Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора

Способ эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора

Реферат

 

Сущность изобретения: способ эксплуатации корпусного ядерного реактора заключается в уменьшении концентрации поглотителя нейтронов в активной зоне в соответствии с требуемым уровнем мощности в ходе выгорания топлива. Для этого изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура в зависимости от распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности по определенным соотношениям. В соотношения, в частности, входят значения величин подогрева теплоносителя в активной зоне, тепловой мощности реактора, а также других измеряемых, расчетных или заданных параметров. 8 з. п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при эксплуатации водоохлаждаемых ядерных реакторов, в которых применяются выгорающие поглотители, в особенности в легководяных реакторах корпусного типа.

Известен способ эксплуатации водоохлаждаемого реактора, основанный на использовании отрицательного температурного и мощностного эффектов реактивности, т.е. в высвобождении реактивности при уменьшении температуры теплоносителя и мощности реактора. Способ эксплуатации реактора с использованием этих эффектов осуществляют в конце топливного цикла после исчерпания запаса реактивности на выгорание топлива, а сам способ заключается в том, что температуру теплоносителя первого контура уменьшают за счет снижения параметров второго контура и/или мощности, что позволяет повысить глубину выгорания топлива и увеличить продолжительность работы реактора [1] Однако в этом случае увеличение продолжительности работы реактора происходит при постоянном снижении параметров, а именно средней температуры теплоносителя первого контура и мощности реактора, что, в свою очередь, ведет к снижению КПД и коэффициента использования мощности (КИМ) станции в целом, а также к росту влажности пара на входе в турбину и повышенному износу оборудования второго контура.

Наиболее близким по существу технического решения является способ эксплуатации водоохлаждаемого ядерного реактора, заключающийся в том, что уменьшают концентрацию поглотителя нейтронов в активной зоне в ходе выгорания топлива в соответствии с заданным уровнем мощности и поддерживают требуемое значение средней температуры Т теплоносителя первого контура [2] Этот способ эксплуатации реактора можно условно разделить на два этапа. Первый этап характеризуется тем, что средняя температура теплоносителя первого контура в ходе выгорания топлива поддерживается постоянной и на уровне, соответствующем началу выгорания топлива. Концентрация же бора, содержащегося в теплоносителе первого контура, для компенсации запаса реактивности на выгорание топлива постоянно снижается от начального значения до нуля, что соответствует полному выгоранию борной кислоты из теплоносителя. Второй этап способ эксплуатации реактора на выбеге реактивности, который начинают сразу после окончания первого этапа без остановки реактора. Этот этап характеризуется снижением температуры теплоносителя и мощности реактора для компенсации эффекта реактивности, обусловленного выгоранием топлива.

Данный способ позволяет улучшить использование топлива и повысить экономическую эффективность работы по отношению к ранее указанному способу, однако в нем не полностью реализованы возможности повышения эффективности использования топлива путем уменьшения потерь нейтронов. При реализации данного способа выгорание топлива осуществляется при высоком среднем (за время выгорания топливной нагрузки) содержании бора, что приводит к ухудшению использования топлива. Причем второй этап работы по этому способу осуществляется в течение относительно малого промежутка времени. Кроме того, при таком способе эксплуатации реактора происходит ухудшение изотопного состава топлива.

Цель изобретения повышение экономичности использования топлива.

В результате решения данной задачи обеспечивается получение нового технического результата, заключающегося в повышении времени выгорания топлива.

