ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
FUEL ASSEMBLY FOR NUCLEAR REACTOR

ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Настоящее изобретение относится к тепловыделяющей сборке для ядерного реактора и ее применению. Тепловыделяющая сборка содержит пучок топливных стержней, расположенных так, что топливные стержни разнесены и простираются параллельно друг другу. Этот пучок содержит первую группу топливных стержней и вторую группу топливных стержней. Каждый топливный стержень содержит трубчатую оболочку и топливную стопку, содержащую топливные таблетки, заключенные внутри трубчатой оболочки. По меньшей мере основная часть топливной стопки содержит ядерный делящийся материал, содержащий плутоний и торий. Упомянутая основная часть топливной стопки в топливных стержнях имеет осевое отверстие, простирающееся вдоль продольной оси топливного стержня.
ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Для выработки энергии в ядерных реакторах на тепловых нейтронах может быть использован торий-232. Сам по себе торий-232 не является делящимся материалом, и поэтому сам по себе не может быть использован в реакторе на тепловых нейтронах. Однако торий-232 может быть использован в реакторе на тепловых нейтронах путем размещения тория-232 совместно с делящимся материалом, таким как уран-233, уран-235 или плутоний-239, обеспечивающим нейтроны, которые при поглощении торием-232 будут превращать его в уран-233, который является делящимся топливным материалом. В частности, торий-232 позволяет использовать плутоний для производства энергии, и в этом случае ядерное топливо содержит смесь оксидов тория и плутония, называемую «Th-MOX».
С нейтронной точки зрения основное различие между Th-MOX и обычным урановым оксидным (UOX) топливом состоит в том, что оптимальное отношение числа атомов водорода к числу атомов тяжелых металлов («коэффициент замедления») для Th-MOX-топлива значительно выше, чем для обычного UOX-топлива.
Th-МОХ-топливо может быть включено в обычную конструкцию тепловыделяющей сборки, но при этом оно не будет использоваться оптимально в связи с различием в оптимальном коэффициенте замедления между Th-MOX и обычным UOX-топливом. Вместо этого тепловыделяющая сборка, использующая Th-MOX, должна быть модифицирована по сравнению с обычной конструкцией тепловыделяющей сборки в плане увеличения коэффициента замедления. Это может быть достигнуто за счет большего расстояния между топливными стержнями, меньшего количества топливных стержней, меньшего диаметра топливных стержней, за счет добавления водных каналов и т.п.
Проблема, связанная с такой модифицированной конструкцией тепловыделяющей сборки, состоит в том, что эксплуатационные термогидравлические условия адаптированной тепловыделяющей сборки отличаются от эксплуатационных условий тепловыделяющей сборки обычного легководного реактора. Поэтому модифицированная конструкция требует масштабных и дорогостоящих термогидравлических экспериментов и модификаций конструкции с целью обеспечения безопасного использования тепловыделяющей сборки и предотвращения нежелательных явлений, таких как поперечный поток между соседними тепловыделяющими сборками. Даже если масштабные термогидравлические эксперименты будут проведены, владельцы реакторов и руководство могут отклонить внедрение модифицированной топливной конструкции в обычные реакторы в связи с этими различными условиями эксплуатации, в особенности при использовании вместе с обычными тепловыделяющими сборками с UOX.
Замедление не является постоянным в пределах тепловыделяющей сборки. В частности, расположение с определенным интервалом между тепловыделяющими сборками в реакторе приводит к тому, что топливные стержни на периферии в обычной конструкции имеют более высокий коэффициент замедления по сравнению с центральными стержнями. Эта неравномерность коэффициента замедления, как правило, компенсируется за счет распределения содержания делящегося материала топливных стержней, позволяющего получить более низкое содержание делящегося материала на периферии топливных стержней. Это усложняет производство топлива, в особенности, когда речь идет о смешанном оксидном топливе.
Патент US 2010/0254847 A1 раскрывает кольцевую таблетку ядерного топлива и способ изготовления кольцевой таблетки ядерного топлива. Топливные таблетки могут быть изготовлены из смешанных оксидов плутония и тория.
Патент JP 11258374 A раскрывает кольцевую топливную таблетку, содержащую плутоний и торий.
Патент US 4687629 раскрывает топливный блок с топливными стержнями, содержащими кольцевые топливные таблетки из UOX. Каждая из кольцевых топливных таблеток некоторых топливных стержней имеет кольцевое пространство первого размера. С другой стороны, каждая из кольцевых топливных таблеток других топливных стержней имеет кольцевое пространство второго размера, чтобы обеспечить использование одного обогащенного U-235.
