Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД
.pdf
Таблица 3
Физические характеристики топливного цикла при различных схемах
теплоотвода
Схема теплоотвода
Характеристики
Одноходовая Двухходовая
Начальная загрузка оружейного Pu в а.з., т 15,68 9,47
Загрузка смешанного топлива в одну ТВС, кг 598 560,6
Загрузка оружейного Pu в одну ТВС, кг 67,88 39,3
Кратность перегрузок ТВС 5 5
Запас реактивности на кампанию, % 1,5 1,26
Длительность межперегрузочного интервала, эф. сут 250 300
Количество типов ТВС/топлива разного обогащения
в активной зоне
4/16
1/1
Средняя энерговыработка выгружаемых ТВС, МВт·сут/кг т.а. 33,3 39,79
Максимальный коэффициент неравномерности
энерговыделения по ТВС/по объему активной зоны
1,22/2,33
1,46/2,19
Загрузка делящихся изотопов 235U, 239Pu, 241Pu,
т/год 2,65 2,34
Выгрузка делящихся изотопов, т/год 2,48 2,18
Коэффициент воспроизводства 0,936 0,933
Пустотный эффект реактивности в начале/конце кампании, %
–0,2/0,562 –5,88/–3,64
Коэффициенты реактивности при N = N
ном
на начало/конец межперегрузочного интервала:
∂ρ/∂γ·10
-2
, см
3
/кг
∂ρ/∂Т
Т
·10
-4
, 1/°С
∂ρ/∂Т
Топл
·10
-5
, 1/°С
∂ρ/∂S
п
·10
-4
, 1/% пара
1,64/-0,548
–1,09/0,646
–1,85/–1,77
–
8,03/5,20
–2,40/–1,9
–1,50/–1,45
–6,0/–4,0
2. РЕАКТОР С ТЕПЛОВЫМ СПЕКТРОМ НЕЙТРОНОВ
Конструкцию и размеры корпуса реактора, внутрикорпусных элементов, карто-
грамму активной зоны, размеры ТВС, твэл предполагается принять максимально близ-
кими к реактору ВВЭР-1000. Основные характеристики реактора следующие:
Мощность, МВт
электрическая 1200
тепловая 2700
Теплоноситель:
давление, МПа 25
температура на входе/выходе, °С 280/510
расход, т/час 5440
Высота/эквивалентный диаметр активной зоны, м 3,55/3,16
Число ТВС, шт 163
2.1. Схема охлаждения реактора и конструкция ТВС
Предлагается разделить ТВС по радиусу на 2 зоны – периферийную (ПЗ) и цен-
тральную (ЦЗ) внутренним чехлом, а снаружи ТВС безчехловые. Периферийная зона
ТВС охлаждается при движении теплоносителя сверху вниз. Внизу активной зоны име-
ется общая камера смешения в которой потоки теплоносителя из периферийных зон
перемешиваются и поступают на вход в центральную зону ТВС, которая охлаждается
при движении теплоносителя снизу вверх. Пар на выходе из ТВС поступает в общий
теплоизолированный паросборник, и из него уже на выход из реактора.
34
Активная зона может быть свободна для размещения ПС СУЗ и осуществления
частичных перегрузок топлива. Схема охлаждения реактора представлена на рис. 6.
Температура теплоносителя в камере смешения предполагается ~ 395°С (близкой к
псевдо-критической точке) при этом теплоноситель будет нагреваться примерно оди-
наково на 115°С как в опускном так и в подъемном участках.
Наличие камеры смешения будет способствовать осаждению в ней продуктов эрро-
зии и коррозии и способствовать уменьшению их выноса во внешний контур.
На рис. 7 представлено поперечное сечение ТВС. Размер ”под ключ”, шаг разме-
щения ТВС и их количество в активной зоне такое же, как и в ВВЭР-1000. В ПЗ ТВС
твэлы Ø9,1 мм в оболочке δ = 0,69 мм из циркониевого сплава размещаются с шагом
12,75 мм в количестве 204 шт, в том числе 18 ПС СУЗ и 18 твэгов с γ
Gd
= 0,3 г/см
3
, в ЦЗ
ТВС твэлы Ø9,1 мм в стальной оболочке δ = 0,5 мм размещаются в тесной решетке с
шагом 10,15 мм в количестве 168 шт.
