Повышение коэффициента воспроизводства - 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

Физические основы повышения КВ. Потери при воспроизводстве вторичного топлива в реакторах типа ВВЭР определяются тремя основными причинами: поглощением нейтронов системами управления (компенсации запаса реактивности на выгорание топлива); утечкой нейтронов из активной зоны; поглощением нейтронов в конструкционных элементах активной зоны и теплоносителе.
В отношении использования топлива длительная работоспособность этих реакторов в течение цикла обеспечивается ценой бесполезной потери части нейтронов в поглотителях систем управления, а следовательно, ухудшением использования топлива. Изменение реактивности для компенсации выгорания топливной загрузки составляет, что влечет за собой потери КВ ().

Рис. 2.7. Ресурс урана, необходимый для обеспечения работы реакторов типа
ВВЭР*
1- открытый топливный цикл ВВЭР-1000; 2—замкнутый топливный цикл ВВЭР-1000
(UО2 -РиО2) при КВ = 0,5: 3 — то же при КВ = 0,75 (остальные обозначения см. на рис. 2.6)
1
Рис. 2.8. Перераспределение баланса нейтронов р, КВ и К при изменении шага размещения твэлов и 3%-м обогащении топлива по урану-235.
1- КВ, 2- К, 3 — захват нейтронов ураном-238; 4 — деление урана-235; 5 отношение
числа поглощений на уране-235 (без деления) к числу делений этого изотопа; 6 — захват нейтронов ураном-235 (без деления); 7 — деление урана-238 (на быстрых нейтронах), 8 — поглощение нейтронов оболочками твэлов и теплоносителем

Компенсация эффектов реактивности сырьевыми материалами, такими, как уран-238, с последующим получением вторичных делящихся на тепловых нейтронах изотопов и устранением тем самым потерь нейтронов в системах регулирования для реакторов с топливными решетками, имеющими водо-урановое отношение около 2,0, оказывается малоэффективным из-за малого сечения захвата тепловых нейтронов ураном- 238 и достаточно мягкого спектра нейтронов в активной зоне.
Решение задачи компенсации эффектов реактивности, и в первую очередь запаса реактивности на выгорание топлива без потерь нейтронов вне топлива, лежит в значительном ужесточении нейтронного спектра, что может быть обеспечено уменьшением количества замедлителя в топливных решетках.
Рассмотрим возможность компенсации запаса реактивности для топливных решеток путем изменения водо-уранового отношения. На рис. 2.8 представлено перераспределение баланса нейтронов, изменение коэффициента размножения К и КВ в бесконечной уран-водной решетке, состоящей из твэлов 3%-го обогащения при изменении шага размещения твэлов (водоуранового отношения). Приведенные кривые получены для рабочего неотравленного ксеноном-135 состояния по программе SCOCRT [41]. Уменьшение шага размещения твэлов приводит к увеличению захвата нейтронов ураном-238 и росту числа его делений на быстрых нейтронах, уменьшению деления урана-235, снижению поглощения нейтронов в теплоносителе, росту поглощения оболочками твэлов и др. Уменьшение шага размещения твэлов диаметром 0,91 см, например, с 1,3 до 1,1 см (водо-урановое отношение изменяется при этом в пределах от 2,0 до 1,0) приводит к увеличению деления урана-238 на быстрых нейтронах с 2,8 до 4,0%. При этом отношение числа делений урана-238 к числу делений урана-235 увеличивается с 0,05 до 0,10; число нейтронов, поглощаемых ураном-238, в общем балансе увеличивается с 24 до 38%, а число делений урана-235 снижается с 51 до 43%. Уменьшается и поглощение нейтронов теплоносителем с 4,5 до 2,0%. Это перераспределение баланса нейтронов в топливных решетках приводит к изменению значений К и КВ с 1,31 и 0,48 до 1,17 и 0,70 соответственно.
Изменение шага размещения твэлов на одно и то же значение при водо-урановом отношении 1,0 приводит к значительно большему перераспределению баланса нейтронов, а следовательно, к большему изменению и КВ, чем для решеток с водо-урановым отношением около 2,0 (решетки с шагом 1,3 см). Этот факт и определяет низкую эффективность регуляторов на основе вытеснителей для существующих реакторов. Следует отметить, что в широком диапазоне водо-урановых отношений (от 1,5 до более чем 4,5), определяющих тепловой спектр нейтронов, изменение количества воды в решетках приводит к существенно меньшему изменению и КВ, чем изменение количества воды в решетках с водо-урановым отношением около 1,0. Значительное изменение К и КВ при ω~1,0 обусловливается резким, более чем на порядок, изменением сечения поглощения нейтронов ураном-238 и ураном-235 при переходе от тепловой к резонансной области энергий, поскольку водо-урановое отношение около 1,0 при обогащении топлива 2,0 — 5,0% обеспечивает резонансно-тепловой спектр нейтронов. Дальнейшее уменьшение шага размещения твэлов до достижения водо-уранового отношения около 0,5 приводит к сдвигу спектра в резонансную область энергии нейтронов, где изменение спектра мало влияет на отношение сечений урана-235 и урана-238, а значит, и на реактивность. Для обеспечения запаса реактивности на выгорание топлива при столь низких водо-урановых отношениях требуются большие исходные загрузки делящихся нуклидов (около 7,5% по плутонию), управление реактором с такими топливными решетками требует использования поглотителей, так же как в реакторах с тепловым спектром нейтронов. Таким образом, только при смешанном резонансно-тепловом спектре нейтронов, что достигается в топливных решетках с содержанием делящихся изотопов в пределах 2 — 5% при водо-урановом отношении около 1,0, возможна в достаточно широком диапазоне компенсация реактивности изменением количества теплоносителя в ТВС.


