Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Особенности водоохлаждаемых энергетических реакторов с кипящим теплоносителем 14
1.1 Влияние параметров уран-водной решетки на характеристики
водоохлаждаемых энергетических реакторов 14
1.2. Особенности выбора топливных решеток корпусных кипящих реакторов 17
1.3 Актуальность физических исследований активной зоны 21
реактора ВК-50 21
1.4. Решаемая научно-техническая задача 26
ГЛАВА 2. Этапы модернизации активной зоны 29
2.1. Краткое описание технологической схемы 29
реакторной установки ВК-50 29
2.2. Описание конструкции реактора и элементов активной зоны 29
2.2.1. Активная зона 31'
2.2.2. Рабочие ТВС 31
2.2.3. Рабочие и аварийные органы СУЗ 32
2.2.4. Конструкция твэла 36
2.3. Основные этапы модернизации топливных сборок 37
2.3.1. Улучшение гидравлических и теплотехнических характеристик ТВС 38
2.3.2. Улучшение нейтронно-физических характеристик активной зоны (внедрение ТВС с ВТО 3,0) 40
ГЛАВА 3. Тестирование программных средств 41
3.1. Тестирование программы POP 42
3.2. Тестирование программ MCU-RFFI/A, MCU-RR и САПФИР-95 на критических экспериментах 45
3.3. Подход к расчетам для выбора конструкции ТВС 51
и расчетное сопровождение эксплуатации реактора ВК-50 51
ГЛАВА 4. Улучшение физических характеристик активной зоны за счет повышения водно-топливного отношения 54
4.1. Расчетное и экспериментальное обоснование новой уран-водной решетки ТВС 54
4.2. Расчетно-экспериментальные исследования на стационарных режимах работы реактора 58
4.3. Расчетно-экспериментальные исследования на динамических режимах работы реактора 60
4.3.1. Ввод положительной реактивности РО РР 60
4.3.2. Переходные процессы при изменении расхода пара 67
4.3.3. Изменение расхода питательной воды 75
ГЛАВА 5. Направление улучшения топливоиспользования с использованием современных конструкций ТВС LWR 86
5.1. Основные подходы и решения 86
5.1.1. Предпосылки для проведения модернизации ТВС 86
5.1.2. Основные критерии и положения, принятые при проведении расчётов ... 88
5.2. Результаты расчетов и предложения по 93
модернизации ТВС 93-
5.3. Расчетная схема, принятая для проведения расчетов 95
5.4. Конструкция ТВС 96
5.5. Результаты расчетов 97
5.6. Режим перегрузок и эксплуатационные характеристики активной зоны 98
Заключение 107
1. Программа FTORF (разработчик - РНЦ «КИ») 109
2. Программа БИПР-К (разработчик - РНЦ «КИ») 112
3. Программы MCU-RFFI/A и MCU-RR (разработчик - РНЦ «КИ») 114
4. Программы RORF (разработчик - ИАЭ) и САПФИР-95 (разработчик - НИТИ) 116
5. Программа САПФИР-95 117
Литература
- Особенности выбора топливных решеток корпусных кипящих реакторов
- Улучшение гидравлических и теплотехнических характеристик ТВС
- Расчетно-экспериментальные исследования на стационарных режимах работы реактора
- Основные критерии и положения, принятые при проведении расчётов
Введение к работе
Обеспечение населения и промышленности тепловой и электрической энергией является важнейшим условием функционирования экономики страны. Половина топливно-энергетических ресурсов страны расходуется на теплоснабжение. Подавляющая доля тепла в промышленных масштабах производится теплоцентралями, работающими на органическом топливе, при комбинированной выработке тепла и электроэнергии. Преимущество атомных энергоисточников, которое позволяет им успешно конкурировать в секторе электроэнергии, может быть сохранено и при их применении для централизованного теплоснабжения и теплофикации с замещением в топливно-энергетическом балансе страны высококачественного органического топлива, особенно в энергодефицитных регионах [1+6]. Ядерное топливо в качестве источника комбинированного производства тепловой и электрической энергии может решить проблемы энергообеспечения Северных и Северо-восточных районов страны. Отсутствие в этих районах железных дорог и автодорог круглогодичного действия, суровые климатические условия создают значительные трудности при эксплуатации источников энергии на традиционном органическом топливе. Размещение потребителей на больших расстояниях друг от друга и малая плотность населения делают совершенно нецелесообразным создание крупных централизованных источников энергии. Поэтому энергоснабжение обеспечивается за счет создания паротурбинных и дизельных электростанций, работающих на дорогом привозном топливе. В этих условиях имеются благоприятные технико-экономические предпосылки для сооружения АТЭЦ малой и средней мощности [1,2,4,6].
В качестве примера можно привести «Декларацию о намерениях по проектированию, сооружению и вводу в эксплуатацию атомной станции по производству тепловой и электрической энергии АТЭЦ в Архангельской области».
