Выговский Физические и конструкционные особенности ядерных 2011

А)

Область определения критичности реактора по выделенным группам ТВС для 4-летнего топливного цикла без учета неравномерности энеговыделения в зоне. Время между перегрузками 317 суток.

Максимальная глубина выгорания 56

0,200

0,100

B)

Рис. 1.18. Сопоставление глубины выгорания топлива, выгружаемого из активной зоны ВВЭР-1000 при использовании ТВС с обогащением 4.67%, и траектории размножающих свойств ТВС при перегрузках для случаев учета неравномерности энерговыделения и без его учета A – отсутствие учета неравномерности мощности в ТВС по активной зоне; B – с учетом неравномерности мощности в ТВС по активной зоне при схеме перегрузок по принципу OUT–IN...-IN

61

А)

Область определения критичности реактора по выделенным группам ТВС для 4-летнего топливного цикла без учета неравномерности энеговыделения в зоне. Время между перегрузками 317 суток.

Максимальная глубина выгорания 56

0,300

зоны ВВЭР-1000 при использовании ТВС с обогащением 4.67%, и траектории размножающих свойств ТВС при перегрузках для случаев учета неравномерности мощности в ТВС и без его учета: A – отсутствие учета неравномерности мощности в ТВС; B – с учетом неравномерности мощности в ТВС при схеме перегрузок по принципу IN–IN-....OUT

62

E = 0.025 Эв, 1 барн = 10-24см2), а затем – топливными элементами (ТВЭГ), в которых урановое топливо смешано с элементом гадолинием, который является очень сильным поглотителем тепловых нейтронов (Gd55 - σa=106барн). Данный элемент в течение первых 100 сут. выступает как поглотитель, а затем становится полноценным тепловыделяющим элементом, как и все остальные твэл в топливной решетке.

Втабл. 1.6 приведены значения длительности полных топливных кампаний по мере совершенствования ТВС за счет увеличения обогащения топлива и средств компенсации избыточной реактивности.

Впервых промышленных проектах ВВЭР-1000 (302, 338 проекты) планировался и был реализован двухгодичный топливный цикл. Позднее на всех действующих и на вновь строящихся АЭС произошел переход на трехгодичный топливный цикл (320 проект).

Внастоящее время на действующих АЭС происходит переход с трехлетнего на четырехлетний топливный цикл, а позднее предполагается и переход на пятилетний цикл. На новых станциях сейчас планируется сразу использование четырехлетнего и пятилетнего топливных циклов.

Таблица 1.6 Длительности топливных кампаний и число перегрузок для различных

конструкций ТВС с разным обогащением топлива

* Частично достигнутые параметры на практике, ** проектные параметры на ближайшее будущее.

64

Важно отметить дополнительные преимущества такой схемы перегрузок топлива. Для выгоревшего топлива термомеханические свойства (пластичность, ползучесть, упругость и т.д.) существенно ухудшаются. Чем выше выгорание топлива в твэл, тем сильнее ухудшение этих свойств. Поэтому выгоревшее топливо должно находиться в более щадящем режиме, чем свежее топливо, т.е. с выгоранием топлива желательно помещать его в область активной зоны меньшей тепловой нагрузкой, чем для твэл в ТВС первого года эксплуатации. Есть специальная таблица, разработанная Главным конструктором твэл для ВВЭР, где задана зависимость предельных тепловых нагрузок на твэл от глубины выгорания (F=ql(Bn), Вт/см). В общем случае значения предельных тепловых нагрузок на твэл снижаются с увеличением глубины выгорания топлива. Для выполнения данных требований по безопасности и надежности эксплуатации топлива рассмотренная выше схема перегрузок топлива является идеальной, и это является одним из важнейших дополнительных преимуществ наиболее экономичных схем перегрузок топлива с малой утечкой нейтронов.

Другим не менее важным дополнительным преимуществом рассмотренной схемы перегрузок является уменьшение потока быстрых нейтронов на корпус реактора. Дело в том, что реактор ВВЭР является реактором корпусного типа, где активная зона помещена в герметичный металлический сосуд очень больших размеров корпус реактора (более подробное знакомство с конструкцией реактора предстоит в разделе, посвященном конструкционным особенностям РУ с реактором ВВЭР-1000). При попадании на корпус реактора нейтронов с энергией выше 0.5 МэВ из-за радиационного распухания железа происходит охрупчивание материала корпуса. Существует предельное значение флюенса, которое ограничивает срок службы корпусного оборудования и соответственно срок жизни энергоблока. Отсюда понятно стремление к уменьшению потока быстрых нейтронов на корпус реактора. Во сколько раз удается уменьшить поток быстрых нейтронов на корпус, во столько раз удастся увеличить срок службы корпуса. Поток быстрых нейтронов на корпус прямо пропорционален нейтронной мощности периферийных ТВС. Причем на корпус могут попасть быстрые нейтроны только из сборок (ТВС), размещенных на периферии

