RU2010365C1 - Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating - Google Patents
Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating Download PDFInfo
- Publication number
- RU2010365C1 RU2010365C1 SU853953192A SU3953192A RU2010365C1 RU 2010365 C1 RU2010365 C1 RU 2010365C1 SU 853953192 A SU853953192 A SU 853953192A SU 3953192 A SU3953192 A SU 3953192A RU 2010365 C1 RU2010365 C1 RU 2010365C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cavity
- reactor
- fuel
- ball
- elements
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 18
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 89
- 238000011068 loading method Methods 0.000 claims abstract description 29
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 16
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 claims description 4
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 3
- 239000003245 coal Substances 0.000 claims 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims 1
- 239000004449 solid propellant Substances 0.000 claims 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims 1
- 241001236644 Lavinia Species 0.000 abstract 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 abstract 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 abstract 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 5
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 4
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 3
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 3
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 3
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000007792 addition Methods 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005094 computer simulation Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 229910001385 heavy metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 230000007017 scission Effects 0.000 description 1
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 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 способу эксплуатации ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами (твэлами), имеющими различное содержание делящегося вещества, а также к ядерному реактору, предназначенному для осуществления этого способа. The invention relates to a method for operating a nuclear reactor with spherical fuel elements (fuel elements) having different fissile material contents, as well as to a nuclear reactor intended for implementing this method.
Известны реакторы с шаровыми твэлами. Отличительной особенностью таких реакторов является возможность непрерывного вывода шаровых твэлов из реактора, т. е. из емкости высокого давления. Новые твэлы вводятся через загрузочную трубу в верхнем отражетеле. Загрузка и разгрузка производятся непрерывно, соответственно квази-непрерывно при полной мощности реактора. Промежутки времени между двумя циклами загрузки выбираются настолько малыми, что не возникает никаких колебаний реактивности, которые могут быть компенсированы введением дополнительного вещества, поглощающего нейтроны. Эти временные интервалы лежат в пределах от нескольких секунд до нескольких дней. Known reactors with spherical fuel rods. A distinctive feature of such reactors is the possibility of continuous removal of ball fuel rods from the reactor, i.e., from a high-pressure tank. New fuel elements are introduced through the loading tube in the upper diffuser. Loading and unloading are performed continuously, respectively, quasi-continuously at full reactor power. The time intervals between two loading cycles are chosen so small that there are no fluctuations in the reactivity, which can be compensated by the introduction of an additional substance absorbing neutrons. These time intervals range from a few seconds to several days.
В таких реакторах может быть получено благоприятное распределение плотности мощности и высокий КПД. Однако вывод твэлов при полном рабочем режиме требует применения дорогостоящего технического оборудования. Необходимы резервуары высокого давления высотой 1-2 м для ограждения воронкообразного устройства вывода твэлов и шлюзовая камера. Эти устройства труднодоступны для проведения ремонтных работ. Кроме того, устройства для вывода отработанных высокореактивных твэлов требуют значительных капиталовложений, так как управление ими должно быть дистанционным и должна быть предусмотрена надежная радиационная защита. Эксплуатация и обслуживание разгрузочных устройств, а также непрерывная транспортировка твэлов требуют постоянного присутствия квалифицированного персонала. In such reactors, a favorable power density distribution and high efficiency can be obtained. However, the conclusion of the fuel rods in full operation requires the use of expensive technical equipment. High pressure reservoirs 1-2 m high are required to enclose a funnel-shaped fuel rod output device and a lock chamber. These devices are difficult to access for repair work. In addition, devices for outputting spent highly reactive fuel rods require significant investment, since their management must be remote and reliable radiation protection must be provided. The operation and maintenance of unloading devices, as well as the continuous transportation of fuel elements, require the constant presence of qualified personnel.
