Содержание к диссертации
Введение
1. Обзор реакторов малой мощности для гражданских целей. Накопленный опыт и пути развития 12
1.1. Энергетическая системана базе транспортабельных ядерных реакторов...12
1.2. Проектирование и эксплуатация реакторов малой мощности 14
1.2.1. Электроснабжение и теплофикация 14
1.2.2. Судовые установки 21
1.2.3. Проекты реакторов с интегральной компоновкой первого контура 29
1.2.4. Выбор компоновки первого контура и топливной композиции при проектировании энергетических реакторов малой мощности 38
1.3. Опыт применения выгорающих поглотителей интегрированных в топливо энергетических реакторов , 41
1.3.1. Уран-гад олиниевое и уран-эрбиевое топливо 41
1.3.2. Диборид циркония ,44
1.3.3. Размещение поглотителя в активной зоне 45
1.4. ПРОГРАММЫ и МЕТОДЫ 46
1.4.1. Программы для расчета отдельных состояний реактора 46
1.4.2. Программный комплекс CONSUL 47
1.4.3. PSn метод расчета нейтронов 48
2. Программа structure3d для решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии гетерогенных систем 53
2.1. Краткая характеристика программы STRUCTURE3D 53
2.1.1. Структурная схема , ., 53
2.1.2. Особенности пространственного разбиения 55
2.2. Двумерный расчет тестовой задачи C5G7 58
2.2.1. Описание тестовой задачи C5G7, 58
2.2.2. Результаты двумерных расчетов 59
2.3. Расчет конфигурации № но критической сборки ZR-6 64
2.3.1. Описание конфигурации № 110 64
2.3.2, Результаты расчетов конфигурации № 110 65
2.4. Расчетно-экспериментальный анализ критической сборки БФС-93-1 70
2.4.1. Общая геометрия сборки 70
2.4.2. Особенности пространственно-угловой дискретизации при проведении трехмерных расчетов PS„-MemodoM 73
2.4.3. Сравнение расчетных результатов с экспериментальными данными 75
3. Вариации компоновки активной зоны реактора абв для увеличения длительности кампании 81
3.1. Расчетная модель реактора типа абв 81
3.2. Применение различных топливных композиций без изменения конструкции твс и активной зоны в целом 83
3.2.1. Параметры топливных композиций 83
3.2.2. Длительность кампании и выбег реактивности 89
3.2.3. Состав выгружаемого топлива , 92
3.2.4. Топливоиспользование 94
3.3. Модернизация активной зоны с топливом на основе диоксида урана 96
3.3.1. Увеличение количества ТВС в реакторе 96
3.3.2. Увеличение загрузки теэлов в ТВС 97
3.3.3. Характеристики модернизированной активной зоны 99
4. Профилирование реактора типа абв размещением перспективных выгорающих поглотителей 101
4.1. Характеристики кампаний с уран-гадолиниевым топливом 102
4.1.1. Схемы профилирования , 102
4.1.2, Результаты вариантных расчетов 104
4.2. Характеристики кампаний с пленками диборида циркония 109
4.2.L Схемы профилирования 109
4.2.2. Результаты вариантных расчетов 110
4.2.3. Использование двух поглотителей: пленок диборида циркония и твэгов...112
4.2.4. Коэффициенты и эффекты реактивности 118
4.3. Характеристики кампаний с уран-эрбиевым топливом 121
4.3.1. Схемы профилирования 121
4.3.2. Применение двух выгорающих поглотителей: оксида эрбия и оксида гадолиния 128
4.3.3. Значения коэффициентов неравномерности энерговыделения ...130
4.3.4. Влияние диффузионного приближения и гомогенизации ячеек и ТВС на характеристики начального состояния реактора типа АБВ с профилированной активной зоной 133
4.4. Влияние физического профилирования топливной загрузки на
Характеристики кампании реактора 135
Заключение 139
Литература
- Проектирование и эксплуатация реакторов малой мощности
- Особенности пространственного разбиения
- Применение различных топливных композиций без изменения конструкции твс и активной зоны в целом
- Характеристики кампаний с пленками диборида циркония
Введение к работе
Актуальность работы по исследованию характеристик водо-водяных реакторов малой мощности обусловлена потребностью в разработке ядерных энергетических установок для автономного энергоснабжения и обеспечения жизнедеятельности, характеризующихся следующими особенностями:
способностью работать без перегрузки и перестановки топлива в течение достаточно длительного периода времени, выбранного с учетом факторов экономичности станции и энергетической безопасности;
отсутствием необходимости хранения свежего или отработавшего топлива на площадке атомной станции вне реактора, затруднением несанкционированного доступа к топливу в течение всего периода его присутствия на площадке атомной станции и транспортировки к месту работы и обратно, наличием проектных мер, способствующих применению гарантий МАГАТЭ;
повышением уровня безопасности, соответствующего масштабу возможного глобального распространения таких установок (что достигается за счет внутренне присущих свойств реактора н широкого применения пассивных систем безопасности), упрощением обслуживания и уменьшением персонала атомной станции.
