kg or the spacer grids contain from 403 to 439 cells for the beam containing from 390 to 432 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 m and from 6.45 · 10 -3 m to 7.04 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 451.37 kg to 582.17 kg or spacing grids contain from 331 to 367 cells for the beam containing from 318 to 360 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 8.30 · 10 - 3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 7.04 · 10 -3 m to 7.46 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam was selected from 442.22 kg to 544.12 kg, and the water-uranium ratio of the cell selected from 1.27 to 1.83.
Отличительной особенностью настоящего изобретения является то, что дистанционирующие решетки содержат от 481 до 517 ячеек для пучка, содержащего от 468 до 510 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м и от 5.94·10-3 м до 6.36·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 436,24 кг до 561,18 кг или дистанционирующие решетки содержат от 403 до 439 ячеек для пучка, содержащего от 390 до 432 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м и от 6.45·10-3 м до 7.04·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 451,37 кг до 582,17 кг или дистанционирующие решетки содержат от 331 до 367 ячеек для пучка, содержащего от 318 до 360 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 8.30·10-3 м до 8.79·10-3 м и от 7.04·103- м до 7.46·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 442,22 кг до 544,12 кг, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,27 до 1,83, что характеризует новую концепцию ТВС реактора ВВЭР-1000 и, соответственно, активных зон реактора ВВЭР-1000, обладающих повышенной работоспособностью как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах, и обусловлено следующим. Поскольку каркас, с помощью которого обеспечивается крепление пучка стержневых твэлов в ТВС, должен быть аналогичен каркасу штатной ТВС реактора ВВЭР-1000, а изменение загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией не должно превышать 10% (см. вышеуказанные условия), то водо-урановое отношение ячейки модернизированной ТВС выбрано от 1,27 до 1,83, а дистанционирующие решетки содержат от 481 до 517 ячеек для пучка, содержащего от 468 до 510 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м и от 5.94·10-3 м до 6.36·10-3 м соответственно и массой диоксида урана в пучке от 436,24 кг до 561.18 кг, или дистанционирующие решетки содержат от 403 до 439 ячеек для пучка, содержащего от 390 до 432 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки oт 7.60·10-3 м дo 8.30·10-3 м и от 6.45·10-3 м до 7.04·10-3 м соответственно и массой диоксида урана в пучке от 451,37 кг до 582.17 кг, или дистанционирующие решетки содержат от 331 до 367 ячеек для пучка, содержащего от 318 до 360 стержневых твэлов с наружным и внутренним диаметром оболочки от 8.30·10-3 м до 8.79·10-3 м и от 7.04·10-3 м до 7.46·10-3 м соответственно и массой диоксида урана в пучке от 442,22 кг до 544,12 кг, поэтому средняя линейная нагрузка на твэлы модернизированной ТВС уменьшается в 1,19-1,42 раза при условии сохранения номинальной мощности реактора и обеспечения нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, близких к штатным характеристикам ВВЭР-1000. Или, как показывают расчеты, можно повысить тепловую мощность активной зоны при условии сохранения требуемой безопасности эксплуатации реактора на величину до 2.9%, что необходимо для компенсации повышенной стоимости модернизированных ТВС.A distinctive feature of the present invention is that the spacer grids contain from 481 to 517 cells for a beam containing from 468 to 510 rod heat-generating elements with outer and inner shell diameters from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m and from 5.94 · 10 -3 m to 6.36 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 436.24 kg to 561.18 kg or spacing grids contain from 403 to 439 cells for the beam containing from 390 to 432 rod heat elements with outer and inner shell diameters from 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 m and from 6.45 · 10 -3 m to 7.04 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 451.37 kg to 582.17 kg or the spacer grids contain from 331 to 367 cells for the beam, containing from 318 to 360 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 8.30 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 7.04 · 10 3- m to 7.46 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in from 442.22 kg to 544.12 kg was selected for the beam, and the water-uranium ratio of the cell was selected from 1.27 to 1.83, which characterizes the new concept of the VVER-1000 reactor fuel assemblies and, correspondingly, the active zones of the reactor pa VVER-1000 having improved operability in normal operating conditions and in emergency conditions, and due to the following. Since the frame with which the beam of fuel rods is secured in the fuel assemblies must be similar to the frame of the standard VVER-1000 fuel assemblies, and the change in fuel loading in the upgraded fuel assemblies in comparison with the standard design should not exceed 10% (see above conditions), then the water-uranium ratio of the cell of the upgraded fuel assembly is selected from 1.27 to 1.83, and the spacer grids contain from 481 to 517 cells for a beam containing from 468 to 510 rod fuel elements with an outer and inner diameter of the clad from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m and from 5.94 · 10 -3 m to 6.36 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam from 436.24 kg to 561.18 kg, or spacer grids contain from 403 to 439 cells for the beam containing from 390 to 432 rod fuel elements with the outer and inner shell diameters from 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 m and from 6.45 · 10 -3 m to 7.04 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam from 451.37 kg to 582.17 kg, or spacer grids contain from 331 to 367 cells for a beam containing from 318 to 360 rod fuel elements with an outer and inner diameter of the cladding from 8.30 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 7.04 · 10 -3 m to 7.46 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam from 442.22 kg to 544.12 kg, therefore, the average linear load on the fuel rods of the upgraded fuel assemblies decreases 1.19-1.42 times, provided that the rated power of the reactor is maintained and the neutron-physical and thermal-hydraulic characteristics close to the standard characteristics of VVER-1000. Or, as calculations show, it is possible to increase the thermal power of the core, provided that the required safety of reactor operation is maintained by up to 2.9%, which is necessary to compensate for the increased cost of upgraded fuel assemblies.