Цель достигается тем, что в способе эксплуатации легководного корпусного ядерного реактора, заключающемся в том, что уменьшают концентрацию поглотителя нейтронов в активной зоне в ходе выгорания топлива в соответствии с заданным уровнем мощности и поддерживают требуемое значение средней температуры Т теплоносителя первого контура, изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности К_v в соответствии с соотношением: T0,5+ 0,8258+0,000794i- K T T0,5+ (0,8258+0,000794i- K при А (2,022 0,0004302Р) + (0,1722 0,0000984Р) ехр (18,177 0,004129Р) В (0,1484 1,596 + 0,1729 |) x х 10^-6 + 1,037; С (1,157 0,869 ) [0,2664 + 0,8357 x x ехр(-3,151d)] К_V K_Z K_R; 1,0 K_R 2,0; -0,15 < < 0,15 1,0 K_Z 2,2; 1,010⁶ < < 5,010⁶; 1,0 K_Xe 1,2; 0.2 < d < 0,7; 1,0 K_Q 1,5; 1000 < P < 2380; 1,0 K_тех 1,2; 10 < L < 144; 1,0 K_нфр 1,2, где Т подогрев теплоносителя в активной зоне, ^оF; G расход теплоносителя первого контура; Q₁ тепловая мощность реактора; i' энтальпия воды на линии насыщения; К_Q коэффициент, учитывающий точность измерения мощности реактора; К_Хе коэффициент, определяющий неравномерность энерговыделения, обусловленного перераспределением Хе по активной зоне; К_тех коэффициент, учитывающий отклонения от технологии изготовления тепловыделяющих сборок (кассет и т.д.); К_нфр коэффициент, учитывающий погрешность нейтронно-физических расчетов; DNBR запас до кризиса теплообмена; Т_ТВС количество тепловыделяющих сборок (кассет) в активной зоне; N_ТВ количество твэлов в тепловыделяющих сборках (кассетах); К_V* объемный коэффициент неравномерности в начале процесса выгорания топлива; L высота активной зоны; паросодержание; весовая скорость теплоносителя первого контура; d тепловой эквивалентный диаметр; Р давление в первом контуре; d_ТВ наружный диаметр твэла.

Целесообразно значение величины DNBR принимать равным не менее 1,2, а с момента начала выведения поглотителя из активной зоны до момента полного вывода поглотителя из активной поддерживать повышенное значение температуры первого контура.

Требуемое значение средней температуры теплоносителя первого контура при постоянной мощности реактора поддерживают за счет изменения параметров теплоносителя второго контура, в частности за счет повышения давления теплоносителя второго контура и/или за счет уменьшения расхода пара второго контура.

Возможно повышение средней температуры теплоносителя первого контура путем повышения мощности реактора выше заданной, например номинальной мощности. При этом температуру теплоносителя первого контура повышают за счет изменения параметров теплоносителя второго контура.

Кроме того, после вывода поглотителя из активной зоны повышают температуру первого контура выше ее значения, соответствующего началу выгорания топливной загрузки.

После достижения средней температурой теплоносителя первого контура значения, соответствующего началу выгорания топлива, поддерживают среднюю температуру теплоносителя первого контура ниже ее значения, соответствующего началу выгорания топлива.

Изменение средней температуры теплоносителя первого контура в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности, в диапазоне, определяемом вышеуказанным соотношением при значении DNBR 1,2, позволяет не только повысить экономичность использования топлива и увеличить продолжительность работы реактора, но и повысить КПД паротурбинной установки и КИМ станции, а также улучшить изотопный состав нарабатываемого плутония, уменьшить количество образующегося трития и уменьшить количество поглотителя для компенсации эффектов реактивности.

Вышеуказанные преимущества объясняются следующим образом. В практике расчетов активных зон легководяных реакторов принимают запас до кризиса теплообмена DNBR 1,2-1,3, обеспечивающий условие непопадания при эксплуатации ядерного реактора в кризис теплообмена с вероятностью более 0,95% Данное значение DNBR, с учетом современного опыта, обеспечивает высокие экономические характеристики работы легководяного реактора и его безопасность. Дальнейшее повышение DNBR (выше 1,3) потребует снижения энергонапряженности активной зоны, а следовательно, мощности реактора и экономичности его использования, в обмен на некоторое повышение запаса до кризиса теплообмена сверх значений, обеспечивающих по современным представлениям безопасность энергоустановки. Снижение же DNBR (ниже 1,2) позволяет повысить мощность реактора, но при неприемлемо низких значениях запаса до кризиса теплообмена, что недопустимо по условиям безопасности. Однако в ходе выгорания топлива, при неизменной средней температуре теплоносителя первого контура, запас до кризиса теплообмена растет, а поэтому существует возможность, не уменьшая безопасности эксплуатации реактора, осуществить повышение средней температуры теплоносителя в указанном выше диапазоне для выполнения поставленной задачи. Причем при выбранном значении DNBR (для отечественных корпусных водоохлаждаемых реакторов обычно DNBR 1,3) превышение значением средней температуры теплоносителя первого контура величины правой границы диапазона приведет к тому, что запас до кризиса теплообмена будет меньше требуемого значения, а в случае снижения средней температуры теплоносителя ниже левой границы диапазона приведет к неоправданному увеличению DNBR, что нецелесообразно.

