Физические исследования ВВЭР - Заключение

К настоящему времени накоплен большой опыт проектирования, исследования и эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР. Экспериментальные исследования физики активных зон сыграли значительную роль в завоевании этими реакторами одного из ведущих мест в ядерной энергетике страны. Большое значение имело также то обстоятельство, что проектно-теоретические и экспериментальные изыскания проводили параллельно, а иногда эксперимент опережал теорию. Благодаря такому соотношению в исследовании проблемы в ряде случаев удалось отказаться от неподтвержденных экспериментом идей и конструкций и своевременно внедрить на действующих АЭС прогрессивную технологию эксплуатации.
Существующий у нас в стране уровень развития расчетных и экспериментальных методов может считаться вполне удовлетворительным при исследовании наиболее важных вопросов проектирования и эксплуатации уже ставших серийными реакторов ВВЭР-440. В связи с начатыми исследованиями по созданию реакторов ВВЭР электрической мощностью 1000 МВт и более возросли требования к качеству и точности методов исследования. Это относится как к усовершенствованию точных и вариантных методов расчета, так и к экспериментальным исследованиям, проводимым на холодной и горячей активных зонах реактора. Таким образом, существует необходимость повторения ряда экспериментов, но на более высоком уровне с получением более точной и обширной информации.
Желательно систематизировать информацию об основных физических параметрах, определяющих критическое состояние уран-водных решеток, коэффициенте размножения нейтронов К∞, площади миграции и материальном параметре. Определенный интерес представляют измерения длины замедления τ и диффузии тепловых нейтронов L2. Нужно сказать, что экспериментов по определению этих параметров в отравленных бором уран-водных решетках нет. Объединив проведенные ранее эксперименты для уран-водных решеток, составляющих активную зону реактора ВВЭР, с экспериментами на решетках для более мощных реакторов этого типа, можно получить обширную информацию о критичности решеток в широком диапазоне шагов расположения и обогащения топлива и о влиянии концентрации раствора борной кислоты в замедлителе.
При дальнейших исследованиях было бы полезно изучение замедления нейтронов с энергией от десятков кэВ и выше, которое можно было бы провести пороговыми детекторами. Эта экспериментальная информация могла бы служить отправным пунктом для проверки физических моделей, заложенных в расчетные схемы.
К числу оставшихся малоизученных эффектов [46], характерных для жестких уран-водных решеток, следует отнести анизотропию площади миграции нейтронов, т. е. длин замедления и диффузии тепловых нейтронов. Эффект этот мал, вследствие чего затруднено его экспериментальное исследование. Использование опытных данных сделало бы возможной количественную оценку довольно тонких эффектов, связанных с замедлением и диффузией нейтронов в неоднородной анизотропной среде и позволило бы усовершенствовать точные методы расчета пространственно-энергетического распределения нейтронов в уран-водных решетцах. Кроме того, на основании этих данных можно было бы уточнить расчеты эффективности различных поглотителей нейтронов, так как при расчете эффективности поглотителей тепловых нейтронов нужно иметь данные по длине диффузии тепловых нейтронов в радиальном направлении.
Несмотря на более чем десятилетний период эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР, до сего времени для измерения таких важных нейтронно-физических характеристик реактора, как эффективная доля запаздывающих нейтронов и др., удовлетворительных экспериментальных методов пока не существует. В настоящее время появилась настоятельная необходимость в определении таких физических характеристик уран-водных решеток, для измерения которых вообще не существует экспериментальных методов. В этой связи уместно вспомнить о значении групповых констант в реально существующих спектрах нейтронов активной зоны реактора, погрешности которых вносят самый большой и трудноустранимый вклад в погрешности при расчете нейтронно-физических характеристик реакторов, а также об определении физических параметров, характеризующих работу реактора на мощности, и в том числе параметра, характеризующего накопление плутония [4].
