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

Способы увеличения глубины выгорания ядерного топлива и длительности кампании реактора - 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

Для наиболее эффективного использования ядерного топлива в условиях работы АЭС в энергосистеме используются способы увеличения глубины выгорания топлива [80], сводящиеся к выбору оптимального обогащения топлива для заданной календарной длительности кампании, обеспечению максимально возможного выравнивания энерговыделения в твэлах по объему активной зоны, увеличению глубины выгорания путем удлинения кампании реактора за счет работы на мощностном эффекте.
При выборе оптимального обогащения топлива необходимо учитывать уровень мощности реактора и требуемую календарную длительность кампании—не менее одного года.
Увеличение обогащения урана в пределах до 4—5% экономически выгодно, так как повышение стоимости изготовления ТВС с ураном повышенного обогащения перекрывается стоимостью дополнительно вырабатываемой электроэнергии.
Используя ТВС с ураном повышенного до 3,6%-ного обогащения в комбинации с ТВС с ураном 2,4%-ного обогащения, можно добиться оптимизации топливного цикла ВВЭР-440 по достижении наибольшей глубины выгорания при необходимой длительности кампании реактора.                          
Наиболее важным резервом увеличения глубины выгорания и экономичного использования топлива является улучшение выравнивания мощности по активной зоне, что обеспечивается соответствующими комплектацией и расположением ТВС и органов СУЗ в активной зоне (см. § 7.1). Например, дополнительное выравнивание энерговыделения по радиусу активной зоны на 5 —10% увеличивает среднюю глубину выгорания и, следовательно, уменьшает топливную составляющую себестоимости электроэнергии на 1,0—2,0%. Дополнительное выравнивание энерговыделения по высоте активной зоны на те же 5 —10% приводит к увеличению глубины выгорания и снижению топливной составляющей на 3.0—7,0%.
Использование отрицательного мощностного и температурного эффектов реактивности (см. § 3.2 и 4.2) позволяет удлинить кампанию реактора и увеличить глубину выгорания топлива. Работа на мощностном эффекте осуществляется в конце кампании, после исчерпания запаса реактивности на номинальной мощности реактора до нуля. При снижении мощности высвобождается запас реактивности, что позволяет эксплуатировать реактор еще некоторое время (см. § 12.4).

За счет внедрения отмеченных и ряда других мероприятий удалось превысить проектную глубину выгорания топлива на I — IV блоках НВАЭС, равную (кг шл/т U): 12,85 (ВВЭР-210); 27,8 (ВВЭР-365); 28,3 (ВВЭР-440) [168]. На I блоке это было осуществлено использованием до 30 ТВС с р5=3,0% (с решеткой твэлов типа ВВЭР-440) при проектном обогащении топлива подпитки р5=2,0%, а также путем существенного снижения коэффициентов неравномерности энерговыделения (с 2,2 до 1,7) и  (с 3,5 до 1,9).

Таблица 12.3. Характеристики топливных загрузок реакторов НВАЭС по выгоранию ядерного топлива (I — ГУ энергоблоки) ,


Год начала работы загрузки

Длительность работы загрузки, эф. сут

Средняя глубина выгорания в выгруженном топливе, МВт сут/кг U

Максимальная глубина выгорания в отдельных выгруженных ТВС, МВт сут/кг U

I

II

III

IV

I

II

III

IV

I

II

III

IV

1964

222

_

_

__

4,8

_

_

_

6,8

_

_

__

1965

217

10,4

. —

13,8

1966

190

11,4

15,9

1967

248

13,0

19,0

1968

308

16,1

25,8

1969

. 189

143

— .