Повышение средней температуры теплоносителя первого контура за счет повышения давления теплоносителя второго контура при постоянной мощности реактора с момента начала выведения поглотителя из активной зоны и прекращения повышения его температуры в момент полного вывода поглотителя из активной зоны, а также то, что в качестве средства, компенсирующего запас реактивности на выгорание, после вывода поглотителя из активной зоны используется теплоноситель первого контура со средней температурой выше ее значения, соответствующего началу выгорания топливной загрузки, а затем, после достижения ею этого значения, также используют этот теплоноситель, но со средней температурой уже ниже этого значения, позволяет еще больше улучшить использование топлива, т. е. повысить глубину выгорания при том же начальном обогащении и увеличить время работы энергоблока на номинальной мощности, не снижая при этом безопасность реактора, т. е. например, увеличить выработку электроэнергии.

Таким образом в предлагаемом техническом решении поставленная задача может быть полностью обеспечена всей совокупностью существенных признаков, приведенных в формуле изобретения.

На чертеже схематично показано изменение средней температуры теплоносителя первого контура Т и содержания бора С_В в теплоносителе первого контура в ходе выгорания топлива в зависимости от эффективного времени работы реактора _эф.

Способ эксплуатации легководного корпусного реактора осуществляется следующим образом. При работе реактора на мощности компенсация запаса реактивности на выгорание топлива осуществляется уменьшением количества поглотителя нейтронов (например, за счет изменения концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура и/или постепенным выведением поглощающих стержней из активной зоны) в составе активной зоны от исходного значения А, имеющего место в начале выгорания (см.чертеж), вплоть до полного выведения борной кислоты, чему соответствует значение В (линия 1) при неизменной средней температуре теплоносителя первого контура (линия 2) от начала выгорания топлива, которому соответствует значение С до его окончания значение В. При этом в ходе выгорания топливной загрузки запас до кризиса теплообмена увеличивается с величины, например, равной 1,3, необходимой для обеспечения безопасной работы реактора, до величины 1,68. Это повышение значения DNBR обуславливается уменьшением неравномерности распределения энерговыделения по активной зоне реактора, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности К_V. Но в ходе выгорания топливной загрузки увеличение значения DNBR обеспечивает возможность, осуществляя требуемую безопасность эксплуатации реактора (какой она была в начале процесса выгорания топлива), повышать температуру теплоносителя по мере уплощения полей энерговыделения. Снижение плотности теплоносителя первого контура, которая достигается повышением его температуры, дает возможность принять на себя часть запаса реактивности, компенсируемого поглотителем нейтронов в активной зоне (борная кислота и/или поглощающие стержни), за счет увеличения поглощения нейтронов ураном-238, в результате которого образуется плутоний-239, и уменьшить тем самым потери нейтронов. Причем среднюю температуру теплоносителя первого контура можно увеличивать в ходе выгорания топлива в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности только в диапазоне, определяемом следующим соотношением: T0,5+ (0,8258+0,000794i- K T T0,5+ (0,8258+0,000794i- K при А (2,022 0,0004302Р) + (0,1722 0,0000984Р) ехр (18,177 0,004129Р) В (0,1484 1,596 + 0,1729 |) x х 10^-6 + 1,037; С (1,157 0,869 ) [0,2664 + 0,8357 x x ехр(-3,151d)] К_V K_Z K_R; 1,0 K_R 2,0; -0,15 < < 0,15 1,0 K_Z 2,2; 1,010⁶ < < 5,010⁶; 1,0 K_Xe 1,2; 0.2 < d < 0,7; 1,0 K_Q 1,5; 1000 < P < 2380; 1,0 K_тех 1,2; 10 < L < 144; 1,0 K_нфр 1,2, где Т подогрев теплоносителя в активной зоне, ^оF; G расход теплоносителя первого контура; Q_Т тепловая мощность реактора; i' энтальпия воды на линии насыщения; К_Q коэффициент, учитывающий точность измерения мощности реактора; К_Хе коэффициент, определяющий неравномерность энерговыделения, обусловленного перераспределением Хе по активной зоне; К_тех коэффициент, учитывающий отклонения от технологии изготовления тепловыделяющих сборок (кассет и т.д.); К_нфр коэффициент, учитывающий погрешность нейтронно-физических расчетов; DNBR запас до кризиса теплообмена; Т_ТВС количество тепловыделяющих сборок (кассет) в активной зоне; N_ТВ количество твэлов в тепловыделяющих сборках (кассетах); К_V* объемный коэффициент неравномерности в начале процесса выгорания топлива.

