Сравнительный анализ эффективности использования различных схем спектрального регулирования запаса реактивности в реакторах на тепловых нейтронах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Вин Ту

• Вин Ту
• кандидат технических наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат технических наук Вин Ту

ОГЛАВЛЕНИЕ

Стр.

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА I. МОДЕЛИ И МЕТОДЫ АНАЛИЗА ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ СО СПЕКТРАЛЬНЫМ

РЕГУЛИРОВАНИЕМ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ

1.1. Физические основы спектрального регулирования

запаса реактивности

1.2. Методика расчетного анализа

1.3. Постановка задачи в точечном приближении

1.4. Схема численного решения задачи в точечном приближении

1.5. Применение полиячеечных моделей для анализа различных схем спектрального регулирования

на основе программного комплекса GETERA

1.6. Сопоставление результаты точечной модели и расчетов

по программе GETERA

ГЛАВА II. АНАЛИЗ РАЗЛИЧНЫХ СПОСОБОВ ТЕХНИЧЕСКОЙ РЕАЛИЗАЦИИ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

2.1. Компенсация запаса реактивности с помощью вытеснителей

2.2. Методика расчета TBC с вытеснителями

по программному комплексу GETERA

2.3. Использование в качестве теплоносителя смесь

тяжелой и обычной воды

2.4. Регулирование плотности воды или парового содержания в воде по высоте TBC

2.5. Нейтронно-физические характеристики проекта

реактора ВВЭР с микротвэлами

2.6. Способ реализации спектрального регулирования нейтронов в высокотемпературном газоохлаждаемом реакторе ВТГР

ГЛАВА III. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТНОГО АНАЛИЗА РАЗЛИЧНЫХ СПОСОБОВ РЕАЛИЗАЦИИ СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР-1000

3.1. Спектральное регулирование запаса реактивности путем изменения плотности теплоносителя

3.2. Обсуждение результатов

3.3. Расчетные исследования спектрального регулирования запаса реактивности с помощью

TBC с вытеснителями

3.4. Результаты расчетных исследований спектрального регулирования запаса реактивности путем изменения содержания легкой и тяжелой воды в теплоносителе

ГЛАВА IV. ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ ПРИМЕНЕНИЯ

СПЕКТРАЛЬНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР

В ЗАМКНУТОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ

4.1. Методика расчетного анализа расхода природного

урана топлива подпитки при использовании регенерированного урана и плутония в условиях применения спектрального регулирования запаса реактивности

4.2. Результаты расчетного анализа расхода природного урана при частичных перегрузках топлива и спектральном регулировании запаса реактивности

4.3. Снижение диапазона изменения водо-топливного отношения за счет частичного использования выгорающих поглотителей

4.4. Расчетный анализ расхода природного урана топлива подпитки при использовании регенерированного урана в условиях применения спектрального регулирования в ториевом

топливном цикле

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Сравнительный анализ эффективности использования различных схем спектрального регулирования запаса реактивности в реакторах на тепловых нейтронах»

ВВЕДЕНИЕ

В реакторах типа ВВЭР, которые являются реакторами корпусного типа, для повышения выгорания выгружаемого топлива применяют частичные перегрузки топлива. Частичные перегрузки топлива характеризуются тем, что в один прием выгружается лишь часть TBC, достигших наибольшего выгорания. При фиксированном обогащении топлива подпитки увеличение кратности перегрузки приводит к повышению выгорания топлива и снижению запаса реактивности, резервируемой в системе компенсации избыточной реактивности. Однако повышение кратности перегрузок увеличивает относительное время простоя реактора, что отрицательно сказывается на коэффициенте использования установленной мощности (КИУМ) [1].

С целыо повышения КИУМ предлагается внедрять удлиненные кампании вплоть до полутора-двух лет [2]. Увеличение длительности одной кампании реактора приводит к повышению запаса реактивности. Используемые в настоящее время системы компенсации избыточной реактивности основаны на поглощении нейтронов в сильных поглотителях, как, например, природный бор (жидкостная система компенсации) и гадолиний (выгорающий поглотитель [3], интегрированный в топливную матрицу). Потери нейтронов в системе компенсации в результате их бесполезного поглощения нейтронов, снижает эффективность использования топлива в этих реакторах.

Известен другой способ компенсации избыточной реактивности, так называемое спектральное регулирование, при котором в процессе выгорания топлива производится изменение водо-топливного отношения [4]. Под водо-топливным отношением мы будем понимать число ядер водорода, основного замедлителя нейтронов, приходящегося на одно ядро урана (топлива). При уменьшении водо-топливного отношения резко повышается резонансное поглощение нейтронов на ядрах ~ U, что приводит к снижению К„ решетки твэлов в TBC. Поэтому изменяя водо-топливное отношение в реакторе можно поддерживать его критичность. Следовательно, для свежей топливной за-

4

грузки при спектральном регулировании избыточные нейтроны будут в основном поглощаться ядрами " U, что приведет к повышению наработки ~ Ри в топливе. В дальнейшем с увеличением водо-топливного отношения и приближением его к оптимальному значению происходит выжигание этого плутония, что позволяет надеяться на повышении удельной энерговыработки топлива.

Таким образом, если создать техническое устройство, позволяющее изменять водо-топливное отношение в процессе эксплуатации реактора, то начальный запас реактивности может быть скомпенсирован уменьшением водо-топливного отношения. В дальнейшем по мере выгорания топлива и снижения реактивности необходимо увеличивать водо-топливное отношение и тем самым поддерживать критичность реактора.

