Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Физика парового коэффициента (эффекта) реактивности 24
1.1 Паровой коэффициент реактивности бесконечной решетки 26
1.2 Зависимость парового коэффициента реактивности от выгорания топлива..ЗЗ
1.3 Зависимость коэффициента размножения нейтронов однородной решетки от плотности воды 35
1.4 Изменение характеристик по высоте активной зоны. Связь между аф и эффектом обезвоживания 37
1.5 Коэффициенты реактивности и нестабильность энергораспределения 39
1.6 Способы воздействия на паровой коэффициент реактивности 41
1.7 Влияние структуры загрузки на коэффициенты реактивности 43
1.8 Влияние распределения запаса реактивности на паровой коэффициент и другие характеристики РБМК 46
1.9 Оптимизация поканального распределения расходов теплоносителя 47
1.10 Роль парового эффекта реактивности в Чернобыльской аварии 48
Выводы к главе 1 50
Глава 2. Поиск оптимального способа уменьшения парового эффекта реактивности. Разработка уран-эрбиевого топлива 51
2.1 Изменение характеристик РБМК в результате мероприятий по повышению безопасности 51
2.2 Классификация способов воздействия на паровой коэффициент реактивности и эффект обезвоживания ТК 55
2.3 Методическая база для сравнения вариантов
2.3.1 Расчет ячейки реактора и подготовка двухгрупповых констант 57
2.3.2 Одномерная модель для расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа ARCAN) 61
2.3.3 Трехмерная модель расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа COMAR) 63
2.4 Сравнение различных способов уменьшения парового эффекта реактивности в действующих реакторах 65
2.4.1 Повышение обогащения топлива : 66
2.4.2 Повышение плотности топлива 67
2.4.3 ТВС из 36 твэлов («плотные пучки») 69
2.4.4 Увеличение диаметра твэлов и канала 70
2.4.5 Использование стали в конструкции ТВС 73
2.4.6 Резонансные поглотители вне топлива 74
2.4.7 Уран-плутониевое топливо 76
2.4.8 Использование тория 77
Выводы к п.2.4 78
2.5 Выбор выгорающего поглотителя для топлива РБМК 80
2.5.1 Сравнение гадолиния и бора 80
2.5.2 Изучение влияния выгорающих поглотителей на эффект обезвоживания РБМК. Выбор эрбия 82
2.5.3 Свойства эрбия 86
2.5.4 Оптимальное размещение эрбия в ТВС 91
Выводы к главе 2 92
Глава 3. Работы по обеспечению внедрения и сопровождению эксплуатации уран-эрбиевого топлива 94
3.1 Выбор обогащения топлива и содержания эрбия 95
3.2 Выбор размеров опытных партий и обоснование безопасности их загрузки 96
3.3 Моделирование и оптимизация процесса перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо 99
3.3.1 Методика расчетов 99
3.3.2 Оптимизация темпа и порядка выгрузки ДП 100
3.3.3 Изменение характеристик реактора в переходном периоде 102
3.3.4 Проверка эффективности замены ДП на эрбий расчетами методом Монте-Карло 106
3.4 Разработка стратегии и научно-техническое сопровождение перевода реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо 107
3.4.1 Этапы перехода на уран-эрбиевое топливо 107
3.4.2 Научно-техническое сопровождение внедрения эрбия
3.5 Анализ аварий реактора с уран-эрбиевым топливом 112
3.6 Сочетание перехода на уран-эрбиевое топливо с другими мероприятиями по совершенствованию активных зон РБМК 115
3.6.1 Кластерные и кобальтовые ДП 115
3.6.2. Циркониевые дистанционирующие решетки 116
3.6.3 Стержни с ленточным поглотителем (сборка 2477) 117
3.6.4 Стержни КРО 122
3.6.5 Снижение оперативного запаса реактивности 122
3.6.6 Роль уран-эрбиевого топлива в обеспечении других мероприятий по совершенствованию активной зоны РБМК 124
3.7. Повышение обогащения уран-эрбиевого топлива 125
3.8 Экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива 129
3.8.1 Зависимость стоимости ТВС от обогащения 129
3.8.2 Экономический эффект для стационарного режима перегрузок 133
3.8.3 Изменение экономического эффекта в процессе перехода на
уран-эрбиевое топливо 137
3.8.4. Оценка общего эффекта от внедрения уран-эрбиевого топлива 140
Выводы к главе 3 141
Глава 4. Анализ опыта эксплуатации уран-эрбиевого топлива и дальнейшие перспективы применения выгорающих поглотителей в РБМК 143
4.1 Игналинская АЭС 143
4.2 Ленинградская АЭС 153
4.3 Курская АЭС 164
4.4 Смоленская АЭС 167
4.5 Общие итоги внедрения уран-эрбиевого топлива на энергоблоках сРБМК-1000 169
4.6 Характеристики реактора при изменении мощности. Сокращение времени простоя после внепланового останова 173