Использование атомных энергоисточников для централизованного теплоснабжения и теплофикации требует их максимально близкого расположения к
7 потребителям, а это накладывает особые требования к выбору типа реакторной
установки - ее надежности, безопасности и экономичности. В качестве АТЭ1Д предлагают и разрабатывают разные варианты атомных энергоисточников (плавучие АТЭЦ типа КЛТ-40, атомные станции теплоснабжения (АСТ-500), АТЭЦ на базе реакторов ВВЭР- ВВЭР-300 и др.). Одним из перспективных вариантов является использование АТЭЦ на базе корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя, которые называют реакторами типа ВК. Прототип такой установки-реакторная установка ВК-50 успешно эксплуатируется в ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» с 1965 года [7-J-12]. Организацией- разработчиком установки является ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Научным Руководителем - РНЦ «Курчатовский институт». В цитируемой литературе [7-М 2] детально изложены концептуальный замысел установки и опыт ее успешной эксплуатации. К основным факторам, которые делают корпусные кипящие реакторы перспективными для централизованного теплоснабжения и теплофикации, следует отнести то, что многие процессы (при нормальных режимах работы и аварийных ситуациях, возникающих при потере герметичности реакторного контура) в меньшей степени зависят от действий и возможных ошибок персонала. Процес-
сы - кипение замедлителя-теплоносителя и естественная циркуляция теплоносителя- определяют как особенности физики активной зоны , так и важнейшее качество - самозащищенность реакторной установки.
При проектировании активной зоны любого ядерного реактора актуальным является вопрос о выборе оптимальной топливной решетки. Правильный разумно взвешенный выбор конструктивных параметров активной зоны определяет не только безопасность установки, но и ее экономические показатели в целом. Как правило, параметры, обеспечивающие безопасность установки, находятся в противоречии с параметрами, повышающими экономические показатели. Обеспечение безопасности требует определенных экономических затрат. Это касается, прежде всего, прямых затрат на создание дополнительных систем безопасности, если внутренних свойств самозащищенности реактора в некото-
8 рых режимах недостаточно. Что характерно для корпусных кипящих реакторов
с естественной циркуляцией теплоносителя, то это - высокие саморегулирующие свойства, обусловленные значительным отрицательным паровым коэффициентом реактивности. Это положительное свойство снижает затраты на создание дополнительных систем безопасности, с одной стороны, а, с другой стороны - уменьшает выгорание топлива из-за компенсации реактивности при выходе на номинальный уровень мощности! Поэтому задача повышения выгорания важна для реакторов В WR и ВК.
Оптимизация топливной решетки корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя является достаточно сложной задачей. Сложность заключается в зависимости всех характеристик реактора от мощности, давления и положения органов регулирования. Даже незначительные изменения мощности и давления приводят к изменению распределения плотности замедлителя, что, в свою очередь, приводит к изменению спектра нейтронов (переменного по объему активной зоны) и изменению неравномерности энерговыделения.
Таким образом, актуальность научно-квалификационной работы обусловлена:
Необходимостью улучшения топливоиспользования в корпусных кипя-щих реакторах.
Применимостью экспериментальных данных по характеристикам активных зон корпусных кипящих реакторов с различным водно-топливным отношением (ВТО) для вновь создаваемых подобных реакторов.
Возможностью использования верифицированных программных средств для обоснования ряда проектов.
Применением рекомендаций по повышению выгорания подобных активных зон.
Цель работы - разработать и продемонстрировать на примере ВК-50 пути повышения экономичности установок с корпусным кипящим реактором пу-
9 тем выбора водно-топливного отношения (ВТО) с обеспечением требований по безопасности.
Для достижения поставленной цели были решены задачи:
Сделан анализ характеристик активной зоны реактора ВК-50 с ВТО, равным 2,2 (проектное решение).
Выбраны программные средства для расчетного исследования. Проведено их тестирование и проведены расчетные исследования топливной решетки активной зоны с различным ВТО.
З.На основе анализа результатов расчетов создана новая конструкция ТВС реактора ВК-50 с ВТО, равным 3,0.
Проведены расчетно-экспериментальные исследования характеристик активной зоны реактора ВК-50 с новыми ТВС, его экономической эффективности и безопасности.
Показаны способы улучшения топливоиспользования для проектируемых реакторов подобного типа.
Научная новизна
Развиты теоретические представления о влиянии ВТО применительно к проектной (исходной) конструкции ТВС корпусного реактора с естественной циркуляцией кипящего теплоносителя, а именно - показана эффективность повышения ВТО активной зоны реактора ВК-50 с 2,2 до 3,0.
Предложена и обоснована новая конструкция ТВС активной зоны реактора ВК-50 с ВТО 3,0 с подобранным расположением в ней водяных полостей, обеспечивающая улучшение экономических и эксплуатационных характеристик установки с сохранением свойств самозащищенности данного типа ядерных реакторов. Новизна технического решения защищена авторским свидетельством №1031348 от 12 июня 1981 г.
