Учебный электронный файл

Некоторые аспект ы оптимизации параметров ядерного топлива для ВВЭР Лунин Г.Л., Духовенский А.С., Горохов В.Ф., Доронин А.С., Алексеев П.Н., Прошкин А.А. Российский Научный Центр Курчатовский институт В подавляющем большинстве энергетическ их реакторов ядерное топливо используется в виде законченных в констру ктивном отношении единичных узлов, имеющих строгую геометрию и состав м атериалов (ТВС) и поступающих на АЭС от заводов-изготовителей. Активная з она формируется для каждого топливного цикла на основании схемы размещ ения ТВС, выбранный по результатам вариантных нейтронно-физических рас четов. В отечественной практике такие схемы размещения ТВС в конкретном виде разрабатываются соответствующим персоналом АЭС с учетом различны х факторов, в том числе установленных нормативных требований и рекоменд аций по основным характеристикам активной зоны после очередной перегр узки топлива. С учетом установившегося порядка в топливообеспечении ре акторов можно выделить, следовательно, два направления в оптимизации по казателей использования топлива, а именно: совершенствование топливных циклов с применением отработанных ТВ С и обоснованных характеристик их работоспособности и поиск резервов , выявление излишних запасов в конструкционном офор млении топлива и внесение изменений в геометрию решетки и состав исполь зуемых материалов; после получения успешных результатов в этом направл ении могут возобновляться работы по совершенствованию в первом направ лении. Выход на мировой рынок ядерного топлива требует от отечественных п оставщиков определенных усилий в обоих направлениях. Анализ складываю щейся ситуации показывает, что для успешной конкуренции необходимо, пом имо проводимых работ по первому направлению , обратить серьезное вниман ие и интенсифицировать работы второго направления. При этом возникает р яд специфических задач, содержание и возможные пути решения которых кра тко изложены в данном докладе. Исходной целью использования ядерного топлива является получение тепловой энергии. Накопленный опыт в проектировании и эксплуатации ТВС указывает на то, что экономичность работы реакторов типа ВВЭР достигает ся при достаточно высоких тепловых нагрузках топлива. При этом, однако, д олжны надежно обеспечиваться определенные запасы до некоторых предель ных величин с тем, чтобы работа реактора была стабильной и безопасной, ос обенно в случаях отказа оборудования, т.е. в режимах с нарушением нормаль ных условий эксплуатации и при постулируемых проектных авариях. Опреде ленный компромисс между стремлением к повышению отводимой тепловой эн ергии и обеспечением соответствующих запасов достигается и фиксируетс я в проекте твэл, ТВС и реакторной установки. Основой для компромиссных р ешений являются, в частности, нормативные документы. По мере накопления опыта успешной эксплуатации ТВС, изготавливаемых на проектной основе, е стественно, возникает намерение увеличить энерговыработку топлива. В п ринципе такое увеличение может быть реально, если не будут нарушены прое ктные основы и соответствующие нормативные критерии. Для достижения по ставленной цели необходим правильный выбор вносимых изменений и прове дено достаточное обоснование предлагаемых технических решений. В коне чном счете, работы по совершенствованию ТВС должны включать объемный ко мплекс многоплановых исследований, поскольку в силу специфики ядерног о топлива затрагиваются весьма различные и важные аспекты решения указ анной проблемы [1]. Количественной характеристикой, выражающей топливную энергию, от веденную от единицы массы выгружаемого топлива, является, как известно, средняя глубина выгорания - [МВтхэфф.сут/кг]. Исходя из указанной размерности данной характеристики, видно, что с тремление к увеличению отводимой тепловой энергии может реализовывать ся либо повышением удельной весовой мощности [МВт/кг], либо продлением пр ебывания топлива в активной зоне при сохранении номинальной мощности р еактора [эфф.суток/кг], т.