Оптимизация параметров удлиненных топливных загрузок для реакторов ВВЭР-1000(1200) с целью минимизации эксплуатационных затрат на АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Хашламун Таха Мохд Рабах Солейман

• Хашламун Таха Мохд Рабах Солейман
• кандидат наук
• 2018

Оглавление диссертации кандидат наук Хашламун Таха Мохд Рабах Солейман

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ОПИСАНИЕ ИНСТРУМЕНТАЛЬНЫХ И ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ РАСЧЕТНЫХ ИССЛЕДОВАНИИ

1.1 ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА «ПРОСТОР»

1.1.1 ФУНКЦИОНАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ КОМПЛЕКСА

1.1.2 СОСТАВ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА «ПРОСТОР»

1.2 ОПИСАНИЕ МОДЕЛЕЙ В СОСТАВЕ ПРОСТОР И ИХ КОНСТАНТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ

1.2.1 МОДЕЛЬ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ HARD_NUT/N

1.2.2 МОДЕЛЬ ТЕПЛОГИДРАВЛИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ «HARD_NUT/T»

1.2.3 ПРОГРАММНЫЙ МОДУЛЬ GIW

1.2.4 ОПИСАНИЕ КОНСТАНТНОГО СОПРОВОЖДЕНИЯ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА «ПРОСТОР»

1.3 РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА «ПРОСТОР»

ГЛАВА 2. ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРА ВВЭР-1000(1200) ДЛЯ ПРОЕКТНЫХ И ПЕРСПЕКТИВНЫХ ВАРИАНТОВ ТОПЛИВНЫХ КАМПАНИЙ

2.1 ОСНОВНЫЕ ПАРАМЕТРЫ БЕЗОПАСНОСТИ

2.2 СОПОСТАВЛЕНИЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА ВВЭР-1200 ДЛЯ ПРОЕКТНЫХ ТОПЛИВНЫХ КАМПАНИЙ, ПОЛУЧЕННЫХ ПО ПК ПРОСТОР И ПРОГРАММЕ «БИПР -7А»

2.3 ОБЗОР ПЕРСПЕКТИВ ЭВОЛЮЦИОННОГО РАЗВИТИЯ ТОПЛИВА ВВЭР С ЦЕЛЬЮ УДЛИНЕНИЯ

ТОПЛИВНОЙ КАМПАНИИ

2.3.1 НОВЫЕ ВИДЫ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

2.3.2. СОПОСТАВЛЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК РАЗЛИЧНЫХ ВАРИАНТОВ УДЛИНЕННЫХ ТОПЛИВНЫХ КАМПАНИЙ

2.4 СОПОСТАВЛЕНИЕ ХАРАКТЕРИСТИК ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ ВАРИАНТОВ СХЕМ ПЕРЕГРУЗОК ТОПЛИВА

2.5 ЗАКЛЮЧЕНИЕ К ГЛАВЕ

ГЛАВА 3 ОПТИМИЗАЦИЯ ПАРАМЕТРОВ УДЛИНЕННЫХ ТОПЛИВНЫХ КАМПАННИЙ ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000(1200)

3.1 УПРОЩЕННАЯ МЕТОДИКА ОЦЕНКИ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТОПЛИВА НА АЭС С УЧЕТОМ ОБЩИХ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ЗАТРАТ

3.2 СПОСОБЫ ОПТИМИЗАЦИИ ПАРАМЕТРОВ РАЗЛИЧНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК

3.3 РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ 12-МЕСЯЧНОЙ И ОПТИМАЛЬНОЙ 18-МЕСЯЧНОЙ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР С НОМИНАЛЬНОЙ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ 3000 МВТ90

3.4 РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ 12-ОЙ И ОПТИМАЛЬНЫХ 18-ОЙ И 22-МЕСЯЧНОЙ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР С НОМИНАЛЬНОЙ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ 3120 МВТ

3.5 РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ 12-ОЙ И ОПТИМАЛЬНЫХ 18-ОЙ И 22-МЕСЯЧНОЙ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР С НОМИНАЛЬНОЙ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ 3200 МВТ

3.6 ЗАКЛЮЧЕНИЕ К ГЛАВЕ

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ПРИЛОЖЕНИЕ I. РЕЗУЛЬТАТЫ ВЕРИФИКАЦИИ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА ПРОСТОР ПО СТАНЦИОННЫМ ДАННЫМ ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА ПРИ РЕАЛЬНОМ ГРАФИКЕ ТЕПЛОВЫХ НАГРУЗОК ЗОНЫ И КРИТИЧЕСКИМ КОНЦЕНТРАЦИЯМ БОРНОЙ КИСЛОТЫ НА МКУ МОЩНОСТИ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

а.з. - активная зона; АЗ - аварийная защита;

АКНП - автоматика контроля нейтронного потока;

АЭС - атомная электрическая станция;

БЗОК - быстродействующий запорно-отсечной клапан;

БРУ - Быстродействующая редукционная установка;

БЩУ - блочный щит управления;

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор;

ВКУ - внутрикорпусные устройства;

ГПЗ - главная паровая задвижка;

ГПК - главный предохранительный клапан;

ДПЗ - детектор прямого заряда;

ОР СУЗ - орган регулирования системы управления и защиты;

РНЦ - Российский научный центр;

РУ - реакторная установка;

СКД - система компенсации и давления;

ТПН - турбопитательный насос;

УТП - учебно-тренировочный пункт;

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка.

ГЦК - главный циркуляционный контур;

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны;

ГЦК - главный циркуляционный контур;

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны;

ВРК - внутри-реакторный контроль;

ПГ - парогенератор;

СВРК - ^стема внутриреакторного контроля; СРК - стопорно-регулирующий клапан; МКУ - минимально контролируемый уровень; ГЦН - главный циркуляционный насос; ТПН - турбо-питательный насос; ТВЭЛ - Тепловыделяющий элемент; ТВЭГ - Топливный элемент с гадолинием; УПЗ - ускоренная предупредительная защита; УРБ - ускоренной разгрузки блока.

ВВЕДЕНИЕ

Топливный цикл ЯЭУ с реактором ВВЭР затрагивает много аспектов, касающихся реакторной физики, технологии добычи, обогащения урана, изготовления топливных элементов (ТВЭЛ) и тепловыделяющих сборок (ТВС) для активной зоны, их транспортировки, хранения и переработки топлива. В течение последних лет представляла и представляет интерес решение задачи увеличения длительности кампании при сохранении числа загружаемых ТВС или даже его снижения, что позволило бы снизить совокупные эксплуатационные и топливные затраты при уменьшении общего времени на профилактический ремонт между перегрузками топлива.

Рис. 1. Иллюстрация открытого топливного цикла в России.

В проведенных исследованиях, результаты которых представлены в настоящей работе, акцент сделан на поиске оптимальных параметров топливной кампании с целью снижения совокупных затрат на эксплуатацию для удлиненных топливных кампаний при переходе с 12-месячной топливной загрузки на 18-месячную и 20-22-месячную загрузку при реализации открытого топливного цикла, схематически изображенного на рис. 1. При этом 12-ая месячная загрузка реализовалась с 4 перегрузками ТВС за полную кампанию топлива, 18-ая месячная загрузка - с тремя перегрузками ТВС, а 20-22-месячные загрузки с двумя перегрузками ТВС за кампанию топлива. Под оптимальными параметрами топливных загрузок в настоящей

работе имеются в виду картограмма загрузки топлива и схема его перегрузок, которые позволили бы снизить эксплуатационные затраты на АЭС, включая топливные затраты, по сравнению с имеющимися вариантами параметров удлиненных топливных кампаний и сохранить все требования по безопасной эксплуатации активной зоны.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оптимизация параметров удлиненных топливных загрузок для реакторов ВВЭР-1000(1200) с целью минимизации эксплуатационных затрат на АЭС»

Актуальность работы.

Одними из важнейших факторов экономичности энергоустановок является их годовой коэффициент использования установленной мощности (КИУМ) и стоимость топлива за весь период эксплуатации реакторного оборудования. Для АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) с разовым (периодическим) характером загрузок ядерного топлива в активную зону понятие КИУМ усредняют по годам полного топливного цикла (ТЦ), состоящего из работы частичных загрузок. В сумме число замененных топливных сборок (ТВС) за весь ТЦ должно соответствовать полному их числу, размещаемому в зоне. Чем длительнее работа реактора на каждой из частичных загрузок, тем длиннее совокупный ТЦ, меньше относительное время перегрузок топлива и ремонтных кампаний, совмещаемых с перегрузками топлива, тем выше усредненный за годы полного топливного цикла КИУМ.

Наряду с усредненным значением за годы полного топливного цикла КИУМ можно пользоваться усредненным значением КИУМ на интервале времени между перегрузками топлива за весь период эксплуатации. Этот КИУМ определяется по отношению числа эффективных суток за кампанию реактора к числу календарных суток за тот же интервал времени. К этому показателю необходимо добавить и другую эксплуатационную характеристику в оценке экономичности, которая составляет топливную составляющую затрат при эксплуатации, которая равна стоимости всех ТВС, используемых за время жизни корпусного оборудования. Таким образом, полная оценка затрат на эксплуатацию включает в себя затраты на саму эксплуатацию за время жизни корпусного оборудования и топливную составляющую, а именно стоимость топлива, включая затраты на добычу, переработку, транспортировку и хранение топлива. Только по совокупной оценке самих эксплуатационных и топливных затрат можно судить об экономичности эксплуатации в целом. В данной работе при рассмотрении вопросов экономичности акцент сделан именно на оценке совокупных затрат. Дело в том, что не всегда увеличение КИУМ является фактором повышения экономичности эксплуатации,

например при снижении количества поставляемого топлива за жизненный срок корпуса реактора. При этом не надо забывать о таких факторах, как обеспечение или даже повышения уровня безопасности оборудования АЭС. При рассмотрении вопросов повышения экономичности всегда об этом встает вопрос, ответ на который требует компромиссного решения. В этом и заключается основная цель представленной диссертационной работы: найти это компромиссное решение, или можно назвать его оптимальным решением.

Цель работы. Определить топливные загрузки и схемы перегрузок топлива в ВВЭР-1000(1200) с минимальным количеством загружаемых ТВС при реализации 18-и и 20-22-месячных топливных загрузок для снижения топливных затрат с учетом общих эксплуатационных затрат на АЭС и флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора.

Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:

1. Выполнен обзор по предмету исследования и отмечена его актуальность.

2. Выбрано и освоено программное обеспечение: программный комплекс ПРОСТОР,-и проверены его точностные характеристики по экспериментальным данным отдельных энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 и по данным штатных программ сопровождения (программа БИПР-7А и программа ИР) при моделировании нейтронно-физических характеристик активных зон ВВЭР-1000(1200).

3. Разработана упрощенная методика оценки эксплуатационных затрат с учетом топливной компоненты для ВВЭР-1000 и проведены по ней расчеты полных эксплуатационных затрат для различных вариантов реализации топливных загрузок.