Получены расчетно-экспериментальные данные по характеристикам активной зоны водяного кипящего реактора с ВТО, равным 3,0, и выявлены
10 основные закономерности влияния этого параметра на нейтронно-физические
характеристики реакторной установки.
4. Выполнена верификация выбранного комплекса программных
средств для нейтронно-физических расчетов характеристик активной зоны
корпусного кипящего реактора ВК-50 , который рекомендуется для расчетного
сопровождения эксплуатации реактора.
Практическая значимость работы
Внедрена в практику эксплуатации РУ ВК-50 предложенная ТВС с ВТО, равным 3,0.
Опытом эксплуатации активной зоны реактора ВК-50 на основе ТВС с ВТО, равным 3,0, показано существенное улучшение экономических и эксплуатационные характеристик реакторной установки. Количество «свежих» подпи-точных новых ТВС для годичной кампании реактора уменьшено с ЗО-КЗб до _/ 18+24 штук. Выработка электроэнергии за кампанию повышена на ~20 %. Длительность эксплуатации ТВС в активной зоне реактора увеличена с трех до пяти лет с возрастанием выгорания выгружаемого топлива на ~25 %. ,
Внедрен комплекс программных средств для расчетного сопровождения эксплуатации на основе аттестованных и проверенных длительной практикой программных средств MCU и САПФИР-95.
Результаты выбора ВТО и полученные экспериментальным путем характеристики активной зоны рекомендованы для проектирования активной зоны корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя ВК-300. Разработаны предложения по дальнейшему совершенствованию нейтронно-физических характеристик реактора с использованием освоенных промышленностью и проверенных на практике твэгов. Выполнены обосновывающие нейтронно-физические расчеты стационарных режимов 1-й категории. Эти предложения подлежат дальнейшей проработке (расчеты режимов 2, 3 и 4 категорий) и экспериментальной проверке.
5. Экономический эффект в год по топливу составляет не менее 24 млн. рублей, по дополнительной выработке электроэнергии не менее 20 млн. рублей (в ценах 2007 г.).
Достоверность научных результатов
Результаты научных исследований основаны на использовании аттестованных и проверенных на практике расчетных программных средств и подтверждены как экспериментальными исследованиями, так и длительным (с 1985 года) опытом эксплуатации активной зоны РУ ВК-50 с водно-топливным отношением 3,0 в стационарных и переходных режимах.
Личный вклад автора заключается:
в расчетном обосновании активной зоны с ВТО 3,0 и в разработке технического решения на основе этих расчетов по конструкции новой ТВС, защищенной авторским свидетельством;
в непосредственном участии во внедрении ТВС с ВТО 3,0 на всех этапах от проектирования и изготовления до эксплуатации в активной зоне РУ ВК-50;
в непосредственном участии в разработке, организации и проведении экспериментальных программ по исследованию физических характеристик активной зоной с ВТО 3,0 как в стационарных и динамических режимах работы РУ ВК-50, так и вблизи границы резонансной неустойчивости;
в систематизации и анализе полученных экспериментальных данных и последующей их расчетной обработке;
во внедрении, освоении и тестировании программ FTORF, БИПР-К&РОР, БИПР-К&САПФИР-95, MCU RFFI/A и MCU RR для проведения оптимизационных расчетов и сопровождения реактора ВК-50;
в организации и личном участии в предложениях по дальнейшему улучшению топлнвоиспользовання, что выразилось в проведении расчетов физических характеристик активной зоны корпусных кипящих реакторов с применением ТВС с переменным аксиальным ВТО и выгорающих поглотителей на основе гадолиния (твэгов).
12 В работе приведены результаты расчетных и экспериментальных исследований, в получении которых автор принимал непосредственное участие. Автор самостоятельно ставил и формулировал задачи исследований в рамках программ совершенствования реакторов ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР», выполнял расчеты, совместно с персоналом реактора и сотрудниками научных отделов проводил измерения характеристик реактора, анализировал результаты. Является соавтором изобретения на тепловыделяющую сборку с водно-топливным отношением 3,0.
Основные положения, выносимые на защиту
Результаты расчетных нейтронно-физических исследований по выбору ВТО топливной решетки ТВС активной зоны реактора ВК-50.
Результаты экспериментальных исследований нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны реактора ВК-50 с повышенным ВТО, равным 3,0, подтверждающие результаты расчетов и показывающие, что в сравнении с ВТО, равным 2,2 , значительно повышается выгорание топлива.
Результаты экспериментальных исследований переходных (нестационарных) режимов реактора, показывающие, что повышение экономических параметров установки не повлияло на внутренние свойства самозащищенности.
Результаты верификации программных средств для сопровождения эксплуатации корпусного кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя (на примере реактора ВК-50).