4.7 Дальнейшее повышение выгорания топлива в РБМК. Профилирование обогащения и содержания эрбия 176
4.8 Уран-плутониевое топливо для РБМК с эрбием и другими выгорающими поглотителями 184
Выводы к главе 4 189
Глава 5. Оптимальное использование топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК 192
5.1 Этапы жизненного цикла реактора РБМК 192
5.2 Оптимальное дожигание топлива в начальном переходном периоде 195
5.2.1 Обзор литературы 195
5.2.2. Аналитическое решение задачи о расходе топлива в переходном периоде 199
5.2.3. Оценка максимального эффекта от дожигания топлива 207
5.2.4. Оптимизация режима дожигания 212
Выводы к п.5.2 216
5.3. Эффективное использование топлива при смене загрузки 218
5.3.1 Дожигание ранее выгруженного топлива без эрбия при переходе на уран-эрбиевое топливо 220
5.3.2 Использование ОТВС при ограничениях на срок службы сборок с уран-эрбиевым топливом 229
Выводы к п.5.3 232
5.4 Оптимальное использование топлива при выводе реакторов из эксплуатации 233
5.4.1. Использование топлива остановленного первого блока ИАЭС
на втором блоке 235
5.4.2 Оптимальное использование топлива при выводе АЭС с РБМК-1000
из эксплуатации 253
Выводы к п.5.4 268
Выводы к главе 5 269
Заключение 272
Список литературы
- Изменение характеристик по высоте активной зоны. Связь между аф и эффектом обезвоживания
- Трехмерная модель расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа COMAR)
- Выбор размеров опытных партий и обоснование безопасности их загрузки
- Характеристики реактора при изменении мощности. Сокращение времени простоя после внепланового останова
Введение к работе
Актуальность работы
Примерно половина электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях России, приходится на долю реакторов РБМК. Несмотря на масштабные планы развития ядерной энергетики на базе реакторов ВВЭР, реакторы РБМК будут играть важную роль еще в течение десятков лет. Повышение безопасности и эффективности их эксплуатации было и остается насущной необходимостью.
Хотя авария на 4-ом энергоблоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. поставила под сомнение само существование реакторов РБМК, предпринятые сразу после аварии меры по повышению безопасности позволили продолжить их эксплуатацию. Одной из важнейших мер было снижение парового коэффициента реактивности и эффекта обезвоживания топливных каналов путем установки в активную зону дополнительных поглотителей (ДП). Безопасность была повышена ценой уменьшения выгорания топлива, т.е., в конечном итоге, снижения экономичности топливного цикла. Поиск технического решения, позволяющего повысить не только безопасность, но и экономичность реакторов РБМК, являлся актуальной задачей.
В диссертации научно обоснованы новые технические решения, внедрение которых внесло значительный вклад в развитие ядерной энергетики.
Цель работы – повышение безопасности и экономичности реакторов РБМК путем оптимизации состава топлива и режимов его использования. Для достижения поставленной цели работа велась в следующих направлениях.
-
Поиск оптимального способа снижения парового коэффициента (эффекта) реактивности действующих реакторов РБМК, приведший к разработке уран-эрбиевого топлива.
-
Расчетные исследования по выбору содержания эрбия, оптимального режима перехода на новое топливо, обоснованию безопасности и экономичности РБМК с уран-эрбиевым топливом. Разработка стратегии внедрения уран-эрбиевого топлива.
-
Научное сопровождение перевода РБМК на уран-эрбиевое топливо, включающее прогнозные расчеты изменения характеристик реактора, анализ хода загрузки нового топлива, анализ и объяснение физических эффектов, связанных с внедрением уран-эрбиевого топлива.
-
Разработка режимов эксплуатации, повышающих эффективность использования топлива на разных этапах жизненного цикла РБМК.
Методы исследования, достоверность и обоснованность результатов
Для решения поставленных задач использовалась теория ядерных реакторов, аналитические и численные методы, математическое моделирование. Достоверность полученных результатов подтверждается опытом внедрения уран-эрбиевого топлива, сравнением предсказанных эффектов и прогнозных расчетов с результатами измерений на действующих реакторах, а также сравнением с расчетами по прецизионным программам и расчетами других авторов.
Научная новизна
Исследованы физические механизмы воздействия различных факторов на паровой коэффициент (эффект) реактивности.