4. Рассмотрены проектные решения по топливной загрузке и схемам перегрузок для 12-ой, 18-ой и 20-месячной топливной загрузки на предмет сопоставления результатов расчетов по штатным программам сопровождения эксплуатации ВВЭР с результатами, полученными по программному комплексу ПРОСТОР, и для анализа теплотехнической надежности активной зоны.

5. Сформированы основные критерии оптимизации параметров удлиненных топливных циклов с целью минимизации загружаемого топлива и выбрана методология проведения оптимизации.

6. Определены топливные загрузки и схемы перегрузок топлива в ВВЭР-

1000/1040/1200 с минимальным количеством загружаемых ТВС при реализации 18-ой и 20-22-месячных топливных загрузок и проведено их расчетное обоснование на предмет выполнения всех требований по теплотехнической надежности активной зоны.

7. Проведены оценки относительного изменения флюенса быстрых нейтронов в наиболее уязвимых местах корпуса реактора для выбранных вариантов загрузок и схем перегрузок топлива по сравнению с проектными решениями.

Научная новизна работы

1) На основе обобщения литературных данных по теме экономике использования ядерного топлива на АЭС предложена упрощенная методика оценки экономической эффективности использования топлива с учетом общих эксплуатационных затрат для экспресс-анализа различных вариантов реализации топливных кампаний.

2) Разработаны критерии оптимизации параметров удлиненных топливных кампаний с целью снижения совокупных эксплуатационных затрат АЭС и флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора.

3) Впервые с использованием разработанных критериев оптимизации найдены оптимальные топливные загрузки и схемы перегрузок топлива для ВВЭР-1000 (1100, 1200) для 18-ти месячной кампании.

4) Впервые с использованием разработанных критериев оптимизации предложена топливная загрузка и схема перегрузок топлива для ВВЭР-1200 при максимальном удлинении кампании реактора до 22-месяцев на базе новой конструкции ТВС - ТВС-4А и ТВС-4М с удлинением топливного до 3730 мм.

5) Предложено наилучшее профилирование ТВЭГ в торцевых частях активной зоны до 36 см как сверху, так внизу зоны без использования в топливных таблетках гадолиния и обязательное погружение рабочей группы органов управления до 79-81% извлечения в последней трети кампании с целью выполнения требований по обеспечению теплотехнической безопасности активной зоны.

Теоретическая и практическая значимость работы

Разработанная упрощенная методика оценки эксплуатационных затрат АЭС с учетом топливной составляющей позволяет наглядно и быстро проводить сравнительный анализ экономической эффективности различных вариантов реализации удлиненных топливных загрузок по сравнению с имеющимися вариантами для действующих и вновь строящихся АЭС.

Найденные схемы перегрузок топлива с учетом сформулированных критериев оптимизации могут использоваться в ВВЭР-1000 на действующих АЭС и в новых проектах АЭС с ВВЭР-1000(1200) для повышения эффективности использования ядерного топлива с учетом общих эксплуатационных затрат и возможного увеличения срока службы реакторного оборудования АЭС за счет снижения флюенса быстрых нейтронов.

Сформулированные критерии оптимизации параметров удлиненных топливных кампаний, использованные в данной работе, могут быть применены и при рассмотрении новых проектов ВВЭР, таких как ВВЭР-ТОИ и т.д.

Основные положения, выносимые на защиту

• Результаты сопоставления различных вариантов реализации топливных загрузок с использованием разных схем перегрузок топлива по основным нейтронно-физическим и эксплуатационным характеристикам реактора.

• Разработанная упрощенная методика оценки экономической эффективности использования топлива на АЭС с учетом общих эксплуатационных затрат.

• Критерии оптимизации параметров топливной кампании и определенные по ним схемы перегрузок топлива при минимизации полных эксплуатационных затрат для 18-ой и 22-месячных топливных загрузок реакторов ВВЭР 1000(1200) с использованием новых конструкций ТВС с применением высотного профилирования в верхних и нижних торцевых частях ТВС для топливных элементов с гадолинием.

Достоверность полученных результатов и выводов

Результаты расчетов основных нейтронно-физических характеристик активной зоны, полученные по программному комплексу ПРОСТОР, подтверждаются сопоставимостью с расчетными данными по штатным программам расчетного сопровождения эксплуатации ВВЭР, в частности, по программе БИПР-7А. Достоверность подтверждается сопоставимостью расчетных результатов с экспериментальными данными различных энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 в течение десятков лет эксплуатации.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, трех глав и заключения. Работа изложена на 167 страницах, содержит 21 таблицу, 67 рисунков и список цитируемой литературы из 71 наименования.

Апробация и реализация результатов исследования

Основные положения работы докладывались и обсуждались на VII Международной молодежной научной школе-конференции «Современные проблемы физики и технологий», г. Москва, 2018 г.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 3 работы в научных журналах и сборниках трудов конференций, в том числе 2 статьи в рецензируемых журналах, включая 1 статью, входящую в базу данных Web of Science и Scopus, 1 статью в рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК РФ.

ГЛАВА 1. ОПИСАНИЕ ИНСТРУМЕНТАЛЬНЫХ И ПРОГРАММНЫХ СРЕДСТВ ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ РАСЧЕТНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ

1.1 ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА «ПРОСТОР»

Расчетные исследования различных схем перегрузок и картограмм топливных загрузок с целью снижения эксплуатационных затрат на АЭС с реакторами ВВЭР-1200 проводились с использованием многофункционального анализатора режимов реакторной установки (МФА-РУ) на базе программного комплекса «ПРОСТОР» [1,2]. Комплекс ПРОСТОР предназначен для проведения взаимосогласованных нейтронно-физических и тепло-гидродинамических расчетов стационарных и нестационарных процессов в оборудовании 1-го контура действующих АЭС с реактором ВВЭР-1000(1200), включая активную зону и парогенераторы со стороны 2-го контура с учетом влияния на них характеристик вспомогательного оборудования 1 -го контура и работы систем управления и защиты.

Программный комплекс «ПРОСТОР» представляет собой средство для инженерных расчетов. По направлению он может классифицироваться как «Стационарные и динамические связанные расчеты нейтронно-физических, гидродинамических и термодинамических характеристик, моделирование аварийных и нестационарных процессов». Данный комплекс аттестован в надзорных органах РФ и имеют заявленные погрешности расчетов основных параметров активной зоны, сопоставимые с расчетными погрешностями штатных программ сопровождения эксплуатации оборудования АЭС с ВВЭР таких, как программы РНЦ «КИ» «БИПР-7А» и «ИР» [3].

Программный комплекс «ПРОСТОР» может быть использован:

□ для расчетного сопровождения эксплуатации оборудования РУ АЭС с ВВЭР-1000;

□ для расчетов отдельных «лимитирующих» параметров», являющихся показателями ядерной и теплотехнической безопасности активной зоны реактора ВВЭР-1000;

□ для сравнительного анализа различных технических решений при модернизации оборудования реакторной установки и алгоритмов её управления на действующих АЭС с ВВЭР-1000;

□ для расчетного обоснования симптомно-ориентированных аварийных инструкций;

Программный комплекс «ПРОСТОР» используется в настоящее время:

□ для подготовки оперативного персонала в УТП АЭС с ВВЭР-1000;

□ для проведения лабораторных занятий со студентами и магистрантами НИЯУ МИФИ РФ и БГУ и БГУиР республики Беларусь.

1.1.1 ФУНКЦИОНАЛЬНЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ КОМПЛЕКСА

Программный комплекс «ПРОСТОР» охватывает следующие технологические системы и элементы оборудования АЭС с реактором ВВЭР-1000:

□ активная зона, реактор, главный циркуляционный контур (ГЦК), система компенсации давления;

□ система трубопроводов пара и питательной воды, система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ);

□ система аварийного ввода бора (среднего и высокого давления), система аварийного парогазового удаления;

система аварийной питательной воды, система подпитки-продувки 1-го

контура;

□ система промежуточного контура, система организованных протечек;

□ система грязного конденсата, система борного концентрата;

□ система управления и защиты (СУЗ), система ВРК, система АКНП.

Для имитации второго контура моделируются трубопроводы подачи питательной воды в ПГ и трубопроводы острого пара, включая БЗОК, ГПЗ, СРК, БРУ-А, БРУ-К и сами ПГ.

Программный комплекс «ПРОСТОР» позволяет моделировать нормальные условия эксплуатации технологического оборудования 1 -го контура и его систем, нарушение нормальных условий эксплуатации, а также аварийные ситуации, связанные со срабатыванием защит и блокировок систем 1 -го контура и 2-го контура (от ПГ до

ГПК) и различными отказами технологического оборудования. Ниже приводится список основных моделируемых режимов при нормальных условиях эксплуатации, при нарушении нормальных условий и в аварийных ситуациях.

1.1.2 СОСТАВ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА «ПРОСТОР»

Программный комплекс «ПРОСТОР» включает в себя следующие программные модули:

□ программный модуль «НАКС_КиТ/Ы» [1]-трехмерную двухгрупповую диффузионную модель нейтронной кинетики (нодальный метод пространственный дискретизации уравнения диффузии нейтронов, основанный на использовании аналитических собственных функций);

□ программный модуль «HARD_NUT/T» [1]-поканальную двухфазную модель теплогидравлики активной зоны;

□ программный модуль «HARD_NUT/PS» [1]-моделирующий процессы в реакторе, главном циркуляционном контуре (ГЦК), в системе компенсации давления, в парогенераторах со стороны 1-го контура и 2-го контуров;

□ программный модуль «GIW» [4], обеспечивающий управление программным комплексом «ПРОСТОР», отображение и архивирование результатов расчета.

Комплекс «ПРОСТОР» имеет несколько программных опций работы, различающихся друг от друга объемом моделируемого оборудования и интерфейсом между различными программными компонентами комплекса. Ниже перечислены данные опции и приводится их краткая характеристика:

□ Опция работы комплекса с включением всех моделей реакторной установки, вспомогательного оборудования 1 -го контура и систем управления и защиты в единую модель реакторного отделения;

□ Опция работы комплекса с полным объёмом моделирования оборудования РУ при исключении всех моделей систем управления и защиты РУ;

□ Опция работы комплекса c объёмом моделирования оборудования 1-го контура при исключении моделей 2-го контура. Граничные условия в парогенераторах со стороны 2-го контура задаются в виде внешних тепловых потоков на трубчатке ПГ;

□ Опция работы комплекса только с моделями активной зоны (программными модулями «HARD_NUT/N» и модулем «HARD_NUT/T»), опускного участка, нижней и верхней камер смешения. В данной опции комплекс работает на граничных условиях по расходу и температурам теплоносителя по петлям ГЦК и давлению в верхней камере смешения. Значения параметров, определяющих граничные условия модели, могут задаваться как постоянными величинами, так и в виде величин, зависящих от времени.