L высота активной зоны; паросодержание; весовая скорость теплоносителя первого контура d тепловой эквивалентный диаметр; Р давление в первом контуре; d_ТВ наружный диаметр твэла.

Вышеуказанное соотношение получено эмпирическим путем, а справедливость его подтверждена многочисленными расчетами. Поэтому в предлагаемом способе эксплуатации легководного реактора среднюю температуру теплоносителя первого контура увеличивают только до значений не менее 1,3 (кривая 3) от исходного значения С, имеющего место в начале выгорания топлива, до значения D, соответствующего полному выводу поглотителя нейтронов из активной зоны. Причем кривая 3 характеризует такой рост средней температуру теплоносителя первого контура, при котором в каждой точке этой кривой значение DNBR равно заранее установленному значению DNBR для конкретного легководного реактора (например, равное 1,3). Более резкое увеличение средней температуры теплоносителя первого контура (над кривой 3) приведет к снижению DNBR, а следовательно, и запись до кризиса теплообмена, что недопустимо по условиям безопасности. Более плавное увеличение средней температуры теплоносителя первого контура, как и любые другие изменения ее в диапазоне, ограниченном линией 2 и кривой 3, приведет к тому, что в неполной мере будут реализованы преимущества данного способа.

Средняя температура теплоносителя первого контура повышается за счет повышения давления теплоносителя второго контура. Кроме того, средняя температура теплоносителя первого контура может быть повышена за счет уменьшения расхода пара во втором контуре путем перекрытия регулирующего клапана турбогенератора.

После полного выведения поглотителя нейтронов из активной зоны (значение Е на линии 4) температуру теплоносителя первого контура снижают со значения D до температуры, имеющей значение F (линия 5), равное значению С, т.е. температуры, соответствующей моменту начала выгорания топлива. Более медленное уменьшение температуры (правее линии 5) в ходе выгорания топлива требует снижения мощности реактора (использование мощностного эффекта), что снижает эффективность данного способа. Более же быстрое снижение в этом случае запаса реактивности, компенсируемого изменением плотности воды, придется компенсировать поглотителем нейтронов, что также снижает эффективность данного способа. Таким образом, после полного вывода поглотителя из активной зоны наиболее целесообразно, чтобы реактор работал на номинальном уровне мощности, что обеспечивается снижением средней температуры теплоносителя со значения D до значения F по линии 5.

Увеличение средней температуры теплоносителя в указанном диапазоне в большей части топливного цикла приводит к снижению плотности воды и влечет за собой ужесточение спектра и перераспределение баланса нейтронов в активной зоне, уменьшение деления и захвата (без деления) урана-235, увеличение захвата нейтронов ураном 238 с последующим образованием плутония-239 (вместо потерь нейтронов в поглотителе системы управления реактором), увеличение прямого деления урана-238 на быстрых нейтронах, улучшение использования изотопов плутония (в более жестком спектре нейтронов), снижение уровня стационарного отравления ксеноном-135, уменьшение захвата нейтронов теплоносителем и поглотителем нейтронов. Скорость выведения поглотителя нейтронов из активной зоны в ходе выгорания топлива при одновременном повышении средней температуры теплоносителя увеличивается, а продолжительность выгорания топлива, обеспечиваемая выведением поглотителя из активной зоны, может снижаться. Это приводит к тому, что при неизменной температуре теплоносителя полное выведение поглотителя нейтронов происходит к моменту В, а при повышении температуры к моменту Е. Однако в результате снижения средней температуры теплоносителя до температуры, значение которой соответствует началу выгорания топлива, происходит увеличение продолжительности работы реактора (см.чертеж).