Выбран выгорающий поглотитель – эрбий, позволяющий при добавлении в топливо РБМК одновременно повысить безопасность за счет уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности и выравнивания энерговыделения и экономичность за счет повышения обогащения и глубины выгорания топлива. Доказано, что предложенное техническое решение является наилучшим (оптимальным) в условиях действующих реакторов РБМК.
Разработан порядок перевода реакторов на новое топливо, позволяющий поддерживать характеристики реактора в допустимых диапазонах. Разработана стратегия внедрения и дальнейшего совершенствования уран-эрбиевого топлива с учетом других мероприятий по повышению безопасности, предусматривающая поэтапное повышение обогащения.
Выполнено экономическое обоснование внедрения уран-эрбиевого топлива и повышения его обогащения.
Выполнено исследование влияния эрбия на поведение РБМК в переходных режимах.
Предложено и внедрено новое топливо, существенно улучшившее характеристики РБМК.
Исследованы характеристики РБМК-1000 с уран-плутониевым топливом и выгорающими поглотителями. Показано, что в этом случае вместо эрбия лучше использовать европий.
Поставлены и решены задачи оптимизации повторного использования (дожигания) топлива РБМК в течение всего срока службы реактора, начиная от пуска и заканчивая выводом из эксплуатации.
Разработан режим оптимального дожигания топлива из остановленного 1-го энергоблока Игналинской АЭС в реакторе 2-го энергоблока.
Сформулирована и решена задача об оптимальном использовании топлива при выводе АЭС с РБМК из эксплуатации.
Новизна предложенных технических решений подтверждается 12 авторскими свидетельствами и патентами.
Практическая ценность
Предложенное автором уран-эрбиевое топливо существенно повысило безопасность и экономичность реакторов РБМК, обеспечило возможность дальнейшего совершенствования топливного цикла (повышения глубины выгорания). Применение нового топлива позволило решить целый ряд проблем реакторов РБМК, таких как:
уменьшение парового коэффициента (эффекта) реактивности до допустимого по безопасности уровня без ущерба для экономики;
снижение расхода топлива и, как следствие, уменьшение скорости заполнения хранилищ отработавшего ядерного топлива;
улучшение эксплуатационных характеристик реактора (увеличение запасов до лимитирующих параметров, уменьшение выхода топливных сборок из строя, смягчение последствий аварий, облегчение управления нейтронным полем при перегрузках и др.).
Разработанные автором оптимальные режимы повторного использования топлива позволяют существенно сократить расход свежего топлива.
Внедрение результатов работы
Уран-эрбиевое топливо предложенного автором состава загружается с 1995 года на Игналинской АЭС, с 1996 года на Ленинградской АЭС и с 1999 года на остальных АЭС с реакторами РБМК. В настоящее время на АЭС с РБМК-1000 загружается топливо 2-го поколения (обогащение 2.8%), а на Игналинской АЭС - уже 3-го поколения. Топливо без эрбия для РБМК больше не производится. Состав топлива всех поколений и порядок его загрузки защищены патентами.
Расчеты автора совместно с сотрудниками РНЦ «Курчатовский институт» и НИКИЭТ явились основой обоснований безопасности и решений по загрузке опытных партий и полного перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо.
Разработанная автором последовательность перегрузки ТВС из 1-го блока во 2-ой блок Игналинской АЭС для их дожигания применяется в настоящее время. Предложенный режим перегрузки защищен патентом Литвы.
Апробация работы
Основные положения диссертации докладывались на следующих конференциях, совещаниях, семинарах:
Всесоюзные и международные семинары по проблемам физики реакторов (МИФИ, СОЛ “Волга”, 1984, 1989, 1995, 1997, 2000, 2002, 2004, 2006 г.г.);
Международная конференция по ядерной энергетике ICONE-4, март 1996;
Международный научно-технический семинар Ядерного общества «Уроки Чернобыля. Технические аспекты». Десногорск, 1996 г.;
Международная конференция «Состояние и перспективы развития производства топлива для атомных электростанций», Усть-Каменогорск, декабрь 1997 г.;
Международная конференция «Атомная энергетика на пороге ХХI века», г.Электросталь, 8-10 июня 2000 г.;
Семинар МАГАТЭ «Вопросы безопасности реакторов РБМК», Игналинская АЭС, Висагинас, Литва, 25-29 ноября 2002 г.;
Ежегодная конференция ОАО «ТВЭЛ» (ВНИИНМ), 2002 г.;
Научно-практический семинар «Опыт эксплуатации, совершенствование и повышение эксплуатационной надежности ядерного топлива РБМК. Состояние и перспективы», г.Электросталь, 23-25 апреля 2003 г.;
Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения», Москва-Курчатов, 19-22 октября 2004 г.,
а также опубликованы в виде статей в научных журналах и сборниках докладов на конференциях.