Апробация работы
Основные положения и результаты диссертации докладывались на следующих научных конференциях и семинарах:
-на. юбилейном семинаре специалистов, посвященном 30-летию эксплуатации корпусного кипящего реактора с кипящей водой ВК-50, г. Димитровград, 1995;
13 -на семинаре «Нейтроника 2002», г. Обнинск, 2002;
-на отраслевом совещании «Использование и эксплуатация исследовательских реакторов», г. Димитровград, 2004;
-на научно-техническом семинаре по динамике ЯЭУ «Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов», г. Сосновый Бор, 2004;
-на международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, 2005;
-на отраслевом семинаре по динамике ЯЭУ «Водяной кипящий реактор: опыт эксплуатации, динамика и безопасность» г. Димитровград, 2005.
Публикации
По теме диссертации опубликовано 14 работ: 1 изобретение, 4 статьи в научно-технических журналах, входящих в Перечень ВАК изданий, в которых должны быть опубликованы материалы диссертаций, 1 препринт, 8 публикаций в сборниках трудов ГНЦ РФ НИИАР, конференций и семинаров.
Автор выражает благодарность научному руководителю В.М. Махину за помощь и советы в организации и выполнении расчетных и экспериментальных работ и в анализе результатов и их использовании, а также сотрудникам ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»: В.А. Цыканову, Г.И. Гаджиеву, П.Г. Аверьянову, B.C. Фофанову, В.М. Ещеркину, В.Е. Шмелеву, В.П. Садулину, Е.К. Якшину, И.И. Се-мидоцкому, Ю.Е. Ванееву, Н.А. Святкиной, СВ. Широкову, Е.В. Синявиной, Е.Г. Бреусовой за помощь в проведении расчетов и экспериментов, в консультациях, в сборе данных, в обсуждении результатов диссертации.
Особенности выбора топливных решеток корпусных кипящих реакторов
Имеется принципиальное различие проектов активных зон корпусных и канальных реакторов. В канальных реакторах (РБМК, CANDU) замедлитель (графит, бериллий (реактор МИР, MP), тяжелая вода) размещен за пределами ТВС, прилегает к корпусам каналов. Каналы установлены в замедлителе. Таким образом, легкая вода, в основном, выполняет функции теплоносителя. Ее доля выбирается с учетом решения вопросов теплосъема. Изменение плотности теплоносителя в каналах в результате кипения оказывает существенно меньшее влияние на размножающие свойства среды.
В корпусных реакторах (ВВЭР, BWR, ВК) вода является как замедлителем, так и теплоносителем. В настоящее время накоплен опыт физического расчета различных решеток реакторов ВВЭР: ВВЭР-210, ВВЭР-365, ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Этот опыт обобщен в работах [22-7-24]. В табл. 1.3 приведены основные сведения по уран-водным решеткам реакторов ВВЭР и PWR.
Применение гексагональной решетки, использование диоксидного уранового топлива с обогащением до 5 % по 235U, кластерной системы регулирования мощности, выгорающих поглотителей (твэлов с гадолинием - твэгов) и «мягкого» борного регулирования, а также замены дистанционирующих решеток из нержавеющей стали на циркониевые позволили существенно увеличить выгорание топлива с 13 МВт сут/кги (ВВЭР-210) до 70 МВт сут/кти в проекте ВВЭР-1200 (локально до 80 МВт сут/кги) [25, 26]. При этом достигается KB примерно 0,5+0,6. Можно считать, что данная физическая система достаточно изучена и оптимизирована как на критических сборках, так и на действующих реакторах. Созданы и верифицированы программные средства для расчетного сопровождения эксплуатации активных зон. Наряду с достигнутыми положительными результатами по топлнвоиспользованию в ВВЭР эти реакторы проигрывают по стоимости капитальных затрат в сравнении с одноконтурными кипящими реакторами BWR. Существенно меньшая защитная оболочка BWR и сокращение оборудования (одноконтурная установка) приводят к снижению капитальных затрат.
Физические характеристики активных зон корпусных кипящих реакторов BWR и ВК существенно отличаются от активных зон ВВЭР и PWR (табл. 1.3).
Значительное изменение плотности теплоносителя по высоте активной зоны BWR и ВК меняет спектр нейтронов и усложняет решение нейтронно-физической задачи, что требует применения методик, основанных на решении сопряженных нейтронно-физической и теплогидравлической задач. Таким образом, задача оптимизации топливоиспользования в активных зонах корпусных кипящих реакторов не является тривиальной.
В настоящее время в практике проектирования активных зон с изменяющейся аксиальной плотностью водяного теплоносителя для улучшения топливоиспользования применяют так называемые «водяные» элементы в ТВС. В этих реакторах плотность теплоносителя изменяется от 200 до 800 кг/мЗ. {Например, предлагаемый и рассматриваемый в данной работе переход па ТВС с ВТО 3,0 на реакторе ВК-50 сопровождался применением «водяных» элементов, что позволило понизить неравномерность энерговыделения по поперечному сечению ТВС с 1,25 до 1,08 [27, 28]). Рассматривался и альтернативный вариант — применение гидрида циркония (твердого замедлителя) - Антоновым С.Н., Ещеркиным В.М. ; Жарковым А.В., Сидоренко Г.И. и Фплатьевым И.А. подана заявка на изобретение на тепловыделяющую сборку для реактора ВК-50 №4002037/25-4927 от 06.01.1986 г.
