Использование альтернативных ТВС повышенной ураноемкости в установках типа ВВЭР-1000

Размещено на http://www.allbest.ru/

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ АЛЬТЕРНАТИВНЫХ ТВС ПОВЫШЕННОЙ УРАНОЕМКОСТИ В ЯЭУ ТИПА ВВЭР-1000

Кузьмин П.С.

ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

В статье проводится теплофизический и нейтронно-физический расчет ядерной энергетической установки с реактором ВВЭР-1000 при использовании альтернативных ТВС повышенной ураноемкости. Приведены результаты расчетов, демонстрирующие целесообразность использования данных ТВС.

Ключевые слова: ТВС, ВВЭР, выгорание, ядерное топливо, ядерный реактор.

USAGE OF ALTERNATIVE FUEL ASSEMBLIES WITH INCREASED URANIUM CAPACITY IN NUCLEAR POWER PLANT WITH VVER-1000

Kuzmin P.S.

This article provides a thermophysical and neutron-physical calculation of a nuclear power plant with a VVER-1000 which carried out using alternative fuel assemblies with increased uranium capacity.

The results of calculations showing the feasibility of using these fuel assemblies.

Keywords: fuel assembly, VVER, burnup, nuclear fuel, nuclear reactor.

Введение

Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с водо-водяным энергетическим реактором (ВВЭР) являются важной темой для изучения. Широкое использование реакторных установок (РУ) с ВВЭР обусловлено высокой степенью их «самозащищенности» вследствие отрицательных коэффициентов реактивности по температуре топлива, теплоносителя и по мощности, т.е. отрицательных обратных связей. Более того, нынешний уровень развития РУ с ВВЭР далеко не исчерпывает их потенциальных возможностей. Имеются реальные перспективы увеличения их срока службы до 60 лет, увеличения глубины выгорания ядерного топлива, повышения коэффициента воспроизводства. Существуют наработки в области использования естественной циркуляции теплоносителя 1го контура.

Вследствие этого в ближайшие 10-20 лет будущее атомной энергетики будет тесно связано со строительством АЭС с реакторной установкой типа ВВЭР-1000, и в значимой мере усилия эксплуатационных и проектных организаций атомной отрасли будут направлены на совершенствование конструкции ЯЭУ с реактором типа ВВЭР-1000 с целью повышения безопасности и улучшения технико-экономических характеристик [1], [2].

Одним из важнейших показателей при оценке технико-экономических параметров ЯЭУ является глубина выгорания топлива. Средняя глубина выгорания характеризует количество энергии, полученное с единицы массы ядерного топлива за всё время пребывания в активной зоне. Целью данной работы является обоснование использования альтернативных ТВС повышенной ураноемкости (ТВСА). Для обоснование будет выполнен теплофизический и нейтроннофизический расчет активной зоны ЯЭУ.

Реактор ВВЭР-1000 является водо-водяным энергетическим реактором корпусного типа. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленная вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации. При прохождении через ТВС теплоноситель нагревается за счет реакции деления ядерного топлива. Теплоноситель принудительно поступает в реактор через четыре входных патрубка корпуса, проходит по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусной шахтой, через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты и входит в ТВС. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в межтрубное пространство БЗТ, в кольцевой зазор между шахтой и корпусом и через четыре выходных патрубка корпуса выходит из реактора. Во втором контуре реактора осуществляется генерация нерадиоактивного пара, который затем поступает на турбину.

Основные технические характеристики реактора ВВЭР-1000 представлены в таблице 1.

Таблица 1 - Основные технические характеристики ВВЭР-1000 [2]

ТВСА - тепловыделяющая сборка с жестким уголковым каркасом. К настоященму моменту проведены испытания на 18 блоках ВВЭР-1000 Калининской АЭС, АЭС Украины, Болгарии и Чехии. Достигнуты высокие ресурсные показатели ТВСА: 50 сборок проработали 5-7 лет с достижением выгорания 52-65 МВт•сут/кгU.

Также важной особенностью ТВСА является оптимизированное размещение дистанционирующих решеток, что обеспечивает повышение теплогидравлических качеств ТВС [3].

Основные характеристики ТВСА представлены в таблице 2.

Таблица 2 - Основные характеристики ТВСА [3], [4]

Теплофизический расчет

На ЯЭУ с ВВЭР-1000 используется турбина К-1000-60/1500, в которой реализуется цикл насыщенного пара с промежуточными сепарацией и перегревом.

На рисунке 1 показана схема цикла насыщенного пара с промежуточными сепарацией и перегревом.

Рисунок 1 - Цикл насыщенного пара с промежуточной сепарацией и перегревом [5]

На участке a-g и g-h осуществляется регенеративный подогрев, затем нагрев и испарение в парогенераторе - участок h-b-c. На участке c-d происходит расширение пара в части высокого давления турбины, после чего влажный пар поступает в инерционный сепаратор, где пар отделяется от конденсата - участок d-e. Собранный в сепараторе конденсат сбрасывается в один из регенеративных подогревателей питательной воды, а пар поступает в промежуточный пароперегреватель - участок e-f, затем расширяется в части низкого давления - участке f-k. На участке k-k' отработавший пар конденсируется, затем на участке k'-a претерпевает повышение давления при помощи питательных насосов [5].

