Аль Давахра Сааду. Использование выгорающих поглотителей в реакторах типа ВВЭР

Краткое описание

Аль Давахра Сааду. Использование выгорающих поглотителей в реакторах типа ВВЭР : Дис. ... канд. техн. наук : 05.14.03 Москва, 2006 146 с. РГБ ОД, 61:06-5/1488

МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)
На правах рукописи
АЛЬ ДАВАХРА СААДУ
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ВЫГОРАЮЩИХ ПОГЛОТИТЕЛЕЙ В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР
05.14.03 -Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации
ДИССЕРТАЦИЯ
на соискание ученой степени кандидата технических наук
Автор: Научный руководитель:
кандидат физико-математических наук, доцент
Савандер Владимир Игоревич
Москва - 2006
ОГЛАВЛЕНИЕ
ОГЛАВЛЕНИЕ 2
ВВЕДЕНИЕ 4
ГЛАВА 1. АДАПТАЦИЯ ОДНОМЕРНЫХ МОДЕЛЕЙ К АНАЛИЗУ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ ВВЭР 23
1.1. Точечная модель реактивности 24
1.1.1. Линейная модель реактивности 25
1.1.2. Нелинейная модель реактивности 28
1.2. Модель непрерывного движения топлива 32
1.2.1. Смешанные перегрузки топлива 32
1.2.2. Перегрузки с дробной кратностью 44
ГЛАВА 2. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТНОГО АНАЛИЗА РАЗЛИЧНЫХ МОДИФИКАЦИЙ ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА ВВЭР ПО УПРОЩЕННЫМ МОДЕЛЯМ 45
2.1. Расчетный анализ на основе модели непрерывной перегрузки 45
2.1.1. Сопоставление результатов одномерного и трехмерного расчета по программу ПРОСТОР 45
2.1.2. Расчет глубины выгорания и коэффициента неравномерности без выгорающего поглотителя 46
2.1.3. Расчет распределения энерго выделения реактора без
выгорающего поглотителя 49
2.1.4. Расчет глубины выгорания и коэффициента неравномерности с выгорающим поглотителем 50
2.1.5. Расчет распределения энерговыделения реактора с выгорающим поглотителем 51
2.1.6. Перегрузки с дробной кратностью 52
2.1.7. Влияние формы зависимости К^( s) на параметры
установившегося режима перегрузки топлива 53
2.2. Расчетный анализ на основе модели точечной реактивности 59
2.2.1. Влияние формы зависимости р(В) на параметры
установившегося режима перегрузки топлива 60
2.2.2. Перегрузка реактора ВВЭР-1 ООО с низкой утечкой (IN-OUT-IN/ IN-IN-OUT) 65
2.2.3. Увеличение кампании реактора ВВЭР-1000 67
2.2.4. Основные выводы об использовании выгорающего поглотителя на основе точечной модели реактивности 69
ГЛАВА 3. МЕТОДИКА РАСЧЕТА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ И ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ТВС С
ГРАНУЛИРОВАННЫМ ВЫГОРАЮЩИМ ПОГЛОТИТЕЛЕМ 70
3.1. Применение выгорающих поглотителей 70
3.2. Гомогенное и гетерогенное размещение выгорающего поглотителя в твэгах 72
з
3.3. Методика расчета пространственно-энергетического распределения нейтронов в твэгах с гранулированным поглотителем 73
3.3.1. Использование метода вероятностей первых столкновений для расчета одномерных ячеек реакторов 75
3.3.2. Полиячеечная модель решетки ТВС 77
3.3.3. Полиячейки со смешанной геометрией 78
3.3.4. Расчетная модель ТВС реактора ВВЭР-1000 с твэгами 80
3.3.5. Расчет альбедных матриц 82
ГЛАВА 4. СОПОСТАВИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ ГОМОГЕННОГО И ГЕТЕРОГЕННОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ВЫГОРАЮЩИХ
ПОГЛОТИТЕЛЕЙ В ТВЭГАХ 84
4.1. Влияние способа размещения выгорающего поглотителя на форму
зависимости коэффициента размножения от выгорания топлива 86
4.1.1. Описание свойства выгорающего поглотителя для гомогенного размещения Gdz03 в твэге 87
4.1.2. Зависимость коэффициента размножения от выгорания для разных содержаний гадолиния в твэге (гомогенное размещение) 87
4.1.3. Описание свойства выгорающего поглотителя для гетерогенного размещения Gd203 в твэге 88