е. без ее изменения. Может анализироваться увелич ение и обоих указанных параметров. Но в любом случае необходимо проведен ие исследований для проверки приемлемости принимаемых изменений относ ительно всего комплекса проектных основ и нормативных величин. Следует отметить, что при совершенствовании единичных конструкци онных узлов ядерного топлива (ТВС), поставляемых для работы реактора на А ЭС, вносимые изменения, как правило, малы, и ожидаемые положительные эффе кты также незначительны с технической точки зрения. Поэтому при проведе нии соответствующих исследований приходится иметь дело с достаточно т онкими эффектами влияния предполагаемых изменений на проверенные прак тикой характеристики, параметры и материалы. Это требует использования достаточно точных и надежных средств для анализа и представительных ре зультатов для обоснования намеченных мероприятий по изменениям, поско льку некоторые последствия могут быть весьма значительными (как положи тельные, так и отрицательные). Для того, чтобы выяснить приемлемость вносимых конструкционных из менений, можно указать следующие критерии, относительно которых необхо димо сопоставлять новые характеристики твэлов, ТВС, активной зоны, реакт ора. 1. Достигаемая глубина выгорания топлива при проектном обогащении д олжна быть, с одной стороны, выше проектной (что и является исходной целью вносимых изменений) или сохраняться на проектном уровне при пониженном обогащении; с другой стороны, повышенная глубина выгорания топлива долж на быть на уровне, при котором обеспечивается работоспособность твэл в т ечение срока пребывания их в реакторе. Предельно допустимое значение глубины выгорания топлива в значит ельной мере зависит от соотношения геометрических размеров основных к омпонентов (двуокиси урана, оболочки, газового объема), а также от рабочих параметров под оболочкой твэл и прежде всего, конечно, от удельных тепло вых нагрузок. Характер и степень влияния вносимых в конструкцию изменен ий анализируются соответствующими термомеханическими расчетами. 2. Теплогидравлические характеристики ТВС зависят от геометрическ их размеров элементов топливной решетки и компоновки основных констру кционных узлов (твэл, направляющих каналов ПЭЛ, чехлов ТВС, дистанциирую щих решеток). Их влияние на режимы охлаждения твэл в различных ситуациях также должно предварительно анализироваться путем проведения теплоги дравлических расчетов, как для нормальных условий, так и при нарушениях нормальных условий и при постулируемых авариях. Далее могут потребоват ься экспериментальные проверки. 3. Динамические характеристики активной зоны в целом и поведение ре актора в различных ситуациях в значительной мере находятся в зависимос ти от величин коэффициентов реактивности по параметрам теплоносителя. От знаков этих величин обратная связь с мощностью изменяется принципиа льным образом (от отрицательной до положительной). Соответствующие анал изы требуют проведения достаточно детальных нейтронно-физических расч етов коэффициентов реактивности и расчетов переходных и аварийных реж имов. 4. Особое место должны занимать исследования по проверке приемлемос ти (или для определения необходимых изменений) водно-химического режима теплоносителя I контура в том случае, если намечено использование других , отличных от проектных материалов для изготовления конструкционных эл ементов ТВС. При этом обоснование новой конструкции должно быть как расч етное (с точки зрения поведения и свойств нового материала во всех проек тных режимах), так и экспериментальное для проверки долгосрочных эффект ов взаимодействия этого материала с теплоносителем. 5. При изменении принципов взаимодействия конструкционных элемент ов ТВС или технологии их изготовления необходимо проведение представи тельных ресурсных испытаний (прочностных, вибрационных и др.). Одновременно с указанием основных критериев, характеризующих при емлемость нового измененного топлива, следует отметить важную специфи ку данной проблемы. Она состоит в том, что измененное топливо предназнач ается к использованию в эксплуатируемых реакторах, проекты которых раз рабатывались на основе норм и требований, действовавших в прошлом. Зачас тую новые проекты реакторов разрабатываются уже по современным нормам, значительно более жестким, и это позволяет ориентироваться на повышенн ые характеристики топлива (прежде всего глубину выгорания). В действующи х же реакторах при использовании нового топлива или при организации нов ых топливных циклов, как правило, исходят по-прежнему из устаревших норм и требований, по которым разрабатывались ?