Топливо в твэлах ПЗ – оксид урана с обогащением Х
5
≈ 5 % (заводская технология),
в твэлах ЦЗ – МОХ топливо на основе отработанного ядерного топлива (ОЯТ) с добав-
кой оружейного плутония. Использование МОХ топлива в ЦЗ обосновывается тем, что
спектр нейтронов в этой зоне быстро-резонансный и МОХ топливо в твэлах ЦЗ будет
приводить к увеличению КВ и уменьшению неравномерности энерговыделения по твэ-
лам в ТВС.
При принятой плотности смеси оксидов урана и плутония γ
топл
= 9,3 г/см
3
, плот-
ность оксида оружейного плутония составляла 0,8 г/см
3
.
2.2. Расчеты топливного цикла
В расчетной модели ТВС ЦЗ и ПЗ по высоте разбивались на 4 подзоны с изменени-
ем средних параметров теплоносителя, температур топлива и оболочки твэла, получен-
ные из предварительных расчетов (см. таблица 1).
Для уменьшения ”всплеска” энерговыделения на границе ЦЗ-ПЗ обогащение топ-
лива в последнем ряду твэлов в ЦЗ принято в 1,5 раза меньше чем в остальных твэлах
(γ
PuO2
= 0,54 г/см
3
). При этом максимальная неравномерность энерговыделения по твэ-
лам в ТВС q
r
max
= 1,3.
Для выделенных трех энергетических областей:10 МэВ ≥ Е ≥ 0,1 МэВ – быстрые
нейтроны; 0,1 МэВ > Е ≥ 1,01 эВ – резонансные и Е ≤ 1,01 эВ – тепловые получены от-
носительные величины нейтронов деления (ε
дел
= ν
f
Σ
f
φ) в долях от общего их значения
для верхнего и нижнего участков ТВС (рис. 8).
Из рис. 8 видно, что в активной зоне реактора с СКД преимущественную роль иг-
рает деление на тепловых нейтронах (около 56 % делений в начале кампании и 58 % в
конце). По высоте ТВС доля делений на быстрых нейтронах изменяется мало, а имеет
место изменение спектра, приводящее перераспределению доли делений на тепловых и
резонансных нейтронах.
Был выбран 3-х кратный топливный цикл с частичными перегрузками ТВС один
раз в течение календарного года.
Для уменьшения флюенса быстрых нейтронов на корпус реактора использовалась
схема перегрузок с установкой ТВС последнего года выгорания на периферию актив-
ной зоны. Основные параметры топливного цикла приведены в таблице 5.
35
Рис. 6. Схема охлаждения реактора
– центральная трубка; – твэл ЦЗ (168 шт., шаг 10,15 мм);
– твэл ПЗ (168 шт., шаг 12,75 мм); – твэг (18 шт.); – ПС СУЗ (18 шт.)
Рис. 7. Поперечное сечение ТВС
36
0,633
0,436
0,398
0,254
0,167
0,112
Тепловые Резонансные Быстрые
нейтроны нейтроны нейтроны
0,50
0,25
Рис. 8. Относительный вклад (ε
дел
)
нейтронов различных энергетических групп
в суммарное количество делений в верхнем (■) и нижнем (□) участках ТВС.
2.3. Расчеты эффективности СУЗ, коэффициентов реактивности
и воспроизводства
При работе на мощности начальная надкритичность реактора составляет ~ 5,17 %
(абс.). Как и в реакторах ВВЭР предполагается объединить ТВС СУЗ в группы по
~ 12 ТВС в каждой. Расчеты эффективности СУЗ проводились при N = N
ном
на начало
кампании при стационарном режиме перегрузок.
Для компенсации начального запаса реактивности при N = N
ном
требуется ~ 3 груп-
пы СУЗ по 12 ТВС СУЗ.
Рассмотрены состояния:
− “МКУ”, при котором вся активная зона заполнена питательной водойс t
Т
= 280°С и
Р = 25 МПа;
− “обезвоживание”, при котором в активной зоне (а так же в отражателях) нет воды;
− залив всего реактора холодной водой при t
Т
= 20°С и Р = 10
-5
МПа.