Известно, что в реакторах других типов с прерывистым режимом работы через определенные промежутки времени, например через несколько лет, реакторы останавливаются на несколько дней или недель, охлаждаются, в них сбрасывается давление и лишь после этого производится замена топлива. Во время работы реактора между циклами загрузки необходимо ввести дополнительный поглотитель нейтронов для выравнивания изменений реактивности, вызванных выгоранием. Для этих целей применяются регулировочные стержни, борная кислота в теплоносителе или выгорающие поглотители нейтронов. Однако введение поглотителей оказывается на балансе нейтронов, в результате чего снижается коэффициент конверсии, соответственно коэффициент воспроизводства, и, кроме того, это создает определенный риск в нарушении системы защиты, так как при удалении топлива из реактора могут допускаться ошибки. It is known that in other types of reactors with intermittent operation, at certain intervals, for example, after several years, the reactors are shut down for several days or weeks, cooled, the pressure is released in them, and only after that the fuel is replaced. During reactor operation between loading cycles, an additional neutron absorber must be introduced to equalize reactivity changes caused by burnout. For these purposes, adjusting rods, boric acid in the coolant or burnable neutron absorbers are used. However, the introduction of absorbers is on the neutron balance, resulting in a reduction in the conversion coefficient, respectively, the reproduction coefficient, and, in addition, this creates a certain risk in violation of the protection system, since errors can be made when removing fuel from the reactor.
Целью изобретения является уменьшение стоимости эксплуатации и обслуживания. The aim of the invention is to reduce the cost of operation and maintenance.
Согласно изобретению цель достигается благодаря тому, что выгрузка всех шаровых твэлов производится одновременно при разгрузке реактора, загрузка реактора твэлами производится путем частичной загрузки полости с помощью твэлов с повышенным содержанием делящегося вещества для обеспечения критичности и заданной мощности, а при увеличивающемся выгорании твэлов для компенсации уменьшающегося содержания делящегося вещества в активной зоне загрузка производится непрерывно или квази-непрерывно, в частности, до полного заполнения полости. According to the invention, the goal is achieved due to the fact that all ball fuel rods are unloaded at the same time when the reactor is unloaded, the reactor is loaded with fuel rods by partially loading the cavity with fuel rods with a high content of fissile material to ensure criticality and a given power, and with increasing fuel burnup to compensate for a decreasing content fissile material in the core is loaded continuously or quasi-continuously, in particular, until the cavity is completely filled .
Ядерный реактор с шаровыми твэлами, предназначенный для осуществления способа, характеризуется расчетом для начальной частичной загрузки и последующей загрузки в зависимости от выгорания. При подобной загрузке ее первая часть рассчитывается так, чтобы можно было сразу получить критичность (Кeff = 1) при определенной мощности, предусмотренной для данного реактора, если полость активной зоны заполняется топливными элементами не полностью, а на 1/4-1/3 части, предпочтительно на одну треть. Во время последующего рабочего периода реактора производится непрерывная или квази-непрерывная загрузка твэлов в таких количествах, которые необходимы для поддержания критичности. Если полость активной зоны реактора заполнена полностью, то производятся отключение, охлаждение и снижение давления в реакторе, а после этого полная замена всех топливных элементов. Такая выгрузка может производиться после 2-5 лет работы реактора, а в реакторах небольшой мощности, использующихся в нагревательных установках, через 15-30 лет работы. При такой полной выгрузке разгрузочное отверстие в днище активной зоны не является необходимым. Вместо этого полость активной зоны может разгружаться сверху с помощью механического транспортера или по принципу пылесоса. Устройство выгрузки может последовательно использоваться для выгрузки нескольких реакторов, работающих по этому способу.A nuclear reactor with spherical fuel elements, designed to implement the method, is characterized by a calculation for the initial partial loading and subsequent loading depending on the burnout. With such a load, its first part is calculated so that it is possible to immediately obtain the criticality (K eff = 1) at a certain power provided for this reactor, if the cavity of the active zone is not completely filled with fuel cells, but by 1 / 4-1 / 3 parts preferably one third. During the subsequent working period of the reactor, continuous or quasi-continuous loading of fuel elements is carried out in such quantities as are necessary to maintain criticality. If the cavity of the reactor core is completely filled, shutdown, cooling and pressure reduction in the reactor are carried out, and then all fuel cells are completely replaced. Such unloading can be carried out after 2-5 years of operation of the reactor, and in reactors of small capacity used in heating plants, after 15-30 years of operation. With such a complete discharge, a discharge opening in the bottom of the core is not necessary. Instead, the core of the core can be unloaded from above using a mechanical conveyor or by the principle of a vacuum cleaner. The unloading device can be used sequentially to unload several reactors operating in this way.
