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.