Продолжительность выгорания топливных загрузок в рассматриваемом способе работы зависит от ряда причин и прежде всего от характеристик топливных решеток (вида уранового обогащения топлива, диаметра твэла и т.д.).

В момент Е температура теплоносителя имеет значение D выше значения С, соответствующего моменту В, а значит, изотопный состав топлива, что подтверждается соответствующими расчетами, поскольку выгорание топлива происходит с повышенной наработкой вторичных делящихся изотопов. Снижение температуры теплоносителя первого контура со значения D до значения С позволяет обеспечить дальнейшее выгорание топлива путем смягчения спектра нейтронов, используя при этом лучший его изотопный состав, в частности, более содержание урана-235 и плутония-239, Причем на участке DF (линия 5) выгорание топлива происходит без использования поглотителей, что также улучшает использование топлива, так как в качестве средства, компенсирующего запас реактивности на выгорание, после вывода поглотителя из активной зоны используют теплоноситель первого контура со средней температурой выше ее значения, соответствующего началу выгорания топлива.

Таким образом, в результате повышения температуры теплоносителя первого контура в ходе выгорания топлива, ограниченной значением DNBR, равным 1,3 (кривая 3), до момента полного выведения поглотителя нейтронов из активной зоны (кривая 4) с последующим снижением температуры теплоносителя первого контура до значения, соответствующего началу выгорания топлива (линия 5), увеличивается продолжительность выгорания топливной загрузки на время F B. Согласно проведенным оценочным расчетам, увеличение продолжительности выгорания топливной загрузки может достигать 3-10 эффективных суток.

При эксплуатации реактора возможны ситуации, например, с уплощением поля энерговыделения выгорающими поглотителями, при которых в начале выгорания топливной загрузки запас до кризиса теплообмена будет более 1,3. В этих случаях возможно повышение температуры теплоносителя первого контура выше номинальной (в указанном диапазоне) и в начальный момент выгорания топлива.

Кроме того, при эксплуатации реактора на мощности ниже номинальной также изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура согласно вышеуказанному соотношению, обеспечивая запас до кризиса теплообмена DNBR не менее, например, 1,2-1,3 с целью улучшения использования топлива.

Дальнейшая эксплуатация реактора заключается в том, что после снижения средней температуры теплоносителя до значения, соответствующего началу выгорания топлива, для улучшения использования топлива и увеличения продолжительности выгорания топливных загрузок продолжают работу с последующим снижением температуры теплоносителя первого контура до значения G определяемого возможностью использования оборудования второго контура. Причем в качестве средства, компенсирующего запас реактивности на выгорание, после достижения средней температурой теплоносителя первого контура значения, соответствующего началу выгорания топлива, используют теплоноситель первого контура со средней температурой ниже ее значения, соответствующего началу выгорания топлива.

В этом случае скорость снижения средней температуры теплоносителя первого контура в ходе работы реактора (наклон линии FG) будет меньше, чем при работе на выбеге реактивности (линия BH) после эксплуатации реактора в течение компании с постоянной температурой (линия СВ), что обуславливается лучшим изотопным составом топлива. А это, в свою очередь, позволит увеличить время работ реактора на выбеге реактивности, т.е. ' G H > >.

Таким образом, средняя температура теплоносителя первого контура в указанном диапазоне и последующее снижение до значения ниже значения, соответствующего началу выгорания топлива в соответствии с вышеуказанными условиями, позволит увеличить время работы одной топливной загрузки, т.е. улучшить использование топлива, увеличить выработку электроэнергии и повысить коэффициент использования мощности.