В реакторах ВВЭР, как правило, органы СУЗ в виде кластерной системы вводятся в «водяные» элементы (область максимальной плотности потока тепловых нейтронов), что повышает эффективность органов СУЗ.
В активной зоне реактора ВК-50 используются «двухэтажные» органы СУЗ, которые состоят из нижней топливной (обычная ТВС) и верхней поглощающей (тип «нейтронная ловушка»). Эта конструктивная особенность значительно влияет на нейтрошю-физические и теплогидравлические характеристики активной зоны. В начале кампании, когда органы СУЗ находятся в промежуточном положении, из-за большой их эффективности сильно искривляется аксиальное энерговыделение в активной зоне. Поэтому для снижения локальных тепловых нагрузок желательно работать на мощности, когда органы СУЗ находятся ближе к своему верхнему положению [29ч-31]. В реакторах типа ВВЭР для компенсации начального запаса реактивности на выгорание топлива в замедлитель вводится борный раствор в таких количествах, чтобы органы СУЗ можно было поднять до положения, когда они практически не влияют на неравномерность аксиального энерговыделения [32]. В реакторе ВК-50 борная кислота вводится только на период останова и пуска в режиме без кипения теплоносителя. Так как в режиме с генерацией пара в теплоносителе борный раствор отсутствует, то компенсация реактивности на выгорание осуществляется только органами СУЗ, Ситуация усугубляется тем, что в корпусных кипящих реакторах, в отличие от реакторов с водой под давлением, из-за наличия высокого отрицательного парового эффекта реактивности (5-40 %АК/К) мощностной эффект значительно выше. Поэтому, из-за желания добиться сравнимых с ВВЭР энерговыработок, приходится создавать высокие запасы реактивности, что приводит к увеличению эффективности органов СУЗ. Как результат - низкое их положение в начале кампании и, в свою очередь, повышенный аксиальный коэффициент неравномерности энерговыделения приводят к высоким локальным тепловым нагрузкам. Таким образом, кроме выбора параметров уран-водной решетки необходим выбор положения органов СУЗ в течение кампании или введение компенсирующих мер для снижения запаса реактивности в начале кампании.
При оптимизации топливной решетки активной зоны необходимо также учитывать влияние физических характеристик на саморегулирующие свойства реакторной установки в целом.
Таким образом, 50-летний опыт проектирования активных зон водоохлаж-даемых реакторов свидетельствует о важности правильного выбора параметров водно-топливной решетки. Правильный выбор водно-топливной решетки реакторов - важная задача для улучшения топливоиспользования. Для корпусных кипящих реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя (реактор ВК-50) улучшение топливоиспользования является самостоятельной проблемой, для решения которой необходимо одновременное рассмотрение нейтрошю-физической и теплогидравлической задач.
Целесообразно установить критерии эффективного использования топлива. Применительно к корпусным кипящим реакторам (на примере ВК-50) в данной работе предлагается снизить затраты топливной составляющей и, тем самым, повысить рентабельность этого типа установок. На основе опыта реакторов BWR снижение стоимости топливной составляющей достигается путем повышения глубины выгорания выгружаемого топлива. Таким образом, снижение количества «свежих» ТВС для достижения определенной энерговыработки установки (путем увеличения выгорания топлива) - одно из средств повышения ее эффективности.
Улучшение гидравлических и теплотехнических характеристик ТВС
С начала ввода реакторной установки ВК-50 в эксплуатацию велась планомерная работа по оптимизации нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны.
Тепловыделяющие сборки (ТВС) реактора ВК-50 по первоначальному проекту для номинального режима работы имели дефицит замедлителя в топливной решетке. Повысить соотношение между количеством ядер замедлителя и топлива для ТВС активной зоны можно за счет увеличения плотности водяного теплоносителя или за счет уменьшения количества твэлов в тепловыделяющей сборке.
Первый путь, который основан на снижении паросодержания водяного теплоносителя путем улучшения гидравлических характеристик ТВС, был реализован в результате совместной работы сотрудников РНЦ «КИ», ОКБ «Гидропресс», МСЗ «Элемаш» и ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР». Большой вклад в эту работу сделали начальник лаборатории РНЦ «КИ» , научный руководитель реактора ВК-50 И.Н. Соколов, и главные инженеры МСЗ «Элемаш» К.Я. Егоров и ВК-50 Ю.Н. Соловьев. Снижение гидравлических сопротивлений в ТВС приводит к увеличению скорости циркуляции, а это, в свою очередь, снижает паросодер-жание (увеличивает плотность замедлителя) в активной зоне. Постепенное улучшение гидравлических характеристик ТВС реактора ВК-50 проводилось путем замены планочных на сотовые более «прозрачные» дистанционирующие решетки и увеличением проходных сечений нижнего и верхнего хвостовиков. Одновременно проводилось снижение локальных линейных тепловых нагрузок за счет увеличения тепло передающей поверхности при уменьшении диаметра твэлов с 10,2 до 9,1 мм и увеличением их количества со 126 до 162 с сохранением водно-топливного отношения. Переход на твэлы диаметром 9,1 мм сопрово ждался увеличением обогащения с 2 до 3 % и введением в состав ТВС шести стержней с выгорающими поглотителями (СВП).