ЗАДАЧА И СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Задачей настоящего изобретения является улучшение эффективности использования делящегося плутония в Th-MOX-топливе для применения в тепловыделяющей сборке той же конструкции, которой обладает тепловыделяющая сборка для обычного UOX-топлива, с одновременным контролем профилей мощности и температуры в тепловыделяющей сборке. Улучшение эффективности использования понимается в том смысле, что на килограмм загруженного плутония может быть произведено больше энергии.
Эта задача достигается с помощью тепловыделяющей сборки для ядерного реактора по п. 1 формулы изобретения. Эта тепловыделяющая сборка отличается тем, что основная часть топливной стопки каждого топливного стержня упомянутой первой группы топливных стержней имеет первое осевое отверстие в топливных таблетках, образующее первый объем, а упомянутая основная часть топливной стопки каждого топливного стержня упомянутой второй группы топливных стержней имеет второе осевое отверстие в топливных таблетках, образующее второй объем, при этом первый и второй объемы являются различными.
Под осевым отверстием, таким образом, подразумевается общий объем отверстий в топливных таблетках, расположенных в основной части в соответствующем топливном стержне.
Равенство первого или второго объема нулю также находится в пределах объема настоящего изобретения. Однако, в соответствии с одним вариантом осуществления, как первый, так и второй объемы больше нуля.
Применение отверстий улучшает эффективность использования делящегося плутония в качестве делящегося компонента Th-MOX в обычных конструкциях тепловыделяющих сборок с UOX и устраняет необходимость разработки модифицированной конструкции тепловыделяющих сборок и проведения соответствующих термогидравлических экспериментов. Кроме того, благодаря обеспечению первого осевого отверстия в первой группе топливных стержней с объемом, отличным от объема второго осевого отверстия во второй группе топливных стержней, коэффициент замедления (и, таким образом, профиль мощности) или, в качестве альтернативы, изменение температуры топлива могут быть сбалансированы внутри тепловыделяющей сборки.
«Основная часть» означает здесь, как и в соответствии с обычным значением, целевую часть. Под целевой частью топливной стопки понимается большая часть топливной стопки, т.е. более 50% топливной стопки. Основной частью предпочтительно является вся часть топливной стопки, которая содержит делящийся материал, содержащий плутоний и торий, которая предпочтительно представляет собой топливную стопку кроме так называемых бланкетных таблеток. Таким образом, основной частью предпочтительно является часть, которая содержит ядерный топливный материал.
232
Следует также отметить, что Th присутствует преимущественно в виде Th, называемого обычно воспроизводящим материалом (нежели делящимся материалом), который может быть преобразован в делящийся материал.
239
В том числе следует отметить, что используемый в топливе Pu предпочтительно получен из переработанного ядерного топлива или разукомплектованного ядерного оружия и может иметь любой изотопный состав, характерный для этих источников. Как правило, Pu будет преобладающим изотопом, но также могут присутствовать и другие изотопы Pu, как делящиеся, так и воспроизводящие.
Как должно быть понятно специалисту в области техники, определяемая тепловыделяющая сборка относится к новой тепловыделяющей сборке, подлежащей использованию в ядерном реакторе. В ходе использования некоторые изотопы превращаются в другие изотопы (или другие элементы), в результате чего доля, например, делящегося изотопа(ов) изменяется и появляется несколько новых изотопов.
Как было указано выше, ядерный реактор предпочтительно является реактором на тепловых нейтронах.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения топливные стержни второй группы в среднем расположены на периферии топливных стержней первой группы. Соответственно, первая группа топливных стержней относится к топливным стержням, расположенным ближе к центру, а вторая группа топливных стержней относится топливным стержням, расположенным ближе к периферии.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения первый объем больше второго объема.
Благодаря обеспечению топливной стопки первой группы топливных стержней с большим объемом первого осевого отверстия, чем объем второго осевого отверстия топливной стопки из топливных таблеток второй группы топливных стержней, коэффициент замедления топливных стержней первой группы становится более близким по значению к коэффициенту замедления второй группы топливных стержней. В результате чего профиль мощности в начале срока службы тепловыделяющей сборки становится более равномерным, что уменьшает необходимость распределения содержания делящегося материала. Кроме того, эффективность использования делящегося плутония улучшается без какой-либо модификации конструкции тепловыделяющей сборки.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения первый объем находится в диапазоне 1-90% от объема соответствующей топливной стопки с таблетками без осевого отверстия.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения второй объем находится в диапазоне 0-50% от объема соответствующей топливной стопки с таблетками без осевого отверстия.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения первый объем меньше второго объема.
