Стартовая >> Архив >> Генерация >> Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне - Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов

Оглавление
Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов
Введение
Деление тяжелых ядер
Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000
Пусковые режимы работы реактора
Требования к системе управления и защиты ВВЭР
Пуск реактора
Нейтронно-физические характеристики активной зоны при работе
Регулирование и маневренность ВВЭР
Отвод тепла от реактора в нормальных и переходных режимах
Ограничения допустимой мощности реактора, связанные со схемой электроснабжения ГЦН
Останов реактора
Обеспечение отвода тепла после останова реактора
Комплектация тепловыделяющих сборок в активной зоне
Расчет нейтронно-физических характеристик реактора
Расчет распределения энерговыделения в тепловыделяющих сборках
Оптимизация нейтронно-физических характеристик реактора
Свойства двуокиси урана и оболочек твэлов из циркониевого сплава
Контроль герметичности оболочек твэлов на остановленном реакторе
Изучение отработавшего ядерного топлива в защитной камере
Требования к материалам 1-го контура реактора
Особенности водно-химического режима и способы регулирования качества воды 1-го контура
Очистка воды 1-го контура
Переработка и захоронение жидких радиоактивных отходов
Контроль за состоянием материалов оборудования реакторных установок
Безопасность ВВЭР
Радиационная безопасность при нормальной эксплуатации реактора
Обеспечение ядерной безопасности при работах с тепловыделяющими сборками
Наиболее вероятные аварии на реакторе
Оценка возможного выделения энергии при аварии
Предохранительные и защитные устройства
Эксплуатация энергетического блока с ВВЭР-1000
Паротурбинная установка ВВЭР-1000
Система контроля, управления и защиты ВВЭР-1000
Себестоимость электроэнергии, вырабатываемой на АЭС
Режим и показатели работы АЭС в энергосистеме
Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора
Режим продления кампании реактора
Снижение потерь нейтронов в реакторе
Заключение
Список литературы

ГЛАВА 7
РЕЖИМ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 7.1. КОМПЛЕКТАЦИЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ СБОРОК В АКТИВНОЙ ЗОНЕ
Экономичность работы АЭС в значительной степени определяется эффективностью использования ядерного топлива, характеризуемой достигаемой глубиной выгорания. Из теоретического анализа, проведенного в [77], следует, что глубина выгорания при заданной энерговыработке зависит от режима перегрузки топлива. Для оценки эффективности различных режимов перегрузки вводится понятие идеального режима, при котором выгоревшее топливо постоянно заменяется свежим при непрерывном перемешивании по объему активной зоны, чтобы глубина выгорания была одинаковой для всех выгружаемых кассет.
Конструкция ВВЭР не позволяет осуществить идеальный режим перегрузки, однако сравнение выбранного реального режима с идеальным дает возможность оценить его эффективность и степень приближения к идеальности.

Выбор загрузок топлива в реальных эксплуатационных условиях.

При выборе режима перегрузок топлива в реальных условиях необходимо учитывать технические возможности ВВЭР. Как правило, перегрузку реактора выполняют одновременно с планово-предупредительным ремонтом оборудования блока АЭС, длящегося в течение примерно одного месяца. Необходимость длительного останова реактора для перегрузки снижает коэффициент использования установленной мощности, поэтому количество остановов на перегрузки должно быть минимальным. Дополнительным условием следует считать требования энергосистемы, исключающие возможные остановы блоков АЭС на перегрузки в осенне-зимний энергетический максимум нагрузок. Наиболее благоприятен для энергосистемы режим работы блоков АЭС с одним остановом реактора в год на перегрузку во время весеннего паводка, когда потребности в энергии удовлетворяют гидроэлектростанции.
С другой стороны, режим перегрузок должен обеспечивать достаточную глубину выгорания, которая растет с увеличением числа перегрузок реактора за полную кампанию топлива.
С учетом этих условий для ВВЭР принят режим трех частичных перегрузок топлива за кампанию, который обеспечивает работу блока между перегрузками в течение года (см. § 12.2). При этом, как правило, количество перегружаемых в каждую перегрузку ТВС близко к 1/3 всех ТВС активной зоны, но может и отклоняться от этого количества на отдельных блоках в зависимости от плановых заданий АЭС в целом.
В первых реакторах — ВВЭР-210 (I блок НВАЭС) и ВВЭР-70 (АЭС Райнсберг, ГДР) — загружаемые ТВС распределяли в активной зоне равномерно [5,78]. В новых реакторах — ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, оснащенных системами борного регулирования, принята зонная компоновка активной зоны, при которой поле энерговыделения дополнительно выравнивается по радиусу.
Особенности зонного способа размещения топлива заключаются в следующем: 1) свежее топливо располагается только на периферии зоны; 2) выгоревшее топливо находится в центральной части зоны.