Целесообразно, чтобы дистанционирующие решетки содержали 481 ячейку для пучка, содержащего от 468 до 474 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.00·10-3 м до 7.40·10-3 м и от 5.94·10-3 м до 6.28·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 441.83 кг до 501,50 кг или 403 ячейки для пучка, содержащего от 390 до 396 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.70·10-3 м до 8.10·10-3 м и от 6.53·10-3 м до 6.87·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 446,64 кг до 508,25 кг или содержали 331 ячейку для пучка, содержащего от 318 до 324 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 8.50·10-3 м до 8.70·10-3 м и от 7.21·10-3 м до 7.38·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 442,22 кг до 479,89 кг, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,41 до 1,83.It is advisable that the spacer grids contain 481 cells for a beam containing from 468 to 474 rod heat-generating elements with outer and inner shell diameters from 7.00 · 10 -3 m to 7.40 · 10 -3 m and from 5.94 · 10 -3 m to 6.28 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam was chosen from 441.83 kg to 501.50 kg or 403 cells for a beam containing from 390 to 396 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 7.70 · 10 -3 m to 8.10 · 10 -3 m and from 6.53 · 10 -3 m to 6.87 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 446.64 kg to 5 08.25 kg or contained 331 cells for a bundle containing from 318 to 324 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 8.50 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m and from 7.21 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam was selected from 442.22 kg to 479.89 kg, and the water-uranium ratio of the cell was selected from 1.41 to 1.83.
Также целесообразно чтобы дистанционирующие решетки содержали 496 ячеек для пучка, содержащего 489 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.00·10-3 м до 7.30·10-3 м и от 5.94·10-3 м до 6.19·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 455,81 кг до 509,94 кг или 418 ячеек для пучка, содержащего 411 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.70·10-3 м до 8.00·10-3 м и от 6.53·10-3 м до 6.79·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 463,56 кг до 514,56 кг или 346 ячеек для пучка, содержащего 339 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 8.40·10-3 м до 8.70·10-3 м и от 7.13·10-3 м до 7.38·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 455,03 кг до 502.11 кг, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1.48 до 1.83.It is also advisable that the spacer grids contain 496 cells for a beam containing 489 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 7.00 · 10 -3 m to 7.30 · 10 -3 m and from 5.94 · 10 -3 m to 6.19 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam was selected from 455.81 kg to 509.94 kg or 418 cells for a beam containing 411 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 7.70 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m and from 6.53 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 463.56 kg to 514.56 kg or 346 cells for a beam containing 339 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 8.40 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m and from 7.13 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide from 455.03 kg to 502.11 kg were selected in the beam, and the water-uranium ratio of the cell was selected from 1.48 to 1.83.
Кроме того, целесообразно, чтобы дистанционирующие решетки содержали 517 ячеек для пучка, содержащего от 468 до 510 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.00·10-3 м до 7.40·10-3 м и от 5.94·10-3 м до 6.28·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 448.79 кг до 531.83 кг или 439 ячеек для пучка, содержащего от 390 до 432 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 7.60·10-3 м до 8.10·10-3 м и от 6.45·10-3 м до 6.87·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 451.37 кг до 540.85 кг или 367 ячеек для пучка, содержащего от 318 до 360 стержневых тепловыделяющих элементов с наружным и внутренним диаметрами оболочки от 8.30·10-3 м до 8.79·10-3 м и от 7.04·10-3 м до 7.46·10-3 м соответственно, а масса диоксида урана в пучке выбрана от 442.22 кг до 521.03 кг, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1.41 до 1.83.In addition, it is advisable that the spacer grids contain 517 cells for a beam containing from 468 to 510 rod heat-generating elements with outer and inner shell diameters from 7.00 · 10 -3 m to 7.40 · 10 -3 m and from 5.94 · 10 -3 m up to 6.28 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam was selected from 448.79 kg to 531.83 kg or 439 cells for a beam containing from 390 to 432 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 7.60 · 10 -3 m to 8.10 · 10 -3 m and from 6.45 · 10 -3 m to 6.87 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam is selected from 4 51.37 kg to 540.85 kg or 367 cells for a bundle containing from 318 to 360 rod fuel elements with outer and inner shell diameters from 8.30 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m and from 7.04 · 10 -3 m to 7.46 · 10 -3 m, respectively, and the mass of uranium dioxide in the beam was selected from 442.22 kg to 521.03 kg, and the water-uranium ratio of the cell was selected from 1.41 to 1.83.
Следует подчеркнуть, что только вся совокупность существенных признаков обеспечивает решение поставленной задачи изобретения и получение вышеуказанных новых технических результатов. Действительно, известны твэлы с наружным диаметром оболочки 6.0·10-3 или 6.8·10-3 м для ТВС реактора ВВЭР-1000. Однако выбор лишь значения наружного диаметра оболочки твэла без указания диапазонов необходимых значений внутренних и наружных диаметров оболочки твэла, соответствующего диапазона массы топлива, количества твэлов и ячеек в дистанционирующих решетках и их взаимосвязи, а также без указания диапазона значений водо-уранового отношения топливной решетки (что предполагает комбинации входящих в них конкретных величин) не позволяет реализовать новые технические результаты. Кроме того, комбинация величин, составляющих отмеченные пары диапазонов внутренних и наружных диаметров твэлов, а также количества ячеек и твэлов в пучке без выбора величины массы топлива (диоксида урана) приводит к возможности несоблюдения допустимого изменения значения водо-уранового отношения топливной решетки и/или греющей поверхности твэлов, а также требуемой загрузки ядерного топлива, которое позволяет принципиально решить (при условии сохранения мощности реактора) поставленную задачу.It should be emphasized that only the entire set of essential features provides a solution to the problem of the invention and the receipt of the above new technical results. Indeed, fuel rods with an outer sheath diameter of 6.0 · 10 -3 or 6.8 · 10 -3 m are known for fuel assemblies of the VVER-1000 reactor. However, the choice is only the value of the outer diameter of the cladding of a fuel rod without specifying the ranges of the necessary values of the inner and outer diameters of the cladding of a fuel rod, the corresponding range of fuel mass, the number of fuel rods and cells in the spacer grids and their relationship, as well as without specifying the range of values of the water-uranium ratio of the fuel grid (which assumes a combination of the specific values included in them) does not allow to realize new technical results. In addition, a combination of values that make up the marked pairs of ranges of the inner and outer diameters of the fuel rods, as well as the number of cells and fuel rods in the beam without choosing the mass of fuel (uranium dioxide) leads to the possibility of non-compliance with the permissible changes in the value of the water-uranium ratio of the fuel grate and / or heating the surface of the fuel elements, as well as the required load of nuclear fuel, which allows you to fundamentally solve (provided that the reactor power is preserved) the task.