12,6

4,5

31,0

5,5

1970

43

6,2

9,0

1971

281

316

280

15,2

19,2

9,3

23,0

21,7

12,0

1972

317

348

27,5

 

12,2

33,6

14,8

1973

248

311

320

13,7

25,6

19,4

18,8

36,8

25,9

1974

319

302

197

346

17,2

27,9

24,9

23,7

26,7

41,4

30,5

25,5

1975

317

310

350

329

16,8

26,9

26,8

30,1

29,3

40,6

39,6

34,4

1976

318

318

301

296

18,1

29,2

30,4

29,4

27,0

48,1

41,4

34,6

1977

270

311

339

334

17,7

28,2

30,9

28,8

29,9

32,5

50,4

35,2

1978

301

377

339

293

17,2

27,9

30,0

29,5

28,7

33,4

36,4

34,3

На II блоке задача была решена отказом от установки шести ПЭЛ в ТВС с ураном 3%-ного обогащения, что примерно на 5% увеличило загрузку активной зоны топливом. На III блоке эффект был достигнут за счет изменения проектного топливного цикла (топливо подпитки с р5 = 3,3% + + 6 ПЭЛ) переходом на унифицированное топливо (р5 = 3,6%; 2,4%). Проектный топливный цикл с использованием унифицированного топлива (р5 = 3,6%; 2,4; 1,6%) на IV блоке сразу же обеспечил более оптимальное использование топлива. Определенное значение имела эксплуатация топливных частей ОР СУЗ с р5 = 2,4% в режиме двух перегрузок за кампанию этих ТВС. Следует отметить, что режим продления кампании реакторов за счет мощностного и температурного эффектов реактивности неоднократно использовался на всех блоках НВАЭС (см. табл. 12.2). В табл. 12.3 приведены некоторые результаты по достигнутой глубине выгорания топлива в реакторах НВАЭС [168 ]. Отметим, что и на других АЭС (Кольская, Армянская, Ровенская) достигнуты определенные успехи по повышению эффективности использования ядерного топлива [174].
Имеется и ряд других возможностей увеличения глубины выгорания топлива, частично апробированных на некоторых реакторах, частично пока не реализованных. Так, например, продление разрешенного срока эксплуатации ТВС в активной зоне с 3 до 4 — 5 лет, возможность чего практически проверена на НВАЭС, позволит более полно дожигать некоторое количество ТВС, которые в настоящее время выгружаются после трех лет эксплуатации, хотя в силу неизбежного разброса по глубине выгорания в группе выгружаемых ТВС (примерно до 3 кг шл/т U [7 ]) они могли бы еще использоваться в активной зоне.

Выравнивание энерговыделения по твэлам ТВС наряду с теплотехническими требованиями тоже способствует увеличению глубины  выгорания топлива. Это особенно актуально для больших по размерам и сильно теплонапряженных ТВС типа ВВЭР-1000, в которых осуществлено физическое профилирование энерговыделения по сечению ТВС путем использования урана пониженного обогащения в периферийных твэлах (см. § 2.4). Физическое профилирование можно организовать и изменением диаметра центрального отверстия в твэлах по сечению ТВС по специальной картограмме. Такие ТВС испытаны на НВАЭС [80]. Физическое профилирование (в любом варианте) по высоте ТВС является пока неиспользованным резервом выравнивания энерговыделения в ТВС; высотный эффект существенно больше радиального. Выравнивание энерговыделения — это и резерв для повышения мощности. Практически доказано (на НВАЭС и Кольской АЭС), что реакторы ВВЭР-440 могут работать на уровне 105 —110% номинальной мощности без отрицательных последствий. Это может существенно улучшить технико-экономические показатели АЭС.
На реакторах ВВЭР-440 имеет место сильная неравномерность выгорания у ТВС, стоящих рядом с поглотителем ОР СУЗ. На НВАЭС была отработана технология перестановки таких ТВС с одновременным поворотом их вокруг вертикальной оси.
Принципиально возможно переворачивание ТВС при перегрузке хвостовиком вверх, что могло бы дать заметный эффект выравнивания выгорания топлива по высоте ТВС, однако это пока сдерживается конструкционной неидентичностью концевых деталей ТВС. Существует еще одна возможность увеличения глубины выгорания топлива и снижения себестоимости производства электроэнергии на АЭС с ВВЭР — это изменение топливного цикла реакторов путем увеличения числа перегрузок за кампанию топлива, например, с трех до шести.
В гл. 7 было показано, что самым выгодным является идеальный режим непрерывной перегрузки с постоянным перемешиванием топлива по объему активной зоны. Любое приближение к идеальному режиму повышает эффективность использования топлива, однако учащение перегрузок в эксплуатационных условиях требует всестороннего учета противоречивых требований из-за нежелательности частых остановов реактора. В [175] приведены результаты анализа по определению оптимального числа перегрузок в зависимости от некоторых эксплуатационных характеристик реактора с учетом радиальной неравномерности энерговыделения. 

