RU2179755C1 - Fuel element load cycling channel - Google Patents
Fuel element load cycling channel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2179755C1 RU2179755C1 RU2000120981/06A RU2000120981A RU2179755C1 RU 2179755 C1 RU2179755 C1 RU 2179755C1 RU 2000120981/06 A RU2000120981/06 A RU 2000120981/06A RU 2000120981 A RU2000120981 A RU 2000120981A RU 2179755 C1 RU2179755 C1 RU 2179755C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- channel
- absorber
- fuel elements
- reactor
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 77
- 230000001351 cycling effect Effects 0.000 title claims abstract description 8
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 36
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 abstract description 6
- 230000004907 flux Effects 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 10
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 10
- 238000011160 research Methods 0.000 description 6
- 125000004122 cyclic group Chemical group 0.000 description 5
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 4
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 4
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 4
- BDOSMKKIYDKNTQ-OUBTZVSYSA-N Cadmium-113 Chemical compound [113Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 3
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 229910000712 Boron steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 238000012216 screening Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке твэлов реакторов и обосновании их работоспособности в условиях циклических нагрузок. The invention relates to the field of nuclear energy and can be used in the development of fuel rods of reactors and the rationale for their performance under cyclic loads.
Современные энергетические реакторы работают в основном в стационарном (базовом) режиме, а пики нагрузок в электрических системах отрабатываются тепловыми станциями, сжигающими органическое топливо. Modern power reactors operate mainly in a stationary (base) mode, and peak loads in electrical systems are worked out by thermal stations burning organic fuel.
Работа современных АЭС в базовом режиме обусловлена еще недостаточным ресурсом твэлов при их работе в режиме циклического изменения мощности. The operation of modern nuclear power plants in the basic mode is due to an insufficient resource of fuel rods during their operation in the mode of cyclic power change.
Поэтому является актуальной задача о разработке твэлов, обладающих большим ресурсом работы в режиме циклического изменения мощности. Therefore, the urgent task of developing fuel rods with a large resource in the mode of cyclic power changes.
При этом является важным проведение исследований по работоспособности твэлов в таком режиме, которые осуществляются обычно на исследовательских реакторах в специальных каналах. At the same time, it is important to conduct studies on the operability of fuel rods in this mode, which are usually carried out at research reactors in special channels.
Известны конструкции исследовательских каналов, в которых мощность ТВС изменяется путем введения в канал подвижных поглотителей, перемещаемых вдоль оси канала, или введением в канал раствора с поглотителем /1/. Designs of research channels are known in which the fuel assembly power is changed by introducing movable absorbers moving along the channel axis into the channel or introducing a solution with an absorber into the channel / 1 /.
Периодическое возвратное перемещение вдоль оси канала поглотителя, размещенного в нем, обеспечивает циклическое изменение мощности твэлов в ТВС. Periodic return movement along the axis of the channel of the absorber located in it provides a cyclic change in the power of the fuel rods in the fuel assembly.
Однако перемещение поглотителя по высоте активной зоны приводит к изменению реактивности и деформации нейтронного поля в реакторе. However, the movement of the absorber along the height of the active zone leads to a change in the reactivity and deformation of the neutron field in the reactor.
Изменение реактивности выводит реактор из стационарного критического состояния, что требует одновременной отработки штатной системы СУЗ для своевременного возврата реактора в критическое состояние. A change in reactivity removes the reactor from a stationary critical state, which requires the simultaneous development of a regular CPS system for the timely return of the reactor to a critical state.
Такое ужесточение условий работы СУЗ исследовательского реактора снижает его безопасность. Such a tightening of the operating conditions of the CPS of a research reactor reduces its safety.
Кроме того, изменение формы поля нейтронов в реакторе ухудшает условия проведения других экспериментов в остальной части активной зоны. In addition, a change in the shape of the neutron field in the reactor worsens the conditions for other experiments in the rest of the core.
Решаемая техническая задача состояла в создании канала для циклирования нагрузки твэлов без изменения реактивности и деформации нейтронного поля реактора. The technical task to be solved was to create a channel for cycling the load of fuel elements without changing the reactivity and deformation of the neutron field of the reactor.