Работа по уран-эрбиевому топливу отмечена премией им. И.В.Курчатова в области научных исследований в 2007 году.
Объем и структура работы
Изменение характеристик по высоте активной зоны. Связь между аф и эффектом обезвоживания
Обратной стороной гибкости топливного цикла канальных реакторов является сложность состава активной зоны, присутствие в соседних каналах топлива разной глубины выгорания, что в конечном итоге увеличивает неравномерность энерговыделения, т.е. повышается энергонапряженность отдельных каналов, а значит, уменьшается запас до эксплуатационных пределов по некоторым лимитирующим параметрам.
Основные требования, предъявляемые к любым ядерным реакторам атомных станций, это безопасность и экономичность, причем приоритетом является именно безопасность. Данные категории охватывают массу аспектов. Требуемый уровень безопасности достигается путем целого ряда мер технического и организационного характера, как на стадии проектирования, так и при эксплуатации АЭС. Необходимым условием выполнения ужесточающихся в процессе развития ядерной энергетики нормативных требований безопасности является постоянная модернизация действующих реакторов. В полной мере это относится и к РБМК.
Уже в первые годы эксплуатации РБМК выявились две проблемы, которые условно можно назвать «проблемой парового коэффициента реактивности» и «проблемой более эффективного использования топлива». Паровой коэффициент (эффект)1 реактивности в реакторе РБМК оказался положительным и значительным по величине, что в конечном итоге снижало безопасность работы реактора, а первоначально выбранное обогащение топлива по 235U (1.8%) не обеспечивало высоких глубин выгорания, что приводило к значительному расходу ТВС (соответственно расходу урана и конструкционных материалов), быстрому заполнению бассейнов выдержки (БВ), увеличению затрат на хранение.
Область основных научных интересов автора диссертации относится к данным проблемам. Начиная с 80-х годов, им в соавторстве с другими исследователями анализировались различные способы уменьшения парового коэффициента (эффекта) реактивности, которые в конечном итоге привели к идее добавлять эрбий в качестве выгорающего поглотителя для уменьшения парового коэффициента. Использование выгорающего поглотителя позволило также снять проблему роста неравномерности энерговыделения при повышении обогащения и, тем самым, существенно увеличить глубину выгорания топлива в РБМК. Кроме того, для более эффективного использования топлива РБМК рассматривались возможности его дожигания (повторного использования) на разных этапах жизненного цикла реактора.
Влияние положительного парового коэффициента реактивности на безопасность РБМК впервые проявилось на первом энергоблоке Ленинградской АЭС в середине 70-х годов. Было замечено значительное снижение устойчивости поля энерговыделения в радиальном направлении, заключающееся в развитии перекоса по половинам реактора. Оператору приходилось часто выравнивать поле стержнями ручного регулирования.
Мерой неустойчивости поля энерговыделения является время развития первой азимутальной гармоники т0і. Эта величина снизилась до нескольких минут, что вызывало трудности управления реактором [3]. Теоретический анализ [4-ьб] показал, что основной причиной снижения устойчивости поля энерговыделения является увеличение парового коэффициента реактивности осф до величины в несколько эффективных долей запаздывающих нейтронов (3.
Положительная величина аф в стационарном режиме перегрузки топлива объясняется большой долей тепловых нейтронов в спектре, определяемой отношением количества топлива и замедлителя (уран-графитовым отношением). В период проектирования реактора РБМК шаг решетки выбирался, в первую очередь, из соображений наибольшей глубины выгорания топлива принятого в то время обогащения 1.8% по U. Кроме того, учитывались конструктивные возможности разводки большого количества труб над и под активной зоной. В результате был выбран шаг решетки каналов 250 мм. Как показал последующий опыт эксплуатации РБМК, «принятое в проекте уран-графитовое отношение не вполне оптимально с позиций управления реактором в переходных режимах» [7].
Начальная загрузка обеспечивала отрицательный паровой коэффициент реактивности, поскольку избыточная реактивность была скомпенсирована наличием в активной зоне большого числа ( 240 штук) дополнительных поглотителей (ДП). Отрицательная составляющая осф от утечки в ДП превышала положительную составляющую коэффициента размножения самой топливной решетки (подробнее об этом см. в п. 1.1). Однако затем, по мере роста выгорания топлива и в результате выгрузки ДП, паровой коэффициент начал увеличиваться, пересек нулевое значение и достиг значительной положительной величины. Следствием роста аф явилось снижение устойчивости поля энерговыделения". Для обеспечения управляемости реактора потребовалось даже на некоторое время задержать ДП в активной зоне [6].
