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
Проведенная оценка топливной составляющей себестоимости электроэнергии
показала ее удовлетворительный уровень (см. Табл. 3).
ряд
канал
канал топливный (1052 шт.)
канал СУЗ (132 шт.)
канал охлаждения отражателя (128 шт.)
Рис. 5. Картограмма загрузки реактора ВГЭРС – 850
Табл. 1.
Основные эффекты, запасы и коэффициенты реактивности реактора ВГЭРС в
установившемся режиме непрерывных перегрузок
Эффекты, % К
эфф
:
Δρ
H20
температурный эффект разогрева
теплоносителя от холодного до номинального
состояния;
-0.15
Δρ
H20,U
суммарный температурный эффект разогрева
реактора от холодного состояния до
номинальных параметров теплоносителя и
топлива, при холодной графитовой кладке
реактора;
-0.88
Δρ
tU
Допплер-эффект от разогрева топлива от
холодного состояния до номинальной
температуры;
-0.73
44
45
Табл. 1 (продолжение)
Коэффициенты:
α
U
,10
-5
/ ºС
температурный коэффициент реактивности по
топливу;
-1.5
α
γ,
10
-2
/(г/см
3
)
плотностной коэффициент реактивности по
теплоносителю;
1.7
α
пуст
,10
-4
/%пустоты
пустотный коэффициент реактивности при
изменении средней плотности теплоносителя,
соответствующему 1% пустоты по объему;
-1.4
α
tгр
, 10
-5
/ ºС
температурный коэффициент реактивности по
графиту;
9.6
α
N
, 10
-4
/ % N
ном
коэффициент реактивности по мощности
реактора при быстром ее изменении на 1%
номинальной, т.е.
H20
U
NU H2O
t
NN
∂
∂
γ
αα α
∂
∂
=+
.;
-2.16
β
эф
эффективная доля запаздывающих нейтронов; 0.6
Основные технические характеристики двух модификаций реакторов на
сверхкритических параметрах приведены в
Табл. 2, а некоторые сравнительные
характеристики ВГЭРС с современными РУ третьего поколения приведены в
Табл. 3.
Удельные капитальные вложения в энергоблоки со сверхкритическими параметрами
теплоносителя предлагаемой мощности ожидаются на уровне 1000 долл/кВт.
Табл. 2.
Основные технические характеристики АЭС с РУ ВГЭРС
Сравниваемый параметр ВГЭРС-850 ВГЭРС-1700
Мощность реактора электрическая/тепловая 850/1890 1700/3780
Расход пара на турбоустановку, т/ч (кг/с) 3020(838) 6040(1676)
Параметры пара перед турбоустановкой:
- давление, кгс/см
2
240
- температура,
О
С 540
КПД энергоблока (брутто/нетто) 45,5/43,7
Температура питательной воды,
О
С 250
Шаг квадратной решетки, мм 190
Количество топливных каналов, шт. 1052 2104
Количество каналов СКУЗ, расположенных в
решетке
156 312
Высота активной зоны, м 7
Наружный диаметр/толщина оболочки твэла 10,5/0,6
Материал оболочки хромоникелевые стали
Топливный цикл ОЯТЦ
Средняя мощность ТК, МВт 1,797
Средняя линейная нагрузка на твэлы, Вт/см 134
Срок службы, лет 50
Оценочные расчеты аварийных и переходных режимов, проведенные с помощью
кода Relap позволили оценить динамические особенности реакторной установки и
сделать первые выводы о ее достаточной безопасности. Были исследованы режимы:
•
обесточивание собственных нужд энергоблока;
•
мгновенная прекращение подачи питательной воды в реактор;
•
разрыв паропровода полным сечением;
•
разрыв раздаточно-группового коллектора.
46
Табл. 3.