Для наглядного представления о глубине и детальности математических моделей, входящих в состав программного комплекса «ПРОСТОР», назовём их ближайшие аналоги. Ближайшим аналогом модели нейтронной кинетики «HARD_NUT/N» является программа «БИПР-8» (РНЦ КИ). Ближайшим аналогом тепло-гидравлической программы «HARD_NUT/T» является тепло-гидравлическая часть программы «NOSTRA» (РНЦ КИ). Ближайшими аналогами программного комплекса «ПРОСТОР», являются программные комплексы «РАСНАР+БИПР-8» (ОКБМ, Нижний Новгород и РНЦ КИ) и «РАДУГА» (Московский АЭП). В аспектах стационарных и ксеноновых процессов аналогами программы «HARD_NUT» можно считать программы БИПР-7A, и ИР (РНЦ "Курчатовский институт") [5].

1.2 ОПИСАНИЕ МОДЕЛЕЙ В СОСТАВЕ ПРОСТОР И ИХ КОНСТАНТНОГО

СОПРОВОЖДЕНИЯ

Модели, входящие в состав программного комплекса «ПРОСТОР» можно условно разбить на модель активной зоны «HARD_NUT» и тепло-гидравлическую модель реакторной установки (РУ). «HARD_NUT/PS». В свою очередь модель активной зоны состоит из моделей нейтронной кинетики «HARD_NUT/N» и модели теплогидравлики активной зоны «HARD_NUT/T».

Модель активной зоны «HARD_NUT» рассчитывает следующие основные величины и распределения:

□ двумерное распределение относительной нейтронной мощности по ТВС активной зоны;

□ трехмерное относительное распределение потоков нейтронов для двух

групп;

□ трехмерное относительное распределение энерговыделения;

□ трехмерное распределение энерговыработки;

□ трехмерное распределение концентрации Xe;

□ трехмерное распределение концентрации Sm;

□ интегральные и дифференциальные эффективности органов СУЗ;

□ коэффициенты и эффекты реактивности;

□ интегральный период реактора и периоды по камерам;

□ интегральная реактивность реактора;

□ показания реактиметра и ионизационных камер;

□ показания внутриреакторных датчиков прямой зарядки;

□ эффективный коэффициент размножения и балансную реактивность;

□ величину ксенонового отравления;

□ аксиальный офсет активной зоны;

□ период ксеноновых колебаний и индекс их стабильности;

□ двумерное распределение относительной тепловой мощности по ТВС активной зоны;

□ двумерное распределение расходов теплоносителя по ТВС активной зоны;

□ двумерное распределение подогревов теплоносителя по ТВС активной

зоны;

□ трехмерное распределение температур воды;

□ трехмерное распределение температур оболочки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ);

□ трехмерное распределение средних температур топлива ТВЭЛ;

□ трехмерное распределение максимальных температур топлива и оболочки ТВЭЛ;

□ трехмерное распределение тепловой мощности;

□ трехмерное распределение энтальпии топлива;

□ трехмерное распределение плотности пароводяной смеси;

□ трехмерное распределение давлений по зоне;

□ трехмерное распределение линейных нагрузок на ТВЭЛ;

□ трехмерное распределение отношений тепловых потоков с поверхности

ТВЭЛ к критическому (DNBR);

□ трехмерное распределение концентраций бора;

□ максимальная или минимальная (где это необходимо для анализа безопасности установки) выборка из вышеперечисленных полевых параметров;

□ перечень параметров активной зоны по спецификации системы «Хортица»;

□ величины отклонений параметров ТВС в активной зоне от параметров, полученных усреднением по симметрично расположенным ТВС в 6-ти секторах симметрии.

Для визуализации различных параметров активной зоны, а также для работы в диалоговом режиме с программным комплексом используются следующие группы электронных форматов, входящих в состав комплекса:

□ форматы активной зоны, на которых выводятся двумерные распределения различных полей по зоне, а также аксиальные распределения полей в любой топливной кассете;

□ форматы для визуализации показаний нейтронных и температурных датчиков внутриреакторного контроля и ионизационных камер АКНП и различных расчетных функционалов, таких, как, например, аксиальный и азимутальный офсеты нейтронной мощности;

□ формат активной зоны, с которых возможна ручная настройка нейтронных полей и интегральных эффектов модели по станционным данным;

□ формат для формирования произвольной топливной загрузки;

□ формат для формирования схемы перегрузок;

□ формат для формирования картограммы датчиков ВРК и ТК;

□ формат для задания произвольной картограммы СУЗ;

□ формат для настройки основных тепло-гидравлических параметров реакторной установки;

□ форматы вывода информации, аналогичной системе «Хортица»;

□ специальные форматы (дополнительно к имеющимся стандартным средствам задания через сценарии в системе планирования и формирования задач) для формирования режимов работы анализатора, ввода измеренных данных для расчета топливных циклов, переходных режимов с мощности на мощность, для задания изменений некоторых конструктивных характеристик активной зоны и т.д.

1.2.1 МОДЕЛЬ НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ HARD_NUT/N

Модель НАЯБ_КиТ/К предназначена для расчета распределения нейтронного поля в рамках двухгруппового диффузионного уравнения и функционалов на его основе. Основные отличительные особенности программы НАКВ_КиТ/№

□ Уравнение переноса нейтронов решается в диффузионном приближении;

□ В модели рассчитываются трехмерные и двумерные в плане нейтронные поля для гексагональной и квадратной сеток; шаг сетки совпадает с шагом размещения ТВС в плане реактора, число ТВС равно числу ТВС в активной зоне реактора ВВЭР-1000;

□ В модели используется приближение двух энергетических групп и 6-ти групп запаздывающих нейтронов;

□ Для пространственной дискретизации применяется нодальный метод с использованием собственных функций оператора переноса нейтронов в двухгрупповом диффузионном приближении для каждой ноды с постоянными для неё коэффициентами;

□ Расчетными узлами могут быть только топливные элементы, граничные условия на гранях периферийных ТВС, смежных с отражателем, представляются в виде альбедных соотношений между токами и потоками нейтронов на гранях;

□ Для обеспечения непрерывности и гладкости, соответствующих н/ф характеристик при движении органов СУЗ используется специальная интерполяционная процедура н/ф констант по положению ОР СУЗ;

□ Программа включает модель неравновесного отравления реактора продуктами деления (ксенон и самарий);

□ Остаточное энерговыделение моделируется в 10-группах в пространственном приближении.

1.2.2 МОДЕЛЬ ТЕПЛОГИДРАВЛИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ «HARD_NUT/T»

Модель НАКО_КиТ/Т предназначена для расчета теплофизических и тепло-гидравлических параметров активной зоны. В тепло-гидравлической (т/г) модели активная зона представляется в виде системы параллельных каналов. Количество

рассчитываемых каналов совпадает с числом ТВС в активной зоне, а количество участков по высоте зоны совпадает с числом участков в модели нейтронной кинетики. Рассчитываемые каналы допускают их типизацию по гидравлическим характеристикам.

Т/г модель активной зоны основана на модели проскальзывания фаз. Для каждого расчетного объёма в активной зоне записываются законы сохранения массы и энергии для суммы фаз в интегральном виде. В данных объёмах искомыми величинами являются выходные из контрольных объемов значения энтальпий пароводяной смеси и значения давлений смеси в центрах контрольных объёмов. Уравнение импульса для пароводяной смеси записывается для ветви между двумя расчетными объёмами, где искомой величиной является расход в середине ветви. Пренебрегается влиянием конвективных членов в уравнениях импульса в различных ветвях друг на друга. Рассчитывается только одномерный конвективный перенос в каждой ветви.

Теплофизическая модель ТВЭЛ основана на решении диффузионного уравнения переноса тепла в приближении одномерной геометрии по радиусу ТВЭЛ. Пространственная дискретизация уравнения предусматривает разбиение ТВЭЛ на произвольное число равных друг другу по площади расчетных участков в радиальном направлении. В режиме реального времени нестационарный расчет производится относительно средних значений температур в оболочке и сердечнике топлива. Коэффициент термического сопротивления для средней и максимальной температур топлива задается в виде табличных функций от величины теплового потока на поверхности ТВЭЛ, температуры на поверхности топлива и его выгорания. Данная функция готовится в виде табличных данных заранее из результатов точных теплофизических расчетов топлива в стационарном состоянии при детальном разбиении ТВЭЛ по радиусу. Термическое сопротивление газового зазора между топливом и оболочкой рассчитывается по таблицам в зависимости от тепловой нагрузки на ТВЭЛ.

В т/г модели активной зоны имеется модель «горячего канала», в которой осуществляется повторный динамический расчет каждого канала (ТВС) со следующими возмущениями:

□ наброс энерговыделения в топливе и теплоносителе из-за неточности расчета и за счет потвэльной неравномерности энерговыделения в ТВС, которая задается в модель извне;

□ затеснение ТВС путем уменьшения расхода через неё или увеличения коэффициента гидравлического сопротивления в данной ТВС.

При расчете критического теплового потока в горячем канале задается консервативный множитель на вычисляемый критический поток, связанный с погрешностью расчетной формулы.

1.2.3 ПРОГРАММНЫЙ МОДУЛЬ GIW

Интерактивное управление программным комплексом «ПРОСТОР» и отображение результатов расчета осуществляется программным модулем GIW. Программа GIW обеспечивает запуск комплекса, интерфейс между отдельными модулями комплекса, между моделями и внешними файлами, между электронными форматами и расчетным комплексом. Задание входных данных для программного модуля «HARD_NUT/PS» осуществляется в графическом редакторе программы GIW. Задание входных данных в остальные вышеуказанные модули может производиться как с помощью программы GIW, так и с помощью простых текстовых файлов.

Программная система GIW (Graphical Interface Workshop) [6],- функционирует в среде Windows 98(2000) или WindowsNT. Система реализована по модульному принципу - к ядру GIW могут добавляться специализированные подсистемы (реализованные в виде DLL), обеспечивающие требуемую функциональность создаваемого программного комплекса. На рис. 1.1 показана структура GIW.

GIW является интегрированной системой и обеспечивает процесс разработки разнообразных технологических систем на всех стадиях: создания моделей и графических форматов, автономной отладки, сборки, комплексной отладки и эксплуатации создаваемых объектно-ориентированных программных комплексов. В GIW предусмотрена декомпозиция сложных моделей на логически законченные подсистемы, реализуемые в виде отдельных загружаемых модулей. Такой подход обеспечивает возможность автономной разработки отдельных частей модели с последующей их интеграцией на заключительных этапах проектирования.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Хашламун Таха Мохд Рабах Солейман, 2018 год

\\ //

\ Ч L......Д.......i........:.......J Li

\ , \, \ s j / /

> А / / !

\\ Ж

> \

\ ! ' /

- ч ✓ > -» "в—1-

20 40

Угол градусы

60

Рис. 2.20. Азимутальное распределение потока нейтронов с энергией больше 0.5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора серийного ВВЭР -1000 в наиболее уязвимой по высоте области поверхности корпуса для действующих АЭС.