Также в соответствии с этим вариантом осуществления предпочтительно, чтобы топливные стержни первой группы в среднем располагались в тепловыделяющей сборке ближе к центру, а топливные стержни второй группы в среднем располагались в тепловыделяющей сборке ближе к периферии.
Благодаря обеспечению топливной стопки второй группы топливных стержней с большим объемом осевого отверстия, чем объем осевого отверстия в топливной стопке первой группы топливных стержней, температуры топлива первой группы топливных стержней и второй группы топливных стержней становятся близкими, что уменьшает необходимость распределения содержания делящегося материала. Кроме того, эффективность использования делящегося плутония улучшается без какой-либо модификации конструкции тепловыделяющей сборки.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения первый объем находится в диапазоне 0-50% от объема соответствующей топливной стопки с таблетками без осевого отверстия.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения второй объем находится в диапазоне 1-90% от объема соответствующей топливной стопки с таблетками без осевого отверстия.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения ядерный делящийся материал содержит смесь оксидов урана и плутония.
В соответствии с этой альтернативой ядерный топливный материал, следовательно, также содержит уран. Предпочтительно, чтобы количество урана являлось довольно малым, менее 40%, предпочтительно менее 20% по массе от общей массы ядерного топливного материала.
2
2
2
2
В соответствии с предпочтительным вариантом осуществления ядерный топливный материал, находящийся в тепловыделяющей сборке, содержит 3-40% по массе PuO и 60-97% по массе ThO. Предпочтительно, PuO + ThO составляют по меньшей мере 70%, предпочтительно по меньшей мере 90% по массе от общего количества ядерного топливного материала, который содержит тепловыделяющая сборка.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения упомянутая основная часть топливной стопки содержит добавки по меньшей мере одного из америция, кюрия, нептуния и протактиния.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения торий преимущественно присутствует в виде тория-232.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения плутоний преимущественно присутствует в виде плутония-239.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения упомянутая основная часть топливной стопки главным образом содержит торий.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения упомянутая основная часть топливной стопки содержит плутоний в диапазоне 0-40% и торий в диапазоне 60-100%, а остальное - возможные добавки или примеси (включая кислород, который составляет часть Th-MOX).
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения топливные стержни выполнены так, что конструкция тепловыделяющей сборки является такой же, как и конструкция тепловыделяющей сборки, предназначенной для использования в обычном легководном реакторе с обычным оксидным урановым топливом. Таким образом, топливо, содержащее плутоний и торий, не требует специальных конструкций тепловыделяющих сборок и может быть использовано в конструкциях тепловыделяющих сборок обычных легководных реакторов.
В соответствии с одним вариантом осуществления настоящего изобретения тепловыделяющая сборка содержит третью группу из множества топливных стержней, при этом упомянутая основная часть топливной стопки каждого топливного стержня упомянутой третьей группы топливных стержней имеет третье осевое отверстие в топливных таблетках, образующее третий объем, который является промежуточным по отношению к первому объему и второму объему. Третья группа топливных стержней обеспечивает переход по объему осевого отверстия в топливной стопке.
Предпочтительно, чтобы топливные стержни третьей группы в среднем располагались между топливными стержнями первой и второй групп.
Тепловыделяющая сборка также может содержать более трех групп топливных стержней с отверстиями разных размеров.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения упомянутая основная часть топливной стопки по меньшей мере некоторых топливных стержней имеет две или более секций топливной стопки с топливными таблетками, имеющими разные размеры осевых отверстий. Благодаря обеспечению основной части топливной стопки с различными секциями, имеющими разные размеры отверстий, коэффициент замедления или температура топлива в топливных стержнях могут быть отрегулированы по их длине. Этот вариант осуществления может быть применен к топливным стержням упомянутой первой группы, и/или упомянутой второй группы, и/или упомянутой третьей группы, и/или к любой дополнительной группе топливных стержней.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения упомянутая основная часть топливных таблеток первой группы топливных стержней имеет топливные таблетки с одинаковым размером отверстий, а упомянутая основная часть топливных таблеток второй группы топливных стержней имеет топливные таблетки с одинаковым размером отверстий, но отличным от размера отверстия в таблетках топливных стержней первой группы. Благодаря использованию отверстий одинакового размера для топливных таблеток первой группы топливных стержней и отверстий одинакового размера для топливных таблеток второй группы топливных стержней облегчается изготовление тепловыделяющих сборок.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения отверстия через топливные таблетки являются практически круглыми отверстиями, простирающимися вдоль продольной оси топливных таблеток.