Сравнение характеристик ВГЭРС с современными проектами третьего поколения
ВГЭРС -850 Современные проекты 3-го поколения
Сравниваемый
параметр
Стержневые керметные
твэлы
МКЭР-1500 ВВЭР-1500 EPR-1600
Замедлитель Графит Н
2
О
Топливо UO
2
+ ЦЖБ UO
2
Перегрузки Непрерывные Частичные
Шаг ТК, мм 190 235 238 -
D / H
акт. зоны
, м 7.4 / 7.0 12.3 / 7.0 3.9 / 4.2 -
КПД (нетто) 0.45 0.33 0.33 0.357
Обогащение, % 10 2.4 / 3.6 5.0 5.0
В, МВт.сут/кгU 106 30 / 60 60 60
Кампания, годы (КИУМ=0.9) 9.12
α, МВт.сут/г
235
U*
)
1.06 1.25 1.2 1.2
Расход урана:
обогащенного, кг/МВт.сут(э) 0.0210 0.0505 0.0505 0.0467
природного*
)
, кг/МВт.сут(э) 0.443 0.367 0.52 0.481
работы разделения**
)
, кгEPP/МВт.сут(э) 0.396 0.253 0.4 0.37
С
Т+ОЯТ
, цент/кВт ч***
)
0.40 0.44 0.55 0.50
*
)
α, – эффективность использования топлива;
**
)
При содержании в отвале 0,25 %
235
U;
***
)
С
Т+ОЯТ
– топливная составляющая (загрузка, собственно работа в реакторе с целью энерговыработки, выгрузка и выдержка отработавших ТВС в
бассейне выдержки, а так же временное и долговременное хранение, транспортировка, переработка с возможным возвратом в ЯТЦ и захоронение
радиоактивных отходов).
46
Исследования показали, удовлетворительный температурный режим элементов
конструкции реактора во всех исследованных режимах. В режимах без
разгерметизации петель реактора расхолаживание (
Рис. 7) протекает в режиме
устойчивой естественной циркуляции теплоносителя (
Рис. 6), со сбросом тепла в баки
СПОТ, которые рассчитаны на автономную работу в течение не менее 3х суток. В
режимах с разгерметизацией петель реактора успешное охлаждение (
Рис. 8, Рис. 9)
осуществлялось работой системы САОР.
0 600 1200 1800 2400 3000 3600
В
р
ем
я
, с
-0.5
0
0.5
1
1.5
2
Расход, кг/с
ТК средней мощности
ТК максимальной мощности
-10 0 10 20 30 40 50
Время, с
-1
-0.5
0
0.5
1
1.5
Расход, кг/с
Рис. 6. Обесточивание собственных нужд
энергоблока. Расходы теплоносителя через ТК
0 600 1200 1800 2400 3000 3600
Врем
я
, с
200
400
600
80
0
Температура,
о
С
ТК средней мощности
ТК максима льной мощности
-10 0 10 20 30 40 50 60
Время, с
300
400
500
600
700
800
Температура,
о
С
Рис. 7. Обесточивание собственных нужд
энергоблока. Максимальные температуры
оболочек топлива
0 50 100 1 50 200 250 30
0
В
р
ем
я
, с
300
400
500
600
700
800
900
Температура,
о
С
ТК средней мощности
ТК максималь ной мощности
Рис. 8. Разрыв РГК без срабатывания насосной
подсистемы САОР. Максимальные
температуры оболочек твэлов в каналах
поврежденного РГК
0 50 100 150 200 250 30
0
В
р
ем
я
, с
100
200
300
400
500
600
700
Температура,
о
С
ТК средней мощности
ТК максимальной мощности
Рис. 9. Разрыв паропровода без срабатывания
насосной подсистемы САОР. Температуры
оболочек твэлов
НИОКР в обоснование такого проекта должен быть направлен, в основном, на
выбор и обоснование применимости как уже имеющихся конструкционных
материалов, так и на создание новых материалов для активной зоны, обладающих
• с быстрым спектром нейтронов для работы в замкнутом топливном цикле с
рециклом всех актинидов. В этом случае предполагается централизованное
размещение завода по переработке топлива.
Основным назначением системы является эффективная выработка электроэнергии.
В США также намечено создание пилотной установки с закритическим давлением
воды (SCWR) мощностью 150 МВт (тепл.) в 2015 г.
