Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора

ИСПРАВЛЕННОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ЕВРАЗИЙСКОМУ ПАТЕНТУ 2008.12.25 ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ ТОПЛИВНОЙ СБОРКИ ЛЕГКОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Изобретение относится к топливным элементам, используемым в топливных сборках легководных реакторов типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.). Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора содержит сердечник, включающий в себя обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку. Указанный топливный элемент имеет четырехлепестковый профиль, лепестки которого образуют винтовые дистанционирующие ребра,причем шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих ребер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Такое выполнение топливного элемента позволяет установить его в запальный модуль топливной сборки, которая, с одной стороны, вырабатывает значительную часть своей мощности в зоне воспроизводства с торием в качестве топлива и не создает при ее использовании отходов, являющихся пролиферативными материалами, а с другой стороны, может быть установлена в существующий легководный реактор типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) без необходимости его существенной модификации. Примечание: библиография отражает состояние при переиздании Область техники Изобретение относится к легководным ядерным реакторам, в частности к конструкциям топливных элементов в тепловыделяющих сборках. Предшествующий уровень техники Все имеющиеся в настоящее время ядерные реакторы создают большое количество материала, который принято называть реакторным плутонием. Например, обычный реактор на 1000 МВт создает порядка 200-300 кг в год реакторного плутония, который может быть пригоден для изготовления ядерного оружия. Таким образом, топливо, выгруженное из активной зоны обычных реакторов, является сильно размножающимся материалом, и требуются меры предосторожности для того, чтобы выгруженное топливо не попало в руки тех лиц, которые не имеют права им владеть. Сходная проблема безопасности существует также в связи с огромными запасами оружейного плутония, которые созданы в США и в странах бывшего СССР при демонтаже ядерного оружия. Другая проблема, связанная с работой обычных ядерных реакторов, связана с постоянной необходимостью захоронения долгоживущих радиоактивных отходов, а также с быстрым истощением мировых ресурсов природного уранового сырья. Для решения вышеупомянутых проблем в последнее время были сделаны попытки создать ядерные реакторы, которые работают на относительно небольших количествах непролиферативного обогащенного урана (обогащенный уран имеет содержание U-235 20% или менее) и не вырабатывают значительных количеств размножающихся материалов, таких как плутоний. Примеры таких реакторов раскрыты в международных заявках WO 85/01826 и WO 93/16477, в которых представлены реакторы с двойной активной зоной, содержащей запальную зону и зону воспроизводства, которые получают значительный процент своей мощности из зон воспроизводства с торием в качестве топлива. Зоны воспроизводства окружают по кругу запальную зону, в которой находятся топливные стержни из непролиферативного обогащенного урана. Уран в топливных стержнях запальной зоны выделяет нейтроны, которые захватываются торием в зонах воспроизводства, благодаря чему создается способный к ядерному делениюU-233, который сгорает на месте и выделяет тепло для силовой установки реактора. Использование тория в качестве топлива для ядерного реактора является привлекательным, поскольку запасы тория в мире значительно превосходят запасы урана. Кроме того, оба указанных выше реактора являются непролиферативными в том смысле, что ни исходное загружаемое топливо, ни топливо, выгружаемое в конце каждого топливного цикла, не подходят для производства ядерного оружия. Это достигается за счет того, что применяется только непролиферативный обогащенный уран в качестве топлива запальной зоны, причем выбираются отношения объемов замедлитель/топливо, которые сводят к минимуму образование плутония, и добавляется небольшое количество непролиферативного обогащенного урана в зону воспроизводства, в которой компонента U-238 однородно смешивается с остающимся в конце цикла воспроизводства U-233 и "денатурирует" (изменяет естественные свойства) U-233,вследствие этого он становится непригодным для изготовления ядерного оружия. К сожалению, ни одна из указанных выше конструкций реактора не является истинно "непролиферативной". В частности обнаружено, что обе эти конструкции приводят к уровню образования пролиферативного плутония в запальной зоне, превышающему минимально возможный уровень. Использование круговой запальной зоны с внутренней или центральной зоной воспроизводства и внешней