Целью диссертационной работы является расчетное обоснование предложений по формированию топливных загрузок реактора малой мощности, которые обеспечивают увеличение длительности кампании и снижение запаса реактивности на выгорание.
льнля і
КА I
РОС НАЦИОНАЛЬНАЯ] БИБЛИОТЕКА СЇНт
О» н*
Достоверность полученных результатов подтверждается: верификацией разработанного модуля Structure3D по расчетам тестовой задачи C5G7 совместно с MCNP и рядом других детерминированных программ, а также по расчетам экспериментов на сборках 2R-6 и БФС-93-1,
сравнением рассчитанных по ПК CONSUL характеристик начального состояния реактора АБВ с результатами расчетов по аттестованным программам,
верификацией комплекса CONSUL по расчетам топливных загрузок и топливных циклов реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000, критических сборок и вычислительных тестов, сравнением полученных данных с результатами расчетов по аттестованным кодам,
применением комплекса CONSUL для обоснования характеристик модернизированных активных зон реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Научная новизна диссертационной работы состоит: в программной реализации решения уравнения переноса нейтронов балансным методом с дискретным представлением угловой зависимости потока нейтронов на границе расчетной ячейки (PSn-метод) для расчета в реальной геометрии критических сборок и малогабаритных водо-водяных реакторов (программа Structure3D), в использовании PSn-метода для расчета (по программе Structure3D) критической сборки БФС-93-1 и оценке отклонений- расчетных значений от экспериментальных данных,
в результатах сравнительных расчетных исследований влияния топливных композиций (интерметаллид урана, микротопливо, диоксид урана) на длительность кампании и запас реактивности на выгорание для активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ, а также в выборе по результатам данных исследований топливной композиции на основе диоксида урана с обогащением 8% по изотопу235и,
в расчетном обосновании увеличения длительности кампании и минимизации запаса реактивности на выгорание активной зоны водо-водяного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе U02 за счет применения перспективных выгорающих поглотителей:
пленок диборида циркония (ZrB2), твэлов с оксидом гадолиния (Gd203) и оксидом эрбия (Ег203)
Практическая ценность работы состоит в возможности использования программы Structure3D и результатов диссертации при проектировании ЯЭУ малой мощности, работающих без перегрузки и перестановки топлива в течение всего эксплуатационного периода, затрудняющих несанкционированный доступ к топливу на площадке атомной станции, а также характеризующихся применением пассивных средств для обеспечения безопасности и снижения запаса реактивности на выгорание.
Автором на защиту выносятся следующие положения: программная реализация PSn-метода решения уравнения переноса нейтронов в реальной геометрии критических сборок и ТВС отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов (программа Structure3D), и ее применение для расчета тестовой задачи C5G7, критических сборок Zr-б и БФС-93-1, а также начального состояния профилированного реактора малой мощности типа АБВ с топливом на основе U02,
результаты расчетных исследований характеристик выгорания реактора типа АБВ с различными видами топлива, рекомендации по выбору топливной загрузки для увеличения
кампании реактора типа АБВ более чем в два раза и снижения запаса
реактивности на выгорание до величины 2.5-3%,
оценка влияния диффузионного приближения и гомогенизации на
нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора
типа АБВ с профилированной активной зоной.