Сущность изобретения состоит в том, что предлагается конструкция исследовательского канала, в котором по оси канала стационарно размещены два поглотителя нейтронов, имеющих внутреннюю полость, отстоящих друг от друга на расстоянии, не превышающем половины длины твэлов, а подвижная ТВС по перемещению ограничена двумя положениями, при которых в верхнем поглотителе размещена одна, а в нижнем поглотителе -вторая половина твэлов. The essence of the invention lies in the fact that the design of the research channel is proposed, in which two neutron absorbers having an internal cavity are spaced apart along the channel axis at a distance not exceeding half the length of the fuel rods, and the moving fuel assembly is limited by two positions when moving which is located in the upper absorber, and the second half of the fuel rods in the lower absorber.
Работа канала иллюстрируется чертежами. На них в корпусе канала (1) расположена ТВС с твэлами (2), которая перемещается штоком (3), связанным с приводом. The operation of the channel is illustrated by drawings. On them in the channel housing (1) is a fuel assembly with fuel rods (2), which is moved by the rod (3) associated with the drive.
Верхний поглотитель (4) и нижний поглотитель (5) имеют внутреннюю полость, в которую вводится ТВС. The upper absorber (4) and the lower absorber (5) have an internal cavity into which fuel assemblies are introduced.
На фиг.1 изображено состояние канала (1), в котором ТВС (2) находится в нижнем положении. При этом нижняя половина длины твэлов расположена в нижнем поглотителе (5), а верхняя половина длины твэлов расположена в пространстве между поглотителями (4,5). Figure 1 shows the state of the channel (1), in which the fuel assembly (2) is in the lower position. In this case, the lower half of the length of the fuel rods is located in the lower absorber (5), and the upper half of the length of the fuel rods is located in the space between the absorbers (4,5).
В этом положении ТВС (2) нижняя половина твэлов находится во внутренней полости нижнего поглотителя (5). In this position, the fuel assembly (2) the lower half of the fuel rods is located in the inner cavity of the lower absorber (5).
Поглотитель (5) экранирует твэлы от внешнего нейтронного потока нейтронов и существенно снижает мощность в нижней части твэлов ТВС. В то же время верхняя половина длины твэлов расположена в пространстве между поглотителями (4,5). Эта часть твэлов облучается внешним потоком нейтронов. В ней генерируется максимальная мощность. The absorber (5) shields the fuel rods from the external neutron flux of neutrons and significantly reduces the power in the lower part of the fuel rods. At the same time, the upper half of the length of the fuel rods is located in the space between the absorbers (4,5). This part of the fuel rods is irradiated with an external neutron flux. It generates maximum power.
Следовательно, в этом положении ТВС верхняя половина твэлов генерирует максимальную мощность, а нижняя половина твэлов, заэкранированная поглотителем, имеет минимальную мощность. Therefore, in this position of the fuel assembly, the upper half of the fuel rods generates maximum power, and the lower half of the fuel rods shielded by the absorber has a minimum power.
Перемещение ТВС в верхнее положение (фиг.2) приводит к противоположной ситуации. В этом случае верхняя половина длины твэлов заэкранирована верхним поглотителем (4), в ней генерируется минимальная мощность. Moving fuel assemblies to the upper position (figure 2) leads to the opposite situation. In this case, the upper half of the length of the fuel rods is shielded by the upper absorber (4), the minimum power is generated in it.
Нижняя половина длины твэлов в этом случае будет генерировать максимальную мощность. The lower half of the length of the fuel rods in this case will generate maximum power.
Таким образом, путем перемещения ТВС из нижнего положения в верхнее положение меняется мощность в верхней и нижней частях твэлов от максимальной до минимальной для верхней части твэлов и от минимальной до максимальной для нижней части. Thus, by moving the fuel assemblies from the lower position to the upper position, the power in the upper and lower parts of the fuel rods changes from maximum to minimum for the upper part of the fuel rods and from minimum to maximum for the lower part.
Перемещение ТВС в исходное нижнее положение соответственно возвращает в исходное положение распределение мощности по высоте твэлов. Так реализуется один цикл изменения мощности в ТВС. Moving a fuel assembly to its initial lower position accordingly returns to its initial position the power distribution over the height of the fuel rods. So one cycle of power change in a fuel assembly is realized.
