Тесные топливные решетки - 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

Как показано ранее, уменьшение водо-уранового отношения в топливных решетках приводит к росту коэффициента воспроизводства. Скорость падения К в ходе выгорания тем ниже, чем меньше содержание замедлителя в топливной решетке. При ω=0,5 выгорание топлива происходит с высоким значением коэффициента воспроизводства (КВ =0,9) и при относительно малых изменениях а следовательно, и малых потерях нейтронов на компенсацию запаса реактивности. Однако в этом случае требуется использование топлива с содержанием делящихся изотопов примерно в 2,5 раза выше, чем в существующих реакторах, что может быть оправданно только в условиях замкнутого топливного цикла.
В табл. 2.6 по данным [116] приведены основные характеристики реакторов PWR и LWHCR. Легководный реактор с высокой конверсией LWHCR (встречается также название APWR) ориентирован на использование плутония, накапливаемого в существующих реакторах PWR.
В реакторе типа LWHCR используется основное оборудование PWR. Модернизации подвергаются прежде всего активная зона и внутрикорпусные устройства реактора. Уменьшение водо-уранового отношения до 0,53 приводит к резкому повышению гидравлического сопротивления активной зоны, что делает необходимым уменьшение ее высоты с 3,9 до 2,3 м для сохранения оборудования циркуляционного контура. Переход на тесные топливные решетки потребовал использования в APWR гексагональных ТВС, в качестве материала оболочек твэлов применяется нержавеющая сталь.
На рис. 2.15 показано распределение нейтронного потока по уровням энергии в тесных решетках. Для нуклидов уран-238, плутоний-239, плутоний-240, плутоний-241 на этом же рисунке показан вклад реакций захвата и деления на нейтронах с различной энергией.
Только незначительная часть нейтронов достигает в этих решетках энергий тепловой области. Основные же нейтронно-физические взаимодействия происходят в резонансной и быстрой областях спектра. В указанных решетках 15% захватов и 28% реакций деления происходит на быстрых нейтронах, в резонансной области энергий поглощается около 73% нейтронов и происходит около 57% делений, в тепловой области энергий происходит около 12% поглощений и около 15% делений.
Следует отметить существенное различие в поглощении и делении при изменении энергии нейтронов для рассматриваемых нуклидов, что обусловливается резонансной структурой их сечений. В частности, в районе энергий 1 эВ поглощение в основном определяется плутонием-240, хотя в других областях энергий поглощение нейтронов этим нуклидом незначительно.
Изменение реактивности определяется не столько уменьшением количества делящихся нуклидов, сколько поглощением нейтронов продуктами деления. Вклад в поглощение в ходе выгорания топлива показан на рис. 2.16.
Таблица 2.6. Сравнение характеристик реакторов PWR и LWHCR


Характеристика

PWR

LWHCR

Зона

 

 

Тепловая мощность, МВт

3782

3782

Высота активной зоны, см

390

230

Эквивалентный радиус, см

182

187

Начальная загрузка, т

103,5

120,0

Линейная тепловая мощность,

206

160

Вт/см

 

31,5

Удельная мощность, МВт/т

36,4

Топливная кассета

 

 

Форма в сечении

Квадратная

Гексагональная

Число кассет

193

235

Число твэлов в кассете

236

439
AL А

Число каналов регулирования

20

24

Число стержней жесткости

 

6

А
Дистанционирование

Решетки

6 геликоновых ребер

Диаметр стержня, мм

10,75

9,50

Шаг расположения стержней, мм

14,30

10,50

Отношение шага к диаметру,

1,33

1,105

отн. ед.

 

SS-304

Материал оболочки

Zr-4

Толщина оболочки, мм

0,72

0,4

Водо-урановое отношение

2,00

0,53

Конструкционно-урановое число.
Топливо

0,375

0,255
*

Состав загрузки, %:

3,2

0,2

U-235/U

Pu-239/Pu

57,81

Pu-240/Pu

 

26,57

Pu-241/Pu

— —

9,47

Pu-242/Pu

 

6,15


Рис. 2.15. Распределение потока нейтронов (а), реакций поглощения (б) и деления (в) по энергиям для топливных решеток реактора LWHCR при содержании в топливе делящихся изотопов плутония в количестве 7,5%:
1 — 238U; 2 — 239Pu; 3 — 240Pu; 4 — 241 Pu

Поглощение нейтронов некоторыми продуктами деления в различные моменты выгорания топлива
Рис. 2.16. Поглощение нейтронов некоторыми продуктами деления в различные моменты выгорания топлива

Накопление и выгорание шлаков приводят к перераспределению поглощения нейтронов различными продуктами деления, в частности по мере выгорания значительно снижается относительное поглощение нейтронов ксеноном-135. Примерно 25 продуктов деления обусловливает более 8 5 % непроизводительных захватов.
Высокий КВ обусловливает слабое изменение количества делящихся изотопов в топливе при выгорании и значительное уменьшение расхода естественного урана. В табл. 2.7 приведены значения достигаемых глубин выгорания и расхода урана при использовании энергетического плутония с содержанием делящихся изотопов 7,0, 7,5 и 8,0%. В этой же таблице представлены соответствующие данные для реакторов PWR. Расход урана на единицу вырабатываемой энергии в LWHCR примерно в 3 раза меньше. Однако напомним, что это достигается в условиях замкнутого топливного цикла и при содержании делящихся нуклидов в активной зоне примерно в 2,5 раза выше, чем в PWR.
Таблица 2.7. Коэффициенты конверсии и расход делящихся веществ в различных легководных реакторах



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