Комплексная оптимизация ЭУ ставит своей целью выбор нейтронно-физических характеристик активной зоны, основных параметров термодинамического цикла и тепловой схемы ЭУ, конструкционных характеристик реактора и основного оборудования тепловых схем (парогенераторов, теплообменников, газодувок с приводами, турбинных блоков и т. п.), компоновки собственно реактора и всей ЭУ в целом.
Комплексная оптимизация параметров ЭУ представляет трудоемкую и сложную задачу, и часто не представляется возможности решить ее в полном объеме. Поэтому параметры ЭУ можно выбирать по отдельным оптимизационным программам с учетом факторов, влияние которых на основные характеристики установки является определяющим.
Пример такого подхода к выбору основных параметров ЭУ — частные решения серии оптимизационных задач применительно к опытно-промышленной АЭС с реактором БГР-300 по определению основных нейтронно-физических характеристик активной зоны [43], термодинамических параметров первого контура и паротурбинной части установки [44]. Получив частные решения, с помощью поверочных расчетов исследуется влияние выбранных параметров на основные характеристики установки.
Следует оговориться, что выбор параметров промышленной, опытно-промышленной или экспериментальной ЭУ основан на различных предпосылках. Например, тепловая мощность опытно-промышленной АЭС с БГР-300 выбрана из условия возможности реализации основных нейтронно-физических и тепловых параметров, характерных для будущих АЭС существенно большей мощности (КВ, Т2, Твых, Рр), с учетом возможного сокращения капитальных затрат на ее строительство. Кроме того, необходимо отрабатывать модули основного оборудования (парогенераторов, газодувок и др.) будущих АЭС на опытно-промышленной АЭС при максимально возможном использовании на ней уже имеющегося стандартного оборудования, и в частности оборудования второго контура.
Выбор параметров модуля промышленности ЭУ с ВТГР должен полностью соответствовать требованиям различных потребителей энергоемких производств, предъявляемых как к основным параметрам (прежде всего, температуре гелия на выходе из реактора и давлению теплоносителя), так и к номенклатуре оборудования.
Выбор параметров ЭУ с БГР
В многокомпонентной структуре атомной энергетики будущего количество реакторов на быстрых нейтронах (пб) и их относительное количество [пб/(ηб + ηт)] зависят от таких характеристик, как время удвоения (Т2), коэффициент воспроизводства (КВ) и коэффициент использования тепла реактора (ηи), которые должны выбираться в процессе проектирования реактора [7, 8, 45].
Рассмотрим влияние основных параметров реактора на Т2. Известно, что
(2.3)
Рис. 2.14. Зависимость Т2 БГР от Va з при глубине выгорания 10%:
1—qv=500 кВт/л; 2 — qv=750 кВт/л; 3 -qv== 1000 к Вт/л
где φ — коэффициент нагрузки; Та— кампания, лет; Тп — время внешнего цикла, лет.
Время удвоения топлива определяется тремя комплексами параметров:
- физическим
, характеризующим вклад горючего на единицу воспроизводимого топлива и зависящим от ядерного состава и объема активной зоны (см. гл. 3); - теплофизическим (φqν), характеризующим возможность снятия тепла с активной зоны реактора газом при допустимых температурах топлива и оболочек, скоростях газа и перепадах давления по активной зоне (см. гл. 4);
- технологическим (Тп/Та), характеризующим цикл работы реактора и время внешнего цикла (химическая переработка топлива и фабрикация твэлов).
Многофакторность зависимости (2.3) требует проведения комплекса нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов активной зоны и всего первого контура.
На рис. 2.14 приведены некоторые результаты расчетов, иллюстрирующие взаимное влияние основных физических, конструкционных и тепловых характеристик активных зон газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах. Видно, что объем активной зоны существенно влияет на Т2; не менее существенно влияние и qv. Для активной зоны объемом менее 2000 л, что соответствует тепловой мощности реактора меньше 1000—1500 МВт, Т2 резко увеличивается по мере уменьшения Va.з (и соответственно Qp), а при Va.з≥2000 л Т2 стабилизируется на уровне, определяемом величиной qv. Это объясняется тем, что уменьшение объема зоны приводит к росту утечек нейтронов и для их компенсации необходимо увеличивать удельную загрузку делящегося материала
Из этого же рисунка видно, что эффективность воздействия увеличения qv на снижение Т2 для реактора малой и большой мощности не одинакова, она более существенна для последнего, при этом уменьшение объема активной зоны реактора при заданной единичной мощности за счет роста qv приводит к увеличению относительной доли конструкционных материалов в активной зоне (рост qv достигается увеличением поверхности теплосъема) и, следовательно, к некоторому снижению КВ и увеличению Т2.