Принимая во внимание, что большая часть быстрых нейтронов попадает на поверхность корпуса в окрестности нормали, проведенной от центра периферийной ТВС к поверхности корпуса, можно, утверждать следующее. В первом приближении, флюенс нейтронов в определенной области корпуса пропорционален энерговыработке периферийной ТВС, ближайшей к данной области. Сказанное иллюстрируется на рис. 2.21.

Рис. 2.21. Схема 30° сектора симметрии реактора серийного ВВЭР-1000 с корпусом, внутрикорпусными устройствами (ВКУ), тепловой и биологической защитой.

Будем считать данное распределение флюенса быстрых нейтронов на корпус действующего реактора ВВЭР-1000 опорным и соответствующим применяемой сейчас схеме перегрузок топлива на действующих энергоблоках для проведения исследований различных схем перегрузок топлива. В этом случае можно предложить упрощенную формулу для оценок относительного (по отношению к распределению на действующих АЭС) изменения азимутального распределения флюенса быстрых нейтронов на корпус при рассмотрении различных вариантов расстановки и состава ТВС:

Фта(в,) „ ¿Ъ^ ™

Фо(0|) ~ ¿Ъ01 ' ( )

где: 01=0°, 02=7,59°, 03=16,10°, 04=25,29°, 05=34,72°, 06=44,84°, 07=52,41°; Фуаг(0О - азимутальное распределение быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпуса реактора в наиболее уязвимых местах для рассматриваемого варианта топливной загрузки; Фо(0О - базовое азимутальное распределение быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпуса серийного реактора ВВЭР -1000 в наиболее уязвимых местах; ¿Ъуай - изменение глубины выгорания в ьтой периферийной ТВС за период работы топливной загрузки между очередными перегрузками в секторе симметрии 60° для исследуемого варианта; ¿Ъо, - изменение глубины выгорания в ьтой периферийной ТВС за период работы топливной загрузки между очередными перегрузками в секторе симметрии 60° для базового варианта на действующих АЭС.

Условие для обеспечения проектного срока службы корпусного оборудования:

Фуаг^) ^

Фо(в,) ^

< 1. при V - 1=1(2,3,4,5,6,7) , (4)

С учетом 60° симметрии отражателя вокруг активной зоны, достаточно проверить выполнения вышеуказанного неравенства для периферийных ТВС в этом секторе.

Полное время работы энергоблока определяется предельным флюенсом быстрых нейтронов (>0.5 МэВ) [53] реактора в наиболее уязвимых местах поверхности корпуса. Из рис. 2.21 можно заметить, что максимальный флюенс нейтронов на корпус определяется в периферийной ТВС с одной гранью, которая граничит с боковым отражателем и в периферийной ТВС с тремя гранями, граничащими с отражателем [54]. При различных схемах перегрузок топлива, в первую очередь, сопоставляются величины энерговыработки именно в этих ТВС. При формировании различных вариантов перестановок ТВС во время перегрузки топлива в указанные места переставляются ТВС с максимальным выгоревшим топливом. На примере проведенных расчетов для реактора ВВЭР-1000 на базовой мощности 3000 МВт показано, каким образом азимутальная расстановка ТВС с выгоревшим топливом на периферии влияет на величину флюенса нейтронов на корпус. Из таблицы 2.6 и рис. 2.22 это хорошо видно.

Таблица 2.6. Азимутальное распределение потока нейтронов энергией (х1ош нейтрон/(см2-сек)) больше 0,5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР-1000 на уровне 60 см ниже середины активной зоны, для 18-месячной топливной загрузки.

0,, град. о 7,5 15 22,5 37,5 45 52,5

Схема базовая, 3ооо МВт (42 ТВС) 4,2о 4,бо 2,8о 2,оо 2,8о 4,6о 4,2о

Схема вариант (1), 3ооо МВт (67 ТВС) 3,75 4,15 2,8 1,78 2,5о 4,81 5,2о

Схема вариант (2), 3ооо МВт (60 ТВС) 4,13 4,58 2,74 1,3о 1,82 4,51 4,21

Схема вариант (3), 3ооо МВт (61 ТВС) 3,94 4,17 2,63 1,21 1,67 4,24 4,13

Схема вариант (4), 3ооо МВт (60 ТВС) 4,о4 4,71 2,57 о,86 1,2о 4,24 4,34

Рис. 2.22. Азимутальное распределение потока нейтронов с энергией больше 0.5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора серийного ВВЭР -1000 в наиболее уязвимой по высоте области поверхности корпуса для всех возможных вариантов размещения ТВС с выгоревшим топливом на периферии активной зоны.

Из рассмотренных вариантов и их анализа можно сформулировать основные критерии для выбора оптимального варианта топливной загрузки, обеспечивающего наилучшее использование топлива и минимизацию флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора. Этими критериями являются следующие:

1. коэффициент неравномерности энерговыделений Kqmax;

2. средняя глубина выгорания выгружаемого топлива Bn;

3. максимальный запас по линейной тепловой нагрузке на ТВЭЛ max (dif (Ql-0,98Qliim));

4. флюенс быстрых нейтронов на корпус реактора.

По второму критерию, как правило, судят об экономичности использования топлива на АЭС. Однако для реакторов под давлением с использованием частичных

перегрузок топлива, данный критерий не может служить совокупной оценкой затрат на топливо и его эксплуатацию на АЭС. Это связано с тем, что средняя глубина выгорания выгружаемого топлива и коэффициент использования установленной мощности за кампанию могут влиять на экономическую эффективность эксплуатации противоположным образом. Поэтому они не могут независимо друг от друга служить мерой для оценки экономической эффективности. В следующей главе приведена упрощенная методика оценки совокупных затрат на эксплуатацию, включая общие станционные затраты и топливные затраты, которая позволяет оценить затраты по специально введенному коэффициенту приведенных затрат (Кзп). В таком случае перечень критериев должен выглядеть следующим образом:

1. коэффициент неравномерности энерговыделений Kqmax;

2. коэффициент приведенных совокупных эксплуатационных затрат за весь жизненный цикл корпусного оборудования Кзп;

3. максимальный запас по линейной тепловой нагрузке на ТВЭЛ max (dif (Ql-0,98Qliim));

4. флюенс быстрых нейтронов на корпус реактора.

т-ч и о

В данной главе оценка по экономичности топлива проводилась по средней глубине выгружаемого топлива для демонстрации преимущества схем перегрузок топлива по принципу IN-...-OUT. Позже для решения задачи по оптимизации параметров топливных загрузок величина средней глубины выгружаемого топлива как критерий оптимизации будет заменена на величину Кзп для оценки совокупных затрат

По критериям теплотехнической безопасности активной зоны с Kqmax и max (dif (Ql-0,98Qllim)) подходит два варианта (вариант 2 и вариант 3), которые дают очень большую максимальную глубину выгорания по сравнению со стандартным вариантом. Эти два варианта мы должны выбирать по минимуму флюенса.

Во втором варианте с минимальным количеством ТВС не смотря на то, что глубина выгорания выше, флюенс заметно больше.

Четвертый вариант лучше по глубине выгорания но он не подходит по критериям теплотехнической безопасности активной зоны из за Kqmax и max (dif(Ql-0,98Qllim)).

При рассмотрении первого варианта обратим внимание на то, что количество ТВС больше, поэтому глубина выгорания меньше и больше флюенс, поэтому этот вариант не подходит.

Разница флюенса между проектным вариантом и оптимальным составляет 22%, таким образом, на 22% можно увеличить энерговыработку за весь жизненный цикл корпусного оборудования.

Важно отметить дополнительные преимущества такой схемы перегрузок топлива (схема «IN-OUT»). Для выгоревшего топлива термомеханические свойства (пластичность, ползучесть, упругость и т.д.) существенно ухудшаются. Чем выше выгорание топлива в ТВЭЛ, тем сильнее ухудшение этих свойств. Поэтому выгоревшее топливо должно находиться в более щадящем режиме, чем свежее топливо, т.е. с выгоранием топлива желательно помещать его в область активной зоны с меньшей тепловой нагрузкой, чем для ТВЭЛ в ТВС первого года эксплуатации. Есть специальная таблица, разработанная Главным конструктором ТВЭЛ для ВВЭР, где задана зависимость предельных тепловых нагрузок на ТВЭЛ от глубины выгорания (F=qi(Bn), Вт/см). В общем случае значения предельных тепловых нагрузок на ТВЭЛ снижаются с увеличением глубины выгорания топлива. Для выполнения данных требований по безопасности и надежности эксплуатации топлива рассмотренная выше схема перегрузок топлива является идеальной, и это является одним из важнейших дополнительных преимуществ наиболее экономичных схем перегрузок топлива с малой утечкой нейтронов.

Другим не менее важным дополнительным преимуществом рассмотренной схемы перегрузок является уменьшение потока быстрых нейтронов на корпус реактора. Дело в том, что реактор ВВЭР является реактором корпусного типа, где активная зона помещена в герметичный металлический сосуд очень больших размеров корпус реактора (более подробное знакомство с конструкцией реактора предстоит в разделе, посвященном конструкционным особенностям РУ с реактором ВВЭР-1000) [55,56] и [57]. При попадании на корпус реактора нейтронов с энергией выше 0.5 МэВ из-за радиационного распухания железа происходит охрупчивание материала корпуса. Существует предельное значение флюенса, которое ограничивает срок службы корпусного оборудования и соответственно срок жизни энергоблока [58]. Отсюда понятно стремление к уменьшению потока быстрых нейтронов на корпус реактора. Во сколько раз удается уменьшить поток быстрых нейтронов на корпус, во столько раз удастся увеличить срок службы корпуса. Поток быстрых нейтронов на корпус прямо пропорционален нейтронной мощности периферийных ТВС. Причем на корпус могут

попасть, преимущественно, быстрые нейтроны из сборок (ТВС), размещенных на периферии активной зоны [59]. Если на периферию активной зоны поставить ТВС с сильно выгоревшим топливом, то можно уменьшить их нейтронную мощность в полтора - два раза и соответственно во столько же раз уменьшить флюенс быстрых нейтронов на корпус. Указанное расположение ТВС с выгоревшим топливом продлевает срок службы реактора и увеличивает выработку электроэнергии с каждого килограмма топлива.