Расходы на изготовление такого устройства равномерно распределяются на энергетические затраты по каждому реактору. То же самое относится и к расходам на обслуживание и персонал, связанным с обслуживанием таких устройств. The costs of manufacturing such a device are evenly distributed over the energy costs of each reactor. The same applies to the maintenance and personnel costs associated with servicing such devices.
При таком способе загрузки выгрузка твэлов значительно проще, чем при обычной загрузке, так как реактор отключается, охлаждается и в нем снижается давление. Одновременно сохраняется преимущество ядерных реакторов с шаровыми твэлами, состоящее в том, что не требуется вводить поглотители для снижения реактивности, вызванной выгоранием топлива. Из чисто экономических соображений необходимо стремиться к тому, чтобы в этом новом способе загрузки получалась такая же тепловая мощность, что и при обычных способах загрузки. Так как начальная загрузка полости активной зоны производится лишь частично, то следует увеличивать среднюю плотность мощности в начальный период по сравнению с полной загрузкой полости активной зоны. Чтобы при этом избежать превышения допустимой мощности на один топливный элемент (5,7 кв/твэл), необходимо стремиться к возможно равномерному пространственному распределению плотности мощности в объеме, заполненном твэлами. Это достигается за счет того, что для первой загрузки используются по меньшей мере два различных типа топливных элементов с различным содержанием делящегося вещества. В нижеприведенных примерах расчетов нижние две трети первой загрузки представляют собой топливные элементы, содержание делящегося вещества в которых, например, на 12% ниже среднего значения, а верхняя треть загружена элементами, содержание делящегося вещества в которых, например, на 24% выше. With this method of loading, the unloading of fuel rods is much simpler than with conventional loading, since the reactor is turned off, cooled and its pressure decreases. At the same time, the advantage of nuclear reactors with spherical fuel rods remains that they do not require the introduction of absorbers to reduce the reactivity caused by fuel burnup. For purely economic reasons, it is necessary to strive to ensure that this new loading method produces the same heat output as with conventional loading methods. Since the initial loading of the cavity of the active zone is only partially carried out, the average power density in the initial period should be increased in comparison with the full loading of the cavity of the active zone. In order to avoid exceeding the permissible power per fuel cell (5.7 kV / fuel element), it is necessary to strive for a uniform spatial distribution of the power density in the volume filled with fuel rods. This is achieved due to the fact that at least two different types of fuel cells with different fissile contents are used for the first charge. In the calculation examples below, the lower two-thirds of the first charge are fuel cells, for which the content of fissile material is, for example, 12% lower than the average value, and the upper third is loaded with elements, the content of fissile material in which, for example, is 24% higher.
Далее с учетом экономичности процесса следует стремиться к тому, чтобы при выгрузке активной зоны выгорание в среднем было сравнимо с выгоранием, получаемым при обычных способах загрузки (70-100 МВт/кг (тяжелые металлы)). Это достигается, когда содержание делящегося вещества в элементах последующей загрузки приблизительно в 1,9 раза выше среднего содержания делящегося вещества в начальной частичной загрузке. Further, taking into account the efficiency of the process, one should strive to ensure that during core unloading, burnup is on average comparable to the burnup obtained with conventional loading methods (70-100 MW / kg (heavy metals)). This is achieved when the content of fissile material in the elements of the subsequent charge is approximately 1.9 times higher than the average content of fissile material in the initial partial load.