Рис. 2.15. Зависимость Т2 от давления гелия в реакторе
В силу обстоятельств, а также учитывая возрастающие трудности конструктивного и технологического характера (при стремлении к максимальным значениям qv для реактора относительно малой мощности), теплонапряженность реактора с Va.з<2000 л следует принимать ниже, чем для реактора с Va.з≥2000 л. Именно поэтому основные бридерные показатели Т2 и КВ для реактора малой мощности будут несколько хуже, чем для реактора большой мощности.
Существенное влияние на основные характеристики реактора на быстрых нейтронах, вне зависимости от объема активной зоны и ее энергонапряженности, оказывает пористость активной зоны по газу εг, рост которой увеличивает Т2.
(2.4)
При заданном (или выбранном исходя из технических возможностей газодувки) значении гидравлических потерь в первом контуре и при заданных значениях Tоб, Твх можно написать
(2.5)
Увеличение давления гелия в первом контуре (рис. 2.15) выше 15,0—17,0 МПа, по-видимому, нецелесообразно, и эффективного уменьшения εΓ можно добиться уплощением активной зоны реактора, определяемом как d/h=β. Обычно это отношение для газоохлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах принимается равным 1,6—3,0. Повышение β положительно сказывается на снижении πг газодувки, что имеет важное значение при выборе параметров установки в целом.
Расчетные исследования, проведенные при выборе параметров реактора GBR-4 [46], показывают, что оптимальное давление газа в первом контуре лежит в пределах 9—12 МПа, при этом критерием оптимизации была стоимость отпускаемой электроэнергии с учетом стоимости комплекса мероприятий, направленных на обеспечение безопасной эксплуатации установки. Показано, что дальнейшее увеличение давления до 15—30 МПа значительно улучшило бы воспроизводящие характеристики GBR-4 и снизило, в конечном счете, стоимости электроэнергии. Однако это потребует разработки нового корпуса из ПНЖБ и защитной оболочки, тогда как при давлении 9 МПа можно использовать технологию создания корпусов ВТГР. Повышение давления до 15— 20 МПа предполагается осуществить на коммерческих реакторных установках, создание которых возможно после получения достаточного опыта эксплуатации GBR-4.
Технологический комплекс параметров (Тп/Та) также существенно влияет на время удвоения (см. гл. 3), причем в большей степени для реактора с низким значением КВ.
Рис. 2.16. Зависимость удельного темпа наработки избыточного плутония от Т2 и τ2 (нижняя шкала относится к Т2 при t2=10 лет)
При увеличении времени переработки топлива Т2 увеличивается, а это означает, что достижение оптимальных характеристик реактора на быстрых нейтронах возможно только при условии решения проблемы переработки отработанных твэлов в достаточно сжатые сроки (Тп=0,54-1 год).
Вообще говоря, реакторы на быстрых нейтронах должны иметь время удвоения горючего Т2 несколько меньшее, чем время удвоения мощностей атомной энергетики в целом τ2, с тем чтобы они могли обеспечивать не только собственное развитие, но и необходимые темпы роста установленной мощности реакторов на тепловых нейтронах. Один из основных экономических показателей реактора на быстрых нейтронах, в значительной степени определяемый его воспроизводящими характеристиками (Т2, КВ),— удельный темп наработки избыточного плутония (Кб), направляемого на развитие реакторов на тепловых нейтронах [29], который существенно зависит от времени удвоения горючего и времени удвоения мощностей атомной энергетики (рис. 2.16). Отметим при этом, что оптимизация параметров реактора на быстрых нейтронах должна предусматривать и выбор топливной композиции. Из рис. 2.16 видно, что существенного улучшения воспроизводящих характеристик можно достигнуть применением нитридного топлива (Pu + U)15N, однако практическое использование такого топлива сопряжено с рядом технических и технологических трудностей.