Увеличение числа перегрузок за кампанию топлива означает сокращение длительности кампании реактора. Однако это приносит выгоду только в установившемся расчетном топливном цикле.

На практике иногда имеет место преждевременный останов реактора на перегрузку.
Если по каким-либо эксплуатационным причинам кампания реактора не доведена до полного исчерпания запаса реактивности и реактор преждевременно остановлен для замены топлива, то топливная составляющая должна быть скорректирована в соответствии с уменьшенным отпуском электроэнергии Wнедop за период данной т-й кампании, с уменьшенной выработкой реактором тепловой энергии и, следовательно, с меньшей средней глубиной выгорания во всех ТВС активной зоны.
Для корректировки топливной составляющей при недоработке кампании формула (12.9) примет следующий вид:
(12.31)
где—недовыработка тепловой энергии реактором из-за недожога топлива;—недоотпуск электрической энергии из-за преждевременного останова реактора.
Как видно из (12.31), из-за недожога топлива при преждевременном останове реактора на перегрузку активной зоны при сохранении затрат на топливо несколько увеличивается переменная часть, в то время как постоянная часть остается неизменной при постоянном КПД нетто блока, что приводит к общему увеличению топливной составляющей. Поскольку при таком режиме работы реактора увеличивается из-за недоотпуска электроэнергии и постоянная составляющая полной себестоимости, режим с преждевременным остановом экономически невыгоден. Недожог топлива в т-ю кампанию и связанное с этим уменьшение глубины выгорания во всех ТВС активной зоны уменьшают потребность в средствах на приобретение ТВС для обеспечения нормальной длительности кампании, так как в этом случае уменьшается количество заменяемых ТВС.
При наличии на станции нескольких реакторов разной мощности эффективность использования ядерного топлива можно повысить доиспользованием части выгруженных из реактора большой мощности (например из ВВЭР-440) ТВС, обладающих наилучшими размножающими свойствами, в реакторе с меньшей удельной мощностью и средней температурой теплоносителя, например в ВВЭР-210.
Положительный эффект от применения последовательного использования ядерного топлива ВВЭР с различной удельной мощностью и средней температурой теплоносителя 1-го контура складывается из трех составляющих:
1) эффекта от использования запаса реактивности недовыгоревшего до проектного значения ядерного топлива, выгруженного из реактора с лучшими теплотехническими параметрами;

  1. эффекта от использования запаса реактивности, высвобожденного при снижении удельной мощности и средней температуры теплоносителя 1-го контура;
  2. эффекта, обусловленного уменьшением числа ТВС со свежим топливом, используемым в реакторе с менее высокими теплотехническими параметрами, т. е. эффекта уменьшения затрат на загружаемое топливо.

Отрицательный эффект при совместном по топливу режиме работы реакторов обусловлен уменьшением длительности кампании топлива в реакторе с высокими теплотехническими параметрами.
Естественно, что реализация такого режима может быть обеспечена только при идентичной конструкции ТВС, соответствующих внутрикорпусных устройств и перегрузочного оборудования, допускающих последовательное использование ТВС с ядерным топливом в разных реакторах.



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