При расчетном моделировании медленного процесса заполнения реактора твэлами с одинаковым содержанием делящегося вещества выяснилось, что необходимая доля добавки свежих твэлов из расчета на день к концу рабочего периода уменьшается и что, с дугой стороны, максимальная энергонагрузка твэлов в начале и в конце относительно велика. Для исправления этого можно для дополнительной загрузки использовать шаровые твэлы с различным содержанием делящегося вещества. Рассчитанная с помощью компьютера модель может дать самые благоприятные соотношения загрузок твэлов и содержания в них делящегося вещества. In the computational simulation of the slow process of filling the reactor with fuel rods with the same content of fissile material, it was found that the necessary proportion of the addition of fresh fuel rods per day by the end of the working period decreases and that, on the other hand, the maximum energy load of the fuel rods at the beginning and at the end is relatively large. To correct this, for additional loading, use ball fuel rods with different fissile material content. A model calculated using a computer can give the most favorable ratios of fuel rod loads and the content of fissile material in them.
В данном способе эксплуатации с находящейся в течение длительного времени состояния покоя активной зоной - в противоположность ядерным реакторам с шаровыми твэлами с непрерывным движением твэлов - создается повышенная плотность твэлов (увеличение количества твэлов на единицу объема). Регулирующие и отключающие стержни в маленьких реакторах в связи с этим вводятся через окружающий рефлектор, а в больших реакторах, которыми нельзя управлять посредством графитового рефлектора, предпочтительно используются одна или несколько графитовых вставок в виде колонн или ребер, через которые может быть введен поглотитель нейтронов. Конструкция таких колонн по сравнению с колоннами в обычных ядерных реакторах с шаровыми твэлами значительно проще, так как не происходит постоянного перемещения ложа твэлов к выпускным каналам и в результате этого отсутствуют вызываемые этим силовые воздействия. In this method of operation with an active zone for a long time at rest, in contrast to nuclear reactors with spherical fuel rods with continuous movement of fuel rods, an increased density of fuel rods is created (increase in the number of fuel rods per unit volume). The control and disconnecting rods in small reactors are therefore introduced through the surrounding reflector, and in large reactors that cannot be controlled by a graphite reflector, one or more graphite inserts in the form of columns or ribs through which a neutron absorber can be introduced are preferably used. The design of such columns compared to the columns in conventional nuclear reactors with spherical fuel rods is much simpler, since there is no constant movement of the bed of fuel rods to the exhaust channels and as a result there are no forces caused by this.
При относительно длительном нахождении твэлов в активной зоне в данном способе целесообразно путем медленных добавок и дополнительных мер обеспечить по возможности упорядоченную загрузку полости, при которой получают плотную укладку твэлов, высокую плотность мощности и равномерное распределение нагрузок, создаваемых давлением, на введенные твэлы. With a relatively long stay of fuel rods in the active zone in this method, it is advisable by slow additions and additional measures to ensure, as far as possible, the ordered loading of the cavity, in which dense stacking of the fuel rods, a high power density and uniform distribution of the loads created by the pressure on the introduced fuel rods are obtained.
Такая упорядоченная загрузка обеспечивается квадратной решеткой из лунок в днище полости активной зоны, благодаря которой при заполнении твэлов, начиная с самого нижнего ряда, получают наилучшее размещение шаровых твэлов. С учетом расширения шаровых твэлов в результате термического воздействия и выгорания их в течение срока жизни расстояние между лунками в днище предпочтительно должно быть минимальным, в частности на 1-10% , предпочтительно на 5% , большие диаметра шаровых твэлов. Размещение лунок в виде квадратной решетки имеет определенное преимущество по сравнению с предположительно оптимальным гексагональным расположением твэлов, заключающееся в том, что при наложении на первый слой шаровых твэлов другого слоя твэлов возникают только вполне определенные предпочтительные положения (соответственно в центре между четырьмя шаровыми твэлами нижнего ряда), т. е. заданные положения. Благодаря этому при загрузке активной зоны непроизвольно обеспечивается наилучшее размещение с максимальной пространственной плотностью шаровых твэлов в слои, рассматриваемые под 45о с наибольшей гексагональной плотностью укладки с теоретически вычисленным коэффициентом укладки 0,74.Such an ordered loading is ensured by a square lattice of holes in the bottom of the cavity of the active zone, due to which, when filling the fuel rods, starting from the bottom row, the best placement of ball fuel rods is obtained. Taking into account the expansion of ball fuel rods as a result of thermal exposure and burnout during their lifetime, the distance between the holes in the bottom should preferably be minimal, in particular by 1-10%, preferably 5%, larger diameters of the ball rods. Placing holes in the form of a square lattice has a definite advantage over the presumably optimal hexagonal arrangement of fuel rods, namely, when superimposed on the first layer of ball fuel rods of another layer of fuel rods, only well-defined preferred positions arise (respectively, in the center between the four lower-level ball rods) , i.e., given positions. Due to this, when loading the active zone, the best placement with the maximum spatial density of ball fuel rods into layers considered at 45 ° with the highest hexagonal stacking density with a theoretically calculated stacking coefficient of 0.74 is inadvertently ensured.