окружающей зоной воспроизводства не может обеспечить работу реактора как "непролиферативного" реактора, поскольку тонкая круговая запальная зона имеет соответственно небольшую "оптическую толщину", которая приводит к тому, что спектр (нейтронов) запальной зоны будет доминировать над значительно более жестким спектром внутренней и внешней зон воспроизводства. Это приводит к возникновению в запальной зоне большей доли надтепловых нейтронов и большему, чем минимальное количество, производству размножающегося плутония. Обе эти предыдущие конструкции реактора, кроме того, не оптимизированы, исходя из стандартной точки рабочих параметров. Например, отношения объемов замедлитель/топливо в запальной зоне и зонах воспроизводства особенно критичны для получения в запальной зоне минимального количества плутония, для того чтобы из топливных стержней запальной зоны выделялось адекватное количество тепла и обеспечивалось оптимальное преобразование тория в U-233 в зоне воспроизводства. Исследования показали, что предпочтительные значения отношения замедлитель/топливо, указанные в этих международных заявках, слишком высоки в запальных зонах и слишком низки в зонах воспроизводства. Предыдущие конструкции активной зоны реактора также не особенно эффективны при потреблении непролиферативного обогащенного урана в топливных элементах запальной зоны. В результате, топливные стержни, выгруженные в конце каждого цикла топлива запальной зоны, содержали так много оставшегося урана, что их требовалось перерабатывать для повторного использования в другой активной зоне реактора. Реактор, раскрытый в заявке WO 93/16477, также требует сложной механической схемы управления реактором, которая делает неподходящим его для переоснащения им активной зоны обычного реактора. Аналогично, активная зона реактора, раскрытого в заявке WO 85/01826, не может быть легко перенесена в обычную активную зону, поскольку ее конструктивные параметры не совместимы с параметрами обычной активной зоны. И наконец, обе предыдущие конструкции реакторов были сконструированы специально для сжигания непролиферативного обогащенного урана с торием и они не подходят для потребления большого количества плутония. Следовательно, ни одна из этих конструкций не обеспечивает решение проблемы по хранящемуся накопленному плутонию. Известен реактор по патенту RU 2176826 с активной зоной, включающей множество запально-воспроизводящих модулей, каждый из которых содержит центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материала, способного к ядерному делению, содержащего уран-235 и уран-238, круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно торий и 10% по объему или менее обогащенного урана, замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0, и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение замедлителя к топливу находится в диапазоне значений 1,5-2,0. При этом каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из уран-циркониевого (U-Zr) сплава,а запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля. Известный реактор обеспечивает оптимальную работу с точки зрения экономичности и не является"пролиферативным". Этот реактор может быть использован для потребления больших количеств плутония с торием, не создавая при этом отходов, являющихся пролиферативными материалами. При этом данный реактор производит значительно меньшие количества высокорадиоактивных отходов, вследствие чего значительно уменьшаются потребности в местах длительного хранения отходов. Однако используемые в данном реакторе запально-воспроизводящие модули не приспособлены для использования их в существующих легководных реакторах указанного выше типа PWR (например,АР-1000, EPR и т.д.). Из описания к патенту RU 2222837 известна топливная сборка легководного реактора, аналогичного описанному выше реактору, которая имеет, в частности, квадратную форму поперечного сечения, что позволяет установить указанную топливную сборку из запально-воспроизводящих модулей в обычный легководный реактор. Однако кроме указания на форму поперечного сечения сборки, в описании к указанному выше патенту не содержится информации о конструктивном выполнении сборки, позволяющим установить ее в существующий легководный реактор типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) без внесения какихлибо изменений в конструкцию реактора. Известна топливная сборка легководного реактора по патенту RU 2294570, содержащая пучок тепловыделяющих элементов и направляющих каналов, размещенных в дистанционирующих решетках,хвостовик и головку, причем дистанционирующие решетки соединены между собой и с хвостовиком элементами, расположенными по длине тепловыделяющей сборки, а головка состоит из соединенных верхней и нижней плит, обечайки, расположенной между упомянутыми плитами, и пружинного блока,при этом обечайка головки снабжена