К настоящему времени проведено полное исследование интегральных характеристик энергетического спектра нейтронов в однородных топливных решетках ВВЭР с замедлителем — чистой водой. Исследованы решетки с различными шагами расположения и обогащением топлива. Проведено сравнение экспериментальных результатов с данными, полученными по точным расчетным программам, использующим метод Монте-Карло. Такое же исследование проведено и для коэффициента проигрыша нейтронов.
Однако в связи с использованием в качестве замедлителя в реакторах ВВЭР борной кислоты, концентрация которой в растворе меняется в процессе эксплуатации, было бы интересным подобные исследования провести на сборках с различной концентрацией Н3ВО3 в замедлителе, а также при различных температурах замедлителя. Причины имеющихся расхождений значений коэффициента проигрыша тепловых нейтронов, полученных экспериментально и теоретически, до сего времени не выяснены.
Кроме того, представляет несомненный интерес исследование распределения интегральных характеристик спектра нейтронов в «отравленных» решетках, имеющих неоднородности в виде топлива различного обогащения и тонких цилиндрических поглотителей-кластеров. Такие поглотители предполагается использовать в реакторах ВВЭР-1000 для компенсации быстро- меняющихся эффектов реактивности. Измерения спектральных: индексов на поверхности и внутри поглотителя позволят определить его эффективность относительно нейтронов различных энергий.
В активной зоне реактора ВВЭР имеются кассеты с различным обогащением и выгоранием уранового топлива, поэтому всегда есть необходимость расчета пространственно-энергетического распределения нейтронов и распределения энерговыделения по неоднородной активной зоне. Методика этих расчетов; корректируется и проверяется по экспериментальным результатам, поэтому исследования распределения энерговыделения и пространственно-энергетического распределения нейтронов на критических сборках в связи с проектированием реакторов. ВВЭР с более энергонапряженной активной зоной — задача весьма актуальная. Целесообразно проводить также исследования вблизи плоских границ, разделяющих среды с различными размножающими и поглощающими свойствами. Эти измерения перекликаются с измерениями интегральных характеристик спектра нейтронов.
Измерения пространственно-энергетического распределения нейтронов и энерговыделения важны также при оценке мощности, которую можно снять с активной зоны реактора ВВЭР, не подвергая опасности разрушения наиболее энергонапряженные твэлы. Локальные возмущения поля нейтронов, возникающие вблизи имеющихся в активной зоне неоднородностей за счет конструкционных дистанционирующих решеток, поглотителей, заполненных водой и сухих трубок, водяных зазоров между кассетами и на границах активных зон с отражателем, при неблагоприятных условиях могут привести к разрушению отдельных твэлов в топливной кассете. Методика таких расчетов довольно сложна и нуждается в экспериментальной проверке. Поэтому измерения пространственно-энергетического распределения нейтронов и энерговыделения вблизи подобного рода неоднородностей, вблизи выпукло-вогнутой границы активной зоны, имеющей кассетную формацию, с отражателем относятся к перспективным. Целесообразно проведение измерений с различными экранами вдоль границы активной зоны с отражателем. Корректировка методов расчета тонкой структуры полей нейтронов даст возможность установить разумные пределы уровня мощности вновь проектируемых реакторов.
В программе исследований эффективности различных поглотителей в жестких уран-водных решетках с различным обогащением важным является не только значение полной эффективности поглотителей, но и доля эффективности, обусловленная поглощением надтепловых нейтронов, а также степень черноты по отношению к нейтронам различных энергий. Возможно, что поглощающие элементы для будущих реакторов ВВЭР будут представлять собой композиции материалов, поглощающих тепловые и резонансные нейтроны. В таком случае данные об эффективности стержней при поглощении нейтронов различных энергий будут весьма важны.