Концепция реакторов с регулируемым спектром нейтронов исследуется значительное время, так как физические основы такого способа организации работы реактора вытекают напрямую из зависимости коэффициента размножения среды от вероятности избежать резонансного поглощения нейтронов. Значительная часть научных исследований в области спектрального регулирования посвящена повышению энергоиспользования топлива легководных реакторов. Имеются способы реализации спектрального регулирования запаса реактивности, как механическим путем применения специальных вытеснителей, так и путем разбавления замедлителя (воды) материалами с худшими свойствами замедления нейтронов.

Для применения вытеснителей в качестве регулятора водо-топливного отношения в TBC необходимо осуществить модернизацию конструкции существующей TBC. В работе [5] описаны модернизированные конструкции TBC с различным количеством вытеснителей и предлагалось уменьшать диаметр твэла. В данной диссертационной работе так же рассмотрены модернизированные конструкции TBC с различными количествами как циркониевых, так и урановых вытеснителей, но при сохранении диаметра твэла.

Рассмотрен вариант смеси тяжелой и легкой воды, так что по мере выгорания топлива содержание тяжелой компоненты уменьшается. В этом варианте температура и давление теплоносителя практически не меняются, что является положительным фактором, но требуются большие расходы тяжелой воды. Концепция реакторов типа ВВЭР с микротвэлами позволяет использовать спектральное регулирование запаса реактивности путем изменения па-росодержания в теплоносителе-замедлителе в процессе выгорания топлива в реакторе.

В работе [6] описано преимущество использования микротвэлов в легководных реакторах с точки зрения безопасности. Основное преимущество использования микротвэлов (сфера диаметром 1-2 мм), непосредственно омываемых легководным теплоносителем, в сравнении с традиционным таблеточным топливом в оболочке из циркониевого сплава является более чем в 10 раз большая удельная поверхность теплообмена. При большой удельной поверхности почти отсутствуют ограничения, связанные с кризисом теплообмена. Это позволяет допустить объемное кипение теплоносителя с большим массовым теплосодержанием в тепловыделяющих сборках (TBC) со «свежим» топливом для осуществления спектрального регулирования запаса реактивности на выгорание.

В работе рассмотрен способ реализации спектрального регулирования запаса реактивности в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах с шаровыми твэлами. В этих реакторах осуществляется непрерывная перегрузка топлива и отсутствует необходимость в создании системы компенсации избыточной реактивности. Однако изменение графито-топливного отношения в процессе кампании может привести к большему накоплению и использованию вторичного топлива с целью повышения выгорания.

Программа развития ядерной энергетики России на длительную перспективу предполагает замыкание ядерного топливного цикла путем переработки отработавшего ядерного топлива и вовлечение в ядерную энергетику

реакторов на быстрых нейтронах. Поэтому в диссертационной работе рас-

6

сматривается применение спектрального регулирования запаса реактивности в реакторах типа ВВЭР в замкнутом топливном цикле. Предполагалось, что отработавшее ядерное топливо реакторов типа ВВЭР-1000 будет проходить радиохимическую переработку с выделением регенерированного урана и наработанного плутония. Регенерированный уран после добавления обогащенного урана будет возвращаться в топливный цикл реактора, а плутоний с высоким содержанием четных изотопов будет использоваться в реакторах на быстрых нейтронах.

В данной диссертационной работе создана математическая модель выгорания топлива в точечном приближении. Выполнен сравнительный анализ полученных результатов математической модели и расчетов с помощью программного комплекса GETERA при спектральном регулировании запаса реактивности [7]. Поскольку точечная модель выгорания приводит к большим погрешностям то расчетный анализ производился главным образом по программному комплексу GETERA на уровне представления TBC в идее набора полиячеек. Описываются методики расчетов для TBC реактора типа ВВЭР, TBC с вытеснителями и TBC с коллекторами.

Актуальность работы

Спектральное регулирование запаса реактивности в реакторах с частичными перегрузками топлива позволяют в открытом и замкнутом топливных циклах повысить выгорание топлива без изменения обогащения. Снижение расхода природного урана на топливо подпитки в реакторах на тепловых нейтронах является актуальной задачей для современного этапа развития ядерной энергетики.

Цель работы

Целью настоящей работы являлось выявление нейтронно-физических особенностей различных способов организации спектрального регулирования запаса реактивности в тепловых реакторах и оценка преимуществ спек-

7

трального регулирования запаса реактивиости с точки зрения повышения выгорания топлива и снижения расхода природного урана в открытом и замкнутом топливном цикле ядерной энергетики.

В работе осуществлялось решение следующих прикладных задач.

• Разработка численных методов анализа нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов при использовании спектрального регулирования запаса реактивности на основе полиячеечных моделей и метода вероятности первых столкновений.

• Сравнительный анализ различных технических способов реализации спектрального регулирования в реакторах на тепловых нейтронах.

• Определение величины максимального эффекта в повышении выгорания топлива при спектральном регулировании запаса реактивности в реакторах на тепловых нейтронах с уран-плутониевым и уран-ториевым топливом при работе в открытом и замкнутом топливном цикле.

Научная новизна диссертационной работы

• Разработана методика расчета выгорания топлива в TBC реактора типа ВВЭР-1000 с различными техническими способами осуществления спектрального регулирования на основе метода вероятности первых столкновений и с использованием программного комплекса GETERA.