Второй путь, который защищается в данной работе, был основан на оптимизации нейтронно-физических характеристик активной зоны путем увеличения водно-топливного отношения в ТВС, был реализован на реакторе ВК-50 за счет уменьшения количества твэлов. В работе по реализации данного предложения активное участие принимали сотрудники РНЦ «КИ»: И.А. Филатьев, А.А. Суслов и И.Н. Соколов; ФГУП НИКИЭТ: В.П. Телегин; МСЗ «Элемаш» А.К. Панюшкин, Г.Г. Потоскаев, Е.Г. Бек, В.М. Железняк; ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР»: В.А. Цыканов, Ю.В. Нечеткий, П.Г. Аверьянов, В.М. Ещеркин, Г.И. Гаджиев, В.Е. Шмелев, В.П. Садулин. Основные работы по расчетному обоснованию ТВС с повышенным ВТО были проведены Р.Е. Федякиным и С.Н. Антоновым. При этом Р.Е. Федякиным и С.Н. Антоновым было получено авторское свидетельство на изобретение ТВС с повышенным водно-топливным отношением для ВК-50 (№ 1031348). Основные работы по экспериментальному обоснованию активной зоны с повышенным ВТО были выполнены при непосредственном участии и под руководством автора диссертации совместно с коллективом РУ ВК-50.
Тепловыделяющие сборки ВК-50 первой топливной загрузки имели 126 твэлов диаметром 10,2 мм обогащением 2 % (водно-топливное отношение 2,2), которые дистанционировались семью планочными решетками. Теплоноситель из пучка твэлов выходил через головку диаметром 110 мм (ТВС 1-ого типа). На основании расчетов был сделан вывод о возможности снижения гидравлического сопротивления ТВС. В связи с этим количество промежуточных планочных решеток было уменьшены с семи до пяти сотовых, а диаметр выходного отверстия верхней головки увеличен до 146 мм (ТВС 2-ого типа).
Улучшение гидравлических характеристик ТВС увеличило скорость циркуляции теплоносителя в активной зоне с 0,4-7-0,5 до 0,8-5-0,9 м/с, что привело снижению паросодержания в активной зоне. А это, в свою очередь, позволило уменьшить аксиальный коэффициент неравномерности энерговыделения, повысить границу резонансной неустойчивости и, как следствие, увеличить выгорание топлива на 20-ьЗО %. Так, на мощности 140 МВт аксиальный коэффициент неравномерности энерговыделения уменьшился с 2,4 до 2,1. В результате применения ТВС с улучшенными гидравлическими характеристиками в 1969 году на реакторе была достигнута тепловая мощность 195 МВт.
Дальнейшая модернизация ТВС была связана с увеличением обогащения топлива до 3 % и количества твэлов до 162 (при уменьшении диаметра твэлов до 9,1 мм), уменьшением количества дистанционирующих решеток до четырех и увеличением проходного сечения верхней головки ТВС до шестигранника с размером «под ключ» 165 мм. Также в состав ТВС были введены шесть СВП. В нижней и верхней части СВП содержание бора равно 0,015 г/см , а на высоте от 200 до 800 мм 0,065 г/см . Площадь теплопередающей поверхности в ТВС была увеличена на 20 %. Уменьшение гидравлического сопротивления ТВС и применение СВП снизило Кг до 1,7. Переход на твэлы меньшего диаметра и СВП был осуществлен без изменения водно-топливного отношения. Использование этих ТВС позволило в 1973 году форсировать мощность до 255 МВт, что продемонстрировало возможность эксплуатировать корпусные кипящие реакторы с естественной циркуляцией со средними удельными нагрузками свыше -50 МВт/м3 (ТВС Зч-5-ых типов).
С 1981 года был осуществлен перевод активной зоны на обогащение 2,4 % (5-ый тип ТВС - ОК-2,4ХС) на базе ТВС со 162 твэлами диаметром 9,1 мм. Материальный состав и конструкция стержней с выгорающим поглотителем были оставлены без изменения. Понижение обогащения до 2,4 % связано с необходимостью формирования активной зоны только из «свежих» ТВС. Переход на «свежую» топливную загрузку с пониженным обогащением был обусловлен необходимостью исключения неопределенностей в исходных данных для верификации программы БИПР-К и других расчетных кодов на экспериментальных данных реактора ВК-50, ориентированных на расчеты нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик водо-водяных реакторов.