Еще одно дополнительное преимущество, на котором хотелось бы остановиться, -это обеспечение оптимальной спектральной истории топлива в результате реализации схемы перегрузок по принципу ГЫ-ГЫ-...-ОиТ. Выше было дано определение спектральной истории выгорания топлива и сформулированы условия достижения оптимальности истории для увеличения глубины выгорания. Сейчас будет показано, как реализуются эти условия в реакторах ВВЭР-1000. В схеме перегрузки топлива по принципу ГЫ-ГЫ-...-ОиТ ТВС перемещается в активной зоне с монотонным изменением величины Кц от максимального значения до минимального. В этом случае минимальная плотность теплоносителя, средняя в ТВС, достигается при максимальном значении Кц, так как увеличивается подогрев воды в ТВС по сравнению со средним подогревом в зоне. Максимальная плотность достигается при минимальном значении Кц. При минимальной плотности и хорошем запасе реактивности на выгорание обеспечивается максимальная доля быстрых и промежуточных нейтронов в общем спектре нейтронов. В этом случае, максимальным образом, повышается образование вторичного топлива 239Ри из 238и в реакторе ВВЭР и снижается темп выгорания первичного топлива 235и.

При максимальных глубинах выгорания запас реактивности на выгорание отсутствует, и максимальная плотность воды несколько улучшает замедление нейтронов, повышая долю тепловых нейтронов и их использование в реакции деления. Таким образом, создаются оптимальные условия для наработки 239Ри в ТВС с малой глубиной выгорания и наилучшего использования тепловых нейтронов в ТВС с большой глубиной выгорания.

Действия по улучшению топливной загрузки и соответственно повышению экономических показателей ЯЭУ с ВВЭР-1ооо тесно увязаны с проблемами обеспечения безопасности реакторной установки. Несколько лет назад были развернуты работы по проекту АЭС-2006 с целью повышения конкурентной способности реакторов

ВВЭР-1000 на внешнем рынке [60]. Для этого обязательно нужно реализовать те мероприятия по совершенствованию топливной загрузки, о которых речь шла выше. Однако, даже при удивительном сочетании повышения экономичности топлива и безопасности реакторного оборудования (ТВЭЛ, корпус реактора, основные защитные барьеры безопасности), возникают факторы, ухудшающие теплотехническую безопасность активной зоны. Данным фактором является повышение локальной мощности в ТВС со свежим топливом. При этом необходимы дополнительные мероприятия по совершенствованию конструкции ТВЭЛ и ТВС, а также по совершенствованию расчетного обоснования проектов и сопровождения эксплуатации оборудования АЭС с ВВЭР-1000. Об этих мероприятиях будет рассказано в разделах, посвященных конструкции реактора, и в главе, посвященной расчетному обоснованию безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000. Здесь же отметим, что при повышении локальной мощности в ТВС возможны ситуации, при которых параметры теплоносителя, оболочки топлива и самого топлива могут выйти за пределы разрешенных Техническим Регламентом величин. Поэтому задача по повышению экономичности оборудования АЭС с ВВЭР не является такой уж тривиальной и требует большого количества расчетных и экспериментальных исследований в ближайшем будущем.

Результаты исследований, приведенные в настоящей главе, позволяют сделать следующие выводы:

• использование схем перегрузки IN-IN-OUT приводит к увеличению средней глубины выгорания выгружаемого топлива, что приводит к более эффективному использованию урана.

• использование схем перегрузки IN-IN-OUT приводит к снижению максимального значения флюенса быстрых нейтронов на корпус, что продлевает эксплуатационный ресурс корпуса и приводит к повышению удельной выработки электрической мощности энергоблока.

• использование схем перегрузки IN-IN-OUT приводит к увеличению радиального коэффициента неравномерности мощности ТВС, что является ограничивающим фактором для использования в полной мере указанной схемы перегрузок топлива.

2.5 ЗАКЛЮЧЕНИЕ К ГЛАВЕ 2

В главе рассмотрены параметры активной зоны для проектных 12-ти и 18-ти месячных кампаний реактора с целью их сопоставления с параметрами активной зоны при реализации альтернативных вариантов кампаний и топливных загрузок. Также показано, что программный комплекс ПРОСТОР по своим характеристикам пригоден для расчетных исследований выгорания топлива. Помимо этого результаты расчетов показывает, что локальная мощность по объему активной зоны не превышает полевых

и и 1 и

ограничений в течение всей кампании для 12-ти месячной кампании, а именно: max (dif(Ql-0,98Qllim)) < 0.

Однако в отличие от реализации 12-месячной кампании при реализации 18-месячной кампании необходимо специальное управление 12 группой ОР СУЗ в конце кампании для обеспечения теплотехнической безопасности активной зоны, что не нашло отражения в проектных документах. Это наглядно видно из рисунков представленных выше. Конечно, эти действия приводят к некоторому сокращению длительности кампании, но это уменьшение незначительно.

т-ч и о

В этой же главе по результатам исследований различных вариантов топливных загрузок и схем перегрузок топлива сформулированы основные критерии оптимизации.

ГЛАВА 3 ОПТИМИЗАЦИЯ ПАРАМЕТРОВ УДЛИНЕННЫХ ТОПЛИВНЫХ КАМПАННИЙ ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР-1000(1200)

Для проведения оптимизации параметров топливных кампаний при использовании заданного типа топлива необходимы определенные способы формирования топливной загрузки и соответствующей схемы перегрузки топлива. Эти способы основаны на сформулированных в предыдущей главе критериях, и выглядят следующим образом.

1. Специализированная расстановка ТВС с выгоревшим топливом на периферии зоны с разным сроком пребывания в активной зоне и помещение ТВС с максимально выгоревшим топливом против наиболее уязвимых мест корпуса реактора, цель: минимизация числа загружаемых ТВС с повышением глубины выгорания топлива и снижение максимального значения флюенса нейтронов на корпус реактора.

2. Расстановка ТВС в центральной части активной зоны при произвольной расстановке ТВС на периферии зоны, расстановка должна быть такой, чтобы максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС (Kqmax) не превышал проектных ограничений, а запас по линейной нагрузке на ТВЭЛ: max (dif(Ql-0,98Qllim)), - был меньше нуля.

3. Использование обязательного погружения рабочей группы ОР СУЗ до положений 80-85% высоты активной ближе к концу кампании, начиная, примерно, с 350 эфф.суток, цель обеспечение величины max (dif(Ql-0,98Qllim)) <0.

4. Профилирование ТВЭГ по высоте (устранение гадолиния в торцевых участках топливных элементов на длине порядка 17-35 см, [61]) при невыполнении требования для запаса по линейной нагрузке на ТВЭЛ из отобранных вариантов по 2-му критерию, цель: повысить выгорание топлива в торцевых участках зоны и обеспечить max (dif(Ql-0,98Qllim))<0.

В предыдущей главе было упомянуто об уточнении одного из критериев оптимизации, а именно коэффициента приведенных затрат, который должен заменить величину средней глубины выгорания выгружаемого топлива. В этой главе ниже приведена упрощенная методика оценки совокупных затрат на эксплуатацию, включая общие станционные затраты и топливные затраты. Эта методика позволяет проводить быструю оценку экономических показателей эксплуатационных затрат и использования топлива на АЭС при рассмотрении различных вариантов реализации топливной

загрузки, подразумевая под этим формирование топливной загрузки и схемы перегрузки топлива.

Исследование различных вариантов удлиненных топливных кампаний и поиск оптимальной топливной загрузки кампании проводилось на базе новых конструкций ТВС, которые предполагаются использовать для реакторов ВВЭР в ближайшем будущем. В предыдущей главе приведено описание новых видов топлива и новых конструкций ТВС. Дано описание способов решения поставленных задач по оптимизации топливных загрузок для мощностного ряда: 1000 МВт, 1100 МВт, 1200 МВт и приведены результаты численных исследований различных вариантов загрузок и результаты детальных расчетов физических характеристик оптимальных загрузок.

3.1 УПРОЩЕННАЯ МЕТОДИКА ОЦЕНКИ ЭКОНОМИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТОПЛИВА НА АЭС С УЧЕТОМ ОБЩИХ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ЗАТРАТ

В открытом топливном цикле экономичность топливного использования на АЭС определяется, в первую очередь, величиной энерговыработки электрической мощности за весь срок эксплуатации корпусного оборудования, отнесенной к затратам на изготовление корпусного оборудования, плюс эксплуатационные расходы при работе энергоблока на мощности и затраты на проведение перегрузки топлива и ремонтных работ во время перегрузочного интервала времени, и плюс затраты на изготовление топлива и ТВС, израсходованных за этот же срок службы корпусного оборудования. При этом должны быть учтены потери в энерговыработке за счет времени из-за возможного простоя за счет более короткой кампании, чем проектная при установленном топливном цикле.

Запишем в упрощенном виде удельную энерговыработку, как величину энерговыработки за предельный срок службы корпусного оборудования ко всем капитальным, эксплуатационным и топливным затратам. Срок службы корпуса определяется предельным значением флюенса нейтронов с энергией больше 0,5 Мэв на его поверхности. Предположим, что изменение расстановки и состава ТВС в активной зоне не меняет проектного срока службы корпусного оборудования. В данных предположениях удельные затраты можно представить в виде:

T W

P__ пред Yy 0__(5)

A + (В + CNnepNTBC)' ( )

где P - удельная энерговыработка в безразмерном виде; Wo - базовая мощность, МВт; Тпред - срок службы корпуса реактора на базовой мощности без учета профилактического ремонта, календарные сутки (Тпред = 22200-25900 суток); N^ - число перегрузок за весь срок службы несменяемого оборудования; Ктвс - число загружаемых свежих ТВС при одной перегрузке топлива; A - капитальные затраты на строительство энергоблока АЭС в МВт-сутки; B - эксплуатационные затраты за весь период службы реакторав МВт-сутки; C - затраты на изготовление топлива, его транспортировку и хранение для одной ТВС и изготовление самой ТВС в МВт-сутки [62,63].

Число перегрузок вычисляется как целая часть следующего выражения:

Т Т

пРеД Ткал

N =

-^пер

Т Т

кал эфф

(6)

где Тэфф - время работы реактора на реальной мощности, приведенного к работе на базовой мощности Шо между перегрузками, эфф.сутки; Ткал - календарный интервал времени между перегрузками топлива, сутки.

Эксплуатационные затраты делятся на затраты при работе блока на номинальной мощности и на затраты между перегрузками на профилактический ремонт. Затраты на эксплуатацию блока при его работе на мощности в единицу времени заметно меньше затрат на профилактический ремонт. Положим значение регулярных затрат для проведения ремонтных работ в виде эксплуатационных затрат при работе энергоблока на мощности, умноженных на коэффициент а>1. В этом случае эксплуатационные затраты можно представить в следующе виде:

Т АТ В = В N Т кал +аВ N Т _рем • (7)

В В01>пер1эф^у + ав0-^пер *эфф т- • ( )

эфф эфф

Т АТ

В = ВТ —ка^ + аВ0Т —рем , (8)

0 пред '"р 0 пред 5 V /

эфф эфф

где Во - эксплуатационные затраты в единицу времени; ДТрем - время на профилактический ремонт, ДТрем = 32 сутки; а - доля эксплуатационных затрат во время профилактического ремонта при перегрузке топлива к затратам при эксплуатации блока на мощности, а >1 [64].