Перечень фигур чертежейList of drawings
На фиг.1 изображен вариант продольного разреза модернизированной в соответствии с настоящим изобретением тепловыделяющей сборки для реактора ВВЭР-1000, на фиг.2 изображен вариант поперечного сечения дистанционирующей решетки с пучком тепловыделяющих элементов и вытеснителями, на фиг.3 изображен вариант фрагмента поперечного сечения пучка, содержащего 318 тепловыделяющих элементов, на фиг.4 изображен вариант фрагмента поперечного сечения пучка, содержащего 360 тепловыделяющих элементов, на фиг.5 изображен вариант фрагмента поперечного сечения пучка, содержащего 390 тепловыделяющих элементов, на фиг.6 изображен вариант фрагмента поперечного сечения пучка, содержащего 432 тепловыделяющих элементов, на фиг.7 изображен вариант фрагмента поперечного сечения пучка, содержащего 468 тепловыделяющих элементов, на фиг.8 изображен вариант фрагмента поперечного сечения пучка, содержащего 510 тепловыделяющих элементов, на фиг.9 изображен вариант продольного разреза тепловыделяющего элемента для модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000, на фиг.10 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки наиболее энергонапряженного штатного и модернизированного твэла, используемого в описываемой ТВС для реактора ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850, на фиг.11 представлены кривые, характеризующие изменение максимальной температуры оболочки средненапряженного штатного и описываемого твэла ВВЭР-1000 при аварии с разрывом трубопровода Ду 850.Figure 1 shows a variant of a longitudinal section of a fuel assembly modernized in accordance with the present invention for a VVER-1000 reactor, figure 2 shows a cross section of a spacer grid with a beam of fuel elements and displacers, figure 3 shows a variant of a fragment of a beam cross section, containing 318 fuel elements, figure 4 shows a variant of a fragment of a cross section of a beam containing 360 fuel elements, figure 5 shows a variant of a fragment of a cross section Fig. 6 shows a variant of a fragment of a cross section of a beam containing 432 fuel elements, Fig. 7 shows a variant of a fragment of a cross section of a beam containing 468 fuel elements, Fig. 8 shows a variant of a fragment of a cross section of a beam containing 510 fuel elements, Fig. 9 shows a longitudinal section of a fuel element for a modernized fuel assembly of a VVER-1000 reactor; Fig. 10 shows curves characterizing changes e of the maximum cladding temperature of the most energized standard and upgraded fuel rods used in the described fuel assemblies for the VVER-1000 reactor in an accident with a rupture of the Du 850 pipeline, Fig. 11 shows curves characterizing the change in the maximum cladding temperature of the medium-voltage regular and described WWER-1000 fuel rods in the event of an accident with a rupture of the pipeline DN 850.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретенияInformation confirming the possibility of carrying out the invention
Тепловыделяющая сборка 1 реактора ВВЭР-1000 состоит из пучка стержневых твэлов 2, хвостовика 3, головки 4 и каркаса 5. С помощью каркаса 5 обеспечивается крепление твэлов 6 в ТВС 1. Каркас 5 сборки 1 включает в себя гексагональные дистанционирующие решетки 7, которые механически связаны между собой центральной трубой 8 и направляющими каналами 9 (для размещения поглотителей). Центральная груба 8 в ТВС 1 предназначена для фиксации дистанционирующих решеток 7 и для размещения внутриреакторных детекторов. С помощью хвостовика 3 и головки 4 тепловыделяющую сборку устанавливают в активной зоне реактора (см. фиг.1). В дистанциопирующих решетках 7 описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 содержится от 331 до 367 ячеек 10 (см. фиг.2) для пучка 2, содержащего от 318 до 360 твэлов 6 (см. фиг.3 и фиг.4) или от 403 до 439 ячеек 10 для пучка 2, содержащего от 390 до 432 твэлов 6 (см. фиг.5 и фиг.6) или от 481 до 517 ячеек 10 для пучка 2, содержащего от 468 до 510 твэлов 6 (см. фиг.7 и фиг.8). В зависимости от выбранного количества твэлов 6 в пучке 2 в свободные ячейки 10 дистанционирующих решеток 7 могут быть установлены каналы 11 для вытеснителей или выгорающих поглотителей 12, а также установлены технологические каналы и т.п. (на чертеже не показаны).The fuel assembly 1 of the VVER-1000 reactor consists of a bundle of rod fuel rods 2, a shank 3, a head 4 and a frame 5. Using the frame 5, the
Тепловыделяющий элемент 6 включает топливный сердечник, состоящий из отдельных таблеток 13 с центральным отверстием 14 диаметром от 1.15·10-3 м до 1.45·10-3 м (или сплошных) или стерженьков цилиндрической формы длиной от 6.90·10-3 м до 12.00·10-3 м, размещенных в оболочке 15, выполненной с наружным и внутренним диаметрами, соответственно от 7.00·10-3 м до 8.79·10-3 м и от 5.94·10-3 м до 7.46·10-3 м, которая является конструкционным несущим элементом и к которой крепятся концевые детали 16 (см. фиг.2 и фиг.9). Оболочка 15 в течение эксплуатации испытывает напряжения за счет расширения и распухания топлива, а также вследствие газовыделения из топлива, особенно в местах, соответствующих границе раздела таблеток 13 или стерженьков. Устранение данных негативных моментов осуществляется профилированием формы таблеток 13 (или стерженьков), в частности путем выполнения их торцов вогнутыми или с конической формой боковой поверхности в районе торцов (на чертеже не показано).The
В качестве материала таблеток 13 наиболее целесообразно использовать спрессованный и спеченный диоксид урана со средней плотностью (10.4-103-10.8·10-3) кг/м3, но могут использоваться также окислы плутония, тория и карбиды урана или смеси указанных делящихся материалов. Масса диоксида урана в тепловыделяющей сборке составляет от 428,52 кг до 582,17 кг.As the material of the
При выборе толщины оболочки 15 твэла модернизированной активной зоны наиболее целесообразно сохранить отношение толщины оболочки к наружному диаметру описываемого твэла таким же, как и в штатных твэлах реактора ВВЭР-1000, что с учетом сохранения величины давления заполнения гелием 2,0 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 таблетками 13 топливного сердечника и оболочкой 15 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
Вследствие низкой теплопроводности материала таблеток 13 топливного сердечника, а также с учетом всех вышеприведенных условий оболочка 15 стержневого твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 должна иметь наружный и внутренний диаметры (7.00·10-3-7.50·10-3) м и (5.94·10-3-6.36·10-3) м соответственно для пучка (468-510) твэлов, или (7.60·10-3-8.30·10-3) м и (6.45·10-3-7.04·10-3) м соответственно для пучка (390-432) твэлов или (8.30·10-3-8.79·10-3) м и (7.04·10-3-7.46·10-3) м соответственно для пучка (331-367) твэлов. Дело в том, что из первых трех вышеуказанных условий следует, что относительный шаг h расположения твэлов (см. фиг.2) должен обеспечить водо-урановое отношение ячейки 10 для модернизированной активной зоны, близкое к водо-урановому отношению ячейки решеток действующих ВВЭР-1000. Значения водо-уранового отношения ячейки для решеток модернизированных ТВС находятся в диапазоне от 1.27 до 1.83. Принимая во внимание все вышеуказанные условия, а также результаты нейтронно-физических, теплогидравлических, термомеханических расчетов и, прежде всего, результаты анализов аварий ВВЭР-1000 с течами теплоносителя из первого контура, были определены границы диапазонов основных характеристик описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000. Так, для пучка, содержащего от 468 до 510 твэлов:Due to the low thermal conductivity of the material of the