Расчетно-экспериментальные исследования на стационарных режимах работы реактора
В процессе перехода на новые ТВС и в последующий период проводились эксперименты с определением температурного эффекта реактивности, неравномерности энерговыделения по объему активной зоны, границы резонансной неустойчивости. Исследовались переходные процессы при изменении подачи питательной воды и расхода пара, а также при введении положительной реактивности [924-99]. В табл. 4.1 приводятся экспериментальные данные по наиболее важным интегральным характеристикам активных зон, имеющих ВТО 2,2 и 3,0.
Основным результатом перехода на новую конструкцию ТВС явилось уве личение глубины выгорания топлива. Оно обусловлено, прежде всего, уменьшением температурного и парового эффектов реактивности и увеличением расхода теплоносителя.
Устойчивость реактора в режимах выхода в критическое состояние и разогрева теплоносителя до кипения определяется величиной и знаком температурного коэффициента реактивности. На стадии оптимизационных расчетов знак температурного коэффициента реактивности был основным ограничивающим фактором по увеличению ВТО [100-ГІ02].
Эффект реактивности должен быть достаточно малым, но оставаться отрицательным во всем диапазоне температур. Поэтому в начале почти всех кампаний реактора по специальной методике проводились измерения температурного эффекта реактивности [103, 104]. На рис. 4.3 приведены зависимости температурных эффектов реактивности активных зон для ВТО 2,2 и 3,0. Общий температурный эффект для активной зоны с ВТО 3,0 при разогреве от 20 до 220 С составляет величину (1,5±0,5) %ЛКэфф/Кэфф. Измеренный эффект для активной зоны с ВТО 2,2 составляет величину (3+0,5) %ЛКэфф/КЭфф.
Одним из важных параметров, характеризующих работу кипящего реактора, является паровой эффект реактивности. Знак и величина парового эффекта реактивности определяющим образом влияют на статические и динамические свойства кипящего реактора и обуславливает стабильность его работы.
Паровой эффект определялся расчетом, в котором моделировались критические состояния на различных уровнях мощности для активных зон с ВТО 2,2 и 3,0. Затем при тех же параметрах активной зоны реактора определялись паровые эффекты реактивности с полностью выведенными из активной зоны органами регулирования. Паровой эффект реактивности определялся как: Рф-Рі-ро, где pi - реактивность на имитируемом уровне мощности; р0 - реактивность при рабочей температуре теплоносителя без пара в активной зоне (рис. 4.4).
Из всех определяемых или постулируемых аварийных ситуаций наиболее опасно самопроизвольное движение вверх одного наиболее эффективного органа регулирования в холодном состоянии реактора.
Поскольку экспериментальная проверка такой ситуации невозможна, то анализ этой аварии для активной зоны с водно-урановым отношением 3,0 проведен по математической модели, основанной на теплогидравлнческом коде RELAP-5/MOD3 [105]. Детальный анализ результатов расчетов представлен в работах [93-Т-96].
Рассматривалась ситуация самопроизвольного движения наиболее эффективного РО РР-7 с рабочей скоростью 5 мм/с (максимальная скорость вводимой реактивности 0,065 рэфф/с).
Характер изменения мощности при движении вверх РО РР со скоростью -5 мм/с показан на рис. 4.5. Реактор находился в подкритическом состоянии,
Изменение мощности реактора при извлечении РО РР все РО A3 взведены, РО РР в крайнем нижнем положении. Практически сразу после выхода реактора из подкритического состояния ( 120 с) достигается аварийная уставка по скорости нарастания мощности и РО A3 возвращают реактор в подкритическое состояние. К -195 секунде реактор вновь становится критичным, мощность быстро растет, достигая максимума -80 МВт к -225 с. Рост мощности вызывает рост температуры топлива и теплоносителя, что приводит к вводу отрицательной реактивности и уровень мощности снижается до —10 МВт к -240 секунде. Основную роль по снижению мощности играет отрицательный температурный эффект реактивности по температуре замедлителя. Эффект реактивности по этому параметру к моменту снижения мощности составляет —1,5 рэфф, в то время как Доплер-эффект равен только —0,45 рэфф- Расчетами показано, что пар не генерируется даже в наиболее теплонапряженной ТВС реактора и не влияет на стабилизацию режима. Окончательный перевод реактора в подкритическое состояние обеспечивает ввод борной кислоты в замедлитель. На достаточно высоком уровне мощности реактор находится короткое время, в связи с чем максимальные температуры топлива и оболочки не превышают допустимые значения. Поэтому самопроизвольное движение наиболее эффективного РО РР не приводит к нарушению целостности оболочки твэлов (рис. 4.6).