Пренебрегая разницей между целой частью и вещественном значением выражения для числа перегрузок можно составить равенство вида:

NT = T

-^пер-^фф пред

Используя указанное приближение, можно записать выражение для удельной энерговыработки на АЭС в следующем виде:

T W

р = _ пРеД vv0__(9)

д,тэ т Дкал +аДТрем I Nnep NTBC CNnep0NTBC0 ч

А+В01пред1 т + NN BT '

эфф Nпер0NTBC0 B0 пред

где Nпер - число перегрузок при непрерывной работе энергоблока на реальном графике

Тэфф , ,

мощности реактора; ^---равно коэффициенту использования установленной

Т кал +Д Т рем

мощности на АЭС - КИУМ; N^o - число перегрузок при непрерывной работе энергоблока при 12-месячной топливной загрузке; N^0 - стандартное число свежих ТВС, используемых при перегрузке для 12-месячной топливной загрузки.

Вводится коэффициент отношения топливных затрат к эксплуатационным затратам при работе блока на мощности для стандартной стационарной топливной загрузки и 12-ти месячной кампании реактора ВВЭР. Тогда выражение (8) можно переписать в виде:

T W

P =_1пред W_, (10)

* ,пт Дкал +а^Трем ,о ^ерNTBC ч A + В01 пред( ^ +ßйГт )

T эфф ^пер0 NTBC0

CN N

где р——- - коэффициент отношения топливных затрат к эксплуатационным

В0Апред

затратам при работе энергоблока на мощности при реализации 12-месячной кампании за весь период эксплуатации реакторного оборудования.

Прежде чем проводить сопоставление затрат для разных загрузок, нужно уточнить отдельные составляющие коэффициента ß. Данный коэффициент можно представить из трех основных компонентов: относительные количества затрат на обогащение топлива, на само топливо независимо от обогащения и на изготовление самого ТВЭЛ для таблеток топлива и самой ТВС:

ß=ß +ß M топ +ß M топ n% (11)

ß ßTBC + нтоп д д + ß%U-235 ЛД П %' ( )

Mтоп0 мтоп0 n0 %

где Мтоп - проектируемая масса топлива в одной ТВС; Мтопо - масса топлива в одной ТВС для действующих АЭС с ВВЭР-1000(1200); n% - предлагаемое для использования обогащение топлива по урану-235; П0% - используемое на действующих АЭС обогащение топлива по урану-235; ßTOH - затраты на изготовление, транспортировку и хранение топлива для одной ТВС в действующих энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000(1200); ßтвс - затраты на изготовление одной ТВС без топлива; ß%u-235 - затраты на обогащение топлива для одной ТВС в действующих энергоблоках с реактором ВВЭР-1000(1200).

В соответствие с рядом работ, посвященных экономике использования ядерного топлива, следует, что, примерно, 30% расходов на топливо составляют расходы на обогащение. Предположим, что затраты на изготовление самой ТВС и ТВЭЛ без топлива пренебрежимо малы по сравнению с расходами на изготовление самого топлива. В диапазоне обогащений 2-5% по урану-235 можно считать расходы на обогащение прямо пропорциональными величине обогащения. В этом случае выражение (4) перепишется в виде:

ß = ßxon^^ + ß „з^ш n% =ß Мто^(0.7 + 0.3-^%), (12)

ß Мтоп0 ß/oU-235 Mxon0 По % ММ ТоП0 ( П0 %), ( )

где n% - исследуемое обогащение; n0% - среднее обогащение, достаточное для

__1 Л и и и О и

реализации 12-месячной топливной четырех-годичной загрузки; ß0 - относительный коэффициент затрат на топливо при изготовлении, транспортировке и хранении металлического топлива для ТВС со стандартной топливной таблеткой с диаметром таблетки 7,6 мм и диаметром внутреннего отверстия 1,2 мм [64].

Величина Тпред является постоянной и неизменной при различных топливных загрузок. Проектное время жизнеспособности корпуса реактора составляет от 60 до 70 календарных лет при различных условиях эксплуатации.

Для 12-ти месячной (4-х годичной) топливной загрузки величина N^o равна 60, а число свежих ТВС: ^вс0, загружаемых в зону при каждой перегрузке, составляет 42 единицы. При этом вес металлического урана в каждой ТВС (с новой конструкцией ТВЭЛ) составляет величину 480,5 кг, а среднее обогащение составляет 4,77.

В соответствие с работами [65], [66] коэффициент ß0<1. В соответствие с зарубежной работой [66] топливная составляющая эксплуатационных затрат для разных АЭС с реактором PWR находится в диапазоне от 50% до70%, в соответствие с

работой [66] эта составляющая для реакторов ВВЭР-1000(1200) находится в диапазоне от 25% до 30%. Выражение (12) с учетом данных для 12-месячной топливной загрузки с использованием ТВС с массой металлического урана 480.5 кг преобразуем к виду:

T W

р =_^ред W__(13)

Л ,пт Дкал +а^Трем , о ^пер NTBCMTOH /л 7 , rv о П% чч

А + В0Тпред(-T-+ ß0Х N—N-M-( + 0'3 n%)}

1эфф N пер0 NTBC0Mтоп0 n0 %

Величины: TпредWо, ВоTпред, А - являются постоянными для всех топливных загрузок при одной [67] и той же базовой мощности, если предельный срок службы корпусного оборудования превышает возможные величины, которые могут быть достигнуты за счет снижения флюенса быстрых нейтронов на корпус при рассмотрении различных вариантов топливных загрузок. В этом случае при проведении исследований различных топливных загрузок и схем перегрузок можно проводить сравнение величины затрат для АЭС по выражению вида, которое определяет коэффициент затрат на топливо и эксплуатацию (не нормированный):

т/- _ ^ал + аАТрем ß ^перNTBCMTOH ^ п n ^ n% ^ (ЛЛ\

Кз = T +ß0N N M ( + П %Л ( )

T эфф ^пер0 nTBC0mtoo0 n0 %

где Nпeр =

T

пред

T

эфф

N /N =

1 пер 1 ^пер0

T

пред

T

эфф

T

пред

T

эфф0

T

эфф0

Т

эфф

Если же предельный срок службы оборудования не превышает возможных величин, достигаемых при снижении флюенса, то в этом случае снижение флюенса дополнительно увеличивает возможную энерговыработку энергоблока и тем самым повышает экономическую эффективность эксплуатации. При проводимых исследованиях этот возможный выигрыш за счет снижения флюенса на корпус не учитывается.

Не смотря на то, что данный коэффициент не нормирован, его можно использовать для оценок изменения затрат при переходе с 12-ти месячной топливной загрузки цикла на 18-ти месячный для действующих АЭС при различных схемах перегрузок топлива и расхода топлива на перегрузку при одной и той же базовой мощности. Введем приведенный коэффициент затрат как отношение коэффициента затрат по формуле (13) к значению коэффициента для проектной схемы перегрузок, стандартного топлива и проектного значения обогащения топлива подпитки при реализации 12-месячной топливной загрузки по проекту ВВЭР-1000(1200).

/

Выражение для приведенных затрат с учетом сделанных допущений выглядит следующим образом:

К =-Кз-

п К '

з0

Ткал+О^Грем , п Тэфф0 ^ВСМтоп „ ~ - П% ч

т +Рот N м п%;

-.V- = эфф_ эфф^ВСТ^о^_п0 % /1г.ч

Кзп Т +аДТ ' ( '

X +Ро

тэфф0

где Тэффо - длительность кампании реактора на базовой мощности при параметрах 12-месячной кампании реактора для действующего оборудования АЭС с ВВЭР-1000(1200); Тэфф - длительность кампании реактора при параметрах исследуемой топливной загрузки для действующего оборудования АЭС с ВВЭР-1000(1200); Ткал - календарная длительность работы реактора между перегрузками при параметрах исследуемой топливной загрузки для АЭС с ВВЭР-1000(1200); ДТкало - календарная длительность работы реактора между перегрузками при параметрах 12-месячной топливной загрузки для действующего оборудования АЭС с ВВЭР-1000(1200).

Полученное выражение не претендует на высокую точность оценки эксплуатационных затрат, но позволяет проводить сравнительный экспресс-анализ различных вариантов топливных загрузок и схем перегрузок топлива.

3.2 СПОСОБЫ ОПТИМИЗАЦИИ ПАРАМЕТРОВ РАЗЛИЧНЫХ ТОПЛИВНЫХ

ЗАГРУЗОК

В этом разделе представлены способы оптимизации параметров топливных загрузок и схем перегрузок топлива с целью снижения топливных затрат с учетом общих эксплуатационных затрат:

1. Размещение на периферии топлива последнего и предыдущего срока пребывания в активной зоне для увеличения средней глубины выгорания выгружаемого топлива;

2. Специальное азимутальное распределение ТВС с выгоревшим топливом на периферии активной зоны с целью снижения максимального значения флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора;

3. Расстановка ТВС первого и последующего срока пребывания ТВС в центральной части активной зоны для обеспечения требований по не превышению максимальному значения относительной мощности ТВС в зоне (KQmax<1,45);

4. Обеспечение теплотехнической надежности активной зоны с использованием специальной стратегии перемещения рабочей управляющей группы ОР СУЗ в последней трети кампании;

5. Профилирование ТВЭГ по высоте (устранение гадолиния в торцевых участках топливных элементов на длине порядка 17-36 см) для обеспечения не превышения полевых ограничений локальной мощности по объему активной зоны.

Для выбранных картограмм размещения топлива в активной зоне были проверены два вида профилирования ТВЭГ по высоте реактора в торцевых частях зоны. Выбрано наилучшее, а именно профилирование в торцевых частях протяженностью 35-36 см. На рис. 3.1 приведено высотное распределение для проектной стационарной топливной загрузки в конце кампании для 12-ти и 18-ти месячной кампании реактора ВВЭР-1200, из которых видно существенное увеличение локальной мощности в торцевых частях активной зоны для удлиненных кампаний.

Н11ШШ

кшгтин

■¡1ПШН

■якишн ■

■шшш в

Я1!Ш1)1 т

■«ПШН

»МШЯ

кшгаш

■■

«тал

шшишн

шшши ш

ШП1

яштя

шшгаш ■

шт гал^^^^^^^^

а) ТВС с профилированными б) Кампания 12-ти месячной твэгами в различном топливной загрузки, 42 ТВС,

исполнении. 3200 МВт.

в) Кампания 18-ти месячной топливной загрузки, 72 ТВС, 3200 МВт.

Рис. 3.1. Коэффициент неравномерности по высоте в одинаково нагруженных ТВС без

профилирования.

На рис. 3.2 показаны для сравнения результаты расчетов высотного распределения энерговыделений при разном высотном профилировании для 22-месячной кампании реактора, где видно, что высотное профилирование с протяженностью 36 см. заметно эффективней 18 см.