Реализация и внедрение результатов работы. Диссертационная работа выполнялась в процессе исследований по соглашению между руководством Камчатской области и ФГУ РНЦ «Курчатовский институт» в рамках работ по изучению возможности размещения в г. Усть-Камчатске
ПАТЭЦ ММ «Волнолом» с двумя РУ АБВ-б (Отчет ИЯР/РНЦ КИ, Инв. № 035-410/32 от 28.06.2000).
Программный модуль Structure3D использовался для расчета критического стенда УКС-1М в рамках исследовательской работы по проекту МНТЦ № I486 и для расчета критической сборки БФС-93-1 в работе по проекту МНТЦ №371.
Личный вклад автора заключается:
в создании программы Structure3D и развитии алгоритмов программного комплекса CONSUL,
в верификации программы Structure3D по расчетам тестовой задачи -C5G7 и критических экспериментов на сборках Zr-б и БФС-93-1, а также в выборе характеристик пространственно-угловой дискретизации для проведения реакторных расчетов по программе Structure3D,
в разработке топливных загрузок, которые обеспечивают снижение запаса реактивности на выгорание и увеличение длительности кампании водо-водяного интегрального реактора малой мощности типа АБВ,
в оценке влияния процедуры гомогенизации топливных ячеек и ТВС, а также, диффузионного приближения на нейтронно-физические характеристики начального состояния реактора малой мощности типа АБВ.
Апробация работы. Научные результаты и положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на следующих конференциях и семинарах: "Физико-технические проблемы ядерной энергетики" (Научная сессия МИФИ-98, Москва 1998); "Физические проблемы эффективного использования и безопасного обращения с ядерным топливом" (XI семинар по проблемам физики реакторов "Волга-2000" Москва, 2000); "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов" (Нейтроника-2001, Обнинск, 2001), "Advanced Reactors with Innovative Fuels" (Честер, Великобритания, 2001), "Малая энергетика Итоги и перспективы" (Москва, 10-11 октября 2001).
Проектирование и эксплуатация реакторов малой мощности
В 50 гг. XX века в СССР и США началась работа по созданию малых атомных электростанций для эксплуатации в труднодоступных и изолированных регионах мира, испытывающих трудности со снабжением органическими видами топлива. В рамках программы ядерного энергоснабжения армии США было построено восемь АСММ. В 60 -70 гг. в СССР были сооружены следующие реакторы: ТЭС-3, АРБУС, ВК-50 и ЭГП-6. Основные характеристики этих реаісгоров приведены в Табл. 1.1.
Мобильная атомная электростанция ТЭС-3 [16] электрической мощностью 1.5 МВт с водо-водяным реактором была разработана и изготовлена в 1957-1960. В целях минимизации объема строительных работ на месте при развертывании электростанции все основное оборудование (реактор, парогенераторы, циркуляционные насосы, турбогенератор, панель управления и т.д.) было размещено на четырех самодвижущихся гусеничных платформах с теплоизолированными корпусами фургонного типа. В 1961 ТЭС-3 была запущена и эксплуатировалась до 1966г. согласно запланированной программе, после этого электростанция была выведена из эксплуатации и переведена на хранение.
В 1961-1963 в НИИАРе (г, Димитровград) была разработана, изготовлена и запущена экспериментальная, модульно-транспортабельная реакторная установка АРБУС для АЭС электрической мощностью 750 кВт. Реактор охлаждался органической жидкостью, циркулирующей по двум петлям, имеющим циркуляционные насосы и парогенераторы. Вырабатываемый в парогенераторах насыщенный пар поступал в турбогенератор, конденсат возвращался в парогенераторы.