Для каждой точки T-S диаграммы были определения давление, температура, энтропия и энтальпия, при помощи которых был пределен КПД паротурбинной установки . Тепловая мощность реактора при данном КПД и номинальной электрической мощности составит .

Для проведения дальнейших расчетов примем коэффициент неравномерности по высоте активной зоны равным 1,54, а коэффициент неравномерности по радиусу активной зоны равным 1,46.

Используя данные таблиц 1 - 2 и значения коэффициентов неравномерностей были определены распределения температур по высоте активной зоны. На рисунке 2 представлен график распределения температур теплоносителя и наружной поверхности оболочки твэла по высоте активной зоны, на рисунке 3 - график распределения температуры в центре топлива по высоте активной зоны. Более пологий ход графика температуры поверхности оболочки твэла в верхней части активной зоны свидетельствует о наличии поверхностного кипения.

Рисунок 2 - Распределение температур теплоносителя и внешней стороны оболочки твэла с учетом поверхностного кипения в зависимости от координаты высоты активной зоны

Рисунок 3 - Распределение температуры в центре топливной таблетки в зависимости от координаты высоты активной зоны

Используя корреляцию Безрукова для определения критического теплового потока в реакторе ВВЭР-1000 был определен коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи, равный 1,89. Данное значение свидетельствует об отсутствии кризиса теплообмена в реакторе с данными характеристиками.

Полученные значения максимальных температур для оболочки твэлов и топлива значительно ниже предельных.

Нейтронно-физический расчет

ураноемкость ядерный энергетический тепловыделяющий

Для проведения нейтронно-физического расчета была использована модель элементарной ячейки реактора. Элементарная ячейка реактора - повторяющийся элемент активной зоны реактора. Элементарная ячейка должна удовлетворять требованию: обладать теми же нейтроннофизическими свойствами и видом их зависимостей, что и реактор конечных размеров.

Для элементарной ячейки с максимальным проектным обогащения топлива в 4,95 % была получена глубина выгорания, равная 52,5 , что превышает среднюю глубину выгорания реактора-прототипа, равную 43 [6]. Глубина выгорания в 52,5 достигается в режиме с 4-мя перегрузками топлива, длина топливной кампании составит 1458 эффективных суток.

С учетом предельного значения концентрации бора в начале кампании, равной [7], рассчитаны коэффициенты реактивности по температуре топлива, плотности и температуре теплоносителя. Полученные результаты представлены в таблице 3.

Таблица 3 - Рассчитанные коэффициенты реактивности

Рассчитанное значение коэффициента реактивности по температуре топлива имеет отрицательный знак. Следовательно, отрицательная обратная связь по температуре топлива является эффективным элементом внутренней безопасности реактора.

Значение коэффициента реактивности по плотности теплоносителя имеет положительный знак, что означает, что при снижении плотности теплоносителя в какой-либо части АЗ не будет происходить увеличение мощности в этой области.

Значение коэффициента реактивности по температуре теплоносителя имеет отрицательный знак, что удовлетворяет требованиям безопасности ЯЭУ. Заключение

В результате проведенных расчетов было получено, что использование альтернативных ТВС повышенной ураноемкости в реакторах ВВЭР-1000 позволяет достичь большей глубины выгорания, а, следовательно, большее количество энергии будет получено с единицы массы ядерного топлива.

Данные ТВС удовлетворяют основным требованиям безопасной эксплутации ЯЭУ: в активной зоне не возникает кризис теплообмена; значения максимальных температур для оболочки твэлов и топлива значительно ниже предельных; коэффициенты реактивности имеют благоприятные знаки с точки зрения «самозащищенности» ЯЭУ.

Список литературы

1. Физические и конструкционные особенности ядерных энергетических установок с ВВЭР: учебное пособие / С.Б. Выговский, Н.О. Рябов, А.А. Семенов, Е.В.Чернов, Л.Н. Богачек. - М.: НИЯУ МИФИ, 2011. - 376 с.

2. Проскуряков К.Н. Ядерные энергетические установки [текcт] / К.Н. Проскуряков. - М.: Издательский дом МЭИ, 2015. - 446 с.

3. РАЗРАБОТКА И ОБОСНОВАНИЕ ТВСА С ПЕРЕМЕШИВАЮЩИМИ РЕШЕТКАМИ О.Б. Самойлов, А.И. Романов, А.А. Фальков, Д.Л. Шипов. ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Н.Новгород, Россия.

4. Тепловыделяющие сборки ТВС-А. Описание и основные характеристики ТВС альтернативной конструкции [электронный ресурс] / Электрон. текстовые дан. - 2015. - Режим доступа: http://www.aes.pp.ua/NuclFuel/P04_03.htm, свободный.

5. Киселев Н.П., Радовский И.С. Термический КПД паротурбинных установок. М.: МИФИ, 1992.

6. Эксплуатационные режимы АЭС в ВВЭР-1000 / Ф. Я. Овчинников, В.А. Вознесенский, В.В. Семенов и др. - М.: Энергоатомиздат, 1992. - 416с.: ил.

7. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: Учеб. пособие для вузов/ Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков, М.С. Алтухов. - 2-е изд., перераб. и доп. ЇМ.: Энергоатомиздат, 1989.Ї512 с.: ил. ISBN 5-283-03804-1.

Размещено на Allbest.ru