Основные критерии и положения, принятые при проведении расчётов
Одним из недостатков программы БИПР-К, как отмечали ее авторы, является низкая достоверность результатов при моделировании ситуаций, связанных с определением параметров ядерной безопасности (расчет подкритичности активной зоны после взвода органов аварийной защиты, определение дифференциальной и интегральной эффективности рабочих органов СУЗ и др.). Поэтому в качестве программ для расчета параметров ядерной безопасности применяются в настоящее время программы MCU-RFFI/A и MCU-RR.
Программы MCU-RFFI/A и MCU-RR предназначены для решения уравнений переноса нейтронов методом Монте-Карло на основе оцененных ядерных данных для систем с произвольной трехмерной геометрией.
Программы позволяют учитывать эффекты изменения энергии нейтронов при столкновениях как непрерывную, так и ступенчатую зависимость сечений от энергии. В области неразрешенных резонансов допускается как подгрупповое, так и поточечное описание сечений. Моделирование столкновений в области термализации проводится (по выбору пользователя) либо в многогрупповом приближении, либо по модели непрерывного изменения энергии с учетом корреляции между изменениями энергии и угла при рассеянии. В обоих случаях учитываются химические связи, тепловое движение ядер и когерентные эффекты для упругого рассеяния.
Точность расчета задач на критичность методом Монте-Карло ограничена только точностью используемых библиотек ядерных данных.
Библиотека констант DLC/MCUDAT-1.0, используемая программой MCU-RFFI/A содержит информацию для 131 изотопа.
Программа MCU-RFFI/A позволяет рассчитывать трехмерные системы практически любой сложности. Методом комбинаторной геометрии они описываются как булевские комбинации набора простых тел.
Возможен учет следующих граничных условий: утечка через внешнюю поверхность, белое и зеркальное отражение, трансляционная симметрия. Программа позволяет решать задачу об асимптотической решетке (проблема Бенуа) и вычислять функционалы потока нейтронов для бесконечных однородных гетерогенных решеток с трансляционной симметрией с утечкой, заданной вектором баклинга.
Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DLC/MCUDAT-1.0 аттестована Госатомнадзором России для расчета критичности широкого класса размножающих нейтроны систем. Работа по внедрению программы проводилась совместно с Ванеевым Ю.Е.
Подготовка констант топливной решетки для программ БИПР-К проводилась по программе RORF , в основу которой положена четырехгрупповая система констант. Программа использует модель тяжелого газа при рассеянии на молекуле воды для получения энергетического спектра тепловых нейтронов, различного для замедлителя и топлива, приближения узких резонансов для резонансного интеграла поглощения ядрами 238U и дает возможность вычислить малогрупповые эффективные константы с учетом утечки нейтронов в критическом состоянии.
В программе RORF реализован следующий вид аппроксимации: . = Fx (Ршл) + F yp (АТи ) + F4rp (Хе) + FWp (Sm) + F5p (Ay) + F6p (CB ), где: F i(puu) — зависимость /С» от выгорания топлива; F2 (АТц ) = bj ATI, - зависимость Km от температуры топлива; F3i (Хе) = еХерХе - зависимость Кт от отравления ксеноном; F4 (Sm) = eSmpSm — зависимость Km от отравления самарием; F5 (Ay) = ЛХу-у) - зависимость /С» от отклонения текущего состояния по плотности замедлителя от «интегральной»; 6 (Св) = с{С1в - зависимость/Со, от концентрации борной кислоты в за-медлителе; VE.T la PL - зависимость vEj? от выгорания топлива.
Программа САПФИР-95предназначена для расчета нейтронно-физических характеристик одно-, двух- и трех-мерных ячеек (полиячеек) ядерных реакторов в интервале значений плотности замедлителя 1-0,2 г/см3 с учетом выгорания уранового и плутониевого топлива с начальным обогащением до 90 %.
В области быстрых энергий нейтронов (10,5 МэВ-ЧО КэВ) расчет проводится в 26-групповом приближении системы БНАБ. Самоэкранировка нейтронов в области резонансного взаимодействия с материалами активной зоны для каждой однородной области учитывается в формализме f-факторов.
В области резонансных энергий нейтронов (10 КэВ - 1 эВ) расчет проводится в рамках обобщенного подгруппового подхода.
В области тепловых энергий нейтронов (0- -1) эВ расчет проводится в 40 -групповом приближении с учетом термализации нейтронов.
Пространственное распределение нейтронов во всех энергетических областях находится методом вероятностей первых столкновений (ВПС), для чего используется модифицированная программа ВЕПС, в которой для определения траекторий нейтронов применяется геометрический модуль SCG-5 из комплекса программ MCU.
Результатами расчета ячейки по программе САПФИР-95 являются значения скорости реакций на каждом материале в заданной области пространства и энергии, а также соответствующие потоки и токи. Для обеспечения расчета реактора в целом по диффузионной программе, в программе САПФИР-95 предусмотрена подготовка малогрупповых эффективных характеристик ячейки с учетом утечки в приближении баклинга.
Набор малогрупповых констант для одной ячейки содержит традиционный для диффузионных уравнений набор сечений, дополненный параметрами для расчета отравления ксеноном.
