Конструкция активной зоны и топливоиспользование ВВЭР - АЭС с ВВЭР

Оглавление
АЭС с ВВЭР
Режимы электропотребления
Маневренные возможности энергоблоков - активная зона реактора
Механическая система регулирования реактора
Температурное регулирование  энергоблоков
Конструкционные элементы энергоблоков
Регулировочные возможности турбины
Сравнительная эффективность АЭС в режимах регулирования нагрузки
Развитие и модернизация ВВЭР
Конструкция активной зоны и топливоиспользование ВВЭР
Открытый и замкнутый топливные циклы ВВЭР
Повышение коэффициента воспроизводства
Спектральное регулирование
Тесные топливные решетки
Дожигание топлива
Пути повышения безопасности
Концепции топливной составляющей затрат в ВВЭР
Учет наработки вторичного топлива
Методы поиска наивыгоднейших решений
Аккумулирование тепла на АЭС
Использование слабоперегретого пара
Выбор параметров пикового контура
Регулирование нагрузки снижением мощности
Деформация полей энерговыделения при изменении  мощности
Использование мощностного и температурного эффектов реактивности
Регулировочные возможности турбин
Турбины слабоперегретого пара - регулировочные возможности
Другие пути адаптации АЭС к переменным графикам нагрузок
Оптимизация параметров газовой турбины
Наивыгоднейшие параметры газоводяного подогревателя
Потребители-регуляторы
Внепиковое электротеплоснабжение
Список литературы

Конструкционные характеристики активной зоны и топливоиспользование. Отечественные реакторы типа ВВЭР и их зарубежные аналоги PWR с момента их появления по настоящее время, как правило, работают в открытых топливных циклах. Такой режим топливоиспользования обусловливается прежде всего низкими ценами на уран в настоящее время, а также высокой стоимостью и сложностью химической переработки облученного топлива. Для повышения экономичности топливоиспользования в этом случае пытаются минимизировать расход урана на подпитку реакторов путем использования слабообогащенного топлива в решетках с водо-урановым отношением около 2,0. При этом эффективность использования топлива определяется отношением исходного содержания делящихся нуклидов к глубине выгорания выгружаемого топлива.
На рис. 2.2 представлена зависимость коэффициента размножения нейтронов в бесконечной топливной решетке К от шага размещения твэлов (водо-уранового отношения), полученная по программе SCOCRT [41, 96]. Как следует из рисунка, увеличение К происходит при росте шага размещения твэлов и повышении обогащения топлива. Для топливных решеток, состоящих из твэлов реактора ВВЭР-1000, наиболее быстрый рост К наблюдается при увеличении шага решетки от плотной упаковки твэлов до шага примерно равного 1,3 см (водо-урановое отношение при этом около 2,0) и определяется увеличением числа делений урана-235 в смягчающемся спектре нейтронов. Дальнейшее увеличение шага размещения твэлов приводит к более слабому росту и последующему его падению, обусловленному увеличением поглощения нейтронов теплоносителем. Причем с ростом обогащения топлива увеличивается водо-урановое отношение, при котором К имеет максимальное значение (см. рис. 2.2).
Скорость изменения К в ходе выгорания топлива определяется водо-урановым отношением топливной решетки (шагом размещения твэлов) и убывает с его уменьшением. Это обусловливается увеличением захвата нейтронов сырьевым изотопом — ураном-238 с последующим образованием делящегося на тепловых нейтронах плутония-239, который также используется в этом топливном цикле (рис. 2.3).

 

 

 

АЭС, страна

 

 

Характеристика

«Мак-Гир»,
США

«Иеллаукрик»,
США

«Мюльхайм», «Керлих», ФРГ

«Библис-В»,
ФРГ

«Бюже-5»,
Франция

«Палюэль-1»,
Франция

Мощность, МВт:

 

 

 

 

тепловая

3411

3817

3760

3733

2785

3817

электрическая брутто

1183 .