4.1.4. Зависимость коэффициента размножения от выгорания для разных содержаний гадолиния в твэге (гетерогенное размещение) 89
4.1.5. Зависимость критической концентрации бора от времени для гомогенного и гетерогенного размещения гадолиния.. 90
4.2. Расчет энерговыделения и температурного распределения в твэги 90
4.3. Методика расчета распределения температуры в твэгах 93
4.4. Использование других элементов в качестве выгорающих поглотителей...97
4.5. Использование обогащенных выгорающих поглотителей 101
4.5.1. Обогащенный гадолиний по изотопу 157Gd (70%) 101
4.5.2. Обогащенный эрбий по изотопу 167Ег (100%) 104
4.6. Остаточная реактивность 106
4.7. Оценка коэффициентов реактивности 107
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 112
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 114
ПРИЛОЖЕНИЕ 121
ВВЕДЕНИЕ
В реакторах с водой под давлением непрерывная перегрузка топлива практически исключена. В них обычно ведется периодическая перегрузка с той или иной частотой, зависящей от типа реактора, трудоемкости операций по перегрузке и других факторов. При этом за период работы реактора от одной перегрузки до другой выгорает только избыток топлива над критической массой [1].
Выбор того или иного способа перегрузки ядерного топлива оказывает влияние на все указанные характеристики, т.е. на глубину выгорания, формирование профиля энерговыделения и на количество органов регулирования, компенсирующих избыток топлива над критической массой.
Если реактор загрузить топливом одного обогащения и ограничиться одной перегрузкой за кампанию, то, очевидно, что профиль энерговыделепия в начале кампании будет иметь максимальную неравномерность. В центре активной зоны топливо будет выгорать интенсивней, а на периферии медленней. Естественно, что это приведет в процессе работы к перераспределению нейтронной плотности и к концу кампании профиль энерговыделения станет более ровным. Однако на периферии топливо выгорит значительно меньше, чем топливо, расположенное в центре и вблизи него. Весь избыток реактивности свежего топлива, определяющий глубину выгорания, в начале кампании должен быть скомпенсирован введением поглотителей.
Аналитический расчет глубины выгорания и формирования профиля энерговыделения при частичных перегрузках в энергетических ядерных реакторах практически невозможен. Для этого используются численные методы с тем или иным приближением. Математический анализ можно провести только для некоторых идеальных случаев при непрерывной перегрузке топлива и непрерывном перемешивании его или движении по тому или иному закону. Хотя реально эти режимы, как правило, практически неосуществимы, однако проведение такого анализа весьма полезно. Он позволяет выбрать наиболее подходящий реальный режим перегрузки.
В последнее время тенденции совершенствовании реакторов ВВЭР были направлены на увеличение глубины выгорания ядерного топлива. Эта направленность вызвана многими факторами, главными из которых являются: повышение
эффективности использования природного урана, увеличение длительности кампании и коэффициента использования установленной мощности, уменьшение затраты энергии на собственные нужды, уменьшение скорости выгрузки отработанного топлива, что снижает потребность в хранилищах для отработанных ТВС, и уменьшение численности персонала, работающего на загрузке реактора. 
Средняя глубина выгорания топлива в реакторе ВВЭР-1000 при использовании низкообогащенного урана (~4.0 %) составляет примерно 40 МВт.сут/Кг U. Глубина выгорания топлива непосредственно определяет эффективность использования урана. В качестве характеристики эффективности использования ураиа можно принять полное количество электричества, которое производится с единицы используемого природного урана [2]:
r kwh ^ (* / — xw)
U
■ - - ■ =9.231) [rj‘Bdi.
