При принятом обогащении топлива Х5 = 5 % получается 3-х годичный топливный цикл при средней энерговыработке выгружаемых ТВС ~ 28 МВт сут/кг т.а. Для увеличения этих характеристик нужно повысить обогащение топлива до 6÷6,5 %.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Предложенные двухходовые схемы циркуляции теплоносителя со сверхкритическим давлением в водоохлаждаемых реакторах с быстро-резонансным и тепловым спектрами нейтронов позволяют реализовать преимущества по сравнению с предлагаемыми 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 небольших расходов, связанных с использованием среды со сверхкритическим давлением, скорость еще ниже, чем в ВВЭР, при этом будет увеличиваться коэффициент теплоотдачи 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, расположенном 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: температуре 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 режимы 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 реакторов ВВЭР может использоваться МОХ-топливо, что позволит повысить КВ и уменьшить 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

1Oka Yoshiaki. Review of Temperature Water and Steam Cooled Reactor Concepts // The First International Symposium on Supercritical Water-cooled Reactors. Design and Technology [SCR-2000]. The University of Tokyo. JAPAN. 2000. Rep. №104.

2Oka 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.

3Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоно-

сителя // Атомная энергия. 2002. Т. 92. В. 4. С. 277-280.

4Баранаев 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. 374380.

5Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый 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/см2, Т = 550 ОС)) 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

"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 UO2;

•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.

Оболочка твэла

Прослойка металлической матрицы

Металлическая матрица с гранулами UO2

Рис. 4. Конструкция керамико-металлического топлива

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

Проведенная оценка топливной составляющей себестоимости электроэнергии показала ее удовлетворительный уровень (см. Табл. 3).

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

44

Табл. 1 (продолжение)

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.

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.

45

Табл. 3.

Сравнение характеристик ВГЭРС с современными проектами третьего поколения

*)α, – эффективность использования топлива; **) При содержании в отвале 0,25 % 235U;

***) СТ+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

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.

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 повышенной устойчивостью к коррозии, процессам деформации и распухания при высоких температурах и давлениях. Существенным является вопрос очистки теплоносителя и водохимический режим реактора. Кроме того, требуется создание связанных расчетных кодов улучшенной оценки для анализа и обоснования безопасности таких реакторных установок.

47

ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ ЛВР НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ ДАВЛЕНИЕМ

Ю.М. Семченков, А.С. Духовенский, П.Н. Алексеев, А.А. Прошкин, В.Н. Мухачев, А.А. Седов, А.В. Чибиняев

ФГУ РНЦ "Курчатовский институт", Москва

АННОТАЦИЯ

Особое значение для ядерной энергетики имеют работы по повышению эффективности, безопасности и расширению сферы использования энергоблоков с легководными реакторами (ЛВР), наиболее распространенными и освоенными в энергетике, для которых создана и функционирует промышленная инфраструктура. В процессе своего развития в условиях конкуренции с ТЭС на органическом топливе АЭС с ЛВР претерпели существенные изменения, которые связаны с повышением единичной мощности блоков, повышению термодинамических параметров паротурбинного цикла, увеличению средней глубины выгорания топлива, повышению надежности и безопасности работы. Также давно привлекает разработчиков АЭС в различных странах поиск решения проблемы перехода на охлаждение активной зоны ЛВР водой с параметрами выше критических (324оС и 22,1 МПа). Это объясняется тем, что достижение перед турбиной сверхкритических параметров (температур и давлений), хорошо освоенных в тепловой энергетике, позволяет повысить термодинамический коэффициент полезного действия преобразования тепловой энергии в электрическую до уровня современных станций на органическом топливе, снизить эффект кризиса теплоотдачи на поверхности твэл, улучшить топливоиспользование за счет изменения спектра нейтронов в активной зоне, существенно уменьшить размеры контаймента. Вместе с тем, переход на сверхкритические параметры воды выдвигает дополнительные задачи, которые требуют новых технических решений и их обоснования. Оценки возможности создания такого реактора в России проводились в 60-х и 80-х годах прошлого века [1-3]. В настоящее время ряд стран объединили свои исследования в рамках международного проекта Generation IV для разработки и создания референтного блока легководного энергетического реактора с закритическими параметрами воды [4,5]. В России также возобновлены работы в данном направлении [6-10]. Сформировались различные концептуальные решения, которые требуют комплексного анализа для нахождения оптимума.