На установке АРБУС-АЭС накоплен большой опыт работы с органическими теплоносителями. Испытаны три вида теплоносителей: газойль, гидротерфенил и дитолилметан. Опыт эксплуатации установки показал, что в первом контуре такого реактора из-за низкой коррозионной активности теплоносителя можно использовать обычные углеродистые стали. Наведенная активность теплоносителя и отложений в нем низка, что обеспечивает доступ к основному оборудованию при его обслуживании. Высокая температура кипения и низкая упругость паров используемых органических жидкостей позволяют проектировать оборудование первого контура на давление не выше 1МПа. Это практически исключает аварии с разрывом корпуса или трубопроводов.
Большие температурные запасы до кипения исключают вскипание теплоносителя при потере давления в корпусе реактора, но у органических теплоносителей есть специфические недостатки [17]. Теплофизические свойства органических жидкостей хуже, чем у воды. Под действием излучения и высокой температуры в теплоносителе протекают процессы, аналогичные крекингу нефтепродуктов, безвозвратные потери органического теплоносителя в реакторе составляют - 1 кг на 1 МВтчас выработанной тепловой энергии. Продукты радиационно-термического крекинга (ПРТК) накапливаются в теплоносителе и могут осаждаться на нагретых поверхностях, образуя смолистые отложения на тепловыделяющих элементах.
Для поддержания качества органических жидкостей была разработана система очистки теплоносителя от ПРТК, а также организовано их постоянное выведение и подпитка первого контура. В Табл. 1.2 приведены основные характеристики реактора АРБУС-АСТ.
Органические жидкости являются хорошими замедлителями нейтронов, это позволило спроектировать для реактора АРБУС компактную активную зону. Нейтронно — физические характеристики активной зоны приведены в Табл. 1.3.
В ходе эксплуатации подобных систем в США также были обнаружены нерастворимые отложения типа кокса на поверхности тепловыделяющих элементов (явление Fauling). В связи с этим, был выполнен комплекс исследований для определения механизмов этого процесса, были выбраны и пробовались на практике методы очистки активной зоны от отложений. Результаты эксплуатации таких систем содержали сомнение в возможности реакторов этого типа эксплуатироваться надежно в течение длительного времени.
Наибольшую практическую пользу принесла Билибинская АТЭЦ с четырьмя водо-графитовыми реакторами ЭГП-6, введенная в эксплуатацию в 70 гг. прошлого века и являющаяся в настоящее время основой изолированной Чаун-Билибинской энергосистемы. Установленная электрическая мощность станции 48 МВт при одновременном отпуске тепловой энергии до 78 МВт [18]. В течение всего эксплуатационного периода реакторы Билибинской АТЭЦ участвуют в регулировании ежедневного графика электрической нагрузки. На Рис. 1.1 приведен суточный график изменения электрической мощности Билибинской АТЭЦ.
В связи с этим, активная зона и основное оборудование реактора работают в переходных режимах по тепловой мощности, температуре и паро-производительности.
Максимальная тепловая мощность реактора ЭГП-6 составляет 62 МВт. ЭГП-6 является канальным водо-графитовым реактором, генерирующим насыщенный пар в одноконтурной системе. Основные характеристики приведены в Табл. 1.4.
Кладка реактора состоит из графитовых блоков 200x200 мм и имеет форму цилиндра диаметром 6м и высотой 5.2 м, загружаемые в кладку топливные каналы и каналы с поглощающими стержнями СУЗ образуют цилиндрическую активную зону.
Топливный канал реактора состоит из шести твэлов трубчататой конструкции, которые располагаются в графитовых втулках. Хотя трубчатые твэлы не обладают высокими экономическими характеристиками по сравнению с твэлами стержневого типа с керамическим топливом, они демонстрируют ряд преимуществ в режиме работы с систематическими изменениями тепловой мощности [19]. Трубы твэлов выполнены из стали ОХ18Н10Т, их размеры 012x0.6 мм и 020x0.3 мм. Внутри труб в магниевой матрице был диспергирован (— 50% об.) уран молибденовый сплав (9 весовых % молибдена). Позднее в процессе эксплуатации интерметаллидное топливо было заменено керметным.