Заметим, что подобные проблемы наблюдались ранее на канадском тяжеловодном реакторе с кипящей легкой водой в качестве теплоносителя (АЭС "Джентили"). Характерное время искажения полей составляло 2 мин на номинальной и -20 сек на 10%-ой мощности [8]. Основной причиной неустойчивости также был большой положительный паровой коэффициент реактивности. Проблема неустойчивости распределения энерговыделения была решена с помощью системы локальных регуляторов [8,9]. Однако несмотря на определенные успехи разработки таких систем, в конечном счете реактор был признан слишком сложным в управлении и выведен из эксплуатации.
В статье [7] академики А.П. Александров и Н.А. Доллежаль отметили два направления повышения стабильности энерговыделения в РБМК: приблизить уран-графитовое отношение к оптимальному и создать систему автоматического управления распределением мощности. Вторая задача была довольно быстро и успешно решена в конце 70-х годов [10,3]. С первой задачей (оптимизацией уран-графитового отношения) всё оказалось несколько сложнее. Разработанная конструкция реактора РБМК-1000 уже пошла в серию (строились блоки Курской, Чернобыльской АЭС, продолжалось строительство на Ленинградской АЭС), поэтому об изменении шага решетки не могло быть и речи. Наиболее радикальным (и вполне реальным на тот момент) решением было бы уменьшение количества графита в активной зоне за счет изменения геометрии графитовых блоков, что в конечном итоге и было реализовано в проекте активной зоны реактора 5-го блока Курской АЭС. Однако разработчики реактора пошли по другому пути.
Трехмерная модель расчета коэффициентов и эффектов реактивности (программа COMAR)
Описанные выше основные особенности парового коэффициента реактивности РБМК можно использовать для уменьшения его величины. При этом надо четко различать цели такого воздействия (что мы хотим: повысить стабильность энергораспределения или уменьшить эффект реактивности при обезвоживании?) и учитывать ограничения. Под ограничениями понимается необходимость поддерживать характеристики реактора в заданных эксплуатационных пределах. Важным является вопрос: насколько можно менять конструкцию, состав ТВС и активной зоны в целом? Некоторые изменения возможны при существенном пересмотре конструкции активной зоны, поэтому они могут быть реализованы только при проектировании новых реакторов типа РБМК. Другие изменения можно провести на действующих реакторах. В этом случае масштаб таких изменений может быть также разным. Например, может потребоваться изменение геометрических параметров ТВС и канала, состава топлива, либо можно ограничиться только некоторым изменением структуры загрузки активной зоны, распределения расходов теплоносителя по каналам и т.д. В последнем случае можно говорить об изменениях некоторых режимов эксплуатации реактора, но не о конструктивных изменениях.
Способы воздействия на осф активно обсуждались в конце 70-х, начале 80-х годов. Причем основное внимание уделялось снижению аф с целью повышения стабильности поля энерговыделения. Однако, в связи с внедрением системы локального регулирования актуальность этой темы ослабла. Это продолжалось до Чернобыльской аварии, которая потребовала кардинального пересмотра взглядов на допустимую величину парового коэффициента в РБМК. В одной из первых статей [11], посвященных теме воздействия на коэффициенты реактивности РБМК, в том числе и аф, отмечается, что кардинальным способом снижения парового коэффициента реактивности проектируемых реакторов было бы уменьшение шага решетки или плотности графита, позволяющее оптимизировать уран-графитовое отношение. Для действующих реакторов возможными путями воздействия являются: увеличение плотности топлива, в том числе переход на металлический уран, и повышение обогащения. Значительного снижения аф можно добиться, увеличивая число поглотителей в активной зоне, например, оставляя часть ДП и увеличивая оперативный запас реактивности. Однако при этом ухудшается баланс нейтронов, что приводит к снижению глубины выгорания топлива. Для более эффективного воздействия на осф предлагалось профилировать ДП по высоте. Отмечается сильное влияние на осф таких характеристик, как средняя плотность воды, форма распределения потока нейтронов по высоте, что позволяет оптимизировать эксплуатационные режимы с целью снижения аф.
Способы уменьшения парового коэффициента реактивности рассмотрены также в работе [6]. Кроме перечисленных, предлагаются такие способы, как использование укороченных ТВС повышенного обогащения, а также профилирование топлива по высоте (в центральной части обогащение выше).
В работе [27] исследуется влияние формы поля нейтронов на его устойчивость. Показано, что выравнивание радиального поля приводит к снижению его устойчивости, следовательно, для стабилизации нужно уменьшать радиус центральной выровненной зоны (зоны плато). Однако это приводит к росту коэффициента неравномерности энерговыделения по радиусу.