Поскольку средняя температура теплоносителя первого контура в ходе выгорания повышается, то повышается и температура теплоносителя на выходе из активной зоны, что позволяет повысить КПД паротурбинной установки.

Кроме того, при таком способе эксплуатации легководного реактора расходуется меньше поглотителя, что приводит к уменьшению выхода трития из первого контура, являющегося вредным токсичным веществом.

Причем такой способ эксплуатации реактора может быть осуществлен и на других типах реакторов, в которых тепловая мощность реактора ограничена необходимым запасом до кризиса теплообмена, например на реакторах, применяемых в АСТ, на тежеловодных реакторах, и т.д.

В качестве примера рассмотрим возможность реализации предлагаемого способа работы на реакторе ВВЭР-1000. В ходе выгорания топливных загрузок происходит уплощение полей энерговыделения. При этом для стационарного топливного цикла коэффициент равномерности энерговыделения по объему активной зоны K_V изменяется с 1,61 в начале цикла до 1,40 в конце. Принимая для номинального режима охлаждения тепловыделяющих сборок в активной зоне ВВЭР-1000 соответствующие параметры, а именно: Т 30^оС; G84800 м³/ч; Q_T 3000 МВт; i' 391,1 ккал/кг; Р 160 ата; К_Q 1,02; К_хе 1,05; К_тех 1,16; К_нфр 1,1; DNBR 1,5; N_ТВС163; N_ТВ 312; L 3550 мм; d_ТВ 9,1 мм; -0,11; 3800 кг/(cм²); d 11,2 мм, которые находятся в диапазонах применимости вышеуказанного соотношения: 1356 < < 6782; 68 < P < 162; 5,08 < d < 17,8; 254 < L < 3660, причем и заданные значения параметров, и значения параметров для соответствующих диапазонов применимости приведены для удобства в единицах измерения, используемых в отечественной практике реакторостроения, были проведены расчеты по программе "Кризис", основанной на данном соотношении. Ниже приведенные результаты расчетов показывают на возможность увеличения температуры теплоносителя первого контура к концу цикла выгорания на 14^оС при поддержании DNBR const. (В рассматриваемом примере DNBR 1,5). При этом в течение первых 20 сут происходит снижение коэффициента неравномерности энерговыделения K_V с 1,61 до 1,50, что позволит повысить температуру теплоносителя на 7^оС.

Вместе с тем характеристики второго контура накладывают ограничения на возможность повышения температуры первого контура. Так повышение температуры первого контура на 14^оС (Т 319^оС) приводит к росту давления второго контура до 78 ата, увеличение же температуры на 7^оС приводит к росту давления до Р^пг11 71 ата. Автоматический регулятор мощности АРМ настроен на давление 66 ата, быстродействующие редукционные установки БРУКи и БРУА настроены соответственно на 68 и 73 ата.

Таким образом, без перенастройки оборудования можно повысить температуру теплоносителя первого контура на 1,5-2^оС или, при наличии запаса по температуре, до проектных значений. Дальнейшее повышение температуры требует проведения работ по перенастройке оборудования, изучения возможности его работы на повышенных параметрах и т.д.

Проведенные нейтронно-физические расчеты для реактора ВВЭР-1000 показывают возможность увеличения продолжительности выгорания топливных загрузок при работе в течение цикла с температурой, на 1^оС превышающей номинальную, на 1,5 эф.сут.

Средняя температура теплоносителя может быть превышена путем увеличения мощности реактора сверх нормальной (если рассматривается режим продолжительной работы на номинальном уровне мощности) или заданной. Теплотехнический аспект данной задачи рассмотрен в ряде статей и публикаций. Наиболее детально этот вопрос представлен в [2] Возможность повышения мощности так же как и в рассмотренном выше случае повышения температуры теплоносителя определяется уплощением полей энерговыделения в ходе выгорания топливных загрузок. При этом величина, на которую может быть повышена мощность реактора, определяется запасом до кризиса теплообмена DNBR. Однако увеличение мощности для повышения температуры теплоносителя менее эффективно, так как в этом случае при фиксированном запасе до кризиса теплообмена температуры удается повысить меньшее значение, чем в случае повышения только температуры при фиксированной мощности.