• Впервые показано, что величина дополнительного выигрыша в выгорании топлива при непрерывном характере спектрального регулировании запаса реактивности в реакторе типа ВВЭР-1000 не зависит от конкретного способа реализации спектрального регулирования.

• Рассмотрено применение спектрального регулирования и получены оценки выигрыша от его применения при работе реактора типа ВВЭР-1000 в замкнутом топливном цикле с повторным использованием регенерированного урана и плутония с низким содержанием четных изотопов.

Практическая значимость работы

• Разработанная методика расчета выгорания топлива в TBC реактора типа ВВЭР-1000 с использованием программного комплекса GETERA на основе детального описания структуры TBC с помощью полиячеек может быть использована при расчетах TBC с микротвэльной засыпкой при различных схемах частичных перегрузок топлива.

• Расчетный анализ различных технических способов осуществления спектрального регулирования может быть использован при практической реализации спектрального регулирования запаса реактивности в перспективных реакторах с ториевым топливным циклом.

• Полученные результаты расчетного анализа с повторным использованием регенерированного урана и плутония могут служить основой для проектирования реакторов с регулируемым спектром нейтронов в замкнутом топливном цикле.

Основные положения, выносимые на защиту

• Разработанная полиячеечная модель процесса выгорания ядерного топлива в бесконечной решетке TBC, в которой критичность поддерживается за счет изменения водо-топливного отношения различными техническими способами.

• Результаты расчетно-теоретического анализа выгорания топлива при осуществлении спектрального регулирования в уран-плутониевом и уран-ториевом топливном циклах.

• Результаты и выводы использования регенерированного урана и плутония для топлива подпитки реакторов типа ВВЭР-1000 при работе в замкнутом топливном цикле со спектральным регулированием запаса реактивности.

Достоверность полученных результатов и выводов базируется на использовании широко апробированного в реакторных расчетах программного комплекса ОЕТЕЯА, совпадении результатов тестовых расчетов для известных вариантов топливных циклов ВВЭР и физической непротиворечивости результатов расчетов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов и библиографии. Работа изложена на 92 страницах, содержит 30 таблицы, 18 рисунков и список цитируемой литературы из 28 наименований.

Апробация работы

Основные положения работы докладывались и обсуждались на XVI и XVII школах-семинарах по проблемам физики реакторов «ВОЛГА-2010» и «ВОЛГА-2012»; на Научных сессиях НИЯУ МИФИ в 2010, 2011 и 2012 г.г.

Публикации

По теме диссертации опубликовано 5 работ в научных журналах и сборниках трудов конференций и семинаров, в том числе 2 статьи в рецензируемых журналах.

ГЛАВА І. МОДЕЛИ И МЕТОДЫ АНАЛИЗА ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ СО СПЕКТРАЛЬНЫМ РЕГУЛИРОВАНИЕМ ЗАПАСА РЕАКТИВНОСТИ

В данной главе приведено описание математической моделей и методика расчета выгорания топлива для реакторов с регулируемым спектром нейтронов. Для сравнительного анализа различных схем компенсации избыточной реактивности приводится методика расчета выгорания топлива в реакторах типа ВВЭР-1000 с помощью жидкостной системы регулирования.

1.1. Физические основы спектрального регулирования запаса реактивности

Повышение выгорания топлива при применении циклических перегрузок связано с тем фактом, что для компенсации избыточной реактивности используется выгоревшее топливо, коэффициент размножения которого ниже критического значения для всего реактора. Поэтому избыточные нейтроны поглощаются в этих TBC и, во-первых, производят деление остаточного количества урана-235, увеличивая энерговыработку топлива, а во-вторых, поглощаясь в уране-238, производят дополнительную наработку плутония-239, который в дальнейшем также используется для повышения энерговыработки топлива. Чем меньше запас реактивности, компенсируемый поглотителями нейтронов, тем выше выгорание выгружаемого топлива. В реакторах с перегрузкой без остановки реактора, так называемые непрерывная перегрузка топлива, запас реактивности практически отсутствует и потому для этой схемы перегрузки достигается максимально возможное по условиям критичности выгорание выгружаемого топлива. Однако необходимо отметить, что в отработавшем топливе реакторов с непрерывной перегрузкой топлива концентрации делящихся изотопов в отработавшем топливе столь мала, что она

не сможет обеспечить критичности реактора. Именно поэтому дальнейшая

11

переработка отработавшего топлива из реакторов с непрерывной перегрузкой топлива с выделением урана и плутония в настоящее время экономически нецелесообразно.

Для объяснения эффекта повышения выгорания топлива от применения спектрального регулирования, рассмотрим зависимость коэффициента размножения TBC с однородной загрузкой твэл в зависимости от водо-топливного отношения. При заданном обогащении топлива существует оптимальное значение водо-топливного отношения, при котором коэффициент размножения достигает максимального значения. Для уран-водной решетки этот оптимум несколько размыт. В области водо-топливных отношений, меньших оптимального значения, коэффициент размножения резко снижается и связано это с увеличением резонансного поглощения нейтронов на уране-238. Следовательно, избыточные нейтроны при спектральном регулировании в основном поглощаются ураном-238, что приводит к повышению накопления плутония-239 в облученном топливе. В дальнейшем с увеличением водо-топливного отношения и приближении к оптимальному значению этот плутоний повышает энерговыработку топлива. Именно поэтому можно ожидать общего увеличения выгорания топлива при использовании спектрального регулирования.