ВВЕДЕНИЕ

Исследование масштаба и структуры атомной энергетики России до середины века демонстрирует необходимость развития достаточно широкого набора ядерных технологий с принципиальной ориентацией на замыкание ядерного топливного цикла. Для формирования взвешенного и ответственного подхода к выбору задач ближайшей перспективы, а также целей и направлений развития в долгосрочном плане, необходимо полноценно использовать задел прошедшего периода развития атомной энергетики, дающий основу для определения дальнейших усилий. В этой связи, можно констатировать существующую в российском ядерном сообществе недооценку роли инновационных проектов реакторов с водой под давлением для долгосрочной ядерноэнергетической перспективы и российских потребностей в реакторах этого типа, в том числе средней и малой мощности в ближнесрочных, среднесрочных и долгосрочных программах. По мнению авторов доклада, базовой российской реакторной технологией

48

в системе АЭ были и останутся до конца века реакторы с водой под давлением, как энергоисточник для единой энергетической системы и основа региональной и автономной энергетики различного назначения. К середине века примерно на такой же уровень энергопроизводства в системе должны выйти и быстрые натриевые реакторы с расширенным воспроизводством топлива, являющиеся необходимым элементом фундаментальной российской концепции развития атомной энергетики на основе замкнутого топливного цикла.

Современные электростанции на органическом топливе (ТЭС), работающие при сверхкритическом давлении воды, имеют следующие основные эксплуатационные показатели – давление пара Р = 23,5-25 МПа, рабочая температура пара 540-560 ºC,

КПД = 50-55%. Удельные капитальные затраты и сроки строительства ТЭС в 1,5-2 раза ниже, чем у АЭС с реакторами ВВЭР, а КПД выше в 1,5-1,7раза. Однако рост цен на органическое топливо в мире существенно увеличил экономическую привлекательность АЭ. Так, при цене 300 $/1000куб.м природного газа себестоимость электроэнергии на ТЭС составляет около 80 $/МВт час, в то же время себестоимость электроэнергии на АЭС, даже с высокой стоимостью установленной мощности (2000$/ кВт), с учетом затрат на утилизацию облученного топлива составит не более 30$/МВт час. Напряжение на мировых энергетических рынках будет только нарастать и спрос на АЭ, потенциал которой во много раз превосходит возможности органической энергетики, будет востребован все в большей степени. Однако до тех пор, пока для внутреннего потребления в России цена газа за счет дотаций поддерживается в несколько раз ниже стоимости газа на мировом энергетическом рынке, основным стимулом развития АЭ является необходимость снижения доли газа в топливноэнергетическом балансе страны.

Невысокие параметры термодинамического цикла АЭС с реакторами ВВЭР значительно снижают их конкурентоспособность на рынке энергопроизводителей. Практически однозначный выбор давления около 15,7 – 16,0 МПа в первом контуре реакторов PWR и ВВЭР связан с ограничением по температуре, равным 350ОС для оболочек твэлов из циркониевых сплавов. Температура теплоносителя на выходе из реактора 320-330 ОС, давление и температура пара во втором контуре соответственно 6,3-7,2 МПа и 279-285 ОС, КПД (брутто) 32-35%. Например, целевые параметры для РУ ВВЭР АЭС-2006 /1200 приняты следующими: срок службы не менее 60 лет без дополнительных мероприятий по обеспечению хрупкой прочности компонентов и сварных швов реактора (допускаемая замена ПГ один раз за срок службы); тепловая мощность реакторной установки не менее 3200 МВт; параметры по давлению на выходе из ПГ не менее 7.0 МПа; перегрузка не более 20 дней; топливная кампания не менее 4-х лет; среднее выгорание топлива 55 МВт*сут/кг U; межремонтный период не менее 8 лет; расчет циклических нагрузок исходя из маневренного режима работы; коэффициент готовности не менее 0.92; КПД нетто 34.6%; удельный коэффициент численности промышленно-производственного персонала не более 0.37. Доступность АЭС на основе ЛВР, определяемая дешевизной водяной технологии, большим опытом разработок и эксплуатации ЛВР, является мощным стимулом работ по созданию новых конструкций реакторов на базе ЛВР, при строительстве которых можно использовать технологию и инфраструктуру, развитые для ЛВР.