В работе [28] в качестве меры по повышению стабильности поля энерговыделения рассматривается целенаправленное изменение локальных коэффициентов реактивности по радиусу реактора. Учитывая, что первая азимутальная гармоника имеет максимум вблизи периферии активной зоны, предлагается снижать паровой коэффициент в кольцевой области на границе зоны плато и периферии. Кроме того, поскольку внешний контур оказывает стабилизирующее воздействие на энергораспределение [5], и неустойчивость сильнее проявляется по линии «север-юг» в плане активной зоны, предлагается выделить сектора, где воздействие на локальные коэффициенты наиболее эффективно. Подобный подход, сформулированный как оптимизационная задача, рассмотрен в работе автора [29].
Краткий анализ методов повышения устойчивости энергораспределения показывает, что реальными и относительно быстро выполнимыми мерами на действующем реакторе является задержка части ДП (включая оптимизацию их размещения) и формирование поля с более устойчивой формой. Более длительной, но также вполне реальной мерой, не требующей изменения конструкции ТВС и реактора, является повышение обогащения топлива. Остальные мероприятия требуют существенных изменений конструкции ТВС или активной зоны в целом, и, соответственно, длительных инженерных проработок.
Наиболее привлекают способы воздействия на динамические характеристики, которые можно реализовать на уровне выбора эксплуатационных режимов, не меняя конструкцию реактора и используя обычное топливо. Автором совместно с коллегами исследовалось влияние структуры загрузки активной зоны и поканального распределения расходов теплоносителя на паровой коэффициент реактивности. Результаты приведены в работах [30- 32].
Выбор размеров опытных партий и обоснование безопасности их загрузки
Таким образом, использование ТВС с увеличенным диаметром как твэлов, так и канала позволяет решить проблему снижения парового коэффициента и эффекта реактивности, т.е. избавиться от ДП, достигнуть проектного выгорания в топливе 2%-го обогащения или значительно увеличить выгорание при использовании топлива 2.4%-го обогащения (табл.2.4, варианты 12-И4). Данная модернизация требует изменения конструкции ТВС и каналов. Потенциальная возможность замены канальных труб на трубы увеличенного диаметра существовала в конце 80-х начале 90-х годов, т.к. для многих энергоблоков наступило время плановой замены каналов в связи с уменьшением зазоров между каналами, графитовыми кольцами и графитовыми блоками. Можно было бы реализовать данный проект, уменьшив толщину графитовых колец. Однако изменение конструкции ТВС требовало проведения большого комплекса работ, для которых не было ни времени, ни средств. Поэтому данный перспективный и экономически оправданный вариант остался нереализованным.
Сотрудниками ЛИЯФ было предложено заменить центральную несущую трубку ТВС на сплошной стальной стержень диаметром 18 мм [66]. Идея состояла в том, что при уменьшении плотности воды уменьшается диффузионное сопротивление слоя теплоносителя между стержнем и твэлами, что приводит к увеличению потока тепловых нейтронов в стержне. Увеличение поглощения нейтронов в стали снижает аф. Преимуществом данной конструкции по с равнению с обычными ДП, по мнению авторов, является невозможность извлечения этих поглотителей, что повышает безопасность реактора.
Данное предложение было проверено расчетами полиячейки по программам WIMS и MDC. Для 2%-го топлива замена центральной трубки на стальной стержень приводит к уменьшению Коо полиячейки на 0.052. Такое же уменьшение 1С» (что примерно эквивалентно одинаковым потерям в выгорании) можно получить при установке в реактор 98 ДП. В первом случае эффект обезвоживания уменьшается на 0.8-10" , а во втором на 1.0-10"", т.е. предлагаемый способ проигрывает в эффективности использованию обычных ДП.
Можно также использовать сталь в оболочках твэлов вместо циркониевого сплава. Поскольку сталь обладает лучшими прочностными свойствами, толщина оболочки может быть уменьшена с 0.9 мм до 0.45 мм. При сохранении наружного диаметра твэла загрузка топлива в ТВС может быть увеличена примерно на 15%. Для компенсации потерь в выгорании используется топливо повышенного обогащения (2.4%). Расчеты показали, что вариант стальных оболочек проигрывает даже штатному варианту 2%-го топлива с ДП. Еще больше экономические потери по сравнению с вариантом 2.4%-го топлива (табл.2.4, вариант 15).
Приведенные примеры показывают, что использовать обычный (нерезонансный) поглотитель более выгодно в отдельных каналах (ДП), а не размещать его в каналах с топливом, т.е. механизм воздействия на паровой эффект, связанный с изменением утечки сильнее, чем уменьшение доли захвата нейтронов водой.