старые¦ реакторы. Сказанное, п режде всего относится к оценкам радиационной безопасности, в обеспечен ии которой именно характеристики топлива могут играть основную роль, ес ли исходить из трудностей внесения соответствующих изменений в станци онные системы и регламенты эксплуатации. Представляется недопустимым в погоне за экономически более высокими показателями в топливоиспольз овании на стареющих реакторах исходить из обеспечения безопасности то лько в соответствии с одновременно устаревшим нормативными документам и. Во внимание должны приниматься современные нормы радиационной безоп асности, т.е. именно в этих случаях необходимо соблюдение принципа ?Alаra¦. В течение 1999 г. в РНЦ ?Курчатовский институт¦ проводились комплексны е аналитические исследования, направленные на оценку изменений, вносим ых в конструкцию твэл и ТВС реактора ВВЭР-440 [2]. Результаты исследований под твердили, что основной целью зарубежных поставщиков является увеличен ие глубины выгорания топлива при заданном неизменном исходном обогаще нии. Цель достигается в одних случаях путем повышения водо-уранового отн ошения топливной решетки и увеличения загрузки двуокиси урана в твэл; в других - еще большим повышением водо-уранового отношения решетки, в том ч исле за счет уменьшения загрузки топлива в ТВС. В первом случае количество воды увеличивается за счет уменьшенной толщины оболочки твэл, в основном, уменьшением ее наружного диаметра, во втором - дополнительный эффект получается из-за уменьшения числа твэл в ТВС и загрузки топлива. В обоих случаях уменьшается поверхность охлажде ния твэл и увеличиваются поверхностные удельные нагрузки. Во втором случае возрастают и линейные нагрузки. Кроме того, для уве личения загрузки топлива в твэл исключаются отверстия в таблетках. В рез ультате этого возрастают средняя температура топлива и количество акк умулированного тепла в двуокиси урана. Установленные расчетным путем количественные изменения характер истик позволяют сделать вывод, что некоторые параметры, сравниваемые с с оответствующими критериями, имеют незначительные отклонения и, по-види мому, приемлемы (запас до кризиса теплоотдачи, давление под оболочкой тв эл и др.) Другие как, например, коэффициенты реактивности по температуре з амедлителя, хотя и имеют небольшие изменения по величине, однако, изменя ют свой знак (- на +), что в соответствии с российскими нормами вообще для ВВЭ Р недопустимо (в критическом состоянии), и требуется введение выгорающег о поглотителя в топливо. Третьи параметры заметно изменяют численные зн ачения (например, температуры двуокиси в центре таблеток), и, хотя они оста ются приемлемыми для стационарного режима работы, могут заметно увелич ить температурный выбег оболочек в аварийных процессах с течью I контура и повлиять на число твэл, разгерметизирующихся в таких случаях, а значит и на суммарный выход активности в реакторное помещение и в окружающую ср еду. Это особенно важно учитывать в анализах безопасности, т.к. аварийный режим может происходить при увеличенной глубине выгорания в новом топл иве (что является основной целью вносимых изменений), когда при переходе через определенное граничное значение резко возрастает выход продукто в деления из двуокиси урана под оболочку твэл уже в стационарном режиме. При аналогичной схеме размещения ТВС в активной зоне (отечественно го производства и зарубежного поставщика) имеет место значительное раз личие в неравномерности распределения энерговыделения при увеличенно й продолжительности топливного цикла в случае измененных ТВС. Если изме нить схему размещения ТВС с целью выравнивания распределения энерговы деления, эффект от внесенных изменений уменьшается. При проведении анализов реактивностных аварий (выброс органа СУЗ) с ледует особое внимание уделять не только достигаемым параметрам проце сса, но и специфике поведения облученного материала оболочек твэл заруб ежной поставки. Известны данные [ 3], согласно которым облученный циркалло й-4 допускает существенно более низкую энтальпию энерговыделения, чем об лученный сплав Э-110. Вследствие этого конечной целью анализа реактивност ной аварии должно быть не только вычисление средней энтальпии по радиус у таблетки, максимальных температур оболочек и % толщины их окисления, а о пределение увеличенного числа разгерметизирующихся твэл и выброса акт ивных продуктов деления в