а) Кампания 22-ти месяч ной топливной загрузки, 85 ТВС,3200 МВт (без профилирования)

б) Кампания 22-ти месячной топливной загрузки, 85 ТВС, 3200 МВт (с профилирования 18 см)

в) Кампания 22-ти месячной топливной загрузки, 85 ТВС, 3200 МВт (с профилирования 36 см)

Рис. 3.2. Коэффициент неравномерности по высоте в одинаково нагруженных ТВС с

профилированием.

На рис. 3.3 приведены все возможные схемы расстановок ТВС на периферии активной зоны для 18-ти месячной топливной загрузки. Для сравнительного анализа используется проектная топливная загрузка для ВВЭР-1000(1200) на действующих АЭС, показанная на Рис. 3.3,а. Из этих вариантов выбирался наилучший по сформулированным критериям оптимизации.

а) 67 ТВС, Действующая расстановка

б) 60 ТВС, Все максимально выгоревшие в) 60 ТВС, ТВС 2-го срока и 3-го срока на

ТВС на периферии, Вариант (1) периферии, Вариант (2)

г) 61 ТВС, ТВС 2-го срока, 3-го срока и 4-го д) 61 ТВС, ТВС 2-го срока, 3-го срока и 4-го срока на периферии, Вариант (3) срока на периферии, Вариант (4)

Рис. 3.3. Возможные варианты размещения ТВС с выгоревшим топливом на периферии активной зоны, - 3000(3120) МВт. а) Проектный вариант. б) Вариант (1). в) Вариант (2).

г) Вариант (3). д) Вариант (4).

Для поиска оптимальной загрузки с меньшим числом ТВС по сравнению с проектным вариантом для 20-22-месячной кампании, преимущественно, с двумя сроками пребывания ТВС в активной зоне, в первую очередь, также определяются возможные конфигурации расстановки ТВС на периферии активной зоны. Их немного с учетом 60-ти градусной симметрии расстановки: всего три альтернативные расстановки ТВС. На рис. 3.4 приведены все возможные схемы расстановок ТВС на периферии активной зоны для 20-22-месячной топливной загрузки. Данная загрузка предусматривает, преимущественно, две перегрузки топлива за всю топливную кампанию. Для сравнительного анализа используется проектная топливная загрузка для ВВЭР-1200, показанная на этом же рисунке.

1-ый исследуемый вариант с 79 ТВС 2-ой исследуемый вариант с 79 ТВС

3-й исследуемый вариант с 79 ТВС Проектный вариант с 85 ТВС

Рис. 3.4. Все возможные схемы расстановок ТВС на периферии активной зоны для 20-22-месячной топливной загрузки с использованием 79 ТВС

Что касается необходимости в специальной стратегии перемещения рабочей группы ОР СУЗ в конце кампании, то это объясняется следующими обстоятельствами. Выгорание топлива на базовой мощности к моменту кампании 350 эфф. суток приводит к высотному распределению нейтронного поля, показанному на рис. 3.1 и 3.2, и соответственно к превышению локальной мощности полевых ограничений по объёму активной зоны при неизменном положении управляющих групп ОР СУЗ. Для обеспечения полевых ограничений локальной мощности нужно погрузить 12 группу ОР СУЗ в границах, разрешенных Техническим Регламентом при работе энергоблока на базовой мощности. Группа погружалась до 80% извлечения по высоте активной зоны. Необходимость этого погружения связано с тем локальная мощность в верхней части активной зоны превышает полевые ограничения к концу кампании.

Для каждой из расстановок ТВС на периферии активной зоны, выделенных выше, необходимо определить расстановку ТВС в центральной части активной зоны при указанном в 4-ом пункте ограничении. Ниже на рис. 3.5 показаны найденные картограммы топливных загрузок для каждого из 4-х вариантов для полуторагодичной кампании реактора, которые близки к выполнению требований 4-го пункта.

а) 67 ТВС, Картограмма 18-месячной действующей загрузка

б) 60 ТВС, Картограмма 18-месячной загрузка, Вариант (1)

в) 60 ТВС, Картограмма 18-месячной загрузка, вариант (2)

г) 61 ТВС, Картограмма 18-месячной загрузки, д) 61 ТВС, Картограмма 18-месячной

Вариант (3) загрузки, Вариант (4)

Рис. 3.5. Все возможные варианты размещения ТВС с выгоревшим топливом на периферии активной зоны реактора с мощностью 3000(3120) МВт. а) Проектный вариант. б) Вариант (1).

в) Вариант (2). г) Вариант (3). д) Вариант (4).

Аналогичная работа была проведена для 18-ти месячной кампании и для 20-22-месячной кампании реактора ВВЭР-1200 и была определена расстановка ТВС в центральной части активной зоны.

Таким образом, основываясь на выше сформулированных способах оптимизации, были определены варианты топливных загрузок и стационарной схемы перегрузок, позволяющие уменьшить число ТВС на 6-7 ТВС по сравнению с проектными и действующими загрузками и схемами перегрузок топлива. С помощью дополнительных расчетов по программному комплексу ПРОСТОР коэффициентов неравномерности энерговыделений по объёму активной зоны и оценок флюенса быстрых нейтронов на

корпус был выбран наиболее оптимальный вариант с целью минимизации совокупных топливных и эксплуатационных затрат и минимальным значением максимальной величины флюенса нейтронов на корпус. В таблицах 3.1 и 3.2 для проведения сравнения различных вариантов и выбора оптимального варианта приведены результаты расчетов основных нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 на базовой мощности 3000 МВт для всех отобранных вариантов топливных загрузок и схем перегрузок. В таблицах 3.3 и 3.4 для проведения сравнения различных вариантов и выбора оптимального варианта приведены результаты расчетов основных нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВВЭР-1000 на базовой мощности 3120 МВт для всех отобранных вариантов топливных загрузок и схем перегрузок.

Все расчеты оптимальных топливных загрузок с мощностью реактора 3000 МВт, 3120 МВт и 3200 МВт проводились по одному и тому же сценарию выгорания между перегрузками топлива. Для всех вариантов рассматривалось удлинение кампании реактора за счет мощностного эффекта реактивности при снижении мощности до 70% номинальной мощности. Температура теплоносителя на входе в зону при этом достигает значения 282°С для ВВЭР-1000(1100) и значения 293°С для ВВЭР-1200. Такой сценарий выбран для полновесного сопоставления с данными для проектной схемы перегрузок 18-месячной топливной загрузки и для 12-месячной загрузки, так как результаты расчётов выгорания топливных загрузок при продлении кампании за счет мощностного эффекта проводились при снижении мощности до 70% и температуры теплоносителя до значения 282°С.

Таблица 3.1. Сравнение показателя всех вариантов, тип ТВС, длительность компании, среднее обогащение, коэффициент приведенных затрат, коэффициент неравномерности энерговыделения и глубина выгорания топлива в 18-месячной топливной загрузке, 3000 МВТ.

Число ТВС 42 ТВС 67 ТВС 60 ТВС, вариант (1) 60 ТВС, вариант (2) 61 ТВС, вариант (3) 61 ТВС, вариант (4)

Тип ТВС ТВСА-АЛЬФА/ ТВСА-12 ТВСА-АЛЬФА/ ТВСА-12 ТВСА-АЛЬФА/ ТВСА-12 ТВСА-АЛЬФА/ ТВСА-12 ТВСА-АЛЬФА/ ТВСА-12 ТВСА-АЛЬФА/ ТВСА-12

Высота а.з. мм 3530 3530 3530 3530 3530 3530

Масса и02 , кг 546 546 546 546 546 546

Тэфф (сутки) 405 564 526 525 536 537

Ткал (сутки) 417 576 538 538 550 549

п% 4,77% 4,68% 4,60% 4,62% 4,78% 4,78%

^(±0,001)** 1,000 0,993 0,989 0,991 0,991 0,988

Kqmax 1,40 1,38 1,47 1,43 1,41 1,41

max (dif(Ql-0,98Qllim)) -22,9 -12,6 -5,0 -8,3 -8,2 -8,3

Среднее выгорание выгружаемого топлива Bn, МВтсут/кг U 61,49 52,36 56,11 55,92 54,92 54,96

Максимальное (среднее по ТВС) выгорание выгружаемого топлива, МВтсут/кг и 64,72 64,37 62,89 63,23 65,21 61,13

* цифры взяты из наиболее достоверной области.

** погрешность оценки Ы^, получена через коэффициент чувствительности Жзп/ЭТэфф и среднеквадратичное отклонение по всем данным АЭС расчетной длительности топливной загрузки, которая составляет величину 4 эфф.сут.

Таблица 3.2. Азимутальное распределение потока нейтронов энергией (х1010 нейтрон/см2сек) больше 0,5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР 1000 на уровне 60 см ниже середины активной зоны, для 18-месячной топливной загрузки, 3000 МВт.

0! ° 0 7,59 16,10 25,29 34,72 44,84 52,41

12-месячная загрузка (42 ТВС) 4,20 4,60 2,80 2,00 2,80 4,60 4,20

18-месячная загрузка (67 ТВС) 3,75 4,15 2,80 1,78 2,50 4,81 5,20

18-месячная загрузка (60 ТВС) Вариант (1) 4,04 4,71 2,57 0,86 1,20 4,24 4,34

18-месячная загрузка (60 ТВС) Вариант (2) 4,13 4,58 2,74 1,30 1,82 4,51 4,21

18-месячная загрузка (61 ТВС) Вариант (3) 3,72 4,41 2,64 1,21 1,67 4,22 4,07

18-месячная загрузка (61 ТВС) Вариант (4) 3,94 4,17 2,63 1,21 1,67 4,24 4,13

Таблица 3.3. Сравнение показателя всех вариантов, тип ТВС, длительность компании, среднее обогащение, коэффициент приведенных затрат, коэффициент неравномерности энерговыделения и глубина выгорания топлива в

18-месячной топливной загрузке, 3120 МВТ.

Число ТВС 42 ТВС 67 ТВС 60 ТВС, вариант (1) 60 ТВС, вариант (2) 61 ТВС, вариант (3) 61 ТВС, вариант (4)

Тип ТВС ТВС-4А/ ТВС-4М ТВС-4А/ ТВС-4М ТВС-4А/ ТВС-4М ТВС-4А/ ТВС-4М ТВС-4А/ ТВС-4М ТВС-4А/ ТВС-4М

Высота а.з. мм 3680 3680 3680 3680 3680 3680

Масса UO2 , кг 568.4 568.4 568.4 568,4 568.4 568.4

Тэфф (сутки) 401 562 528 525 537 538

Ткал (сутки) 413 575 542 538 550 551

n % 4,77% 4,68% 4,60% 4,62% 4,78% 4,78%

K3n*(±0,001)** 1,000 0,991 0,987 0,988 0,986 0,986

Kq max 1,41 1,38 1,46 1,43 1,41 1,41

max (dif(Ql-0,98Qllim)) -18,8 -6,96 +0,9 -1,92 -5,75 -6,8

Среднее выгорание выгружаемого топлива Bn, МВтсут/кг U 61,37 52,37 56,16 55,98 54,96 55.04

Максимальное (среднее по ТВС)выгорание выгружаемого топлива, МВтсут/кг U 64,38 64,40 63,13 63,27 65,25 61,21

Максимальное выгорание топлива ТВЭЛ в выгружаемом топливе, МВтсут/кг U 68,23 68,48 66,64 67,13 69,06 65,29

* цифры взяты из наиболее достоверной области.