Повышение мощности реактора приводит также к росту температуры топлива, что влечет за собой увеличение захвата нейтронов ураном-238, обусловленное Доплер-эффектом. Таким образом, при работе на повышенной (сверхноминальной) мощности происходит перераспределение баланса нейтронов в реакторе, обусловленное как уменьшением плотности теплоносителя, так и повышением температуры топлива. Оба эти эффекта приводят к росту захвата нейтронов ураном-238. Т.е. в этом случае часть запаса реактивности компенсируется увеличением поглощения нейтронов сырьевым элементом, в результате которого образуется делящийся на тепловых нейтронах плутоний-239, принимающий участие в этом же топливном цикле, тем самым улучшая использование топлива, вместо поглощения нейтронов на системах регулирования реакторов. Возврат на прежний номинальный уровень мощности после работы на повышенном после полного выведения поглотителя нейтронов из активной зоны позволяет уменьшить захват нейтронов ураном-238 и тем самым высвободить положительную реактивность.

Таким образом, максимальное улучшение использования топлива за счет изменения мощности реактора следует ожидать при работе реактора на повышенном уровне мощности, ограниченном запасом до кризиса теплообмена DNBR с последующим возвращением в исходное состояние. Оборудование второго контура также может накладывать ограничения на работу при уровне мощности сверх номинальной (которые учитываются нижеуказанным коэффициентом). Возможна эксплуатация реактора с использованием двух рассмотренных приемов, т.е. одновременного повышения средней температуры теплоносителя и мощности реактора выше заданной. В этом случае ограничением на возможность использования этих приемов также остается запас до кризиса теплообмена и ограничения, обусловленные особенностью оборудования второго контура. Эти ограничения могут быть уточнены коэффициентом К, характеризующим допустимые параметры конкретного реактора, который может быть введен как сомножитель правой части вышеуказанного соотношения, определяющего максимальное значение средней температуры теплоносителя первого контура. Причем, например, для реактора ВВЭР-1000 значение коэффициента лежит в диапазоне 0,946 K 1,0.

Повышение средней температуры теплоносителя первого контура в ходе выгорания топливной загрузки путем изменения параметров теплоносителя второго контура и/или увеличения мощности реактора выше заданной (номинальной) позволяет не только повысить экономичность использования топлива и увеличить продолжительность работы, но и повысить выработку электроэнергии АЭС в требуемый период времени, не снижая безопасности эксплуатации реактора.

Формула изобретения

1. СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЛЕГКОВОДНОГО КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, заключающийся в том, что уменьшают концентрацию поглотителя нейтронов в активной зоне в ходе выгорания топлива в соответствии с заданным уровнем мощности и поддерживают требуемое значение средней температуры T теплоносителя первого контура, отличающийся тем, что изменяют среднюю температуру теплоносителя первого контура в зависимости от изменения распределения энерговыделения, характеризуемого объемным коэффициентом неравномерности K_V в соответствии с соотношением K_V K_Z K_R; -0,15 < < 0,15; 1,010⁶< < 5,010⁶; 0,2 < d < 0,7; 1000 < p < 2380; 10 < L < 144; 1,0 K_R 2,0; 1,0 K_Z 2,2; 1,0 K_Xe 1,2; 1,0 K_Q 1,5; 1,0 K_тех 1,2; 1,0 K_нфр 1,2, где T подогрев теплоносителя в активной зоне, ^oF; G расход теплоносителя первого контура, lb/h; Q_T тепловая мощность реактора, Btu/h; i энтальпия воды на линии насыщения, Btu/lb; K_Q коэффициент, учитывающий точность измерения мощности реактора; K_Xe коэффициент, определяющий неравномерность энерговыделения, обусловленного перераспределением Xe по активной зоне; K_тех коэффициент, учитывающий отклонения от технологии изготовления тепловыделяющих сборок (кассет и т.д.); K_нфр коэффициент, учитывающий погрешность нейтронно-физических расчетов; DNBR запас до кризиса теплообмена; T_TBC количество тепловыделяющих сборок (кассет) в активной зоне; N_TB количество твэлов в тепловыделяющих