Эксплуатация капиталоемких атомных электростанций в переменном режиме сопровождается ухудшением экономических показателей. Кроме того, работа реактора на переменной тепловой мощности связана с рядом технологических трудностей и может привести к снижению ресурсной надежности основного оборудования. Альтернативным подходом к решению проблемы покрытия переменной части графиков электрических и тепловых нагрузок является аккумулирование энергии в периоды снижения нагрузок с последующей выдачей ее потребителю при максимуме нагрузки. При этом предполагается, что скорость изменения тепловой мощности реактора значительно снижается и основное оборудование энергоблока работает практически при постоянной тепловой нагрузке.
Особенности пространственного разбиения
Количество радиальных слоев в каждой из колонн может варьироваться от одного слоя до значения, определяющего размерность соответствующего массива в компьютерной реализации, в то же время аксиальное разбиение на расчетные зоны должно быть одинаковым для всех колонн.
Азимутальное разбиение соответствует геометрии сечения расчетной колонны. Для гексагональной геометрии количество точек в азимутальном направлении равно шести, для квадратной геометрии — восьми.
Таким образом, программа позволяет проводить нейтронно-физические расчеты гексагональных и квадратных решеток стержней (твэлов, пэлов, свп и т.д.) в реальной геометрии.
В более сложных случаях, когда в рассчитываемой области находятся ряд гексагональных решеток со своими значениями шага, используется алгоритм сшивки (трансформации) токов на внешних и внутренних границах решеток, который был заимствован автором из работ [12,59].
Для корректного описания геометрических нюансов, решение уравнения переноса находится также в дополнительных расчетных ячейках, используемых для формирования плоских границ между подсистемами с регулярным расположением материалов. Они являются призмами, имеющими треугольное, четырехугольное или пятиугольное сечение.
На Рис. 2.4 приведена схема пространственного разбиения для системы подобной критической сборке БФС. Гексагональные блоки могут иметь собственную дискретизацию (см. Рис. 2.2). Когда 6 секторов расчетной системы имеют одинаковую геометрию, материальный состав и граничные условия, можно рассматривать только 60-градусный сектор.
Расчет сложных систем типа БФС или полномасштабный гетерогенный расчет реактора малой мощности типа АБВ разлагается на серию расчетов подсистем с регулярным расположением материалов. Расчет каждой такой подсистемы использует втекающие токи из соседних подсистем и формирует в свою очередь вытекающие из данной подсистемы токи, а также ряд функционалов нейтронного поля. Одним из этих функционалов является генерация нейтронов деления в данной подсистеме (например, ТВ С), сумма этих величин используется для нахождения очередного значения Кэфф в процессе внешних итерацийКартограмма относительных отклонений энерговыделения топливных блоков при расчете по Structure2D от решения MCNP Как следует из Рис. 2.11, основная погрешность в распределении энерговыделения при расчете тестовой задачи по программе Structure2D сосредоточена на периферии сборки, на границе с отражателем (см. Рис. 2.6).
В этой области наблюдается существенная перестройка спектра нейтронов благодаря утечке быстрых нейтронов в отражатель и поступлению большого количества тепловых нейтронов из отражателя. Вследствие этого периферийные топливные ячейки критической сборки характеризуются значительными градиентами плотности потока нейтронов (см. Рис. 2.12). Следует заметить, что пространственная дискретизация топливных ячеек при расчете по программе Structure2D была одинаковой и не менялась в зависимости от расположения ячейки в сборке.
Рис. 2.12 Схема дискретизации топливной ячейки при расчете тестовой задачи C5G7 по программе Structure2D: 1-топливо-оболочка; 2-замедлитель
Таким образом, значительное изменение плотности потока нейтронов в периферийных областях сборки приводит к увеличению погрешности в аппроксимации источника нейтронов в элементарных расчетных ячейках.