Режим перегрузки топлива при зонной компоновке осуществляется следующим образом: а) из центральной части активной зоны удаляют сильно выгоревшее топливо, простоявшее три срока (примерно 1/3 всех ТВС); б) в центральную часть зоны переставляют ТВС с периферии и прилегающей к ней области, простоявшие один и два срока; в) в периферийную часть зоны загружают свежее топливо.
При зонной компоновке активной зоны достигается значительная глубина выгорания топлива, обусловленная снижением неравномерности энерговыделения по радиусу, но при этом несколько увеличивается утечка нейтронов из активной зоны в связи с повышением размножающих свойств топлива на периферии.
Картограмма первой топливной загрузки ВВЭР-440 III блока НВАЭС
Рис. 7.1. Картограмма первой топливной загрузки ВВЭР-440 III блока НВАЭС ТВС с различным обогащением топлива

Картограмма первой топливной загрузки ВВЭР-440 IV блока НВАЭС ТВС
Рис. 7.2. Картограмма первой топливной загрузки ВВЭР-440 IV блока НВАЭС ТВС с различным обогащением топлива

Загрузку топлива определяют расчетом по специальным программам на ЭВМ при выполнении следующих требований: 1) обеспечение необходимой длительности работы реактора до очередной перегрузки; 2) обеспечение работы активной зоны на номинальной мощности при минимально возможных значениях коэффициентов неравномерности по радиусу и объему зоны; 3) обеспечение необходимой подкритичности остановленного реактора в холодном состоянии.
Особые требования предъявляются к первой топливной загрузке. В ней для имитации стационарной загрузки активной зоны, содержащей частично выгоревшее топливо в основном одного первоначального обогащения, используют ТВС различного обогащения. Применение в первой загрузке ТВС с тремя-четырьмя обогащениями позволяет добиться приемлемой неравномерности энерговыделения по радиусу, обеспечивающей работу реактора на номинальной тепловой мощности. При дальнейших перегрузках ТВС с первоначальным обогащением ниже проектного выгружаются, и уже через две-три частичные перегрузки достигается режим, при котором в реакторе находятся ТВС только с проектным первоначальным обогащением (рис. 7.1, 7.2, табл. 7.1). В реакторах ВВЭР-440 НВАЭС, Кольской АЭС и других АЭС в режиме стационарной подпитки используется топливо двух составов — 2,4 и 3,6% обогащения.

Таблица 7.1. Состав первых топливных загрузок ВВЭР-440 НВАЭС

Обогащение топлива по 235U, %

Количество ТВС в первой загрузке

Обогащение топлива по 235U, %

Количество ТВС в первой загрузке

III блок

IV блок

III блок

ГУ блок

 

Рабочие
ТВС

Топливные части ОР СУЗ

Рабочие
ТВС

Топлив
ные
части
ОРСУЗ

 

Рабочие
ТВС

Топлив
ные
части
ОРСУЗ

Рабочие
ТВС

Топливные части ОР СУЗ

1,0

24

25

_

_

2,4

_

_

78

49

1,5

48

18

‘ —

3,3

108

12

1,6

114

24

3,6

84

2,0

96

18

 