В качестве основного варианта АЭС с реактором со сверхкритическим давлением
воды (ВВЭР-СКД, SCWR) рассматривается одноконтурная (однозаходная или
двухзаходная) установка с быстро-резонансным спектром, создание которой позволит
получить следующие преимущества по сравнению АЭС с реакторами ВВЭР:
повышение КПД установки с 32-34% до 45%; снижение металлоемкости РУи размеров
защитной оболочки позволит снизить удельные капитальные затраты в 1,5-2 раза и
сократить сроки строительства; улучшить топливоиспользование в замкнутом ядерном
топливном цикле за счет увеличения коэффициента воспроизводства до КВ ~ (0,8 - 1,0)
вместо (0,45-0,55) для ВВЭР-1000. Кроме этого, при создании АЭС с реактором ВВЭР-
СКД средней мощности возможно максимальное использование заводской технологии,
оборудования и применения освоенных промышленностью турбин, корпусов реактора
и другого оборудования используемого в АЭС с реакторами ВВЭР и в тепловых
электростанциях с закритическими параметрами воды.
2. ПРОБЛЕМЫ, КОТОРЫЕ СТОЯТ ПЕРЕД РАЗРАБОТКОЙ
РЕАКТОРОВ ВВЭР-СКД
Основными проблемами ВВЭР-СКД являются:
• проблемы коррозии и прочности конструкционных материалов при высокой
температуре, выбор конструкционных материалов для условий работы ВВЭР-СКД
и обеспечение работоспособности твэл и ТВС до проектных значений выгорания
топлива, в том числе в аварии LOCA;
• проблема обеспечения гидравлической и нейтронно-физической устойчивости
реактора в одноконтурной схеме ЯЭУ при высоком приращении энтальпии в
активной зоне;
• большая неравномерность тепловыделения, обусловленная сильным изменением
плотности воды, высокая чувствительность характеристик к неравномерности
тепловыделения, так как приращение энтальпии в 10-15 раз больше, чем в
реакторах всех известных типов, влияние неопределенности теплоотдачи на
температурный режим работы твэл и ТВС, высокая чувствительность к протечкам
недогретого теплоносителя;
• необходимость конструирования заданного распределения плотностного
коэффициента реактивности;
• спектральное регулирование реактивности при выгорании топлива;
• радиолиз и водно-химический режим;
• обеспечение ядерной и радиационной безопасности, перенос активности продуктов
коррозии и продуктов деления;
• обеспечение безопасности в режимах тяжелых аварий.
3. ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ РАСЧЕТЫ
АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВВЭР – СКД
В РНЦ «Курчатовский институт» с целью верификации, адаптации расчетных
комплексов и оптимизации характеристик был разработан тестовый вариант активной
зоны теплового варианта реактора ВВЭР-СКД с тепловой мощностью 3000 МВт.
51
Исходные характеристики активной зоны, принятые для нейтронно-физических
расчетов, представлены в таблице 1.
Таблица 1
Характеристики активной зоны реактора ВВЭР СКД
Параметр Значение
Тепловая мощность, МВт 3000
Размеры активной зоны
эквивалентный диаметр/высота, м
3,6 / 4,2
Параметры теплоносителя на входе в
активную зону
Т входа =290 ºС
Р входа =24,5 МПа
Параметры теплоносителя на выходе из
активной зоны
Т выхода =540 ºС
Р выхода =24,0 МПа
Твэл (наружный диаметр х толщина
оболочки)
9,1 х 0.7 мм
Обогащение топлива, % до 5
Топливо диоксид урана
Материал оболочки твэла и чехла ТВС аустенитные нержавеющие стали
В качестве конструкционного материала оболочек твэлов и чехлов ТВС выбрана
сталь ЭП-172. Состав легирующих компонентов стали на основе железа приведен в
таблице 2.
Таблица 2
Состав стали ЭП-172
Элемент Fe Cr Ni Mo Nb Mn C Si S P B Co N
Доля,% 65,9 15,3 14,7 2,79 0,65 0,26 0,07 0,27 0,007 0,008 0,005 0,018 0,03
Для исследования нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР СКД в
техническом решении предложено 3 варианта чехловых ТВС. В ходе дискуссий было
принято решение в тестовом трехмерном варианте расчета использовать ТВС
представленную на рисунке 2. Толщина чехла ТВС - 1,5 мм. Размер зазоров для
варианта 3 – 13 мм. Основные характеристики ТВС представлены в таблице 3.