Этот фактор проявляется не только в увеличении погрешности локального энер го выделения топливных блоков на границе с отражателем, но и в увеличении коэффициента размножения нейтронов по сравнению со значением Кэфф при расчете по MCNP. Для более точного расчета необходимо увеличить пространственное разбиение граничных ячеек. m
Двумерные расчеты (с аксиальным баклингом) конфигурации № 110 проводились автором в приближении 31 группы нейтронов на основе макроконстант подготовленных программой Getera. В области замедления для описания спектра нейтронов использовались 22 группы, т.е. свертка констант в этой энергетической области не проводилась. В тепловой области проводилась свертка 100-групповой библиотеки тепловых констант в 9 энергетических групп. Были проведены следующие расчеты конфигурации №110: гомогенизация ячеек программой GETERA и диффузионный расчет сборки по программе Panorama2 (см. стр. 48), . гомогенизация ячеек программой GETERA и вариантные расчеты сборки в транспортном приближении PSn-методом по программе Structure2D, подготовка программой GETERA макроконстант топлива, оболочки и замедлителя, а затем вариантные расчеты сборки в реальной геометрии по программе Structure2D (PSn-методом в транспортном приближении). В ходе расчетов конфигурации PSn-методом проводилась вариация пространственно-угловой дискретизации сборки. Экспериментальные данные и результаты расчетов включают значения Кэфф и распределение энерговыделения твэлов вдоль двух направлений: X и Y (см. Рис. 2.13).
На Рис. 2.14 приведены экспериментальные данные и результаты расчетов в диффузионном приближении для конфигурации № ПО. На Рис. 2.15 приведены экспериментальные данные и результаты расчетов конфигурации PSn-методом с использованием процедуры гомогенизации и 1 точки на ячейку, а также 36 угловых направлений на полусфере.
Рис. 2.16 и Рис. 2.17 содержат экспериментальные данные и результаты расчетов сборки PSn- методом для гетерогенных вариантов пространственного разбиения. На первом графике приведены данные для расчетного варианта, в котором в блоке выделяются 6 точек, 6 точек в замедлителе и 36 угловых направлений на полусфере. На втором графике - 12 в топливе, 12 в замедлителе и 72 угловых направления на полусфере. Результаты проведенных расчетов в сравнении с экспериментальными данными также проанализированы в Табл. 2.4, где показаны параметры отклонений расчетных данных от экспериментальных величин (минимальное, максимальное и среднеквадратичное) и значения Кэфф.
Применение различных топливных композиций без изменения конструкции твс и активной зоны в целом
Интсрметаллид. В основном варианте реактора АБВ используется интер металл-топливная композиция, представляющая собой металлическую урановую крошку, интегрированную в циркониевую матрицу. Величина объемной доли топлива в металлической матрице влияет на прочностные свойства твэлов и их способность удерживать продукты деления. Таким образом, топливные композиции этого типа имеют ограничение по объемной плотности урановой крошки, размещаемой в топливной матрице. Принимая это во внимание, при выполнении расчетных исследований автором рассматривались характеристики топлива, декларированные для ректора АБВ-6, т.е. увеличение содержания 23iU достигалось посредством повышения обогащения топлива.
Рассмотрены два варианта с интерметаллидным топливом: вариант близкий по своим характеристикам к прототипу - с обогащением 17%, и вариант с максимально допустимым, по требованиям МАГАТЭ, обогащением - 21% по 235U.
Параметры стартовой загрузки для варианта близкого к прототипу приведены в Табл. 3.1. Параметры стартовой загрузки для интерметаллидного топлива с обогащением 21 % приведены в Табл. 3.2.
Диоксид урана. Другой вариант топлива - стандартное топливо реактора ВВЭР - таблетки из диоксида урана. При эксплуатации реакторов типа АБВ в режиме однократных топливных загрузок, без перегрузок и перестановок топлива на площадке, глубина выгорания выгружаемого топлива будет примерно вдвое меньше в сравнении с проектным топливным циклом реактора ВВЭР-440. Ограничением для этого вида топлива сейчас является максимальная средняя по ТВ С глубина выгорания выгружаемого топлива - примерно 55 МВтхсут/кг U [66]. Это позволяет рассмотреть вариант с более высоким обогащением загружаемого топлива, причем максимальная величина начального обогащения топлива должна быть такой, чтобы глубина выгорания выгружаемого топлива не превышала ограничения в 50 МВтхсут/кг U.