1339

1295

1300

935

1343

КПД брутто, %

34,68

35,08

35,2

34,6

33,5

35,2

Давление первого контура, МПа

15,8

15,8

15,8

15,8

15,8

15,8

Загрузка урана, т

80,2

99,3

82,4

90,1

63,9

89,7

Число кассет

157

241

205

193

157

193

Средняя глубина выгорания,

33

23,4

35,1

32,5

33,7

33,0

МВтсут/кг

 

 

 

 

 

Температура на входе в реактор, С

292

296

297

290

286

293

Число петель

4

4

2

4

3

4

Число ГЦН

4

4

4

4

3

4

Расход теплоносителя через реактор,

74 500

82 000

68400

72000

47 680

65 680

т/ч

 

 

 

 

 

 

Число ПГ

4

2

2

4

3

4

Тип ПГ

Вертикальный
U-образный

. U-образный

Одноходовой

Вертикальный U- образный

Улучшен
ный
(тип 51)

Вертикаль
ный

Число турбоустановок

1

1

1

1

1

1

Частота вращения ротора, об/мин

1800

1800

1500

1500

1500

1500

Давление пара, МПа

6,82

7,35

6,85

5,18

5,6

6,09

Год Ввода АЭС в эксплуатацию

1980

1985

1981

1976

1979

1983

Рис. 2.2. Зависимость коэффициента размножения нейтронов от шага размещения твэлов при различном обогащении топлива по урану-235

Однако снижение шага размещения твэлов приводит к уменьшению коэффициента размножения нейтронов в топливной решетке. Таким образом, глубина выгорания топлива, определяемая в основном исходным значением К и изменением изотопного состава топлива, имеет максимальное значение при водо-урановом отношении около 2,0.
Изменение коэффициента К в ходе выгорания топлива 3%-ного обогащения в решетках реакторов типа ВВЭР при различном шаге размещения твэлов показано на рис. 2.4.
Изменение диаметра топливного сердечника, в свою очередь, меняет нейтронно-физические характеристики решеток: уменьшение диаметра приводит к росту поглощения нейтронов сырьевым изотопом урана-238 и снижению тем самым значения Целесообразность повышения диаметра твэлов очевидна для топливных решеток с низким запасом реактивности, в которых в основном исходное значение К определяет глубину выгорания топлива. Улучшение накопления с последующим использованием вторичных делящихся изотопов в топливных решетках ВВЭР приводит к необходимости оптимизации диаметра твэлов [30].
Нейтронно-физические характеристики топливных решеток могут быть также изменены путем применения втулочного топлива. Целесообразность такого решения обусловливается неизменностью геометрических характеристик топливных кассет, твэлов и тем самым неизменностью теплогидравлических характеристик кассет при изменении их нейтронно-физических характеристик. Введение осевого отверстия позволяет также повысить надежность работы твэлов.
Утечка нейтронов из активной зоны реактора, в свою очередь, ухудшает использование топлива. Установка бланкета из сырьевого материала обедненного или естественного урана, занимающего значительное место на периферии активной зоны, неэффективна, если не предусматривается его переработка.
Зарубежные работы по оптимизации использования топлива, по данным [30], показывают целесообразность установки торцевых отражателей (экранов) из обедненного урана толщиной примерно по 15 см в верхней и нижней частях твэлов. Установка таких экранов позволяет снизить расход естественного урана примерно на 2%.


Рис. 2.3. Изменение содержания урана-235 и плутония-239 в ходе выгорания топлива при различных шагах размещения твэлов
Рис. 2.4. Изменение в ходе выгорания топлива при различных шагах размещения твэлов

Уменьшить утечку нейтронов можно также путем особого формирования поля энерговыделения по объему реактора. Загрузка свежих кассет в центральные области активной зоны с последующим перемещением их по мере выгорания к периферии позволяет улучшить использование топлива. Однако в этом случае неравномерность энерговыделения по объему активной зоны может накладывать ограничения на допустимую мощность реактора. В результате при таком способе перемещения топлива в ходе его выгорания энергонапряженность топливных кассет периферии, а следовательно, и утечка нейтронов снижаются, что позволяет уменьшить расход естественного урана более чем на 3% [30].
Увеличение глубины выгорания топлива и новые схемы перегрузки требуют создания и совершенствования СВП, основной задачей которых является обеспечение приемлемых неравномерностей энерговыделения по активной зоне реактора в течение всей кампании. Вместе с тем в концу выгорания топливной загрузки должны выгорать и СВП, так как в противном случае наличие в активной зоне невыгоревших поглотителей приведет к преждевременной остановке реактора.