Значительное различие в диаметре шаровых твэлов и диаметре полости создает определенное нарушение порядка по высоте стенок в цилиндрических полостях, однако оно рассматривается как вполне допустимое. Однако в определенных случаях сечение полости и стенка кладки шаровых твэлов могут быть выполнены соразмерными. Так, например, стенка полости может быть выполнена по высоте кратной целому числу диаметров шаровых твэлов и снабжена вертикальными ребрами, что обеспечивает образование около стенки упорядоченных рядов твэлов. Во избежание нежелательных образований неустойчивых рядов по краям (например, расположение твэла верхнего слоя непосредственно над твэлом нижнего слоя) радиусы закруглений канавок, образованных ребрами, выполняются большими радиуса шаровых твэлов. A significant difference in the diameter of ball fuel rods and the diameter of the cavity creates a certain violation of the order of the height of the walls in cylindrical cavities, however, it is considered quite acceptable. However, in certain cases, the cross section of the cavity and the wall of the masonry of ball fuel rods can be made proportionate. So, for example, the cavity wall can be made in height multiple of an integer number of diameters of spherical fuel rods and equipped with vertical ribs, which ensures the formation of ordered rows of fuel rods near the wall. In order to avoid undesirable formation of unstable rows along the edges (for example, the location of the fuel rod of the upper layer directly above the fuel rod of the lower layer), the radii of rounding of the grooves formed by the ribs are made large radii of the ball fuel rods.
На фиг. 1 схематически изображен ядерный реактор согласно изобретению; на фиг. 2 показаны кривые температуры и мощности для таких реакторов в различные моменты времени; на фиг. 3 представлено днище с лунками; на фиг. 4 - частичное сечение восьмиугольной активной зоны; на фиг. 5 - показаны различные формы полости активной зоны с расширяющимся снизу вверх поперечным сечением. In FIG. 1 schematically shows a nuclear reactor according to the invention; in FIG. 2 shows temperature and power curves for such reactors at various points in time; in FIG. 3 shows a bottom with holes; in FIG. 4 is a partial cross section of an octagonal core; in FIG. 5 shows various shapes of the core cavity with a cross section expanding from the bottom up.