сравнении с проектным случаем. Аналогичные расчеты по указанным направлениям проводились и пров одятся для ТВС реактора ВВЭР-1000. В таблицах 1 и 2 представлены некоторые результаты нейтронно-физиче ских, теплогидравлических и термомеханических расчетов применительно к твэлам, ТВС и активным зонам реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Некоторые расчетные значения параметров указывают на необходимос ть дальнейших анализов безопасности для определяющих проектных режимо в. Эти анализы проводятся в настоящее время, причем конечной целью намеч ено получение количественных характеристик по числу разгерметизирующ ихся твэл и по выбросам активности в постулируемых авариях и сопоставле ние их с действующими в настоящее время нормативными пределами (в частно сти, с гайдом YVL6.2 (Финляндия), согласно которому число повреждающихся твэл не должно превышать 10% от полного количества в постулируемых авариях кла сса 2). Из сказанного выше не следует, что совершенствование топлива для ВВ ЭР с учетом повышающихся требований по обеспечению безопасности в новы х проектах нецелесообразно. Наоборот, соответствующие проработки долж ны проводиться, в том числе и применительно к эксплуатируемым реакторам . Но одновременно с необходимым углублением исследований по традиционн ым конструкциям необходимо расширить объем поисков и при более решител ьных изменениях конструкции твэл и ТВС, поскольку это может привести к п оложительным результатам по многим показателям при соизмеримых затрат ах средств. Например, радикально уменьшить диаметр твэлов в реакторх ВВЭ Р-440 и ВВЭР-1000 [4 ]. Таблица 1 Некоторые исходные характеристики и результаты расчетов для ТВС р еактора ВВЭР-440 Поставщики ТВС ОАО ?МСЗ¦ BNFL EVF W Исходные характери стики 1. Размер чехла ТВС ?под ключ¦, мм. 143,0 144,2 144,2 143,0 2. Наружный диаметр т вэл, мм. 9,10 8,90 8,80 8,80 3. Количество твэл в ТВС. шт. 126 126 120 126 4. Диаметр топливной таблетки, мм. 7,59 7,63 7,53 7,57 5. Толщина оболочки т вэл, мм. 0,67 0,55 0,55 0,57 6. Диаметр центральн ого отверстия в таблетке, мм. 1,20 - - - 7. Шаг твэл в решетке, мм. 12,20 12,28 12,28 12,20 Расчетные характеристики 8. Достигаемая глубина выгорания топлива, МВт.сут/кг. урана 33,00* 37,84* 34,60 39,45* 35,20 40,15* 34,40 9. Максимальный коэф фициент неравномерности в мощности ТВС* и твэл в ТВС 1,31* 1,125 1,34* 1,105 1,44* 1,069 1,126 10. Максимальная мощн ость твэл, квт 46,4* 47,4* 50,5* - 11. *Коэффициент реак тивности по температуре воды, о С -1 (начало цикла, 260 о С) -3,6? 10 -5 - 3,2 10 -5 ` ` ` +1,0? 10 -5 - 12. *Минимальный запа с до кризиса теплообмена. 3,10 3,95 2,60 - 13. Максимальная темп ература топлива, о K. 1348 1483* 1401 1652* 1378 1703* 1425 14. Окружная остаточна я деформация оболочек твэл, %. -0,36 - 0,46 -0,45 - * Трехмерные рас четы Таблица 2 Некоторые исходные характеристики и результаты расчетов для ТВС р еактора ВВЭР-1000 Поставщики ТВС ОАО ?МСЗ¦ EVF W Исходные характеристики 1. Шаг размещения ТВС. мм 236 236 236 2. Наружный диаметр твэл, мм. 9,10 8,90 9,14 3. Количество твэл в ТВС. шт. 312 312 312 4. Диаметр топливной таблетки, мм 7,57 7,43 7,84 5. Толщина оболочки твэл, мм. 0,63 0,60 0,57 6. Диаметр центрального отверстия, мм 2,20 - - 7. Шаг твэл в решетке, мм 12,75 12,75 12,75 Расчетные характеристики 8. Достигаемая глубина выгорания топлива, МВт.сут/кг урана 39,0 40,0 38,8 9. Максимальный коэффициент мощности твэл в ТВС 1,053 1,056 1,062 10. Минимальный запас до кризиса теплообмена 2,72 2,78 2,92 11. Максимальная температура топлива, K о 1733 1899 2212 12. Максимальное давление в твэле, МПа 6,46 5,94 5,54 13. Окружная остаточная деформация оболочек тв эл, % -0,434 -0,419 -0,371 Список литературы Development of a New VVER-440 Fuel Design, David Concill, Totju Totev, The Nuclear Engineering, V.40, No. 3. Future fuel: Vattenfall-s new approach. The Nuclear engineering, September 1997, p.25-28. Special issue of ?Nuclear Safety, V. 37, No 4, 1996. ?Основные преимущества и возможные пути перевода реактора ВВЭР-440 на ТВС с твэлами уменьшенного диаметра, Лунин Г.Л. и др. (РНЦ ?КИ¦), Панюшкин А.К. и др.(ОАО¦МСЗ¦), Афров А.М. и др.( ОКБ), Сборник докладов международной конфере нции ?Ядерное топливо для человечества, 5-8.10.98, г.Электросталь, Россия.

Приложенные файлы


Добавить комментарий