Одним из способов снижения эффекта реактивности при обезвоживании топливных каналов является использование нуклидов, имеющих большое сечение поглощения в резонансной области энергий нейтронов (области замедления). Обезвоживание каналов приводит к сдвигу спектра нейтронов в область более высоких энергий, в связи с чем вклад резонансной области в поглощение увеличивается, что приводит к уменьшению парового эффекта реактивности. Резонансы в сечении поглощения в эпитепловой области энергий и области замедления имеет ряд редкоземельных элементов. Более подробно их сравнение рассмотрено в п.2.5. Вначале рассматривалось внетопливное использование резонансных поглотителей. Для этой цели удобен гафний, являющийся естественной примесью циркония5. Природный гафний содержит 6 изотопов: 174Hf, 176Hf, 177Щ 178Hf, 179Hf, 180Hf, большинство из которых обладает значительным резонансным захватом (резонансный интеграл примерно в 20 раз больше теплового сечения). Наиболее сильным поглотителем является Hf (его содержание в природном гафнии 18.4%), у которого имеется большой резонанс ( 2.3-104 барн) при энергии 1.1 эВ.
Предлагалось не очищать цирконий, используемый для изготовления оболочек твэлов, от гафния. Рассматривалось содержание гафния 1% и 1.5%. Характеристики реактора с повышенным содержанием гафния в оболочках приведены в табл.2.4 (варианты 16,17). Наличие гафния позволяет снизить число ДП по сравнению со штатным вариантом, но по глубине выгорания и экономическим показателям данный вариант проигрывает штатному. Т.е. использовать гафний в оболочках вместо ДП не целесообразно.
Сотрудники Игналинской АЭС (Литва) предложили в ДП вместо бористой стали использовать окись эрбия (Ег2Оз), также являющегося резонансным поглотителем. Наши расчеты показали, что такое применение эрбия бесперспективно, т.к. ДП с эрбием гораздо менее эффективны, чем штатные. Вместо этого нами было предложено использовать окись эрбия в стерженьках поглотителях (СП), помещаемых в центральную трубку ТВС. Диаметр СП 6 мм, плотность засыпки окиси 1.6 г/см . Расчеты показали (см. табл.2.4, вариант 18), что использование СП из эрбия позволяет выгрузить 50 ДП и снизить приведенные затраты на 2%. Этот вариант, в отличие от использования гафния, не проигрывает штатному, хотя и не имеет особых преимуществ, кроме снижения максимальной мощности ТВС со свежим топливом. Можно попытаться улучшить его за счет размещения и выбора концентрации эрбия.
Характеристики реактора при изменении мощности. Сокращение времени простоя после внепланового останова
Процесс перевода реакторов РБМК на уран-эрбиевое топливо требует длительного времени. За это время осуществляются также другие мероприятия по усовершенствованию активной зоны. Некоторые из них были начаты еще до перехода на новое топливо, другие начали внедряться уже в процессе перехода. Поскольку большая часть мероприятий, так или иначе, затрагивает физические характеристики активной зоны, необходимо было проанализировать, как они могут повлиять на процесс перевода реакторов на уран-эрбиевое топливо и на характеристики реакторов в стационарном режиме перегрузок.
Совпадение по времени загрузки ЭТВС с заменой штатных втулочных ДП на кластерные характерно только для реакторов РБМК-1000. В реакторах РБМК-1500 давно уже использовались только кластерные ДП. Кластерные ДП (ДНК), собранные из стерженьков, содержащих карбид бора, имеют более сильную поглощающую способность по сравнению со штатными ДП из бористой стали в виде втулок. В результате они сильнее снижают паровой коэффициент реактивности. По оценкам четверка ДНК воздействует на аф так же, как 5 ДП штатной конструкции. Поэтому при переходе на ДНК число дополнительных поглотителей в активной зоне может быть сокращено. Другим преимуществом ДНК является то, что они практически не выгорают за срок службы (800 эфф. суток), что обеспечивает стабильность характеристик и, в частности, осф. По оценкам, сделанным для 2-го блока ЛАЭС [92], выгорание втулочных ДП в течение 500 эфф.суток приводит к увеличению аф на 0.15р.
Переход на уран-эрбиевое топливо позволяет выгрузить все ДП. Поэтому присутствие ДП (штатных или кластерных) в зоне является временным. С другой стороны замена штатных ДП на ДПК позволяет ускорить выгрузку ДП в переходном периоде, т.к. в первую очередь выгружаются наименее эффективные штатные ДП с наибольшим выгоранием. Общее количество ДПК необходимо согласовать с планами загрузки ЭТВС.