{] ъщог; (xp~xwy
где т] коэффициент полезного действия, который для реакторов ВВЭР-1000 равен -
0.33,
BjjS— глубина выгорания, (МВт.сут/МТ)
Xf - обогащение природного урана, wt %
Хр~ обогащение загружаемого топлива, wt%
Xw— обогащение урана в отвале ~ 0.2 wt%.
Многочисленные исследования показали, что увеличения использования урана можно достичь с помощью разных стратегий: повышения глубины выгорания, увеличения числа перегрузок, изменения схем перегрузок, включения осевых бланкетов, оптимизации водо-уранового отношения, изменения спектра нейтронов и других. Таблица 1. суммирует стратегии экономии урана, предполагаемые для реактора PWR (ВВЭР) и также экономии добычи руды урана для каждой стратегии. Для достижения экономии U3O8 на 15% была увеличена кратность перегрузок топлива и использованы схемы перестановок с малой утечкой (low - leakage).
Высокая глубина выгорания приводит к уменьшению числа выгружаемых ТВС из реактора в конце топливного цикла, вследствие этого снижаются проблемы в хранении, и переработке транспортировке отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС). Снижение общего количества ОТВС приводит к уменьшению наработки плутония на единицу произведенной энергии, что, в совокупности с накоплением большого количества долгоживущих продуктов деления и трансплутониевых изотопов в выгружаемом топливе, снижает привлекательность ОТВС в качестве оружейных материалов.
Главные недостатки, связанные с высоким выгоранием - увеличенный потенциал разрушения топлива и неизбежное увеличение пика мощности. Главные беспокойства, имеющие отношение к возможным разрушениям топлива при высоком выгорании в реакторах ВВЭР - взаимодействие таблетки с оболочкой, внутреннее давление внутри твэла, изменения в структуре и размерах топлива и также внутренняя и внешняя коррозия оболочки. Как уже было отмечено, одним из недостатков, связанных с увеличением выгорания, является увеличение пика мощности, примерно па 10% 
выше по сравнению с текущими проектами [10].
Таблица 1. Стратегии улучшения использования урана в реакторах PWR(BB3P).
Выбор Экономия в природном уране (%) литература комментарии
1 -увеличение глубины выгорания и числа перегрузок 15 [3,4] 5-перегрузок с выгоранием 55 МВт.сут./кг; (требуется оценить риск преждевременного отказа топлива)
2- уменьшение утечки нейтронов (low -leakage) 3 [4,5] проблема с пиком мощности; если выгорающий поглотитель используется, то остаточная реактивность уменьшает выгорание топлива и снижает экономию в уране.
3- осевые бланкеты 2 [3,6] ухудшение аксиального пика мощности; можно потребовать поглотитель или обогащенные зоны.
4. оптимизация объемной доли вода-урана 2-3 [7] для реакторов с высоким выгоранием;
5.D20
изменение
спектра 10-15 [8] D2O дорого.
6. непрерывное механическое изменение спектра 10-15 т Трудно осуществимо с технической точки зрения.

Эта проблема связана с тем, что реактивность свежего топлива очень высокая. Это приводит к необходимости использования выгорающего поглотителя (ВП), чтобы подавить локальную мощность. Кроме того, выгорающий поглотитель нужен, чтобы держать на достаточно низком уровне концентрацию бора в теплоносителе в начале цикла (ВОС), чтобы получить приемлемый температурный коэффициент реактивности. Высокая глубина выгорания обеспечивает выполнение более длинного цикла (18 месяцев вместо 12 месяцев) при сохранении общего числа загружаемых ТВС при этом обогащение увеличивается в пределах от 3.6 w/o до 4.2 w/o, чтобы достигнуть выгорании от 36 МВ.сут/кгІІ до 45.5 МВ.сут/кги [11].
При использовании схем перегрузок с низкой утечкой (low — leakage) свежее топливо загружается в центральную часть активной зоны, а на периферии загружается топливо, которое простояло уже одну или две кампании, чтобы уменьшить радиальную утечку из реактора. Максимальное уменьшение в потреблении урана (около 3%) происходит из-за снижения утечки нейтронов и из-за более высокого запаса реактивности в центральной части активной зоны в конце топливного цикла. Однако, когда свежее топливо загружается в центре активной зоны, возникают серьезные проблемы с точки зрения неравномерности энерговыделения. Это может быть преодолено, добавлением ВП в ТВС со свежим топливом, чтобы ограничить удельное энерговыделение в этих ТВС.