В настоящее время в связи с тем, что реактор ВВЭР-440 стал наиболее распространенным реактором на АЭС у нас в стране, ведется строительство V блока НВАЭС с реактором ВВЭР-1000 и осуществляется экспорт реакторов этого типа в страны — члены СЭВ и капиталистические страны, все большее значение приобретают вопросы, связанные с разработкой методов заблаговременного предсказания и раннего обнаружения повреждений в элементах конструкций и оборудования АЭС, а также контроля за возможными отклонениями от нормального режима работы ядерной энергетической установки. При этом первоочередное внимание уделяется разработке методов, направленных на защиту активной зоны реактора ВВЭР от возможных повреждений и, в частности [49], раннему обнаружению кипения в активной зоне, измерению его интенсивности, определению характера в целях предотвращения кризиса теплообмена; выявлению механических повреждений и усиленных вибраций элементов конструкции активной зоны, которые могут привести к возникновению аварийной ситуации. Разработка надежного метода обнаружения кипения, его характера, интенсивности и локализации в активной зоне позволит экспериментально определить предельно допустимую безопасную тепловую мощность, которую можно снять с активной зоны конкретного реактора, использовать наиболее полно все его проектные возможности и, тем самым, обеспечить экономичный режим эксплуатации [50].
В настоящее время разрабатываются методы обнаружения перечисленных выше отклонений от принятых для нормального режима эксплуатации активной зоны, основанные на анализе шумов различных динамических переменных (плотности нейтронного потока, температуры, давления и расхода теплоносителя) и акустического поля. Для решения задач диагностики состояния активной зоны необходимо выполнить значительный объем экспериментальных исследований для разработки методов измерения динамических характеристик реакторной установки и контроля за отклонениями от нормального режима работы вследствие механических повреждений, происшедших в активной зоне. Такие исследования в настоящее время уже проводятся в лабораторных условиях на критических сборках из кассет ВВЭР, а также на теплофизических и гидравлических, стендах и действующих АЭС с реакторами ВВЭР. Одновременно ведутся исследования по разработке теории шумов динамических переменных ядерной энергетической установки.
Кроме того, весьма перспективными можно считать работы по созданию системы внутриреакторного контроля, позволяющей непрерывно следить за пространственным распределением плотности потока нейтронов и энерговыделения по активной зоне реактора во время эксплуатации, а также оценивать степень выгорания уранового топлива. К перспективным следует отнести эксперименты на отработавших кассетах по исследованию степени выгорания уранового топлива и накопления плутония. Предпочтительными при этом являются методы, позволяющие проводить исследования без разрушения оболочек твэлов.
В настоящее время создание реакторов ВВЭР электрической мощностью 2000 МВт вполне реально и целесообразно [3]. Наибольшая сложность при проектировании такого сверхмощного реактора заключается в создании прочного корпуса больших размеров, что в основном и ограничивает мощность реакторов этого типа. В настоящее время рассматриваются возможности создания реактора ВВЭР-2000 в различных корпусах. В том случае, если будет использован корпус реактора ВВЭР-1000, возникнет необходимость в разработке высоконапряженной активной зоны, конструкция твэлов и компоновка которой будут нуждаться в экспериментальной проверке.
Реакторы ВВЭР эксплуатируются уже более десяти лет. В связи с этим и со строительством новых АЭС с реакторами этого типа встает вопрос о хранении отработавшего реакторного топлива, требующем дополнительных капитальных затрат. Этого можно избежать, используя отработавшее топливо, содержащее плутоний в качестве горючего. Время для проведения исследований по использованию замкнутых топливных циклов в реакторах ВВЭР с использованием уран-плутониевого, а также уран-ториевого топлива уже наступило. Использование замкнутого топливного цикла с рециркуляцией вторичного плутония приведет к сокращению удельного расхода топлива в реакторах, т. е. к существенной экономии средств и удешевлению электроэнергии, вырабатываемой на АЭС с реакторами ВВЭР. В периодической печати уже опубликовано большое количество работ, посвященных исследованию физических особенностей активных зон с таким топливом.
Необходимо отметить, что в настоящее время реактор ВВЭР находится еще на таком уровне развития, который позволяет дальнейшее существенное усовершенствование его активной зоны. Опыт, накопленный при проектировании, исследовании и эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР, даст возможность уточнить требования ко всем элементам энергооборудования и обосновать выбор вариантов станций для развития энергетики в ближайшем будущем.