Вариант 3 (рис.1) – ТВС типа ВВЭР («французский» вариант) с шагом размещения
твэлов 10,81 мм. «Водяные элементы» имеют размеры «под ключ» 27,4х0,7 и трубки
9,1х0,7 мм. Размер «под ключ» - 237 мм.
Таблица 3
Основные характеристики ТВС
Параметр Значение
Шаг размещения ТВС, мм 250
Размер «под ключ», мм 237
Шаг размещения твэл, мм 10,81
Размеры твэл, мм 9,1х0,7
Количество твэл в ТВС 234
Количество «водяных элементов» 9,1×0,7 мм 18
Количество «водяных элементов» размером «под ключ» 27,4х0,7 31
Количество направляющих каналов 6
Геометрия активной зоны тестовой модели ВВЭР-СКД полностью соответствует
геометрии реактора ВВЭР-1000 (рис.1). Она состоит из набора 163 ТВС с одинаковой
конструкцией (рис.2.) и обогащением топлива (5% по
235
U). Трехмерный расчет
проводился в предположении, что активная зона заполнена однотипными ТВС с
представленными выше параметрами, их количество соответствует количеству ТВС
52
реактора ВВЭР-1000, конструкция отражателя полностью соответствует конструкции
отражателя реактора ВВЭР-1000. В расчетах температура воды в «водяных элементах»
была принята равной 290 ºС. Расчет температуры теплоносителя проводился с
использованием программы TEPLO, используемой в ПК CONSUL [16-21].
1
U
2
U
3
U
4
U
5
U
6
U
7
U
8
U
9
U
10
U
11
U
12
U
13
U
14
U
15
U
16
U
17
U
18
U
19
U
20
U
21
U
22
U
23
U
24
U
25
U
26
U
27
U
28
U
1
U
номер,
тип ТВС,
Рис.1 Картограмма размещения ТВС в активной зоне (1/6 часть активной зоны)
твэл
9,1х 0,7 (234 шт.)
“водяной элемент” “под ключ”
27,4х 0,7 (31 шт.)
“водяной элемент”
9,1х 0,7 (18 шт.)
Рис.2. Геометрия ТВС принятая в расчетах
53
В качестве оцениваемых характеристик тестовой модели активной зоны
рассматривались: распределения энерговыделения по активной зоне в процессе
выгорания реактора, а также высотное распределение энерговыделения по отдельным
ТВС и продолжительность работы реактора (К
эфф
=1).
На рис.3 представлена зависимость эффективного коэффициента размножения от
времени работы реактора. Расчетное значение эфф.суток, при котором К
эфф
достигло 1
составило 314 эфф. суток.
1
1.02
1.04
1.06
1.08
1.1
1.12
1.14
1.16
0 100 200 300
эфф.сутки
Кэфф
Рис.3. Зависимость К
эфф
реактора от времени работы
На рис.4 представлены коэффициенты неравномерности мощности ТВС по
активной зоне в начале и конце работы реактора.
Рис.4 Коэффициенты неравномерности мощности ТВС по активной зоне в начале и конце
работы реактора
54
На рис.5 представлены неравномерности энерговыделения по высоте на примере
ТВС№1 в начале и конце работы реактора.
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
1.2
1.4
1.6
0 50 100 150 200 250 300 350 400 450
высота а.з, см
Кz
Начало работы реактоа (Xe=1)
Конец работы реактора
Рис.5 Коэффициент неравномерности энерговыделения по высоте ТВС№1
Расчет четырехгодичных стационарных топливных циклов тестовой модели
активной зоны ВВЭР-СКД был проведен по программному комплексу (ПК) CONSUL
[17,18].
ПК CONSUL предназначен для расчета характеристик ядерных реакторов на
основе взаимосогласованных расчетов нейтронных, температурных и изотопных полей.
Структура расчета реактора имеет следующий вид:
• расчет элементарных ячеек реактора для подготовки нейтронно-физических
констант;
• решение задачи переноса нейтронов в топливной кассете реактора и реакторе в
целом (с учетом торцевых и бокового отражателей);
• расчет теплофизических параметров активной зоны;
• термомеханический расчет поведения твэла под облучением;
• решение задачи выгорания топлива.