Улучшение использования ядерного топлива в реакторах ВВЭР можно также достичь за счет компоновки активных зон с так называемой уменьшенной утечкой нейтронов. В этом случае традиционная схема перегрузки, при которой на периферии активной зоны размещается только свежее топливо, заменяется схемой, при которой на периферии размещают определенную долю выгоревших ТВС [12], а свежее топливо загружают в центральные области активной зоны. Такая схема топливной загрузки позволяет уменьшить утечку нейтронов за пределы активной зоны, так как она определяется в основном плотностью потока тепловых нейтронов в периферийных ТВС. Практика показывает, что в отдельных случаях такие схемы загрузки позволяют увеличить длительность топливной кампании на 5-7% по сравнению с проектными схемами размещения на периферии только свежего топлива. Дополнительно эти схемы уменьшают флюенс нейтронов на корпус реактора[13].

Список литературы

ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Как следует из обзора литературных данных, главными направлениями совершенствования топливного цикла реакторов водо-водяного типа является повышение глубины выгорания топлива и удлинение кампании реактора, что достигается существенным повышением обогащения топлива подпитки. Компенсация избыточной реактивности в реакторах с кампанией в 18-24 месяца требует применения выгорающих поглотителей в больших объемах. Выбор выгорающих поглотителей и способы их размещения в ТВС и твэлах будет оказывать существенное влияние на эффективность использования топлива и распределение эпсрговыделения и температуры твэлов в ТВС.
В диссертационной работе проведено расчетно-теоретическое обоснование преимуществ использования гадолиния в качестве выгорающего поглотителя в гранулированной форме. Показано, что за счет внутренней блокировки потока нейтронов на каждой грануле, общее количество гадолиния в одном твэге можно уменьшить, но при этом увеличить общее число твэгов. За счет этого достигается улучшение температурного режима работы твэгов без существенного уменьшения выгорания выгружаемого топлива. Кроме того, снижение количества поглотителя в одном твэле позволяет отказаться от снижения обогащения топлива в твэгах, что также повышает удельную энерговыработку топлива.
В работе рассмотрены некоторые аспекты применение эрбия и бора в качестве выгорающих поглотителей, а также использование обогащенных по нужному изотопу выгорающих поглотителей. Применение обогащенных ВП позволяет снизить общее количество загружаемого ВП в твэлы и, тем самым, понизить воздействие выгорающего поглотителя на теплофизическис характеристики топлива.
Расчетный анализ проводился на простых моделях, как на этапе подготовки макроконстант (ячеечное приближение), так и при анализе выгорания выгружаемого топлива при циклических перегрузках. По этой причине абсолютные значения используемых в расчетах величин будут иметь заметную систематическую погрешность, связанную с использованием упрощенных моделей. Однако влияние этих погрешностей на результаты сопоставления двух различных способов размещения гадолиния в твэгах (использование относительных величии) будет играть меньшую роль, а сами результаты сопоставительного анализа будут иметь большую достоверность, поскольку относительные величины существенно менее чувствительны к систематическим погрешностям, к каковым относятся и модельные погрешности.
Адаптированные к расчету циклических перестановок топлива одномерные программы непрерывного движения топлива могут быть использованы для экономического анализа эффективности использования усовершенствованных топливных циклов и топливных композиций инновационных проектов реакторов типа ВВЭР. В частности, добавление еще одного параметра в параметризованное представление макроконстант размножающей среды, а именно, содержание борного поглотителя в теплоносителе, позволит повысить точность предсказания коэффициента неравномерности энерговыделения без существенного усложнения одномерной модели расчета поля нейтронов в активной зоне реактора ВВЭР. Нелишне заметить, что такие модели, имеющие большую физическую наглядность, будут иметь несомненное преимущество при использовании в учебном процессе для целей курсового проектирования и проведения учебно-исследовательских работ студентами старших курсов.