 

 

 

 

Картограммы первой топливной загрузки ВВЭР-1000 V блока НВАЭС приведены на рис. 2.10 и 2.11. В режиме трехгодичной кампании топлива активная зона подпитывается топливом с начальным обогащением 4,4%, а в режиме двухгодичной кампании — с начальным обогащением 3,3%.
Как правило, выбор первых загрузок ВВЭР проверяют и в некоторых случаях уточняют физическими экспериментами на критических сборках в ИАЭ им. И. В. Курчатова [37, 77, 79]. Такие эксперименты позволяют корректировать расчетные программы, используемые при выборе очередных загрузок зон реакторов. В процессе пусков и эксплуатации ВВЭР также проводятся необходимые эксперименты и сопоставления расчетных и эксплуатационных данных (рис. 7.3).


Рис. 7.3. Сопоставление расчетных и эксплуатационных характеристик ВВЭР-440 IV блока НВАЭС за 8-ю кампанию:
а — по тепловой мощности Ντ, средней температуре теплоносителя в активной зоне числу включенных гидравлических петель п; б— по концентрации бора в теплоносителе, положению рабочей группы стержней СУЗН12; в — по коэффициентам неравномерности тепловыделения к (сплошные линии — расчет, точки — данные измерений)

Физические эксперименты позволяют определить: 1) критические положения групп стержней СУЗ и их эффективность; 2) эффективность борной кислоты, что особенно важно для ВВЭР, в которых без борной кислоты в теплоносителе 1-го контура не обеспечивается необходимая подкритичность активной зоны; 3) температурные и мощностные коэффициенты реактивности, что необходимо для оценки саморегулируемости реакторов; 4) распределение мощности по ТВС активной зоны; 5) переходные процессы на 135Хе и 149Sm.
ВВЭР имеют симметричную по азимуту загрузку активной зоны с порядком симметрии не менее 3 (сектор симметрии с углом 120 в плане). Это дает возможность при выборе очередной загрузки реактора ограничиваться расчетом только 1/3 части активной зоны. Однако на практике возможны случаи, когда по разным причинам в процессе Перегрузки топлива из реактора приходится выгружать одну или несколько не подлежащих замене ТВС из какого-то сектора симметрии.

Симметричность картограммы загрузки при этом нарушается, так как в освободившуюся ячейку загружают  свежую ТВС того же (а может быть, и иного) обогащения либо выгоревшую ТВС, но с иным содержанием шлаков. В таких случаях необходимо выполнять расчеты выгорания всей зоны (360 ° в плане) или довольствоваться усреднением свойств, симметричных по азимутальному положению, но не идентичных по нейтронно-физическим характеристикам ТВС. Несимметричность в содержании шлаков может появиться и в симметрично загруженной активной зоне, если при ведении процесса выгорания симметрично расположенные механические органы регулирования СУЗ имеют разную степень погружения в реактор.
В заключение отметим, что на НВАЭС, где работают реакторы с различной удельной мощностью, можно в принципе дополнительно увеличить достижимую глубину выгорания путем дожигания в реакторе меньшей мощности. [80] ТВС, отработавших в реакторе большей мощности. Эта возможность связана с увеличением коэффициента размножения выгоревшей ТВС при размещении ее в реакторе меньшей мощности в результате частичного высвобождения мощност- ного и температурного эффектов реактивности и уменьшения эффекта отравления ксеноном. Поскольку в реакторе малой мощности ТВС достигает максимально возможной глубины выгорания, из реактора большой мощности возможна выгрузка некоторого количества недогоревших ТВС. Иными словами, в реакторе большой мощности можно перегружать более 1/3 ТВС и тем самым увеличить время работы между перегрузками. Экономические выгоды такого комбинированного использования топлива более подробно рассматриваются в § 12.5.



 
« Экспериментальные ВЭУ большой мощности управления ERDA-NASA   Эксплуатация генераторов »
электрические сети