В таблице 4 приведены полученные в указанных расчетных состояниях величины
начального запаса реактивности, требуемое количество ТВС СУЗ для его компенсации
и вывода реактора в подкритическое состояние с К
эфф.
= 0,98.
Таблица 4
Величины реактивности и требуемое количество СУЗ при различных состояниях
реактора
Расчетное состояние МКУ Обезвоживание Холодный
ΔК % (абс.)
N
ТВС СУЗ
9,8
66
–25,6
–
13,5
120
Проведены расчеты на начало кампании коэффициентов реактивности и воспроиз-
водства (таблица 5).
Расход природного урана в ~
2 раза меньше, чем в ВВЭР-1000 из-за наличия в ТВС
твэлов с МОХ топливом.
37
При принятом обогащении топлива Х
5
= 5 % получается 3-х годичный топливный
цикл при средней энерговыработке выгружаемых ТВС ~ 28 МВт сут/кг т.а. Для увели-
чения этих характеристик нужно повысить обогащение топлива до 6÷6,5 %.
Таблица 5
Итоговые физические характеристики топливного цикла активной зоны с
двухзаходной схемой теплоотвода ТВС
Характеристики Величина
Начальная загрузка делящихся изотопов Pu/U в а.з.
(при всех “свежих” ТВС), т
3,47/2,22
Загрузка делящихся изотопов (U + Pu) в одну ТВС, кг 34,92
Кратность перегрузок ТВС 3
Запас реактивности на кампанию % 5,17
Длительность межперегрузочного материала, эфф. сут. 285
Количество типов ТВС/топлива в активной зоне 1/4
Энерговыработка выгружаемых ТВС, МВт·сут/кг т.а.
− средняя по ТВС
− максимальная по ТВС
− максимальная по объему а.з.
27,8
30,6
41,2
Максимальные значения коэффициентов неравномерности энерго-
выделения, Кq/Kv
1,46/2,50
Загрузка делящихся изотопов, U
5
, Pu
9
, Pu
41
, т/год 1,886
Выгрузка делящихся изотопов, т/год 1,32
КВ, ЦЗ/ПЗ 0,85/0,57
Коэффициенты реактивности при N = N
н
на начало межперегрузочного интервала:
− ∂ρ/∂γ·10
-2
, см
3
/кг
− ∂ρ/∂Т
Т
·10
-4
, 1/°С
− ∂ρ/∂Т
топл
·10
-5
, 1/°С
− ∂ρ/∂S
п
·10
-4
, 1/% пара
34,3
–9,8
–1,9
–17,8
Расход природного урана, кг/МВт (т) сут 0,102
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Предложенные двухходовые схемы циркуляции теплоносителя со сверхкритиче-
ским давлением в водоохлаждаемых реакторах с быстро-резонансным и тепловым
спектрами нейтронов позволяют реализовать преимущества по сравнению с предлагае-
мыми проектами подобных ЯЭУ. При реализации указанных схем теплоотвода:
− в 2 раза снижается перепад температуры, при которой находятся конструктивные
элементы ТВС;
− в 2 раза увеличивается скорость движения теплоносителя, но вследствие неболь-
ших расходов, связанных с использованием среды со сверхкритическим давлением,
скорость еще ниже, чем в ВВЭР, при этом будет увеличиваться коэффициент теп-
лоотдачи и снижаться температура оболочек твэлов;
− обеспечивается требуемая неравномерность распределения энерговыделения по
объему активной зоны без сложного профилирования по обогащению топлива;
− в 2 раза снижается подогрев теплоносителя по высоте в подъемном участке, распо-
ложенном в центре активной зоны или ТВС, что будет приводить к уменьшению
неравномерности в распределении температуры теплоносителя на выходе из ТВС;
38
− обеспечиваются отрицательные обратные связи по основным параметрам: темпера-
туре и плотности теплоносителя, температуре топлива, пустотному эффекту (без
применения дополнительных мер – введение бланкета, твердого замедлителя для
реактора с быстрым спектром нейтронов);
− требуется небольшой запас реактивности на выгорание и наиболее сложные режи-
мы эксплуатации – залив холодной водой, могут быть обеспечены штатными сред-
ствами – расположением поглощающих органов СУЗ в 2/3 ТВС.