При симметричном нейтронном поле по высоте активной зоны в интервале перемещения ТВС оба высотных участка твэлов будут проявлять себя одинаково. With a symmetric neutron field along the height of the active zone in the interval of fuel assembly displacement, both high-altitude sections of fuel elements will manifest themselves identically.
Следовательно, циклическое перемещение ТВС по высоте не будет вызывать изменения реактивности и изменения распределения нейтронного потока по высоте активной зоны. Consequently, the cyclic movement of fuel assemblies in height will not cause changes in reactivity and changes in the distribution of the neutron flux over the height of the active zone.
Перемещение ТВС в рассматриваемом варианте конструкции осуществляется путем связи с поршнем, размещенным в верхней части канала в цилиндре, к которому с двух сторон подведены трубопроводы, подающие воду для перемещения поршня. The movement of fuel assemblies in this design option is carried out by communication with a piston located in the upper part of the channel in the cylinder, to which pipelines supplying water to move the piston are connected from two sides.
Эти трубопроводы, как и трубопроводы, обеспечивающие охлаждение ТВС и поглощающих цилиндров, выводятся через верхнюю головку канала. These pipelines, as well as pipelines providing cooling of fuel assemblies and absorbing cylinders, are discharged through the upper channel head.
Эти трубопроводы направляются к специальному оборудованию, размещенному вне реактора, с помощью которого осуществляется управление работой канала и контроль за уровнем температуры внутри канала. Для этой цели внутри канала установлен ряд термопар. These pipelines are sent to special equipment located outside the reactor, with the help of which the channel is controlled and the temperature level inside the channel is controlled. For this purpose, a number of thermocouples are installed inside the channel.
Временной график циклирования мощности участков твэлов зависит от графика перемещения ТВС по испытательному участку ТВС. The time schedule for cycling the power of fuel element sections depends on the schedule for the movement of fuel assemblies along the test section of fuel assemblies.
Вариантные расчеты реактора AM Первой АЭС с подобным исследовательским каналом показали на неизменность реактивности и неизменность формы поля тепловыделения в соседних ТВС при циклировании мощности испытуемых твэлов. Variant calculations of the AM reactor of the First NPP with a similar research channel showed that the reactivity is constant and the shape of the heat field in the adjacent fuel assemblies remains unchanged when the power of the tested fuel rods is cycled.
В расчетах в качестве поглотителя нейтронов рассматривался листовой кадмий, свернутый в цилиндр и очехлованный сталью. Возможно использование и других поглотителей, в частности бористой стали. In the calculations, a cadmium sheet rolled into a cylinder and coated with steel was considered as a neutron absorber. It is possible to use other absorbers, in particular boron steel.
Активная зона реактора AM Первой АЭС имеет высоту 170 см. Это ограничивало максимальную длину испытуемых твэлов. В рассматриваемой конструкции длина участка между поглотителями примерно равна длине поглотителей. Поэтому для реактора AM максимальное расстояние между поглотителями составляет примерно 50 см. The active zone of the AM reactor of the First NPP has a height of 170 cm. This limited the maximum length of the tested fuel rods. In this design, the length of the section between the absorbers is approximately equal to the length of the absorbers. Therefore, for the AM reactor, the maximum distance between the absorbers is approximately 50 cm.
В расчетах варьировалось расстояние между поглотителями и толщина слоя кадмия. Для варианта с δCd= 1мм и при расстоянии между поглотителями l=30 см данные для мощности экспериментальной ТВС приведены в табл. 1.In the calculations, the distance between the absorbers and the thickness of the cadmium layer were varied. For the variant with δ Cd = 1 mm and for the distance between the absorbers l = 30 cm, the data for the power of the experimental fuel assemblies are given in Table. 1.
Экспериментальная ТВС имела три стержневых твэла, в поперечном сечении характерных для реактора ВВЭР-1000. The experimental fuel assembly had three rod fuel elements in cross section typical of the WWER-1000 reactor.