Спектральное регулирование можно осуществить как совместно с циклическими перегрузками, так и полностью отказавшись от циклических перегрузок, а осуществляя только спектральное регулирование для компенсации избыточной реактивности. В этом случае наиболее просто достигается повышение кампании реактора и снижение количества ядерно-опасных операций по частичной выгрузке топлива.

В принципе, наиболее технически сложно осуществить непрерывное

изменение водо-топливного отношения. Дело в том, что в реакторах, где вода

является одновременно и теплоносителем и замедлителем, изменение водо-

топливного отношения оказывает сильное влияние не только на нейтронно-

физические характеристики реактора, но и влияет на условие теплоотвода за

12

счет изменения расхода теплоносителя. Поэтому одновременно с изменением водо-топливного отношения необходимо изменять расход, чтобы параметры теплоносителя на выходе из реактора оставались неизменными.

С практической точки зрения более реально выглядит схема ступенчатого изменения водо-топливного отношения, то есть дискретное спектрально регулирование. В этом случае свежие TBC размещаются в область с пониженным водо-топливным отношением, а по мере выгорания переставляется в область с повышенным водо-топливным отношением. В принципе можно обойтись и без перестановок, если использовать вытеснители, при введении которых в каналы с водой водо-топливное отношение принимает минимальное значение [8]. Соответственно, при извлечении вытеснителя оно увеличивается. Очевидно, что при непрерывном изменении водо-топливного отношения можно достичь большего выгорания топлива, чем при дискретном, поскольку в последнем случае придется иметь запас реактивности на работу в течение кампании до очередного изменения водо-топливного отношения. А эту избыточную реактивность придется компенсировать поглотителями.

1.2. Методика расчетного анализа

Для анализа эффективности спектрального способа компенсации избыточной реактивности необходимо сопоставить схему с чисто спектральным регулированием, когда весь запас реактивности компенсируется изменением водо-топливного отношения, с различными схемами частичных перегрузок топлива. Одними из наиболее важных преимуществ схемы чисто спектрального регулирования является, во-первых, существенное снижение количества ядерно-опасных операций по частичной перегрузке топлива, а, во-вторых, высокое остаточное содержание делящихся нуклидов в отработавшем топливе. Второй фактор объясняется тем, что при спектральном регулировании критичность реактора в конце кампании обеспечивается содержанием делящихся нуклидов в выгружаемом топливе. Но при этом необходимо сопоста-

13

вить достигаемое выгорание топлива при частичных перегрузках и при чисто спектральном регулировании.

Прямой расчет выгорания топлива в реакторах типа ВВЭР при непрерывном спектральном регулировании достаточно сложен с вычислительной точки зрения. Кроме того, без учета способа технической реализации спектрального регулирования использование полномасштабных программ расчета реактора не имеет смысла. Воспользуемся упрощенной моделью бесконечной периодической решетки твэлов с однотипной загрузкой, в которой изменение водо-топливного отношения осуществляется путем изменения плотности замедлителя. Естественно, что условие критичности в такой модели в идеальном случае без учета утечки нейтронов из активной зоны записывается в виде

К™(В) = К™< (1.1)

Г7М7

где В - выгорание топлива, причем Кю =1 для случая, когда можно прене-

/^П I у

бречь утечкой нейтронов, и К«, =1+Д для реактора с утечкой нейтронов. В модели непрерывного спектрального регулирования критичность реактора в течение всей кампании поддерживается только за счет изменения водо-топливного отношения. Само водо-топливное отношение характеризуется величиной

С = ^ (1.2)

Рг/

где р„,ру - усредненные по элементарной ячейке концентрации водорода и урана соответственно.

Для частичных перегрузок компенсация избыточной реактивности осуществляется изменением содержания природного бора в теплоносителе. Рассмотрим простейший случай, когда частичные перегрузки осуществляются без перестановок TBC по активной зоне. В результате в активной зоне образуется решетка полиячеек, причем в каждой полиячейке присутствуют TBC с различными временами облучения. Если принять, что коэффициент размножения отдельной TBC зависит только от выгорания топлива в ней, то

14

тпл

есть (В), где В - среднее выгорание топлива в TBC, то в такой модели коэффициент размножения всей полиячейки можно представить в виде

K™r<ß(t)) = -iK™<PM (1.3)

и ы

где В, - среднее выгорание топлива в /-ой TBC, ä^bc(B,) - коэффициент размножения /-ой TBC, п - число TBC в полиячейке периодичности, которое, равно кратности перегрузки.

Расчет выгорания топлива в полиячейках при различных схемах перегрузки и способов компенсации избыточной реактивности проводились с использованием программы GETERA, как для режима однократных перегрузок, когда после исчерпания реактивности выгружается все топливо, так и при частичных перегрузках топлива. При этом критичность реактора поддерживается либо с помощью жидкостной системы компенсации избыточной реактивности, либо на основе спектрального регулирования.

1.3. Постановка задачи в точечном приближении

Первым шагом для анализа нейтронно-физических свойств реактора, использующего спектральное регулирование плотности потока нейтронов, является точечная математическая модель, основанная на системе дифференциальных уравнений концентрации изотопов в гомогенном составе топлива с замедлителем. Используемые константы в модели были получены с помощью программного комплекса GETERA. Расчеты зависимости микроконстант от водо-топливного отношения выполнены на уровне элементарной ячейки путем изменения плотности воды при постоянном объеме. Предполагается, что усредненные по спектру нейтронов константы всех рассматриваемых нуклидов зависят только от водо-топливного отношения и расчеты производятся с соблюдением условия критичности при данном значении водо-топливного отношения.

