Научный журнал
Современные наукоемкие технологии
ISSN 1812-7320
"Перечень" ВАК
ИФ РИНЦ = 0,899

ОПТИМИЗАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ТИПА ВБЭР ДЛЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ ПЛАВУЧЕГО БАЗИРОВАНИЯ

Власичев Г.Н. 1 Куликов Е.И. 1 Сухарев Ю.П. 2
1 ФГБОУ ВО «Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева»
2 АО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И.И. Африкантова»
Проведено расчетное обоснование оптимальных нейтронно-физических характеристик перспективного ядерного реактора малой мощности типа ВБЭР. Обоснована актуальность данного типа реактора. Указаны энергетические задачи, которые он способен решить. Расчеты реактора проводились по программе WIMS-D4. В результате расчетного анализа определены оптимальная загрузка топлива, обогащение, длительность кампании реактора, оптимальная концентрация выгорающего поглотителя. Загрузка урана на твэл определена на уровне 1,06 кг при обогащении по U235 – 7,5?%. Данный вариант загрузки обеспечивает кампанию реактора около 4340 сут (12 лет), оптимальное среднее выгорание топлива 67,3 МВт·сут/кг, удельный расход U235 – 1,114 г/МВт·сут. Проведен анализ выгорающих поглотителей, используемых для компенсации избыточной реактивности в начале кампании. Расчеты выгорания выполнены с временным шагом 10 эффективных суток. В результате анализа выбраны твэги с массовой долей оксида гадолиния (Gd2O3), равной 7?%, которые в количестве 6 твэгов на каждую ТВС компенсируют избыточную реактивность на величину 0,025. При добавлении в теплоноситель борной кислоты (H3BO3) в концентрации 5 г/кг избыточная реактивность в начале кампании будет скомпенсирована на 0,315.
ядерный реактор
тепловыделяющая сборка
тепловыделяющий элемент
кампания реактора
глубина выгорания
выгорающий поглотитель
оксид гадолиния
борная кислота
1. Аль Давахра Сааду. Использование выгорающих поглотителей в реакторах типа ВВЭР [Текст]; автореф. дис. ... канд. техн. наук (05.14.03) / Аль Давахра Сааду; МИФИ. – М., 2006. – 143 с.
2. Андреев Б.М. Изотопы. Свойства, получение, применение [Текст] / Б.М. Андреев, Д.Г. Арефьев, В.Ю. Баранов [и др.]; научный ред. В.Ю. Баранова. – Т.2. – М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005. – 728 с.
3. ГОСТ Р 50088-92. Реакторы ядерные водо-водяные энергетические (ВВЭР). Общие требования к проведению физических расчетов [Текст]; введ. 1993–07–01. – Москва: Министерство атомной энергии РФ. – М.: Изд-во стандартов, 1992. – 5 с.
4. Инновационные реакторные установки разработки АО «ОКБМ Африкантов» для энергоблоков наземного и плавучего базирования // Региональная атомная энергетика // АО «ОКБМ Африкантов». [Электронный ресурс]. – URL: http://www.okbm.nnov.ru/images/pdf/ vber-300_extended_ru_web.pdf (дата обращения: 15.10.2016).
5. Ядерное топливо для АЭС: современное состояние и перспективы // ОАО «ТВЭЛ». [Электронный ресурс]. – URL: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/Doklady/Molchanov.pdf (дата обращения: 10.01.2017).
6. Askew J.R. A General Description of the Lattice Code WIMS / J.R. Askew [et al] // JBWES, Oct. 1966.

На фоне обостряющихся проблем, связанных с применением традиционных способов энергопроизводства (рост цен на углеродное топливо, ухудшение экологии городов, обострение проблемы обеспечения пресной водой) [4], является очевидной необходимость широкого использования атомной энергии.

На основе опыта строительства судовых реакторных установок для гражданского и военно-морского флота разработаны проекты для атомных станций малой и средней мощности, которые способны решить энергетические задачи, связанные с активным освоением территорий с децентрализованным энергоснабжением, расширением добычи редких металлов [4], подъемом добычи газа, угля, развитием перерабатывающей промышленности. Принятые технологические решения позволяют рекомендовать установки данного типа в качестве энергоисточников атомных опреснительных комплексов, создаваемых на основе нефтяных платформ.

Расчет ядерной энергетической установки на стадии эскизного проектирования должен обеспечить возможность обоснованного окончательного выбора основных конструкционных характеристик активной зоны реактора и условий ее эксплуатации, к которым относятся:

- геометрия активной зоны, тип топливной решетки, конструкция тепловыделяющих элементов (твэлов), конструкция и число тепловыделяющих сборок (ТВС);

- номенклатура начального обогащения (изотопный состав) топлива ТВС первой загрузки и подпитки, режим перегрузок топлива;

- принципы компенсации реактивности реактора, конструкция и число органов регулирования, тип и размещение выгорающих поглотителей в ТВС [3].