В то же время, в ОАО «ТВЭЛ» ведутся работы по обоснованию перевода реакторов ВВЭР-1000 на увеличенную кампанию топлива и повышение средней глубины выгорания до 60-65 МВтхсут/кги [67].
В этом разделе впервые рассмотрены два варианта загрузки из диоксида урана: вариант топлива близкий к используемому в настоящее время в ВВЭР-440 топливу с обогащением 4.4%, и вариант с обогащением - 8% по U. Параметры топливной загрузки с обогащением 4.4% по U приведены в Табл. 3.3. Данные топливной загрузки с обогащением 8.0% по U приведены в Табл. 3.4.
Микротопливо. Топливо на основе микротвэлов является наиболее надежным по отношению к удержанию продуктов деления [68]. Микротвэлы представляют собой сферические частички уранового топлива (диаметром 500-1000 мкм), окруженные защитными покрытиями из пироуглерода и карбида кремния. Микротвэлы размещаются в графитовой матрице (топливном компакте).
Основным недостатком этого вида топлива является низкая доля топлива. Практически, максимально возможная объемная доля микротвэлов в компакте не превышает 50%. Объемная доля топлива в микротвэле составляет порядка 30-40%. В результате объемная доля топлива в компакте составляет около 20%. Для реактора АБВ определяющую роль, с точки зрения увеличения кампании, играет возможность размещения в активной зоне максимально большого количества изотопа урана 233U. Здесь рассматривается предельный вариант для топливных композиций с микротвэлами: максимально возможное размещение в активной зоне топлива (обогащение 21%, диаметр керна микротвэла-1000 мкм, объемная доля микротвэлов в топливном компакте 50%).
Основные характеристики твэл, кассеты, реактора для топлива с микротвэлами (обогащение 21%) приведены в Табл. 3.5.
Водогурановое отношение наряду с обогащением топлива играет важную роль в определении спектральных характеристик активных зон: воспроизводства вторичного ядерного топлива, эффектов и коэффициентов реактивности и т.д. В данной работе водо-урановое отношение вычисляется автором по следующей формуле: Рассчитанные автором значения водо-уранового отношения и отношения количества ядер водорода к ядрам U для реактора АБВ с топливными композициями, рассмотренными в Табл. 3.1-Табл. 3.5, приведены в Табл. 3.6.
Реакторы типа АБВ по своим нейтронно-физическим характеристикам близки к обычным водо-водяным реакторам. Выполненные с участием автора [69] по различным программам расчеты некоторых конкретных состояний кассеты и реактора показали хорошее согласие результатов (см. Табл. 3.7). При этом предполагалась прямая замена топливной композиции прототипа (реактора АБВ) на рассмотренные в п. 3.2.1 виды топлива без изменения конструкции ТВС и реактора в целом. В каждой из 55 ТВС (см. Рис. 1.10) были размещены 6 борных и 6 гадолиниевых СВП, их свойства приведены в Табл. 1.11.
Для начальной загрузки прототипа активной зоны (все кассеты одинаковы) расчетные значения коэффициента размножения нейтронов хорошо согласуются. Достаточно хорошее согласие достигается и в расчетах полей энерговыделения. В Табл. 3,8 приведены расчетные значения коэффициента размножения нейтронов и распределение относительной мощности кассет, полученные по различным программам для начального состояния активной зоны реактора
Характеристики кампаний с пленками диборида циркония
Проведенные автором расчеты кампаний реактора типа АБВ показали, что профилирование активной зоны пленками диборида циркония с естественным обогащением бора (1В) характеризуется 10% выбегом реактивности, но в то же время практически не уменьшает период работы реактора.
Переход на однородную зону (2В) уменьшает выбег реактивности до 6%, однако период работы реактора сокращается на 200 эфф. суток.