Константы для модели компенсации избыточной реактивности с помощью жидкостной системы получены из расчетов при соблюдении условия критичности путем изменения концентрации природного бора в теплоносителе-замедлителе. Полученные константы аппроксимировались полиномами четвертой степени на основе метода наименьших квадратов.

В математической модели условие нормировки на мощность учитывается заданием средней энергонапряженности активной зоны, а условие поддержания заданного уровня критичности используется для получения уравнения изменения водо-топливного отношения в процессе выгорания топлива. Математическая постановка задачи выглядит таким образом [9]:

^Р = Да,Ф)-р(0,р(0) = р0 (1.4)

^=Е/-£/.Ф (1.5)

= \ (1.6) где р(0 — вектор изменения состава рассматриваемых нуклидов в зависимости от времени работы реактора, р(0) — вектор состава рассматриваемых

/V

нуклидов в начале работы реактора, А(сг, Ф) —матрица изотопных переходов в зависимости от микроскопических сечений и плотности потока нейтронов, Цу — удельная энергонапряженность активной зоны, ^/-энергия на один акт деления, Ра (С) - вероятность нейтрону поглотиться в активной зоне.

Для анализа уран-плутониевой топливной загрузки ИОг рассматриваются изотопы урана 235Ц 236и, 238и, и плутония 239Ри, 240Ри, 241Ри, 242Ри. Рассматривался идеальный случай непрерывного изменения водо-топливного отношения для поддержания критичности. Из условия критичности получается уравнение изменения водо-топливного отношения во времени работы реактора:

(1.7)

^ + = 0 (1.8)

8( дС Ж У '

оКзф

дС

Для модели компенсации реактивности борной кислотой из условия критичности получается уравнение изменения содержания природного бора в теплоносителе-воде. Уравнение при компенсации реактивности только борной кислотой выглядит следующим образом

ж, Ф

(1Л0)

Фв

Для учета поглощения нейтронов осколками деления отдельно рассматриваются сильно поглощающие нейтроны осколки деления ксенона 135 Хе и самария 1498ш. Остальные осколки рассматриваются в модели эффективного осколка урана и плутония. Таким образом, поглощение в осколках деления имеет вид

Р/р=Рхе + Р5т+Роск (1.11)

аХе 03Рт 'МО

Рят =-=--(1.13)

= (1.14)

где рХе,р8т - равновесные концентрации ксенона и самария, причем для ксенона предполагается, что канал исчезновения 135 Хе за счет поглощения нейтронов намного больше, чем канал радиоактивного распада, то есть

охеФ»А.Хе ддя реакт0ра хипа ВВЭР этот фактор приводит к увеличению погрешности результатов, полученных с помощью математической модели.

1.4. Схема численного решения задачи в точечном приближении

В рассматриваемой задаче система уравнений выгорания представляет собой систему линейных дифференциальных уравнений. Это система выглядит так:

& (1.15)

Изменение изотопного состава рассчитывается на заданных временных интервалах с постоянными средними сечениями и потоками. Началь-

ными данными для системы служат ядерные концентрации топлива реактора в первоначальный момент времени. Система уравнений решается численно с помощью метода Рунге-Кутты четвертого порядка точности [10], описывающегося следующей системой пяти равенств:

Ь=А(р, Ф)-р(0 (1.16)

Ь=Да,Ф)-р(//р„+^ь1 (1.17)

V У

„__ ( д/_Л

Ь=Да,Ф)-р(/) рп+^-к2 (1.18)

V ) ,__ ( Д/_ \

Ь=Да,Ф)-р(0 р„+^Ь (1.19)

V £ )

Рл+1 = + ь + ь + (1.20)

о

где Ы, ~ элементарный шаг временной сетки.

Для численного вычисления уравнений данной математической модели позволяет использовать любые программные пакеты для численного анализа [11] МаШсаё, МаЛетайса и другие.

В начале расчетов по математической модели спектрального регулирования находят минимальное значение водо-топливного отношения Ст1п, для которого выполняется условие критичности Кэ$(Ст1„)=1.0 с заданной точностью. Величина максимального значения водо-топливного отношения отвечает стандартному значению для ячейки реактора ВВЭР-1000 при значении

шага решетки 12.75 мм [12,13]. Далее производится интегрирование системы уравнений изменения нуклидного состава и водо-топливного отношения С на интервале \Cmm,CmiJ до тех пор, пока не будет выполнено условие С(Г) = Стах. По заданной энергонапряженности активной зоны подсчитывается удельная энерговыработка выгружаемого топлива и длина кампании.

При использовании математической модели для компенсации избыточной реактивности борной кислотой в начале расчетов находят максимальное количество борной кислоты для сохранения условия критичности /Сэф(рд)=Т.О с заданной точностью. Далее интегрируются системы уравнений изменения нуклидного состава и концентрации борной кислоты до тех пор, пока концентрация борной кислоты будет p/f=0. Удельная энерговыработка выгружаемого топлива и длина кампании подсчитывается по заданной энергонапряженности активной зоны.