Одним из способов повышения эффективности ЛВР, использующих имеющийся опыт создания ЛВР, является использование пара для охлаждения активной зоны реактора и переход к быстро-резонансному спектру нейтронов (медианная энергия спектра нейтронов около 40 КэВ) [11-15]. Основная идея концепции пароохлаждаемых быстрых реакторов состоит в соединении преимуществ широко освоенной в ЯЭ водяной технологии теплоносителя и самообеспечения топливом в замкнутом ядерном топливном цикле за счет его воспроизводства в реакторах с уран-плутониевой загрузкой активной зоны с быстрым спектром нейтронов, получаемого путем

49

существенного снижения доли и плотности воды и охлаждения активной зоны перегретым водяным паром или пароводяной смесью. В паровой фазе вода теряет свою высокую замедляющую способность и несущественно смягчает спектр нейтронов по сравнению с жидкометаллическими теплоносителями (медианная энергия спектра нейтронов около 100 КэВ). При этом в зависимости от тесноты решетки и вида топлива спектральные и динамические особенности реактора должны быть сконструированы так, чтобы потеря теплоносителя и залив холодной водой приводили его в подкритичное состояние.

С 1977г. в РНЦ «Курчатовский институт» совместно с ВНИИАМ и ОКБ ГП проводилась разработка реактора с быстрорезонансным спектром нейтронов и охлаждением пароводяной смесью закризисного паросодержания – ПВЭР. В этой концепции за счет использования теплоты фазовых переходов (испарения влаги в активной зоне) реализуется большая энергоемкость пароводяной смеси и существенно снижается температура стальных оболочек твэлов (до ~ 500 – 550 oС в горячем пятне), уменьшаются общий расход теплоносителя и затраты на его циркуляцию. Температура пара на выходе из реактора 360-400 oС, давление 10-16 МПа. КПД паротурбинного цикла 36-37%. Путем выбора входных параметров пароводяной смеси (высокое паросодержание и массовая скорость) удается значительно снизить аксиальный градиент температуры оболочек твэл, сопровождающий высыхание жидкой пленки на его поверхности. Экспериментальные исследования теплогидравлики ТВС подтвердили возможность организации теплосъема необходимой эффективности пароводяной смесью с входным паросодержанием 0,35-0,60 при давлении 16 МПа. Технические решения концепции ПВЭР основаны на опыте конструирования и эксплуатации корпусных реакторов под давлением типа ВВЭР и быстрых реакторов типа БН.

1.ПЕРСПЕКТИВЫ ПОВЫШЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ ВОДЫ В ВВЭР-СКД

Существенное улучшение технико-экономических показателей АЭС с водяным теплоносителем возможно при обосновании перехода на закритические параметры воды.

При этом, например, возможно осуществление спектрального регулирования за счет использования замечательных термодинамических свойств сверхкритической воды, связанных со значительным изменением плотности воды при небольших изменениях температуры [2]. Переход в закритическую область вплотную приближает атомный источник энергии к тепловой энергетике на органическом топливе, в которой уже накоплен большой опыт работы турбин при закритических параметрах пара. При обосновании возможности приближения АЭС к потребителям энергии может быть поставлен вопрос замены котлов на реакторы.

За рубежом и в России ведутся исследования в этом направлении [4-10]. Одной из наиболее перспективных ЯЭУ, выбранных в рамках международного проекта Генерации 4 является АЭС с легководным реактором со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCWR), создание которой предусматривается не позднее 2030 г. Базовый вариант реакторной установки SCWR имеет мощность 1700 МВт(э). Схема АЭС одноконтурная. Рабочее давление теплоносителя – 25 МПа, выходная температура теплоносителя 500 – 550оС. К.п.д. термодинамического цикла на 30% выше, чем у действующих АЭС с легководными реакторами. Предусмотрено использование пассивных систем безопасности. Рассматриваются два варианта компоновки активной зоны:

•с тепловым спектром нейтронов для работы в открытом топливном цикле. В качестве топлива предполагается использовать UO2;

50

•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.

ВСША также намечено создание пилотной установки с закритическим давлением воды (SCWR) мощностью 150 МВт (тепл.) в 2015 г.

Вкачестве 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 ВВЭРСКД 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

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

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.

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 235U). 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].

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 (Кэфф=1).

На рис.3 представлена зависимость эффективного коэффициента размножения от времени работы реактора. Расчетное значение эфф.суток, при котором Кэфф достигло 1 составило 314 эфф. суток.

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

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 WIMSD5 [16]. Программа WIMS-D5 предназначена для расчета различного типа ячеек реакторов, включая расчет выгорания. Программа использует собственную 69групповую 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 PSn-

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 PSn-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

*- в перспективе 55-60 МВт·сут/кг т.ат.