Обогащение бора изотопом В до 36% (вариант ЗВ) при одновременном профилировании активной зоны снижает выбег реактивности до 4.5% и увеличивает период работы реактора по сравнению с предыдущим вариантом до 2400 эфф. суток.
Введение трех зон профилирования в четвертом варианте (4В): внешней, без выгорающего поглотителя, средней, с естественной концентрацией 10В и внутренней, обогащенной В до 49% позволило убрать выбег реактивности. С временной точки 400 эфф. суток до конца работы реактора Кэфф не превышает 3%.
Как видно на Рис. 4.8, это решение существенно снизило запас реактивности на выгорание.
В целом, выбег реактивности при использовании пленок диборида циркония исчезает совсем или оказывается меньше, чем при использовании только твэлов с гадолинием. При обогащении бора выбег реактивности исчезает совсем (варианты ЗВ и 4В), С другой стороны, в отличие от гадолиния в твэлах, к концу кампании в пленках диборида циркония остается некоторое количество изотопа 10В, который укорачивает длительность кампании реактора примерно на 200-250 суток.
Из рассмотренных вариантов топливных загрузок последний (вариант 4В) является наиболее перспективным, однако он имеет недостатки. Необходимо, во-первых, снизить уровень избыточной реактивности в начале работы (до 400 эфф. суток) и, во-вторых, увеличить время работы реактора, чтобы не проигрывать по сравнению с другими вариантами топливной загрузки. Например, по достаточно низкому уровню выгорания центральной ТВ С можно сделать однозначный вывод, что максимальное содержание изотопа 1(УВ к концу кампании находится в центре активной зоны (см. Табл. 4.2).
Для уменьшения Кэфф в начальный период, автором было решено добавить в топливную загрузку некоторое количество твэлов с гадолинием. В целях более глубокого выгорания топлива в центральной части активной зоны, также было решено снизить обогащение бора изотопом 10В в пленках центральной ТВС с 49% до естественного уровня. В результате был получен следующий вариант топливной загрузки [72]. В твэлах 31 ТВС были использованы топливные таблетки с нанесенным на их поверхность слоем диборида циркония толщиной 20 мкм как с естественным содержанием 10В, так и с обогащением бора до 49% по изотопу 10В (см. Рис. 4.9). В 6 ТВС, не содержащих пленок диборида циркония, были размещены 12 твэгов с 8% весовой концентрацией Gd203 естественного изотопного состава. Периферийные А, ТВС не содержат выгорающих поглотителей. Во всех кассетах, кроме крайней под номером 11 (см. Рис. 4.1) в 6 ячейках находились направляющие каналы ОР СУЗ. Характеристики топливного цикла для данного варианта загрузки приведены в Табл. 4.3 и на Рис. 4.10, Рис. 4.11, Рис. 4.12 в сравнении с вариантом без выгорающих поглотителей для данного реактора.
Как видно из Табл. 4.3, профилирование активной зоны с использованием выгорающих поглотителей существенно уменьшает неравномерность выгорания топлива, а также снижает неравномерность распределения мощности в кассетах. Вместе с тем, выгорающий поглотитель в пленках диборида циркония выгорает к концу кампании не до конца. Уменьшение составляет 2.3 МВтсут/ кг U или примерно 150 эфф. сут. (2400 для варианта с ВП против 2550 без ВП). Эффект недовыгорания связан с остаточной концентрацией В в реакторе, составляющей 5-10% от первоначальной. При учете оперативного запаса реактивности на регулирование ( 0.5%) и погрешности расчета Кэфф ( 1%) кампания реактора без выгорающих поглотителей уменьшается на 150 эфф. суток (до 2400 эфф.суток), кампания реактора со схемой размещения выгорающих поглотителей (см. Рис. 4.9) уменьшается на 300 эфф. суток (до 2100 эфф. суток). При этом эффект недовыгорания увеличивается с 150 до 300 эффективных суток, однако запас реактивности на выгорание уменьшается с 3% до -1.5%.