1.5. Применение полиячеечных моделей для анализа различных схем спектрального регулирования на основе программного комплекса GETERA

Вторым шагом анализа является расчетный анализ с помощью программного комплекса GETERA-93, который создан в МИФИ на кафедре № 5. Программа GETERA предназначена для расчета нейтронно-физических характеристик ячеек, полиячеек и фрагментов активной зоны ядерного реактора. Стационарное уравнение переноса нейтронов решается методом вероятностей первых столкновений ВПС [14], которые вычисляется для одномерной цилиндрической, сферической и плоской геометрии в приближении изотропного тока на границах зон. Приближение полиячеек позволяет моделировать сложные двумерные системы в предположении постоянного и изотропного потока на границах ячеек. Применение ячеек с внутренними границами дает возможность рассчитывать этим методом кластерные системы, TBC с вытеснителями и TBC с микротвэлами [15].

19

Блок выгорания рассчитывает энерговыделение и изменение нуклидно-го состава в процессе работы реактора. Микросечения взаимодействия, необходимые при расчете полей нейтронов, подготавливаются комплексом CON-SYST с библиотекой БНАБ-93 [16]. Версия БНАБ-93 содержит сечения в 299-групповом разбиении, из них 78 групп ниже 4 эВ. Кроме того, разбиение в тепловой области учитывает с помощью группового расчета широкие резо-

ЛЛД ^ JA

нансы Ри, Ри в области 0,5...1эВ. Результаты тестирования программы GETERA на ячейках ВВЭР показали хорошее согласие с другими спектральными программами и результатами экспериментов.

Создание полиячеечной модели для расчета выгорания топлива в TBC реактора ВВЭР-1000 (рис. 1.1) осуществлялось следующим образом. В TBC выделяются однотипные ячейки с примерно одинаковым спектром нейтронов. К их числу относятся всевозможные неоднородности в TBC, как то: водяные трубки для органов регулирования, твэлы с различным обогащением топлива, твэлы с выгорающим поглотителем, ячейки, моделирующие вытеснители. Даже твэлы с одинаковым обогащением могут быть разделены на отдельные типы, как, например, твэлы прилегающие к органам регулирования или находящиеся на границе TBC. Каждый твэл и все неоднородности описываются как шестигранники. Обмен нейтронами между различными ячейками в полиячейке учитывается с помощью матрицы перетечек, элементы которой а суть доли тока /-ой ячейки, втекающего в у'-ую ячейку. Элементы

этой матрицы вычисляются на основе подсчеты количества сторон шестиугольников /-го типа, соприкасающихся со сторонами шестиугольника у-го типа. Для этого подсчитывается полное число сторон каждого типа ячеек, граничащих как с себе подобными, так и с ячейками другого типа. Далее эти величины делятся на общее число сторон шестиугольников каждого типа.

Если рассматривается фрагмент активной зоны, состоящий из однотипных TBC, то каждая из TBC, входящая в состав рассматриваемого фрагмента разбивается на отдельные ячейки. В том случае, когда TBC отличаются

выгоранием, однотипные ячейки в каждой из TBC считаются различными

20

ячейками. В принципе число элементарных ячеек, описывающих TBC, может совпадать с числом твэлов. Представлены TBC реактора типа ВВЭР-1000 и ячейки с номерами (1/6 часть TBC реактора ВВЭР-1000) на рис 1.1 и 1.2.

твэлы

стержни СУЗ и центральная труба твэг

вода между кассетами

Рис. 1.1. TBC реактора ВВЭР-1 ООО

:

С '1

Рис 1.2. Фрагмент (1/6 часть) TBC: 1 - ячейки, находящиеся на крае TBC, 2 -ячейки, находящиеся между ячейками № 3 и № 1,3- ячейки, находящиеся вокруг твэг, 4 - ячейки, находящиеся между ячейками СУЗ и твэг, 5 - ячейки, находящиеся вокруг ячеек СУЗ, 6 - ячейки, находящиеся между ячейками № 2, № 3 , № 4 и № 5, 7 - ячейки для расчета воды между кассетами, 8 - ячейки для стержней СУЗ, 9 - ячейки для твэг.

Расчет кампании топлива при частичных перегрузках производилась на основе следующего итерационного алгоритма. Эта модель основана на том, что изначально рассматривается полиячейка периодичности, для которой производится расчет усредненного коэффициента размножения в зависимости от глубины выгорания топлива. Для заданного обогащения топлива подпитки требуется найти кампанию реактора или, что то же самое, длительность одного цикла Т. Итерационная процедура для решения поставленной задачи будет такова. В начале этой процедуры мы составляем полиячейку, состоящую из однородных ячеек, с начальным нуклидным составом топлива. Условием нормировки для потока нейтронов в полиячейке служит величина

средней энергопапряженности активной зоны. Расчет изменения нуклидного состава топлива производится на заданном временном интервале Т.