Анализ критериев эффективности реакторов на быстрых нейтронах позволяет выбрать стратегию при решении оптимизационной задачи определения параметров реактора и в значительной степени конкретизировать процесс их поиска. За оптимизируемый функционал принимают Т2, КВ и η, при этом ограничивающими факторами, как правило, выбирают температуру топлива, оболочки и допустимую мощность на прокачку теплоносителя.
Рассмотрим на примере опытно-промышленной АЭС с реактором БГР-300 влияние на Т2 некоторых конструкционных и тепловых параметров активной зоны и всей установки, а именно: уплощения зоны β, толщины экранов, типа твэла (вентилируемый или герметичный), температуры гелия на выходе из активной зоны и на входе в нее, затрат энергии на циркуляцию теплоносителя и т. п.
Как видно из рис. 2.17, оптимальное значение β лежит в интервале 1,8—2,5. КВ возрастает с увеличением β, причем в основном за счет роста КВ в торцевых экранах, т. е. уплощение зоны повышает одновременно и эффективность торцевых экранов. Увеличение толщины торцевого экрана несколько уменьшает Т2, но увеличивает мощность на прокачку теплоносителя. Эффект от увеличения толщины бокового экрана более существен, однако приводит к необходимости перестановки кассет из последних рядов экранов для накопления допустимого (по условиям технологии) количества плутония (до 1—2%).
Применение вентилируемого твэла несколько снижает Т2 и улучшает условия прокачки теплоносителя за счет сокращения высоты компенсационного объема. Появляется также возможность повысить глубину выгорания топлива, поскольку оболочки вентилируемых твэлов не испытывают нагрузки давления газообразных осколков.
Увеличение мощности на прокачку теплоносителя позволяет снизить Т2 (до 0,8 года на 10 МВт Qr), однако увеличение πг свыше допустимых пределов исключает технические возможности создания газодувки.
Выбор оптимальных параметров реактора на быстрых нейтронах в методическом плане, как правило, сопряжен с итерационными расчетами. После проведения серии физических и теплотехнических расчетов, по результатам которых определяются основные конструкционные характеристики активной зоны и установки в целом (Qp, Твых, Qr, dтв, тип твэла, εΓ, εκ) при допустимых ограничивающих параметрах контура
выполняются
исследования по оптимизации Твх и основных параметров второго контура при фиксированных характеристиках реактора.
Рис. 2.18. Зависимость Твых, ΔΡρ, G, πΓ и Qг от температуры гелия на входе в реактор
Достижимый уровень температуры гелия на выходе из реактора обеспечивает получение пара современных параметров (Р= 17,0 МПа, t= 535° С) и использование его в цикле с высокой термической эффективностью. Однако при этом требуется высокий уровень температуры питательной воды на входе в парогенератор и температуры гелия на входе в реактор, что приводит к значительным затратам мощности на циркуляцию гелия в первом параметром, влияющим на мощность газодувок и ηΗ, является температура гелия на входе в реактор [см. (2.13)].
Рис. 2.19. Зависимость ητ и ηΠ от температуры на входе в реактор
На рис. 2.18 и 2.19 приведены зависимости Qr, πΓ, G, ΔΡρ, Твых, ητ и ηΗ от Твх при постоянных мощности реактора, давлении гелия в первом контуре и при фиксированных конструкционных и физических характеристиках активной зоны. Анализ результатов расчетов показывает, что при заданной снижение температуры на входе в реактор не ведет к существенному уменьшению Твых, но вместе с тем значительно уменьшает мощность на прокачку гелия, при этом поверхность теплообмена парогенератора увеличивается незначительно (5%), в то время как температура питательной воды уменьшается с 270 до 150—170° С.
Необходимо отметить, что тепловые схемы современных стандартных паротурбинных блоков требуют некоторой переделки при условии их совместной работы с БГР и, прежде всего, это вызвано необходимостью уменьшить температуру питательной воды. Аналогичные выводы были получены и при выборе параметров теплосилового цикла реактора GBR-4 [46]. При правильном выборе параметров реактора на быстрых нейтронах с учетом параметров паросилового цикла относительная мощность привода газодувок (Qг/Qэл) не превысит значений 0,07—0,1 при коэффициенте использования тепла (к.п.д. нетто) 34—41%.