В соответствии с одним из вариантов осуществления настоящего изобретения осевые отверстия заполнены газообразным гелием под давлением. Газообразный гелий улучшает теплопроводность внутри топливного стержня.
Вышеуказанная задача настоящего изобретения также достигается посредством применения тепловыделяющей сборки по любому из предшествующих вариантов осуществления в легководном ядерном реакторе во время функционирования ядерного реактора.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Далее настоящее изобретение будет объяснено более подробно с помощью описания различных вариантов осуществления со ссылкой на прилагаемые чертежи.
На фиг.1 показана тепловыделяющая сборка для ядерного реактора в соответствии с настоящим изобретением.
На фиг.2 изображен топливный стержень для тепловыделяющей сборки, содержащий стопку топливных таблеток.
На фиг.3 показана топливная таблетка топливного стержня с фиг.2.
На фиг.4 показана схема расположения решетки топливных стержней тепловыделяющей сборки в соответствии с первым вариантом осуществления настоящего изобретения.
На фиг.5 показана схема расположения решетки топливных стержней тепловыделяющей сборки в соответствии со вторым вариантом осуществления настоящего изобретения.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ НАСТОЯЩЕГО ИЗОБРЕТЕНИЯ
На фиг.1 показана тепловыделяющая сборка 1 для ядерного реактора в соответствии с настоящим изобретением. Тепловыделяющая сборка 1 содержит пучок 3 топливных стержней 5, при этом топливные стержни 5 расположены так, что топливные стержни разнесены и простираются практически параллельно друг другу. В раскрытом примере тепловыделяющая сборка 1 является сборкой реактора с водой под давлением. Однако следует понимать, что изобретение также применимо к тепловыделяющей сборке 1 для реактора с кипящей водой или к другим типам тепловыделяющих сборок, используемых в легководных реакторах.
Данная тепловыделяющая сборка содержит хвостовик 7 и головку 9. Топливные стержни 5 расположены между хвостовиком 7 и головкой 9. Тепловыделяющая сборка содержит множество разделительных элементов 11, распределенных по длине топливных стержней 5 между хвостовиком 7 и головкой 9. Разделительные элементы 11 удерживают топливные стержни 5 и обеспечивают, чтобы топливные стержни 5 были отделены друг от друга.
На фиг.2 изображен топливный стержень 5 для тепловыделяющей сборки 1. Топливный стержень 5 содержит топливную стопку 12, содержащую цилиндрические топливные таблетки 20, заключенные внутри трубчатой оболочки 15. Топливные таблетки 20 топливной стопки 12 расположены вдоль продольной оси L1 топливного стержня. По меньшей мере основная часть 13 топливной стопки содержит ядерный делящийся материал, содержащий плутоний и торий, который используется для производства тепла в ядерном реакторе. Остальная часть топливной стопки 12 содержит так называемые бланкетные таблетки, которые используются для установки основной части 13 топливной стопки 12 в трубчатую оболочку 15.
На фиг.3 детально показана одна из цилиндрических топливных таблеток 20 топливного стержня 5 с фиг.2. Топливная таблетка 20 состоит из ядерного делящегося материала, содержащего плутоний и торий. Топливная таблетка 20 выполнена с осевым отверстием 21, которое простирается вдоль продольной оси L2 от нижней поверхности до верхней поверхности топливной таблетки 20. В упомянутой основной части 13 топливной стопки 12 топливные таблетки 20 расположены стопкой друг над другом так, что основная часть 13 топливной стопки 12 сформирована с осевым отверстием 22, простирающимся вдоль продольной оси L1 топливного стержня 5.
В раскрытом варианте осуществления основная часть 13 топливной стопки 12 содержит первую секцию 13а топливной стопки и вторую секцию 13b топливной стопки, которые расположены друг на друге. Первая секция 13а топливной стопки и вторая секция 13b топливной стопки содержат топливные таблетки 20 с осевыми отверстиями 21 разных размеров. Благодаря выполнению основной части 13 топливной стопки 12 из разных секций 13а, 13b с разными размерами отверстий замедление или температура топлива топливного стержня 5 могут быть отрегулированы по длине топливных стержней 5.
На фиг.4 показана схема расположения решетки топливных стержней тепловыделяющей сборки 1 в соответствии с первым вариантом осуществления настоящего изобретения. Пучок 3 топливных стержней 5 выполнен в виде решетки. Пучок 3 топливных стержней размещен в тепловыделяющей сборке для реактора с кипящей водой. Пучок 3 топливных стержней 5 содержит первую группу из множества топливных стержней 5а, вторую группу из множества топливных стержней 5b и третью группу из множества топливных стержней 5c. Вторая группа топливных стержней 5b расположена на периферии по отношению к первой группе топливных стержней 5а. Третья группа топливных стержней 5с расположена между первой группой топливных стержней 5а и второй группой топливных стержней 5b.