65

активной зоны. Если на периферию активной зоны поставить ТВС с сильно выгоревшим топливом, то можно уменьшить их нейтронную мощность в полтора – два раза и соответственно во столько же раз уменьшить флюенс быстрых нейтронов на корпус. Указанное расположение ТВС с выгоревшим топливом продлевает срок службы реактора и увеличивает выработку электроэнергии с каждого килограмма топлива.

Еще одно дополнительное преимущество, на котором хотелось бы остановиться, – это обеспечение оптимальной спектральной истории топлива в результате реализации схемы перегрузок по принципу IN-IN-…-OUT. Выше было дано определение спектральной истории выгорания топлива и сформулированы условия достижения оптимальности истории для увеличения глубины выгорания. Сейчас будет показано, как реализуются эти условия в реакторах ВВЭР-1000. В схеме перегрузки топлива по принципу IN-IN-..- OUT ТВС перемещается в активной зоне с монотонным изменением величины Kq от максимального значения до минимального. В этом случае минимальная плотность теплоносителя, средняя в ТВС, достигается при максимальном значении Kq, так как увеличивается подогрев воды в ТВС по сравнению со средним подогревом в зоне. Максимальная плотность достигается при минимальном значении Kq. При минимальной плотности и хорошем запасе реактивности на выгорание обеспечивается максимальная доля быстрых и промежуточных нейтронов в общем спектре нейтронов. В этом случае, максимальным образом, повышается образование вторичного топлива 239Pu из 238U в реакторе ВВЭР и снижается темп выгорания первичного топлива 235U.

При максимальных глубинах выгорания запас реактивности на выгорание отсутствует, и максимальная плотность воды несколько улучшает замедление нейтронов, повышая долю тепловых нейтронов и их использование в реакции деления. Таким образом, создаются оптимальные условия для наработки 239Pu в ТВС с малой глубиной выгорания и наилучшего использования тепловых нейтронов в ТВС с большой глубиной выгорания.

Действия по улучшению топливного цикла и соответственно повышению экономических показателей ЯЭУ с ВВЭР-1000 тесно увязаны с проблемами обеспечения безопасности реакторной уста-

66

новки. Несколько лет назад были развернуты работы по проекту АЭС-2006 с целью повышения конкурентной способности реакторов ВВЭР-1000 на внешнем рынке. Для этого обязательно нужно реализовать те мероприятия по совершенствованию топливного цикла, о которых речь шла выше. Однако, даже при удивительном сочетании повышения экономичности топлива и безопасности реакторного оборудования (твэл, корпус реактора, основные защитные барьеры безопасности), возникают факторы, ухудшающие теплотехническую безопасность активной зоны. Данным фактором является повышение локальной мощности в ТВС со свежим топливом. При этом необходимы дополнительные мероприятия по совершенствованию конструкции твэл и ТВС, а также по совершенствованию расчетного обоснования проектов и сопровождения эксплуатации оборудования АЭС с ВВЭР-1000. Об этих мероприятиях будет рассказано в разделах, посвященных конструкции реактора, и в главе, посвященной расчетному обоснованию безопасности АЭС с реактором ВВЭР-1000. Здесь же отметим, что при повышении локальной мощности в ТВС возможны ситуации, при которых параметры теплоносителя, оболочки топлива и самого топлива могут выйти за пределы разрешенных Техническим Регламентом величин. Поэтому задача по повышению экономичности оборудования АЭС с ВВЭР не является такой уж тривиальной и требует большого количества расчетных и экспериментальных исследований в ближайшем будущем. На одном из предлагаемых занятий на компьютерном анализаторе режимов в ЯЭУ с ВВЭР1000 (МФА ЯЭУ с ВВЭР-1000) по рассмотренной теме предлагается реализовать полную схему перегрузки «IN-IN-IN-OUT» при сохранении всех требований по обеспечению безопасной эксплуатации.

1.5.Кинетика реактора

Основной задачей кинетики является описание поведения реактора во времени. Для этого необходимо ввести некоторые основные понятия. Наиболее важной характеристикой, от которой будет зависеть изменение нейтронной мощности, является коэффициент размножения Kэфф. Однако гораздо чаще на практике для описания

67

свойств среды и переходных процессов используется понятие «реактивность», которое (в простейшем случае) характеризует при внесении рассматриваемого возмущения в систему отклонение коэффициента размножения от первоначального значения. Для статических расчетов применяется следующее определение реактивности:

Δρ =ρ2 −ρ1 = K1 − K2 ,

K1K2

где ρ2 ,ρ1 – реактивности двух состяний. В критическом состоянии

где K – коэффициент размножения в состоянии системы с отклонениями от критического состояния.

