Дожигание топлива - 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

Описанные выше пути улучшения топливоиспользования в ВВЭР могут быть пополнены еще одним способом получения дополнительной энергии. Речь идет о дожигании топлива, выгруженного из реакторов. В какой-то мере такое дожигание осуществляется в самих реакторах в тех случаях, когда топливный цикл продолжается и после достижения в первом контуре нулевой концентрации борной кислоты. При этом критическое состояние активной зоны поддерживается за счет снижения температуры топлива и теплоносителя, т. е. работа реактора осуществляется на части мощностного и температурного эффектов реактивности. Реализуемые соотношения между снижающейся во времени мощностью реактора и температурой теплоносителя для ВВЭР- 1000 описаны в гл. 7 (см. рис. 7.15).  
Простые оценки показывают, что дополнительная энергия получается в основном за счет снижения температуры замедлителя. Для топливной решетки реактора ВВЭР-1000 дополнительная тепловая энергия, получаемая в конце цикла, при уменьшении средней температуры первого контура на 13° С от 278° С составляет около 0,7-109 кВт -ч. Если же имеется возможность работы реактора при средней температуре в активной зоне примерно 200° С, указанное количество энергии может быть увеличено примерно в 4 раза. По современным представлениям такое снижение температуры теплоносителя в первом контуре электрогенерирующей установки считается невыгодным и проблематичным, так как приводит к необходимости работать во втором контуре на слишком низком давлении насыщенного пара. Но все же этот вариант, по-видимому, должен быть подробно проработан при выборе конструкции реакторной установки повышенной безопасности, особенно с учетом ведущегося в настоящее время тщательного изучения физики выгорания топлива в различных спектрах энергий нейтронного потока. Наиболее же приемлемым сегодня представляется дополнительное использование отработавшего топлива ВВЭР путем его перегрузки в специальный реактор, предназначенный для теплофикационных целей и работающий при средней температуре теплоносителя первого контура около 200° С.
Вводимые в настоящее время теплофикационные станции АСТ-500 имеют в качестве источника тепла реактор с параметрами, представленными ниже [83]:
Тепловая мощность реактора, МВт............... 500
Параметры теплоносителя первого контура:
давление, МПа............................................. 2,0
температура на входе в активную зону, °С........ 131
температура на выходе из активной зоны, °С... .................................................................................. .................................................................................. 208
Диаметр активной зоны, м............................... 2,8
Высота активной зоны, м................................. ЗД
Энергонапряженность активной зоны, кВт/л Λ..   30
Загрузка урана, т................................................ 50
Время работы топлива первой загрузки, эф. сут. 460
Продолжительность топливного цикла (при трех перегрузках), годы ...   6
Глубина выгорания в стационарном режиме работы, МВт сут/кг................................................. .............................................................................. 14

При тепловой мощности этого реактора 500 МВт приведенное выше количество энергии, дополнительно получаемое от топлива, выгружаемого из ВВЭР-1000, может обеспечить работу ACT в номинальном режиме в течение более чем 10 000 ч. Отсюда следует, что при ежегодной перегрузке топлива из реактора энергоблока в теплофикационные реакторы может быть обеспечена работа нескольких блоков ACT.
Существенно более низкие теплогидравлические параметры ACT по сравнению с параметрами энергоустановки с реактором, например, ВВЭР-1000 создают реальную возможность дополнительного получения энергии от топлива, отработавшего проектную кампанию с сохранением его полной работоспособности. Тем более это справедливо с учетом успешного опыта эксплуатации топливных кассет в течение сверхпроектного срока (6 лет) даже в условиях самих ВВЭР.
Для уточнения потенциального количества энергии, имеющейся в выгружаемом топливе реактора ВВЭР-1000, при его дальнейшей работе в условиях реактора ACT в ИАЭ были проведены специальные нейтронно-физические расчеты. Результаты расчетов позволили, с одной стороны, установить, для скольких реакторов ACT может служить источником тепловой энергии ВВЭР-1000, а с другой, определить характеристики активной зоны, скомпонованной из выгоревшего топлива данного реактора.
Активная зона реактора ACT компоновалась из 151 топливной кассеты, проработавшей в головном реакторе ВВЭР- 1000 на V блоке НВАЭС.
Поскольку в выгружаемых кассетах всегда имеется разброс по концентрациям шлаков и делящихся нуклидов, появляется возможность ввести профилирование энерговыделений по радиусу активной зоны путем размещения на периферии топливных кассет с повышенными размножающими свойствами. Для состояния на начало выгорания активная зона теплофикационного реактора имеет характеристики, приведенные в табл. 2.8.