Подход, реализованный в ПК CONSUL, состоит во взаимном согласовании всех
этапов расчета. Учитываются все обратные связи, характерные для реакторов типа
ВВЭР. Используются балансный метод расчета характеристик теплоносителя и
решение стационарного уравнения теплопроводности в твэле. Согласование
нейтронных спектров, с учетом распределения различных изотопов и температурных
полей, производится в процессе итераций на каждом шаге по выгоранию.
В качестве ячеечной программы в состав ПК CONSUL включена программа WIMS-
D5 [16]. Программа WIMS-D5 предназначена для расчета различного типа ячеек
реакторов, включая расчет выгорания. Программа использует собственную 69-
групповую библиотеку констант. В 2003 году в рамках программы WLUP [19] (WIMS-
D Library Update Project) была закончена работа по созданию улучшенной библиотеки
для программы WIMS-D5. В результате специалистами разных стран на основании
файлов оцененных данных ENDFB-VI, JENDL-3.2, JEF2.2 были созданы две новые 69 и
172 групповые библиотеки, которые были размещены в свободном доступе на
официальном сайте МАГАТЭ (
http://www-nds.iaea.org/wimsd/). В новой библиотеке
увеличено количество основных изотопов и осколков деления, добавлены сечения в
резонансной области и модифицированы цепочки выгорания. Особенностью
программы является двухэтапный подход к расчету пространственно-энергетического
55
распределения нейтронов. На первом этапе по методу вероятности первых
столкновений рассчитывается детальный спектр в 69 (172) энергетических группах для
каждой из зон типичных для ячейки, т.е. топлива, оболочки, замедлителя и
теплоносителя. Затем осуществляется свертка сечений к заданному малогрупповому
приближению, в котором методом вероятности столкновений, либо методом
дискретных ординат рассчитываются детальные распределения нейтронов по
геометрии ячейки. В расчетах резонансов используется теорема эквивалентности,
посредством которой гетерогенная задача сводится к эффективной гомогенной. В
области термализации используются детальные матрицы сечений рассеяния для
основных замедлителей. Пространственный расчет в пределах ячейки проводится
методом вероятностей первых столкновений с альбедными граничными условиями,
определенными из расчета топливной кассеты. Тем самым учитывается влияние
окружения на спектр нейтронов рассматриваемой ячейки.
Расчет топливной кассеты проводится также с учетом спектра нейтронов ее
окружения. В качестве характеристик спектра окружения приняты альбедные условия
на границах ТВС, которые определяются из реакторного расчета. Решение уравнения
переноса ведется в двумерной гексагональной геометрии в диффузионном или PS
n
-
приближении [20] программным модулем PANORAMA.
На этапе реакторного расчета для решения уравнения переноса нейтронов в
трехмерной треугольной геометрии используется модуль PANORAMA-3, в котором
наряду с диффузионным приближением для расчета реактора в плане может быть
применен PS
n
-метод транспортного расчета. Это позволяет уменьшить погрешность
расчета полей нейтронов при наличии сильных поглотителей и на границах активной
зоны.
Термомеханический расчет твэла в ПК CONSUL проводится программой TEGAS
[21] на основе рассчитанных нейтронно-физическими и теплогидравлическими
модулями тепловых нагрузок и условий охлаждения.
4. ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЙ ВЫБОР МАТЕРИАЛА И КОНСТРУКЦИИ
ТВЭЛ И ТВС РЕАКТОРА ВВЭР – СКД
Для выбора материала и конструкции твэл и ТВС активной зоны ВВЭР-СКД
проводился анализ свойств различных конструкционных материалов (аустенитные
стали ЧС-68,ЭП-172; ферритно-мартенситные стали типа ЭП-450 и высоконикелевые
сплавы) в исходном состоянии и в условиях облучения с целью предварительного
выбора основного материала для оболочек твэл и чехлов ТВС, выполнялись расчетные
исследования, для выбранных конструкций твэл и чехлов ТВС, с целью обоснования их
работоспособности и корректировки конструкционных параметров, формулировались
основные научно-исследовательские работы, необходимые для обоснования
работоспособности твэл и ТВС.
4.1. Конструкция и условия работы твэл и ТВС реактора ВВЭР-СКД
На основании предварительных проработок реактора LWR при закритическом
давлении, проведенных во Франции, США и России рассматривались следующие
конструкции и условия работы твэл и ТВС, представленные в таблице 4.
56
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)