4.2.Предварительный выбор конструкционных параметров твэл и ТВС для ВВЭР-СКД

4.2.1 Выбор материала оболочки твэл и чехла ТВС

Исходя из вышеприведенных условий работы для материалов оболочек твэл и чехлов разработчики HPLWR и SCWR рассматривают следующие стали и сплавы:

•аустенитные стали типа 316, 1.4550, 1.4970;

•ферритно-мартенситные стали типа FV448, EM10, 1.4914;

•высоконикелевые сплавы PE-16, Inconel-625, Inconel-718.

На основании анализа имеющегося опыта эксплуатации твэл быстрых реакторов с

оболочками из сталей аустенитного класса ЧС-68, ЭП-172 и сталей ферритномартенситного класса ЭП-450, ЭП-823 и данных по механическим свойствам этих материалов в области температур 400-700 ºC [22-29] можно на начальном этапе рекомендовать в качестве материала оболочек твэл сталь аустенитного класса ЧС-68 или ЭП-172.

57

Данные стали обладают более высокими характеристиками жаропрочности (длительная прочность, пластичность, кратковременные механические свойства) по сравнению со сталями ферритно-мартенистного класса. Кроме этого, для тех уровней радиационных повреждений материалов (20-40 dpa), которые будут иметь место в LWR при закритическом давлении, эти стали обладают высокой радиационной стойкостью. Так сталь ЧС-68 до уровня радиационных повреждений 40 dpa имеет практически нулевой уровень распухания и высокий уровень пластичности.

Стали аустенитного класса обладают более высокой коррозионной стойкостью в паре при температурах 600 ºC, чем стали ферритно-мартенситного класса.

Коррозия стали ЧС-68 со стороны топлива (UO2) при выгорании 50-60 МВт·сут/кг т.ат. не превышает 20 мкм в области температур 400-700 ºC.

Стали ЧС-68, ЭП-172 практически не уступают по вышеперечисленным прочностным характеристикам высоконикелевым сплавам(PE-16, Inconel-800) до температур 650 - 700 ºC.

Открытым остается вопрос об использовании сталей аустенитного класса в качестве материала оболочек твэл и чехлов ТВС, вследствие недостаточности данных о коррозии этих сталей в пароводяной среде в условиях облучения при температурах 600-670 ºC и временах кампании 4-5 лет.

Таким образом, на первом этапе разработок реактора ВВЭР-СКД в качестве

материала оболочек твэл и чехла ТВС можно рекомендовать сталь аустенитного класса ЧС-68 или ЭП-172, которые показали высокую радиационную стойкость и жаропрочность до высоких флюенсов облучения ~ 90 dpa при температурах 400-700 ºC в условиях работы реакторов БН-350, БН-600.

4.2.2 Анализ работоспособности твэл и чехлов ТВС

Были проведены предварительные расчетные оценки по выбору конструкции твэл для ВВЭР-СКД. ( Условия работы и параметры твэл и чехлов ТВС см. Табл. 4.)

На основании проведенных расчетов получены следующие результаты:

•для обеспечения мгновенной и длительной устойчивости под действием внешнего давления начальное давление закачки гелия должно составлять 5 МПа.

•величина газовой полости, при условии, что к концу кампании внутреннее давление газов (He и ГПД) не должно превышать внешнее давление теплоносителя, составляет ~ 40 см.

•работоспособность твэл с учетом , что коррозия материала оболочки со стороны теплоносителя за время кампании принималась 80 мкм и со стороны топлива 40 мкм, может быть обеспечена до максимального выгорания топлива в твэле ~ (60 –

65) МВт·сут/кг т.ат.

Относительный шаг между твэлами в рассматриваемых проектах составляет t =1,18 (HPLWR) и t =1,1 (SCWR) , t =1,12 ( ВВЭР-СКД), что приводит к

необходимости рассмотрения проволочного дистанционирования твэл, широко используемого в реакторах БН. При такой плотной упаковке твэл приходится использовать чехловую компоновку ТВС с целью обеспечения необходимого расхода теплоносителя через ТВС.

Проведенный расчетный анализ работоспособности чехлов ТВС (стальЧС-68) показал, что для обеспечения отсутствия контакта чехлов за время кампании реактора (при зазоре между ТВС равным 2 мм) необходимо для размера под «ключ» S =205 мм увеличить толщину чехла до 3 мм. Здесь следует также отметить, что предлагаемые для SCWR и ВВЭРСКД чехлы размером под “ключ” 286×2, 205×3,0 мм и толщиной ~2-3 мм и общей высотой ~ 5 м представляют сложную технологическую проблему, учитывая жесткие допуска на изготовление чехлов такой сверхтонкостенной конструкции большой высоты.

58