Из таблицы видно, что в обоих положениях ТВС ее полная мощность и мощности ее частей остаются одинаковыми. Кроме того видно, что экран с толщиной кадмиевого слоя δCd= 1мм снижает тепловыделение более чем в три раза. Это означает, что при перемещении ТВС мощность двух участков твэлов изменяется примерно в три раза. На свободном участке твэлов мощность составляет 13,2 кВт, а мощность участка, размещенного внутри экрана, равна 4,2 кВт.The table shows that in both positions of the fuel assembly its full power and the power of its parts remain the same. In addition, it can be seen that a screen with a cadmium layer thickness of δ Cd = 1 mm reduces heat release by more than three times. This means that when moving a fuel assembly, the power of two sections of fuel rods changes approximately three times. On a free site of fuel elements, the power is 13.2 kW, and the power of the site located inside the screen is 4.2 kW.
В процессе работы экспериментального канала будет происходить выгорание урана в исследуемых твэлах и выгорание поглотителя в цилиндрических экранах. During the operation of the experimental channel, uranium will burn out in the fuel rods under study and the absorber will burn out in cylindrical shields.
Результаты расчета приведены в табл. 2 и 3. The calculation results are given in table. 2 and 3.
Следовательно, в процессе работы мощность экспериментального канала меняется мало. Therefore, during operation, the power of the experimental channel changes little.
Основным поглотителем нейтронов в природном кадмии является изотоп кадмий-113. Именно он наиболее заметно выгорает в процессе работы канала. В табл. 3 приведены относительные значения, характеризующие выгорание кадмия-113. Они показывают, что за время работы канала в течение примерно одного года кадмий-113 выгорает на 13%. The main neutron absorber in natural cadmium is the cadmium-113 isotope. It is he who most noticeably burns out during the operation of the channel. In the table. 3 shows the relative values characterizing the burnout of cadmium-113. They show that over the course of approximately one year of operation of the channel, cadmium-113 burns out by 13%.
Однако экранирующее действие цилиндрических поглотителей снижается меньше. Это обстоятельство иллюстрируется данными табл. 4. However, the shielding effect of cylindrical absorbers is reduced less. This circumstance is illustrated by the data in table. 4.
Следовательно, за время испытания Тэф≈300-400 суток экранирующее действие поглотителей остается практически неизменным. Therefore, during the test Teff≈300-400 days, the screening effect of the absorbers remains almost unchanged.
Наличие двух поглотителей по высоте канала и осевая неравномерность распределения тепловыделения в самом реакторе приводят к некоторой неравномерности тепловыделения на экспериментальном участке твэлов. В рассматриваемом случае неравномерность тепловыделения составляет 6%. Эта величина получена путем деления максимального значения линейной мощности твэла q1= 155,9 Bт/см на среднее значение
В серийном реакторе ВВЭР-1000 среднее значение
In a VVER-1000 series reactor, the average value
Таким образом, рассматриваемый канал обеспечивает возможность проведения испытания твэлов, в частности, твэлов реактора ВВЭР-1000 в режиме циклирования их мощности. При этом обеспечивается стабильность реактора-испытателя путем сохранения неизменным его критического состояния при перемещении экспериментальной ТВС по высоте канала и сохранения пространственного распределения потока нейтронов в нем. Thus, the channel under consideration provides the possibility of testing fuel rods, in particular, fuel rods of the VVER-1000 reactor in the mode of cycling their power. This ensures the stability of the test reactor by maintaining its critical state unchanged when moving the experimental fuel assembly along the height of the channel and maintaining the spatial distribution of the neutron flux in it.