Для реактора с тепловым спектром нейтронов вместе со штатными твэлами реакто-
ров ВВЭР может использоваться МОХ-топливо, что позволит повысить КВ и умень-
шить годовой расход природного урана, а также отработать технологию для перехода к
быстрым реакторам с МОХ-топливом с КВ ≈ 1. Работа проводилась при финансовой
поддержке РФФИ (проект №07-08-00053).
Список литературы
1 Oka Yoshiaki. Review of Temperature Water and Steam Cooled Reactor Concepts // The
First International Symposium on Supercritical Water-cooled Reactors. Design and Tech-
nology [SCR-2000]. The University of Tokyo. JAPAN. 2000. Rep. №104.
2 Oka Y., Koshizuka S. Design Concert Once-through Cycle Supercritical Pressure Light
Water Cooled Reactors // Proc. of the First Intern. Symp. On Supercritical Water Cooled
Reactors 2000. Rep. 101. P. 1-22.
3 Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоно-
сителя // Атомная энергия. 2002. Т. 92. В. 4. С. 277-280.
4 Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы
на воде сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т. 96. В. 5. С. 374-
380.
5 Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, ох-
лаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения
теплоносителя // Атомная энергия. 2006. Т. 100. В. 5. С. 349-355.
39
ВОДОГРАФИТОВЫЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР СО
СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ ДАВЛЕНИЕМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ВГЭРС
В.К. Викулов, В.Е. Гмырко, И.И. Гроздов, А.А. Петров, А.Ф. Финякин
ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва
В 2006 году в НИКИЭТ разработана концепция реактора со сверхкритическими
параметрами теплоносителя с графитовым замедлителем. Реакторная установка ВГЭРС
(водографитовый энергетический реактор со сверхкритическим давлением
теплоносителя (P = 250 кгс/см
2
, Т = 550
О
С)) представляет собой канальный,
прямоточный уран-графитовый реактор четвертого поколения, предназначенный для
производства электрической и тепловой энергии. Особенности канальной конструкции
позволяют проектировать мощностной ряд энергоблоков с ВГЭРС с установленной
электрической мощностью от 850 МВт до 1700 МВт.
Разработка ВГЭРС опирается на успешный опыт эксплуатации энергоблоков
сверхкритического давления на органическом топливе, на протяжении последних
40 ÷ 50 лет. Этот опыт позволяет в значительной мере использовать освоенное
оборудование и отработанные технологии, в том числе:
• турбоустановки СКД мощностью от 850 МВт до 1200 МВт;
• материалы контура циркуляции и основного теплотехнического оборудования;
• водохимический режим и пр.
При разработке ВГЭРС используется и опыт отечественного реакторостроения,
который дает принципиальную возможность получить пар сверхкритических
параметров в канальном реакторе при использовании давно отработанных и широко
используемых в реакторостроении материалов. Это, в первую очередь, жаропрочное
керметное топливо типа применявшегося в пароперегревательных каналах 1 очереди
Белоярской АЭС, а также некоторые конструкционные материалы. Применимость
материалов для оболочек твэлов и технологических каналов реактора РБМКП была
проверена при испытаниях экспериментальных каналов ППК-Ц на Белоярской АЭС,
причём в температурных условиях, включающих и перегрев пара.
Имеющийся в России опыт создания и эксплуатации РУ с перегревом пара,
выполненный в 70-80 годы НИОКР и проработки концепций канальных
энергетических реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя
последних лет показывают, что наиболее реальным в России является разработка
канального энергетического реактора этого типа с графитовым замедлителем.
Основной экономический эффект ВГЭРС получается за счет высокого КПД
энергоблока и связанного с этим уменьшением удельных капиталовложений в
многочисленные системы АЭС, стоимость которых зависит от тепловой мощности
реакторов (обращение с РАО и ОЯТ, система техводоснабжения, работы на площадке и
т.п.), а так же сокращения количества и объема оборудования вследствие упрощения
конструкции реактора.
Реакторная установка, перегрузочный комплекс, оборудование секций, а также
системы безопасности – система пассивного отвода тепла (СПОТ), система защиты от
превышения давления (СЗПД), а так же быстродействующая система аварийного
охлаждения реактора (БД САОР), находятся под герметичной оболочкой (Рис. 1).