** погрешность оценки Ы^, получена через коэффициент чувствительности Жзп/ЭТэфф и среднеквадратичное отклонение по всем данным АЭС расчетной длительности топливной загрузки, которая составляет величину 4 эфф.сут.

Таблица 3.4. Азимутальное распределение потока нейтронов энергией (*1010 нейтрон/см2сек) больше 0,5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР-1000 на уровне 60 см ниже середины активной зоны, для 18-месячной топливной загрузки, 3120 МВт.

0i ° 0 7,59 16,10 25,29 34,72 44,84 52,41

12-месячная 4,20 4,60 2,80 2,00 2,80 4,60 4,20

загрузка (42 ТВС)

18-месячная 3,71 4,07 2,74 1,77 2,46 4,72 5,10

загрузка (67 ТВС)

18-месячная 3,99 4,62 2,51 0,85 1,19 4,16 4,26

загрузка (60 ТВС) Вариант (1)

18-месячная 4,06 4,48 2,67 1,29 1,80 4,41 4,13

загрузка (60 ТВС) Вариант (2)

18-месячная 3,66 4,33 2,58 1,20 1,65 4,13 3,97

загрузка (61 ТВС) Вариант (3)

18-месячная 3,88 4,10 2,57 1,21 1,65 4,14 3,98

загрузка (61 ТВС) Вариант (4)

3.3 РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ 12-МЕСЯЧНОЙ И ОПТИМАЛЬНОЙ 18-МЕСЯЧНОЙ ТОПЛИВНЫХ ЗАГРУЗОК ДЛЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР С НОМИНАЛЬНОЙ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ 3000 МВТ

Для серийного реактора ВВЭР-1000 с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой — 3000 МВт рассмотрим 12-месячную топливную загрузку со стандартной схемой перегрузок топлива при использовании 42 свежих ТВС. При загрузке топлива на стационарном режиме перегрузок, со среднем обогащением топлива подпитки по урану-235 составляет 4,77%. Для сопоставления рассмотрим два варианта при реализации 18-месячной топливной загрузки: проектный вариант с использованием 67 ТВС со среднем обогащением 4,72%, и отобранный оптимальный вариант с использованием 61 ТВС со среднем обогащением 4,78%. Для всех загрузок серийного реактора ВВЭР-1000 масса металлического топлива равна примерно 484,5 кг для каждой ТВС, 3530 мм - высота топливного столба с таблеткой без центрального отверстия с внешним диаметром 7,8 мм, 1-ый вариант загрузки и схемы перегрузок топлива взят на основе проектных данных, используемых сейчас на действующих АЭС, а 2-ой вариант отличается от первого с целью уменьшения числа загружаемых свежих ТВС, увеличения средней глубины выгорания, уменьшения неоднородности выгорания для выгружаемого топлива и уменьшения флюенса быстрых нейтронов на корпус в наиболее уязвимых областях корпуса.

Построим зависимость приведенного коэффициента затрат по формуле (15) для обоих вариантов от величины дозовых затрат во время перегрузки а и доли топливной составляющей в эксплуатационных затратах 00 для реактора ВВЭР-1000:

к _ К, Кз(б7) к _ 1.0178 + 0.056а +1.138(30

Кзп1 Кз0 Кз0 (42), зптаг1 1.0248 + 0.0792а+ ( ' ( )

к _ К, К,(61) к _ 1.0152 + 0.0606а +1.0828(0 ПТ|

зп1 Кз0 К30 (42), зптаг2 1.0248 + 0.0792а+ ( ' ( )

На рис. 3.6 приведена зависимость коэффициента приведенных затрат от дозовых затрат при различных величинах топливной составляющей эксплуатационных затрат для 1-го варианта при реализации 18-месячной топливной загрузки с использованием

67 свежих ТВС со стандартным топливом при загрузке на стационарном режиме перегрузок топлива.

На Рис. 3.7 приведена зависимость коэффициента приведенных затрат для 2-го варианта при реализации 18-месячной топливной загрузки с использованием 60 свежих ТВС с нестандартным топливом при загрузке на стационарном режиме перегрузок топлива.

Приведенные и граты для 1-го варианта 18-месячного цикла к «тратам при 12-мссячном топливном цикле при различных значениях топливной составляющей в зависимости ог лотовых штрат при перегрузке топлив;

ш о

■ а

х

9

X Z

tu

а я

CD

S а с н i а:

S ZJ г.

■е--ев

о

1 075 л

1 050-

1.025-

1.000

0 975 -

0.950-

Граница, разделяющая проифыш от выиграша затрат, о е Коэффициент приведенных затрат к затратам для 12-мес цикла при 70%толливной составляющей эксплуатационных затрат, o.e. Коэффициент приведенных затрат к затратам для 12-мес цикла при 50%топливной составляющей э«слл

Коэффициент приведенных затрат к затратам для 12-мес цикла при 30%толливной составляющей эксплуатационных затрат, о е

Область наиболее достоверных параметров а

0.925

~г

3

н---1-1

4 п 5

Дозовые затраты, o.e.

Рис. 3.6. 3000 МВт, 67 ТВС.

Приведенные татрагы для 2-го варианта 18-месячного цикла к чатратам при 12-месячном топливном цикле при раиичных шачениях топливной составляющей в швисимосш 01 лотовых «нр;п при иерефу же топливе

1.075-,

1 050-

1 025

1.000

0.975 -

8 0.950-

Ь£

0.925

<о о

л 2

к ■

<п X -О I X

<и

I ■

I о. с

IX в 1 З' X

Граница, разделяющая проигрыш от выиграша затрат, о е Коэффициент приведенных затрат к затратам для 12-мес.цикла при 70%толливной составляющей эксплуатационных затрат, о.е Коэффициент приведенных затрат к затратам для 12-мес.цикла при 50% топливной составляющей хелл

Коэффициент приведенных затрат к затратам для 12-мес цикла при 30%топливной составляющей эксплуатационных затрат, о е

Дозовые затраты, о.е.

Рис. 3.7. 3000 МВт, 61 ТВС.

Из приведенных данных на рис. 3.6 и 3.7 следует, что 18-месячная загрузка для реактора ВВЭР-1000 экономичней, чем 12 -месячный, и при этом для 2-го варианта при использовании 61 ТВС эксплуатационные затраты заметно меньше, чем для 1 -го варианта при использовании 67 ТВС.

В соответствие со сказанным выше, на рис. 3.8, 3.9 и 3.10 определено таких схем перегрузок топлива и картограммы топливных загрузок, которые бы обеспечили указанные длительности кампаний реактора при сохранении полевых ограничений по локальной мощности в объеме активной зоны и желательно при условии уменьшения флюенса быстрых нейронов на корпус реактора в наиболее уязвимых местах.

Рис. 3.8. Картограмма проектной загрузки для 12-месячной топливной загрузки

с 42 ТВС, 3000 МВт.

Рис. 3.9. Картограмма проектной загрузки для 18-месячной топливной загрузки с 67 ТВС, 3000 МВт.

Рис. 3.10. Картограмма отобранной оптимальной загрузки для 18-месячной топливной загрузки с 61 ТВС, 3000 МВт.

Список использованных ТВС для всех вариантов картограмм приведен ниже. Кодировка ТВС соответствует проектной кодировке РНЦ «КИ». Перечень и краткий состав ТВС следующий:

• В4424 - ТВС c 24 ТВЭГ(8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 288 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,4% (буква В относится к ТВЭЛ длиной 355 см и бланкетами сверху и снизу, но для исследований используется ТВЭЛ диной 375 см как для АЭС-2006, но с тем же составом, что и для ТВЭЛ 355 см);

• C49Z4 - ТВС c 24 ТВЭГ (8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 288 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,95% (буква С относится к ТВЭЛ длиной 370 см, но для исследований используется ТВЭЛ диной 375 см как для АЭС-2006, но с тем же составом, что и для ТВЭЛ 370 см);

• Z495 - ТВС без ТВЭГ, только с 312 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,95%;

• Z49Z4 - ТВС c 24 ТВЭГ (8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 288 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,95%;

• Z49Y9 - ТВС c 9 ТВЭГ (8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 303 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,95%;

• Z49Y7 - ТВС c 27 ТВЭГ(8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 285 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,95%;

• Z49B6 - ТВС c 6 ТВЭГ(8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 306 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,95%;

• Z49A2 - ТВС c 12 ТВЭГ(8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 300 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,95%;

• Z40D2 - ТВС c 12 ТВЭГ(8% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 300 ТВЭЛ с обогащением топлива

по 235U 4,00%;

• Z40U5 - ТВС c 15 ТВЭГ(8% Gd2Ü3, 3,3%235U) и 297 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,00%;

• C49G6 - ТВС c 6 ТВЭГ(5% Gd2Ü3, 3,6%235U) и 306 ТВЭЛ с обогащением топлива по 235U 4,92%.

В данном разделе проведено сопоставление основных параметров активной зоны для стационарных топливных загрузок, рассчитанных по проектным данным для 12-месячной и 18-месячной загрузок и для оптимальной схемы перегрузок с использованием 60 ТВС при загрузке свежего топлива. В число основных параметров активной зоны включены следующие параметры:

- DNBRmin - минимальный коэффициент запаса до кризиса теплообмена;

- max (dif(Ql-0,98Qliim)) - максимальная разница между расчетно-экспериментальным и предельным значением линейной нагрузки на ТВЭЛ (должна быть < 0);

- Kqmax - максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС по зоне [68];

- Kvmax - максимальный коэффициент неравномерности объёмного энерговыделения по зоне [69];

- значения средних глубин выгорания топлива [70] и энерговыработки за кампанию в периферийных ТВС для сравнения величины флюенса быстрых нейтронов на корпус для разных вариантов;

- среднее значение глубины выгорания выгружаемого топлива;

- максимальное (среднее) значение глубины выгорания выгружаемого топлива [71];

- максимальное значение глубины выгорания топлива ТВЭЛ в выгружаемом топливе,

- максимальное значения глубины выгорания топливной таблетки ТВЭЛ в выгружаемом топливе.

На рис.3.11 - 3.14 приведены зависимости основных параметров активной зоны из выше приведенного списка от времени при выгорании топлива в течение кампании. В таблицах 3.5 и 3.6 приведены тип ТВС, длительность компании, среднее обогащение, коэффициент приведенных затрат и глубина выгорания топлива в 12 и 18-месячной топливной загрузке, характеризующих флюнс нейтронов на корпус и безопасность использования топлива на АЭС.

15-

10-

5-

0-

-5-

•10-

5 -15-о

к -20 Н Ш