Таблица 2.8. Характеристики активной зоны теплофикационного реактора по
состоянию на начало выгорания


Расчет позволяет оценить выгорание топлива без промежуточных пере-' грузок в 4,1 кг шлаков на 1 т урана. При ежегодных перегрузках с частичной заменой топлива может быть достигнута дополнительная глубина выгорания, соответствующая 6,8 кг шлаков на 1 т урана. Если принять коэффициент нагрузки ACT 0,457, что определяет ежегодную продолжительность работы на номинальной мощности в течение 4000 ч, то дополнительная кампания топлива может составить 5 лет. Таким образом, при эксплуатации ACT с реактором, способным принимать топливо от ВВЭР-1000, могут обеспечиваться топливом 3 — 5 реакторов ACT.

Возможность дожигания твэлов, отработавших в ВВЭР с «нулевой стоимостью», в реакторах ACT повышает конкурентоспособность последних при технико-экономических сопоставлениях с альтернативными источниками энергоснабжения по раздельному и комбинированному вариантам.
Так, сравнительные расчеты вариантов, приведенных к равному энергетическому эффекту: районная котельная (РК) + АЭС, пиковая котельная (ПК) + АТЭЦ, ACT + пиковая котельная + АЭС, проведенные ВНИПИ Энергопромом, обосновывают следующие затраты, %:

Из анализа данных следует, что если расход ядерного топлива на ACT составляет (по минимальной оценке) всего 20 — 25% суммарного по ACT и АЭС, то при такой же ядерной топливной составляющей в приведенных затратах по всему комплексу дожигание в ACT твэлов «нулевой» стоимости может снизить уровень этих затрат на 4 — 6%. При более высокой оценке ядерной топливной составляющей (30-35%) снижение затрат в системе с ACT составит не менее 10- 12%, что приближает по эффективности вариант с ACT к наиболее выгодному варианту с ПК + АТЭЦ.
Подробные технико-экономические сопоставления не входят в задачи предлагаемой книги, поэтому ограничимся лишь несколькими замечаниями качественного характера. Результаты сравнений зависят от важнейших исходных данных: соотношения затрат на ядерное и органическое топливо, коэффициентов теплоснабжения ACT и теплофикаций (на атомной теплоэлектроцентрали), удельных капиталовложений в РК, ACT и АТЭЦ и др. Предъявляемые жесткие требования по ядерной безопасности и радиоактивной чистоте перекачиваемого к потребителю теплоносителя могут существенно сместить названные выше оценки в пользу ACT в сравнении с АТЭЦ и АЭС с нерегулируемыми отборами. По ряду причин (некоторые из них уже рассматривались) реакторы ACT представляют меньшую потенциальную радиационную опасность, в отличие от реакторов АТЭЦ и АЭС, и могут размещаться существенно ближе (в 2 2,5 раза) к городской черте, чем последние. Это резко снижает капиталовложения в транзитные тепловые сети, уменьшает затраты металла, повышает надежность их тепловых и гидравлических режимов.
Отметим, что сроки сооружения ACT существенно короче, чем АТЭЦ и АЭС, что уменьшает степень «замораживания» капиталовложений и должно учитываться в расчетах разными коэффициентами дисконтирования. В силу достаточной пропускной способности межсистемных связей ввод замещающих мощностей АЭС в вариант с ACT может рассматриваться как развитие там, где это возможно, уже действующих - АЭС. В ряде случаев на решения при выборе варианта теплоэнергоснабжения определяющее влияние могут оказать местные и региональные условия.



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