Для динамических расчетов лучше пользоваться другим определением реактивности, которое вытекает из баланса нейтронов в активной зоне. В одногрупповом приближении данное определение математически выглядит следующим образом:

V

Для описания поведения реактора во времени важно разделение нейтронов деления на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны имеют время жизни в топливной решетке ВВЭР l поряд-

ка 10-4 с, их доля равна 1-βэфф, где βэфф – доля запаздывающих нейтронов (в урановых решетках ВВЭР с учетом выгорания от 0.52 до

0.74 %). Запаздывающие нейтроны – это нейтроны, которые испускаются продуктами деления, их эффективная доля (понятие эффективности дано в предыдущих разделах) равна βэфф, время жизни от 0.1 до 100 с. Запаздывающие нейтроны испускаются при распаде ядер-осколков, которые можно разделить на группы, объединенные по времени бета-распада этих ядер-осколков. Обычно выделяют шесть таких групп. Каждая группа имеет свою долю в общем

68

числе запаздывающих нейтронов βi. Общее число равно: β = ∑6 βi .

i=1

Количество испускаемых нейтронов описывается законом радиоактивного распада групп ядер-осколков: dCi=–Ciλidt. Единицами измерения β являются относительные единицы или проценты, для λi – обратные секунды или часы.

Запишем уравнение баланса для числа делений в активной зоне. Для этого необходимо проинтегрировать интегродифференциальное уравнение переноса нейтронов по всем фазовым координатам (по энергии Е, по телесному углу Ω, по пространственным координатам). В обобщенном виде уравнение баланса выглядит следующим образом:

где N(t) – число делений во всей зоне; ρ(t) – реактивность реактора; Λ – время жизни мгновенных нейтронов, с; λi – постоянная распада i-й группы ядер предшественников,1/с;

Ci (t) – концентрация i-й группы ядер-предшественников в зоне; S(t) − внешний источник нейтронов.

Математически существуют два способа реализовать стационарное состояние реактора: при ρ = 0 и S = 0 или ρ < 0 и S ≠ 0. На практике источник нейтронов всегда существует. Поэтому стационарное состояние возможно только в одном случае, когда ρ < 0. На

мощности величина реактивности составляет величину от −10−7 до

−10−9.

Реактивность реактора перед его выходом на МКУ всегда отрицательна и реактор находится в подкритическом состоянии. В этом случае число делений в активной зоне в единицу времени равно

N = S / ρ ( S – источник нейтронов в зоне, 1/с). При этом уровень

нейтронного потока невелик: 10−9–10−101/см2/с. При извлечении поглощающих стержней из активной зоны реактивность по модулю уменьшается и нейтронный поток увеличивается. При достижении нулевой реактивности реактор выходит в критическое состояние, после чего начинают вывод реактора на мощность при введе-

69

нии положительной реактивности за счет стержней или борной кислоты. При выводе реактора на мощность одним из основных требований является требование к величине периода реактора. Он не должен быть меньше 50 с.

Период является очень важной характеристикой реактора, и очень важна связь периода и реактивности, так как технологические и аварийные защиты имеют уставки срабатывания не по реактивности, а именно по периоду нарастания нейтронной мощности (числа делений). Для большей наглядности объединим все запаздывающие нейтроны в одну группу, а все мгновенные нейтроны в другую. Тогда для мгновенных и запаздывающих нейтронов удается записать простые выражения для обратного периода в виде

Когда нет обратных связей по мощности и температуре (мощность <0.001 % от номинала), разгон реактора происходит с постоянным периодом. Вводимая положительная реактивность гораздо меньше доли запаздывающих нейтронов β. Если ввести положительную реактивность в зону не больше 0.1β, то по формуле (1.8) получим, что минимальный период реактора при разгоне на запаздывающих нейтронах будет всегда превышать 50 с.

Выше определенная величина реактивности (формулы 1.7, 1.8) составляется из полного запаса реактивности на выгорание, на мощностной и температурный эффект реактивности (с увеличением мощности и температуры реактивность уменьшается), а также на отравление топлива ксеноном. Далее в реактивность входят внешние воздействия, которые могут уменьшать реактивность (извлечение поглощающих стержней и вывод борной кислоты из активной зоны, или ввод стержней и борной кислоты в зону) и дейст-

70