Цель исследования

Цель работы заключается в определении оптимальных нейтронно-физических характеристик реакторной установки типа ВБЭР тепловой мощностью 280 МВт.

Для реактора данного типа выбрана бесчехловая ТВС (типа ТВСА), хорошо зарекомендовавшая себя на АЭС с водо-водяными реакторами в России и за рубежом [4]. В каждой ТВС содержится 306 твэлов укороченного типа, где высота топливного столба составляет 2500 мм, 6 твэгов (смесь топлива с меньшим обогащением и выгорающим поглотителем), 12 направляющих каналов для СУЗ (стержни системы аварийной защиты). Активная зона сформирована из 55 ТВС.

Материалы и методы исследования

Для расчетного обоснования оптимальных нейтронно-физических характеристик реактора использовалась программа WIMS-D4 [6]. Программа применялась для определения оптимальной загрузки и обогащения топлива, кампании реактора, исходя из полученных значений коэффициента размножения. Расчеты спектра нейтронов проводились в двух групповом приближении. Расчет выгорания выполнялся с временным шагом 10 эффективных суток. Расчеты нейтронно-физических характеристик реактора проводились при постоянной средней температуре в активной зоне.

Результаты исследования и их обсуждение

В данной работе приводятся результаты расчетного анализа с целью оптимизации топливной загрузки, обогащения, загрузки выгорающего поглотителя реактора.

Удлинение кампании реактора возможно путем повышения обогащения топлива по U235, что приводит к избыточной реактивности в начале кампании [1]. На рис. 1 приведена зависимость времени облучения от топливной загрузки на твэл и обогащения по U235.

vlas1.tif

Рис. 1. Зависимость времени облучения от топливной загрузки на твэл при значениях обогащения по U235: 8,5 % (1), 7,5 % (2), 6,5 % (3) и 5,5 % (4)

Для обеспечения кампании реактора около 4340 сут (~ 12 лет) выбрана загрузка урана на твэл на уровне 1,06 кг при обогащении по U235 – 7,5 % (рис. 1). Данный вариант загрузки урана обеспечивает оптимальное среднее по реактору выгорание топлива 67,3 МВт·сут/кг, а также удельный расход U235 – 1,114 г/МВт·сут. Выбор обогащения по U235 – 8,5 % приводит к увеличению средней по реактору глубины выгорания топлива до 74,7 МВт·сут/кг, превышающей допустимое значение – 68 МВт·сут/кг. Превышение глубины выгорания топлива ведет к ухудшению стойкости материалов оболочек твэлов [5].

Выбор загрузки урана на твэл больше уровня 1,06 кг приводит к увеличению размеров ядерного реактора, что неразумно при плавучем базировании, где играет важную роль компактность установки.

Для компенсации избыточной реактивности и снижения нагрузки на управляющие стержни используется борное регулирование. В начальный период работы реактора концентрация в первом контуре борной кислоты (H3BO3), в которой бор содержит изотопы B10, сильно поглощающие нейтроны, максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

При использовании в теплоносителе первого контура борной кислоты большой концентрации повышается коррозия материалов активной зоны, а также увеличивается объем вводимых с борной кислотой химических примесей, способных активизироваться в активной зоне реактора и, как следствие, повысить радиационные риски в зоне его обслуживания [1]. Для того чтобы избежать чрезмерного использования борного регулирования, применяют выгорающие поглотители в составе ТВС реакторов.

В качестве поглотителей нейтронов в ядерных реакторах широко используются гадолиний, эрбий, кадмий, бор и, в меньшей степени, самарий и европий [2]. При выборе поглотителей должны учитываться одновременно наиболее важные параметры, характеризующие и работу реактора, и свойство самого поглотителя. К характерным параметрам реактора следует отнести длительность цикла, уровень выгорания топлива и т.п.

Гадолиний отличает аномально высокое поглощение тепловых нейтронов. Сечение поглощения тепловых нейтронов природным гадолинием достигает величины 46 000 барн, а у изотопа Gd157 сечение захвата – 255000 барн (табл. 1) [2].

Таблица 1

Свойства стабильных изотопов гадолиния

Изотоп

Содержание в природном Gd ( %)

Сечение поглощения тепловых нейтронов (барн)

152

154

155

156

157

158

160

0,20

2,18

14,80

20,47

15,65

24,84

21,86

10,0

80,0

61000,0

2,0

255000,0

2,4

0,8

Гадолинию свойственно не только высокое сечение поглощения нейтронов, но и хорошая совместимость с другими компонентами, в том числе и с оксидом урана [2].

В условиях опытно-промышленного производства изготавливаются топливные таблетки из диоксида урана с массовой долей природного оксида гадолиния (Gd2O3) от 0,05 до 7,0 %. Таблетки производятся на промышленном оборудовании отечественного производства и из отечественных материалов [2].