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 ;
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.94·10-3 м до 6.36·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.94 · 10 -3 m to 6.36 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана выбрана от 436,24 кг до 561,18 кг;- the mass of uranium dioxide selected from 436.24 kg to 561.18 kg;
- в дистанционирующих решетках выполнено от 481 до 517 ячеек для пучка, содержащего от 390 до 432 твэлов:- in the spacer grids made from 481 to 517 cells for a beam containing from 390 to 432 fuel rods:
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is made from 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 ;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 6.45·10-3 м до 7.04·10-3;- the inner diameter of the cladding of a fuel rod is made from 6.45 · 10 -3 m to 7.04 · 10 -3 ;
- масса диоксида урана выбрана от 451,37 кг до 582,17 кг;- the mass of uranium dioxide selected from 451.37 kg to 582.17 kg;
- в дистанционирующих решетках выполнено от 403 до 439 ячеек, а для пучка, содержащего от 318 до 360 твэлов:- in the spacer grids from 403 to 439 cells are made, and for a beam containing from 318 to 360 fuel elements:
- наружный диаметр оболочки твэла выполнен от 8.30·10-3 м до 8.79·10-3;- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is made from 8.30 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 ;
- внутренний диаметр оболочки твэла выполнен от 7.04·10-3 м до 7.46·10-3 м;- the inner diameter of the cladding of a fuel rod is made from 7.04 · 10 -3 m to 7.46 · 10 -3 m;
- масса диоксида урана выбрана от 442,22 кг до 544,12 кг;- the mass of uranium dioxide selected from 442.22 kg to 544.12 kg;
- в дистанционирующих решетках выполнено от 331 до 367 ячеек, причем водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,27 до 1,83.- in the spacer grids, 331 to 367 cells are made, and the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.27 to 1.83.
Выполнение твэла описываемой ТВС с пучком от 468 до 510 шт. с наружным диаметром менее 7.00·10-3 м, например 6.90·10-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки менее 5.94·10-3 м и массой топлива в ТВС менее 436,24 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона водо-уранового отношения (1,27-1,83) приводит к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС, по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла с наружным диаметром более 7.50·10-3 м (например, 7.60·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки более 6.36·10-3 м и массой топлива в ТВС более 561,18 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000. Выполнение твэла описываемой ТВС с пучком от 390 до 432 шт. с наружным диаметром менее 7.60·10-3 м, например 7.50·10-3 м, и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки менее 6.45·10-3 м и массой топлива в ТВС менее 451,37 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона водо-уранового отношения приводит тоже к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла с наружным диаметром более 8.30·10-3 м (например, 8.40·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки более 7.04·10-3 м и массой топлива в ТВС более 582,17 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000. Выполнение же твэла описываемой ТВС с пучком от 331 до 367 шт. с наружным диаметром менее 8.30·10-3 м (например, 8.20·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки менее 7.04·10-3 м и массой топлива в ТВС менее 442,22 кг, а также несоблюдение вышеуказанного диапазона водо-уранового отношения приводит тоже к невыполнению условия, касающегося обеспечения проектной продолжительности работы топливной загрузки в связи с уменьшением загрузки топлива в модернизированной ТВС по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000 (которое должно быть скомпенсировано повышением глубины выгорания в модернизированной ТВС по отношению к штатной ТВС), а выполнение твэла с наружным диаметром более 8.79·10-3 м (например, 8.90·10-3 м) и, соответственно, выполнение твэла с внутренним диаметром оболочки более 7.46·10-3 м и массой топлива в ТВС более 544,12 кг приводит к невыполнению условия, касающегося возможного увеличения гидравлических потерь на трение в модернизированной ТВС реактора ВВЭР-1000 по сравнению со штатной конструкцией ТВС ВВЭР-1000.The implementation of the fuel rod described fuel assembly with a beam from 468 to 510 pcs. with an outer diameter of less than 7.00 · 10 -3 m, for example 6.90 · 10 -3 m, and, accordingly, a fuel rod with an inner diameter of the cladding of less than 5.94 · 10 -3 m and a fuel mass in a fuel assembly of less than 436.24 kg, as well as non-compliance the above range of the water-uranium ratio (1.27-1.83) leads to non-fulfillment of the condition regarding the design duration of the fuel load due to a decrease in fuel load in the upgraded fuel assembly compared to the standard design of the VVER-1000 fuel assembly (which should be offset by increased burnt depth I upgraded fuel assembly relative to the standard fuel assemblies) and fuel rod performance with an outer diameter of more than 7.50 × 10 -3 m (e.g., 7.60 · 10 -3 m) and, accordingly, performance of a fuel element sheath with an inner diameter more than 6.36 × 10 -3 m and fuel mass in the fuel assemblies of more than 561.18 kg leads to non-fulfillment of the condition regarding the possible increase in hydraulic friction losses in the upgraded fuel assemblies of the VVER-1000 reactor compared to the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies. The implementation of the fuel rod of the described fuel assembly with a beam from 390 to 432 pcs. with an outer diameter of less than 7.60 · 10 -3 m, for example 7.50 · 10 -3 m, and, accordingly, a fuel rod with an inner diameter of the cladding of less than 6.45 · 10 -3 m and a fuel mass in a fuel assembly of less than 451.37 kg, as well as non-compliance the above range of the water-uranium ratio also leads to the non-fulfillment of the condition regarding the design duration of the fuel loading operation due to a decrease in fuel loading in the upgraded fuel assembly compared to the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies (which should be compensated by increasing the burnup depth in the upgraded fuel assembly with respect to the standard fuel assembly), and the execution of a fuel rod with an outer diameter of more than 8.30 · 10 -3 m (for example, 8.40 · 10 -3 m) and, accordingly, the execution of a fuel rod with an internal diameter of more than 7.04 · 10 -3 m and fuel mass in fuel assemblies of more than 582.17 kg leads to non-fulfillment of the condition regarding a possible increase in hydraulic friction losses in the upgraded fuel assemblies of the VVER-1000 reactor compared to the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies. The implementation of the fuel rod described fuel assembly with a beam from 331 to 367 pieces. with an outer diameter of less than 8.30 · 10 -3 m (for example, 8.20 · 10 -3 m) and, accordingly, a fuel rod with an inner diameter of the cladding of less than 7.04 · 10 -3 m and a fuel mass in a fuel assembly of less than 442.22 kg, and non-observance of the above range of water-uranium ratio also leads to non-fulfillment of the condition regarding the design duration of the fuel load due to a decrease in fuel loading in the upgraded fuel assembly compared to the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies (which should be compensated by an increase in the burnup depth in the upgraded fuel assembly with respect to the standard fuel assembly), and the implementation of a fuel rod with an outer diameter of more than 8.79 · 10 -3 m (for example, 8.90 · 10 -3 m) and, accordingly, the execution of a fuel rod with an internal diameter of more than 7.46 · 10 -3 m and fuel mass in fuel assemblies of more than 544.12 kg leads to non-fulfillment of the condition regarding a possible increase in hydraulic friction losses in the upgraded fuel assemblies of the VVER-1000 reactor compared to the standard design of the VVER-1000 fuel assemblies.