Тепловыделяющая сборка 1 выполнена так, что упомянутая основная часть 13 топливной стопки 12 каждого топливного стержня 5a первой группы топливных стержней 5а выполнена с первым осевым отверстием 22а, образующим первый объем, а упомянутая основная часть 13 топливной стопки 12 каждого топливного стержня 5b второй группы топливных стержней 5b выполнена со вторым осевым отверстием 22b, образующим второй объем.
Упомянутая основная часть 13 топливной стопки каждого топливного стержня 5c третьей группы топливных стержней 5c выполнена с третьим осевым отверстием 22c, образующим третий объем. Размер третьего осевого отверстия 22c выполнен так, что третий объем находится между первым и вторым объемами. Таким образом, третья группа топливных стержней 5c обеспечивает переход по объему осевого отверстия между первой группой топливных стержней 5а и второй группой топливных стержней 5b. В данном раскрытом примере упомянутый переход обеспечивается по диагонали пучка 3 топливных стержней 5.
На фиг.4 первый объем больше второго объема. Следовательно, коэффициент замедления первой группы топливных стержней становится более близким к коэффициенту замедления второй группы топливных стержней. В результате чего профиль мощности в начале срока службы тепловыделяющей сборки становится более равномерным, что уменьшает необходимость в распределении содержания делящегося материала. Кроме того, улучшается эффективность использования делящегося плутония при его применении в качестве делящегося компонента Th-МОХ-топлива в тепловыделяющей сборке, предназначенной для ядерного UOX-топлива. Это устраняет необходимость обеспечения модифицированной конструкции тепловыделяющей сборки и выполнения соответствующих термогидравлических экспериментов и/или адаптаций.
На фиг.5 показана схема расположения решетки топливных стержней тепловыделяющей сборки 1 в соответствии со вторым вариантом осуществления настоящего изобретения. Пучок 3 топливных стержней размещен в тепловыделяющей сборке для реактора с кипящей водой. Пучок 3 топливных стержней 5 содержит первую группу топливных стержней 5a и вторую группу топливных стержней 5b.
Тепловыделяющая сборка 1 выполнена так, что упомянутая основная часть 13 топливной стопки 12 каждого топливного стержня 5a первой группы топливных стержней 5а выполнена с первым осевым отверстием 22а, образующим первый объем, а упомянутая основная часть 13 топливной стопки 12 каждого топливного стержня 5b второй группы топливных стержней 5b выполнена со вторым осевым отверстием 22b, образующим второй объем. На фиг.5 упомянутая основная часть 13 топливной стопки 12 каждого топливного стержня 5a первой группы топливных стержней 5а не имеет кольцевого отверстия. Соответственно, первое осевое отверстие 22a равняется нулю и, таким образом, является меньше осевого отверстия 22b упомянутой основной части 13 топливной стопки 12 каждого топливного стержня 5b второй группы топливных стержней 5b.
Кроме того, в данном варианте осуществления тепловыделяющая сборка содержит третью группу из множества топливных стержней 5c, при этом основная часть топливной стопки каждого топливного стержня 5c третьей группы имеет третье осевое отверстие 22c, образующее третий объем, который является промежуточным по отношению к первому объему и второму объему. В данном варианте осуществления топливные стержни первой группы в среднем расположены ближе к центру, нежели топливные стержни второй группы, которые расположены ближе к периферии. Топливные стержни третьей группы в среднем располагаются между топливными стержнями первой и второй групп.
Благодаря обеспечению основной части топливных стержней различных групп отверстиями разных объемов, таким образом, температуры топлива различных групп топливных стержней становятся близкими, что уменьшает необходимость в распределении содержания делящегося материала. В данном варианте осуществления улучшается эффективность использования делящегося плутония при его применении в качестве делящегося компонента Th-МОХ-топлива в тепловыделяющей сборке, предназначенной для ядерного UOX-топлива легководного реактора. Это устраняет необходимость обеспечения модифицированной конструкции тепловыделяющей сборки и выполнения соответствующих термогидравлических экспериментов и/или адаптаций.
Настоящее изобретение не ограничивается раскрытыми вариантами осуществления, а может быть изменено и модифицировано в пределах объема прилагаемой формулы изобретения.