Согласно фиг. 1 в резервуаре 1 высокого давления находится графитовый рефлектор 2 с полостью 3, в которую производится засыпка шаровых твэлов 4. Загрузка, соответственно выгрузка твэлов производятся через загрузочную, соответственно разгрузочную трубы 5. Регулирующие стержни 6 пропущены через рефлектор. Твэлы охлаждаются гелием, поступающим снизу, проходящим через верхний сборник 7 и через полость 3 и вытекающим снизу из сборника 8 горячих газов после прохождения через твэлы 4. Полость активной зоны имеет объем 46 м3, получаемая тепловая мощность составляет 200 МВт. В качестве теплоносителя используется гелий, протекающий сверху вниз и нагревающийся от 250 до 700оС. Топливные элементы диаметром 6 см содержат в качестве горючего UO2 в виде частичек с наружным слоем. При начальной загрузке топливными элементами заполняется 1/3 полости активной зоны. Нижние 2/9 объема заполняются шаровыми твэлами с содержанием урана 5% , верхняя 1/9 часть загружается твэлами с содержанием урана 7% . В результате этого достигается критичность. Во время работы реактора понемножку добавляются элементы с содержанием урана 10,7% . Первоначально загрузка производится из расчета 350 шаровых твэлов в день, а к концу рабочего периода - 210 шаровых твэлов в день. Это количество определяется требованием непрерывного поддержания критичности в реакторе. Через 611 дн работы при полной нагрузке реактор полностью заполнен и должен быть разгружен. Выгорание составляет в среднем 74 МВт/кг, максимально 150 МВт/кг.According to FIG. 1, a
Распределение мощностей в осевом направлении сначала равномерно и симметрично. В ходе заполнения максимум перемещается в верхнюю зону, в которой находятся свежезагруженные шаровые твэлы (см. фиг. 2). Максимум температуры топлива изменяется во время рабочего периода от 735 до 910оС, однако все время он остается значительно ниже допустимого максимального значения 1250оС. При моделировании аварийного режима, при котором предполагается, что гелий вытекает из реактора, расчет дал максимальную температуру 2005оС. Изменение расчетных параметров реактора, у которого центральная графитовая колонна имеет радиус 85 см и соответственно радиус полости увеличен на 22 см, получают снижение максимальной температуры топлива в аварийном режиме до 1430оС. При такой пониженной максимальной температуре предотвращается диффузия продуктов расщепления из частичек с наружным слоем.The power distribution in the axial direction is initially uniform and symmetrical. During filling, the maximum moves to the upper zone, in which there are freshly loaded ball fuel rods (see Fig. 2). Maximum fuel temperature varies during a working period of 735 to 910 ° C, but all the time it remains significantly below the allowable maximum value of 1250 C. In the simulation, the emergency mode, where it is assumed that helium leaks from the reactor, the calculation given maximum temperature of 2005 C. Changing the design parameters of the reactor, in which the central graphite column has a radius of 85 cm and, accordingly, the radius of the cavity is increased by 22 cm, get a decrease in the maximum temperature of the fuel in emergency mode to 1430 about C. At such a reduced maximum temperature, diffusion of the cleavage products from particles with the outer layer is prevented.
На фиг. 3 показан пример оптимального размещения шаровых твэлов при помощи лунок в днище полости активной зоны. In FIG. Figure 3 shows an example of the optimal placement of ball fuel rods using holes in the bottom of the cavity of the active zone.
На фиг. 4 в качестве примера показано горизонтальное частичное сечение восьмиугольной активной зоны, ограниченной в зависимости от условий укладки двумя различными типами стенок А и В. Тип А целесообразно снабдить вертикальными ребрами указанного вида, а тип В выполняется гладким или с перпендикулярно расположенными ребрами указанного типа. In FIG. Figure 4 shows, as an example, a horizontal partial section of an octagonal core, limited, depending on the laying conditions, by two different types of walls A and B. It is advisable to provide Type A with vertical ribs of the specified type, and Type B is made smooth or with perpendicular ribs of the specified type.
Точно так же просто выполняются необходимые ребра при прямоугольном, в общем случае при 2n-угольном, сечении полости (N = 2, 3, 4, . . . ). В общем случае целесообразная структура стенок определяется выбранным контуром полости и соответствующей ей упорядоченной укладке шаровых твэлов, в основном она является образующейся двух смешенных относительно друг друга слоев твэлов. Разгрузка боковых стенок, достигаемая в результате упорядоченного расположения твэлов с боковым зазором, может быть получена также за счет расширяющегося снизу вверх сечения активной зоны, как это показано на фиг. 5. При этом поверхность корпуса, выполненная в виде усеченного конуса, может быть расположена под определенным углом к вертикали (угол α ), причем этот угол может составлять 15-45о, предпочтительно 25о (фиг. 5а).In the same way, the necessary edges are easily performed for a rectangular, in the general case for a 2n-angled, section of the cavity (N = 2, 3, 4, ...). In the general case, the appropriate wall structure is determined by the selected contour of the cavity and the corresponding ordered stacking of the spherical fuel rods, basically it is formed of two layers of fuel rods mixed relative to each other. The unloading of the side walls, achieved as a result of the ordered arrangement of the fuel rods with the side gap, can also be obtained by expanding from the bottom up the section of the active zone, as shown in FIG. 5. Moreover, the surface of the housing, made in the form of a truncated cone, can be located at a certain angle to the vertical (angle α), and this angle can be 15-45 about , preferably 25 about (Fig. 5A).