Рис. 2.9. Зависимость КВ от Κ при различных обогащениях топлива по урану-235
ч
Рис. 2.10. Зависимость поглощения нейтронов в материалах оболочек твэлов и в теплоносителе от водо-уранового отношения топливных решеток:
1 — оболочка твэла из нержавеющей стали; 2 — теплоноситель; 3 — цирконий-ниобиевая оболочка

Определяющими реакциями в балансе нейтронов в топливных решетках со слабообогащенным топливом и водо-урановым отношением от 0,5 до более чем 4,5 являются захват нейтронов ураном-238 без деления и деление урана-235. Соотношение этих реакций в топливных решетках в основном определяет коэффициенты КВ иК. На рис. 2.9 представлена расчетная зависимость КВ в топливных решетках от К. Эта зависимость ясно показывает, что улучшение одного параметра происходит за счет ухудшения другого. Так, при К = 1,0 обеспечиваются наиболее высокие значения КВ, в некоторых случаях (при обогащении топлива около 3%) даже несколько превышающие 1,0; увеличение до 1,3,  обеспечиваемое ростом водо-уранового отношения, приводит к снижению КВ примерно до 0,5. Таким образом, обеспечение высокого начального запаса реактивности в реакторах, работающих в открытом топливном цикле, осуществляется за счет снижения вовлечения сырьевого изотопа урана-238 в топливный цикл и уменьшения тем самым коэффициента воспроизводства.
Сечение поглощения тепловых нейтронов цирконием более чем на порядок ниже сечения поглощения нейтронов железом, что определило использование циркониевых сплавов в оболочках твэлов легководных реакторов.
Однако резонансный интеграл циркония примерно в 1,5 раза выше соответствующего интеграла железа. С ужесточением нейтронного спектра соотношение между циркониевым сплавом и сталью в поглощении нейтронов изменяется в пользу стали. Это соотношение зависит от состава сплавов циркония (содержания ниобия, гафния и др.) и стали (содержания железа, хрома, никеля и др.). На рис. 2.10 показано изменение поглощения нейтронов в материалах оболочки из сплавов циркония (Zr—1% Nb) и стали (Fe—15% Сг), а также в теплоносителе при уменьшении водо-уранового отношения топливных решеток (учтено, что по прочностным свойствам толщина стальной оболочки твэла может быть примерно в 1,5 раза меньше толщины оболочки из циркониевого сплава). Это уменьшение приводит к значительному снижению поглощения нейтронов в стальных оболочках и некоторому росту поглощения в циркониевых. При ω=0,7 поглощение в стальных и циркониевых оболочках сравнивается, но при 1,0 поглощение в циркониевых оболочках несколько меньше, чем в стальных.
Вместе с тем сталь, кроме прочности, отличается от циркониевых сплавов и рядом других важных положительных качеств, обеспечивающих работоспособность твэлов, например, в быстрых реакторах, при гораздо больших, чем в ВВЭР, тепловых нагрузках[(8—12)-10кДж/(м3-ч)], температурах теплоносителя и флюенсах быстрых нейтронов. В оксидных твэлах быстрых реакторов со стальными оболочками достигнуты глубины выгорания более 80 МВт сут/кг [116]. Поэтому переход от циркониевых оболочек к стальным при решении проблемы борьбы с коррозией в воде при длительной работе создал бы условия для дальнейшего увеличения глубины выгорания топлива в реакторах типа ВВЭР, снял бы жесткие ограничения по температурам оболочек, исключил бы опасность пароциркониевой реакции при авариях.
Естественно, что в проектах APWR, HCLWR с ω%=0,5 приняты твэлы со стальными оболочками. При 1,0 пока нельзя сделать однозначного выбора.
Описанный выше пример компенсации запаса реактивности изменением спектра нейтронов относится к исходному состоянию топливных решеток. В ходе выгорания топлива происходит снижение содержания урана-235, накопление вторичных делящихся на тепловых нейтронах нуклидов плутония-239 и плутония-241 и неделящихся трансурановых изотопов с одновременным накоплением продуктов деления, некоторые из которых, такие, как ксенон-135 и самарий-149, обладают большими сечениями захвата нейтронов. Для обеспечения выгорания топлива требуется либо создание соответствующего запаса реактивности, что и осуществляется в имеющихся реакторах, либо изменение спектра нейтронов в ходе выгорания.



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