Следует отметить, что первые четыре вышеуказанные условия позволяют уточнить предпочтительные границы диапазонов основных характеристик описываемой модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000, а именно:It should be noted that the first four of the above conditions allow us to clarify the preferred boundaries of the ranges of the main characteristics of the described modernized reactor core of the VVER-1000 reactor, namely:
1. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 517 ячеек:1. for fuel assemblies with spacer grids containing 517 cells:
- пучок содержит 468 твэлов,- the bundle contains 468 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.10·10-3 м до 7.40·10-3м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.10 · 10 -3 m to 7.40 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.02·10-3 м до 6.28·10-3,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.02 · 10 -3 m to 6.28 · 10 -3 ,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 448,79 кг до 501,50 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 448.79 kg to 501.50 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,48 до 1,74;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.48 to 1.74;
2. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 517 ячеек:2. for fuel assemblies with spacer grids containing 517 cells:
- пучок содержит 510 твэлов,- the bundle contains 510 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.00·10-3 м до 7.30·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 7.30 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.94·10-3 м до 6.19·10-3м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.94 · 10 -3 m to 6.19 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 475,83 кг до 531,83 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 475.83 kg to 531.83 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,55 до 1,83;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.55 to 1.83;
3. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 496 ячеек:3. for fuel assemblies with spacer grids containing 496 cells:
- пучок содержит 489 твэлов,- the bundle contains 489 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.00·10-3 м до 7.30·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 7.30 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.94·10-3 м до 6.19·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.94 · 10 -3 m to 6.19 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 455,81 кг до 509,94 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 455.81 kg to 509.94 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,55 до 1,83;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.55 to 1.83;
4. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 481 ячейку:4. for fuel assemblies with spacer grids containing 481 cells:
- пучок содержит 468 твэлов,- the bundle contains 468 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.10·10-3 м до 7.40·10-3м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.10 · 10 -3 m to 7.40 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.02·10-3 м до 6.28·10-3м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.02 · 10 -3 m to 6.28 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 448,79 кг до 501,50 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 448.79 kg to 501.50 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,47 до 1,74;- water-uranium ratio of the cell selected from 1.47 to 1.74;
5. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 481 ячейку:5. for fuel assemblies with spacer grids containing 481 cells:
- пучок содержит 474 твэлов,- the bundle contains 474 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.00·10-3 м до 7.30·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.00 · 10 -3 m to 7.30 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 5.94·10-3 м до 6.19·10-3м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 5.94 · 10 -3 m to 6.19 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 441,83 кг до 494,29 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 441.83 kg to 494.29 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,55 до 1,83;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.55 to 1.83;
6. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 439 ячеек:6. for fuel assemblies with spacer grids containing 439 cells:
- пучок содержит 390 твэлов,- the bundle contains 390 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.60·10-3 м до 8.10·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.60 · 10 -3 m to 8.10 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.45·10-3 м до 6.87·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.45 · 10 -3 m to 6.87 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 451.37 кг до 500.72 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 451.37 kg to 500.72 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1.41 до 1.82;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.41 to 1.82;
7. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 439 ячеек:7. for fuel assemblies with spacer grids containing 439 cells:
- пучок содержит 432 твэла,- the bundle contains 432 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.60·10-3 м до 8.00·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.60 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.45·10-3 м до 6.79·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.45 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 474.67 кг до 540.85 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 474.67 kg to 540.85 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1.48 до 1.82;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.48 to 1.82;
8. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 418 ячеек:8. for fuel assemblies with spacer grids containing 418 cells:
- пучок содержит 411 твэлов,- the bundle contains 411 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.70·10-3 м до 8.00·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.70 · 10 -3 m to 8.00 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.53·10-3 м до 6.79·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.53 · 10 -3 m to 6.79 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 463.56 кг до 514.56 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 463.56 kg to 514.56 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1.48 до 1.73;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.48 to 1.73;
9. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 403 ячейки:9. for fuel assemblies with spacer grids containing 403 cells:
- пучок содержит 390 твэлов,- the bundle contains 390 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.80·10-3 м до 8.10·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.80 · 10 -3 m to 8.10 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.62·10-3 м до 6.87·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.62 · 10 -3 m to 6.87 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 451.37 кг до 500.55 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 451.37 kg to 500.55 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1.41 до 1.65;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.41 to 1.65;
10. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 403 ячейки:10. for fuel assemblies with spacer grids containing 403 cells:
- пучок содержит 396 твэлов,- the bundle contains 396 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 7.70·10-3 м до 8.10·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.70 · 10 -3 m to 8.10 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 6.53·10-3 м до 6.87·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 6.53 · 10 -3 m to 6.87 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 456.64 кг до 508.25 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 456.64 kg to 508.25 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1.41 до 1.73;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.41 to 1.73;
11. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 367 ячеек:11. for fuel assemblies with spacer grids containing 367 cells:
- пучок содержит 318 твэлов,- the bundle contains 318 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8.55·10-3 м до 8.79·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 8.55 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7.25·10-3 м до 7.46·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.25 · 10 -3 m to 7.46 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 442.22 кг до 480.80 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 442.22 kg to 480.80 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,43 до 1,60;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.43 to 1.60;
12. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 367 ячеек:12. for fuel assemblies with spacer grids containing 367 cells:
- пучок содержит 360 твэлов,- the bundle contains 360 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8.30·10-3 м до 8.60·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 8.30 · 10 -3 m to 8.60 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7.04·10-3 м до 7.30·10-3м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.04 · 10 -3 m to 7.30 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 471,78 кг до 521,03 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 471.78 kg to 521.03 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,56 до 1,79;- water-uranium ratio of the cell selected from 1.56 to 1.79;
13. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 346 ячеек:13. for fuel assemblies with spacer grids containing 346 cells:
- пучок содержит 339 твэлов,- the bundle contains 339 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8.40·10-3 м до 8.70·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 8.40 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7.13·10-3 м до 7.38·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.13 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 455,03 кг до 502,11 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 455.03 kg to 502.11 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,49 до 1,72;- water-uranium ratio of the cell selected from 1.49 to 1.72;
14. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 331 ячейку:14. for fuel assemblies with spacer grids containing 331 cells:
- пучок содержит 318 твэлов,- the bundle contains 318 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8.55·10-3 м до 8.70·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 8.55 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7.25·10-3 м до 7.38·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.25 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 442,22 кг до 471,01 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 442.22 kg to 471.01 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,49 до 1,60;- the water-uranium ratio of the cell is selected from 1.49 to 1.60;
15. для тепловыделяющих сборок с дистанционирующими решетками, содержащими 331 ячейку:15. for fuel assemblies with spacer grids containing 331 cells:
- пучок содержит 324 твэлов,- the bundle contains 324 fuel rods,
- наружный диаметр оболочки твэла выбран от 8.50·10-3 м до 8.70·10-3 м,- the outer diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 8.50 · 10 -3 m to 8.70 · 10 -3 m,
- внутренний диаметр оболочки твэла выбран от 7.21·10-3 м до 7.38·10-3 м,- the inner diameter of the cladding of the fuel rod is selected from 7.21 · 10 -3 m to 7.38 · 10 -3 m,
- масса диоксида урана в ТВС выбрана от 445,31 кг до 479,89 кг,- the mass of uranium dioxide in the fuel assembly is selected from 445.31 kg to 479.89 kg,
- водо-урановое отношение ячейки выбрано от 1,49 до 1,64.- water-uranium ratio of the cell selected from 1.49 to 1.64.
Анализ работоспособности и термомеханического состояния твэлов позволил уточнить некоторые основные конструкционные параметры твэлов описываемой ТВС. Как показали расчетные исследования, значительное снижение тепловой нагрузки на твэл позволяет отказаться от ставшей традиционной для реакторов типа ВВЭР и не нашедшей применения в зарубежных реакторах PWR конструкции топливной таблетки 13 с центральным отверстием 14 (см. фиг.2 и фиг.9). Такое решение обусловлено, с одной стороны, относительно небольшим снижением температуры топлива за счет центрального отверстия 14 при пониженных тепловых нагрузках на твэл 6 и увеличившимся запасом надежности по отношению к плавлению топлива, а, с другой, возможными технологическими трудностями при изготовлении таблеток 13 уменьшенного диаметра с центральными отверстиями 14 менее 1.5·10-3 м.An analysis of the operability and thermomechanical state of the fuel elements made it possible to clarify some basic structural parameters of the fuel elements of the fuel assembly described. As shown by computational studies, a significant reduction in the thermal load on the fuel rod allows us to abandon the design of the
Теплоноситель - вода в активной зоне (как и в ТВС) движется снизу вверх, что обеспечивает охлаждение ТВС, в том числе в режиме естественной циркуляции. Для получения одинаковой температуры теплоносителя на выходе из ТВС расход теплоносителя по сборкам может быть профилирован в соответствии с распределением тепловыделения по радиусу реактора посредством установки дроссельных шайб на входе 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 (as in fuel assemblies) moves from bottom to top, which ensures cooling of fuel assemblies, including in natural circulation mode. To obtain the same temperature of the coolant at the outlet of the fuel assembly, the flow rate of the coolant in the assemblies can be profiled in accordance with the distribution of heat generation along the radius of the reactor by installing throttle washers at the inlet of the fuel assembly (not shown). Water heated in the core is sent to the steam generators, where it transfers its heat to the water of the second circuit, and then returns to the core.