На некоторых блоках РБМК-1000 (ЛАЭС) вместо ДП были загружены образцы для накопления радиоактивного Со (кобальтовые ДП). При этом бесполезно теряемые нейтроны используются для получения ценного изотопа. На переходный (достаточно длительный) период кобальтовые ДП можно сохранить в активной зоне. Что касается стационарного режима перегрузки уран-эрбиевого топлива, то в данном случае сохранение кобальтовых ДП может рассматриваться в качестве меры по компенсации роста аф в результате таких мероприятий, которые приводят к увеличению его величины (например, замена стержней регулирования на стержни с ленточным поглотителем (см.п.3.6.3), или уменьшение оперативного запаса реактивности). Расчеты показывают, что сохранение 20 кобальтовых ДП в активной зоне снижает аф на -0.3(3 и глубину выгорания на 3.5%, т.е. по своему воздействию на аф сохранение 20- -25 кобальтовых ДП компенсирует снижение оперативного запаса реактивности на 10 стержней (см. ниже).
В процессе перевода реакторов РБМК-1000 на уран-эрбиевое топливо обогащением 2.6% стальные дистанционирующие решетки предполагалось заменить на решетки из циркониевого сплава. Исследования показали, что при этом снижается скорость коррозии оболочек твэлов под решетками [162]. Кроме того, улучшается нейтронный баланс и, следовательно, возрастает глубина выгорания топлива. В РБМК-1500 кроме дистанционирующих решеток из циркониевого сплава можно также изготавливать интенсификаторы. Рост глубины выгорания влечет за собой увеличение аф. Необходимо было оценить влияние этого фактора на процесс перехода на уран-эрбиевое топливо.
В качестве примера рассмотрим характеристики 2-го блока ЛАЭС в стационарном режиме перегрузок для ЭТВС со стальными и циркониевыми дистанционирующими решетками (обогащение топлива 2.6%) [97]. Расчеты показали, что при переходе на циркониевые решетки глубина выгорания в РБМК-1000 возрастает на 3.3%. Паровой коэффициент увеличивается на O.ip. Примерно на столько же растет эффект обезвоживания КМПЦ. Остальные характеристики практически не меняются. Подобные расчеты проводились и для реактора РБМК-1500 [97]. Было показано, что замена нержавеющей стали в дистанционирующих решетках и интенсификаторах на цирконий приводит к увеличению глубины выгорания топлива на 5ч-6% и к увеличению осф на 0.15-0.20.
Таким образом, использование циркония вместо стали для изготовления дистанционирущих решеток ТВС РБМК-1000 не требует существенного пересмотра состава уран-эрбиевого топлива, т.к. переход на циркониевые решетки увеличивает осф всего на O.ip. Вариант ЭТВС 2.6%-го обогащения с циркониевыми решетками для РБМК-1000 был впоследствии реализован. В РБМК-1500 остался штатный вариант конструкции ТВС.
Стержни с ленточным поглотителем (сборка 2477) Стержни регулирования с ленточным поглотителем (сборка 2477) отличаются от штатных стержней СУЗ (сборка 2091) тем, что нижнее звено поглотителя выполнено из титаната диспрозия в виде пластин, а верхнее звено вытеснителя имеет уменьшенный диаметр по сравнению с остальными звеньями (рис.2.1). Благодаря этому, при полном погружении стержня поглотитель может наползать на вытеснитель, что позволяет увеличить длину вытеснителя и, тем самым, ликвидировать зазор ("столб воды") между поглотителем и вытеснителем, существующий в обычном стержне.
Ликвидация водяного зазора в каналах СУЗ позволяет улучшить ряд характеристик реактора. Во-первых, существенно уменьшается эффект обезвоживания контура СУЗ при работе на мощности. Во-вторых, увеличивается эффективность стержней СУЗ, т.к. при погружении стержня поглотителем заменяется вытеснитель, а не "столб воды" между поглотителем и вытеснителем. В-третьих, увеличивается глубина выгорания топлива, т.к. убираются лишние поглотители - "столбы воды" в каналах с извлеченными и частично погруженными стержнями. В-четвертых, увеличивается подкритичность остановленного реактора, поскольку из-за присутствия "столбов воды" в каналах с извлеченными стержнями топливо в верхней части активной зоны, дающей основной вклад в коэффициент размножения в подкритике, систематически не догорало. Повышение выгорания верхней части ТВС способствует увеличению подкритичности.
К недостатку перехода на стержни сб.2477 можно отнести увеличение аф, являющееся следствием ликвидации "столбов воды" и повышения глубины выгорания топлива. Данная особенность стержней подобного типа прогнозировалась еще до внедрения стержней сб.2477 и уран-эрбиевого топлива [163]. Увеличение аф потребовало бы компенсирующих мер, например, увеличения числа или поглощающей способности ДП. В случае перехода на уран-эрбиевое топливо компенсировать рост осф можно за счет выбора содержания эрбия.