Для обеспечения компенсации избыточного запаса реактивности при выбранных параметрах топливной загрузки и обогащения проведен выбор загрузки выгорающего поглотителя и концентрации борной кислоты. В качестве выгорающего поглотителя используется природный Gd2O3 (оксид гадолиния), распределенный равномерно по объему топливных таблеток в части твэгов.

На рис. 2 показана зависимость коэффициента размножения ячейки, содержащей одну ТВС с окружающей долей замедлителя, от времени ее облучения в реакторе при разных массовых долях природного оксида гадолиния, в том числе нулевой. Ячейка без выгорающего поглотителя (кривая 1) дает слишком высокие значения коэффициента размножения в начале кампании, что требует высокой эффективности средств компенсации реактивности.

Для выбора оптимальной концентрации оксида гадолиния в 6 твэгах, снижающей избыточную реактивность, выполнена серия расчетов (кривые 2, 3, 4 на рис. 2). В результате выбраны твэги с массовой долей Gd2O3, равной 7 %, которые компенсируют запас избыточной реактивности на 0,025 (табл. 2). В ТВС расположено 6 твэгов с обогащением топлива UO2 по U235, равным 7 % и с массовой долей Gd2O3 – 7 %. Твэг с массовой долей Gd2O3 более 7 % не следует применять вследствие ухудшения химических, механических и термодинамических свойств.

vlas2.tif

Рис. 2. Зависимости коэффициента размножения от времени облучения для ячейки ТВС, не содержащей выгорающего поглотителя (1) и содержащей в 6 твэгах с концентрацией Gd2O3: 3 % (2), 5 % (3) и 7 % (4); 5 – Kг

vlas3.tif

Рис. 3. Зависимости коэффициента размножения от времени облучения для ячейки ТВС, не содержащей выгорающего поглотителя (1), содержащей в 6 твэгах с концентрацией Gd2O3 7 % без добавления (2) и с добавлением в концентрации 5г/кг (3) H3BO3; 4 – Kг

Таблица 2

Запас реактивности, компенсируемый твэгами с выгорающим поглотителем на основе природного Gd2O3

Массовая доля Gd2O3

Компенсируемый запас реактивности

3 %

0,019

5 %

0,024

7 %

0,025

На рис. 3 показана зависимость коэффициента размножения ячейки от времени ее облучения в реакторе при выбранной массовой доле природного оксида гадолиния (7 %) с добавлением борной кислоты в теплоноситель в концентрации 5 г/кг (кривая 3). Там же для сравнения нанесены зависимости для случая без добавления борной кислоты (кривая 2), а также и без кислоты и без оксида гадолиния (кривая 1).

Из рисунка видно, что добавление борной кислоты позволяет добиться более идеального изменения избыточной реактивности в процессе кампании реактора. При этом избыточная реактивность сильно уменьшается в начале кампании, почти приближаясь к величине Kг (величине коэффициента размножения в бесконечной среде, при котором эффективный коэффициент размножения равен 1). При концентрации борной кислоты в теплоносителе, равной 5 г/кг, избыточная реактивность в начале кампании будет скомпенсирована на величину 0,315.

Заключение

В результате расчетного анализа выбраны оптимальные топливная загрузка, обогащение топлива и параметры средств компенсации избыточной реактивности реактора типа ВБЭР-100 с тепловой мощностью 280 МВт. Оптимальная загрузка топлива для обеспечения кампании ядерного реактора около 4340 сут (12 лет) была выбрана на уровне 1,06 кг при обогащении по U235 – 7,5 %. Данный вариант загрузки урана обеспечивает оптимальное выгорание топлива (среднее по реактору) – 67,3 МВт·сут/кг, а также удельный расход U235 – 1,114 г/МВт сут. Для компенсации избыточной реактивности в реакторе 6 твэлов в каждой ТВС замещаются твэгами, а также используется борная кислота в теплоносителе. Массовая доля оксида гадолиния в твэгах, равная 7 %, компенсирует запас избыточной реактивности на 0,025. Твэги с массовой долей Gd2O3 более 7 % не следует применять вследствие ухудшения химических, механических и термодинамических свойств. Добавление борной кислоты в теплоноситель в концентрации, равной 5г/кг, позволяет уменьшить величину избыточной реактивности в начале кампании на 0,315.


Библиографическая ссылка

Власичев Г.Н., Куликов Е.И., Сухарев Ю.П. ОПТИМИЗАЦИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ТИПА ВБЭР ДЛЯ ЭНЕРГОБЛОКОВ ПЛАВУЧЕГО БАЗИРОВАНИЯ // Современные наукоемкие технологии. – 2017. – № 4. – С. 33-37;
URL: https://top-technologies.ru/ru/article/view?id=36635 (дата обращения: 21.09.2021).

Предлагаем вашему вниманию журналы, издающиеся в издательстве «Академия Естествознания»
(Высокий импакт-фактор РИНЦ, тематика журналов охватывает все научные направления)

«Фундаментальные исследования» список ВАК ИФ РИНЦ = 1.074