40
Рис. 1. РУ ВГЭРС -850.Поперечный разрез
Циркуляционный контур теплоносителя разделен на несколько независимых
секций (
Рис. 2), число которых в зависимости от номинальной мощности реактора
варьируется от 4 (Nэл = 850 МВт) до 8 (Nэл = 1700 МВт). Реактор выполнен
прямоточным, вследствие чего значительно сокращается количество и объем
оборудования реактора (исключаются ГЦН, сепараторы и т.п.), снижаются примерно в
1.5 раза затраты на собственные нужды энергоблока. Применение прямоточной схемы
в несколько раз снижает расходы воды через реактор, что позволяет уменьшить
диаметры трубопроводов (
Рис. 2) и, таким образом, уменьшить металлоемкость
реактора.
41
Рис. 2 . Принципиальная схема петли (секции) РУ ВГЭРС
Труба ТК
(цирконий)
Внешний
экран
(цирконий)
Внутренний
экран
(сталь)
Опускной
участок
Подъемный
участок
Труба ТК
(цирконий)
Внешний
экран
(цирконий)
Внутренний
экран
(сталь)
Опускной
участок
Подъемный
участок
Рис. 3. Конструкция топливного канала
Ключевым элементом реактора ВГЭРС является топливный канал (Рис. 3),
выполняемый в виде трубы Фильда, с охлаждением трубы топливного канала
42
"холодным" теплоносителем, что позволяет сохранить температуру графитовой кладки
и металлоконструкций на приемлемом уровне.
Использование керамико-металлическое топлива, показанного Рис. 4 (по типу
топлива, успешно эксплуатировавшегося в пароперегревательных каналах Белоярской
АЭС), позволяет снизить температуры топлива, достигнуть большей глубины
выгорания, а также ограничить выход продуктов деления из топлива даже при
повреждении оболочек твэлов.
Особенности керметных твэлов позволяют реализовать следующие преимущества:
• компенсацию «твердого» распухания топливного сердечника;
• локализацию около 90% продуктов деления в гранулах UO
2
;
• достижение выгорания до 120 МВт сут/кгU;
• низкие температуры топливного сердечника и оболочки (650 – 800 °C);
• малый запас аккумулированного тепла в топливе;
• снижение на 2-3 порядка выхода радиоактивных продуктов деления в случае
повреждения оболочки твэла.
Рис. 4. Конструкция керамико-металлического топлива
Оболочка твэла
П
р
ослойка металлической мат
р
ицы
Металлическая матрица с гранулами UO
2
Проектирование систем безопасности ВГЭРС опиралось на сбалансированное
сочетание пассивных и активных систем, причем по мере возможности предпочтение
отдавалось конструкциям, работающим "пассивно". Это позволило повысить
устойчивость реакторной установки в режимах, требующих работы систем
безопасности, и увеличить интервал времени, необходимый для принятия решений
оперативным персоналом.
Важнейшими преимуществами реактора являются возможность перегрузки
топлива без остановки энергоблока и поканальное регулирование расхода, что
позволяет:
• работать с низким оперативном запасом реактивности;
• поддерживать оптимальным поле энерговыделений;
• оперативно заменять ТВС в случае нарушения их герметичности;
• регулировать расход теплоносителя через каналы и, таким образом, поддерживать
температурный режим в каналах РУ.
Проведены нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты, в ходе которых
были подтверждены основные конструкторские решения по реакторной установке, а
также ее нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики. Составлена
картограмма загрузки ВГЭРС (
Рис. 5), определены оптимальное обогащение топлива,
при котором достигаются отрицательные обратные связи, эффективность стержней
СУЗ, а так же характеристики топливного цикла. Как показано в Табл. 1,
коэффициенты реактивности ВГЭРС, определяющие динамику реактора отрицательны,
что свидетельствует о свойствах самозащищенности реактора и соответствует
требованиям ПБЯ. Реактор имеет две независимые системы останова: БСМ (быстрое
снижение мощности) и АЗ (аварийная защита), эффективности каждой из которых
достаточно для заглушения реактора и удержания его в подкритическом состоянии.
43
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)