Следующий шаг итерационного процесса заключается в том, что в одну из ячеек возвращается начальный нуклидный состав топлива, что означает перегрузку этой TBC, с заменой топлива на свежую топливную загрузку. В остальных ячейках полиячейки остается конечный нуклидный состав топлива и продолжается расчет изменения нуклидного состава на тот же самый интервал времени Т. Эта итерационная процедура повторяется до тех пор, пока в двух последовательных этапах расчета коэффициент размножения полиячейки на момент выгрузки топлива для двух последовательных циклов итераций будет совпадать с заданной степенью точности.

l^-^Vi^B (1.21)

Однако, если при этом|^',^Г)-А:^р"т)|>с, то необходимо изменить длительность кампании в нужную сторону и повторить всю итерационную процедуру. Окончанием всей итерационной процедуры будет выполнение условия критичности для установившегося режима частичных перегрузок

KfOLY\T) = К^рт). (1.22)

1.6. Сопоставление результаты точечной модели и расчетов по программе GETERA

Выполнен сравнительный анализ полученных результатов математической модели и расчетов с помощью программного комплекса GETERA при спектральном регулировании запаса реактивности. Результаты выполненных расчетов показали, что точечная модель приводит к большой погрешности по сравнению с полиячеечной. Причина заключается в том, что микроконстанты, используемые в математической модели, очень сильно зависит от порядка полиномов, аппроксимирующих зависимость микроконстант от водо-

топливного отношения. Изменение водо-топливного отношения в процессе выгорания топлива при двух моделях представлено на рис 1.3.

4

/

/

/

/

/

/

/

0,5

0 10 20 30 40 50 60 Глубина выгорания В, МВт-сут/кг

Рис. 1.3. Изменение водо-топливного отношения в процессе выгорания топлива при двух моделях (иОг, х - 4.95 %).

На рис 1.3 видно, что в аналитической математической модели глубина выгорания топлива увеличивается примерно на 40 % по сравнению ячеечной модели. Поэтому все дальнейшие расчеты были выполнены на основе полиячеечных моделей ТВС.

1. Разработана точечная модель и ее численная реализация для моделирования как спектрального регулирования так и жидкостного регулирования запаса реактивности при расчете выгорания топлива в ТВС реактора ВВЭР-1000. На основе этой модели можно получить сравнительные результаты по выгоранию топлива для модели без перегрузок топлива. Из-

Выводы по главе I

менение водо-топливного отношения моделируется путем изменения плотности теплоносителя.

2. Погрешность полученных результатов математической модели сильно зависит от точности аппроксимации одногрупповых микроконстант.

3. Разработана модель для расчета выгорания топлива в реакторе типа ВВЭР-1000 с частичными перегрузками на основе полиячеечного представления TBC. Изложен подход для расчета матрицы перетечек нейтронов в сложных фрагментах активной зоны при полиячеечном представлении.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Вин Ту

Выводы по главе IV

1. При повторном использовании регенерированного урана кратность перегрузки топлива оказывает существенно меньшее влияние на расход природного урана для топлива подпитки при применении спектрального регулирования запаса реактивности.

2. Вовлечение качественного плутония в топливный цикл реакторов ВВЭР-1000, в количестве, не превышающей его равновесной концентрации, приводит к существенному снижению расхода природного урана (50-60 %), а при использовании спектрального регулирования запаса реактивности зависимость расхода от кратности перегрузки практически отсутствует.

3. Выигрыш в глубине выгорания топлива при спектральном регулировании запаса реактивности главным образом зависит от диапазона изменения водо-топливного отношения, снижение которого на 5 % по отношению к оптимальному значению приводит к сокращению выигрыша на 1

4. При спектральном регулировании запаса реактивности температурный коэффициент реактивности по теплоносителю-замедлителю в течение всей кампании остается отрицательным при любой кратности перегрузки топлива.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основной задачей представленной диссертационной работы являлся физический анализ возможностей повышения эффективности использования топлива в реакторах на тепловых нейтронах за счет применения спектрального регулирования запаса реактивности. Проведенный расчетный анализ различных способов организации спектрального регулирования в реакторах типа ВВЭР-1000 показал масштаб возможного эффекта в повышении выгорания, который оказался на уровне 7-12 % для уран-плутониевого топливного цикла.

Применение в качестве технической основы спектрального регулирования схемы с вытеснителями требует существенного изменения конструкции TBC реакторов и создание дополнительной системы управления вытеснителями. Поэтому для внедрения такого способа повышения выгорания топлива требуется тщательный экономический анализ. Но заранее очевидно, что для современной ситуации, когда стоимость природного урана относительно невелика и топливная составляющая стоимости э/э, производимой на АЭС не превышает 15-20 %, такие серьезные изменения TBC и создание дополнительной системы управления вытеснителями вряд ли окажутся выгодными.

Однако в замкнутом топливном цикле, когда стоимость топлива существенно повысится, ситуация не будет столь однозначной. В этом случае как показано в работе, выигрыш в расходе природного урана на топливо подпитки за счет применения спектрального регулирования увеличивается до 1520%. Кроме того, вариант организации спектрального регулирования на основе изменения соотношения доли тяжелой компоненты в теплоносителе может быть экономически выгодным для реакторов малой мощности, в которых требуемые объемы теплоносителя и расход тяжелой воды может быть приемлемым. При этом способе спектрального регулирования запаса реактивности не требуется кардинального изменения конструкции TBC.

88

Что же касается дальней перспективы, то введение ториевого топливного цикла в реакторах водо-водяного типа, дает возможность за счет применения спектрального регулирования повысить эффективность использования урана-233, накапливаемого в экранах реакторов на быстрых нейтронах, на 32-40 % , что уже является существенной величиной.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Вин Ту, 2013 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Ипатов П.Л.Оценка системной эффективности АЭС с ВВЭР с учетом региональных факторов. - Атомная энергия. 2008. т. 104. № 3. с. 131-137.