Более предпочтительным вариантом является вариант, когда в нижней части активной зоны, например в нижней трети зоны, угол наклона стенки больше угла наклона в верхней части активной зоны (см. фиг. 5Б), причем особенно предпочтительно выбирать угол 45о в нижней части и угол 25о в верхней части.A more preferred option is when in the lower part of the core, for example in the lower third of the zone, the angle of inclination of the wall is greater than the angle of inclination in the upper part of the core (see Fig. 5B), and it is particularly preferable to choose an angle of 45 about the bottom 25 about at the top.
Оптимальным вариантом является вариант, когда вертикальное сечение имеет такой изгиб, что все перпендикулярно действующие на стенки резервуара компоненты сил на всех высотах равны между собой. Это достигается за счет выбора радиуса изгиба поперечного сечения полости, определяемого приблизительно по формуле
R = Ro - a (Z - Zo)2 (см. фиг. 5b), где R - расстояние до средней оси полости активной зоны; Rо - радиус на поверхности засыпки шариковых твэлов; Z - высота, Zо - высота у поверхности засыпки; а определяется расчетным путем из допустимой для стенок нагрузки. (56) Atomwelschaft, 1966, N 5, с. 218-271.The best option is when the vertical section has such a bend that all the force components perpendicular to the walls of the tank are equal at all heights. This is achieved by choosing the bending radius of the cross section of the cavity, determined approximately by the formula
R = R o - a (Z - Z o ) 2 (see Fig. 5b), where R is the distance to the middle axis of the cavity of the active zone; R about the radius on the surface of the filling of ball fuel rods; Z - height, Z about - height at the surface of the backfill; and is determined by calculation from the allowable load for the walls. (56) Atomwelschaft, 1966, No. 5, p. 218-271.
Claims (18)
1. Способ эксплуатации ядеpного pеактоpа с шаpовыми тепловыделяющими элементами, заключающийся в пеpвоначальной загpузке pеактоpа, pаботе на мощности и pазгpузке pеактоpа, отличающийся тем, что, с целью уменьшения стоимости эксплуатации и обслуживания, пеpвоначальную загpузку осуществляют путем частичного заполнения полости pеактоpа тепловыделяющими элементами с содеpжанием ядеpного топлива, соответствующим достижению кpитичности и заданного уpовня мощности, во вpемя pаботы на мощности непpеpывно или квазинепpеpывно заполняют полость тепловыделяющими элементами до компенсации выгоpания делящегося вещества в активной зоне, а пpи pазгpузке выгpужают все отpаботанные тепловыделяющие элементы.METHOD FOR OPERATING A NUCLEAR REACTOR WITH BALL BOIL HEATING ELEMENTS AND A NUCLEAR REACTOR OPERATING THIS METHOD
1. The method of operation of a nuclear reactor with ball heat-generating elements, which consists in the initial loading of the reactor, operation on the power and unloading of the reactor, characterized in that, in order to reduce the cost of operation and maintenance, the initial loading is carried out by partially filling the solid port of the solid fuel corresponding to the achievement of a criticality and a given power level, while working on the power, continuously or quasi-continuously fill the cavity with a heat elements to compensate for the burning of fissile material in the active zone, and when unloaded, all spent fuel elements are unloaded.