Технология изготовления описываемых конструкций тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок производится на известном штатном оборудовании и не имеет отличий с точки зрения производства аналогичных устройств.The manufacturing technology of the described designs of fuel elements and fuel assemblies is made using well-known standard equipment and has no differences in terms of production of similar devices.
На фиг.10 и фиг.11 в качестве примера представлены кривые, характеризующие изменение при максимальной проектной аварии (МПА) температуры оболочек твэлов с максимальной и средней нагрузкой для штатной (наружный диаметр оболочки штатного твэла 9.1·10-3 м) и модернизированной (наружный диаметр оболочки описываемого твэла 7.0·10-3 м) активных зон реактора ВВЭР-1000. Анализ состояния твэлов показывает, что для "горячего" твэла (твэл с максимальной линейной тепловой нагрузкой) снижение максимальной температуры составляет 278°С, а для твэлов со средней нагрузкой 142°С. Такие величины снижения температуры оболочки твэлов принципиальным образом изменяют уровень работоспособности твэлов и прогнозируемую степень безопасности реактора ВВЭР-1000. В первую очередь, это связано с сильной зависимостью механических свойств материала оболочки от температуры в области Т>550°С, а также интенсивно возрастающим вкладом тепла пароциркониевой реакции в развитие аварийной ситуации при температурах Т>700°С. Поэтому переход к модернизированной зоне и, соответственно, снижение максимальной температуры при MПA с 900°С до уровня ниже 600°С в значительной степени исключает влияние пароциркониевой реакции на изменение свойств материала и геометрических размеров оболочек твэлов.10 and 11, as an example, curves are presented that characterize the change at the maximum design basis accident (MPA) of the temperature of the cladding of the fuel rods with maximum and average load for the standard (the outer diameter of the cladding of the standard fuel element 9.1 · 10 -3 m) and modernized (outer the diameter of the cladding of the described fuel rod is 7.0 · 10 -3 m) of the active zones of the VVER-1000 reactor. An analysis of the state of the fuel elements shows that for a "hot" fuel element (fuel element with a maximum linear thermal load) the decrease in maximum temperature is 278 ° C, and for a fuel element with an average load of 142 ° C. Such values of decreasing the temperature of the cladding of the fuel elements fundamentally change the level of operability of the fuel elements and the predicted degree of safety of the VVER-1000 reactor. First of all, this is due to the strong dependence of the mechanical properties of the shell material on temperature in the region of T> 550 ° C, as well as the rapidly increasing contribution of the heat of the steam-zirconium reaction to the development of the emergency at temperatures T> 700 ° C. Therefore, the transition to the modernized zone and, accordingly, a decrease in the maximum temperature at MPA from 900 ° C to a level below 600 ° C largely excludes the effect of the steam-zirconium reaction on the change in the material properties and the geometric dimensions of the fuel claddings.
Следует также отметить, что твэлы описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 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 ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 реально достижение среднего выгорания топлива 55-60 МВт·сут/кг. Работоспособность твэлов в переходных режимах работы, связанных с требуемым 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 ТВС. Средняя линейная нагрузка твэла описываемой ТВС для модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 с наружным диаметром от 7.00·10-3 м до 7.50·10-3 м составляет соответственно от 9,94 кВт/м до 10,83 кВт/м, для твэлов с наружным диаметром от 7.60·10-3 м до 8.30·10-3 м составляет соответственно от 11,74 кВт/м до 13,00 кВт/м и от 14,08 кВт/м до 15,94 кВт/м соответственно, для твэлов с наружным диаметром оболочки от 8.30·10-3 м до 8.79·10-3 м (для штатного твэла диаметром 9.10·10-3 м средняя линейная нагрузка равна 16,71 кВт/м). Поэтому переход к пониженным тепловым нагрузкам в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны ВВЭР-1000 принципиально расширяет диапазон маневрирования мощностью реактора с повышенной скоростью. Следует также отметить, что согласно экономическим расчетам для компенсации повышенной себестоимости модернизированной ТВС достаточно или продление топливного цикла максимум на 25-30 эф. суток, или повышение мощности энергоблока на 2,9%. Оценки потенциальной возможности модернизированной активной зоны показывают, что увеличение продолжительности топливных циклов на 30 эф. суток достигается при реализации схемы перегрузок модернизированных ТВС с более глубоким уменьшением утечки нейтронов, что выполнимо на реакторах ВВЭР-1000 с учетом роста теплотехнических запасов при переходе на уменьшенный диаметтр твэлов. Теплогидравлические расчеты модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 подтверждают потенциальную возможность увеличения тепловой мощности активной зоны при использовании твэлов уменьшенного диаметра на величину (до 15%) существенно больше требуемой (2,9%) для компенсации повышенной стоимости модернизированной ТВС. Таким образом, описанная выше конструкция модернизированной ТВС для реактора ВВЭР-1000 позволяет не только скомпенсировать повышенную себестоимость, но и повысить экономическую эффективность. На основании вышеизложенного можно констатировать, что переход на модернизированную активную зону с описываемыми ТВС в реакторах ВВЭР-1000 дает возможность понизить тепловые нагрузки на твэл в 1,2-1,7 раза. Такое значительное снижение линейных тепловых нагрузок в твэлах описываемой ТВС модернизированной активной зоны реактора ВВЭР-1000 позволяет:It should also be noted that the fuel rods of the fuel assemblies described in the modernized VVER-1000 reactor, due to the reduction of specific heat loads, have significantly lower fuel temperatures and have increased efficiency due to a decrease in the pressure on the fuel element 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 fuel assemblies of the modernized VVER-1000 reactor, the average burnup of fuel of 55-60 MW · day / kg is actually possible. The operability of fuel rods in transient modes of operation associated with the required maneuvering power 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 side of the fuel core, and others. To avoid the depressurization of fuel rods in maneuver modes in