наружными ребрами, соединенными между собой по выступающим частям ободом и по нижним частям - перфорированными пластинами. Известная топливная сборка относится к конструкциям бесчехловых тепловыделяющих сборок, из которых сформированы активные зоны водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР-1000, и обладает повышенными эксплуатационными качествами за счет повышенной жесткости, уменьшенной длины головки и увеличенного свободного пространства между пучком тепловыделяющих элементов и головкой с одновременным увеличением длины тепловыделяющих элементов. Это позволяет увеличить загрузку в топливную сборку топлива с большей глубиной выгорания и тем самым увеличить мощность активной зоны реактора, а также продолжительность эксплуатации тепловыделяющей сборки. Однако в этой сборке все тепловыделяющие элементы выполнены из традиционно используемого в легководных реакторах делящегося материала, следовательно, реактору с такими сборками присущ описанный выше недостаток - создание большого количества реакторного плутония. Кроме того, данная сборка приспособлена для реакторов типа ВВЭР-1000, т.е. имеет шестиугольную форму поперечного сечения, что не соответствует форме топливных сборок, используемых в реакторах типа PWR (например,АР-1000, EPR и т.д.). Известен топливный элемент по патенту RU 2170956, состоящий из оболочки с торцевыми заглушками и сердечника в виде частиц ядерного топлива, распределенных в контактном материале. Внутри оболочки соосно с ней на всю длину активной части топливного элемента размещен вытеснитель, выполненный в виде стержня из конструкционного материала, применяемого в активных зонах ядерных реакторов, и имеющий площадь поперечного сечения в диапазоне от 0,3 до 0,8 от площади внутреннего поперечного сечения топливного элемента, а частицы ядерного топлива выполнены в виде гранул с пористостью от 2 до 30%. Оболочка может иметь четырехлопастной профиль. При этом оболочка скручена относительно продольной оси с постоянным шагом. В качестве материала оболочки могут быть использованы нержавеющие стали, сплавы никеля, сплавы хрома, а в качестве материала вытеснителя - нержавеющие стали, сплавы циркония. Однако в известном топливном элементе не определен шаг винтовой линии ребер, который обеспе-2 023549 чил бы возможность этим ребрам выполнять функцию дистанционирующих элементов при установке пучка таких топливных элементов в топливную сборку, которая соответствовала бы форме топливных сборок, используемых в реакторах типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.). Задачей изобретения является создание топливного элемента, который может быть установлен в запальный модуль топливной сборки, которая, с одной стороны, вырабатывает значительную часть своей мощности в зоне воспроизводства с торием в качестве топлива и не создает при ее использовании отходов, являющихся пролиферативными материалами, а с другой стороны, может быть установлена в существующий легководный реактор типа PWR (например, АР-1000, EPR и т.д.) без необходимости его существенной модификации. Раскрытие изобретения Указанная задача решается тем, что топливный элемент топливной сборки ядерного реактора содержит сердечник, включающий обогащенный уран или плутоний и охватывающую его оболочку, и имеет четырехлепестковый профиль, лепестки которого образуют винтовые дистанционирующие ребра,причем шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих ребер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Предпочтительно оболочка выполнена из циркониевого сплава, а вдоль продольной оси сердечника расположен вытеснитель, имеющий в поперечном сечении практически квадратную форму. Вытеснитель выполнен из циркония или его сплава, а сердечник - из уран-циркониевого (U-Zr) сплава с объемным содержанием урана до 30%, при этом уран обогащен до 20% по изотопу урана-235. Сердечник также может быть выполнен из плутоний-циркониевого (Pu-Zr) сплава с объемным содержанием энергетического плутония до 30%. Особенности и преимущества настоящего изобретения будут очевидны из дальнейшего описания предпочтительного варианта его осуществления со ссылкой на чертежи. Краткое описание чертежей На фиг. 1 показан один из возможных вариантов выполнения топливной сборки с топливными элементами согласно изобретению; на фиг. 2 схематично изображено поперечное сечение топливной сборки, показанной на фиг. 1; на фиг. 3 схематично изображен фрагмент топливного элемента согласно изобретению, вид в перспективе; на фиг. 4 - поперечное сечение топливного элемента, показанного на фиг. 3. Варианты осуществления изобретения На фиг. 1 показана топливная сборка, обозначенная общей позицией 1. Топливная сборка 1 содержит запальный модуль 2, воспроизводящий модуль 3, головку 4, хвостовик 5 запального модуля и хвостовик 6 воспроизводящего модуля. Как показано на фиг. 