Кроме того, в работе оставлены без внимания вопросы технологии изготовления твэлов с іранулированньїм гадолинием, влияния неоднородного распределения гранул по твэгу на прочностные характеристики твэгов, изменение свойств твэгов в процессе выгорания. Для такого анализа отсутствуют экспериментальные данные. Для математического моделирования нейтронно- физических свойств ТВС с твэгами, с неравномерным расположением гранул по твэгу, требуется использования программ, основанных на методе Монте-Карло.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядериых реакторов. Учебное пособие. М., Атомиздат, 1973,292 с.
2. Driscoll M.J., Lecture Notes, Subject 22.35: Nuclear Fuel Management, Dept, of Nucl. Eng., M.I.T, 1981.
3. Sider F.M. An Improved Once-Through Fuel Cycle for Pressurized Water Reactors. TIS-6529, Combustion engineering Power Systems, Windsor, Connecticut, (June 1980).
4. Fujta E.K., Driscoll M.J. and banning D. D, Design and Fuel Management of PWR Cores to Optimize the Once-Through Fuel Cycle. M.I. T. Energy Laboratory Report No. MIT-EL-78-017, (August 1978).
5. Smith M.L., Frankline C.B. and Schleicher T.W. Extended Bumup and Extended Cycle Design. Trans. Am. Nucl. Soc. 34,389-390, (June 1980).
6. Kamal A. The Effect of Axial Power Shaping on Ore Utilization in Pressurized Water Reactors. S. M. Thesis, Dept of Nucl. Eng. M.I.T., (January 1980).
7. Robbins T. Preliminary Evaluation of a Variable Lattice Fuel Assembly and Reactor Design Concept Draft Report Under Subcontract No.llY13576V for Oak Ridge National Laboratory, Pickard, Lowe and Garrick, Inc., Washington, D.C., (February 1979).
8. Chang Y.I., et al. Alternative Fuel Cycle Options: Performance Characteristics and Impact on Nuclear Power Growth Potential. RSS-TM-4, Argonne National Laboratory', Argonne, Illinois, (January 1977).
9. Sefcik J.A., Driscoll M.J., Lanning D.D. Analysis of Strategies for Improving Uranium Utilization in Pressurized Water Reactors. M.I.T. Energy Laboratory Report No.MIT-EL-80-132, (January 1981).
10. Coleman T.A., et al. Qualification of the B&W Mark В Fuel Assembly for High Bumup, First Semi-Annual Progress Report: July-December 1978. BAW-1546-1, (1979).
11. Bowling M.L., Smith M.Lf Franklin C.B. Development of a Fuel Management Scheme for Extended Bumup at VEPCO, Trans. Am. Nucl. Soc, 33,392-393, (November 1979).
12. B.A. Иванов, Е.И, Игнатенко, В.И. Лобов и др. Исследование влияния способа организации топливной загрузки реактора ВВЭР-440 на формирование нейтронных полей. Энергетика. Изв. Вузов. 1986, №1, с.61-66.
13. В. А. Иванов. Эксплуатация АЭС: Учебник для вузов. - Зі ie pro атом из дат, Санкт-Петербургское отд-ние. 1994.-384 с.
14. Ф.Я. Овчинников, Ю.В. Марков и др. Опыт создания, эксплуатации и пути совершенствования АЭС с ВВЭР. Атомная энергия, т.54,1983. Вып.4,с.249-257.
15. Franklin D,, Marston Т. 1983. Investigating the Flux Reduction Option in Rcactor Vessel Integrity. Palo Alto, California, Electric Power Research Institute, EPRI NP- 3110-SR. 35 p.
16. Meyer T.A. et al. 1993. Systems Aspects of Reactor Pressure Vessel Integrity. EPRI Final Report TR-103084-T1, Project 2975-05, November 1993. Westinghouse Electric Corporation, Pittsburgh, p. 11 - 31.
17. Guthrie G.L., McElroy W.N., Anderson S. L. 1982. A Preliminary Study of the Use of Fuel-Management Techniques for Slowing Pressure Vessel Embrittlement. 4th International ASTM-EURATOM Symposium, Gaithersburg, MD. HEDL-SA-2655 FP. 14 p.