R = R0 - a (z - z0)2,
где R - расстояние по перпендикуляру от стенки до оси полости;
R0 - это же расстояние на поверхности засыпки твэлов;
z - высота;
z0 - высота у поверхности засыпки твэлов;
a - коэффициент допустимой нагрузки стенок.18. The reactor according to p. 14, characterized in that the lateral surface of the cavity in a vertical section is made from the condition
R = R 0 - a (z - z 0 ) 2 ,
where R is the perpendicular distance from the wall to the axis of the cavity;
R 0 is the same distance on the surface of the fuel rods;
z is the height;
z 0 is the height at the surface of the fuel rods;
a - coefficient of permissible wall load.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU853953192A RU2010365C1 (en) | 1985-09-20 | 1985-09-20 | Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU853953192A RU2010365C1 (en) | 1985-09-20 | 1985-09-20 | Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2010365C1 true RU2010365C1 (en) | 1994-03-30 |
Family
ID=21197226
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU853953192A RU2010365C1 (en) | 1985-09-20 | 1985-09-20 | Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2010365C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2113718C1 (en) * | 1996-05-22 | 1998-06-20 | Виктор Константинович Ляпидевский | Method measuring radioactivity of gases by alpha radiation, specifically, radioactivity of air carrying radon and thoron |
| RU2317597C1 (en) * | 2006-05-29 | 2008-02-20 | Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor and its operating process |
| RU2475869C1 (en) * | 2012-02-15 | 2013-02-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method |
| RU2668230C1 (en) * | 2018-03-05 | 2018-09-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Fast neutron nuclear reactor with liquid metal coolant |
-
1985
- 1985-09-20 RU SU853953192A patent/RU2010365C1/en active
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2113718C1 (en) * | 1996-05-22 | 1998-06-20 | Виктор Константинович Ляпидевский | Method measuring radioactivity of gases by alpha radiation, specifically, radioactivity of air carrying radon and thoron |
| RU2317597C1 (en) * | 2006-05-29 | 2008-02-20 | Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor and its operating process |
| RU2475869C1 (en) * | 2012-02-15 | 2013-02-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Nuclear reactor with pressure water with active zone based on coated particles, and its operation implementation method |
| RU2668230C1 (en) * | 2018-03-05 | 2018-09-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Fast neutron nuclear reactor with liquid metal coolant |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN109509562B (en) | Core structure, molten salt pebble bed reactor and fuel management and core loading method of molten salt pebble bed reactor | |
| US3349004A (en) | Nuclear reactor fuel bundle | |
| Reutler et al. | The modular high-temperature reactor | |
| CN209496626U (en) | Core Structure and Molten Salt Pebble Bed Reactor | |
| US20020080908A1 (en) | Reactor core and method for operating nuclear reactor | |
| US6865245B2 (en) | Guide ring to control granular mixing in a pebble-bed nuclear reactor | |
| WO2009097037A2 (en) | High power density liquid-cooled pebble-channel nuclear reactor | |
| US3211621A (en) | Heterogeneous breeder or converter type neutronic reactor | |
| US4761260A (en) | Nuclear power plant with a high temperature reactor located in a cylindrical prestressed concrete pressure vessel | |
| US3475272A (en) | Gas-cooled fast reactor | |
| RU2010365C1 (en) | Nuclear reactor with globular heat generating elements and method for it attaining to operating | |
| WO2007022688A1 (en) | Regular bed modular high temperature gas cooled reactor and its fuel ball disposition method | |
| US4695423A (en) | Method for loading, operating, and unloading a ball-bed nuclear reactor | |
| US5017333A (en) | Multi-region reactor core pebble bed high temperature gas reactor | |
| US5051230A (en) | Nuclear reactor of a ball-bed type for batch-wise use of core fuel balls replaced by a new batch at relatively long intervals | |
| US3227620A (en) | Gas cooled nuclear reactor having removable fuel tube assemblies disposed in mass of granular moderator | |
| CA1251872A (en) | Method and apparatus for loading a ball-bed nuclear reactor | |
| Tian | A new ordered bed modular reactor concept | |
| US5171522A (en) | Fuel design for high power density forced circulation boiling water reactor | |
| CN113795893A (en) | Nuclear fuel assembly for a pressurized-water reactor and nuclear reactor core comprising such an assembly | |
| US2807581A (en) | Neutronic reactor | |
| JP2003533683A (en) | Monolithic fuel element and fast spectral boiling water reactor using said element | |
| US2872399A (en) | Self-reactivating neutron source for a neutronic reactor | |
| US3703437A (en) | Means for supporting fissile material in a nuclear reactor | |
| US4415525A (en) | Heterogeneous gas core reactor |