Выгорающие поглотители также компенсируют часть запаса  реактивности на выгорание совместно с системой борного регулирования, изменяющей в ходе выгорания топлива концентрацию поглотителя в теплоносителе первого контура. В результате этого требуемый запас реактивности на выгорание достигается при меньшей концентрации поглотителя в теплоносителе, что позволяет обеспечить отрицательный коэффициент реактивности по температуре теплоносителя в начале циклов выгорания топлива. Фирмой «Вестингауз» разработаны и внедряются «мокрые» СВП вместо «сухих», применяемых в настоящее время, а также «легкие». «Мокрые» СВП содержат втулочные таблетки из В4С+А12О3, окруженные оболочками из циркалоя; центральная трубка заполнена водой.
Весьма интересны разработки «легких» СВП фирмы «Вестингауз». В этом СВП поглощающий материал отсутствует в верхних и нижних участках по высоте активной зоны. При этом конструкция самого СВП может быть как «мокрой», так и «сухой». Такая конструкция позволяет улучшить использование топлива за счет более полного выгорания поглотителя, торцевые участки которого при высоте столба поглотителя, равной высоте активной зоны, не выгорали бы полностью, и способствует улучшению распределения энерговыделения по высоте топливных кассет и активной зоны в целом. В начале кампании максимальная неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны при введении «легких» СВП уменьшается примерно на 15% за счет увеличения энерговыделения на торцах активной зоны. Наибольший эффект уплощения поля энерговыделения и увеличения продолжительности выгорания топливной загрузки достигается при несимметричном размещении СВП по высоте активной зоны, когда в верхней ее части зона, где отсутствует поглотитель, больше, чем в нижней. Таким образом, компенсируется и уменьшение плотности теплоносителя при повышении его температуры по высоте активной зоны. Согласно [30], использование асимметрично укороченных СВП позволяет увеличить продолжительность выгорания топливных загрузок примерно на 7,5 эф. сут.
Все работающие в настоящее время водо-водяные реакторы используют режим частичных перегрузок топлива. Запас реактивности на выгорание при этом компенсируется поглотителями систем управления, т. е. с точки зрения использования топлива часть нейтронов теряется безвозвратно. Увеличение числа частичных перегрузок топлива позволяет снизить компенсируемый запас реактивности, а следовательно, лучше использовать топливо. Однако техническая сложность обеспечения режима частичных перегрузок ВВЭР приводит к установившейся их периодичности не выше 1 раза в год, несмотря на то, что введение дополнительной перегрузки в течение года позволяет повысить достигаемую глубину выгорания топлива примерно на 10%.
В настоящее время в ряде случаев (например, при низкой стоимости урана) оказывается даже экономически выгодным введение увеличенных топливных циклов с перегрузками один раз в полтора или даже два года для уменьшения простоя энергоблоков АЭС.
Уменьшение поглощения нейтронов конструкционными элементами активной зоны и, прежде всего, дистанционирующими решетками и направляющими трубками органов регулирования также является резервом повышения эффективности использования топлива. Замена стальных дистанционирующих решеток и трубок органов регулирования циркониевыми позволяет улучшить использование топлива примерно на 5%.

Оценки экономии U3О8 в результате применения указанных усовершенствований в топливном цикле, по данным [30], представлены ниже:


Метод усовершенствования

Уменьшение потребления U3О8 за 30 лёт, %

Увеличение глубины выгорания:
50МВтсуткг, кампания 12 мес ..

11-12

50МВтсуткг, кампания 18 мес .. ............................................................

5-6

Уменьшение утечки нейтронов, т. е. размещение свежего ядерного топлива в центральной части активной зоны ..................................

2-4

Использование усовершенствованных СВП ............

1-1,5

Дожигание ядерного топлива первых перегрузок ...........................

 

1

Оптимизация параметров решетки, втулочные таблетки или таблетки уменьшенного диаметра ..................

 

2-3

Снижение мощности в конце кампании ........................................... ............................................................

3-5

Применение торцевых экранов с меньшим обогащением ...................

2-5



 
« Атомные электрические станции и их оборудование   Бетон в защите ядерных установок »
электрические сети