2, запальный модуль 2 содержит пучок топливных элементов 7, а воспроизводящий модуль 3 - пучок топливных элементов 8. Каждый из топливных элементов 7 запального модуля 2 имеет четырехлепестковый профиль, образующий по длине топливного элемента винтовые дистанционирующие ребра 9 (фиг. 3). Кроме того, каждый из указанных топливных элементов 7 содержит сердечник 10 (фиг. 4), включающий в себя обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку 11 из циркониевого сплава. Внутри сердечника 10 расположен вытеснитель 12. Все топливные элементы 7 имеют контакт с каждым соседним топливным элементом 7 в точках касания винтовых дистанционирующих ребер 9. Точки касания винтовых дистанционирующих ребер 9 отстоят друг от друга в осевом направлении на расстоянии, равном 25% от величины шага винтовой линии. Преимущественно сердечник 10 выполнен из уран-циркониевого (U-Zr) сплава, причем объемное содержание урана в топливной композиции составляет до 30% при обогащении по изотопу урана-235 до 20% или из плутоний-циркониевого (Pu-Zr) сплава с объемным содержанием плутония до 30%. Вытеснитель 12, расположенный вдоль продольной оси сердечника 10, в поперечном сечении имеет практически квадратную форму. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих ребер 9 составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Каждый из топливных элементов 8 (фиг. 1, 2) имеет в плане круглую форму и выполнен из тория с добавлением обогащенного урана. Топливные элементы 7 и 8 в поперечном сечении расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки так, что вся топливная сборка 1 имеет в плане форму квадрата. В частности, топливные элементы 7 запального модуля расположены по рядам и столбцам квадратной координатной сетки из 13 рядов и 13 столбцов, а топливные элементы воспроизводящего модуля 8 расположены в двух крайних рядах и столбцах квадратной координатной сетки из 19 рядов и 19 столбцов. Профили каждого топливного элемента 7 имеют одинаковый диаметр описанной окружности (фиг. 4), составляющий, например, 12,6 мм. Количество топливных элементов 7 составляет 144 штуки. Топливные элементы 8 имеют одинаковый диаметр, составляющий, например, 8,6 мм, и расположены по сторонам квадрата в двух рядах и столбцах квадратной координатной сетки. Количество топливных элементов 8 составляет 132 штуки. В центре запального модуля 2 расположена трубка 13, образующая направляющий канал для размещения в нем средств контроля. В пределах запального модуля 2 расположены направляющие каналы 14 для введения поглощающих стержней и стержней аварийной защиты, установленные в головке 4 с возможностью осевого смещения и связанные с хвостовиком 5 запального модуля 2 и хвостовиком 6 воспроизводящего модуля 3. Пучок топливных элементов 7 запального модуля 2 окружен кожухом 17, закрепленным в хвостовике 5. Нижние концевые участки топливных элементов 7 запального модуля 2 установлены в опорной решетке 18, а верхние их концевые участки - в направляющей решетке 19 (фиг. 1). Топливный элемент 7 запального модуля 2 может быть изготовлен методом совместного прессования (выдавливания через матрицу) в виде единой сборочной единицы. Шаг винтовой линии винтовых дистанционирующих ребер 9 выбран из условия взаимного расположения осей смежных топливных элементов 7 на расстоянии, равном диаметру описанной окружности в поперечном сечении топливного элемента, и составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. Такое выполнение топливного элемента позволяет использовать его в запальном модуле топливной сборки, которая может быть установлена в существующий легководный реактор типа PWR (например,АР-1000, EPR и т.д.) без необходимости его существенной модификации. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ 1. Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора, содержащий сердечник,включающий в себя обогащенный уран или плутоний, и охватывающую его оболочку, при этом указанный топливный элемент имеет четырехлепестковый профиль, лепестки которого образуют винтовые дистанционирующие ребра, причем шаг аксиальной завивки винтовых дистанционирующих ребер составляет от 5 до 30% длины топливного элемента. 2. Топливный элемент по п.1, в котором оболочка выполнена из циркониевого сплава. 3. Топливный элемент по п.1, содержащий вытеснитель, расположенный вдоль продольной оси сердечника и имеющий в поперечном сечении практически квадратную форму. 4. Топливный элемент по п.3, в котором вытеснитель выполнен из циркония или его сплава. 5. Топливный элемент по п.1, в котором сердечник выполнен из уран-циркониевого (U-Zr) сплава с объемным содержанием урана до 30%, при этом уран обогащен до 20% по изотопу урана-235. 6. Топливный элемент по п.1, характеризующийся тем, что сердечник выполнен из плутонийциркониевого (Pu-Zr) сплава с объемным содержанием энергетического плутония до 30%.