2. Семченков Ю.М., Павлов В.И. И др. Использование топлива в ВВЭР-1000: состояние и перспективы. - Атомная энергия, 2007. т. 102. вып. 3. с. 139-146.

3. Савандер В.И., Белоусов Н.И. Альдавахра С., Методика расчета и анализ применения гранулированных поглотителей в ВВЭР. - Атомная энергия. 2006. т. 100. № 1. с. 8-12.

4. Савандер В.И., Увакин М.А. Расчет глубокого выгорания ядерного топлива в решетках с регулируемым спектром нейтронов. - Атомная энергия, 2005. т. 98. вып. 6. с. 429-435.

5. Духовенский A.C. Универсальный реактор. - Журнал "Росэнергоатом", сентябрь, 2009. №9. с. 26-29.

6. Гришанин Е.И., Филиппов Г.А и другие. Оценка стойкости защитных покрытий микротвэлов в паровой среде при взаимодействии с конструкционными материалами. - Атомная энергия, 2009. т. 106. вып. 3. с. 153-158.

7. Пряничников A.B. Описание программы GETERA. - ВАНТ, сер. ФЯР, вып. 3, 2009, с. 63-77.

8. Чибиняев A.B., Алексеев П.Н., и др. Оценка влияния регулирования нейтронного спектра на глубину выгорания топлива ВВЭР-1000. - Атомная энергия. 2006. т. 101. вып. 3. с. 231-233.

9. Савандер В.И.,Увакин М.А. Сравнительный анализ различных способов достижения больших глубин выгорания в реакторных системах без использования дополнительных поглотителей. - Известия вузов, сер. Ядерная Энергетика, 2005, вып. 2, с. 86-91.

10. Бахвалов Н. С., Жидков Н. П., Кобельков Г. М. Численные методы. М.:2001. с. 363-375.

11. Список программных пакетов для численного анализа. http://en.wikipedia.org/wiki/List_of_numerical_analysis_software.

12. Денисов В. П., Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002. .-480 с.

13. С.Б. Выговский, И.О. Рябов, A.A., и др, Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР: учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. - 376 с.

14. Белоусов Н.И., Пряничников A.B., Бычков С.А. Использование метода вероятностей первых столкновений для расчета ячеек реакторов со сложной геометрией. - Инженерная физика, 2002, вып. 4.

15.Гришанин Е.И., Кухаркин Н.Е. Инновация с микротвэлами. - Журнал "Росэнергоатом", сентябрь, 2009. №9. с. 30-36.

16. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1: нейтронные и фотонные ядерные константы. -ВАНТ, сер. Ядерные константы, 1996, вып. 1.

17. Савандер В.И., Вин Ту., Белоусов Н.И. Методика расчета выгорания топлива при спектральном регулировании запаса реактивности в реакторах типа ВВЭР. - Вестник национального исследовательского ядерного университета "МИФИ", 2012, т. 1, № 2, с. 210-215.

18. Пономарев-Степной H.H., Кухаркин Н.Е., Хрулев A.A. и др. Перспективы применения микротвэлов в ВВЭР. - Атомная энергия. 1999. т. 86. вып. 6. с. 443-449.

19. Филиппов Г.А., Гришанин Е.И., Кондитеров М.В. и др. Экспериментальное исследование работоспособности защитных оболочек микротвэлов применительно к условиям тяжелых аварий легководных реакторов. -Атомная энергия. 2007. т. 103. № 5. с. 302-309.

20. Филиппов Г.А., Гришанин Е.И., Фальковский J1.H. и др. Оценка стойкости защитных покрытий микротвэлов в парогазовой среде при взаимодействии с конструкционными материалами. - Атомная энергия. 2009. т. 106. № З.с. 153-158.

21. Фонарев Б.И., Гришанин Е.И., Фальковский JI.H. и др. Возможные пути создания одноконтурного энергоблока АЭС с легководным теплоносителем сверхкритического давления и активной зоной на основе микротопливных элементов. - Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. 2011. № 30. с. 146-158.

22. International Atomic Energy Agency, Status of innovative small and medium sized reactor designs 2005. IAEA-TECDOC-1485. http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/te_1485_web.pdf.

23. International Atomic Energy Agency, High Temperature Gas Cooled Reactor Fuels and Materials, IAEA-TECDOC-1645, Vienna, 2010. http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/TE_1645_CD/PDF/ TECDOC_1645.pdf.

24. International Atomic Energy Agency, Status of small reactor designs without on-site refueling. January 2007. IAEA-TECDOC-1536. http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/ te_1536 _web.pdf

25. Сарычев B.A., Савандер В.И., Марчук Ю.В. Программный комплекс ГАВРОШ для моделирования различных режимов работы ВТГР с засыпной активной зоной. В кн.: Физика и методы расчета ядерных реакторов. Под ред. В.В.Хромова. М. Энергоатомиздат, 1986, с.42-46.

26. Plutonium Multirecycling in Standard PWRs Loaded with Evolutionary Fuels. -Nuclear Science and Engineering. 2005. № 151, c. 25-^45.

27. Быстриков A.A., Егоров A.K., Иванов В.И., Бурлаков Е.В. и др. Опыт использования уран-эрбиевого топлива на энергоблоках с РБМК-1000. -Атомная энергия. 2006. т. 100. № 3. с. 165-170.

28. Наумов В.И. Физические основы безопасности ядерных реакторов: Учебное пособие. М.: МИФИ. 2003. 156 с.