Источники информации
1. Г. А. Бать и др. "Исследовательские ядерные реакторы". М.:Атомиздат, 1972г., с. 88.Sources of information
1. G. A. Bat and others. "Research nuclear reactors." M.: Atomizdat, 1972, p. 88.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000120981/06A RU2179755C1 (en) | 2000-08-15 | 2000-08-15 | Fuel element load cycling channel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000120981/06A RU2179755C1 (en) | 2000-08-15 | 2000-08-15 | Fuel element load cycling channel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2179755C1 true RU2179755C1 (en) | 2002-02-20 |
Family
ID=20238894
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000120981/06A RU2179755C1 (en) | 2000-08-15 | 2000-08-15 | Fuel element load cycling channel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2179755C1 (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4227967A (en) * | 1977-06-03 | 1980-10-14 | Electric Power Research Institute, Inc. | Method and apparatus for reducing the power level in a nuclear reactor during temperature transient |
| EP0103249A2 (en) * | 1982-09-06 | 1984-03-21 | Hitachi, Ltd. | Operating method of boiling water reactor |
| WO1994005013A1 (en) * | 1992-08-21 | 1994-03-03 | Siemens Aktiengesellschaft | Control column consisting of a fuel element and an absorber element for a nuclear reactor |
-
2000
- 2000-08-15 RU RU2000120981/06A patent/RU2179755C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4227967A (en) * | 1977-06-03 | 1980-10-14 | Electric Power Research Institute, Inc. | Method and apparatus for reducing the power level in a nuclear reactor during temperature transient |
| EP0103249A2 (en) * | 1982-09-06 | 1984-03-21 | Hitachi, Ltd. | Operating method of boiling water reactor |
| WO1994005013A1 (en) * | 1992-08-21 | 1994-03-03 | Siemens Aktiengesellschaft | Control column consisting of a fuel element and an absorber element for a nuclear reactor |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| БАТЬ Г.А. и др. Исследовательские ядерные реакторы. - М.: Атомиздат, 1972, с.88. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Sun et al. | Conceptual design and analysis of a multipurpose micro nuclear reactor power source | |
| Dubberley et al. | SuperPRISM oxide and metal fuel core designs | |
| EA019989B1 (en) | FUEL ASSEMBLY OF A LUNG-WATER NUCLEAR REACTOR (OPTIONS) AND A LIGHT-WATER NUCLEAR REACTOR | |
| KR102152188B1 (en) | Thorium fuel based space reactor core and nuclear reactor having the same | |
| Lommers et al. | Passive heat removal impact on AREVA HTR design | |
| KR102615657B1 (en) | Nuclear fuel containing neutron absorber mixture | |
| Bloore | Reactor physics assessment of thick silicon carbide clad PWR fuels | |
| Chen et al. | Steady-state thermal fluids analysis for the HTR-PM equilibrium core | |
| JP2000019280A (en) | Light water cooled reactor core and operating method of the reactor | |
| Sasa | Design of J-PARC transmutation experimental facility | |
| Bostelmann et al. | Criticality calculations of the very high temperature reactor critical assembly benchmark with serpent and SCALE/KENO-VI | |
| Gou et al. | Preliminary phenomena identification and ranking tables on the subject of the High Temperature Gas-cooled Reactor-Pebble Bed Module thermal fluids and accident analysis | |
| RU2179755C1 (en) | Fuel element load cycling channel | |
| Yapıcı et al. | Neutronic analysis of PROMETHEUS reactor fueled with various compounds of thorium and uranium | |
| Hursin et al. | Impact of improved neutronic methodology on the cladding response during a PWR reactivity initiated accident | |
| US20090238321A1 (en) | Nuclear power plant with actinide burner reactor | |
| KR101694409B1 (en) | Nuclear reactor core for thorium breeding and method of using thereof | |
| Şahın et al. | Fusion breeder with enhanced safeguarding capabilities against nuclear weapon proliferation | |
| Irwanto et al. | Decay heat removal without forced cooling on a small simplified PBR with an accumulative fuel loading scheme | |
| Yapıcı et al. | Power flattening in Prometheus breeder reactor using nuclear fuel and waste actinide | |
| Khan et al. | Reactor physics calculations and their experimental validation for conversion and upgrading of a typical swimming pool type research reactor | |
| KR101633493B1 (en) | NUCLEAR REACTOR CORE HAVING A MULTIPLE FISSILE LAYER AnD NUCLEAR REACTOR HAVING THE SAME | |
| US4274922A (en) | Nuclear reactor shield including magnesium oxide | |
| Sembiring et al. | Validation of BATAN-3DIFF code on 3-D model of the IAEA 10 MWth benchmark core for partially-inserted control rods | |
| Hussein et al. | Effect of core configuration on the burnup calculations of MTR research reactors |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20170816 |