terms of speed and range of power rise of a standard reactor, which leads to economic losses. Values of the permissible "step" of power increase most sharply decrease with increasing both fuel burnup and the 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 power for existing fuel assemblies. The average linear load of a fuel rod of the described fuel assembly for the modernized VVER-1000 reactor core with an outer diameter of 7.00 · 10 -3 m to 7.50 · 10 -3 m is from 9.94 kW / m to 10.83 kW / m, respectively, for fuel elements with an outer diameter of 7.60 · 10 -3 m to 8.30 · 10 -3 m is respectively from 11.74 kW / m to 13.00 kW / m and from 14.08 kW / m to 15.94 kW / m, respectively for fuel elements with an outer cladding diameter of 8.30 · 10 -3 m to 8.79 · 10 -3 m (for a standard fuel element with a diameter of 9.10 · 10 -3 m, the average linear load is 16.71 kW / m). Therefore, the transition to reduced thermal loads in the fuel rods of the described fuel assemblies of the modernized VVER-1000 core fundamentally expands the range of maneuvering with reactor power at an increased speed. It should also be noted that according to economic calculations, to extend the increased cost of upgraded fuel assemblies, it is sufficient to extend the fuel cycle by a maximum of 25-30 ef. days, or an increase in the power of the power unit by 2.9%. Assessments of the potential of the modernized core show that an increase in the duration of fuel cycles by 30 ef. days is achieved by implementing the overload scheme of upgraded fuel assemblies with a deeper decrease in neutron leakage, which is feasible on VVER-1000 reactors, taking into account the growth of heat reserves during the transition to a reduced diameter of the fuel rods. Thermohydraulic calculations of the modernized core of the VVER-1000 reactor confirm the potential possibility of increasing the thermal power of the core when using fuel rods of reduced diameter by up to (15%) significantly more than required (2.9%) to compensate for the increased cost of the upgraded fuel assemblies. Thus, the design of the upgraded fuel assembly for the VVER-1000 reactor described above allows not only to compensate for the increased cost, but also to increase economic efficiency. Based on the foregoing, it can be stated that the transition to a modernized core with the described fuel assemblies in VVER-1000 reactors makes it possible to reduce the thermal load on the fuel elements by 1.2-1.7 times. Such a significant reduction in linear thermal loads in the fuel rods of the fuel assemblies of the upgraded VVER-1000 reactor core allows:
- повысить безопасность энергоустановки с реактором ВВЭР-1000;- increase the safety of power plants with a VVER-1000 reactor;
- обеспечить возможность решения проблемы, связанной с маневрированием мощностью реактора ВВЭР-1000;- to provide an opportunity to solve the problem associated with maneuvering the power of the VVER-1000 reactor;
- увеличить работоспособность твэлов в нормальных условиях эксплуатации, что дает основания считать реальным достижение среднего выгорания топлива в твэлах 55-60 МВт·сут/кг.- increase the operability of fuel rods in 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 описываемые ТВС могут быть использованы не только в реакторах ВВЭР-1000, а также в других водо-водяных реакторах с водой под давлением (PWR), в водо-водяных реакторах с кипящей водой (BWR) и в тяжеловодных реакторах.It should be noted that the described fuel assemblies can be used not only in VVER-1000 reactors, but also in other pressurized water-water reactors (PWR), in boiling water-pressurized water reactors (BWR), and in heavy water reactors.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002128468/06A RU2248630C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002128468/06A RU2248630C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2002128468A RU2002128468A (en) | 2004-05-10 |
| RU2248630C2 true RU2248630C2 (en) | 2005-03-20 |
Family
ID=35454438
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2002128468/06A RU2248630C2 (en) | 2002-10-24 | 2002-10-24 | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2248630C2 (en) |
-
2002
- 2002-10-24 RU RU2002128468/06A patent/RU2248630C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| УШАКОВ Г.Н., Технологические каналы и тепловыделяющие элементы ядерных реакторов, Москва, Энергоиздат, 1981, с. 84-88. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Sinha et al. | Design and development of the AHWR—the Indian thorium fuelled innovative nuclear reactor | |
| Yetisir et al. | Development and integration of Canadian SCWR concept with counter-flow fuel assembly | |
| Schulenberg et al. | Super-critical water-cooled reactors | |
| Tsiklauri et al. | Supercritical steam cycle for nuclear power plant | |
| RU2668230C1 (en) | Fast neutron nuclear reactor with liquid metal coolant | |
| Awan et al. | Neutronic design study of a small modular IPWR loaded with accident tolerant-fully ceramic micro-encapsulated (AT-FCM) fuel | |
| Sinha | Advanced nuclear reactor systems–an Indian perspective | |
| RU2244347C2 (en) | Fuel rod for water-moderated water-cooled power reactor | |
| JPS58135989A (en) | Fuel assembly for bwr type reactor | |
| RU2242810C2 (en) | Fuel assembly for water-moderated water-cooled reactor | |
| RU2248630C2 (en) | Fuel assembly of water-moderated water-cooled reactor | |
| Blinkov et al. | Prospects for using annular fuel elements in nuclear power engineering | |
| RU2136060C1 (en) | Core, fuel assembly, and fuel element of water- moderated power reactor | |
| JP4558477B2 (en) | Boiling water reactor fuel assemblies | |
| RU2241262C2 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2126999C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| Pon | Candu-Blw-250 | |
| RU2248629C2 (en) | Water-moderated water cooled-reactor core | |
| RU2236712C2 (en) | Control fuel assembly of pressurized water reactors | |
| RU2126180C1 (en) | Water-moderated power reactor core | |
| RU2143144C1 (en) | Fuel assembly of water-cooled power reactor | |
| Yetisir et al. | Reactor core and plant design concepts of the Canadian supercritical water-cooled reactor | |
| Davis et al. | Core power limits for a lead-bismuth natural circulation actinide burner reactor | |
| RU2241265C2 (en) | Fuel rod primarily designed for canned fuel assemblies of water-moderated power reactors | |
| Oka et al. | Light water reactor design |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20161025 |